核反应堆工程16.pptx

核能开发与应用核能开发与应用深圳大学核技术研究所深圳大学核技术研究所赵海歌赵海歌2010-2011学年第二学期学年第二学期反应堆压力容器是用来固定和包容堆芯、堆内构件，使核燃料的裂变链式反应限制在一个密封的金属壳内进行。一般把燃料元件包壳称为防止放射物质外逸的第一道屏障。把包容整个堆芯的压力容器及一回路管路系统称为第二道屏障。压力容器外形尺寸大、质量大，加工制造技术难度大，特别是随着核电站单堆容量增大，压力容器的尺寸也越来越大。例如，电功率为1200 Mw的核电站，其压力容器高133M，内径5m，壁厚2400M，质量达540t。主焊缝厚达200300mm，因此焊接质量和检验工序复杂，在制造过程中需反复热处理和反复探伤检验。第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器选材原则是：要保证材质纯度，要求材质中的硫化物、氧化物等非金属杂质尽量少，磷和硫含量及低熔点元素含量应尽量低，且分布均匀。材料应具有适当的强度和足够的韧性，脆性断裂是反应堆压力容器最严重的失效形式，材料对脆性断裂的基本抗力是材料的韧性，保证并尽力提高材料的韧性是防止脆性断裂的根本途径。材料应具有低的辐照敏感性，反应堆压力容器由于受中子辐照的结果，提高了材料的强度，但降低了塑性，因而加剧了脆性破坏的可能性。为了防止出现脆性破坏，应控制和降低材料的辐照脆化倾向。导热性能好，在温度变化时热应力较小。便于加工制造，成本低廉。第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器当前压水堆的压力容器材料普遍选用低合金钢。低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于1018cm2的辐照后，脆性转变温度明显升高，这是危及反应堆压力容器安全性的重要因素。改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施有：严格限制铜和磷这两种元素的含量；添加少量铝、钒、严格限制铜和磷这两种元素的含量；添加少量铝、钒、铬、铂、镍等元素；减少钢的辐照损伤。铬、铂、镍等元素；减少钢的辐照损伤。反应堆压力容器是由容器本体以及用双头螺栓连接的反应堆容器顶盖组成。反应堆容器是由低合金锻钢环形锻件焊接而成。这些无纵焊缝的单个环形锻件用环焊连成一体，便构成了压力容器。反应堆压力容器包容堆内构件、堆芯，以及作为冷却剂和慢化剂的水。为了防止锈蚀，凡是与水接触的容器内表面都堆焊不锈钢覆面层，其厚度不小于mm。第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器反应准压力容器顶盖反应堆压力容器顶盖由顶盖法兰和顶盖本体焊接成一个整体。1顶盖法兰该法兰上钻有若干个螺栓孔，法兰支撑面上有二道放置密封环用的槽o2顶盖本体压水堆一般都采用半球形顶盖，半球形顶盖用板材热锻成形。焊在顶盖上的部件有吊饵、控制棒驱动机构管座和温度测量接管等。压力容器筒体压力容器筒体从上而下由下面几个部分组成。第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器1法兰段在法兰上，钻有若干个末穿透的螺纹孔。法兰段上还包括有：与反应堆容器顶盖匹配的不锈钢支撑面。一根泄漏探测管，为了能进行探漏，这根管子倾斜穿过法兰后，头部露出在两只O形密封环之间的支撑面上。内密封环的泄漏是由引漏管线上的一台温度传感器进行探测。当反应堆在额定功率下稳态运行时，内密封环不允许泄漏；在启动和停堆时，内密封环允许的最大泄漏率为20 L/h。若泄漏率大于20Lh或泄漏流温度高于70Co时，反应堆容器就应加以检查。外密封环也要经常进行目视检查，以便查出其可能的泄漏。一个支撑台肩，用来挂吊篮。2.接管段：反应堆的进出水口从这里引出，根据一回路环路数量的不同有不同的接口数，例如两个环路就有四个接口。由于简体的这一部分开有大的接口，为了强度补偿，因此这一部分简体较厚。出口接管的内侧有一节围筒，使出口接管与堆芯吊篮开口之间形成连续过渡。每个接管的外端焊一段不锈钢接管，这样可以在现场把一回路管道与压力容器接管焊接相连。第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器3筒身段(也称堆芯包容环段)这部分由上筒体和下简体两段组成。在简身段的下部，由因科镍合金制成的导向键焊在内表面上，用来给堆内构件导向并限制位移。4过渡段过渡段把半球形的下封头和容器的简体段连接起来。5下封头 由热轧钢板按压成半球形封头。下封头上装有几十根因科镍导向套管，为堆内中子通量测量系统提供导向，利用部分穿透焊工艺将导向套管焊在下封头内。第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器反应堆容器支撑结构 根据反应堆压力容器在电站或舰船上所处的位置各自都采用不同的支撑结构。早期的压力容器底部无通量测量装置，在堆的底部设有压力容器支撑裙，将支撑裙焊在压力容器的下封头或接管段上，利用支撑裙和支撑柱将压力容器定位。近代压水堆的压力容器增大，并采用上进上出的回路连接，下封头设有中子通量测量管，需要有较大的下堆腔。因此，在核电站中，在压力容器支撑结构上取消了支撑裙而利用冷却剂进出口的接管作为压力容器的支撑，整个压力容器依靠接管和与接管相连的钢垫支撑在混凝土的基础上。支撑结构采用强迫通风冷却，使混凝土的表面温度低于允许值。此外，为了减少压力容器热应力及散热损失，压力容器的表面包程一层绝热材料。第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器反应堆堆内构件反应堆的堆内构件包括吊篮部件、压紧部件、堆内温度测量系统和中子通量测量管等。堆内构件的作用是：使堆芯燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件定位及压紧，以防止这些组件在运行过程中移动；保证燃料组件和控制棒组件对中，对控制棒组件的运动起导向作用；分隔堆内冷却剂，使冷却剂按一定方向流动，以导出堆芯热量，冷却堆内各部件；固定和引导堆芯温度和中子通量测量装置，补偿堆芯和支撑部件的膨胀空间；减弱中子和射线对压力容器的辐照保护压力容器，延长压力容器的使用寿命。第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器反应堆燃料元件第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器反应堆燃料元件棒第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器控制棒 第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器控制棒驱动机构第五讲：核反应堆结构与材料第五讲：核反应堆结构与材料压水堆压力容器压水堆压力容器