第四章AP1000反应堆结构设计杜圣华.ppt

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1、第四章第四章 AP1000AP1000反应堆结构设反应堆结构设计计杜圣华杜圣华上海核工程研究设计院上海核工程研究设计院20082008年年7 7月月目录4.1堆芯结构设计4.2反应堆堆内构件4.3反应堆压力容器及一体化顶盖4.4反应性控制及控制棒驱动机构4.5反应堆本体配套部件4.1堆芯结构设计AP1000堆芯由157个燃料组件，69束控制棒，几十个可燃毒物和阻力塞组件及4个中子源组件，构成等效直径为3.04m，活性区高度为4.267m的核裂变反应区。图4.1.1堆芯布置功能：实现核燃料裂变并将核能转化为热能，既是释放能量，又是强放射性源。燃料棒包壳是放射性裂变产物的首道屏障。燃料组件栅格排列

2、保持核设计中堆芯水铀体积比。图4.1.1堆芯布置组件结构可为控制棒、可燃毒物、中子源、阻力塞和中子探测提供导向，插入和冷却条件。组件结构为冷却剂流动和带出热量分布均匀。燃料组件为安全三级，抗震类别为SSE，质量等级为QA1级。设计准则：在冷却剂压力，温度下燃料棒包壳必须自立设计寿期内，燃料棒不应发生蠕变坍塌设计寿期内棒内部气体压力低于冷却剂工作压力最热燃料芯块中心温度低于二氧化铀燃耗相应熔点包壳有效应力不超过材料辐照后屈服强度包壳周向弹性加塑性拉伸应变不超过1%燃料棒包壳累积应变疲劳因子低于设计应变疲劳寿命包壳均匀腐蚀深度或磨蚀深度小于包壳壁厚的10%燃料组件承受I、II类工况下流体引起振动，

3、压力波动流动不稳定引起作用燃料组件为控制棒提供通道，缓冲和冲击燃料组件为容纳相关组件并提供足够冷却燃料组件在堆内能承受横向和轴向载荷，其变形在限值之内不发生失稳组件结构设计：国外压水堆高性能燃料组件的开发按1717-25型排列主要有三种结构型式：法国的AFA3G,西屋Performavce+和西门子动力公司的HTP。图4.6.2，4.6.3，4.6.4。结构材料：（1）活性段结构材料包括燃料棒包壳、导向管、通量管和定位格架。采用吸收中子少，耐腐蚀，低辐照生长和低蠕变的新型锆合金：ZiRLo，M5,ELS-DUPLex锆合金。（2）非活性段材料上下管座为304不锈钢，弹簧为低钴因科镍718合金。

4、结构形式（1）定位格保护格架，中间格架，端部格架，要求吸收中子少的锆合金条带，带导向翼，中间格架有搅混冷却功能，冲制成形，激光焊接。（2）导向管带水力缓冲器，上、下可拆结构图4.1.2法国AFA3G燃料组件图4.1.3西屋P燃料组件（3）上、下管座上管座：优化上管座弹簧压紧力，改进流水孔孔型下管座：过滤异物上下管座，均为可拆连接件（4）燃料棒细棒径9.59mm，大晶粒UO2芯块。表4.1国外四种型号高性能燃料组件参数表4.2国外四种型号高性能燃料组件参数表4.1国外四种型号高性能燃料组件参数比较类型项目AFA3GVantage+Performance+HTP几何尺寸：栅元排列171717 17

5、171717 17燃料棒直径mm9.5 0.579.5 0.579.5 0.579.5 0.57燃料棒数264264264264中子测量管数1111导向管数24242424棒栅元距cm1.261.261.261.26组件间距cm21.50421.50421.50421.504组件边长cm21.40221.40221.40221.402芯块直径mm8.198.198.198.19芯块高度mm13.513.513.513.5燃料棒长度cm385.15448.8385.15448.8385.15448.8385.15448.8结构材料：包壳材料M5ZrRLTMZiRLOTMELS-DoPLEX合金导

6、向管材料Zr-4Zr-4ZiRLOTMZiRLOTM定位格架材料Zr-4-InconelZr-4Zr-4-InconelZr-4-Inconel搅混格架材料Zr-4-InconelZr-4Zr-4-InconelZr-4-Inconel端部格架材料InconelInconelInconelInconel上、下管座材料304304304304表4.2国外四种型号高性能燃料组件参数比较类型项目AFA3GVantage+Performance+HTP定位格架形式双金额格架双金额格架双金额格架双金额格架中间格架数6-7（14英寸）6-7（14英寸）6-7（14英寸）6-7（14英寸）交混格架数3-43

7、43-43-4端部格架数2222保护格架/上、下管座：上管座形式板弹簧可拆结构板弹簧可拆结构板弹簧可拆结构板弹簧可拆结构下管座形式方孔形滤网小圆孔形滤网小圆孔形滤网曲板滤网可燃毒物：材料Gd2O3Gd2O3ZrB2Gd2O3形式UO2+Gd2O3芯块UO2+Gd2O3芯块TFB芯块燃耗深度：堆芯平均卸料燃耗45000MWd/TU45000MWd/TU45000MWd/TU燃料燃耗限值55000MWd/TU55000MWd/TU55000MWd/TU燃料循环相对成本88%88%88%88%核电站使用经验九十年代末开发，尚处试用阶段1989年开发，现正广泛使用1992年开发，现已有8万组件应用A

8、P1000堆芯采用燃料是基于RFA燃料组件（Robust Fuel Assembly）和RFA-2燃料组件并经改进，它在抗腐蚀、燃耗性能、抗异物、机械稳定性、热工水力性能和核性能等方面有所改进。AP1000燃料组件是17X17加长型（XL）燃料组件（见图4.1.4）。每个组件有264根包壳材料为ZLROTM的燃料棒，24根控制棒导向管，以及1根仪表测量管。上、下管座是可拆卸的，可以更换损坏的燃料棒。上管座使用一体化结构，定位格架是“蛋篓”焊接结构，搅混格架与定位格架相似结构。未辐照过AP1000燃料组件结构参数见表4.3。图4.1.4AP1000燃料组件表4.3未辐照过的AP1000燃料组件结

9、构参数总高（不包括顶部弹簧）组件横截面长/宽燃料长度燃料棒长度燃料棒内上空腔长度燃料棒内下空腔长度包壳材料中间格架和搅混格架材料底部和顶部格架材料燃料芯块下管座上管座4795.5mm214.02X214.02mm4267.2mm4583.2mm164.46mm122.56mmZ1RLOZ1RLO718因科镍合金（低钴）二氧化铀材料304不锈钢（低钴）AP1000燃料组件特点：1）一体化上管座AP1000燃料采用一体化上管座WIN设计，取消了约束压紧弹簧的螺栓。避免发生弹簧螺栓断裂的可能性。消除运行中断裂螺栓进入冷却剂系统成为损坏燃料的异物。2）带异物过滤的下管座和保护格架下管座为组件的第一道异

10、物过滤装置流水孔设计使异物颗粒通过到燃料棒可能性最小，又不影响燃料组件水力和结构强度。保护格架增加一道抗异物屏障，保护格架与搅混格架相似“蛋篓”状格架但没有搅混翼，高度矮，材料为镍基合金，由于格架焊接交点与下管座滤网孔中心对准，减小了通过异物的尺寸。3）可拆卸上、下管座上、下管座设计成可拆卸，上管座通过管状插件胀入导向管方法与导向管连接，带环形防松帽的套管螺栓防松帽连接，将下管座与导向管连接固定。4）Z1RLO材料的定位格架Z1RLO合金具有中子吸收低，机械程度性能好优点，AP1000燃料的中间定位格架采用第三代搅混翼设计，对称布置消除原设计搅混翼存在净力和扭矩，还提供最大的磨蚀裕量。5）中间

11、搅混格架AP1000燃料组件上部四个中间定位格架之间增加四个中间流量搅混（IFM）作用的格架，提供了额外的流体搅混，增加了燃料的传热能力，改善燃料组件偏离泡核沸腾热工水力性能。对称布置，减少扭力，采用Z1RLO材料。6）Z1RLO燃料棒包壳Z1RLO合金的包壳管材料堆内运行性能良好，已有15年运行经验，满足24个月的循环换料和高燃耗及铀浓度高负载的要求。7）轴向浓度分区有些燃料棒的顶部和底部设置铀-235低富集度。两端区的燃料利用没有中间部分有效，将有更高富集度的燃料放在利用率高的中间区，提高燃料有效利用。设置轴向低富集区与轴向分区可燃毒物的应用相结合，提高燃料有效利用，并不影响热工裕度。8）

12、一体化燃料可燃毒物燃料组件中有些棒的芯块涂有硼化锆可燃吸收体。用于补偿堆芯循环初期的后备反应性。一体化可燃毒物（IFBA）与分列式可燃料吸收体相比，优点是：几乎没有燃料和挤水的中子损失，减少线发热率；更精确的预计燃耗；增加堆芯燃料装载灵活性和节约成本等。4.1.2控制棒组件功能：控制棒组件是用来控制核反应堆核裂变反应，启动和停堆，调节反应堆的功率，抑制氙振荡。在事故工况下快速下插，短时期内紧急停堆，以保证反应堆安全。设计准则：中子吸收体最高中心温度低于熔点，棒表面不发生体积沸腾棒包壳在压力，高温下必须自立控制棒包壳长期使用不发生蠕变坍塌棒内气体压力低于冷却剂工作压力控制组件在规定步跃及快插次数

13、下应保持完整性控制棒及导向管水力缓冲应吸收其能量，减少对导向管冲击力控制组件必须具有互换性，并在抽插过程中抽插力在设计限值内在事故工况下控制组件所产生的变形，不影响反应堆的紧急停堆功能结构设计：AP1000堆芯内设置有69束控制棒，分为黑体棒和灰棒两类黑体棒（碳化硼/银铟镉合金）53束，灰棒（银铟镉合金/304ss）16束，每束控制组件的吸收棒数为24根。棒价值较低的控制棒（灰棒）在无须改变可溶硼浓度情况下完成的负荷跟踪，采用自动负荷跟踪控制方法，防止氙振荡，消除每天数千加仑水处理改变可溶硼浓度的要求。灰棒组件结构与黑体棒组件相同只是吸收体和动作要求不同。控制棒组件：吸收体采用碳化硼/银铟镉合

14、金(80%Ag-15%In-5%Cd)制成细棒，外包不锈钢包壳。每束控制棒组件由24根控制棒和连接柄连接而成。驱动机构通过连接柄带动组件上、下运动。连接柄的终端丝扣与驱动轴传动杆可拆接头连接或脱扣。连接柄内下端设弹簧，对控制棒快速下插到底时起缓冲作用。图4.1.5控制棒组件图4.1.6图4.1.7表4.4控制组件参数：黑体棒灰棒每束控制棒数2424吸收体下部材料Ag-In-Cd304不锈钢外径8.53mm8.53长度1500mm上部材料B10（19.9%）Ag-In-Cd外径8.53mm8.53长度2610mm包壳材料304不锈钢304不锈钢包壳厚度0.470.47棒外径9.689.68高性能

15、控制棒组件（EPRCCA）设计特点：（1）控制棒包壳表面喷涂0.0127mm的工业硬度的铬，提高了控制棒耐磨性，延长使用寿命。（2）提高控制棒材料纯度增加坑腐蚀性能。（3）增加吸水体与包壳径向间隙由0.08mm提高到0.21mm，减少棒的辐照变形。4.1.3可燃毒物组件功能：补偿部分剩余反应性，保持反应堆具有负的温度系数。利用固体可燃毒物合理布置，改善反应堆堆芯的功率分布。设计准则类同控制组件。结构设计：可燃毒物组件由可燃毒物棒，连接板和弹簧压紧部件等组成。可燃毒物棒：中子吸收体为随堆运行逐步烧掉的同位素如、硼、钆及其它化合物，如硼硅玻璃、硼不锈钢、三氧化钆块等外包不锈钢，两端密封。图4.1.

16、8图4.1.9西屋公司设计采用湿环形的可燃毒物组件（简称WABA）组件。WABA的可燃毒物由AL2O3-B4C环状芯块构成，它被包在二个同芯，锆管内见图4.1.9。运行时冷却水可以从棒外和棒内孔流过冷却可燃毒物吸收体，又增加中子慢化，使用结果表明WABA型可燃毒物棒化棒束形具有更好的核性能，WABA型可燃毒物能使燃料循环费用比硼酸玻璃设计节省12%。另外WABA可燃毒物组件与燃料棒内1FBA带可燃毒物芯块联合使用具有更好延长换料周期，提高燃料经济性和更低的峰值因子。4.1.4中子源组件功能：在反应堆启动达到临界前提高中子通量密度，使源量程的核测量仪器较好测出通量水平及其增长速率，保证反应堆快速

17、启动的安全。中子源分初级源和次级源。初级源用于反应堆调试运行。电站投运后初级源衰变，而次级源经过中子辐照后充分活化，替代初级源。设计准则：除类同控制组件外，其源强度由核设计计算确定初始强度4108n/s。结构设计：中子源棒：初级中子源用钋铍源或锎源钋210放出粒子轰击铍核产生中子：锎252放射性衰变直接产生中子次级中子源是锑铍源锑在堆内中子辐照下：T1/2=60天可放出射线轰击铍产生中子组件：将初级、次级中子源棒，及阻力塞棒与连接柄连接一起，连接柄与控制组件相似，但端部没有传动机构，防止水力冲击或振动。在连接柄上装有压紧杆，支承筒及组合弹簧等部件。利用压紧部件将中子源组件压紧防止水力冲动。图4

18、1.10中子源组件图4.1.10中子源组件4.1.5阻力塞组件功能：防止控制棒导向管内冷却剂的漏流，使绝大部分冷却剂能有效地冷却燃料棒。结构设计：阻力塞棒为实心的不锈钢棒，形状粗短，堆芯插入深度较少。阻力塞组件由阻力塞棒，连接板和压紧部件组成。一般阻力塞与可燃毒物，中子源组合而成，这样保持堆芯每个燃料组件导向管的漏流量相近。图4.1.11阻力塞组件图4.1.11阻力塞组件4.2堆内构件功能：精确地定位和支承堆芯燃料组件及相关组件保持控制棒驱动线与燃料组件的精确对中和导向构成堆内冷却剂流道，合理分配和引导冷却剂流向，减少无效流量为压力容器提供屏蔽，减低压力容器辐照损伤为堆内中子通量和温度测量提

19、供支承和导向为堆芯跌落提供二次支承和缓冲该设备为安全3级，抗震1类，质保等级为QA-1级。设计准则：机械设计准则 设计载荷、设计温度、应力设计，应力强度、设计限值、变形准则等按照ASME III卷规定。水力设计：保证冷却剂主流量95%进入堆芯。进入堆芯前流量不均匀系数小于5%。避免死水区，有一定量的旁流冷却。避免发生强烈的流致振动。横向流动力不应妨碍控制棒自由运动、落棒时间，有利于事故停堆依靠自然循环适应冷堆堆芯。结构设计准则：材料、焊接、技术条件符合ASTM规范。导向组件在冷、热态驱动线对中可行性和可靠性。满足换料和在役检查整体吊装要求。堆内构件连接件有可靠防松措施。与燃料组件相配定位销应满

20、足互换性要求。与压力容器相匹配定位键可靠，不咬合、卡住和松动。结构设计：堆内构件由堆内下部支承构件（吊篮部件），上部支承构件（压紧部件）和辐照监督管及堆内测量装置等组成。下部堆内支承构件：下部堆内构件由吊篮筒体，堆芯下支承板、堆芯二次支承、涡流抑制板，堆芯围筒、径向支承健及中子衬垫相关附属部件组成。图4.2.14.2.4下部堆内构件。吊篮筒体采用悬挂式结构，上法兰挂在压力容器内壁凸缘上，通过四个定位健与容器定位，筒身上设有2个出水接管与压力容器出口管密封环相接，冷态时单面留约2mm间隙，热态时闭合。吊篮筒体下端由四个径向定位径向定位键与联接在压力容器上的键槽来定位。在压力容器内壁上装有键槽块，

21、沿着周身均布。定位键与压力容器上镶块相配合。限制吊篮筒体转动和平移，但允许径向热膨胀和轴向位移。堆芯支承板起整个堆芯承重和流体分配作用，厚度为381mm，设有314个定位销，628个70mm流水孔。堆芯支承板与吊篮筒体焊接。堆芯二次支承结构固定在堆芯支承板下部，在假想事故中堆内构件发生跌落时，堆芯二次支承上能量吸收装置能减少作用在压力容器上的动态载荷。下腔室涡流抑制板，用于抑制冷却剂在下腔室反向流动引起的流动涡流。抑制板用堆芯下支承板上的支承柱支承。Reactor Vessel and Internals Cross Sectional View图4.2.1下部堆内构件 图4.2.2堆芯下支承

22、板图4.2.3堆芯围筒图4.2.4堆芯围筒Reactor Vessel Surveillance Capsule Locations堆芯围筒位于吊篮筒体内，下部堆芯支承板之上。AP1000堆芯围筒采用4块C形和8块W形板焊接成形。外围用Y形加强筋板和六个围板，上、下端板焊接固定，构成了堆芯径向边界。通过对燃料组件与围筒之间的间隙和围筒冷却剂流入的尺寸控制，堆芯围筒可以控制流径堆芯冷却剂的方向和流量。辐照监督管和中子衬垫分别设置在吊篮筒体外壁上。辐照监督管共八根，中子衬垫四块对称布置在筒体上。上部堆内构件（压紧部件）上部堆内构件由上部支承法兰，裙筒支承板，导向筒，支承柱和堆芯上板组织等组成。图4

23、2.54.2.8为上部堆内构件结构图。上部支承组件为焊接结构，由法兰、裙筒和上部支承板组成。法兰四周设方形槽孔与吊篮相配对中，上部支承板开设69个导向筒组件孔，和50个支承柱组件，支承柱内部设有中子通量测量和热电偶导向，温度测量和中子通量测量集束管汇集成四束，从堆顶引出。支承柱固定在上部支承板和堆芯上板之间，传递支承机械载荷，并对固定式堆内探测器导管起辅助支承作用。堆芯测量柱容纳堆内探测器，在安装、反应堆运行及停堆换料探测器移出时，为探测器提供保护通道。AP1000堆芯内测量装置支承结构包括一体化顶盖结构和反应堆压力容器。在停堆封头顶盖移开压力容器前，测量装置被拔起到一体化堆顶结构的导向筒里

24、导向筒外面绕有一个厚管，它在一体化堆顶上能起屏蔽辐射作用。测量管在堆芯内是要穿过顶盖贯穿件再进入支承柱延伸区。支承柱延伸区从上部支承板向上延伸接近封头顶盖，这样顶盖贯穿件与支承柱延伸区间的距离可最小。这些支承柱延伸区由连接板来连接，为流动载荷提供稳定性，并为测量装置插入定位。在堆芯上板与上支承板之间，支承柱为测量装置提供支承，使测量装置从堆芯上板下部进入堆芯。堆芯上板厚度为76.2mm，设有69个168mm，50个157mm和38个146mm三种流水孔，设有314个燃料组件定位销。导向筒组件对控制棒驱动轴和控制棒起导向和保护作用。导向筒组件采用560mm，短连续导向段，两层容器结构形式。69

25、个导向筒上端固定在上支承板上，下端通过销钉限制在堆芯上板上，实现准确定位和支承。压紧弹性环：将下部和上部堆内构件压紧在压力容器支承台上，补偿堆内构件受压变形及热膨胀量。辐照监督管是测量堆芯区域反应堆压力容器材质辐照脆性变化依据。辐照监督管内装有反应堆压力容器母材、主焊缝及热影响区的冲击试样，拉伸试样，断裂韧性试样和温度，中子注量测量试样。辐照监督管支承构件设在吊篮筒体外侧，其保护套管分别插入在8根辐照监督管内。8个试样管内含172个拉伸试样，480个夏比冲击试样和48个紧凑拉伸试样。安装在压力容器顶盖上的中子注量测量和温度测量引出管座也属于一回路压力边界一部分，它由不锈钢柔性石墨缠绕式垫片，碟

26、形密封和卡套等三道机械密封以及集束管、锥面垫、定位垫、顶盘、半环、法兰、螺栓螺母等零部件构成堆内构件附件。AP1000堆内构件主要技术参数下部构件（吊篮部件）法兰直径3915.16mm法兰厚度88.9mm筒体内径3397.25mm筒体厚度50.8吊篮支承板厚度381mmAP1000堆内构件主要技术参数上部构件（压紧部件）上法兰外径3915.16mm上法兰厚度114.3mm裙筒直径3402mm上空腔高度985.52mm上支承板厚度304.8mm堆芯上栅格板厚度76.2mm导向筒组件数量69上支承柱数量50辐照监督管数量8中子衬垫数量4图4.2.5上部堆内构件图4.2.6上部支承组件图4.2.7堆

27、芯上支承板图4.2.8导向筒组件Control Rod Drive Line Cross Sectional View堆内构件初步尺寸和重量堆内构件部件/组合件最大直径/宽度长度/高度重量InchesmmInchesmmlbkg下部堆内构件组合件（包括CS，VSP和SCS）154.53924387.09830184,90083,870下部堆内构件分部件（吊篮筒体和堆芯下支承板）154.53924334.98506131,80059,783堆芯围筒（CS）组合件133.43388188.8479646,25020,979下堆芯支承板（LCSP）137.6349516.040644,26020,0

28、76二次堆芯支承（SCS）组合件88.0223519.349044762030涡流抑制板（VSP）和二次堆芯支承88.0223552.1132365823108上部堆内构件组合件（带有GT和USC导向杯形座）154.13914231.75885118,68553,835上部堆内构件分部件（w/o GT&USC导向杯形座）154.13914137.5349362,93028,544上部支承柱（每根-w/o导向杯形座）9.7246103.32624220100上部支承柱导向杯形座（最小长度）2.7569.971.6181912255上部支承柱导向杯形座（最大长度）2.7569.996.624541

29、6474堆内构件初步尺寸和重量堆内构件部件/组合件最大直径/宽度长度/高度重量InchesmmInchesmmlbkg上堆芯板组合件133.333863.07672173276上支承板组合件154.5392450.8129045,88020,810RCCA导向筒组合件（每根带紧固件）10.0254168.44277716325RCCA下部导向筒组合件（每根）10.025497.12466325148RCCA上部导向筒组件（每件）10.025470.91801372169控制棒驱动线1.948.3286.97287-整个堆内构件154.5392444711,354303,585137,705AP

30、1000堆内构件结构特点：APl000堆内构件与西屋公司314型的Doel-3,4堆内构件总体布置，尺寸很相似，吊篮直径、壁厚，吊蓝与反应堆压力容器之间的环腔，堆内构件总尺寸和堆芯燃料组件数量外形尺寸等四个主要方面完全相同。AP1000堆内构件的五项改进，与Doel3,4相似总共有9项差异。(1)APl000反应堆入口管嘴流速比Doel堆高18，反应堆压力容器与堆芯吊篮之间的环腔流速比Doel堆低13；(2)APl000堆芯流量比Doel堆高4；(3)APl000堆芯吊篮比Doel堆长29.2cm；(4)APl000堆取消了中子衬垫。AP1000堆内构件结构上作了五项改进见表：序号改进处AP1

31、000Doe1-3(1)进出口嘴4进2出3进3出(2)进出口嘴平面进口高于出口同一平面内(3)下部支承结构中子通量测量管移至RPV顶部减少为一块涡流抑制板取消中子测量支承柱保留最主要的支承柱吊篮底板位置下降中子通量测量管在RPV下封头两块支承板较多的中子通量测量支承柱(4)上部支承结构增加导向筒导向筒数量少抬高压紧项帽支承高度围板采用焊接式围板加上围筒组合结构减少大量联接螺栓螺栓连接形式的围板结构大量的联接螺栓改进的优点简化了下部支承结构，减少中子通量管(承压边界)和中子通量导套管损伤机理简化围板结构，减少大量螺钉结构，可以大量减少松动件吊篮底部位置下移，有利于严重事故下堆总熔融物在RPV下部

32、的滞留(IVR)带来问题：局部尺寸变化对流致振动影响主要材料和焊接材料堆内构件按其功能及其所处的环境条件选用具有足够强度、韧性以及耐腐蚀(耐应力腐蚀、晶间腐蚀及冷却剂的均匀腐蚀)，耐辐照性能的材料。堆内构件主体、材料采用304L或321奥氏体不锈钢。压紧弹性环采用1Crl3Mo马氏体不锈钢，重要的定位键、定位销和螺栓等采用F316或Inconel718(GH4169)镍基合金。焊接材料：奥氏体-铁素体、不锈钢焊丝采用ER308L、ER316L，奥氏体-铁素体不锈钢焊条，E308L、E316L、E309L，镍基合金焊丝ERNiCr-3，马氏体不锈钢焊条E410NiMo，钴基合金堆焊条ECoCr-

33、A。所采用的结构材料及其焊接材料，均应符合ASME，ASTM、GB和专用技术条件。结构材料奥氏体不锈钢：主体材料采用304L或321。其规格有锻件、板材、棒材和管材，它们的化学成份，机械性能，非金属夹杂物，晶粒度，抗晶间腐蚀性能等技术要求应分别符合相应材料技术条件要求。大型奥氏体不锈钢锻件下堆芯板：材料：SAl82 F304H尺寸：3654mmX38lmm上堆芯板：材料：SAl82 F304H尺寸：3912mmx1308mm压紧部件法兰：材料：SA182 F304H尺寸：外3915mm内3253mm厚度：83mm支承板：材料：SAl82 F304H尺寸：3253mmx305mm吊篮筒体法兰：材

34、料：SAl82 F304H尺寸：外3915mm内3385mm高度：3600mm马氏体不锈钢：1Crl3Mo马氏体不锈钢用于压紧弹性环，规格为锻件，其材质和性能要求应符合相应材料技术条件。316L和718镍基合金：用作定位键，径向支承键，定位销，螺栓等零件的316L或718镍基合金锻件和棒材，其材质和性能均应符合相应的技术条件要求。焊接材料堆内构件主体材料为304L或321的焊接材料，及奥氏体不锈钢与718镍基合金之间的焊接材料，钴基合金堆焊及其过渡层材料，包括奥氏体-铁素体不锈钢焊丝ER308L、ER3 1 6L；奥氏体一铁素体不锈钢焊条E308L，E316L和E309L。镍基合金焊丝ERNi

35、Cr-3，马氏体不锈钢焊条E410NiMo及钴基合金堆焊条ECoCr-A。钴含量堆内构件材料中应严格控制含钴量，堆芯区材料，钴含量不超过0.05，这些材料包括吊篮筒体，围板组件的辐板和围板堆芯上下承板；压力容器内其他堆内构件材料钴含量不超过O.10，压力容器外的结构附件材料钴含量不应超过0.20：对有特殊要求的，如密封，耐磨，而需堆焊钴基合金除外。晶间腐蚀晶间腐蚀对于堆内构件的安全运行有非常重量的潜在危险，因此其原材料，焊缝及其热影响区的材料和焊接技术条件中相应要进行晶间腐蚀试验，不应有晶间腐蚀倾向。特殊材料堆内构件中的中子探测片，通量盒，低熔点测温合金，压力容器材料辐照监督试样，不锈钢、缠绕

36、石墨垫片等少量特殊应用材料，均应符合技术规格书中堆内构件材料技术条件要求。压力边界材料堆内附件如螺栓、螺母、垫片等材料，也应符合一回路压力边界材料要求。材料质量证明书所有结构材料、焊接材料以及堆内构件用的特殊材料，承压边界材料应具有材料质量保证书。质量保证书包括如下内容：a)熔炼炉号；b)化学成分分析结果c)热处理记录d)力学性能试验结果e)金相检验记录f)无损检验结果g)晶间腐蚀试验结果4.3反应堆压力容器及一体化顶盖功能：容纳堆芯、堆内构件、一回路冷却剂承压边界支撑反应堆堆内构件、引导主冷却剂流经堆芯以保证可冷却性为堆内构件提供定位和对中为控制棒驱动机构、堆芯测量和一体化堆顶提供支承和对中

37、换料操作期间，为换料水池和堆腔之间提供有效密封在堆芯熔化时，压力容器外表面允许水冷却，防止下封头熔穿，维持容器的完整性该设备为核安全1级，质量保证QA-1级，抗震要求SSE。设计准则：容器材料、焊接、应力强度应满足ASME-III IVB规范分析计算按设计基准地震与四类工况载荷组合下应力应变规定限值内实际使用载荷工况和循环次数进行疲劳分析，累积疲劳损伤系数应不大于1.0应考虑热应力棘轮效应进行最大循环热应力分析采用弹性断裂力学原理评定和防止脆性断裂结构设计应保证结构完整性，合理对中、定位，便于水下吊装，满足在役检查大纲的要求设计要求：设计寿命按电站利用率90%计算60年设计压力/工作压力17.

38、16/15.2MPa水压试验压力21.5MPa设计温度350堆芯段初始无延性转变温度RTNDT-28.9寿期末无延性转变温度RTNDT-23.3两道空心金属“O”形环自紧式两道之间设有检漏管引出如果内“O”环失效，给出高温指示报警。结构描述反应堆压力容器由顶盖组件、筒体组件组成。顶盖通过主螺栓与压力容器筒身相连接并靠2道“O”金属形环来密封。压力容器结构如图4.2.94.2.10。顶盖组合件可拆卸的带法兰半球形顶盖由一个单独的锻件组成，这个锻件包括了顶盖法兰和顶盖球冠。顶盖由低合金钢锻件制成，内表面堆焊奥氏体不锈钢。顶盖法兰上有45个均布的螺栓孔。顶盖上的69个控制棒驱动机构定位在相应的开孔处

39、并与顶盖贯穿件焊接。另外，顶盖上布置堆芯测量装置贯穿件(数量待定、)。每个贯穿件都插入一根导向管，并且在相应的位置焊接。在接近顶盖中心处布置了放气与水位测量两用接管，该接管分别与堆顶放气系统和堆内水位测量系统连接。在顶盖外表面，沿球冠区四周焊有凸台，这些凸台的作用是支撑和定位一体化堆项结构。图4.2.9压力容器示意图筒体组合件筒体组合件由圆柱形筒身、过渡环、半球形底封头以及冷却剂进出口接管组成。圆柱形筒身段包括2个壳体，筒身上段和筒身下段。筒身上段布置四个进口管、两个出口管和两个安注管。进口管内径630mm，出口管内径890mm。进出口管标高差为444.5mm，这样的设计允许堆芯在不卸料的情况

40、下进行主泵检修。进出口管成45。周向均布。6个接管段均含有不锈钢过渡段(安全端)，便于在核电站现场与不锈钢主管道进行同种材料的焊接。上段筒身和下段筒身以及底封头均由低合金钢制成，内表面堆焊奥氏体不锈钢。筒身上段与筒身下段焊接，简身下段再与过渡环焊接，过渡环同时与半球形底封头焊接。筒身上段法兰内壁面有一个环形凸肩，用以支承下部堆内构件。一个压紧弹性环放置在下部堆内构件法兰的上表面。上部支承板坐落在这个弹性环的上表面。压力容器顶盖安装后，弹性环被压缩用以限制上部和下部堆芯支承组件的轴向位移。压力容器内壁下部径向支承系统限制下部堆内构件的横向运动。反应堆压力容器上的镶块与吊篮筒体组件下端的定位键相配

41、合限制吊篮筒体下端的转动和平移，但允许径向热膨胀和轴向位移。筒身上段外圆周边有一个环形法兰。在现场组装时，该环形法兰与换料水池密封衬里焊接连接。在换料操作时，这个环形法兰起到换料水池和堆腔之间的水密封作用。在顶盖法兰和筒体法兰之间设置两道“0”形环作为压力容器的高压密封。穿过筒身上段的内部和外部检漏管用以检查通过O形环的泄漏。4个进口管上都带有一个支承块。反应堆压力容器靠这些支承块支承。支承块座在支承结构顶部的钢制底板上，支承结构与混凝土基础相连接。支承块和底板之间的滑动面，允许压力容器的热膨胀和收缩。这些板上的侧向挡块使压力容器保持在中心位置并承受侧向载荷。反应堆压力容器和堆内构件性能参数最

42、优评估堆芯和压力容器热工-水力参数（蒸汽发生器管子不堵塞）数值反应堆功率（MWt)3400设计寿命（年）60反应堆压力容器分级安全等级抗震类别法规AP1000 A级I类ASME-1堆内构件分级（个别部件可能不同）安全等级抗震类别法规AP1000 C级I类ASME，堆芯支承最优评估压力容器流量(1b/hr)(kg/hr)120.4X106(15170kg/sec)最优评估堆芯流量(1b/hr)(kg/hr)113.3X106(14276kg/sec)反应堆冷却剂压力(psia)(Mpa abs)2250(15.517MPa)压力容器/堆芯进口温度(F)()537.2(280.7)压力容器平均温度

43、F)()573.6(300.9)压力容器出口温度(F)()610.0(321.1)堆芯平均出口温度(F)()614.0(323.3)堆芯旁通总流量（总流量的百分比）5.9寿期末压力容器活性区段内表面影响(n/cm2)(能量1.0MeV)US NRC批准影响值为9.8X1019n/cm28.9X1019RTNDT(RTPTS)寿期末压力容器内径的评估，NRC批准的压力锻件66(18.9)反应堆压力容器设备设计参数（近似值）设计压力(psig)2485(17.14MPa表压)设计温度(F)650(343.3)压力容器和顶盖总高度，从底封头的外径到上封头的顶部(ft.)40(12.2m)顶盖主螺栓

44、数量45顶盖主螺栓直径(in.)7(177.8mm)顶盖法兰外径(in.)188(4.78m)筒身内径(in.)159(4.03m)进水管嘴的内径(in.)22(0.56m)出水管嘴的内径(in.)31(0.79m)堆芯直接注入管嘴的内径在(in.)6.81(173mm)名义堆焊厚度(in.)0.22(5.59mm)底封头厚度，最小值(in.)6(152.4mm)压力容器活性区厚度，最小值(in.)8.4(213mm)压力容器冷却剂堆芯旁通流量，RCS总流量的百分比：出水管泄漏：顶盖冷却流量：套管流量：堆腔旁通流量：堆芯屏蔽冷却流量：总计：1.01.51.91.00.55.9APl000反应堆

45、压力容器特点：(1)APl000反应堆采用西屋公司三环路314型的改进由于2台SG和4台RCP的回路设计，反应堆压力容器接管改为四个进口(4x560mm)二个出口(2x787mm)和二个安注(2x219mm)分别处在三个横截面上。直接向压力容器进行安全注入冷、热管嘴高度差有利于主泵的维护和运行。(2)堆芯采用14英尺寸的燃料组件反应堆压力容器活性段直径为4.03 86m法兰外径为4780m，压力容器高约12.2m(3)压力容器采用低合金钢锻件和板材制造，筒件壁厚203mm，并带有5.6mm厚的内部堆焊层。(4)压力容器堆芯顶部以下的位置无贯穿接管中子通量测量从压力容器顶部引入，容器底部无开孔，

46、有利于防止压力容器失水和压力容器熔穿。(5)AP1000反应堆采用一体化堆顶结构压力容器顶盖上将起吊环，CRDM的抗震支承，CRDMS的通风冷却设施，堆顶通风，电气与仪表控制电缆的支承；堆内测量仪表系统的导管和压力容器顶部固定螺栓拉伸机的支座，等多项设备和部件组合为一体。大大简化反应堆换料操作程序和时间。一体化堆顶结构一体化堆顶结构由多个独立的设备组成，从而简化了反应堆的换料操作。在停堆换料期间它通过与反应堆压力容器顶盖移动联合操作，减少了停堆时间和个人辐射剂量。另外，一体化顶盖的构思减少了安全壳内搁置空间。由于一体化堆顶结构使得在冷却围筒组合件内，控制棒驱动机构、棒位探测器(RPI)和其它设

47、备的连接和断开无需以单个设备的连接和断开来实现。图5C1-9为IHP简图。一体化堆顶结构由如下的主要部分组成：通风罩和冷却系统提升系统CRDM抗震支承悬缆托架和电缆支撑结构电缆堆内测量仪表(ICIS)支撑结构有关一体化堆顶结构的主要设备简要描述：通风罩和冷却系统通风罩和冷却系统冷却风罩是位于压力容器顶盖上方围绕在控制棒驱动机构周围的碳钢结构。在核电厂正常运行下，冷却风罩为控制棒驱动机构磁轭线圈提供冷却气流。棒位探测器也由此气流冷却。风罩与位于压力容器顶盖上的支承凸台螺栓连接。控制棒驱动机构、堆内测量仪表的电缆、导管及其支撑和附件沿走线铺设到固定在围筒上的悬缆托架上。安装有4台翼式轴流风机为CR

48、DMs提供冷却空气。其中有3台经常使用，第4台作为备件。提升系统提升系统该提升系统由吊具和提升杆组成。吊具将反应堆压力容器顶盖和一体化堆顶结构作为整体一起提升。吊具与CRDM抗震支承板连接，由与吊车吊钩和ICIS连接的提升杆、钩头体、U型块和吊杆组成。在停堆期间，ICIS套管吊具用来抽出和插入ICIS传感器。提升杆位于围筒内，与RVCH吊耳和CRDM抗震支承连接。IHP结构和封头的载荷路径为：提升杆，吊具和吊车。CRDMCRDM抗震支承抗震支承该结构为CRDMs提供抗震约束。此结构位于控制棒驱动机构行程套管顶部。控制棒驱动机构行程套管顶部的销钉与此支承结构相连接。该支承结构与冷却围筒组合件连接

49、并把地震载荷从机构传递到压力容器顶盖上。此外，CRDM抗震支承作为提升系统的延伸结构把压力容器顶盖的载荷传递到提升系统上。堆内测量仪表支撑结构也由此结构支承。悬缆托架和电缆支撑结构悬缆托架和电缆支撑结构悬缆托架位于控制棒行程套管顶部的上方，用来支撑和输送控制棒驱动机构电力电缆、棒位探测器电缆和堆内测量仪表电缆。这些电缆位于一体化堆顶结构内，在正常情况下不打乱布线，这些电缆连接板上与配合外接电缆进行连接。电缆的脱开在连接板处进行。电缆电缆一体化堆顶结构电缆包括控制棒驱动机构电力电缆、堆内测量和棒位探测仪表电缆。这些电缆从连接板处引出，经由悬缆托架和冷却围筒组合件到达使用设备。这些电缆位于一体化

50、堆顶结构内通常不会打乱。每根电缆在冷却围筒内按长度定尺并在悬缆托架上规则排列。当换料或其它操作要求移动一体化堆顶结构时，外部电缆在连接板上与位于悬缆托架上的电缆脱开。堆内测量仪表支撑结构堆内测量仪表支撑结构(IISS)(IISS)堆内测量仪表支撑结构在换料操作时使用。该支撑结构用来把堆内测量管组件抽出到一体化堆顶结构内。该支撑结构保护和支撑处于完全抽出位置时的测量管组件。堆内测量系统由热电偶和堆芯通量测量管组成。热电偶用来测量燃料组件冷却剂出口温度。堆芯测量管内有用来测量堆芯中子通量分布的固定探测器。该测量管组件穿过一体化堆顶结构，并且经反应堆压力容器顶盖和上部堆内构件插入堆芯。Integra