核反应堆结构-2.ppt

反应堆压力容器,反应堆压力容器的作用反应堆压力容器是用来固定和包容堆芯、堆内构件，使核燃料的链式裂变反应限制在一个密封的金属壳内进行。如果说燃料元件包壳是防止放射物质外逸的第一道屏障，则包容整个堆芯的压力容器就是第二道屏障；反应堆压力容器和一回路管道是承受冷却剂的重要的压力边界；所有的堆内构件都是由压力容器支撑和固定，所以它又是一个承受很大载荷的构件。,反应堆压力容器选材原则正确地选择材料是设计反应堆压力容器成败的关键之一，必须根据它在核岛中的地位和作用、工作条件，制造工艺等全面考虑，才能确保安全合理。选材原则包括材料应具有高度的完整性要求材质中的硫化物、氧化物等非金属夹杂物尽量少，保证材质纯度；要求材料具有很好的渗透性，最小的偏析，特别是磷、硫含量及低熔点元素应尽量少，且分布均匀，保证材料成分和性能的均匀性；要求材料具有很好的可焊性，具有最小的再热脆化倾向。,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受中子辐照的结果，提高了材料的强度，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的可能性，应控制和降低材料的辐照脆化倾向。导热性能好便于加工制造，成本低廉,压水堆压力容器选材情况当前压水堆压力容器普遍选用的是低合金钢；主要是锰钼系列，这种钢具有良好的导热性是不锈钢的三倍，因而在温度变化时热应力较小；很好的可焊性；具有良好的抗辐照脆化能力，便于加工，成本较低。目前，美国广泛采用SA508-Ⅲ合金钢作锻件，SA533B-1合金钢作板材。这些钢是美国反应堆容器所用的主要材料，法国的钢种与美国用的SA508-Ⅲ级相似。大亚湾核电厂反应堆容器材料成分为碳0.25％，添加少量的合金元素为锰1.151.5％，钼0.6％，镍0.4-1.0％。,改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于1018n/cm2的照射后，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个主要的有害元素Cu0.10％重量；P70℃，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，以便检出其可能的泄漏。,密封台肩将锻压的环形密封台肩与反应堆容器上法兰焊接，密封台肩直接与密封环焊接，以防止反应堆容器与反应堆堆腔基板之间的泄漏。接管段六只接管径向地插入接管段，并用全焊透焊缝加以焊接。每一条传热环路的进、出口接管相隔成50夹角，而每一对接管沿反应堆容器圆周成120对称分布；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安全端。这样，采用同种材料就允许在现场把一回路管道与堆容器接管焊接相连。为了把反应堆容器安放在支承结构上，六只接管底部有支撑座，它们放在整体支承环的支承导向板上。,堆芯包容环段在反应堆容器接管段下面，堆芯高度的圆筒形部分是由两段对接焊接的筒体构成，因科镍制的导向键焊在堆芯包容环段的下部，用来给堆内构件导向并限制位移。过渡段过渡段把半球形的下封头和容器和筒体段联接起来。下封头由热轧钢板锻压成半球形封头。下封头上装有50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。,反应堆容器顶盖反应堆容器顶盖有顶盖法兰和顶盖本身焊接成一整体顶盖法兰该法兰上钻有58个锁紧螺栓穿过的孔，法兰支承面上有二道放置密封环用的槽。顶盖本体该球形顶盖用板材热锻成形后焊接制成。焊在顶盖上的部件有下列几种三只吊耳，供吊装用；一根排气管，供容器充水时排气用；一块金属支撑板，用于支承控制棒驱动机构的通风罩；,控制棒驱动机构管座和热电偶管座。这些因科镍制的管座焊在顶盖上，管座由套管和法兰组成。控制棒驱动机构或热电偶外壳用螺纹与法兰联接后再用密封焊与管座连接。管座的热套管用来保护堆容器顶盖不受温度瞬态变化的影响。当束棒控制棒组件插入堆芯时，由于挤出的热水把堆容器的比较冷的部位加热而出现温度瞬态变化。在热套内侧端部装有一个锥形喇叭口，当反应堆容器顶盖安装在反应堆容器筒体上时，它能为控制棒传动轴插入导向套管提供导向。,反应堆容器支承结构组成反应堆容器进出口接管下面的支撑座；反应堆容器支承环，该支承环将反应堆容器的载荷传递到混凝土基础上；与支承环形成一个整体的支承导向板等。,堆容器支承结构设计在正常运行工况及事故工况地震、一回路管道破裂事故下能承受对其施加的载荷;允许支承结构本身、反应堆容器及接管都可以自由地热膨胀，但由于支承导向板的作用，阻止了容器及接管的横向移动。,支承环安装在反应堆堆坑顶部附近的托座上。支承环是一个环形梁结构，由两个水平的厚法兰和两块立式的腹板组成。在环形梁上焊了六个径向定位止挡块．这些径向定位止挡块在埋入混凝土内的两个止推支座之间将加以调整．这种结构的特点是当出现水平载荷时，仍能支承压力容器。支承结构冷却压力容器支承结构采用强制通风循环进行冷却，从而使支承环下法兰的温度维持在混凝土能承受的温度值之内。,反应堆压力容器的运行压力容器有两种可能的破裂方式延性断裂和脆性断裂。延性断裂如果机械应力超过材料的屈服应力，承载段就开始塑性变形，如载荷继续增加，变形会越来越大，承载断面越来越小，直至最终断裂。这种经过塑性变形而后断裂的现象称为延性断裂。为了防止发生延性断裂，已经有了充分行之有效的设计规程和标准．设计过程中必须考虑部件在异常工况下可能承受的载荷和材料物性的变动．,脆性断裂抗延性断裂设计中通常假定材料是均匀而无缺陷的。实际上加工、热处理、焊接等工艺过程总会产生一些微裂纹和材质不均匀性。承载后，裂纹端部的应力增大并可能导致裂纹扩展。在适当条件下，裂纹会无限扩展形成断裂，这种断裂方式称为无延性断裂或脆性断裂。韧性材料抗裂纹扩展的能力称为韧性。压力容器钢的断裂韧性很高，而屈服应力相对地低一些。韧性与温度有关，低温下材料韧性很差，温度较高时韧性上升，高低韧性之间有一陡峭的过渡区，通常用脆化转变温度来标识。转变温度随中子辐照程度上升，也就是说，压力容器钢的延性水平会随服役年限增加而下降。,压力容器的工作点高于其材料的转变温度。在这一区间里，裂纹会以稳定的方式缓慢扩展，不会发生脆性断裂。为了设计一个能避免脆性断裂的压力容器，要采用断裂力学的分析方法，综合考虑以下三个因素材料的断裂韧性；缺陷是否存在及其类型；缺陷前缘区应力、应变和能量场。,辐照防护在反应堆运行过程中，压力容器受到强烈的中子辐照，辐照效应将压力容器材料的无塑性转变温度升高，因此，为了减弱中子对压力容器的辐照，特在堆内结构中设置了热屏蔽，堆运行过程中不应使压力容器在其材料的无塑性转变温度以下工作。,运行区间安全部门规定了相对无塑性转变温度的应力随温度变化的限制如图所示。在图上见到两条曲线压力上部限制曲线压力容器的强度随温度变化；压力下部限制曲线对一回路泵的限制，或对堆芯出现水蒸发的限制。,辐照老化在辐照作用下，低合金钢的脆性转变温度会提高。在运行图上随着压力容器的“老化”，压力上部限制曲线就会朝高温区平移，允许运行区就越来越窄。辐照老化监督压力容器材料的无塑性转变温度随辐照变化的情况是通过装在材料辐照监督管的试样来监测的，这些试样根据事先编好的监测程序取出并进行分析，从而测定压力容器的辐照情况，这样就可以估计其材料的无塑性转变温度，并选取运行条件。,,,