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第2章 反应堆（堆芯部件） 核 电 站 培 训 教 程 大纲 2. 堆芯部件 2 堆芯部件 堆芯部件：燃料组件和相关组件。 2.1 燃料组件2.1.1 功能 产生和释放核能，以热能形式传给冷却剂。2.1.2 设计准则 1. 总的要求 (1)在工况Ⅰ、Ⅱ下，燃料组件包壳管不破损；少量随机破损有净化能力； (2)在工况Ⅲ下，堆芯中破损燃料棒数份额小； (3)在工况Ⅳ下，燃料棒的破损不应对公众健康和环境造成严重危害，堆芯应保持可冷却的几何形状，反应堆应处于次临界状态。 2. 燃料组件设计准则 (1) 所用各种材料必须符合有关国家标准和行业标准。 (2) 构成并维持其在工况Ⅰ、Ⅱ下可满足物理、热工水力等要求的几何形状及径向、轴向位置。 (3)允许燃料棒和燃料组件轴向和径向自由膨胀。 (4)燃料组件能承受工况Ⅰ、Ⅱ下由流体产生的振动、腐蚀、升力、压力波动和流体不稳定性等各种作用。 (5)设置导向管，提供控制棒通道，并冷却剂控制棒。应能满足快速落棒并缓冲，应能承受压力瞬态作用和由控制棒动作引起的磨蚀与冲击，同时为容纳可燃毒物棒、中子源棒和阻流塞棒提供空间，并保证它们被充分地冷却。 (6)有仪表管，容纳堆芯测量装置，并提供冷却。 (7)在堆内轴向和径向载荷作用下，燃料组件的变形应在规定的限值之内；其临界载荷值应高于可能导致结构失稳的任何载荷值。 (8)对工况Ⅰ、Ⅱ载荷，按下述进行部件强度计算： 1) 许用应力强度限值见表2.2-2。 2) Zr-Sn合金部件最大主应力不超过未辐照的、工作温度下的Zr-Sn合金屈服强度。 (9)对工况Ⅲ、Ⅳ载荷，燃料组件各部件的变形不能影响反应堆和燃料棒的应急冷却。奥氏体不锈钢部件的许用应力强度限值规定见表2.2-3，Zr-Sn合金部件的许用应力强度限值见表2.2-4。 (10)在横向6g和纵向4g非运行载荷下，燃料组件及其部件应保持几何稳定性 (11)堆芯中所有燃料组件在结构上必须具有互换性。 (12)燃料组件设计应为其操作、运输和堆芯中的装卸提供抓取和接触部位，并保证组件能承受相应操作、运输和堆芯中装卸时的载荷及与所用相关设备相容。 (13)燃料组件应在适当位置设置标识。 3.燃料棒设计准则 在工况Ⅰ、Ⅱ下，燃料棒必须满足下列设计准则： (1)包壳自立准则。设计寿期初的功率运行和热态水压试验中，燃料棒包壳管必须是短期自立的。 (2)棒内压准则。在设计寿期内，燃料棒内压应低于能使燃料芯块-包壳接触后重新出现径向间隙或使间隙增大的值。 (3)燃料温度准则。未经辐照UO2熔点为28000℃，燃耗每增加10000 MW?d/tU其熔点降低320 ℃ ，考虑到计算模型和制造公差，实际所选用的限值为25900 ℃ 。  (4)包壳应力准则。包壳的体积平均有效应力不超过考虑了温度和中子辐照影响的包壳管材料的屈服强度。 (5)包壳应变准则。从未辐照状态算起的包壳正的总拉伸蠕变应变应低于1％；对于一个瞬态事件，包壳周向的弹性加上塑性拉伸应变不应超过由当时稳态工况算起的1%应变。 (6)包壳温度准则。包壳表面温度限值为：稳态运行时不得超过4000 ℃ ；短期瞬态运行时不得超过4250 ℃ 。 (7)包壳蠕变坍塌准则。燃料棒包壳管不得发生蠕变坍塌现象。在内外压差作用下包壳管不会瞬时坍塌到芯块上；在长期外压作用下，包壳管不会以蠕变变形方式坍塌在芯块间形成的轴向间隙处。 (8)包壳疲劳准则。燃料棒包壳管累计的应变疲劳损伤因子应满足下式： 2.1.3 结构描述 AFA 2G燃料组件（见图2.2-4）由燃料棒和骨架组成。264根燃料棒、24根导向管和一根仪表管呈17?17排列布置在骨架中。1.燃料棒 燃料棒是燃料组件的核心，它不但为核电厂提供“核能”，而且要把强放射性裂变产物密封在包壳管内，成为核电厂三道防止放射性物质泄漏屏障中的第一道屏障。 燃料棒（见图2.2-5）由下端塞、包壳管、UO2芯块、螺旋形压紧弹簧和上端塞构成。 包壳管与上、下端塞通过环焊缝连接，管内装有叠置的UO2芯块，在芯块摞上方装有螺旋形压紧弹簧。燃料棒内有足够的预留空间和间隙可以容纳燃料释放出的裂变气体、允许包壳及燃料的不同热膨胀和燃料肿胀。燃料棒内充填一定压力的氦气，以改善包壳管稳定性和间隙内热传导性能。 (1)上、下端塞。燃料棒端塞除了有封闭包壳管的作用外，还为拆装燃料棒提供抓取部位。除上端塞中心有一轴向通孔外，上、下端塞结构完全相同。 (2)包壳