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核安全综合知识注册核安全工程师考试复习2013年7月周志伟电话：13521657815Email：zhouzhw@mail.tsinghua.edu.cn《核安全综合知识》第三章核反应堆与核动力厂复习内容:第一节核反应堆的主要类型⚫一、按照功能分类⚫二、按照中子

能谱分类⚫三、按照慢化剂分类⚫四、按照冷却剂分类⚫五、按照核燃料分类第二节压水堆核电厂⚫一、压水堆的基本特点⚫二、压水堆反应堆本体⚫三、一回路系统及其主要设备⚫四、安全壳⚫五、一回路辅助系统⚫六、二回路系统《核安全综合知识》第三章

核反应堆与核动力厂复习内容:第三节核动力厂使用的其他核反应堆堆型⚫一、沸水堆⚫二、重水堆⚫三、高温气冷堆（HTGR）⚫四、快中子堆第四节新型压水反应堆⚫一、新型压水反应堆的提出⚫二、AP1000压水堆核电厂⚫三、欧洲压水反应堆

（EPR）核动力厂《核安全综合知识》第三章核反应堆与核动力厂复习内容:第五节研究堆⚫一、概述⚫二、研究堆的基本特点和应用领域⚫三、我国建造的典型研究堆⚫四、世界几座典型高通量研究堆第六节反应堆及核动力装置的功率控制⚫一、缓发中子的作用⚫二、核反应堆功率控制原理⚫三、核动力厂功率控

制系统⚫四、核反应堆的仪表控制系统《核安全综合知识》第三章核反应堆与核动力厂复习内容:第七节核反应堆保护系统⚫一、保护系统的功能⚫二、保护系统的安全准则⚫三、保护系统的实现《核安全综合知识》第一节核反应堆的主

要类型知识要点：反应堆的分类：⚫动力堆：PWR、BWR、HTGR、FBR⚫生产堆⚫研究堆⚫轻水堆、重水堆、气冷堆、液态金属冷却反应堆⚫热堆、中能中子堆、快堆⚫轻水堆、重水堆、石墨堆⚫压力壳堆、压力管堆、池式堆《核安全综合知识》一、按照功能分类（1

）研究用反应堆，用来研究中子特性，进而对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变核素233U，239Pu和各种不同用途的同位素；（3）动力堆，包括军用动力堆和民用动力堆。二、按照中子能谱分类按

引起裂变反应的中子能量可将核反应堆分为快中子堆、中能中子堆和热中子堆。快中子堆中，裂变是由快中子（平均能量达0.1MeV左右）引起的，因此堆内不能存有中子慢化剂材料。中能中子堆中存有一定数量的慢化剂，裂变主

要是由中能中子引起的。在快中子堆或中能中子堆中，堆内都必须使用高富集度的核燃料。热中子堆中裂变是由热中子引起的，因此堆内必须有足够的慢化剂。天然铀、低富集铀燃料、233U、239Pu都可用作热中子堆的核燃料。世界上已建的堆绝大多数属于这种类型。《核安全综合知识》三、按照慢化剂分类

核反应堆内的慢化剂是使中子减速而从快中子变为热中子的物质。慢化剂对热中子堆的物理性能有显著影响，所以常常按照采用慢化剂的种类来进行反应堆的分类，如：⚫轻水堆⚫重水堆⚫石墨慢化反应堆⚫铍或铍化合物堆⚫……

《核安全综合知识》三、按照慢化剂分类现在大量建造的压水堆、沸水堆，都是用轻水（H2O）作为慢化剂。轻水中所含氢的原子核是慢化能力最强的原子核。轻水作慢化剂的反应堆，其单位体积可产生的发热功率（功率密度）很高，特别适用于核动力舰船。但是轻水作为慢化剂的反应堆也有一些局限：1）为了提

高反应堆的热效率，要求冷却剂同时也是慢化剂的轻水（H2O），必须运行在高温条件下。因为一定压力下轻水达到饱和温度以后就要开始沸腾，所以要提高冷却剂温度就必须提高堆芯的压力。2）轻水慢化剂本身具有较强的热中子吸收，这导致轻水堆无法采用天然铀，而必须采用一定富集度的低富集铀作核燃料。3

）轻水在中子照射下还会产生放射性，增加了堆屏蔽防护的要求。《核安全综合知识》四、按照冷却剂分类核反应堆的热工水力学性质主要取决于选用的冷却剂，所以从核反应堆热工水力学的角度常常按照冷却剂来划分核反应堆的类型。按冷却剂种

类可以分为气冷堆、液体冷却堆和液态金属冷却堆。气冷反应堆包括CO2冷却和He气冷却反应堆；液体冷却反应堆主要包括轻水冷却的压水堆和沸水堆，以及重水冷却的重水反应堆，还可以用有机化合物冷却的液体冷却堆；液态金属冷却的反应堆主

要有钠、钠-钾合金、铋冷、锂冷、铅铋合金等冷却的反应堆。《核安全综合知识》五、按照核燃料分类⚫按照核燃料中235U等易裂变核素的加浓程度即富集度进行分类：天然铀燃料堆低富集铀燃料堆高富集铀燃料堆钍增殖堆⚫按

照核燃料的形态划分：固体燃料堆流态燃料堆半流态燃料堆等。《核安全综合知识》第一节核反应堆的主要类型⚫核反应堆的分类都不是绝对的，有时为了某种需要而从一个特定角度加以区分。⚫按照核反应堆的运行参数分类按压力分：高压堆、中压堆、低压堆；按温度分：高温堆、低温堆；⚫按照核反应堆的结构形

式划分为:压力壳式堆、压力管式堆；⚫无论从怎样的角度划分，都是为了有助于从不同侧面了解各种类型核反应堆。表3-1、-2给出了各种典型反应堆的基本特征和设计参数《核安全综合知识》第二节、压水堆核电厂一、压水堆的基本特点压水堆（PW

R）最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。美国Nautilus压水堆核潜艇于1955年4月17日下水，陆上希平港（Shippingport）压水堆核电厂于1957年12月投入运行。经过几十年的努力，这种堆型得到了

很大的发展，通过一系列的重大改进，已经成为技术上成熟的一种堆型。在2011年底世界上运行的435座机组中有265座是压水堆，占60%以上。压水堆核电厂采用低富集铀作核燃料，燃料芯块中235U的富集度约3%~5%左右。核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯

块；《核安全综合知识》一、压水堆的基本特点柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件。一、二百个燃料组件拼装成压水堆的堆芯。堆芯宏观上为圆柱形。压水堆的冷却剂是轻水。轻水不仅价格便宜，而且具

有优良的热传输性能。所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂。轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。要使热力系统有较高的热能转换效率，核反应堆应有高的堆芯出口温度参数，必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。压水堆冷却剂入口水温一般在2

90℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa。《核安全综合知识》一、压水堆的基本特点图3-1压水堆的热力系统示意图反应堆主泵给水泵冷凝器发电机汽轮机蒸汽发生器冷却水蒸汽发生器反应堆汽轮机发电机冷却水冷凝器给水泵主泵《核安全综合知

识》一、压水堆的基本特点压水堆核电厂最显著的特点是：⚫结构紧凑⚫堆芯的功率密度大⚫基建费用低⚫建设周期短。压水堆核电厂的主要缺点有两个：⚫第一，必须采用高压的压力容器⚫第二，必须采用有一定富集度的核燃料《核安全综合知识》一、压水堆的基

本特点压水堆发展得最快，还有下列历史上的原因：（1）压水堆的发展有军用堆的基础（2）工业上有使用轻水的长期经验（3）核工业的发展为压水堆所需要的浓缩铀准备了条件（4）压水堆技术上已成熟压水堆核电机组一直

是核能产业最安全堆型之一，它已经成为一种成熟的堆型，一直吸引着越来越多的用户，是核动力市场上最畅销的“商品”。目前，压水堆核电厂的燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计，正向标准化、系列化的方向发展。压水堆核电厂的研究开发工作，主要是

为了进一步提高其安全性和经济性。《核安全综合知识》二、压水堆反应堆本体压水堆核电厂主要由核岛和常规岛组成。核岛中的四大部件是反应堆本体、蒸汽发生器（简称蒸发器）、稳压器和主泵。在核岛中的设备系统主要有压水堆本体、一回路系统，以及为支持一回路系

统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。压水堆本体包括堆芯、压力容器与堆内构件。《核安全综合知识》1．核燃料组件和堆芯核动力厂的核心部分是反应堆

，由它提供发电所需要的全部热能。压水堆核电厂使用的反应堆本体由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等部分组成堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的位置。《核安全综合知识》1．核燃料组件和堆芯燃料组件由燃料元

件(也称燃料棒)、定位格架和组件骨架等部件组成。大亚湾核电厂压水堆的燃料组件通常17×17正方形排列的燃料元件组成。其燃料元件活性区部分的高度目前主要有3.66m（12英尺）。在3.66m活芯区高度的每根燃料元件中装有271块二氧化铀燃料芯块，每个燃料芯块直径约8.2mm，高

13.5mm。燃料芯块的区域称为活性区。燃料芯块叠放在壁厚0.57mm的Zr-4合金包壳中。Zr作燃料包壳的优点：（1）中子吸收截面小；（2）在高温下有较高的机械强度和抗腐蚀性能；（3）只有少量氚穿过Zr管；（4）正常运行时，与水不发生反应；

（5）熔点高（1800℃）。Zr作燃料包壳的主要缺点是在820℃下锆与水开始发生锆水反应产生氢气，会带来安全问题。《核安全综合知识》1．核燃料组件和堆芯燃料包壳与芯块之间有0.17mm的间隙，目的在于补偿包壳和燃料芯快

不同材料的热膨胀和燃料的辐照肿胀，减少包壳超应力的风险。燃料芯块的上下两端设有氧化铝隔热块，顶部有弹簧压紧，两端用锆合金端塞封堵，并与包壳管焊接密封在一起。弹簧所在空间可容纳燃料裂变时放出的裂变气体，气空间充3MPa压

力的氦气，用来改善间隙的传热性能和减小包壳内外的压差。压水堆燃料组件外面不加装方形盒，即所谓开式栅格，以利于冷却剂的横向流动。密封的燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。《核安全综合知识》1．核燃料组件和堆芯在燃料元件呈17×17正方形排

列的组件中有289个位置，其中264个（或265个）位置由燃料元件占据。剩下位置留给安放控制棒或中子通量测量管道用。控制棒的上部连成一体成为蜘蛛爪式的控制棒束。每一个控制棒束都可以在相应的燃料组件内

上下运动。控制棒束在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量密度分布。《核安全综合知识》1．核燃料组件和堆芯压水堆燃料元件和组件端塞弹簧UO2芯块间隙锆包壳160mm3850mm3658mm上端塞燃料芯块燃料管下端塞燃

料棒细节完整组件组件结构导管定位格架细节下管座定位格架定位格架导管仪表管上管座《核安全综合知识》2．反应堆压力容器反应堆压力容器是压水堆核电厂中最关键的设备之一，支承和包容堆芯和堆内构件，是反应堆冷却系统压力边界最重要的部件。反应堆压力容器工作在高压（15.5MPa左右）、高温含硼

酸水环境和放射性辐照的条件下，寿命不少于40年。反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成。反应堆压力容器本体材料属低碳钢，Mn-Ni-Mo低合金钢。与冷却剂接触表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。在核动力厂整个寿期，它是不可更换的。一座90万kW或130万kW的压水堆，压力容器直

径分别为3.99m和4.39m，壁厚0.2m和0.22m，重330t和418t，高13m以上。控制棒束由反应堆压力容器顶盖上部通过控制棒束的驱动机构插入堆芯。《核安全综合知识》2．反应堆压力容器压水堆压力容器内结构1234567891011

121330292827262524232221201918171615141—吊装耳环2—封头3—上支撑板4—内部支撑凸缘5—堆芯吊篮6—上支撑柱7—进口接管8—堆芯上栅格板9—围板10—进出孔11

—堆芯下栅格板12—径向支撑件13—底部支撑板14—仪表管15—堆芯支撑柱16—流量混合板17—热屏蔽18—燃料组件19—压力容器20—围板径向支撑21—出口接管22—控制棒束23—控制棒驱动杆24—控制棒导向管25—定位

销26—夹紧弹簧27—控制棒套管28—隔热套筒29—仪表引线管30—控制棒驱动机构1．吊装耳环2．封头3．上支撑板4．内部支撑凸缘5．堆芯吊篮6．上支撑柱7．进口接管8．堆芯上栅格板9．围板10．进出孔11．堆芯下栅格板12．径向支撑件13．底部支撑

板14．仪表管15．堆芯支撑柱16．流量混合板17．热屏蔽18．燃料组件19．压力容器20．围板径向支撑21．出口接管22．控制棒束23．控制棒驱动杆24．控制棒导向管25．定位销26．夹紧弹簧27．控制棒套管28．隔热套筒29．仪表引线管30．控制棒驱

动机构302827262529232221201924171615141812345678911121310《核安全综合知识》3.堆内构件压水堆堆内构件构件包括：（1）下部支承构件，（2）上部支承构件，（3）堆

芯仪表支承结构。堆内构件构件的功能是：（1）支承和固定燃料组件，承受堆芯重量，（2）确保控制棒的对中和导向，（3）引导冷却剂流入和流出燃料组件，合理分配流量，（4）为压力容器提供热屏蔽，减少中子和γ射线的照射，（5

）为堆芯内仪表提供导向和支承。《核安全综合知识》4.反应堆换料压水堆初次装料后，大约经过一两年要进行一次更换燃料组件的操作，我们称之为首次换料。这以后，就每隔一段时间换料一次。每次换料只需卸下三分之一的燃料组件

。卸出的燃料组件，放在反应堆旁边的贮存水池内。早期的压水堆换料停堆四个月，现在换一次料最短可以两个星期内完成。大亚湾核电厂在运行的头十年中，每年进行一次换料，每次换料更换1/3燃料组件，达到平衡换料时新燃料的富集度为3.2%。随着燃料和包壳材料的发展与改进

，燃耗大大提高，已从过去的12个月换料变更为目前的18个月的换料，新燃料的富集度可达4.45%。换料时间的缩短与换料周期的延长，对提高核动力厂的经济性有很大的作用。《核安全综合知识》5.堆内流动组织作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形下降

段，再从底部下腔室进入堆芯。冷却水通过堆芯带出核反应堆内热量，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。冷却剂在压力容器流动时，有一部分没有用来冷却燃料元件，此称为旁路流量。应该尽可能减少旁路流量。《核安全综合知识》5.堆内流动组织大亚湾核电厂旁路流量大约为6.04%：⚫

从压力容器内壁与堆芯吊兰之间的间隙直接流向出口约为1.0%；⚫通过堆芯辐板流量约为0.6%，⚫通过导向筒支承板法兰进入顶盖空间约为2.2%；⚫从控制棒导向管旁路的流量约为2.24％。从安全上留有余量，旁路流

量的热工设计值为总流量的6.5%。冷却剂自上而下又自下而上流动，目的是为了减少动压头对堆芯产生的机械应力。压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa。一座100万kW电功率的压水堆，堆芯冷却剂流量约为6万t/h。《

核安全综合知识》三、一回路系统及其主要设备1．反应堆冷却剂系统一座90万kW或140万kW的压水堆核电厂，一回路有三或四条并列的环路组成。反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统几个部分，包括压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器等设备，由这些设备及相关管路组成整个

一回路冷却剂系统，有其特定的压力边界，通常称为一回路压力边界。控制棒驱动机构的压力外壳也属于一回路压力边界。该压力边界构成了包容放射性物质的一道安全屏障。一回路压力边界内所有的设备是安全等级、质量等级和抗震等级最高的设备，即

安全等级一级、质量保证等级一级和抗震一类的设备。压力容器、蒸汽发生器、主循环泵和稳压器等一回路系统和设备都被安置在如图的安全壳内，称之为核岛。《核安全综合知识》1．反应堆冷却剂系统蒸汽发生器稳压器反应堆反应堆冷却剂泵汽轮发电机组冷凝器循环

水泵循环水回路凝结水泵二回路系统给水泵给水加热器蒸汽发生器主循环泵稳压器反应堆一回路系统阀门《核安全综合知识》1．反应堆冷却剂系统蒸汽发生器内有很多传热管，传热管内流动的是温度较高的堆芯冷却剂，称为一次侧；而传热管外流动的是温度相对较

低的水和汽，称为二次侧。冷却剂从蒸汽发生器的U型传热管一次侧流过后，将热量尽可能多地传递给传热管外流动的二次侧工质。所以在蒸汽发生器里，一回路堆芯冷却剂与二回路的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换，从而使二回路的水变成280℃左右的、6～7MPa的高温蒸汽。从蒸汽发生器出来的冷却剂经

过过渡段到主循环泵（简称主泵或冷却剂泵），经主泵升压后流经冷管段，回到反应堆压力容器，形成闭合环路。一回路是有放射性的，由于蒸汽发生器将一、二回路分开，蒸汽发生器产生的蒸汽不带放射性。。《核安全综合知识》2．蒸

汽发生器蒸汽发生器是压水堆核电厂一、二回路的枢纽，将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧，产生蒸汽推动汽轮机作功。又是分隔一、二次侧介质的屏障。管板和倒置U形管是冷却剂压力边界的组成部分。但传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要地位。约占非计划停堆事故的四分之一，可靠性比较低。蒸汽发

生器传热管数量大、面积占一回路承压边界面积的80％左右，传热管壁一般为1～1.2mm。因而传热管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。传热管是蒸汽发生器内的事故多发区域。蒸汽发生器传热管的可靠性主要取决于传热管的完好性。只要有一根蒸汽发生器传热管断裂就可能造成放

射性物质的泄漏及核动力厂长期停闭。《核安全综合知识》2．蒸汽发生器⚫按二回路工质在蒸汽发生器中流动方式分为：（1）自然循环蒸汽发生器（2）直流(强迫循环)蒸汽发生器⚫按传热管形状可分为：（1）U形管蒸汽发生器（2）直管

蒸汽发生器（3）螺旋管蒸汽发生器。⚫按设备的安放方式可分为：（1）立式蒸汽发生器（2）卧式蒸汽发生器⚫按设备的结构特点可分为：（1）带预热器蒸汽发生器（2）不带预热器的蒸汽发生器NoImage《核安全综合知识》2．蒸汽发生器压水堆核

电厂中的蒸汽发生器主要有下列三种：（1）立式U形管蒸汽发生器，（2）卧式蒸汽发生器，（3）立式直流蒸汽发生器。田湾核电厂蒸汽发生器是卧式U形管自然循环蒸汽发生器。其优点是：（1）没有水平管板，取而代之的是立式圆柱形连箱。传热管根部具有一

定的流速，杂质不会在这里沉积和浓缩，可避免传热管与联箱结合部位的腐蚀破裂。（2）具有较大的蒸汽空间，单位蒸发面的负荷较立式蒸汽发生器的小，因而，采用较简单的汽水分离装置（百叶窗式）就能保证蒸汽质量满足标准。缺点是：（1）出口蒸汽的湿度对水位波动比较敏感，对水位控制要求校高。（2）卧式安放

，不便于在安全壳内布置。《核安全综合知识》3．主循环泵反应堆冷却剂泵（简称主泵）是一回路系统的重要设备，是压水堆核电厂的最关键设备之一。主泵的功能是使冷却剂升压，克服冷却剂流动阻力损失，从而把反应堆中产生的热能输送

至蒸汽发生器，以产生驱动汽轮机做功的蒸汽。在百万级的压水堆核电厂中，每台主循环泵的冷却水流量约为每小时2万多吨，泵的电机功率为5～9MW。泵的关键是保持轴密封，以免堆内带放射性的水外漏。核动力厂的主循环泵除了密封要求严以外，还由于泵放在安全壳内，处于高温、高湿及射线辐射的环

境下，要求电机的绝缘性能好。《核安全综合知识》3．主循环泵对核动力厂主泵有下列要求：（1）长期无人维护下安全可靠运行；（2）结构简单，方便维修；（3）能提供足够大的转动惯量；（4）过流部件表面材料耐腐蚀；（5）带放射性的冷却剂泄漏小。反应堆冷却剂泵可分为

两大类：（1）全密封泵（2）轴封泵《核安全综合知识》4．稳压器在反应堆压力容器出口和蒸汽发生器之间的热管段安装有稳压器。稳压器是一个高大的空心圆柱体。下部为水，通过浸泡在饱和水下的电加热器产生蒸汽并浮升到稳压器上部空间，利用蒸汽的弹性

来维持核反应堆内冷却剂的稳定压力。若一回路有一条以上并列的环路时，只要在一条热管段上安装一台稳压器就可以满足稳定堆内压力的需要。稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾或超压。具体是：（1）压力控制：稳态运行

时，维持一回路恒定压力（15.5MPa），防止堆冷却剂汽化；（2）系统瞬态时，将压力变化限制在允许值以内，避免紧急停堆；（3）事故时，防止一回路系统超压，维护一回路的完整性，即在压力超过安全阀阈值时，安全阀开启，蒸汽排放到卸压箱。（4）作为一回路冷却剂的缓冲箱，补

偿反应堆冷却剂系统容积变化。（5）在启动时使反应堆冷却剂系统升压，停堆时使反应堆冷却剂系统降压。《核安全综合知识》四、安全壳压力容器、蒸汽发生器、主循环泵和稳压器等一回路系统和设备都被安置在如图3-8的安全壳内，称之为核岛。安全壳

是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物，既承受内压又承受外压的坚固建筑物。安全壳用于保证：（1）在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环境的释放；（2）承受外压以防安全壳外各种可能的

冲击，对外部事件（如飞机撞击、龙卷风）进行防护；（3）在正常运行期间，对反应堆冷却剂系统的放射性提供生物屏蔽，并限制污染气体的泄漏。安全作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。《核安全综合知识》四、安全壳+50000安全壳不锈钢密封内衬+35000+2000

0+11000+7000+4000+000-4000-9000反应堆厂房环形吊车蒸汽发生器蒸汽发生器防飞射物板稳压器反应堆水池反应堆压力壳一回路管道通风装置堆坑φ3700内径φ3900外径蒸汽管供水管供水管37000、39000mm《核安全综合知识》四、安全壳安全壳可以是混凝土壳也可

以是钢壳。混凝土安全壳也有多种形式，主要有：（1）带密封钢衬的预应力混凝土安全壳，（2）双层安全壳，（3）负压安全壳。从几何形状上有圆柱形的和球形的。安全壳的尺寸取决于堆功率，安全壳尺寸是由满足能量释放所需的

净自由容积决定的，最小内部高度通常由设备装卸的空间决定，而高度直径也取决于经济性。我国秦山和大亚湾核电厂所采用的是带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全壳。安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，顶部用准球形的预应力混凝土穹顶封闭，其内表面由一层6mm厚，由焊接钢板组件

制成的金属衬里覆盖。大亚湾压水堆核电厂安全壳整体尺寸如下：筒体混凝土壁厚0.9m，衬里内径37m，高为56.68m。内部有效空间约49000m3。安全壳的设计（绝对）压力为0.52MPa，设计温度为145℃，允

许每24小时的（质量）泄漏量为0.1%。《核安全综合知识》五、一回路辅助系统核动力厂一回路辅助系统，按其作用，大致可分为以下几类：（1）保证反应堆和一回路系统正常运行的系统有：化学和容积控制系统，硼和水补给系统，主循环泵轴密封水系统

。（2）为核动力厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：设备冷却水系统，重要厂用水系统，余热排出系统（也称为停堆冷却系统），和通风系统。（3）在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的系统有：安全注入系统，安全壳喷淋系统。（4）控制和处理放射性物质，减少对自然

环境放射性排放的系统有：疏排水系统，放射性废液处理系统，废气净化处理系统，废物处理系统，硼回收系统，取样分析系统。（5）一回路其他辅助系统：补给水系统，乏燃料池冷却及净化去污清洗系统等。《核安全综合知识》五、一回路辅助系统一回路辅助系统的主要作用是保证反应堆和

一回路系统能正常运行及调节，并为一些重大的事故提供必要的安全保护及防止放射性物质扩散的措施。包括：①排出核燃料剩余功率，余热排出系统，在美国属于专设安全设施，因为余热泵兼作低压安注泵。在法国设计中，余热排出与

低压安注分成两系统，但余热排出系统仍是核安全相关系统，按专设安全设施要求设计。②反应堆冷却剂化学和容积控制，包括化容系统，是核安全相关系统，上充泵兼作高压安注泵，属于安全设施；硼和水补给系统，调硼和加硼部分与核安全有关。③水质控制，包括核取样系统，与核安全无直接关系，但在监督水

质、保证正常运行、减少厂房内剂量及延长设备寿命方面起重要作用。《核安全综合知识》1．化学和容积控制系统⚫化学和容积控制系统的主要功能是：容积控制，化学控制和反应性控制。核动力厂从冷态(60℃)到热态（291.4℃）零功率的启动过程或从热态零功率到冷停堆过程中，水体积增加（或减少）40

％，化容系统能够补偿按允许升温或降温速率运行时所引起的一回路水体积的变化。对于较快的负荷变化，如每分钟±5%额定功率的线性功率变化，或±10%额定功率的功率阶跃改变，化容系统与稳压器共同承担容积补偿。一般化容系统分担容积变化的30%～40%。对于一回路不可避免的

小泄漏（如轴封和阀门的泄漏），由化容系统提供足够的补给水。容积控制的目的是吸收稳压器不能全部吸收的一回路水容积的变化，从而将稳压器的水位维持在整定值上。《核安全综合知识》1．化学和容积控制系统⚫容积控制基本原理：通过上充和下泄

来吸收稳压器不能吸收的一回路容积变化。化容系统作为一回路的缓冲箱。在核动力厂运行中，一回路水化学因下列原因而变化：（1）物理腐蚀：杂质沉积在燃料包壳上结垢，形成热点，可能导致燃料包壳破损；（2）化学腐蚀：一回路杂质多、温度高、氧含量增加和PH值下降都会加大化学腐蚀。一回路的放射性也

因下列原因而增加：（1）水及其中杂质的活化；（2）裂变产物的释放；（3）腐蚀产物的活化；（4）化学添加物的活化。《核安全综合知识》1．化学和容积控制系统⚫化容积控制系统除了上述三个主要功能外，在某些核动力厂还可能有下述辅助功能：（1）向堆冷却剂泵提

供轴封水；（2）为稳压器提供辅助喷淋水，当主喷淋管线不可用时，化容积控制系统提供的稳压器辅助喷淋管线代替主喷淋管线功能。（3）在一回路满水时，稳压器不起作用时，可由化容系统的下泄阀进行压力控制。对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统，事故时用上充泵向堆芯注入应急冷却水，从而具有核安全功能。

《核安全综合知识》2．设备冷却水系统设备冷却水系统是一个闭式的冷却水回路，用以防止放射性物质在设备和热交换器发生泄漏时被直接排放到江水和海水中而污染环境。所冷却的设备中，部分是与核安全有关的，如安全壳喷淋系统热交换器等。该系统是部分与质量和核安全相关的。设备冷却水系统的功

能是：（1）冷却功能：为核动力厂一回路主、辅系统接触放射性介质的设备和热交换器提供冷却水，并将其热负荷通过重要厂用水系统传到海水中。（2）隔离作用：该系统是核岛各热交换器与海水之间的一道屏障。它既可以避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可以防止海水对核岛各热

交换器的腐蚀。（3）在事故工况下作为专设安全设施的支持系统，将热量经重要厂用水系统排入环境。《核安全综合知识》3．余热排出系统余热排出系统的主要功能是：（1）在停堆后第二阶段，即在一回路温度降到180℃

以下、绝对压力降到3.0MPa以下时，排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使反应堆进入冷停堆状态；（2）反应堆在冷停期间，进行换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于60℃；（3

）除了失水事故（LOCA）引起安全注入系统投入运行的情况以外，在其他事故引起的停堆事故中，余热排出系统也被用来排出热量。余热排出系统还可能有一些辅助功能，在反应堆从冷停堆开始加热过程中，控制一回路平均温度，保证升温速率在28℃/h之内。《核安全综合知识

》4．安全注入系统安全注入系统的功能是：（1）在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，安全注入系统用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；（2）在一回路大破口失水事故时，安全注入系统向堆芯注水，以

重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；（3）在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。安全注入系统通常分三个子系统：⚫高压安全注入系统；⚫

中压安全注入系统，即蓄压箱注入系统；⚫低压安全注入系统。高压安注泵和低压安注泵是能动系统，它由事故保护系统给出自动启动信号而投入运行。鉴于该系统的重要性，具有安全功能。在电站失去外电源情况下，安全注射泵可由应急柴油发电机组自动供电。《核安全综合知识》5．安全壳喷淋系统

安全壳喷淋系统主要功能是：从安全壳顶部喷洒冷却水，为安全壳气空间降温降压，限制事故后安全壳内的峰值压力，保证安全壳完整性。安全壳喷淋系统的辅助功能是：（1）喷淋水中加入NaOH，有除碘功能。（2）在再循环安注模式下，安全壳地坑的水需要冷却时，由安全壳喷淋系统的热交换

器冷却后再注入堆芯，安全壳喷淋系统是在设计基准事故下可排除安全壳内热量的唯一系统。（3）当反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火；（4）在LOCA后15天，安全壳喷淋泵可作为低压安注泵的备用。在核动力厂断电情况下，安全喷淋泵也由应急柴油发电机组自动供电。《核安全综合知

识》6．其它一些核岛辅助系统（1）主循环泵轴密封水系统（2）硼回收系统（3）补给水系统补给水系统是为一回路主、辅系统提供所需的除盐水、除氧水及硼回收再生水。一回路补给水系统由三部分组成：①硼回收再生水系统，使用此系统水可以减少核动力厂向环境排放的废水量。②除盐水系统，它适用于要求无

放射性但允许含氧的敞开系统和设备的充水和补给水。③除氧水系统，提供给要求无氧和无放射性的系统和设备，用于冲洗、浸泡等。（4）取样系统及分析室（5）去污清洗系统《核安全综合知识》六、二回路系统核电厂常规岛可分为汽轮机回路、循环冷却水系统和电气系统三部分。压水堆核电厂汽轮机

回路，也称为二回路系统，主要功能是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮发电机组做功发电和供电站其他辅助设备使用。二回路系统主要由饱和蒸汽汽轮机、发电机、汽水分离再热器，冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、循环水泵、中间汽水分离再热器和相应的阀门、管道等组成。循环冷

却水系统，亦称三回路。向凝汽器提供冷却水，确保汽轮机凝汽器的有效冷却。电气系统，主要设备为发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、辅助变压器、高压开关站和柴油发电机组等组成。将核动力厂发出的电能向电网输送，同时保证核

动力厂内部设备的可靠供电。《核安全综合知识》1．饱和蒸汽汽轮机组大亚湾核电厂的汽轮机为英国GEC-A公司设计制造的饱和蒸汽、中间再热、多缸单轴系冲动式汽轮机。2．发电机组核动力厂主发电机与火电站发电机不

同点在于采用半速四级机组，是核动力厂饱和蒸汽汽轮机所要求的根据反应堆事故停堆时安全冷却的需要，希望主发电机及其励磁系统应能带动冷却剂主循环泵进行不低于20～30s的运转。3．二回路辅助系统二回路的辅助系统包括：主蒸汽排放系统、循环冷却水系统、汽

轮机再热与抽气系统、凝结水给水系统、化学水处理系统、事故(辅助)给水系统、蒸汽发生器排污系统、控制保护系统和润滑油系统等。《核安全综合知识》第三节核动力厂使用的其他核反应堆堆型一、沸水堆1.沸水堆的发展沸水堆是以沸腾水为中

子慢化剂和冷却剂，并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。堆芯工作压力下降到7MPa左右。世界上第一座沸水堆核动力厂是在20世纪50年代建成，到目前为止，世界上共建造了99座沸水堆核动力厂，总装机容量为83.4GW电功率。60年代建成的第一代14座，70－80年

代以后建成的第二代80座，80年代建成的二代加2座，2004年和2006年建成的三代2座，还有8座在建。BWR装机容量占全世界核动力厂总功率约23%。《核安全综合知识》2.沸水堆的特点图3-9沸水堆核动力厂示意图《核安全综合知识》图3-10沸水堆燃料组件和控制

棒《核安全综合知识》图3-12MARK-I安全壳《核安全综合知识》2.沸水堆的特点日本东京电力公司建造的柏崎刈羽6号、7号机组是先进的沸水堆（ABWR）。它是满足用户要求文件（URD）要求的有电厂运行经验的第三代先进型核动力厂机组。ABWR设计的

重大改进之一是将原来BWR安装在压力壳外侧的反应堆再循环泵改为安装在压力壳内部的内置泵，实现了核蒸汽供应系统的一体化设计。该项改进的优点是：（1）压力壳在堆芯以下无大口径管嘴，保证LOCA下无堆芯裸露风险，大大降低了堆芯熔化概率；（2）取消了压力壳外的再循环泵和再循

环管道，有利于堆厂房的小型化，（3）减少了在役检查的工作量，由于水处理技术的改进和广泛使用各种自动工具，ABWR检修时工作人员所受放射性剂量已大幅度降低。《核安全综合知识》1．热传导分析一维导热过程的基本公式是傅里叶定律：λ

为导热系数（也称热导率），单位W/(m·℃)，t为温度；负号表示热量传递的方向同温度升高的方向相反稳态工况下导热微分方程的一般形式为：式中qv为释热率，W/m3燃料元件温度场分析在反应堆热工分析中有着重要的地位。dtQFdx=

−0vTq+=《核安全综合知识》3.沸水堆与压水堆的比较与压水堆相比，沸水堆有以下特点：（1）直接循环核反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机。（2）工作压力可以降低堆芯工作压力下降到沸水堆的7MPa左右。（3）堆芯出现空泡，堆芯处于两相流动状态。（4）沸水堆中采用十字形控

制棒在燃料组件盒之间，从底部插入，水力驱动的控制棒传动机构较压水堆复杂。（5）总反应性控制量比压水堆小，控制棒占15～17％Δk/k，停堆深度4％Δk/k。正常反应性控制由控制棒（为主）、可燃毒物和慢化剂空泡效应共同完成。（6）在一回路水总量和压力控制方面，沸水堆是控制给

水流量和通过卸压阀实现。（7）在功率调节方面，在沸水堆可以利用空泡的负反应性效应，即可以通过控制冷却剂流量来改变反应堆功率。《核安全综合知识》二、重水堆1.重水堆的基本特点重水堆是指用重水作慢化剂的反应堆，是核动力厂中发展较早的反应堆堆型之一。重水具有良好的中子物理特

性，可直接利用天然铀作核燃料。重水的价格较贵，重水费用占基建投资比重大。目前国际上已投入运行的重水堆核动力厂共30余座，总装机容量为19921MW电功率，约占全世界核动力厂总功率的6.5%）重水

堆经过几十年的发展中，已形成各种类型的重水堆。重水堆按其结构形式可以分为压力管式和压力壳式两类。目前建得最多的是压力管式重水堆我国秦山三期两台机组是电功率为72.8万千瓦的重水堆核动力厂，采用的是由加拿大设计建造的压力管卧式重水堆

，称为CANDU型重水堆。在压力管式重水堆中，用压力管把重水慢化剂和冷却剂分开。压力管内冷却燃料组件的高压重水，压力为10MPa，温度为300℃。卧式堆芯结构的重水堆更便于设备的布置和换料维修。《核安全综合知识》CANDU堆系统流程和燃料

组件示意《核安全综合知识》1.重水堆的基本特点重水堆核动力厂动力循环系统与压水堆核电厂相似。一回路系统一般分别为两个相同的循环回路，一个设在反应堆左侧，另一个设在反应堆右侧，对称布置。每一个循环回路由2～6个蒸汽发生器和2～8台循环泵组成。每个循环回路带走反应堆一半的热量。通过蒸汽发

生器传递给二回路，产生的蒸汽送入蒸汽轮机做功，带动发电机发电。控制棒插入排管容器内排管之间，在这种低温低压重水慢化剂内，可上下方向或左右方向运动，比轻水堆更可靠。压力管卧式重水堆可以在反应堆运行时，由装卸料机连接压力管的两端密封接

头进行不停堆换料。每次换料时，将8束新组件从压力管的一端推进去，同时从同一压力管的另一端将辐照过的燃料组件推出。《核安全综合知识》2.重水堆与轻水堆的比较重水堆核动力厂与轻水堆核动力厂相比较，有以下几点主要差别，由重水的核特性及特殊结构所决定（1）重水堆核动

力厂可以采用天然铀作核燃料（2）与轻水堆相比，重水堆更节约天然铀（3）可以不停堆更换核燃料（4）重水堆的功率密度低（5）重水费用占基建投资比重大。20t天然水中含有3kg重水。虽然从天然水中提取重水，比从天然铀中制取浓缩铀容易《核安全综合知识》三、高温气冷堆（HTGR）1．气冷堆的发展历

史早期第一代气冷堆是天然铀石墨气冷堆。石墨为慢化剂，CO2气体为冷却剂，金属天然铀为燃料，镁诺克斯(Magnox）合金为燃料棒的包壳材料。1956年英国建成了商用50MWe气冷堆电站。到70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国建造了36座石墨气冷堆，总装机容量达到8.2

GW（电）。改进型气冷堆（AGR）是第二代气冷堆。它仍然用石墨作慢化剂和二氧化碳作冷却剂。1963年英国建造32MWe原型堆，在1976年到1988年期间，运行的AGR共有14座，总装机容量达到8.9GW（电）。《核安全综合知识》1．气

冷堆的发展历史50年代下半期在西方国家开始发展高温气冷反应堆。英国第一座20MW的试验高温气冷堆龙堆（Dragon）于1964年8月首次临界美国、德国、日本、中国都建过实验或示范高温堆：桃花谷、圣.符伦堡、AVR、THTR、HT

TR、HTR-10第三代气冷堆即模块化高温气冷堆，虽然也经历了曲折的道路，却强烈地吸引着人们去探索。高温气冷堆是改进型气冷堆的进一步发展。高温气冷堆采用化学惰性和热工性能好的氦气为冷却剂，以全陶瓷型包覆颗粒为燃料元件，用耐高温的石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，使堆芯出口氦气温度可达到950℃甚

至更高。《核安全综合知识》1．气冷堆的发展历史美国三哩岛事故发生后，人们希望能设计一种“绝对安全”反应堆，在任何事故情况下都不会发生大的核泄漏，不会危及公众与周围环境的安全，也就是说反应堆具有固有安全特性。模块式高温气冷堆就是在

这样的背景下发展起来的一种新堆型。1980年初德国电站联盟(KWU)/国际原子公司(Interatom)首先提出球床模块式高温气冷堆的概念模块式高温气冷堆以小型化和良好的安全特性为其特征，堆芯余热也可依靠自然对流、热传导和辐射导出堆外;在经济上以模块式组合、标准化生

产、建造时间短、投资风险小等优势与其他堆型核动力厂相竞争。《核安全综合知识》1．气冷堆的发展历史在80年代中期，设计了两种类型的模块式高温气冷堆：西德KWU/Interatom公司设计的球形燃料元件球床模块式高温气冷堆HTR-Module，热功率200MW，电功率

80MW，采用堆芯与蒸汽发生器双壳肩并肩布置，具有非能动的安全特性，1987年完成了HTR模块反应堆的安全评价。美国GA公司提出的棱柱状元件模块式高温气冷堆，采用低浓铀(<20％)加钍的一次通过燃料循环，堆芯和

蒸汽发生器双壳肩并肩布置，其基本模块提供17.3MPa和538°C的过热蒸气，完成了250MW热功率的设计方案，采用环形堆芯后，功率水平可以提高到350MW热功率。1986年秋天提交美国核管会（NRC）审评。《核安全综合知识》2

．我国高温气冷堆的发展清华大学核能技术设计研究院从70年代开始进行高温气冷堆和相关技术的研究，1992年开始设计10兆瓦的高温气冷实验堆（HTR－10），这是国家高技术发展计划能源领域中的一个重点项目。2000年12月1日实现首次临界。2003年1月29日完成72小时满功率并网发电。10兆

瓦高温气冷实验堆是世界上建成的第一座具有非能动安全的模块式球床高温气冷堆。2008年2月，国务院常务会议讨论批准了高温气冷堆核动力厂重大专项实施方案。根据专项实施方案，将在山东石岛湾建设规模为二十万千瓦级的模块式高温气冷堆核动力厂示范工程HTR-PM。《核安全综合知识》2．

我国高温气冷堆的发展图3-16HTR-10实验堆《核安全综合知识》2．我国高温气冷堆的发展高温气冷堆的燃料元件有两种，一种是与压水堆相似的棱柱形的，另一种是球形的，使用这两种元件的高温气冷堆分别称为棱柱形

高温气冷堆和球床高温气冷堆。两种元件虽然形状不同，但都由弥散在石墨基体中的包覆颗粒燃料组成。包覆颗粒燃料直径约0.8～0.9毫米，中心是直径约0.2～0.5毫米的核燃料UO2核芯，核芯外面有2－4层厚度、密度各不相同的热解碳和碳化硅包覆层，这些包覆层既为核燃料裂变产生的气体和固体产物提供贮存

的空间，又是阻挡裂变产物逸出和放射性外泄的屏障。图3-17高温堆包覆颗粒燃料图3-18HTGR非能动余热排出《核安全综合知识》3.模块式高温气冷堆与压水堆的比较《核安全综合知识》4.模块式高温气冷堆的应用模块式高温气冷堆可以在三个方面达到应用：高效发电，高温供热和生产

液态燃料。两种热力循环方式：（1）蒸汽循环方式，由氦气冷却剂通过直流蒸发器加热二次侧的水，产生530℃的高温蒸汽，推动蒸汽气轮机发电，发电效率可达40％左右。（2）氦气循环方式，堆芯出口的氦气直接进入氦气气轮机做功，然后经压缩机压缩和回热器回热后又回到堆芯形成循环，其效率

可高达50％。模块式高温气冷堆第二方面的应用是提供高温工艺热：900～950℃的高温工艺热和540℃以下各种蒸汽高温气冷堆在第三方面的应用是生产液态燃料：煤液化、制氢《核安全综合知识》四、快中子堆1．快中子堆的基本特

点快中子反应堆，简称快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1MeV以上的快中子引起的反应堆。至今，共建成了20多座不同功率规模的快堆，包括实验快堆、原型快堆和商用验证堆，积累了300多堆年运行经验。快堆是唯一较容易实现燃料增殖的堆型。发展快堆可以使铀资源的利用率

从单发展轻水堆的1%左右提高到60%～70%。快堆可用的燃料形式有金属合金燃料、氧化物燃料、碳化物燃料和氮化物燃料。现在运行的原型快堆、经济验证快堆和后期的实验快堆几乎都用（Pu，U）O2和UO2等氧化物燃料。《核安全综合知识》1．快中子堆的基本特点二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆

柱状芯块，装入到直径约为6mm的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区

由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料棒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。按结构来分，钠冷快堆有两种类型

，即回路式和池式。《核安全综合知识》2.钠冷快堆的结构按结构来分，钠冷快堆有两种类型，即回路式和池式上端塞弹簧上轴向再生燃料块包壳管燃料芯块(Pu、U)O2下轴向再生燃料块金属绕丝裂变气体贮存腔下端塞燃料棒燃料组件冷却剂入口组件管座61

根燃料棒束垫片六角外套管19根屏蔽棒束冷却剂出口操作头图3-22快堆燃料棒与快堆组件图3-19控制棒去蒸汽轮机钠钠燃料元件循环泵蒸汽钠平面控制棒蒸汽发生器中间热交换器循环泵由预热器来循环泵燃料元件中间热交换器循环泵钠钠蒸汽发生器去蒸汽轮机蒸汽由预热器来水水中间回路一回路

二回路一回路中间回路二回路图3-20回路式钠冷快堆图3-21池式钠冷快堆《核安全综合知识》2.钠冷快堆的结构两种结构形式相比较，在池式结构中，即使循环泵出现故障，或者管道破裂和堵塞造成钠的漏失和断流，堆芯仍然泡在一个很

大的钠池内。池内大量的钠所具有的足够的热容量及自然对流能力，可以防止失冷事故。因而池式结构比回路式结构的安全性好。现有的钠冷快堆多采用这种池式结构。但是池式结构复杂，不便检修，用钠多。中间回路的压力高于一回路的压力。每条回路连接一台蒸汽发生器和一台中间回路钠循环泵。汽-水回路的水在蒸汽发生

器内吸收热量变为蒸汽，送往汽轮发电机组发电。钠冷快中子堆采用停堆换料的方案。换料是在250℃左右高温液态钠池内进行。换料时通过移动臂将燃料组件取出，通过倾斜通道输送到乏燃料贮存池中去，经衰变后送后处理厂加工。《核安全综合知识》3.快堆的主要

优点和问题现将快中子堆核动力厂的主要特点归纳如下：（1）可充分利用核燃料。（2）可实现核燃料的增殖（3）低压堆芯下的高热效率除上述突出特点外，对于快中子堆核电厂的安全性也应有足够的认识。⚫在钠作冷却剂的快堆中，液态金属钠与水（

或蒸汽）相遇就会产生剧烈的化学反应，并可能引起爆炸；⚫钠与空气接触就会燃烧；⚫钠中含氧量超过一定数量会造成系统内结构等材料的严重的腐蚀；⚫堆内的液态钠由于沸腾所产生的气泡空腔可能会引入正的反应性；⚫很高的温度

、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击，使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题比热堆复杂得多。《核安全综合知识》3.快堆的主要优点和问题虽然快堆在20世纪40年代已起步，只比热堆的出现晚四年，而且第一座实现核能发电的是快堆，但是快堆现在还未发展到商用阶段。然而，通

过40多年来的努力，以及一系列试验堆、示范堆和商用验证堆的建造，上述困难已基本克服。现在快堆技术上已日臻完善，为大规模商用准备了条件。可以说，快中子堆将成为即将到来的核能大发展的最为重要的堆型。我国

对快堆技术的开发始于上世纪60年代，到1987年建立了12台套实验装置和钠回路。1970年6月建成零功率实验装置，并达到临界。1987年快堆技术发展纳入国家863计划。确立建造热功率65MW（电功率25MW）实验快堆的工程目标。2010年7月21日首次达到临界，2011年7月实现并网发电

。《核安全综合知识》一、新型压水反应堆的提出1.核动力厂“分代”的概念为了形象地描述，根据核动力厂技术、经济和安全要求的发展，常常将核动力厂按“代”进行划分：第一代是指20世纪50～60年代建成的试验堆和原型堆核动力厂。第二代是指20世纪60年代末期后投入商业运行的核电机组，如PWR

、BWR、CANDU和WWER等。第三代是指以满足美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）为设计要求的，具有预防和缓解严重事故措施，经济上能与天然气机组相竞争的核电机组，如ABWR、AP1000、EPR等第四代是指目前正进行概念

设计和研究开发的，可望约在2030年建成在经济性和安全性均更加优越、废物量极少、无需厂外应急并具有防核扩散能力的核能利用系统《核安全综合知识》2.核电用户要求文件（URD）与（EUR）URD和EUR规定先进反应堆应该有下列基本特征：（1)抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、改进的人

机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30min或更长时间)。（2)防止堆芯损坏：专设安全系统应满足执照申请的设计基准要求，有大的安全裕量，堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年。（3)缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统，采用

现实源项分析，控制可燃氢气的浓度，在累积发生频率大于10-6／堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25rem等要求。详细见表3-6《核安全综合知识》二、AP100

0压水堆核电厂1．概述AP1000的设计是一个两回路、百万级压水堆核电厂，采用非能动安全设施以及简化的电厂设计，从而使核电厂具有良好的可建造性、可运行性和可维修性。它满足URD要求，其设计特点主要有：（1）机组净电功率约1117

MW，电站设计寿命60年；（2）机组可利用率≥93%，非计划停堆次数小于每年一次，（3）燃料热工裕量，即偏离泡核沸腾比（DNBR）裕量大于15%；（4）燃料组件卸料燃耗可达60000MWd/tU，堆芯燃料循环的换料周期为18个月，17天完成换料；（5）堆芯损

伤频率<1×10-6/堆年，严重事故下大量放射性物质释放频率<1×10-7/堆年；（6）换料周期为18至24个月，（7）非能动安全系统保证了在事故发生后，操作员可不干预时间至少为72小时；（8）抗震设计的安全停堆地震（SSE）水平加速度为0.3g；（9）采用压力壳外冷却的

方案实现堆芯熔化后堆芯熔融物在压力壳内滞留。在表3-7中列出AP1000设计的总参数。《核安全综合知识》2．堆芯结构与燃料设计AP1000的堆芯、堆压力壳和堆内构件基本上与目前常用西屋公司压水堆的是一样的。由于两回路，在管嘴上作了调整。构件是标准的，只作了很少的修改。初始燃料

循环平均线功率密度小于5.71kW/ft（187W/cm）。AP1000堆芯有157个燃料组件，堆芯活性区高度为4.267m(14英尺)。最大组件燃耗可达60GWD/tU。堆芯围筒代替堆芯围板，避免了堆芯围板螺栓

松动脱落，并且降低中子泄漏，提高了中子的经济性。AP1000提出了传统的堆芯三区装载和先进燃料装载两种首炉堆芯的燃料装载方式。对于AP1000堆芯平衡燃料循环，采用如下的策略和技术:（1）长周期高燃耗的燃料管理策略，（2）堆芯燃料采用低泄漏装载方式，（3

）轴向设置低富集度区，（4）采用IFBA可燃毒物，用于展平堆芯功率分布和燃耗反应性补偿。《核安全综合知识》3．一回路及其特点AP1000的一回路由两个环路组成，见图3-22。系统包括：一台反应堆压力容器、一台稳压器和两条冷却剂环路。每环路由一台蒸气发生器、两台反应堆冷却剂泵、一

个热管段（内径787.4mm，31英寸）和两个冷管段（内径558.8mm，22英寸）组成。系统还包括为运行控制和安全保护所需要的阀门和仪表。图3-22AP1000一回路系统《核安全综合知识》4．AP1000专设安全设施AP1000专设安全设施采用非能动的设计原则。AP1000的安全不是

依赖安全功能系统大量冗余来实现的，而是通过简化设计，提高设计裕量和采用非能动系统来实现的AP1000安全系统包括：（1）非能动堆芯冷却系统(PXS，PassiveCoreCoolingSystem)；包括非能动余热排出系统和非能动安全注入系统；（2）非能动安全壳

冷却系统(PCS，PassiveContainmentCoolingSystem)；（3）主控室应急可居留性系统(MCRHS，MainControlRoomHabitabilitySystem)；（4）安全壳隔离系统(ContainmentIsolationSystem)；（5）安全壳氢

气控制系统（HydrogenControlSystem）。《核安全综合知识》5．AP1000应急堆芯冷却系统非能动堆芯冷却系统（PXS）的安全功能是：（1）应急堆芯余热排出；（2）反应堆冷却剂系统应

急补给和硼化；（3）安全注入：在不同尺寸破口的泄漏和破裂的情况下实施安全注射，提供堆芯冷却和卸压。（1）应急堆芯余热排出系统图3-23非能动余热排出系统《核安全综合知识》5．AP1000应急堆芯冷却系统（

2）非能动安全注入系统图3-24非能动堆芯冷却系统《核安全综合知识》5．AP1000应急堆芯冷却系统（2）非能动安全注入系统图3-25非能动安全注入系统《核安全综合知识》6．AP1000非能动安全壳系统⚫AP1000安全壳是钢安全壳，直径为39.624m，高为65.634m,

自由容积为56634m3。由4个环段和上下封头组成。安全壳圆柱段壁厚4.44cm，设计压力（表压）为4.07bar。最大环段（包括支撑）重658t，2个封头每个重500t。安全壳设置两个设备闸门和两个人行通道气闸

。钢安全壳外是屏蔽建筑物：内径42.7m，高度83.3m，壁厚0.91m，环形空间1.52m宽度。⚫AP1000安全壳内放置反应堆冷却剂系统以及专设安全设施，见图3-26。作为最后的一道安全屏障，安全壳有下列功能：（1）在正常运行时为堆芯和反应堆冷却剂系统提供屏蔽；（2）在设

计基准事故下包容空气中的放射性物质；（3）安全壳外有抗地震的混凝土结构，《核安全综合知识》6．AP1000非能动安全壳系统图3-26非能动安全壳系统《核安全综合知识》7．AP1000非能动主控制室应急可居留系统8．AP1000安全壳氢气控制系统氢气浓度监测系统

有3个监测器，氢气复合子系统有2个非能动氢气自动催化复合器，氢气点火子系统有64个氢气点火器9．熔融堆芯在压力容器内的滞留(IVR)图3-27熔融堆芯滞留在压力壳内《核安全综合知识》三、欧洲压水反应堆（EPR）核动力厂1．EPR基本特性《核安全综合知识》2．

EPR堆芯和一回路系统EPR在堆芯的物理设计上，采用大堆芯，有241燃料组件，以降低了线功率密度，提供了大的裕度。堆芯尺寸的增加减少了中子的径向泄漏（2%～3%），适合采用低泄漏的燃料管理方式。核燃料利用率高，同等发电量下EPR比一般轻水堆节省17％的铀燃料，锕系元素的

产生量降低了15％，减少了长寿命高放废物的产生量。初始堆芯采用四种不同富集度的燃料分区布置，两区富集度最高，其中一组有钆。在换料方案上，可以是“由里向外”方案，也可以是“由外向里”方案。堆芯设计很灵活，在技术上可以装载UO2燃料，也可以装直至100％的MOX燃料EPR压力壳的内径为4.

885m，高13.44m，压力容器壁厚为250mm，总重量为558t。压力容器下部无任何贯穿件，所有堆芯仪表贯穿件在压力容器的顶部。《核安全综合知识》3．EPR专设安全设施EPR的专设安全设施即安全系统主要包括：

安注/余热载出系统，应急给水系统，应急电源系统，设备冷却水系统，重要服务水系统。（1）EPR安注/余热载出系统。《核安全综合知识》3．EPR专设安全设施设计遵循简单化和多样化原则。安注/余热载出系统（SIS/RHRS）包括中压安注系统（MHSI）、安注葙和低压安注系

统（LHSI）和安全壳内换料水葙IRWST此系统执行双重功能：在正常运行工况下执行余热载出功能，在反应堆冷却剂温度低于120℃、压力小于3MPa时，通过低压安注泵将反应堆冷却剂系统的热量经过余热载出系统热交换器输送给设备冷却水系统；在事故工况下当反应

堆冷却剂温度低于180℃、压力小于3MPa时进行安注。安注/余热导出系统有四列，按4×100％设计，每个安全系统有相互独立的厂房，每个安全系统都可以独立完成安全功能。每列包括：中压安注泵，低压安注泵、低压注入热交换器和安注箱。《核安全综合知识》3．EPR专设安全设施（2）EPR应

急给水系统（3）EPR安全壳4．堆芯熔融物收集系统为了对付堆芯熔化的严重事故，EPR设计了堆芯捕集器，冷却堆芯熔融物，使用了耐特高温保护材料，保证混凝底板的密封性。在反应堆厂房内设有专门的堆芯熔融物扩散区，用来冷却从压力容器内流出的堆芯熔融物；图3-29《核安全综合知识》4．堆

芯熔融物收集系统图3-30、图3-31《核安全综合知识》5．EPR安全壳排热系统（CHRS）安全壳排热系统（CHRS）作用是控制安全壳压力，确保余热的载出，阻止余热效应使安全壳升压，以保持安全壳长期完整性

。CHRS由两列组成，泵和热交换器在安全厂房，从换料水葙IRWST吸水，通过喷淋系统降低安全壳压力和温度。热交换器二次侧是专用的中间冷却系统。在扩散区与IRWST之间的舱室有非能动的水淹装置。通过重力水从IRWST流到扩散区，实现非能动的熔融物冷

却。安全壳热量载出有两种方式：第一种是冷的循环水喷淋到安全壳空间，降压和洗涤裂变产物；这时堆芯捕集器的冷却是完全非能动的；第二种是通过CHRS的一列或两列直接向堆芯捕集器供水。水是过冷的，在这种能动模式下，扩散室水位会上升到蒸汽出口烟囱的顶

部。为保证堆芯捕集器的功能，针对堆芯熔融物的长期冷却，采用能动的安全壳排热系统，以确保安全壳内快速降压和改善结构基础冷却的要求。通过安全壳载热系统的运行，循环水注入堆芯捕集器，如图3-31所示。对于CHRS

的启动，允许在堆芯熔化后有12小时宽限期。《核安全综合知识》5．EPR安全壳排热系统（CHRS）长期堆芯熔融物冷却系统示意图《核安全综合知识》第五节研究堆一、概述研究堆数量很多，根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的

设计需要等因素，可分成各种不同的类型。（1）研究堆的类型按中子通量密度的大小分为零功率堆、普通中子辐照反应堆和高通量堆。（2）按中子产生的方式分为次临界装置、临界堆和脉冲堆。（3）按慢化剂的不同分为重水堆、轻水堆、石墨堆等。（4）按中子能谱

分为热中子堆和快中子堆。（5）按燃料的形状分为棒状燃料堆、板状燃料堆、圆环型燃料元件堆、各种形状的弥散体燃料堆和液体燃料堆。（6）按堆的布置分为池式研究堆、罐式或壳式研究堆。（7）按燃料的富集度分为高富集度铀（HEU）堆和低富集度铀（

LEU）堆等。还可按燃料的不同分为固体燃料堆、溶液堆和熔盐堆等。《核安全综合知识》二、研究堆的基本特点和应用领域研究堆的设计根据用户的要求变化很大，整体应包括如下几个组成部分：（1）反应堆本体：核燃料元件和堆内构件组成的堆芯及其支撑件，按

研究堆应用需要在反应堆堆芯中通过核裂变产生中子。（2）堆芯冷却系统：冷却剂循环系统，冷却剂通过堆芯载出堆芯核燃料裂变产生的能量，研究堆常用的冷却剂有轻水、重水、氦气或其他气体、液态金属、液态溶液和熔盐等。（3）中子慢化剂系统：将反应堆裂变放出的高能快中子通过与慢化剂碰

撞散射转变成低能的慢中子。（4）反应堆安全保护、控制及仪表系统：防止反应堆发生偏离正常运行，实现安全停堆，以及信号检测和仪表显示系统，包括功率调节、紧急停堆的控制棒及其驱动系统。（5）辐射屏蔽系统：防止和缓解核裂变产生的中子和其他放射性射线照射

对环境和人员产生辐照损伤的系统，包括反应堆的生物屏蔽、监测仪器屏蔽和辐照孔道屏蔽等。（6）放射性监控及净化系统：监测放射性物质泄漏和净化冷却剂及慢化剂中的放射性裂变产物的系统。（7）中子辐照应用系统：堆芯内或在反射

层内设置的用于中子应用的装置和系统，包括辐照孔道、同位素生产线、跑兔气动样品自动输运系统、处理放射性同位素的相关热室或手套箱等。《核安全综合知识》二、研究堆的基本特点和应用领域通常根据不同的需要，利用研究堆提供的中子源可以开展许多技术研究工

作，主要包括：（1）热中子散射实验（2）材料分析和辐照研究（3）同位素生产（4）堆中子活化分析（5）通过材料辐照改变材料特性（6）培训工作三、我国建造的典型研究堆1．概述我国从1958年开始建造研究堆，于1958年6月建成

了第一座研堆，。到目前为止，我国现有在役民用研究性核反应堆(包括临界装置和微堆)20座《核安全综合知识》三、我国建造的典型研究堆2．中国先进研究堆CARRCARR为轻水冷却慢化、重水反射层的反中子阱池式反应堆。设计核功率为60MW。反应堆堆本体主要由导流箱、衰变箱和堆芯容器等部件组

成。堆芯放在堆芯容器内。堆芯由17盒标准燃料组件及4盒带控制棒跟随体燃料组件构成。堆本体淹没在水池里，约700m3的池水为事故期间导出堆芯余热提供临时热阱，确保反应堆安全。冷却剂系统通过滤网与池水相通，使水池起到

了稳压器的作用。反应堆冷却剂系统由4台转速为1500rpm的主泵、4台板式换热器和相关的管道、阀门等组成。反应堆进口管道连接在导流箱上，出口管道连接在衰变箱上。正常运行时，冷却剂通过导流箱，进入堆芯容器冷却堆芯，再流入衰变箱，经主回路系统返回导流箱。应急堆

芯冷却系统两台应急泵随堆运行，事故时，当主回路压力低于某一值时应急泵开始将池水注入堆芯实现应急冷却。在导流箱上安装两个非能动的自然循环瓣阀，当其内外压差降低到某一定值，瓣阀非能动打开，可以建立自然循环。自然循环过程是从滤网处吸水，流过衰变箱、堆芯、导流箱、自然循环瓣阀，再流到堆水池。《核安全

综合知识》三、我国建造的典型研究堆2．中国先进研究堆CARRCARR为轻水冷却慢化、重水反射层的反中子阱池式反应堆。设计核功率为60MW。图3-33CARR堆本体示意图《核安全综合知识》三、我国建造的典型研究堆

2．中国先进研究堆CARR中国先进研究堆堆芯结构的设计特点主要包括：（1）反中子阱型结构设计（2）选用铀富集度为20%、芯体含铀密度为4.3g/cm3的U3Si2-Al弥散体作燃料芯体，铝作包壳的平板型燃料组件（3）反应堆活性区不裸露的设计（4）

衰变箱空间布置的设计中国先进研究堆的应用领域包括：①先进核反应堆工程技术研究，包括燃料和材料辐照考验研究、聚变堆在线产氮工艺研究和反应堆工程技术研究；②中子散射实验研究；③中子核分析技术研究，包括在线中子活化分析和中子照相；④非动力核应用技术研发，包括民用放射性同位素

研发与单晶硅中子掺杂研发；⑤硼中子俘获治疗技术（BNCT）研究”；⑥核技术和核能教育培训。《核安全综合知识》三、我国建造的典型研究堆3．脉冲堆铀氢锆脉冲堆在科学技术研究方面具有广泛的应用价值，是一种具有固有安全特性的中子源辐照反应堆。铀氢锆脉冲堆是一种小型均

匀研究堆,采用氢化锆与铀均匀弥散混合作为固体燃料-慢化剂元件，采用轻水做冷却剂，构成一种池式反应堆，简称ＴＲＩＧＡ堆。由于它结构简单，安全性和经济性好，能获得较强的功率脉冲和中子脉冲，因此在科学研究和应用技术上获得了较为广泛的重视。

我国第一座铀氢锆脉冲堆于1990年由中国核动力研究设计院设计研制建成。第二座铀氢锆脉冲堆是西安脉冲堆，它是在第一座原型脉冲堆基础上，根据用户对脉冲堆的应用要求进行设计、建造的。该堆1996年11月18日在我国西北核技术研究所开工建造

，1999年9月首次达到临界，2001年1月，完成各项核调试工作后，已投入试运行及实验应用。西安脉冲堆稳态额定运行功率2MW，最大脉冲峰功率4200MW。《核安全综合知识》三、我国建造的典型研究堆4．中国高通量工程试验堆中国高通量工程试验反应堆(HFETR)是一座

压力壳型研究反应堆，它采用高浓铀多层套管型燃料元件，水作慢化剂和冷却剂，铍作反射层，热功率125兆瓦，燃料内最太热中子通量密度6.2x1014n/cm-2•s。堆芯的布置示于图3-39所示。该堆在1979年12月2

7日达到临界，随后于1980年12年16日实现了高功率运行。《核安全综合知识》三、我国建造的典型研究堆4．中国高通量工程试验堆HFETR堆芯具有以下明显优点：（1）堆芯不仅有较高的热中子通量，而且也有较高的快中子通量密度

，对于燃料和结构材料的辐照研究均较为有利，并能较好地适应不同堆型（包括快堆）的辐照任务，也由于堆芯中子能谱较硬，在中心设置水腔时还可得到热中子通量密度超过1×1015n/cm2•s的辐照空间，有利于超钚元素的生产。（2）堆芯装载灵活性较大。该堆具有较大

的功率，而且堆芯装载灵活，可按辐照任务的变化来改变堆芯的装载量。（3）活性区结构空间内多余的水腔用铍来填充，且用铍作反射层，在提供同样数量的辐照孔道的前提下，可显著减少高富集度铀燃料的装载量。《核安全综合知识》三、我国建造的典型研究堆4．中国高通量工程试验堆中国高

通量工程试验堆的主要应用包括：（1）核燃料元件辐照试验；（2）材料辐照试验；（3）高比活度放射性同位素的研制与生产；（4）单晶硅中子嬗变掺杂；（5）卸料元件γ辐射源的开发利用；（6）本科生、研究生实习与研究平台，以及核工程技术人员和反应堆操纵员培

训。《核安全综合知识》三、我国建造的典型研究堆5．游泳池式轻水反应堆游泳池式轻水反应堆是游泳池式、轻水慢化和冷却、铍和石墨作反射层的多用途试验堆。在游泳池式轻水反应堆中利用垂直和水平辐照孔道，可开展燃料元件、堆用材料、核测仪表堆

内辐照、试验、考验以及单晶硅、同位素辐照生产、黄玉辐照改色等工作。中国早期建造的游泳池式轻水研究堆有三座，分别在中国原子能科学研究院、北京昌平清华大学核能与新能源技术研究院和绵阳中国工程物理研究院等地。《核安全综合知识》四、世界几座典型高通量研究堆《

核安全综合知识》第六节反应堆及核动力装置的功率控制一、缓发中子的作用考虑缓发中子后，代中子平均寿命为瞬发中子和缓发中子的权重平均值。代中子平均寿命约为0.085s。与不考虑缓发中子时的中子平均寿命0.0001s相比约大850倍。对于0.1%的反应性变化，中子通量密度增加e倍所需要的时间

即反应堆周期为85s了，反应堆控制成为可能！可见缓发中子在反应堆控制中起着很重要的作用。从安全运行角度考虑，反应堆设计中保证了反应堆有负的反应性温度系数（至少在额定温度工况下），以提高反应堆的自调自稳特性

和安全性。二、核反应堆功率控制原理为保证反应堆能安全可靠地运行，必须具备一整套相适应的控制保护系统去执行下列任务：1．启动，停堆以及改变反应堆的功率；2．抵消过剩反应性，补偿燃耗3．维持功率水平4．保证堆的安全《核安全综合

知识》三、核动力厂功率控制系统核动力厂控制的主要目的是将核能转换成电能，使核动力厂安全高效率的运行。核动力厂的控制可以分为反应堆功率控制和过程参数控制。核动力厂功率控制的基本目的是使一回路所产生的功率适应于二回路的功率需求，同时保证一、二回路的温度、压力等过程参数及堆芯功率

分布满足各个方面的要求。为了满足上述要求，压水堆核蒸汽供应系统配置了以下主要控制系统：（1）反应性控制和功率分布控制系统，或简称为反应堆功率控制系统；（2）反应堆功率调节系统；（3）反应堆冷却剂平均温度调节系统；（4）一回路压力即稳压器压力控制系统；（5）稳压器水位调节系统；（6）

蒸汽发生器水位调节系统；（7）蒸汽排放控制系统。《核安全综合知识》三、核动力厂功率控制系统1．反应堆功率控制反应堆功率控制是由反应堆功率控制系统来实现的。反应堆功率控制系统的功能是：（1）实现反应堆的启动、停堆、升功率、降功率以及维

持反应堆稳态运行；（2）在不超过额定功率时允许负荷有±10%阶跃变化，能使电厂恢复至平衡状态而不导致事故停堆、蒸汽排放或卸压阀动作；当出现小于每分钟±5%线性负荷变化时，系统有较好的负荷跟踪能力。并且在负荷变化之后，将核反应堆冷却剂平均温度

维持在调节特性规定的限度内。在额定功率的15%以下，可采用手动控制。（3）实现功率分布的控制，使反应堆处于良好的安全性和经济性状态下运行。（4）抵消过剩反应性、补偿在运行中由于温度变化、中毒和燃耗所引起的反应性变化。（5）使核蒸汽供应系统（NSSS）能适应正常运行的各

种瞬态工况，根据电网的要求和运行的需要，改变系统的运行状态，保持操作上的灵活性。（6）在运行的瞬态或设备故障时，保持电厂主要参数在允许的范围内，以尽可能减少反应堆保护系统的动作。《核安全综合知识》三、核动力厂功率控制系统2．功率调节系统反应堆功率调节系统的目的是使反

应堆的功率迅速跟踪二回路的功率。它根据二回路的工况、控制模式和方式选出一个作为跟踪的功率，加上校正因子，作为功率整定值，然后将其转换为棒位整定值。根据汽轮机冲动级的压力和反应堆冷却剂的平均温度，操纵控制棒在堆芯中的位置，以调节反应堆的功率，使其与汽轮发电机组的出力

相匹配。同时根据反应堆轴向功率偏差信号，手动或自动调节冷却剂中的硼酸浓度，调整控制棒在堆芯中的位置，以调节反应堆轴向功率分布。（1）调节特性。（2）调节系统的组成：该系统由四个电子逻辑回路组成，即主控制回路，整定值确定回

路，出力不一致回路，控制棒驱动回路。（3）轴向功率分布调节《核安全综合知识》三、核动力厂功率控制系统3.核动力厂稳态运行方式核动力厂稳态运行方式大体上可以分为两大类型：一种是一回路冷却剂平均温度不变，而二回路蒸汽压力随负荷而变化。另一种是保持二

回路蒸汽温度（即压力）不变。一回路冷却剂平均温度运行方式的优点是：可以利用压水堆装置自调节性，使外部控制系统简化；一回路体积基本不变，稳压器体积小，功率变化时废水少。但也有缺点，其主要缺点是：二回路参数随输出功率变化幅

度太大，蒸汽温度随负荷增加而下降，影响循环热效率，在低功率时，蒸汽压力又相对较高，要求设备有较高的耐压能力，给水泵、自动阀和汽轮机提出了苛刻要求。另一种方案是保持二回路蒸汽温度（即压力）不变，但一回路平均温度随负荷呈线性变化，即随负荷增加而增加。这种方案的

优点是提高了二回路循环效率，但必须设计很大的一回路稳压器。必须有复杂的外部控制系统，功率调节系统较为复杂。一般说，陆地上发电用途的核动力厂采用第一种方案，而船用核设施采用第二种方案。《核安全综合知识》四、核反应堆的仪表控制系统1．核仪表系统核仪表系统的功能是：（

1）提供信号：通过连续监测反应堆功率，功率变化及功率分布，并对测得的各种信号加以显示记录，从而向操纵员提供反应堆装料、停堆、启动及功率运行时反应堆状态的信息。（2）提供控制信号：向反应堆控制系统提供堆功率信号，移动控制棒。（3）监测功能：通过功率通道信号的

计算值，来监测反应堆径向功率倾斜和轴向功率偏差。此外，在主控制室和反应堆厂房内设计有视听计数通道，在停堆和启堆期间给出中子的视听计数。（4）安全功能：防止反应堆发生超功率，向反应堆保护系统提供中子通量密度高和中子通量密度变化率高信号，触发反应堆紧急停堆。2．堆芯测量系统堆芯测量系

统包括堆芯温度测量、堆芯中子通量密度测量和压力容器内水位测量三部分，其总的功能是：提供反应堆燃料组件冷却剂出口温度信息、堆芯中子通量密度分布信息及压力容器内水位信息《核安全综合知识》第七节核反应堆保护系统一、保护系统的功能保护系统

的范围是：从监测电厂有关变量的敏感元件开始到安全驱动系统输入端和安全系统辅助设施输入端为止。保护系统用来探测核反应堆工况偏离正常运行状态，一旦超过安全限值，发出保护动作，通过安全驱动系统和安全系统辅助设施，

完成所需的安全动作，维持安全并减轻事故后果。保护系统必须及时发出保护动作，目标是保持安全屏障（燃料包壳、一回路冷却剂压力边界和安全壳）的完整性，防止放射性物质释放，并且还必须能减轻这些屏障中的任何一个或更多个破

坏所造成的后果。保护系统主要由下列两个触发系统组成：（1）核反应堆停堆触发系统；（2）专设安全设施（应急堆芯冷却、蒸汽和给水管道隔离、辅助给水、安全壳隔离、安全壳喷淋和氢气复合等）触发系统。《核安全综合知识

》一、保护系统的功能由保护系统控制的安全设施包括：（1）蒸汽管道隔离装置；（2）主给水隔离装置；（3）安全壳隔离装置；（4）安全注入系统；（5）安全壳喷淋系统；（6）辅助给水泵；（7）柴油发电机。保护系统

完成的任务是：（1）探测电厂变量已达到整定值；（2）判明需要保护的状况；（3）按正确的次序触发相应安全任务所需要的所有安全动作，包括保护系统本身、安全驱动系统和安全系统辅助设施的动作；（4）监测电厂变量并向运行人员显示其数值，供手动启动保

护动作之用。《核安全综合知识》一、保护系统的功能根据对保护系统的功能安排，其设计应满足下列要求：（1）能自动触发有关的系统（必要时包括停堆系统）动作，以保证发生预期运行事件时不超过规定的设计限值；（2）能检测到设计基准事故，并触发为把这些事故后果限制在设计基准范围内所需的系统动作；（

3）能抑制控制系统的不安全动作。安全性和可靠性这两个主要目标经常互相矛盾。通常安全性放在第一位；然而，误动作的经济代价迫使进行两者之间的权衡考虑。《核安全综合知识》二、保护系统的安全准则保护系统必须与其所执行的安全功能相适应，因此其设计必须遵

循下列安全准则：1.单一故障准则；2.冗余性和独立性；3.多样性4.故障安全5.逻辑符合6.可试验性和可维修性《核安全综合知识》三、保护系统的实现用以检测事故工况并触发系统动作的核动力厂变量通常称保护参数。为确定这些保护参数的动作整定值，必须进行安全分析。其主要步骤有：（1）确定可能发生的（或

设计基准）事故；（2）分析事故的影响和后果，可以用事件树图形地表示事故序列发展的过程；（3）规定事故工况下反应堆特性的安全界限；（4）选择用于触发系统动作的保护参数和敏感元件；（5）确定保护动作的类型（启动反应堆停堆系统，启动相应的专设安全设施）和保护系统必须具有的性能特性（诸如系统的响应时间和仪

表的精确度）。整定值的确定必须留有一定的裕量，以弥补核动力厂分析模型、仪表及其整定值的误差。《核安全综合知识》三、保护系统的实现1．核反应堆停堆触发系统它由以下几个部分组成：（1）启动保护（2）核功率保护（3）堆芯保护（4）冷却剂压力和液位保护（5）冷却剂低流量

保护（6）蒸汽发生器保护（7）高能管道破裂保护《核安全综合知识》三、保护系统的实现2．专设安全设施触发系统包括下列组成部分：（1）应急堆芯冷却触发系统（2）安全壳喷淋触发系统（3）蒸汽和给水管道隔离触发系统（4）安全壳隔离触发系统（5）辅

助给水触发系统（6）氢气复合触发系统