压水堆核电站基础
简述压水堆核电站的原理流程及作用
简述压水堆核电站的原理流程及作用
压水堆核电站是一种常见的核电站类型，其原理流程如下：
1. 核反应堆：压水堆核电站采用铀核燃料进行核裂变反应。
铀燃料经过加工制成小颗粒的燃料元件，装入核燃料组件中放置在核反应堆中。
2. 反应堆压力容器：核反应堆由反应堆压力容器包裹，其主要作用是容纳核燃料，维持反应堆内部的高压状态，以及承受核反应过程中产生的热量和中子辐射。
3. 热水循环：核燃料在反应堆中进行核裂变反应时会释放出大量的热量，这些热量通过循环的高压水冷却剂来吸收。
冷却剂在反应堆压力容器内部形成循环，将核燃料释放的热量带出反应堆。
4. 蒸汽发生器：冷却剂经过吸热后，进入蒸汽发生器。
在蒸汽发生器中，冷却剂与外部循环的非放射性水流进行热交换，将冷却剂的热量转移到非放射性水中，使之蒸发为高温高压蒸汽。
5. 蒸汽涡轮机：由于高温高压蒸汽的压力能量，通过蒸汽涡轮机将热能转化为机械能。
蒸汽涡轮机驱动发电机旋转，产生电能。
6. 冷却水循环：蒸汽在蒸汽涡轮机中释放部分能量后，通过凝汽器冷凝，转化为水。
凝汽器中冷却水从外部环境吸收热量，使蒸汽得以冷凝为水。
冷凝后的水再次进入蒸汽发生器，参与循环。
压水堆核电站的主要作用是通过控制核反应堆中的核裂变反应来产生高温高压的蒸汽，然后利用蒸汽驱动汽轮发电机组产生电能。
同时，核电站还能提供稳定可靠的电力供应，减少对传统化石燃料的依赖，降低碳排放，实现清洁能源和可持续发展。
此外，核电站还可以用于核科学研究、医疗放射性同位素生产等多个领域。
压水堆重点
压水堆核电站入门重点一、名词解释（2题，共10分）1、压水堆2、反应堆反应堆是以可控方式产生自持链式核裂变反应的装置，产生、维持和控制链式核裂变反应3、核安全及其三要素核安全：在核设施设计、制造、运行及停役期间为保护核电厂工作人员、公众和环境免受可能的放射性危害所采取的所有措施的总和。
这些措施包括：（1）保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放。
（2）预防故障和事故的发生。
（3）限制发生的故障或事故后果。
即核安全取决于设备的可用性、人的行为、工作组织与管理的有效性。
核安全的三大功能(也称作三要素)是：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。
4、固有安全性固有安全性被定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。
具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备反应性的反应堆体系被称为固有安全堆。
二、判断题（10题，共20分）1、一二回路的放射性问题一回路水的放射性主要来自于中子活化产物（其中主要是钴60）以及裂变气体。
中子活化产物是一回路材料在反应堆中子的照射下产生的放射性同位素，裂变气体是核燃料裂变反应后产生的一些放射性气体（氙、氪等）。
一回路通过蒸汽发生器将热量传递到二回路，由于蒸汽发生器的屏蔽，只要传热管不发生破损，一回路水不泄漏到二回路，二回路的水就不会有放射性。
2、与主回路相连的系统，与安注系统相连的系统与反应堆冷却剂系统（RCP）相连的有：化学与容积控制系统（RCV），余热排出系统（RRA），安全注入系统（RIS）与安注系统（RIS）相连的有：安全壳喷淋系统（EAS），反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统（PTR）3、设备冷却水系统（RRI）是否有泄漏，如何检测主要检测波动箱的水位变化，一旦出现冷却水漏失，波动箱水位就会异常降低，主控室会出现警报。
压水堆核电站基础：第八章 专设安全系统
压水堆核电站基础
第八章 专设安全系统
核反应堆运行工况与事故分类
按反应堆事故出现的预计概率和可能的放射性后 果，把核电厂运行工况分为四类： 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 工况Ⅱ——中等频率事件，或称预期运行事件 工况Ⅲ——稀有事故 工况Ⅳ——极限事故
系统与设备（4）
技术安全目标
对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些 发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的 话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事 故发生的概率非常低。
系统与设备（4）
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事故的预防和缓解
事故的预防是设计人员和运行人员应尽的安全职责。 为了防止事故的发生，从设计到运行都要贯彻一系列 的安全原则。 合理的设计； 可靠的设备； 各种完善的规程； 运行人员具有良好的安全素养。
事件本身并不是事故。如果附加故障后会导致运行事件、 设计基准事故或严重事故的事件。典型的假设始发事件例 子是设备故障（包括管道破裂）、人员差错、人为事件和 自然事件。
假设始发事件的后果可能较小（如某一多重部件的失 效），也可能很严重（如反应堆冷却剂系统主管道的破 裂）。
设计的主要安全目标在于追求核动力厂所具有的特性能够 保证：大部分假设始发事件的后果较小或甚至无足轻重； 其余的假设始发事件导致设计基准事故，其后果是可以接 受的；而如果导致严重事故，其后果可以通过设计措施和 事故管理加以限制。
带有允许偏差的极限运行，如在允许范围内带 有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏等；
运行瞬变。
系统与设备（4）
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工况II——中等频率事件（预期运行事件）
常见故障，指在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的 所有运行过程，即发生频率在10-2次/堆年到1次/堆年。保护系统动作， 反应堆安全停闭，但燃料包壳保持完整性，不会造成燃料元件棒损坏， 系统压力不超过设计值。放射性后果不超过0.001mSv。采取措施后机 组能重新起动。
压水堆核电站组成资料
压水堆核电站组成上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。
2-1 压水堆主要部件2-1-1 堆芯堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。
因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。
压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。
用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。
所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。
燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。
棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。
图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。
图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图图2-1(b) 压水堆燃料组件燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。
烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。
燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。
燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。
定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。
堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。
第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。
第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。
以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。
我国压水堆核电站主要设备及原理
压水堆核电站主要设备及原理压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。
容器内设有实现核裂变反应堆的堆芯和堆芯支承结构，顶部装有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。
堆芯是原子核反应堆的心脏，链式裂变反应就在这里进行。
它由核燃料组件、控制棒组件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成。
堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表面，然后，通过对流放热，将热量传递给快速流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从而由冷却水将热量带出反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。
压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。
该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。
原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。
蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。
这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。
一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。
一回路示意图稳压器结构图冷却剂主泵结构图二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。
做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。
这样构成第二个密闭循环回路。
二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。
汽轮发电机机组是二回路系统的主要设备。
它由饱和汽轮机、发电机、冷凝器和中间汽水分离加热器组成。
汽轮机是单轴、四缸六排汽、冷凝式饱和蒸汽轮机。
压水堆核电站设计指南
压水堆核电站设计指南核能是目前被广泛使用的清洁能源之一，核电站是核能的重要应用场所之一，其中压水堆核电站是最为常见和成熟的一种类型。
本文将针对压水堆核电站的设计指南进行详细介绍。
1. 压水堆核电站概述压水堆核电站是将核能转化为电能的设施，其工作原理是通过使用轻水作为冷却剂和热交换介质，将核反应产生的热能转化为蒸汽，再经过蒸汽轮机发电。
压水堆核电站的建设和运行过程需要高度注重安全性和可靠性。
2. 核电站选址和安全要求核电站选址是核电站设计的重要步骤。
选址应远离人口密集区、地震带、火山地区等自然灾害风险区域，同时要考虑水源供应和废水处理等因素。
安全要求包括防爆设施、安全壳、独立冷却系统等，以确保核电站在事故发生时能够有效防护和应对。
3. 压水堆反应堆核心设计压水堆核电站的核心是核反应堆，其设计需要考虑燃料元件、燃料位移、热力学参数、核反应堆稳定性等因素。
核心设计应满足核反应的需求，同时减少污染物排放，提高燃烧效率。
4. 冷却系统设计冷却系统是压水堆核电站的关键部分，它负责冷却反应堆、蒸汽发生器和凝汽器。
冷却系统的设计应考虑到不同工况下的冷却效果、冷却剂的流动性能和系统的可靠性等因素，以确保核电站的稳定运行。
5. 安全壳设计安全壳是核电站的重要组成部分，其设计目的是在发生意外事故时，避免核辐射物质泄漏到环境中，确保人员和环境的安全。
安全壳的设计应考虑防护层厚度、材料的选择和辅助设备的配置等因素。
6. 废物处理和辐射防护核电站会产生大量的废弃物和辐射物质，为了确保环境和人员的安全，需要合理处理这些废物和辐射物质。
处理措施包括废物贮存、转运、处理和辐射防护设施的建设等。
7. 运行和维护核电站的运行需要高度精确的控制和维护，运营商应具备专业技术和操作经验。
维护工作包括定期巡检、设备维修和更新、事故应对和紧急救援等。
8. 环境影响评价核电站作为一个大型的能源设施，其建设和运营过程对环境会产生一定的影响。
为了规范核电站的环保工作，需要进行环境影响评价，包括大气、水域、土壤等方面的评估，以确保核电站在环境保护方面达到相关标准。
(完整版)第三章压水堆核电站
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一、厂址选择
（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最 小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却
核岛：通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设 施和厂房称为核岛。压水堆核电站核岛中的四大部 件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。
沸水堆核电厂原理图
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（1）一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。
具体允许徘放量，需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释 能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。
设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应 达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关十核电厂 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
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一、厂址选择
2．厂址的自然条件和技术要求
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大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％ 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠， 每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
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一、厂址选择
1．核电厂放射性特性
反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和 放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放 射性的排放量。
如果放射性废气排故量很大，电厂就不宜建在城镇居 民中心附近；如果废水放射性排故量很大，电厂废水 就不能直接向江河湖海中排放。
简述压水堆核电站工作原理
简述压水堆核电站工作原理嘿，朋友们！今天咱来聊聊压水堆核电站那神奇的工作原理。
你看啊，这压水堆核电站就好比一个超级大的能量制造工厂。
核燃料呢，就像是工厂里的超级原料，蕴含着巨大的能量。
在这个大工厂里，核燃料被放进反应堆这个核心区域。
就好像是把宝贝放进了一个特别的魔法盒子里。
然后呢，核燃料在里面发生链式裂变反应，这可不得了啦，就像一场超级能量大爆发！释放出大量的热能。
这热能可不能浪费呀，水就来帮忙啦！水在反应堆里被加热，变成高温高压的水蒸汽。
你想想，这水蒸汽就像充满力量的小火车，呼呼地跑起来。
接着呢，这些水蒸汽就冲向汽轮机，推动汽轮机快速转动。
汽轮机就像是一个大力士，被水蒸汽推动着拼命干活。
汽轮机一转起来，又带动着发电机也跟着转起来啦。
发电机就像一个勤劳的小精灵，把机械能转化成电能。
那发出来的电呢，就顺着电线跑到我们家里啦，给我们带来光明和便利。
哎呀，你说神奇不神奇？这就好像是变魔术一样，从核燃料开始，经过一系列的过程，最后就变成了我们能用的电。
有人可能会担心啦，这么厉害的能量会不会有危险呀？嘿嘿，别担心，核电站有很多安全措施呢。
就像给这个大工厂装上了好多把安全锁，保证一切都稳稳当当的。
而且啊，这压水堆核电站可是为我们的生活做出了巨大贡献呢！它能提供大量的电力，让我们的生活更加丰富多彩。
想想看，如果没有核电站，我们的电可能就不够用啦，那得多不方便呀！
所以说呀，压水堆核电站虽然听起来很复杂很神秘，但其实它就像我们生活中的好帮手，默默地为我们工作着。
我们可得好好感谢它呢！大家说是不是呀！。
压水堆核电站控制(第一章)
反应性阶跃变化大小与反应堆周期的关系 压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院
当反应性的变化ρ接近β时，由缓增变为陡增。对应反应堆周期 T=1/ ω 1急剧减小。
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应
当反应性变化大于β后，反应堆周期接近零，反应堆功率急 剧上升失去控制，出现“瞬发临界事故”。
华北电力大学核科学与工程学院 n/n0
瞬变项
华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应 反应性扰动开始的瞬间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子,反 应堆周期 ，这种现象称为瞬跳;很快缓发中子发挥作用, 按指数规律增长。
中子密度以反应堆周期
华北电力大学核科学与工程学院
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应 当反应性ρ为一个很大的阶跃扰动时，按上述类似方法可得：
华北电力大学核科学与工程学院 点堆动力学模型：把反应堆看成没有空间度量的一个“点”， 即反应堆内各点的中子通量密度只随时间变化，与空间位置 无关。 有效增殖系数Keff ：某一代参与裂变反应的中子数除以上 一代参与裂变反应的中子数。 中子一代时间(Neutron life time) l ：上一代中子产生数量 相同的下一代中子的所需的时间。 平均一代中子时间：一个中子由于裂变被另一个中子代替 的平均时间。 Λ =l/ Keff 反应性：表征链式反应介质或系统偏离临界程度的参数。
华北电力大学核科学与工程学院
华北电力大学核科学与工程学院
华北电力大学核科学与工程学院
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
平衡点处： 缓发中子先驱核产生率＝ 缓发中子先驱核消失率
核电站简介和物项分级
到目前为止，核电站的燃料元件、泵、蒸汽发生器、稳压 器、压力容器的设计，正向标准化、系列化的方向发展。 核电站的研究工作，主要是为了进一步提高其安全性和经 济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划，并开展广 泛的国际合作。民用压水堆核电站从它诞生以后，一直是 最安全的工业部门之一，它已经成为一种成熟的堆型。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又 回到反应堆。一回路循环泵又称主泵。包括压力容器、蒸 汽发生器、泵、稳压器的整个系统，是一回路的压力边界。 它们都安置在如图4-6的安全壳内，称之为核岛。 蒸汽发生器内有很多管子（见图4-7）。管子外为二回路 的水。一回路的水流过蒸汽发生器管内时，将携带的热量 传给二回路里的水，从而使二回路水变成280℃左右、6～ 7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，－回路与二回路 的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽 发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备。从蒸汽发生 器出来的高温蒸汽，通过高压汽轮机后，一部分变成了水 滴。经过汽水分离器时水滴被分离出去，剩余的蒸汽进入 低压汽轮机继续膨胀，推动叶轮转动。。
反应堆堆芯
堆芯组成
堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。 大亚湾核电厂堆芯由157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列 而成 初次（首炉）装料时，堆芯有三种不同富集度的燃料组件，并分区 布置，即：52个富集度为3.1%的燃料组件组成第3区，放在堆芯四周； 52个富集度为2.4%的燃料组件＼混合交错布置, 53个富集度为1.8%的燃料组件∕组成第2和第1区 (见图2 堆芯 燃料组件布置)
容器内径/mm 法兰外径/mm 进、出口接管之间的最大距离/mm 法兰到底封头全高/mm
3989 4674 6378 10335 13208
压水堆核电站基础：第三章 热工水力学基础知识
系统与设备（3）
3
235U每次裂变释放的能量(单位：MeV）
能量来源 裂变碎片动能 裂变中子动能 瞬发γ射线
能量 射程 168（84） 极短 5（2.5） 中 7（3.5） 长
裂变产物的β射线 7（3.5） 短
裂变产物的γ射线
6（3） 长
非裂变反应（n，γ） 7（3.5） 放出的β、γ射线
总计 系统与设备（3）
包壳间隙处放热系数。
为了获得最大的允许线功率密度和最小的堆芯尺寸，
系统与设备（必3） 须使λf 、 λc 、α和αG达到最大值。
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热辐射
一个表面积S的物体在单位时间内辐射的热量是：
E = εσ 0ST 4
S为物体的辐射表面积，m2；σ0 为黑体辐射常 数，ε 为物体的黑度，T为表面的绝对温度，K
为了提高整个电厂的循环效率，需要提高二回路蒸 汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温 度，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
系统与设备（3）
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燃料元件内的传热与冷却
燃料元件内部的热量传给包壳外边的冷却剂 流体是一个复杂的传热过程，包括：
系统与设备（3）
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从包壳表面到冷却剂的放热过程
从燃料元件包壳表面到冷却剂的放热过程可以用 牛顿冷却定律描述 q = α (Ts − Tf )(千焦 / 米2 ⋅小时)
q表示单位时间单位传热表面积上的传热量 （千焦/米2 •小时），称为热负荷；
Ts为包壳壁面温度，Tf为冷却剂主体温度； α为对流传热系数。 对流传热系数与流体性质、平均速度、流动状态 和是否沸腾等因素有关，一般由实验确定。
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压水堆核电站的组成及总布置
压水堆核电站的组成及总布置（1）反应堆厂房–该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。
从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。
安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。
反应堆厂房内部结构布置如下：–·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。
–·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。
–·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。
–·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。
–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。
–·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。
M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。
–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。
反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。
–以下简要对堆内构件进行补充说明。
（2）核辅助厂房–由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。
布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备：–·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。
–·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。
压水堆核电厂土建设计和建造规则
压水堆核电厂土建设计和建造规则一、背景介绍压水堆核电厂是一种利用核裂变反应产生的热量，通过蒸汽发电来产生电能的设施。
在核电站建设中，土建设计和建造是其中非常重要的一环。
因为核电站需要承受高压和高温的环境，所以土建设计和建造规则的严谨性和全面性显得尤为重要。
二、土建设计规则1. 基础设计：对于压水堆核电站来说，它的安全至关重要。
基础的选址和设计必须充分考虑地质情况、地震等自然灾害因素。
基础承重能力和稳定性的设计应当满足一定的标准和规范。
2. 结构设计：核电站的建筑结构必须考虑到其需要承受的辐射、压力和温度等因素。
土建设计规则应当规定建筑材料的选用、结构的抗震性和防护性能。
3. 安全设施：除了建筑本身的结构设计外，还应当规定建筑内的安全设施，如逃生通道、防护门窗等，以应对任何可能的安全事故。
三、土建建造规则1. 施工工艺：核电站的土建建造涉及到各种工艺，如混凝土浇筑、结构安装等。
规则应当明确各个环节的施工工艺和标准，确保质量和安全。
2. 质量控制：土建建造规则应当规定质量控制的各项指标和方法，以确保施工过程中的各项指标满足设计要求。
3. 安全管理：在土建施工过程中，安全管理显得尤为重要。
规则应当包括对施工人员的安全培训、安全防护设施等要求。
四、总结与展望压水堆核电站的土建设计和建造规则对于核电站的安全运行和持续发展具有至关重要的意义。
在未来的发展中，需要不断完善和更新这些规则，以适应新的技术和要求，确保核电站的安全和可持续发展。
个人观点与理解作为一名核电站土建设计和建造的专业人员，我深知土建规则对核电站运行的重要性。
在实际工作中，我会严格按照规则要求，确保土建设计和建造工作的全面质量和安全。
通过不断地学习和实践，我也会积极参与规则的更新和完善工作，为核电站的发展贡献自己的一份力量。
结语核电站土建设计和建造规则是保障核电站安全运行的重要保障。
在今后的工作中，我会不断提升自己，更好地完成土建设计和建造任务，为核电站的发展贡献自己的一份力量。
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站是一种常见的核电站类型，其工作原理如下：
1. 核燃料的使用：压水堆核电站使用低浓缩铀（U-235）作为
核燃料。
铀矿石被加工成浓缩的铀燃料棒，然后装入核反应堆。
2. 反应堆：核反应堆是核电站的核心部分，它包含大量的燃料棒（通常有数千个），并由冷却剂包围。
冷却剂一般是水。
3. 燃料棒中的核裂变：核燃料在核反应堆中被中子激活，引发核裂变反应，产生大量的热量。
4. 热量传递：核裂变带来的热量将被传递给循环系统，以便产生蒸汽。
5. 蒸汽产生：核反应堆中的热量使循环系统中的水变为高温高压的蒸汽。
6. 蒸汽驱动涡轮机：蒸汽进一步流入涡轮机，蒸汽流通过涡轮使其旋转。
7. 发电机运转：涡轮机旋转带动发电机运转，将机械能转化为电能。
8. 冷却剂循环：经过涡轮机后，蒸汽会被冷凝成水，并通过冷却剂循环系统重新注入核反应堆。
9. 安全控制：核电站配备了多重安全系统，以确保核反应过程的安全性，如反应堆冷却、核裂变链式反应的控制等。
总结起来，压水堆核电站的工作原理是通过核裂变产生热能，将燃料棒中的热量传递给循环系统中的水，使其转化为高温高压的蒸汽，然后利用蒸汽驱动涡轮机运转发电机，最终产生电能。
同时，核电站配备多层安全系统以确保反应的安全进行。
压水堆核电站
04
特点：高效、 可靠、环保， 是核电站的核
心设备之一
核安全文化
安全原则
安全第一：确保核 电站的安全是首要
任务
预防为主：采取预 防措施，避免事故
发生
责任明确：明确各 级人员的安全责任
持续改进：不断改 进安全管理，提高
安全水平
Байду номын сангаас
培训教育：加强员 工培训，提高安全
压水堆核电站
演讲人
目录
01. 基本构成 02. 核安全文化
基本构成
反应堆
1 反应堆类型：压水堆核电站的反应堆类型为轻水反应堆。 2 燃料：核燃料，如铀235等。 3 冷却剂：轻水，如普通水。 4 控制棒：用于控制反应堆的链式反应速度。 5 安全壳：用于保护反应堆，防止辐射泄漏。 6 蒸汽发生器：用于将反应堆产生的热量转化为蒸汽，推动汽轮机发电。
蒸汽发生器
作用：将核反应堆产生的热量转 化为蒸汽
结构：主要由管束、壳体和传热 管组成
工作原理：通过核反应堆产生的热 量加热传热管内的水，产生蒸汽
安全措施：设有安全阀、压力表等 安全装置，确保设备安全运行
汽轮发电机
01
作用：将核能 转化为电能
02
原理：利用蒸 汽推动汽轮机 旋转，带动发
电机发电
03
培训方式： 理论授课、 实际操作、 模拟演练等
培训对象： 核电站员工、 管理人员、 技术人员等
培训频率： 定期进行， 确保员工掌 握最新安全 知识和技能
谢谢
意识
信息公开：及时公 开核电站的安全信 息，接受社会监督
安全措施
1 建立完善的安全管理体系 2 定期进行安全检查和评估 3 加强员工培训和应急演练 4 确保设备安全可靠，定期进行维护和升级 5 建立有效的信息沟通和报告机制 6 加强与政府和公众的沟通和合作，提高公众对核安全的认识和信心
压水堆核电厂运行原理及总体介绍
压水堆核电厂运行原 理及总体介绍
二〇一三年八月
核反应
在核物理学中，原子 核在其他粒子的轰击 下产生新原子核的过 程，称为核反应．
原 子 核
电子
2
中子和质子最初就是通过原子核的人工转变 这一核反应发现的：
粒子轰击氮核→质子
14 7
N +
4 2
He → 17 8 O
粒子
+
1 1
H
质子
世界核电分布图
在当前，全世界有33个国家和地区有核电站，核发电量占 全世界发电总量的17%，有的国家甚至超过70%。核电站 中以压水堆、沸水堆所占的比例最大。全世界各种堆型核 电机组数占核电总机组数的份额：压水堆占60%，沸水堆 占20%，重水堆占10%，其他堆占10%。
核电厂的种类
世界核电界就因为日本福岛核事故爆发出现了集 体刹车，我国也不例外。核电项目停止审批、对 在建在运核设施进行安全大检查……一系列紧急 措施的目的只有一个：确保核电安全。安全，始 终是核电发展的首要条件。 今年两会政府工作报告指出，要―安全高效发展核 电‖。在经历了―适度‖、―积极‖、―大力‖等种种调整 之后，我国核电政策用最直白的―安全高效‖宣告 了核电建设的基础和本质。
核电和火电的区别
核电厂外观
火电厂外观
核电和火电的区别
火电厂厂房布置 火电厂厂房布置
核电厂厂房布置
核电和火电的区别
核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规 岛（主要是汽轮发动机组）和电厂配套设施三大 部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主 要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转 换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。 核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应 堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事 故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料 在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂 设置有多项安全系统。
压水堆核电站工作原理
压水堆核电站工作原理
压水堆核电站（PWR）是一种重要的核反应堆系统，它是利用水作为中子反应媒介来产生核能的。
这种核电站经常被称为“汽轮发电机”，因为它是由蒸汽产生动力来驱动汽轮发电机发电，从而生产电能的。
压水堆核电站的基本原理是：由核反应堆提供的热能，通过循环的冷却剂（水）来移动，从而使压力增加，从而使水热能变成动能，把水中的热量转换为动能，转换成机械能，进而变成电能。
压水堆核电站的主要部件有核反应堆、汽蒸发器和汽轮发电机。
核反应堆是核电站中最重要的部分，它是核电站的热源，是产生电能的核动力装置。
核反应堆中发生核裂变，产生的热量可以把水变成蒸汽，使其增压，从而驱动汽轮机发电。
汽蒸汽器是将水加热到一定的温度，从而蒸发形成蒸汽，并将其导入汽轮发电机，从而获得动力的装置。
汽轮发电机是将发动机的机械能转变成电能而发电的装置。
压水堆核电站的工作过程可以概括为：核裂变产生热量，使水蒸发，从而使水中的热量转换为动能，动能转换为机械能，把机械能转换为电能，最后通过变压器将电能转换成高压电后输出到家庭用电。
- 1 -。
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理是利用铀-235或钚-239核燃料的裂
变反应释放的热能来产生蒸汽，驱动涡轮发电机转动，最终产生电能。
在压水堆核电站中，核燃料以固体形式装入长而薄的金属管中，这些管被称为燃料棒。
多个燃料棒组成的燃料组装在核反应堆的核心区域内。
核反应堆中还包括有水、调节棒和冷却介质。
水被用作冷却剂和中子减速剂，它能吸收产生的热量并将其带出核反应堆。
调节棒的作用是调节反应的强度，负责减速或抑制裂变过程。
当核燃料棒被注入核反应堆后，发生裂变反应。
裂变释放的中子被水吸收并减速，与铀-235或钚-239核燃料发生链式反应，释放大量的热能。
在核反应堆中，水被加热并转化为高压蒸汽，然后通过管道输送到汽轮机中。
蒸汽驱动汽轮机的涡轮转动，转动的涡轮与发电机相连，将机械能转化为电能。
在发电之后，蒸汽会从汽轮机中排出，并通过冷凝器将其冷却变为液态水，然后再次被抽回核反应堆，循环利用。
压水堆核电站的工作原理基本上就是这样，通过核反应堆中核燃料的裂变反应来产生热能，再通过蒸汽驱动发电机来生成电能，最后通过冷凝器将蒸汽冷却后再次循环使用。
《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程320讲义RCP
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启动主泵：将冷却剂送入反应堆核心
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升温升压：逐渐提高反应堆温度和压力
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启动汽轮机：利用蒸汽产生电力
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启动蒸汽发生器：将热量传递给蒸汽发生器
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并网发电：将产生的电力输送到电网
正常运行流程
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启动操作：按照规程进行启动操作
启动准备：检查设备状态，确认安全措施
核电站特点：核电站具有高效、清洁、安全等优点，能够提供稳定的电力供应，是现代能源的重要组成部分。
核电站发展历程：从早期的核潜艇、核武器到现代的商用核电站，核能技术的发展经历了漫长而曲折的过程。
核电站的发展历程
国内外核电站的发展现状与趋势
核电站的起源与早期发展
现代核电站的兴起与技术进步
核电站的未来发展前景与挑战
辐射安全标准与法规
辐射防护措施与设备
化学安全与防护
化学物质的储存和管理：确保化学物质的安全储存和管理，防止泄漏和误操作。
化学物质的运输和运输：采取适当的措施，确保化学物质的运输和运输过程中的安全。
化学物质的处置和排放：遵守相关法规和标准，确保化学物质的处置和排放符合环保要求。
化学事故的应急处理：制定应急预案，配备必要的应急设备和人员，及时有效地处理化学事故。
机械安全与防护
机械安全设计：确保机械设备的结构、功能和操作安全，防止意外事故的发生。
防护装置：配备有效的防护装置，如防护罩、防护栏、安全阀等，以减少机械伤害的风险。
定期维护与检查：对机械设备进行定期维护和检查，确保其正常运行，及时发现并处理潜在的安全隐患。
操作规程：制定严格的机械操作规程，确保操作人员熟悉设备性能，遵守安全操作规程，减少人为因素导致的事故。
中广核内部资料核电站基础复习题汇总(简化)
压水堆基础培训复习题绪论1、简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电站。
主要由核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP）三大部分组成。
工作原理：（一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。
用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器（二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。
1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）；2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变；3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。
4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。
能量传递过程为：裂变能→热能→传递→机械能→电能。
2、厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3个符号来表示。
第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。
房间的识别定义：房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号。
3、设备的识别符号如何定义？设备识别用9个符号来表示。
这9个符号又分为两个大组，前4个符号为功能组符号，表示该设备属于哪台机组，哪个系统。
后5个符号为设备组符号，表示是什么设备及设备的编号。
（L—字母，N—数字）I-第一章1、压水型反应堆由哪几大部分组成？反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。
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第五章 反应堆冷却剂系统（RCP ）反应堆冷却剂系统是核电站一回路主系统，系统代码为 RCP ，包括三个环路，每个环路上有一台冷却剂循环泵和一台蒸汽发生器，其中 1号环路上还设有一台稳压器及与其相关的卸压箱。
反应堆冷却剂系统的功能是：（1） 主泵使冷却剂在环路中循环，将堆芯的热量带出，通过蒸汽发生器将热量传给 二次侧给水；（2） 堆芯中的冷却剂又起慢化剂作用，使中子得到慢化； （3） 冷却剂中溶有硼酸，用来控制反应性的变化；（4） 稳压器用来控制冷却剂压力，防止堆芯产生偏离泡核沸腾； （5 ）稳压器上的安全阀起超压保护作用；（6）在发生燃料元件包壳破损时，反应堆冷却剂系统的压力边界是防止放射性泄漏 的第二道屏障。
图5.1是RCP 系统1号环路的示意图，图中也标出了其它一些与RCP 系统连接的辅助系 统。
注意有些辅助系统与 RCP 的接口不在1号环路，这里只是示意性地把它们表示出来。
图5.1 RCP 主系统（1号环路）5.1反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵又称主泵，是三相感应电动机驱动的立式、单级、轴封泵，由电动机、11越I停塔轡即曲冒Bl轴封组件和水力部件组成。
反应堆冷却剂由装在转动轴下部的泵唧送，冷却剂通过泵壳底部吸入，然后从泵壳侧面出口接管排出。
串联布置的三级轴封有效地限制了冷却剂沿泵轴的泄漏。
三台主泵的设备编码分别为RCP001PO、002PO、003PO。
主泵名义流量23790 m3/h, 压头97.2 mCL，转速1485 rpm。
其结构如图5.2所示。
5.1.1水力部件1.泵体泵体由泵壳、扩散器（又称导叶）、进水导管、叶轮、泵轴组成。
其中除泵轴为不锈钢锻件之外，均为不锈钢铸件。
叶轮有七个螺旋离心叶片，装在泵轴的下端。
扩散器汇集来自叶轮的冷却剂，它由十二个螺旋离心叶片组成，被安装在扩散段法兰的底部，扩散器可以与泵的内部部件同时从泵体中取出。
在扩散器的下部装有防热罩。
冷却剂由泵壳底部的进口接管吸入，由装在泵轴下部的叶轮唧送，经扩散器从泵壳侧面的出口接管排出。
2•热屏热屏是由12层不锈钢扁平盘管组成的热交换器，装在叶轮与泵轴承之间，热屏法兰构成泵壳上法兰。
由RCV系统来的高压冷却水注入泵径向轴承和轴封之间，它对轴封来说是密封水，对径向轴承来说则是润滑剂。
热屏冷却盘管内流动的冷却水来自设备冷却水系统（图5.2反应堆冷却剂泵RRI）,其进口温度为35 C，流量约为9 m3/h。
它在反应堆冷却剂（292.4 C）和轴承之间提供传热屏障，冷却流过的反应堆冷却剂，防止轴封和轴承的损坏。
即使在失去RCV系统注入水的情况下，这样构成的热屏可保持其上部温度不超过72 C。
因此，在主泵运行时或在主泵停运后而一回路温度高于70 C时，必须供给热屏冷却水。
3 .泵轴承主泵共装有三个轴承， 两个装在电机上，第三个为泵轴承。
泵轴承是浸在水中的水润 滑轴承，安装在热屏和轴封之间。
它包括覆盖司太立钻铬钨耐热耐磨合金的不锈钢轴颈和 由几个石墨环构成的壳体，轴颈在壳体内旋转。
轴承安装在环形箱中，该箱能校正轴的偏 心度。
4 .轴封注入水由RCV 系统来的高压冷却水注入到泵径向轴承和一号轴封之间。
其作用是：保证主泵轴承的润滑；通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄漏；在RRI 系统暂时断水时，保证主泵轴承和轴封的短时应急冷却。
正常运行时，由RCV 系统供给的轴封水压力为 158 bar.a,略高于一回路压力。
总流量 约1.8 m 3/h ，其中通过轴封约0.7m 3/h ，其余流入一回路。
5.1.2轴封系统为了防止高温高压且带放射性的冷却齐U 沿泵轴泄漏到环境中, 主泵轴向的密封。
该系统由三级串联的轴封组成， 降低，如图5.3所示。
1. 1号轴封1号轴封结构如图5.4所示。
它由两个覆盖氧化铝的不锈钢环构成。
下边为动环，与泵 轴联结在一起，随轴旋转；上边是静环，与泵壳联结在一起不转动，但可以上下移动。
两 个环的端面不接触，构成曲面型液膜密封件。
设置了轴封系统来保证通过连续的三级可控泄漏， 将压力逐步o图5.3主泵轴封系统 图5.4 1号轴封结构在正常运行时，由轴封压差引起的作用在动环上、下两面的压力能使动环自动处于平衡状态，保持两环之间的间隙为0.1 mm左右，形成液膜。
动环和静环的两个端面在液膜两侧相对滑动，不会产生磨损。
泄漏水由外侧流向内侧，两端的压差为155 bar，背压约为3.1 bar.a。
通过1号轴封的泄漏水流量为680 l/h，入口温度为55 C,其泄漏量大部分返回RCV 系统。
为保证1号轴封的正常工作，在启动主泵时必须由RCV系统供给轴封水，而且要求反应堆冷却剂系统压力不得低于23 bar.g，以保证能够抬起静环，使静环与动环之间保持一定的间隙。
2．2号轴封2号和3号轴封均属于常规的表面磨擦轴封。
其动环由不锈钢制成，表面覆盖一层氧化铝；静环由石墨制成，通过弹簧压紧在动环上，并与泵的定子联成一体。
2号轴封的作用是阻挡1号轴封的泄漏。
在1号轴封发生故障时，它能在一回路额定压力下工作（旋转或不旋转）约30分钟，以便设备停运。
正常运行时，2号轴封泄漏量为12 l/h，背压1.4 bar.a，两端压差1.7 bar。
轴封泄漏水被送往RPE系统。
3．3号轴封3号轴封的作用是阻挡2号轴封的泄漏，由双密封件组成。
在双密封件之间由REA系统注入密封水，其最大压力为2.3 bar.a，正常流量为0.8 l/h。
密封水提供对轴封的润湿，并以很小的流量冲刷轴封，避免硼在密封处结晶，其排水送往RPE系统。
3号轴封依靠一根安装在高处的立管供水，以保持3号轴封有1.6 bar.a的背压。
5.1.3 电动机驱动主泵运转的电动机是三相异步直接启动式电动机，其额定功率为 6.5 MW，由6.6 kW母线供电。
为了便于维修主泵和电机，在泵轴与电机轴之间由400 mm长的短轴刚性连接。
1．定子和转子电动机定子和转子采用开放式空气冷却。
为防止安全壳内空气升温，在空气冷却回路出口装有两台冷却器，由RRI系统冷却。
定子绕组上设有电加热器，在泵停运时自动加热，保持绕组干燥。
2．电动机轴承电动机由下部径向轴承、上部径向轴承和轴向止推轴承定位：——下部径向轴承用油润滑，轴承箱内贮存的油通过装在轴承箱上的一个盘管冷却器冷却；——上部径向轴承与轴向止推轴承组合为一体，止推轴承是金斯伯利型推力轴承。
润滑油通过外置热交换器进行冷却。
3．顶轴油泵- 52 -主泵在启动或停止之前，应首先启动一台辅助高压润滑油泵(称顶轴油泵) ，向推力轴承上、下侧注入高压油，避免轴盘与轴瓦磨损。
顶轴油泵产生的最小油压为42 bar.g, 在主泵完全启动后至少50 s才能停止该油泵。
4 •惰转飞轮在电动机轴的顶端装有一个6〜6.5吨重的飞轮，其总转动惯量为3800 kg • m2 (飞轮转动惯量为2500 kg • m2)o飞轮用来增加泵的转动惯量，提供充分的惯性运动的时间，以便在发生断电事故时能保证反应堆堆芯的冷却。
飞轮上附有一个抗倒转装置，使得当一台泵停转而其它泵仍在运行时，停转泵的转子不会由于冷却剂的回流而发生倒转。
5.2稳压器稳压器(PZR)设备编码为RCP001BA，是对一回路压力进行控制和超压保护的重要设备，它担负着以下功能：(1)在正常运行时，保持一回路压力恒定；(2)在负荷变化时，限制一回路压力的变化，防止冷却剂在堆内沸腾；(3)当出现某种事故引起一回路压力急剧升高时，稳压器的安全阀能提供超压保护；(4 )吸收一回路系统水容积的迅速变化。
5.2.1稳压器结构1 •概述稳压器是一个立式圆柱形容器，安装在下部裙座上，如图5.5所示。
其高为13 m,直径为2.5m,内部容积为39.7 m3,净重80 t o稳压器顶封头上装有喷淋管线和安全阀接管，喷淋管末端接有喷嘴，喷淋水通过喷头喷入汽空间。
底封头上焊接有60根电加热器的套筒，套筒以封头轴线为圆心呈同心圆布置，由两个水平板支撑，以防止横向振动。
连接稳压器与RCP主管道的波动管一端接在底封头的中心，另一端与一环路的热管段相连接。
在容器内波动管进口的正上方设有一个滞留滤网，使波动水与稳压器内的水均匀混合，并防止异物进入冷却剂系图5.5稳压器统中。
在正常运行时，稳压器内下部是水，上部是蒸汽，水、汽处于饱和状态。
压力正波动时，喷淋水冷凝容器内的蒸汽而降压；压力负波动时，水的闪蒸和加热水产生蒸汽而升压。
这就是稳压器调节压力的原理。
2.喷淋系统稳压器喷淋系统有两条引水管线，分别接到RCP两个环路的冷段。
两条管线在稳压器外汇合为一，进入稳压器；另一端的取水口伸入到一回路管内呈勺形，以便利用环路中流动的速度头增加喷淋的驱动力。
每条管线上有一个气动调节阀，阀门带有下档块，保持一个小流量连续喷淋。
连续喷淋的作用是：保持稳压器内的水温与化学成分的均匀性；限制在大流量喷淋启动时对喷淋管的热冲击；喷淋管的公共管段在最高点处布置成一个水封，用来防止蒸汽凝结水集聚在喷淋阀的后面。
除了由两个环路冷段来的主喷淋水外，另外设有由RCV系统供水的辅助喷淋管线，它在喷淋阀下游与主喷淋管连接，供主喷淋失效时（例如上述两个环路的主泵停止运行）使用。
3.电加热器电加热器由60根直管护套型电加热元件组成，通过稳压器的下封头插入稳压器中。
加热元件的护套管上端用塞焊密封，下端由连接管座密封。
加热元件的镍铬合金电热丝放在管状不锈钢护套中心，周围用压紧的氧化镁粉末绝缘。
电加热器总电功率为1440 kW，共分为六组：――1组和2组为通断式加热器，每组9根；――3组和4组为比例式加热器，每组9根；――5组和6组为通断式加热器，每组12根。
4.安全阀由三个安全阀组提供稳压器的超压保护。
每个阀组由串联安装的保护阀和隔离阀组成。
在正常运行期间，保护阀关闭，隔离阀开启。
当稳压器的压力超过安全阀的整定值时，保护阀开启，将稳压器内的蒸汽迅速排至卸压箱中，使稳压器卸压，起到超压保护作用。
压力下降后，保护阀自动关闭。
如果保护阀启跳之后回座失效，则隔离阀关闭，防止一回路进一步卸压。
保护阀和隔离阀结构类似，都是自启动先导式阀门。
每一个阀由两个主要部分组成: 先导柜和主阀。
如图5.6所示。
主阀部分是一个液压启动阀，提供卸压功能。
它包括：一个插入喷嘴的下阀体，主阀盘就座在喷嘴上；一个包含活塞的上阀体，活塞使阀盘压到喷嘴上，而且活塞的表面积比阀盘的表面积 大。
阀门的先导柜起压力敏感和控制元件的作用，它与主阀部分及稳压器通过脉冲管线相连接。
在稳压器与先导柜之间装有一个冷凝罐，保护先导柜不受高温蒸汽的影响。
稳压器压力启动先导柜的活塞，活塞自身又带动一根由一个调节弹簧定位的传动杆， 而传动杆借助一个凸轮启动两个先导柜盘R1和R2。
当稳压器压力低于先导柜的整定压力时，先导柜的传动杆受弹簧牵拉， 处于较上位置,先导盘R1开启，使主阀活塞上部与稳压器接通，由于主阀活塞的表面积比阀盘的大，因 此主阀关闭。