4+核岛主要辅助系统
发电厂电气部分第四版课后习题答案
第一章能源和发电1-1 人类所认识的能量形式有哪些？并说明其特点。
答：第一、机械能。
它包括固体一流体的动能，势能，弹性能及表面张力能等。
其中动能和势能是大类最早认识的能量，称为宏观机械能。
第二、热能。
它是有构成物体的微观原子及分子振动与运行的动能，其宏观表现为温度的高低，反映了物体原子及分子运行的强度。
第三、化学能。
它是物质结构能的一种，即原子核外进行化学瓜是放出的能量，利用最普遍的化学能是燃烧碳和氢，而这两种元素是煤、石油、天然气等燃料中最主要的可燃元素。
第四、辐射能。
它是物质以电磁波形式发射的能量。
如地球表面所接受的太阳能就是辐射能的一种。
第五、核能。
这是蕴藏在原子核内的粒子间相互作用面释放的能。
释放巨大核能的核反应有两种，邓核裂变应和核聚变反应。
第六、电能。
它是与电子流动和积累有关的一种能量，通常是电池中的化学能而来的。
或是通过发电机将机械能转换得到的；反之，电能也可以通过电灯转换为光能，通过电动机转换为机械能，从而显示出电做功的本领。
1-2 能源分类方法有哪些？电能的特点及其在国民经济中的地位和作用？答：一、按获得方法分为一次能源和二次能源；二、按被利用程度分为常规能源和新能源；三、按能否再生分为可再生能源和非再生能源；四、按能源本身的性质分为含能体能源和过程性能源。
电能的特点：便于大规模生产和远距离输送；方便转换易于控制；损耗小；效率高；无气体和噪声污染。
随着科学技术的发展，电能的应用不仅影响到社会物质生产的各个侧面，也越来越广泛的渗透到人类生活的每个层面。
电气化在某种程度上成为现代化的同义词。
电气化程度也成为衡量社会文明发展水平的重要标志。
1-3 火力发电厂的分类，其电能生产过程及其特点？答：按燃料分：燃煤发电厂；燃油发电厂；燃气发电厂；余热发电厂。
按蒸气压力和温度分：中低压发电厂；高压发电厂；超高压发电厂；亚临界压力发电厂；超临界压力发电厂。
按原动机分：凝所式气轮机发电厂；燃气轮机发电厂；内燃机发电厂和蒸汽—燃气轮机发电厂。
核电厂系统与设备知识点
核电厂系统与设备知识点2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。
在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。
坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作”我国确定发展压水堆核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。
常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。
配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。
压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的：1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。
2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。
在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变；3）汽轮机：将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。
大亚湾核电厂共有348个系统核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。
L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。
我国采用T型布置。
安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准安全功能:1 安全停堆和维持安全停堆状态；2 停堆后余热导出；3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。
辐射四车间
辐射四车间
辐射四车间是指在核电站内部的四个主要工作车间，包括核岛、辅机车间、辅助系统车间和辐射监测车间。
这四个车间在核电站的运行中起着不可或缺的作用，但同时也存在一定的辐射风险。
首先，核岛是核电站的核心部分，包括核反应堆和核蒸汽发生器等设备。
核反应堆中的核燃料在裂变过程中会产生辐射，因此需要在核岛进行一系列的辐射防护措施。
核岛工作人员通过穿戴符合防护标准的防护服，使用辐射探测仪器等工具进行工作，以确保自身安全。
辅机车间主要负责核电站的辅机设备的运行和维护。
辅机设备包括压力容器、蒸汽发生器、主汽管道等。
在对这些设备进行维修和检修时，工作人员也会面临辐射风险，并需要采取相应的防护措施，例如佩戴防护手套、眼镜等。
辅助系统车间负责核电站的辅助系统的运行和维护，包括电力系统、供水系统、供气系统等。
这些系统的运行需要进行定期的检修和维护，其中也可能会涉及到辐射风险。
因此，在进行维修和检修时，工作人员需要佩戴防护装备，严格遵循操作规程。
辐射监测车间负责对核电站内部的辐射进行实时监测和控制。
这些监测数据对核电站的运行和安全至关重要，因此辐射监测车间的工作人员需要经过专门的培训，并定期进行辐射防护措施的演练和测试。
他们会通过使用辐射仪器进行辐射检测，并
根据检测结果采取相应的措施。
总之，辐射四车间是核电站内部的重要部分，它们确保了核电站的正常运行和人员的安全。
但同时，我们也应该认识到核电站存在一定的辐射风险，必须加强对辐射防护措施的重视和管理，确保工作人员和公众的健康安全。
第4章核岛主要辅助系统
当一回路改由余热排出系统冷却时，一部分冷却剂直 接进入下泄热交换器，降温降压后净化，但下泄管线 上的节流孔板仍然开着，以避免一回路超压。稳压器 汽腔完全消失后，一回路压力由下泄压力控制阀控制。
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第4章核岛主要辅助系统
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4.1.5 系统运行（续）
安注启动后化容系统的运行
第4章核岛主要辅助系统
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4.1.5 系统运行（续）
冷停堆
➢ 加硼：
一回路降温降压前必须使一回路冷却剂达到所需的冷 停堆硼浓度，为了加快硼化过程，开启两组节流孔板 增加下泄流。
➢ 排气：
若反应堆准备进入换料或维修停堆，要对容积控制箱 进行排气操作，以降低冷却剂中的放射性水平。
排气操作有两种方法：
➢ 设备冷却水系统是隔离反应堆冷却剂与海水 的一道屏障。
➢ 设备冷却水系统和重要厂用水系统不仅在正 常情况下作为核岛向环境的排热通道，而且 在事故情况下作为安全设施系统的支持系统 将堆芯余热排入环境，以保证核电厂的安全。
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第4章核岛主要辅助系统
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压水堆核电厂辅助系统功能（续）：
▪ 废物的收集和处理
第4章 核岛主要辅助系统
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第4章核岛主要辅助系统
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压水堆核电厂辅助系统功能：
▪ 排出核燃料剩余功率
➢ 核燃料在停堆以后还要保持很长时间的剩余 释热，为了保证反应堆的安全，在反应堆停 堆后相当长时间内，必须保证足够的堆芯冷 却，有效地排出堆芯余热。为此专门设置余 热排出系统。
➢ 乏燃料组件从反应堆移到乏燃料水池后，乏 燃料剩余释热会使水温度升高。反应堆换料 期间，反应堆换料水池也需要冷却。为排出 乏燃料余热和净化水池水质专门设置反应堆 换料水池和乏燃料水池冷却和净化系统。
核岛与常规岛
核岛与常规岛核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称。
核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统。
核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。
核岛厂房主要包括反应堆厂房（安全壳）、核燃料厂房、核辅助厂房、核服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等。
核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及与一回路相连接的系统所组成。
一回路的主要设备有反应堆堆心、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。
一回路中冷却剂（高温高压的水流）的主要作用是将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽；在一回路水中加入硼酸，用来控制反应性的慢变化；用稳压器维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。
与一回路相联的系统包括化学和容积控制系统、反应堆安全注射系统和余热冷却系统。
化学和容积控制系统的主要作用是维持一回路所需要的水量；调节溶解在冷却水中的硼酸浓度，以控制反应堆的反应性；对水进行净化处理，除去水中的裂变产物和腐蚀产物；给一回路的水加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。
反应堆安全注射系统的主要作用是当一回路发生失水（例如，一回路管道发生大破裂而引起大泄漏）时，安全注射系统就作为安全给水系统。
它主要由高压注射部分、安全注射箱和低压注射部分组成。
前者于中等失水时起动，后者于大量失水时起动。
安全注射箱通过两个逆止阀和一个隔断阀与一回路相连，起安全注射作用。
这几部分协同工作即能保证堆心的冷却，并可使反应堆停堆。
核反应堆停堆后，燃料元件因裂变产物的衰变而发热，余热冷却系统的作用是带走这部分热量。
它主要由热交换装置、循环泵和阀门等组成，用于停堆、更换燃料以及一回路系统发生大量泄漏事故时带走热量，冷却堆心。
安全壳喷淋系统由两条独立的管线组成。
每条管线系统都是由喷淋泵、冷却器、喷头、换料水箱、阀门等设备组成。
当发生失水事故时，一回路中高温高压的水漏到安全壳中，由于安全壳是密封的，安全壳里的压力和温度都会升高。
核岛主要辅助系统..
Nuclear Power Plant System and Equipment
核岛主要辅助系统
1
2
压水堆核电厂一回路辅助系统分类
一回路辅助系统 是核电厂核岛的重要组成部分。它
不仅对反应堆动力装臵的正常运行是不可缺少的，而 且在事故情况下，为核电厂提供必要的安全措施。在
任何情况下，它都能使反应堆安全地停堆，并能把核
• 控制轴向功率偏差
• 控制R棒（温度调节棒）位在调节带内
• 保证停堆深度
（4） 反应性慢变化的控制措施
加硼
稀释
除硼
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下泄
002BA
030VP
排出含硼水V升
TEP
下泄
002BA
030VP
排出含硼水V升
TEP
上充
注入纯水V升
REA
上充
注入硼酸V升
REA
稀释
下泄
030VP
002BA
硼化
下泄
TEP 除硼段
废气处理系统、固体废物处理系统等。
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本章（教材第四章）仅介绍第一类： 一回路辅助系统（RCV、REA、RRA） 辅助冷却水系统（RRI、SEC 、PTR）
7
化学容积和控制系统
一、RCV系统的主要功能：
1、容积控制 2、化学控制
3、反应性控制
8
1、容积控制
（1）一回路水容积变化的原因
水容积随温度的变化而变化（热工学角度看）
不可避免的泄漏(一号密封、主泵2#轴封等） （水力学角度看）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压器水位的变化
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容 积
•
1.4m3/1000kg
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
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4 核岛主要辅助系统核岛主要辅助系统是核岛的重要组成部分。
它不仅是核电厂正常运行不可缺少的，而且在事故工况下，为核电厂安全设施系统提供支持。
压水堆核电厂核岛辅助系统有以下几种功能。
1)排出核燃料剩余功率核燃料在停堆以后还要保持很长时间的剩余释热，这是核电厂与火电厂的重要差别。
为了保证反应堆的安全，在反应堆停堆后的一段相当长时间内，必须保证足够的堆芯冷却，有效地排出堆芯余热。
余热排出系统就是为此而专门设置的。
乏燃料组件从反应堆移到乏燃料水池后，乏燃料剩余释热会使水温度升高。
反应堆换料期间，反应堆换料水池也需要冷却。
反应堆换料水池和乏燃料水池冷却与净化系统就是为了排出乏燃料余热、净化反应堆换料水池和乏燃料水池水质而设置的。
2) 对反应堆冷却剂进行化学和容积控制为了保证一回路系统内适当的水容积，由化学和容积控制系统对一回路冷却剂实行容积控制。
化学和容积控制系统还在硼和水补给系统的支持下改变冷却剂中可溶毒物硼的质量分数，调整冷却剂的pH值和净化冷却剂，硼和水补给系统提供加硼、稀释、加联氨或氢氧化锂的操作。
硼回收系统收集化学和容积控制系统下泄水和核岛排气疏水系统的可复用水，经处理后向硼和水补给系统供给水和硼酸。
3) 进行设备的冷却设备冷却水系统向核岛内需要冷却的设备提供冷却水，然后将热量传输给重要厂用水系统的海水，从而将核电厂废热排入核岛的最终热阱。
设备冷却水系统成为隔离反应堆冷却剂与环境水体的一道屏障。
设备冷却水系统和重要厂用水系统不仅在正常情况下作为核岛向环境的排热通道，而且在事故工况下作为安全设施系统的支持系统将堆芯余热排人环境，以保证核电厂的安全。
部分设备的冷却需要与核岛通风空调系统中的相关系统一起完成。
4）废物的收集和处理核电厂在运行中会产生放射性的废液、废气和固体废物，这是核电厂与火电厂的重要区别之一。
对于放射性废物，必须谨慎对待，严格管理。
按其放射性强度、化学物含量多少区别对待，或回收再利用，或经处理后按照国家的有关规定稀释排放，将对环境的影响减到最小。
核岛排气疏水系统、硼回收系统、废液、废气和固体废物处理系统就是为此而设置的。
5）核岛通风空调系统通风空调在核电厂中具有重要作用，对于核岛通风及空气调节尤其重要。
系统的设计应本着一个共同的目标，那就是:为工作人员提供舒适的环境，为设备的安全运行提供合适的环境条件，以及控制和限制污染空气或受到污染的气体排放。
主要通过对空气温度、湿度、压力、洁净度、放射性及换气频率等参数的控制，来达到人员和设备所要求的工作条件。
核岛通风空调系统包括反应堆厂房、核燃料厂房、电气厂房、核辅助厂房、控制室以及连接厂房的通风空调系统。
4.1 化学和容积控制系统4.1.1 系统功能化学和容积控制系统的主要功能如下:(1) 通过改变反应堆冷却剂的硼质量分数，对堆芯进行反应性控制；（2）维持稳压器的水位，控制一回路系统的水装量；（3）对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化，减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀，控制反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量，降低反应堆冷却剂的放射性水平；（4）向反应堆冷却剂泵提供轴封水；（5）为反应堆冷却剂系统提供充水和水压试验手段;（6) 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人应急冷却水。
4.1.2 设计依据1. 反应性控制现代压水堆采用可溶性化学毒物硼酸控制反应性。
硼酸溶于水中，不需要任何额外空间就能起到吸收中子的作用，从而可以省去大量控制棒，简化了堆芯布置和反应堆压力容器顶部结构。
可溶性硼酸均匀弥散在慢化剂中，消除了采用控制棒时造成的堆芯内中子通量密度不均匀现象。
反应堆运行时，控制棒几乎可以全部抽出堆芯，使堆芯功率分布均匀，而且这种均匀的功率分布不随燃耗的变化而改变，这对提高燃耗深度是有利的。
利用硼进行反应性控制也有缺点。
由于改变冷却剂硼质量分数是通过向一回路注人浓硼酸或纯水同时排出等量的一回路水来实现的，这一过程一般需要几分钟到几十分钟才能完成。
因此，这种办法对反应性调节速度较慢，仅适于控制较慢的反应性变化。
电厂升温过程中反应性的变化、燃耗引起的反应性变化和裂变产物氙和钐引起的反应性变化属于此类。
对于补偿快速的反应性变化，如多普勒效应、空泡效应、快速的负荷跟踪和紧急停堆等必须采用控制棒。
表4.1所示为典型的压水堆可溶性毒物反应性和棒控反应性分配。
从中可以看出，硼酸控制的反应性量占总的反应性控制量的70%左右。
表4.1 压水堆反应性控制的分配硼酸质量分数对慢化剂的温度系数有着重要的影响，由于随着水温升高，水的密度减小，单位体积的水中硼原子核数也减少，这就导致在较高的硼质量分数下，可能出现正的慢化剂温度系数，这是运行安全所不希望的。
在压水堆核电厂，为了保证反应堆安全运行，技术规范中规定，运行中应使慢化剂温度系数保持负值，相应地规定了反应堆工作温度下冷却剂的硼质量分数不应大于1.4XlO-3的限值。
根据核电厂运行的需要，化容系统应调节冷却剂的硼质量分数，控制反应性的慢变化，并在冷停堆和换料过程中保持足够的停堆深度。
1) 启动及停堆冷停堆前，应提高冷却剂的硼质量分数，以提供足够的停堆深度；反应堆启动前，应使冷却剂硼质量分数减小到临界所需的范围。
硼质量分数的改变应足以补偿多普勒效应、慢化剂温度效应、135Xe及149Sm毒性以及由维持足够的停堆深度到堆启动所需的反应性变化。
一般来说，大型压水堆的冷停堆和启动要求冷却剂硼质量分数的相应改变量为300XlO-6~ 5OOXlO-6。
2）补偿燃耗在反应堆运行过程中，剩余反应性逐渐减少，需要不断调整冷却剂的硼质量分数，这是通过注人除盐水来实现的。
3) 反应堆检修及换料对于换料冷停和维修冷停堆，要求硼质量分数至少为21OOXlO-6，以保持必需的停堆深度。
4）负荷变化现代压水堆核电厂的负荷变化也可通过改变硼质量分数实现。
若功率调节频繁，将会造成数量可观的硼水。
2．容积控制化容系统补偿核电厂从冷停堆到热态零功率启动过程或从热态零功率到冷停堆过程中按允许升温或降温速率运行所引起的一回路水体积的变化。
在正常的变功率运行过程中，该系统维持稳压器的程序水位。
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。
一般说来，化容系统分担上述过程中容积变化的30%~40%。
对于一回路小的泄漏，由化容系统提供足够的补给水。
3．水质控制化容系统在设计规定的燃料包壳破损率(一般为0.5%情况下，应能保证冷却剂达到规定的放射性水平和水质指标。
1）放射性水平的控制冷却剂的放射性来自: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。
水活化产物中，最重要的是16N，其γ射线很强，是决定一回路系统二次屏蔽设计的主要因素。
但16N的半衰期极短，当冷却剂进入辅助系统，或反应堆停闭时，它很快就衰变掉了，一般不列入冷却剂总放射性。
水中其他杂质以及添加物的活化影响很小。
事实上冷却剂放射性绝大部分来自裂变产物，小部分来自腐蚀产物活化。
有些核电厂对冷却剂总放射性指标做出规定，一般为4X1O4~4X105Bq/L。
此指标完全由燃料包壳破损率和冷却剂净化系统的效率所决定。
放射性活度是表示放射性核素特征的物理量。
1975年第十五届国际计量大会通过决议，提出放射性活度物理量，它的定义为处于特定能态的一定量的放射性核素，在dt时间内发生核跃迁数的期望值除以dt 。
放射性活度用符号A表示，单位为贝克〔勒尔〕，符号为Bq，1贝克等于1秒-1。
放射性活度这个量历史上曾多次修改完善，如1950年国际放射性标准、单位与常数委员会定义“居里是放射性单位，它是任何放射性核素每秒发生3.7000×1010衰变的量”，还曾有过放射性、放射性强度等名称，这些国际上都明令予以废除。
实际工作中经常用到放射性比活度，它表示单位质量某种物质的放射性活度或放射性浓度，它表示单位体积某种物质的放射性活度。
现在使用单位是Bq/L,贝克（勒尔）/升。
贝克勒尔(becquerel, Bq)是放射性活度的国际单位，亦译贝可勒尔、柏克勒尔，简称贝可，符号Bq。
放射性元素每秒有一个原子发生衰变时，其放射性活度即为1贝可。
2.5MBq/L 就是在1升样品中每秒有2.5M个原子发生衰变。
放射性强度是放射性物质的固有属性，只和放射性物质的多少（浓度）有关，而这和温度、压强等外界条件无关。
反应堆运行过程中，堆芯产生大量的裂变产物，这些产物照各自的衰变规律依次转换成新的核素，并可能通过燃料包壳的缺陷进入冷却剂。
为保证不超过核电厂的安全规定值，化容系统应清除反应堆冷却剂中的放射性物质，系统的能力应以设计规定的燃料容许破损率为依据。
裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数来衡量的，定义为单位时间内裂变核由燃料包壳缺陷释放出来的份额，单位为s -1。
实验证明，裂变产物的释放速度正比于它在燃料中的累积量，对一定的核素可以列出如下两个方程:f f fN N FY dtdN γλ--= (4.1)L d L fLN k N NdtdN --=λγ (4.2)式中，N f 、N L 分别为燃料和冷却剂中的核素数目；F 为裂变率；Y 为裂变产额；λ为衰变常数；k d 为核素在冷却剂中的减少率(核素在离子交换树脂上的吸附，在设备表面的沉积、泄漏等)；γ为逃逸率系数。
由式(4.2)可以看出，冷却剂中裂变产物的放射性大小取决于三个因素:裂变产物逃逸率；核素衰变；净化作用、裂变产物沉积等原因造成的裂变产物损失。
表4.2列出了一座典型的10OOMW 级压水堆核电厂在冷却剂中各种裂变产物和活化腐蚀产物的放射性。
可以看出，冷却剂的放射性主要是由惰性气体(占90%以上)、碘（占3%以上）、铷(占1%)、钼(约占1%)和铯(小于1%)组成的。
进入一回路冷却剂的放射性惰性气体每年大约有数千万GBq ，绝大部分是Kr 、Xe 等短寿命的同位素，它们在运行过程中自行衰变，排出堆外后很快就消失，需作净化处理的仅占很小一部分。
化容系统的设计应能有效地去除上述放射性物质，在设计规定的燃料包壳破损情况下(例如O.5%)，保持冷却剂低于规定的放射性水平。
表4.2压水堆冷却剂的放射性(电功率10OOMW ，冷却剂温度303℃，燃料包壳破损率1%)2）水质指标控制水作为冷却剂在一回路的高温高压和强辐射场中循环，它除了载热和慢化中子外，还发生一系列的反应，其中包括，水和其中杂质的中子活化反应，水的辐射分解，水对材料的腐蚀及腐蚀产物的活化、迁移和沉积，裂变产物从破损的燃料元件中逃逸及其随冷却剂的转移等。
这些过程都导致水质恶化、回路中放射性增高以及结构材料损坏等不良后果。
在上述这些过程中，腐蚀带来的问题尤为重要。