压水堆核电厂：反应堆冷却剂系统(RCP)(84页)
压水堆核电厂：化学和容积控制系统(RCV)15页
化学和容积控制系统（RCV）一、概述化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。
它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。
二、系统功能：主要功能：a)容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积；b)反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统（REA）相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化;c)化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。
辅助功能：（1）为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水（2）为稳压器提供辅助喷淋水（3）一回路冷却剂过剩下泄（4）需要时，上充泵可作为高压安注泵运行三、系统功能描述：1. 容积控制所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。
一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，如图（1）所示：从图可见当反应堆冷却剂系统RCP 从冷态（60℃）增温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。
另外，由于冷却剂系统处于155Bar 的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需要调节水容积。
容控原理见图（2）化学和容积控制系统RCV 从RCP 二环路过渡段引出下泄流，经容控箱再由上充泵把上充流打回RCP ，反应堆稳定运行时，上充流量与下泄流量相等。
当温度变化引起一回路内水体积变化时，稳压器水位发生变化，当水位偏离设定值时，调节上充流量，使稳压器水位恢复到设定值。
但容控箱容量有限，在RCP 系统升温、降温过程，或其它瞬态，水容积发生很大变化时，可与其它系统配合，容控箱水位高时，可排放到硼回收系统（TEP ），容控箱水位低时，可由硼和水补给系统（REA ）按需要进行补给。
《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。
华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)差异分析
华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)差异分析华龙一号反应堆是中国自主研发的第三代压水堆核电技术，采用了先进的冷却剂系统。
反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System, RCS)是维持反应堆正常工作的关键部分，通过循环和冷却剂的交换，将核燃料的热量转移到冷却剂中，再传递给蒸汽，以产生蒸汽驱动主发电机。
华龙一号的RCS与传统的反应堆冷却剂系统有一些差异，下面将进行详细的分析。
华龙一号的RCS采用了先进的强化循环能力设计。
该设计增加了循环泵的数量和功率，提高了冷却剂的流速和循环效率。
相较于传统的压水堆，这一设计能够提高冷却剂系统的冷却能力和热功率密度，使得整个系统能够更加高效地工作。
华龙一号的RCS还采用了先进的防震设计。
这一设计主要包括增加了反应堆堆芯的抗震结构、优化了循环泵的支撑结构和防震装置等。
通过这些措施，可以有效地减少反应堆在地震等外界影响下的振动和位移，从而保证了核设施的安全运行。
华龙一号的RCS还引入了先进的事故抑制系统。
该系统主要包括快速关闭装置、紧急注水装置等。
当发生异常情况时，这些系统能够迅速采取相应的措施，将核燃料的温度和压力控制在安全范围内，避免事故的发生。
华龙一号的RCS还引入了现代化的数字化控制系统。
该系统能够实时监测和控制冷却剂的温度、压力和流速等参数，从而及时发现和处理系统中的问题，保证整个系统的正常运行。
华龙一号反应堆冷却剂系统与传统的反应堆冷却剂系统相比具有一系列的差异。
通过强化循环能力设计、防震设计、事故抑制系统和数字化控制系统等创新措施，华龙一号的RCS在安全性、高效性和可靠性等方面都具备了很大的优势，为中国核电事业的发展做出了重要的贡献。
第三章 反应堆冷却剂系统和设备-2012
控制棒导向管为插入控制棒组件或中子源组件或可燃
毒物组件或阻力塞组件提供了通道。
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从结构上看，
核燃料组件是由
燃料元件棒和组 件的“骨架结构” 两部分组成。
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（1）燃料元件棒
燃料元件是产生核裂变
并释放热量的部件。
它是由燃料芯块、燃料
包壳管、压紧弹簧和上、下 端塞组成。燃料芯块在包壳 内叠装到所需要的高度，然 后将一个压紧弹簧和三氧化 铝隔热块放在芯块上部，用 端塞压紧，再把端塞焊到包 壳端部。
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UO2陶瓷型芯块：
o主要优点：熔点高（--2800℃），具有良好的中子
辐照稳定性和高温下的化学稳定性，与包壳不发生 化学反应，即使包壳破裂与冷却剂（水）也不太会 发生化学反应。
o主要缺点：热导率低，以致燃料的中心温度高达
2000℃左右，中心与表面温差达1000℃以上。因此， 燃料芯块的热应力很大，特别是在堆内燃烧到后期， 核燃料过分膨胀会挤压包壳管。
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现代压水堆的堆芯是由上百个横截面呈正方
形的无盒燃料组件构成;
燃料组件按一定间距垂直坐放在堆芯下栅格
板上（板上有能定位和定向的对中销），使组成
的堆芯近似于圆柱状; 堆芯的重量通过堆芯下栅格板及吊兰传给压
力壳支持。堆芯的尺寸根据压水堆的功率水平和
燃料组件装载数而定。
28
大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置共有
15
3.1 反应堆冷却剂系统
一回路压力
提高压力，可以提高出口温度，从而提高电 厂的热效率 20Mpa，饱和温度 365.7oC； 15.5MPa ，饱和 温度 344.7oC，提压潜力有限。 提高压力，提高承压要求，材料和加工制造 难度加大，从而影响电厂的经济性。
压水反应堆冷却剂系统
- 49 -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、- 50 -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 m 3/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。
核电站反应堆冷却剂系统讲义
核电站反应堆冷却剂系统讲义本讲义是针对一回路及相关辅助系统的学习。
所包含的内容主要分三个方面：一回路主回路系统（RCP），一回路辅助系统（RCV、REA 、RRA、PTR），核安全系统（RIS、EAS、ASG）等。
故我们的学习应该从这三方面入手分系统的掌握。
本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使大家对OJT206的知识有一个全面的了解。
第一章、反应堆冷却剂系统（RCP）反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。
它集中了核岛部分除堆本体外对安全运行至关紧要的主要设备。
反应堆冷却剂系统与压力壳一起组成一回路压力边界，成为防止放射性物质外泄的第二道安全屏障。
核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。
大亚湾压水堆电站一回路冷却剂系统由对称并联到压力壳进出口接管上的三条密封环路构成。
每条环路由一台冷却剂主泵、一台蒸汽发生器以及相应的管道、阀门组成。
整个一回路共用一台稳压器以及与其相当的卸压箱。
反应堆冷却剂系统的压力依靠稳压器的电加热元件和喷雾器自动调节保持稳定。
一、RCP系统的主要安全功能和要求RCP系统的主要功能是利用主泵驱使一回路冷却剂强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外，通过蒸汽发生器传给二回路给水产生蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯，防止燃料元件棒烧毁。
压力壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产生的快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。
冷却剂水中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂又可作为中子吸收剂。
根据工况需要调节冷却剂中含硼浓度，可配合控制棒组件用以控制、补偿堆芯反应性的变化。
系统内的稳压器用于控制一回路冷却剂系统压力，以防止堆芯产生偏离泡核沸腾。
当一回路冷却剂系统压力过高时，稳压器安全阀则能实现超压保护。
当发生作为第一道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压力边界可作为防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障。
为此，对RCP系统安全功能和设计的要求是：1．系统应提供足够的传递热量的能力，能将堆芯产生的热量带出并传给二回路介质。
3 核岛主要系统——反应堆冷却剂系统(2)
第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统号密封，一部分流向2号密封，第三章反应堆冷却剂系统号密封静、动环的分离，第三章反应堆冷却剂系统间内，泵对流经的液体所作的有效功率。
一回路阻力：0.6~0.8MPa第三章反应堆冷却剂系统2、烟气余热利用装置中水的流动动力问题第三章反应堆冷却剂系统串联系统并联系统现象：热启动后单侧换热器不过流；同时伴有管路震动。
表明：受热面管内水温达到了其压力所对应的饱和温度值，发生汽化2、换热器安装位置过高（25m），进口压力耗损过多；（~0.45MPa对应饱和温度147 ℃）3、换热器水管路阻力较大，流量偏小，且两侧换热器水管路第三章反应堆冷却剂系统蒸汽发生器形式⏹压水堆核电厂常用：立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器。
⏹其中尤以立式U型管自然循环蒸汽发生器应用最为广泛。
第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统⏹管束组件：是呈正方形排列的倒U型管，管束直段分布有若干块支撑板，用以保持管子之间的间距。
⏹在U型管的顶部弯曲段有防振杆防止管子振动。
⏹支撑板结构的设计，应考虑：☐二次侧流体的通过能力，流体的流动阻力☐限制流动引起的振动☐管--孔间隙中的化学物质的浓缩⏹早期支撑板：圆形管孔和流水孔结构☐导致在缝隙区出现局部缺液传热状态，因此产生化学物质浓缩。
在电厂冷态工况下，管子和支撑板之间的间隙因二者的膨涨差而扩大，腐蚀产物沉积在间隙内。
当高温时，膨胀差使间隙减小，这时管子被压凹，造成传热管凹陷及支撑板破裂第三章反应堆冷却剂系统从而将二次侧分隔为下降通道及上升通道，形成二次侧自然循环回路。
包括上封头、上筒体、下上封头呈椭球形，蒸汽出口管嘴中有若干文丘里第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统3)汽水分离装置⏹蒸汽发生器的上部设有两级汽水分离器。
汽水混合物离开传热管束后经上升段首先进入旋叶式分离器，除掉大部分水分，然后进入第二级分离器进一步除湿。
M310压水堆系统简介
M310压水堆系统简介一、 反应堆冷却剂系统（RCP），又称一回路系统。
该系统将堆芯内核裂变所释放的大量热能导出，通过蒸汽发生器将一回路热量传给蒸汽发生器二次侧给水，使之产生饱和蒸汽，送到汽轮发电机发电。
1.系统由堆和三个环路组成.每一环路上有一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵。
在其中的一个环路上还连接有一台稳压器以及稳压器卸压箱。
（见图1）。
一回路也起到包容住放射性裂变产物的第二道屏障。
2.主要设备——反应堆反应堆中核燃料芯块叠置在锆—4合金包壳管中，装上端塞，把燃料封焊在里面，从而构成燃料棒。
包壳将核燃料及其裂变产物包容住，构成了强放射性的裂变产物与外界环境之间的第一道屏障。
在堆芯装入三种不同浓度的核燃料，分别为1.8%、2.4%和3.1%。
高浓度燃料组件布置在外区，中心区浓度最低。
每次换料时，取出中心区的燃料组件，将第二区燃料组件倒换到中心区，将外区燃料组件倒换到第二区。
而在外区装入新燃料，这样每年更换三分之一核燃料组件。
控制棒束组件用于反应性的控制，它由强烈吸收中子的银—铟—镉合金构成。
它在燃料组件的导向管内移动，并由在反应堆压力容器顶盖上方的驱动机构提升和下降。
当需紧急自动停堆时，控制棒束组件靠重力自动落下。
控制棒束组件用来控制由负荷变化或反应堆停堆时所引起的反应性急速变化。
另一方面，依靠溶于反应堆冷却剂中的硼酸浓度来控制反应性缓慢而长期的变化。
这两种控制反应性的方式互为补充，相互结合确保堆芯反应性的调节和控制。
——蒸汽发生器它为自然循环型，由垂直的U型管束的蒸发段和汽水分离段组成。
用一回路的水加热二回路给水，使之产生饱和蒸汽并进行汽水分离和干燥后输送到汽轮机高压缸。
——反应堆冷却剂泵（又称主泵）用于克服一回路中设备和管道阻力，保证冷却剂的循环，它为立式离心泵，由泵体、电机、密封组件和飞轮组成。
主泵轴上有三级轴封，同时用高压水注入泵轴泵和密封组件之间，用于限制冷却剂从泵轴中泄漏。
在主泵顶部安装飞轮，以增加主泵的转动惯量。
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1. 引言压水堆核电厂的组成如图0-1所示。
通常可以分为三大部分：1．核的系统和设备部分，又称核岛；2．常规的系统和设备部分，又称常规岛；3．电气系统和设备。
核岛由以下几部分组成:（1）反应堆及一回路主系统和设备（主管道、冷却剂主泵、蒸汽发生器、稳压器及卸压箱等）；（2）一回路主要辅助系统：如化学和容积控制系统（RCV）、余热排出系统(RRA)、硼和水补给系统（REA）等。
（3）专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）等。
（4）与安全壳相关的通风系统：如安全壳换气通风系统（EBA）、大气监测系统（ETY）等。
（5）三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼回收系统（TEP）等。
（6）其它系统：核岛系统中的反应堆、一回路主系统和设备以及余热排出系统安置在安全壳内，核岛系统的其余部分的大部分设备安装在安全壳外的核辅助厂房内。
压水堆核电厂的常规岛包括那些与常规火力发电厂相似的系统及设备，主要有：（1）蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分离再热系统（GSS）等；（2）给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器系统（ADG）等；（3）汽机及其辅助系统:如汽轮机润滑、顶轴和盘车系统（GGR）（4）外围系统:如核岛除盐水分配系统（SED）、循环水处理系统（CTE）等。
电气部分是电厂的一个重要组成部分，它主要包括以下系统及设备：a)发电机及其辅助系统，如发电机定子冷却水系统（GST），发电机励磁和电压调节系统（GEX）等。
b)厂内外电源系统，如LGA，LGB，LLA，LNA等。
图0-1 压水堆核电厂的组成1.1 反应堆冷却剂系统（RCP）本章介绍600MWe压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的功能，系统内主要设备（压水反应堆、蒸汽发生器、冷却剂主泵、稳压器及卸压箱）的作用及组成，反应堆冷却剂系统与辅助系统的联系及其运行原理。
1.1.1反应堆冷却剂系统（RCP）一、系统的功能压水堆核电厂的反应堆冷却剂系统（RCP），又称一回路主系统（图1-1），有以下功能：1. 传热在核电厂正常运行期间，一回路系统通过沿反应堆——蒸汽发生器——反应堆冷却剂泵一一反应堆流动的一回路冷却剂将反应堆所产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的给水，并使蒸汽发生器二次侧的给水转化为驱动汽轮发电机的饱和蒸汽。
本系统的传热功能还包括在反应堆冷却的初期和启动的后期将反应堆的热量传递给二回路系统。
2. 反应性控制用作反应堆冷却剂的除盐除氧水既用来作为传热的介质，又充当中子慢化剂和反射层以及中子毒物硼酸的溶剂，从而提供一种独立的对反应性的慢变化进行控制的手段，作为控制反应性快速变化的控制棒的补充。
3. 压力控制在核电厂正常运行工况下，为了避免在反应堆内出现泡核沸腾，要将反应堆冷却剂的压力保持在高于其反应堆出口温度所对应的饱和压力。
反应堆冷却剂的压力由通过波动管线连接到—条冷却剂环路的稳压器来维持。
4. 放射性产物的第二道屏障—回路系统及其设备作为反应堆冷却剂的压力边界，构成防止溶解(或悬浮)在冷却剂中的放射性裂变产物释放的第二道屏障。
二、设计基础反应堆冷却剂系统设备设计是以下述正常运行数据为基准：压力15.5MPa（abs），满负荷时冷却剂的平均温度310℃；按100%反应堆功率下向二回路系统传递全部反应堆热功率设计；所有冷却剂系统（RCP）设备都按能适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计，温度变化率的运行限值为56℃/h。
整个反应堆冷却剂系统（RCP）的设计遵照有关文件的规定，在核电厂正常或事故工况下运行时，由温度、压力、流量变化引起的机械应力不得超过限值，以确保反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。
三、系统描述1.传热环路RCP系统由并联到反应堆压力容器的二条相同的传热环路组成。
每一条环路有一台反应堆冷却剂泵和一台蒸汽发生器。
在运行时，反应堆冷却剂泵使冷却剂通过反应堆压力容图2 压水堆机组原理图器在冷却剂环路中循环。
作为冷却剂、慢化剂和硼酸溶剂的水，在通过堆芯时被加热，然后流入蒸汽发生器，在那里将热量传递给二回路系统，最后返回到反应堆冷却剂泵重复循环。
（图2）位于反应堆容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为环路热段，主泵和压力容器入口间称为环路冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。
2.压力调节原理RCP系统还包括稳压器及其为反应堆冷却剂控制和超压保护所需的辅助设备。
稳压器通过波动管接到1号环路热段。
压力控制通过电加热器和喷淋阀的动作实现。
喷淋系统由两条冷段供水，并通过喷淋接管接到稳压器的顶封头。
加热器安装在稳压器的底部。
由三个安全阀组提供超压保护。
三个安全阀组通过三条没有保温的、形成环路的管道与稳压器顶封头上的接管连接。
这些环路形管道在每个安全阀的上游可以构成水封，防止氢气的任何泄漏。
每个阀组由两台串联安装的先导式安全阀组成：上游的阀门具有安全功能，如果该阀门关闭失效，下游阀门即具有隔离功能。
安全阀排汽进入稳压器卸压箱。
卸压箱还收集某些阀门阀杆的引漏和位于安全壳内的其它卸压阀的排放。
卸压箱底部贮水，水内有由设备冷却水系统冷却的盘管，上部有喷淋管，上部空间充有氮气。
3.温度检测旁路（RTD）每条冷却剂环路热段和冷段的温度在蒸汽发生器旁路管线和反应堆冷却剂泵旁路管线上分别测量。
RTD（resistance temperature detector）的热段旁路接管呈勺形，在一个横截面上布置成1200间隔，插入反应堆冷却剂中，以便为RTD支管收集具有代表性的温度样品。
由于泵的搅混作用，对于冷段温度的测量，仅需要在反应堆冷却剂泵的排出端上布置一个接管。
两条旁路管线的流量收集到一根装有流量计的公共回流管线中，并且接到蒸汽发生器与泵之间的过渡段管道上。
为了平衡冷段和热段旁路之间流量率，冷段旁路管线装有一个流量限制器。
4.与辅助系统的连接还有若干辅助系统为RCP系统服务，它们包括：化学和容积控制系统（RCV）、余热排出系统（RRA）和安全注入系统（RIS）。
这些辅助系统都与反应堆冷却剂系统相连接。
--RCV：RCP通过正常下泄管线排入RCV系统。
正常下泄管线位于2号环路过渡段。
过剩下泄管线作为正常下泄管线的备用，接到1号环路过渡段。
冷却剂通过上充管线回流到1号环路冷段，或者通过辅助喷淋管线接到稳压器。
--RRA：RCP通过位于2个环路热段上的接管排入RRA系统。
冷却剂经由RIS的中压安注箱注入管线回流到RCP系统。
--RIS：RIS系统与RCP系统的连接通过：接到热段和冷段及反应堆压力容器的高压安注（HHSI）管线和低压安注（LHSI）管线；接到反应堆压力容器的中压安注箱注入管线。
--RCP系统还在不同的位置与核岛排气和疏水系统（RPE）及核取样系统（REN）连接。
--RCP 降压水位测量仪表（RCP082LN）与2号环路热段RRA吸入管线上游相连接。
四、系统特性参数表表1-1为压水堆核电厂反应堆冷却剂系统（RCP）特性参数表。
表2为与反应堆冷却剂系统相连接的系统。
表1-1 反应堆冷却剂系统（RCP）特性参数表1-2 与反应堆冷却剂系统相连接的系统1.1.2 反应堆压力容器及堆内构件一、作用及设计考虑压力容器及其顶盖整体有三个基本作用：1.作为包容反应堆堆芯的容器，起着固定和支撑堆内构件的作用，保证燃料组件按一定的间距在堆芯内的支撑与定位。
2.作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回路冷却剂与外部压差的压力边界的作用。
3.考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作用。
反应堆压力容器按照提供包容反应堆堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对设备的腐蚀，设备的耐蚀性能与金属的老化，要选用具有高机械强度和在强中子辐照下不易脆化的材料。
二、设备描述反应堆压力容器是一个圆柱型容器，它的底部是焊接的半球形底封头，上部为一个可拆的、用法兰连接和装密封环的半球形上封头，容器有两个进口接管和两个出口接管分别与反应堆各个冷却剂环路的冷段和热段连接。
这些接管位于恰好低于反应堆压力容器法兰但高于堆芯顶部的一个水平面上。
另外，还有两个中压安注的入口接管。
冷却剂通过进口接管进入压力容器，并且向下流过堆芯吊篮和容器壁之间的环形空间，在底部转向，朝上流过堆芯到出口接管。
反应堆压力容器法兰和上封头用两道金属密封环密封，密封泄露借助内环与外环之间的一根引漏接管检测。
压力容器包容堆芯、控制棒组件与堆芯及冷却剂循环通道直接相关的所有部件。
堆芯内产生的热功率传给反应堆冷却剂并传送到反应堆压力容器外部。
1.压力容器压力容器筒体段由几部分构成：一个锻造法兰，在它上部开有56个螺栓孔用来安装压紧螺栓；一个带有六个冷却剂进、出口管嘴的锻造环状缎；另外两个锻造环状段；一个半球形下封头，封头底部开有作为堆内测量通道的42个孔。
压力容器顶盖段，由带螺孔的锻造法兰和球形拱顶组成。
顶盖上有一个排气管，它的作用是在冷却剂系统充水时排出压力容器顶部的空气；在球形拱顶上有38个孔，以供控制棒组件和仪表导向管通过。
压力容器筒体段重266吨，顶盖段重57吨。
图3是压力容器的构成图，图4是压力容器断面图。
压力容器筒体段与压力容器顶盖间放有两个O型密封环，由56个螺栓来固定，保证密封。
压力容器本体的材料是低合金碳钢，为了防止腐蚀，压力容器与反应堆冷却剂水接触的内表面有厚度为6mm厚的奥氏体不锈钢覆盖。
为了使压力容器满足其机械特性，制造时必须进行多次热处理。
压力容器接合面外侧有个法兰，当更换燃料时，它能使一个环形板就位，起到对堆坑的密封作用，防止反应堆水池充水时堆坑进水。
压力容器内侧下部焊有导向凸缘，使下部堆内构件对中定位。
压力容器筒体法兰的水平位置有一个凸台，以悬挂下部堆内构件。
热屏流量分配孔板二次支撑组件2.下部堆内构件下部堆内构件可分为六部分（图1-5）（1）堆芯吊蓝和堆芯支撑板堆芯吊蓝是一个金属圆筒，高8.17m,通过上部的凸肩悬挂在压力容器内的凸肩上（在接合面的位置）。
它有两条冷却剂出水管接头。
堆芯支撑板被焊接在堆芯吊蓝的下部，堆芯的重量由几根支撑柱传递到支撑板上。
这块约380mm厚的支撑板开有许多孔，供堆内测量仪表的导向管和水通过。
在堆芯吊蓝的下部，四个径向导向装置与压力容器上的导向装置相对应，它们允许在轴向和径向产生不均匀膨胀。
（2）堆芯下栅格板燃料组件直接装在堆芯下栅格板上。
为了固定燃料组件的位置，下栅格板有对中定位销插入燃料组件的脚板（每个组件有两个定位销）。
下栅格板上相对于每个燃料组件钻冷却剂通道孔。
置于下栅格板上的燃料组件的重量通过支撑柱传递给堆芯支撑板，堆芯吊蓝通过压力容器的凸肩传递给压力容器。
（3）堆芯围板这是一组垂直平板，包着堆芯外廓，它的作用是减少冷却剂的旁流量。