核电厂主要生产系统要点
核能发电站生产运维体系架构
核能发电站生产运维体系架构1. 引言核能发电是当前能源产业中重要的组成部分，它被广泛应用于全球范围内的电力供应。
核能发电站的生产运维体系架构是保证核能发电站安全可靠运行的关键要素。
本文将介绍核能发电站生产运维体系架构的主要内容和结构。
2. 核能发电站生产运维体系架构概述核能发电站生产运维体系架构是一个复杂的系统，包括多个子系统和相互关联的模块。
其主要目标是确保核能发电站的安全、可靠、高效运行。
核能发电站生产运维体系架构包括以下几个主要组成部分：2.1 前期准备前期准备包括核能发电站的规划、设计和建设等工作。
在这个阶段，需要进行环境评估、资源获取、技术选型等工作，确保核能发电站的基础设施达到标准要求。
2.2 运营管理运营管理是核能发电站生产运维体系中的核心环节。
它包括发电设备的日常运行管理、安全管理、维护和检修等工作。
核能发电站的运营管理需遵守国家法律法规和相关规范标准，确保发电设备的正常运行和安全性。
2.3 数据监测与分析数据监测与分析是核能发电站生产运维体系中的重要环节。
通过实时监测、收集和分析核能发电站的运行数据，可以及时发现问题并采取相应措施。
数据监测与分析可以帮助提高核能发电站的运行效率、降低事故风险，并实现预防性维护。
2.4 应急响应与安全保障核能发电站生产运维体系需要具备应急响应和安全保障能力。
在突发事件和事故发生时，需要有相应的应急预案和应急措施来保障核能发电站的安全。
同时，需要加强安全管理和风险评估，确保核能发电站的安全可靠运行。
2.5 培训与技术支持核能发电站生产运维体系需要有专业的人员进行培训和技术支持。
核能发电站的操作人员需要接受相关培训，掌握核能发电技术和运维知识。
此外，还需要及时提供技术支持和咨询服务，解决运营过程中的问题和挑战。
3. 结论核能发电站生产运维体系架构是核能发电站运行的基础，它涵盖了多个关键环节和组成部分。
通过合理优化和完善核能发电站生产运维体系架构，可以提高核能发电站的运行效率和安全性，保障电力供应的稳定和可持续性。
核电厂主要生产系统
核电厂主要生产系统核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种：1）压水堆核电厂这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。
这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。
1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。
随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。
2）沸水堆核电厂这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。
无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。
这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。
沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。
3）重水反应堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。
这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。
1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。
4）石墨气冷堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。
这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。
前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。
5）快中子堆核电厂这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。
这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。
核电厂系统及设备讲义
核电厂系统及设备讲义一、核电厂概述核电厂是利用核裂变或核聚变能产生电能的设施。
核电厂通常由核反应堆、发电机、冷却系统、辅助设备等组成。
二、核反应堆核反应堆是核电厂的核心设备，它是进行核裂变或核聚变反应的地方。
核反应堆通常采用压水堆、沸水堆等不同类型。
核反应堆的安全运行是核电厂的关键。
三、发电机核电厂的发电机是将核反应堆产生的热能转化为电能的装置。
发电机通过转动产生电能，供给电网使用。
四、冷却系统核电厂的冷却系统用于散热，避免核反应堆过热。
冷却系统通常采用水冷却或气冷却的方式。
五、安全系统核电厂的安全系统包括应急关闭系统、防护系统等。
这些系统是核电厂保障安全运行的关键。
六、辅助设备核电厂的辅助设备包括控制系统、监测设备、燃料装置等。
这些设备为核电厂的正常运行提供支持。
七、废物处理系统核电厂产生的废物处理是核电厂运行的重要环节。
废物处理系统包括核废料处理设施、废水处理设施等。
以上就是核电厂系统及设备的简要介绍，核电厂作为清洁能源的重要组成部分，在全球范围内发挥着重要作用。
随着技术的不断发展，核电厂的安全性和效率将得到进一步提升。
八、安全防护设施核电厂的安全防护设施是保障核反应堆安全运行的重要一环。
其中包括核反应堆容器、保护壳和防辐射屏障等。
这些设施能够有效隔离放射性物质，确保辐射对周围环境和人员的影响得到最小化。
九、辐射监测系统核电厂使用辐射监测系统对反应堆周围环境和工作人员进行实时监测，以确保辐射水平在安全范围内。
这些监测系统包括气体采样装置、人员穿戴的辐射监测仪器等，能够及时警报，保障人员和环境的安全。
十、应急预案核电厂拥有完善的应急预案，对各种可能的事故和突发状况进行了充分的预案和演练。
一旦发生紧急情况，核电厂能够迅速启动应急预案，以及时有效地应对和解决问题。
十一、燃料处理系统核电厂的燃料处理系统负责燃料元件的储存、运输和辐射监测。
燃料元件是核反应堆的关键部件，核电厂需要对其进行精心管理和维护，以确保核反应堆的正常运行。
核电厂系统及设备介绍090329
RCV系统图
一回路辅助系统
反应堆硼和水补给系统（REA）
– – – – – – – – – 提供除盐除氧硼水，以保证RCV系统的容积控制功能 注入联氨和氢氧化锂等，保证RCV系统的化学控制功能 提供硼酸溶液和除盐除氧水，保证RCV系统的反应性控制 向稳压器泄压箱提供喷淋冷却水 为主泵密封水立管供水，以冲洗3号轴封 向换料水箱提供硼酸溶液，为其充水补水 向RIS系统硼酸注入箱提供硼酸。为其充水补水 为容控箱提供与一回路浓度相等的硼酸溶液，为其进行排气操作 为稳压器和RRA系统的先导式卸压阀充水
REA系统图
一回路辅助系统
余热排出系统（RRA）
– 正常停堆过程中，当温度降到180℃以下，压 力降到3.0MPa以下时，RRA排出堆芯、冷却 剂余热和主泵产生的热量。使反应堆进入冷停 堆状态。 – 除失水事故外的所有停堆事故发生时，排出以 上三种热量。
RRA系统图
一回路辅助系统
辅助冷却水系统
工艺排水 地面排水 化学废液
废气分类
– 含氢废弃 – 含氧废气
固体废物分类
– – – – 各种除盐其的废树脂 蒸发液的浓缩液 过滤器的失效滤芯 其他固体废物
排出物处理和排放系统
核岛排气疏水系统（RPE）功能
– 系统收集以下情况在核岛内产生的全部气体和液体废物：
TEU系统图
排出物处理和排放系统
废液排放系统（TER）功能
– 收集系统废液，对这些废液进行监测，并有控 制的将这些废液向海中排放 – 废液在重要厂用水系统（SEC）的终端排水沟， 按照向环境排放的特性要求进行稀释，当稀释 能力不足或者TEU系统不可用，或者废液产生 量超过正常排放量时，TER系统将这些废液贮 存，并送回TEU在再处理。 – 系统监测废液放射性水平，并测记废液排放量。
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。
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备主要包括以下几个方面：
1. 核反应堆：核电厂的核反应堆是核电厂最核心的部分，它通过核裂变或核聚变反应产生巨大的热能。
核反应堆通常由燃料组件、燃料棒、燃料元件、反应堆堆芯、堆腔和控制系统等组成。
2. 蒸汽发生器：核反应堆释放的热能会被用来加热水，产生高温高压的蒸汽。
蒸汽发生器是核电厂中的关键设备，它通过将核反应堆排出的高温冷却剂与次级回路中的冷却剂进行热交换，将水加热为蒸汽。
3. 主蒸汽管道系统：主蒸汽管道系统连接了蒸汽发生器和汽轮机，将高温高压的蒸汽输送到汽轮机中，通过汽轮机的转动产生动力，驱动发电机发电。
4. 汽轮机和发电机：汽轮机是核电厂中的关键设备之一，它通过蒸汽的高速流动驱动转子旋转，产生机械能。
发电机则将机械能转化为电能，通过电力传输系统将电能输送到电网中。
5. 冷却系统：核电厂需要通过冷却系统将发电过程中产生的余热散发出去，保持核电厂的正常运行温度。
常用的冷却系统包括河水冷却系统、冷却塔系统等。
6. 安全系统：核电厂的安全系统是保证核反应堆运行安全的重要设备。
安全系统包括事故监测预警系统、应急冷却系统、安全容器等，用来应对可能发生的异常事故或紧急情况。
除了以上几个方面的设备，核电厂还包括辅助设备，如控制系统、通风系统、水处理设备、废物处理设备等，这些设备都是核电厂正常运行的重要保障。
同时，核电厂还有辐射防护设备、工业液体废物贮存系统等，保障人员的安全和环境的保护。
核电厂系统及设备知识
核电厂系统及设备知识反应堆是核电厂的核心设备，用于进行核裂变反应，产生大量热能。
反应堆一般由燃料组件、反应堆压力容器、反应控制系统等组成。
燃料组件是含有放射性核燃料的结构部件，可以产生裂变反应；反应堆压力容器是储存反应堆冷却剂的金属容器，保证核反应的正常进行；反应控制系统用于控制核反应的速率和安全性。
蒸汽发生器是连接反应堆和蒸汽涡轮发电机组的重要设备。
它通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发成为高温高压的蒸汽，用于驱动蒸汽涡轮发电机组发电。
蒸汽涡轮发电机组是核电厂的主要发电设备，它将高温高压的蒸汽能量转化为电能。
核电厂的冷却系统用于冷却反应堆和蒸汽发生器，防止核反应过热和爆炸。
冷却系统通常包括主冷却循环、辅助冷却循环和应急冷却系统等。
核电厂的控制系统是对核反应堆进行监控和控制的设备，保证核反应的安全、稳定和高效进行。
此外，核电厂还有辅助设备包括供应水系统、通风系统、废物处理系统等，用于保障核电厂的运行和安全。
总的来说，核电厂的系统和设备是一个密不可分的系统，各部分设备协同工作，确保核反应的安全、高效进行，并将热能转化为电能。
核电厂是人类利用核能进行能源开发的重要手段之一。
尽管核能的利用被一些人质疑其安全性，但是通过严格的安全管理和监控，以及先进的技术和设备，核电厂在为人类提供清洁、高效的能源的同时，也保证了可靠性和安全性。
接下来我们将更加深入地了解核电厂的系统和设备知识。
反应堆是核电厂的核心部件，是核能转变为热能的场所，其内部包含着燃料组件，用以控制和维持反应中子的自持和增殖。
燃料组件一般是由铀或钚等元素的化合物构成，包装在金属或陶瓷的包壳中。
反应堆压力容器则是容纳反应堆冷却剂的主要设备，其壁厚、材料及焊缝质量等都受到严格的监控。
反应堆控制系统则是用于监控和控制核反应的速率和安全性的设备，包括各种传感器、控制棒和自动系统，确保核反应能够达到预期的状态。
蒸汽发生器连接在反应堆之后，通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发生成高温高压的蒸汽。
核电厂系统及设备知识
46
? 系统的净化功能为去除废燃料池和换料水池 中的裂变产物，腐蚀产物及悬浮粒子，这是 通过除盐、过滤和表面去浮来实现的。
? 系统的充排水功能为：保持废燃料水池所需 的水位。在贮存废燃料期间，废燃料池是不 允许排空的。灌注和排放燃料运输通道、装 料池以及排放换料水池的部份水。
都能提供100％的应急冷却能力。
22
公共环路
? 公共环路的设备冷却水用户是那些事故情 况下不需投入的冷却器，借助于阀门的切 换，这些设备可由系列A供水，也可由系列 B供水，也可由两个系列共同供水，只有事 故情况下才停止向公共环路的用户供水。
23
共用部分
? 共用部分指那些两台机组共用的系统中的 设备冷却水用户，如硼回收系统、废液处 理系统、辅助蒸汽分配系统等，这部分可 以由1号机组或2号机组的设备冷却水系统 供应冷却水。
39
? 重要厂用水系统作为专设安全设施系统的 支持系统，又是开式循环回路，大亚湾核 电厂在设计时考虑到以下几点：
? 泵入口处海水水位变化：最低水位为 －3.00米，最高水位为＋6.22米，在此范围 内保证泵的净正汲入压头。
40
? 为防止海生物（水草、水母、贝类）的污染 和阻塞管道，采用经循环水过滤系统过滤、 加氯处理的海水，在热交换器上游设置水生 物捕集器，并将海水在管道中流速设计在 2m/s以上。
? 后者监测到泵出口低压时自动启动同系列 的另一台泵。以保证足够的供水量。
26
表4.6 几种主要工况下设备冷却水系统需要 导出的热负荷和供水量
27
2.3 设备冷却水系统的运行
（1）正常功率运行
? 在核电厂正常功率运行时，需要设备冷却水 系统带走的热负荷不大，每一机组只需一台 泵和一台热交换器运行，因而只需系列 A或 B的任一系列投运即可。若运行着的泵出口 低压或故障不可用，泵出口的压力检测开关 得到的低压信号自动启动该系列上的第二台 泵。
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核电厂主要生产系统核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种：1）压水堆核电厂这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。
这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。
1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。
随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。
2）沸水堆核电厂这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。
无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。
这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。
沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。
3）重水反应堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。
这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。
1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。
4）石墨气冷堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。
这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。
前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。
5）快中子堆核电厂这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。
这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。
快中子堆是最有发展前途的核电厂。
因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。
1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。
虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。
到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。
目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。
1压水堆核电厂系统构成压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。
压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。
图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。
图1.2－1 压水堆核电厂系统原理图每台压水堆机组都由反应堆－蒸汽发生器－汽轮机－发电机－稳压器－主泵组成。
1、一回路系统及主要设备一回路系统又称为反应堆冷却剂系统，一回路内的高温高压含硼水流经反应堆堆芯，吸收堆芯核裂变放出的热能；进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给蒸汽发生器二回路侧；再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。
如此循环往复，构成封闭环路。
现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主要由反应堆、冷却剂泵（以后简称主泵）、蒸汽发生器、稳压器和主管道组成。
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，每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的主管道组成。
反应堆冷却剂系统示意图见图1.2-2。
图1.2-2 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统示意图反应堆主要由压力容器、堆内构件、堆芯和控制棒驱动机构组成；●反应堆压力容器工作在高压(15.5MPa左右)、高温、含硼酸水介质和放射性辐照的环境条件下，不仅用于支撑和包容堆芯和堆内构件，还作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。
●堆内构件主要用于堆芯部件的支承、对中和导向；引导冷却剂流入流出堆芯；为堆芯内仪表提供支承和导向；保护压力容器，延长其寿命。
它主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。
●堆芯（反应堆活性区）的主要作用是建立和维持可控链式核裂变反应，将燃料核裂变产生的能量大部分转换成热能，并将热能传递给一回路冷却剂。
●控制棒驱动机构是核反应堆安全的重要动作部件，通过它的动作，带动控制棒组件在堆芯上下抽插，以实现反应堆的启动、功率调节、剩余反应性补偿和停堆操作。
控制棒驱动机构主要包括内部钩爪组件、驱动轴组件、耐压壳组件、磁轭线圈组件和位置指示组件等部件。
主管道将冷却剂从反应堆压力容器传送到蒸汽发生器，然后输送到主泵，再由主泵增压打回反应堆压力容器。
每个环路上的主管道段包括热管段（反应堆压力容器到蒸汽发生器部分）、过渡管段（蒸汽发生器至主泵部分）、冷管段（主泵至反应堆压力容器部分）。
主泵作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的冷却剂流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器。
现代压水堆核电厂采用最广泛的是立式、单级轴封泵。
蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路和二回路之间的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给二回路，将二回路的给水变成蒸汽，推动汽轮机做功。
同时，蒸汽发生器又是分割一回路和二回路介质的屏障，占一回路压力边界面积80%左右的蒸汽发生器传热管壁厚一般只有1mm左右，是一回路压力边界中最薄弱的部分，在运行中极易发生泄漏。
因此，蒸汽发生器的质量和性能对于核电厂的安全性和经济性十分重要。
目前我国除田湾核电站采用卧式蒸汽发生器外，其它电站均采用立式U型管自然循环蒸汽发生器。
反应堆冷却剂系统还设有稳压与卸压系统，该系统通过波动管线与主管道连接，由稳压器、卸压箱、稳压器波动（膨胀）管线、稳压器喷淋管线、稳压器安全阀、蒸汽排放管线以及汽－气混合物排放管线等部件组成。
稳压与卸压系统的主要功能是建立并维持一回路系统的压力；运行期间补偿一回路冷却剂因温度变化引起的容积变化，限制一回路压力因温度变化引起的波动，避免冷却剂在反应堆内沸腾，并控制一回路升、降压速度。
整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器，通过波动管和一个环路的热管段相连。
稳压器有气罐式和电加热式两种，现代压水堆核电厂普遍采用电加热式稳压器。
2、主要的安全系统核电厂的安全系统的功能是限制事故发生后的后果，为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。
主要的安全系统包括余热导出系统、应急堆芯冷却系统、安全壳、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统、安全壳消氢气系统、蒸汽发生器辅助（应急）给水系统、重要用户中间冷却水系统、应急电源等。
这些安全保护系统均采用独立设备和冗余布置，备有事故电源，安全系统可以抗地震和在蒸汽－空气及放射性物质的恶劣环境中运行。
简单介绍如下：（1）余热导出系统余热导出系统主要功能是把反应堆停堆后的余热热量从反应堆冷却剂系统中传递出去。
余热导出系统主要由余热交换器、余热排出泵以及有关管道、阀门和运行控制所必需的仪器仪表组成。
该系统正常运行时，反应堆冷却剂从主管道热段流向余热排出泵，通过余热交换器传热管再返回主管道冷段，热量则通过余热交换器传递到设备冷却水系统中。
（2）应急堆芯冷却系统应急堆芯冷却系统主要功能是在出现某些事故时，通过注入含中子吸收物质（硼）的冷却剂，冷却堆芯并提供附加停堆能力。
应急堆芯冷却系统主要由安注箱、安注泵、离心上充泵、余热排出泵、换料水贮存箱、硼注射箱及有关的阀门、管道组成。
（3）安全壳安全壳是用于容纳反应堆冷却剂系统和某些安全重要系统的设备，在运行时对冷却剂系统的放射性辐射进行屏蔽，限制泄漏；在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压并限制泄漏。
安全壳还具有抵抗外部事件（飓风、飞射物撞击）保护反应堆的能力。
安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，主体由预应力混凝土穹顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成，内侧覆有起密封作用的碳钢衬里。
（4）安全壳隔离系统安全壳隔离系统为贯穿安全壳的流体系统提供了隔离手段，将事故后可能释放到安全壳中的任何放射性都包容在安全壳内，保证安全壳泄漏率不超过规定的限值。
安全壳隔离系统主要由安全壳隔离阀和相关管道组成。
在某些事故情况下，当安全控制系统发出隔离信号时，这些隔离阀快速关闭，防止放射性物质向周围环境释放。
另外，在主蒸汽管道发生破裂时，还能及时隔离蒸汽发生器，防止反应堆冷却剂系统过冷或安全壳超压。
（5）安全壳喷淋系统该系统的功能是维持安全壳内压力。
某些事故发生后，当安全壳内的压力上升到一定限值，安全壳喷淋泵启动，把含有硼和氢氧化钠的溶液向安全壳内均匀地喷淋，在降低安全壳内温度和压力的同时，溶解安全壳内的放射性碘，减少放射性物质向环境释放的可能性。
安全壳喷淋系统主要由安全壳喷淋泵、喷淋总管道、喷淋添加剂箱、液体喷射器和若干隔离阀及为保证系统运行所需的管道、仪器仪表组成。
（6）安全壳消氢系统该系统的设计是基于美国三哩岛事故经验反馈的结果。
三哩岛事故中，由于氢气大量聚集在安全壳顶部，最后引起氢爆炸，进一步恶化了事故后果。
安全壳消氢系统的主要功能是，在发生冷却剂失水事故时，降低安全壳内氢气的含量，防止氢爆。
该系统主要由氢复合器、若干风机、过滤器和相关管路组成。
（7）蒸汽发生器辅助（应急）给水系统。
在二回路的主给水失去的事故情况下，该系统投入使用，向蒸汽发生器供应足够的给水来排出一回路系统的热能。
另外，在某些情况下，如小破口失水事故等，该系统也投入使用。
该系统主要由辅助给水泵、除氧水箱、除盐水贮存箱、调节阀、截止阀和相应的管道组成。
该系统投入运行时，辅助给水泵将除氧水箱或除盐水贮存箱中的水打入蒸汽发生器中，保持蒸汽发生器的水位能够淹没传热管，防止事故的进一步扩大。
（8）重要设备中间冷却水系统。
该系统的主要功能是向反应堆装置、主泵、反应堆装置的辅助系统、安全系统提供冷却水并导出热量。
（9）应急电源核电厂每台机组都安装有应急柴油发电机组，正常运行时处于热备用状态，一旦发生失电事故，要求该系统在十几秒时间内启动，自动带上负荷，为反应堆安全系统提供驱动力。
系统的主要设备是应急柴油发电机组。
3、核辅助系统核辅助系统主要包括化学和容积控制系统、反应堆和乏燃料冷却和处理系统、三废系统、通风空调系统和核测量控制系统等。
（1）化学和容积控制系统该系统主要作用有：●在所有运行工况下维持反应堆冷却剂系统的物质平衡和水质；●贮存与供应除盐除氧水及氢氧化锂与联氨，调节一回路水化学工况；●贮存并向安全注入系统和反应堆及乏燃料水池冷却和处理系统提供不同浓度值的硼酸溶液，控制反应堆反应性；●向稳压系统供喷淋水，向主泵密封供水并冲洗轴封；●向稳压器和余热系统泄压阀充水；●净化溶解在一回路冷却剂中的离子态杂质，净化以晶体状态存在于一回路冷却剂中的放射性腐蚀物，保证在燃料元件表面没有沉淀物，降低一回路设备和管道的放射性污染水平；●处理各种工况下从一回路引出的含硼水，供应高、低浓度硼酸溶液，净化硼酸溶液等等。