核电站反应堆冷却剂系统_讲义
第三章 AP1000反应堆冷却剂系统
反应堆冷却剂系统 (Reactor Coolant System , RCS)
功能 RCS 将反应堆系统中堆芯核裂变放出的热能转化为高温饱和 蒸汽，并输送到汽轮发电机组转化为电能(二回路系统)。
反应堆冷却剂系统压力边界为堆芯释放的放射性提供了一个 包容的屏障，并使电厂在整个运行过程中都保持其高度的完 整性。
压 力 容 反器 应和 堆一 压体 力化 容堆 器顶 结 构
堆芯仪表通道设在 RPV 顶部一一取消了 堆芯下部，即压力容 器底部所有的贯穿件
3.3
3.3.1
压力容器的堆芯下壳 体(活性段)采用了环 型锻件结构，取消了 纵向焊缝;
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
一体化堆顶结构(Integrated Head Package , IHP) 由多个独立的 设备组成，从而简化了反应堆的换料操作。在停堆换料期间， 他通过与反应堆压力容器顶盖移动联合操作，减少了停堆时 间和个人辐射剂量。另外，一体化堆顶结构减少了其相关部 件在安全壳内的搁置空间。
堆 内堆 构内 件 的构 功件 能
冷 却 剂 在 反 应 堆 压 力 容 器 和 堆 内 构 件 内 的 流 动
3.4.2
3.4
3.4 堆内构件
3. 4. 3 API000 堆内构件的技术特点
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
一体化堆顶结构使得在 其内的各个部件无需单 独进行连接和断开。
冷却围筒是位于压力容 器顶盖上方围绕在控制 棒驱动机构周围的碳钢 结构。在核电厂正常运 行时，冷却围筒为控制 棒驱动机构磁辄线圈提 供冷却气流通道。
第三章 反应堆冷却剂系统和设备
3-1 反应堆冷却剂系统
2．压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应 当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核 电厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控 制系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率 失配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的 升高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时，压力控制系统 调节喷淋阀．由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加 热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类， （1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰 （2）电加热式稳压器：大都采用 三、稳压器本体结构（电） 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半 球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
第3章 反应堆冷却剂系 统和设备
动力工程系 余廷芳
主要内容
3-1 反应堆冷却剂系统 3-2 反应堆本体结构 ----------系统设备 3-3 反应堆冷却剂泵 3-4 蒸汽发生器 3-5 稳压器
3-1 反应堆冷却剂系统
一、系统的功能
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，其主要功能 是： (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出， 并通过蒸汽发生器传给路工质，产生蒸汽，驱动汽轮 发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰 变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的 一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢 化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发 生偏离泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。
核反应堆的冷却方法
核反应堆的冷却方法核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，它在能源领域具有重要的地位。
然而，核反应堆在运行过程中会产生大量的热量，如果不及时冷却，就会导致反应堆过热，甚至发生严重事故。
因此，核反应堆的冷却方法至关重要。
本文将介绍几种常见的核反应堆冷却方法。
一、水冷却水冷却是最常见的核反应堆冷却方法之一。
在水冷却系统中，水被用作冷却剂，通过循环流动来带走核反应堆产生的热量。
具体来说，水从反应堆中吸收热量后变为蒸汽，然后通过冷却器冷却成液态水，再次循环进入反应堆。
水冷却系统具有冷却效果好、稳定性高、成本低等优点，因此被广泛应用于核电站等领域。
二、气体冷却气体冷却是另一种常见的核反应堆冷却方法。
在气体冷却系统中，气体（如氦气、二氧化碳等）被用作冷却剂，通过循环流动来带走核反应堆产生的热量。
与水冷却相比，气体冷却系统具有热传导性能好、不易产生腐蚀等优点，适用于高温、高压的工作环境。
然而，气体冷却系统的成本较高，需要更复杂的设备和控制系统。
三、液态金属冷却液态金属冷却是一种特殊的核反应堆冷却方法。
在液态金属冷却系统中，液态金属（如钠、铅等）被用作冷却剂，通过循环流动来带走核反应堆产生的热量。
液态金属冷却系统具有热传导性能好、耐高温、不易产生腐蚀等优点，适用于高功率、高温的核反应堆。
然而，液态金属冷却系统的操作和维护较为复杂，需要更高的技术要求。
四、固体冷却固体冷却是一种相对较少使用的核反应堆冷却方法。
在固体冷却系统中，固体材料（如陶瓷、金属合金等）被用作冷却剂，通过传导和辐射的方式来带走核反应堆产生的热量。
固体冷却系统具有耐高温、不易泄漏等优点，适用于一些特殊的核反应堆。
然而，固体冷却系统的热传导性能较差，需要更大的散热面积。
综上所述，核反应堆的冷却方法包括水冷却、气体冷却、液态金属冷却和固体冷却等多种方式。
不同的冷却方法适用于不同类型的核反应堆，选择合适的冷却方法对于核反应堆的安全运行至关重要。
核电站320课程第三章
第3章反应堆冷却剂系统（RCP）3.1 系统描述3.1.1 系统功能1．主要功能反应堆冷却剂系统（RCP）即核电站一回路的主回路，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。
2．辅助功能(1)中子慢化剂：反应堆冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。
另外，它也起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。
(2)反应性控制：反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中子，因此通过调整硼溶度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和燃耗）。
(3)压力控制：RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。
(4)放射性屏障：RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。
3.1.2 系统说明1．系统流程如图3.1所示，RCP系统由反应堆和三条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵（简称主泵）、一台蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。
另外，1号环路热管段上连接有一个稳压器，用于RCP系统的压力调节和压力保护。
每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。
图3.1 RCP系统的组成在反应堆中采用除盐含硼水作为冷却剂，它使核燃料元件冷却并将核燃料释放出的热能传导出去。
为了使一回路水在任何部位、任何时候都处于液态，要保持其压力高于饱和压力。
高压的冷却剂在堆芯吸收了核燃料裂变放出的热能，从反应堆压力容器出口管流出，经主管道热管段进入蒸汽发生器的倒U形管，将热量传给在U形管外流动的二回路系统的给水，使之变为蒸汽。
冷却剂由蒸汽发生器出来经过渡管段进入主泵，经主泵升压后流经冷管段，又回到反应堆压力容器。
核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关
附件三：《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写说明（征求意见稿）《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写说明一．编写工作背景随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和管理方面经验的积累，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。
新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。
随后，IAEA陆续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants”就是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直接相关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其相关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。
为了提高我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂—1—运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。
二．编写简况IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家经验的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。
本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G-1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。
核电站的冷却系统工作原理分析
核电站的冷却系统工作原理分析核电站是一种重要的能源发电设施，其冷却系统是确保核反应过程中热量的有效散发的关键。
冷却系统的工作原理对核电站的安全和发电效率具有重要影响。
本文将对核电站的冷却系统工作原理进行分析。
一、概述核电站的冷却系统主要用于从核反应中产生的大量热量，这些热量通过冷却系统的运作进行有效散发，以确保核反应的稳定，并防止设备过热。
冷却系统的工作原理通常分为两大类：水冷却系统和气冷却系统。
二、水冷却系统水冷却系统是最常见的核电站冷却系统。
它主要包括主冷却系统和辅助冷却系统两部分。
1. 主冷却系统主冷却系统主要由主冷却剂循环系统和蒸汽发生器组成。
核电站中常用的主冷却剂是轻水，通过核反应堆中的燃料棒，产生的热量将主冷却剂加热。
热量通过主冷却系统的循环将主冷却剂带到蒸汽发生器中，然后转化为蒸汽。
2. 辅助冷却系统辅助冷却系统主要包括冷却塔、冷却水和电脑控制系统。
冷却塔用于冷却主冷却系统中的热水，将其冷却后再送回主冷却系统。
冷却塔通过将空气通过主冷却系统中的冷水进行换热，将热量带走。
电脑控制系统用于监测和控制冷却水的温度和流量，确保冷却系统的正常运行。
三、气冷却系统相比水冷却系统，气冷却系统更适用于少量冷却需求的核电站或特殊环境条件下的核电站。
1. 气冷却系统的工作原理气冷却系统主要通过自然对流或强制对流的方式进行冷却。
核电站中通常使用大型风扇或压缩机来产生气流，通过对核反应堆进行直接冷却。
2. 气冷却系统的优势与劣势气冷却系统相对于水冷却系统具有一些优势和劣势。
气冷却系统不需要大量的水资源，节约了水资源的使用。
然而，由于气体的导热能力相对较差，所以需要更大的散热面积来保证冷却效果。
此外，气冷却系统对环境温度和湿度的变化更加敏感，需要进行更精确的控制。
四、冷却系统的安全性和效率核电站的冷却系统不仅需要保证冷却效果，还要确保其安全性和高效性。
冷却系统需要具备足够的冷却能力，以防止核反应设施的过热，避免设备损坏。
核电站工作原理与RCP课件
RCP系统的安全保障措施
高温高压保护
RCP系统设有高温高压保护措施，当系统温度或压力超过设定值 时，会自动触发安全阀或紧急停堆系统，确保系统安全。
泄漏监测
RCP系统设有泄漏监测系统，能够实时监测冷却剂的泄漏情况，及 时发现并处理泄漏问题。
备用电源
RCP系统设有备用电源系统，在主电源失效时能够自动切换到备用 电源，确保系统的正常运行。
记录与报告
根据实际情况，操作员需对控制系统进行 适当的调整，以优化系统性能。
对运行过程中的重要参数进行记录，并及 时报告异常情况。
RCP系统紧急停堆流程
紧急停堆命令发布
在发生紧急情况时，相关部门会发布紧急停 堆命令。
关闭热交换器
通过控制室快速关闭热交换器，防止热量继 续传递。
快速停运主泵
立即关闭主泵，并确保冷却剂停止流动。
和维护。
核电站安全检查与评估
03
定期对核电站进行安全检查和评估，确保核电站符合安全标准
。
核电站环境保护措施
放射性物质排放控制
通过有效的放射性物质处理和储存措施，减少核电站运行过程中对 环境的放射性污染。
废液处理与处置
对核电站产生的废液进行有效的处理和处置，防止废液对环境造成 污染。
固体废物管理
对核电站产生的固体废物进行分类、处理和处置，确保废物得到妥善 处理。
重水堆核电站
利用重水作为减速剂和冷却剂，能够 利用天然铀作为燃料，具有较高的燃 料利用率。
CHAPTER 02
核电站工作原理
核裂变原理
核裂变
是指由重的原子核分裂成 两个或多个较小的原子的 一种核反应形式。
链式反应
在裂变过程中，每一个裂 变原子核会产生更多的裂 变原子核，形成链式反应 。
反应堆冷却剂系统和设备
4-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择：
环路数与环路容量：
核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。按照核电 厂安全准则，单堆核电厂的环路数不小于2，但过多的 环路数将增加设备投资，因此，目前核电厂中一般采用 2—4条环路并联形式。每一条环路所对应的电功率最 初为150 MW。
随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核电站， 一条环路的电功率已达到300——600 MW，而且以每 个环路300MW设计建造600MW、900MW、 12000MW的大型核电站。近代典型压水堆核电站功率与一
显然，如此提高压力，在提高电厂效率上的收益不大，反 而对各主要设备的承压要求、材料加工制造等技术难度都 大大增加了，最终影响到电厂的经济性。
综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统工作压力约为 15MPa。设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水压试 验压力取1.25倍设计压力。
4-1 反应堆冷却剂系统
水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时，压力控制系统 调节喷淋阀．由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加 热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
பைடு நூலகம்
4-1 反应堆冷却剂系统
3．超压保护系统
当一回路系统的压力超过限值时，装在稳压器顶部卸 压管线上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸汽，使稳压 器压力下降，以维持整个一回路系统的完整性。
4-1 反应堆冷却剂系统
2．压力调节系统
为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应当 将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核电 厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控制 系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率失 配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的升 高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。
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核电站反应堆冷却剂系统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。
2．在正常运行及预期瞬态工况下能对堆芯提供适当的冷却，并保证足够的烧毁余量，防止发生燃料包壳损伤。
在事故工况下，为保证反应堆具有冷源，系统的布置要能够使冷却剂淹没堆芯并形成充分的自然循环，以导出堆芯余热，避免燃料超过温度极限。
3．系统应做到冷却剂中含硼浓度均匀；能限制冷却剂温度变化的速率，以保证不出现由这些因素而引起的反应性变化失控。
4．RCP压力边界应能适应与运行瞬态工况相应的温度、压力，并留有余度。
5．任一冷却剂环路管道断裂，不会导致其他管道的损坏，并仍能确保堆芯的冷却。
6．主泵应能提供足够的流量以满足热量转移和堆芯冷却要求。
系统和主泵在事故状态下应具有足够的惯性流量；即使在一台主泵转子卡死时也不影响堆芯冷却。
7．蒸汽发生器是系统中唯一与二回路存在交界面的设备，因此要求蒸汽发生器的管子、管板的边界面尽可能避免将堆芯产生的放射性物质泄漏到二回路系统。
8．应能对系统进行泄漏检测。
对预料的泄漏，如压力壳密封、主泵及某些阀杆的密封，应通过引漏系统进行收集，防止一回路冷却剂释放到安全壳空间。
9．稳压器应能维持系统正常运行压力，在电站负荷变化和冷却剂温度、体积变化时，压力能被限制在规定的范围内。
在电站满功率下甩负荷而反应堆功率未能及时跟踪情况下，反应堆与汽轮机功率失配而引起系统压力上升时，稳压器超压保护应能及时动作。
安全阀的排放能力应能使压力波动限制在规定范围内。
10．全部RCP系统压力边界设备应按照相应安全一级的规范要求，在设计、选材、加工组装、安装调试及运行中遵循最高的质量要求。
二、 RCP系统说明主系统描述大亚湾核电站压水堆具有三条相同的传热环路。
每条环路设一台主泵、一台蒸汽发生器。
运行时，主泵强迫冷却剂在压力壳及环路内循环流动。
被堆芯加热的冷却剂从压力壳出口接管流出，进入蒸汽发生器，将热量传递给二回路介质，然后通过主泵将冷却剂由压力壳入口接管压入堆芯，如此重复循环。
位于压力壳出口和蒸汽发生器入口之间的管段称为环路热段，主泵与压力壳入口之间的管段为环路冷段。
蒸汽发生器与主泵间的管段为过渡段。
RCP系统还包括一个稳压器及其与之相关的卸压箱和冷却剂压力控制、超压保护设备。
稳压器通过波动管接到1号环路的热段（图2—1）。
三、 RCP系统运行工况大亚湾核电站压水堆运行工况有冷停堆、中间停堆、热停堆、热备用和功率运行五种。
其中冷停堆又可分为换料冷停堆、维修冷停堆和正常冷停堆三种；中间停堆可分为单相中间停堆、两相中间停堆和正常中间停堆三种。
因此也可以认为其运行工况共有九种。
各种运行工况分类主要受反应堆临界状态、RCP系统运行方式、反应堆及一回路系统冷却剂温度、压力等条件制约。
运行工况1、换料冷停堆换料冷停堆是指反应堆更换核燃料操作时的停堆运行方式，部分一回路压力边界维修也可在此时进行。
此工况的反应堆处于次临界，停堆深度大于5000 pcm，冷却剂硼浓度不小于2100 ppm，所有控制棒插入堆芯。
压力壳顶盖打开，堆内上部构件移出。
一回路冷却剂压力为大气压，温度在10～60 ℃之间。
设置温度低限是为了避免冷却剂内硼酸结晶；高限是为了便于堆顶装卸料操作。
冷却剂温度控制及硼浓度均匀化由RRA系统进行（至少投入一台泵和一台热交换器），PTR系统作备用。
冷却剂化学和容积控制由RCV、REA及PTR 系统完成。
换料水池水位高于压力壳法兰面8.5 m，以保证换料过程有足够的生物屏蔽。
已采取防硼酸稀释隔离措施。
停堆状态中子通量高报警系统投入，其报警定值为停堆测量值的2～3倍。
2、维修冷停堆维修冷停堆是指允许对一回路部分设备进行维修的停堆运行方式。
此工况一回路打开（稳压器人孔打开作为标志），压力等于大气压。
冷却剂平均温度在10～70 ℃之间。
回路维修部分根据需要水被排空，但RCP系统水位不能低于保证RRA系统泵正常运行所要求的低限值。
在接近低水位限值状态时，冷却剂最高温度被限制在60 ℃。
其余要求条件与换料冷停堆工况相同。
3、正常冷停堆此工况要求反应堆处于次临界状态，停堆深度大于1000 pcm，除停堆棒组（S棒组）和温度棒组（R棒组）外，其余控制棒组插入堆芯5步处。
RCP系统封闭（稳压器人孔已盖封，但排气疏水系统（RPE）可投用），压力在30 bar（abs）以下。
冷却剂平均温度在10～90 ℃之间。
一回路压力低于5.5 bar（abs），则S、R棒组也需插入堆芯5步处，且要求冷却剂硼浓度大于2100 ppm。
这是因为压力低时，冷却剂对控制棒驱动机构的润滑不充分，有可能会发生卡棒；2100 ppm的硼浓度要求是为了保证有足够的停堆余度。
冷却剂平均温度大于70 ℃时必须有一台主泵运行，这是为了避免70 ℃以上启动第一台主泵可能会造成超压。
冷却剂温度控制及硼浓度均匀化由RRA系统进行，蒸汽发生器可投用。
系统压力由RCV系统控制，由RRA系统安全阀提供超压保护，一组稳压器安全阀作备用。
RCP系统充水、补水、净化由RCV、REA及RTR系统进行。
4、单相中间停堆单相中间停堆是指一回路充水排气后稳压器充满水（单相）的运行方式。
此工况要求RCP系统冷却剂温度控制在90～180 ℃之间，压力控制在24～30 bar（abs）之间，至少有一台主泵投运。
RCP系统由RCV和REA系统进行补水和净化。
其余要求条件与正常冷停堆工况相同。
5、两相中间停堆两相中间停堆是指RCP系统的稳压器由单相向两相过渡，RCP系统冷却剂压力由RCV 系统控制向RCP系统压力调节系统控制过渡的过渡运行方式（或者向反方向过渡）。
此工况反应堆处于次临界，停堆深度大于1000 pcm，除停堆棒组（S棒组）和温度棒组（R棒组）外，其余控制棒组插入堆芯5步处。
RCP系统压力在24～30 bar（abs）之间，冷却剂温度在120～180 ℃之间。
120 ℃为在稳压器中建立汽腔的最低温度。
当稳压器汽腔形成时，RCV 系统对冷却剂压力控制已变得困难，所以当较为稳定的稳压器汽腔形成后，应尽快转入由稳压器控制系统压力。
稳压器水位由水位调节系统控制。
至少有一台主泵投运，有二台蒸汽发生器可以投用。
RCV和REA系统正常运行，运行的RRA系统准备退出运行（或者相反，停运的RRA系统已准备好，即将投入运行）。
在此工况下，如果三台主泵均不能投运时，反应堆停堆深度必须大于3200pcm。
RCP系统冷却剂温度180 ℃是RRA系统运行的最高温度极限。
6、正常中间停堆当RRA系统与RCP系统完成隔离后，反应堆就由两相中间停堆进入到正常中间停堆运行方式。
此工况反应堆处于次临界，停堆深度大于1000 pcm，控制棒位置状态同上。
RCP 系统压力由稳压器控制在24～155 bar（abs）之间，冷却剂温度在160～291.4 ℃之间。
稳压器水位维持在零负荷整定值上。
冷却剂温度至少由2台蒸汽发生器控制，至少2台主泵投运。
RCV、REA系统和S.G GCT系统及ARE或ASG在运行中。
应急安全设施已准备好。
7、热停堆此工况反应堆处于次临界，要求停堆深度在1000～1770 pcm之间（相对应于冷却剂硼浓度690～0 ppm，大于690 ppm时，停堆深度在1000pcm），除S棒组外，其余控制棒组插入堆芯5步处。
R CP系统压力由稳压器控制在155b a r（a b s）。
冷却剂温度在～291.4 ℃，由蒸汽发生器GCT系统控制（排向大气或冷凝器）。
稳压器水位维持在零负荷整定值上。
至少有二台主泵二台蒸汽发生器运行，其中一组为1号环路。
蒸汽发生器给水由ASG或ARE系统供给。
RCP系统化容控制由RCV和REA系统进行。
在此工况下如果三台主泵均不能投运或仅一台主泵运行超过24小时，则要求反应堆停堆深度大于3200 pcm或者使反应堆转入冷停堆运行方式。
8、热备用此工况反应堆处于临界状态，堆功率≤2 %额定功率（主要受ASG供水限制）。
S棒组位于堆顶，R棒组件位于调节带，G棒组处于整定棒位上。
三个环路的主泵和蒸汽发生器均投入运行。
其余运行条件要求同热停堆运行方式。
反应堆在计划降负荷后或在换料后的物理试验期间，均要经过热备用状态。
9、功率运行此工况反应堆处于临界状态，堆功率在2 %～100 %额定功率之间，控制棒位置同上（其中堆功率在2 %～15 %额定功率之间也可称为低功率运行工况）。
此时RCP系统冷段温度、热段温度、平均温度及蒸汽温度与负荷之间的关系如图2—33。
稳压器维持RCP系统压力155b a r（a b s），稳压器水位在20.4%～64.3%（相应饱和温度291.4～310 ℃）之间变化。
此时主给水系统（ARE）和主蒸汽系统（VVP）正常运行，蒸汽旁路系统（GCT）处于备用。