压水堆核电厂：反应堆余热排出系统(RRA)12页
压水堆核电厂物项的安全分级
压水堆核电厂物项的安全分级一、基本概念1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级(1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级；(2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别；(3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级(也称为设备等级)；(4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。
2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。
3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。
4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。
二、安全等级的划分1、概述(1)、安全等级划分的依据--三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。
▲反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。
▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后(包括事故工况停堆后)从堆芯排出余热”。
▲放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。
(2)、安全级划分的单元--以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：▲一个组件，如燃料组件(安全级)。
▲一件设备，如柴油发电机(安全级)；稳压器波动管(安全1级)；换料水箱(安全2级)。
▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全1级)；主泵飞轮(安全3级)。
(3)、接口装置的安全等级--就高不就低原则(4)、安全等级划分的方法--确定论法或概率论法2、承压机械设备的安全分级(1)、概述承压机械设备指核电厂一回路系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道附件、热交换器、泵和阀门等物项。
压水堆核电厂非能动余热排出系统对比研究
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核电厂余热导出系统的设计探讨
核电厂余热导出系统的设计探讨作者：马飞来源：《科技视界》 2015年第17期马飞（江苏连云港 222000）【摘要】本文介绍了核电厂不同堆型中预热排出系统的设计特点，并分析了系统设置的主要差异，探讨更加有效的余热排出方式。
【关键词】余热排出；堆芯冷却；核电厂余热；压水堆作者简介：马飞（1983—），男，工程师，2005年毕业于西安交通大学电气工程与自动化专业，现从事核电厂运行、调试工作，身份证号3203231983****1234。
0 引言“余热导出功能”是核电站三大基本功能之一。
压水堆启动、冷却、维修、换料等阶段的堆芯余热能否顺利导出是关系电厂安全的生命线。
目前国内出现多种堆型并存的情况，它们的余热导出系统设置各有其特点。
1 预热排出的必要性核电厂的热量是由核燃料铀的裂变产生，核燃料的可控裂变同时会产生裂变产物和中子俘获产物，这些物质在停堆仍会发生衰变，并放出热量。
所以，在核电厂反应堆停堆后，堆芯的衰变热在很长一段时间内仍存在，参照物理计算，大约需要1000小时的时间，衰变热占反应堆停堆前稳态功率的百分比才能降到0.11%。
这些堆芯余热需要及时排出，否则会聚集在堆芯引起温度升高，导致冷却剂沸腾甚至堆芯融化的严重事故。
2011年3月发生的福岛核事故就是因为停堆后，堆芯热量不能导出，引发的反应堆堆芯裸露以及随后的燃料包壳损坏，放射性裂变产物向外界泄露。
2 不同堆型余热排出系统设置比较2.1 余热排出系统的使用阶段停堆初期，堆芯热量仍然通过蒸汽发生器传递给，依靠二回路蒸汽排出放到冷凝器。
一回路温度压力下降到一定程度时，投入正常余热排出系统将反应堆冷却到冷态。
下面对压水堆三代堆型（以AP1000为例）、二代+堆型（以WWER为例）、二代堆型（以M310为例）中余热导出系统的设置进行介绍和比较。
对于设计基准事故和超设计工况，一般依靠专设安全设施（安注系统等）来保证堆芯冷却，不在此讨论。
2.2 不同堆型的余热导出系统AP1000余热导出系统布置在安全壳外部，包括两个序列，从同一个一环路热腿吸入冷却剂，经换热器冷却后直接送入堆芯，由4个安全壳隔离阀实现安全隔离。
压水堆核电厂二回路热力系统初步说明
压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书目录目录 (1)摘要 (1)1、设计要求 (1)2、设计内容 (1)3、热力系统原则方案 (2)3.1 汽轮机组 (2)3.2 蒸汽再热系统 (2)3.3 给水回热系统 (2)4、主要热力参数选定 (3)4.1 一回路冷却剂的参数选择 (3)4.2 二回路工质的参数选择 (3)4.2.1 蒸汽初参数的选择 (3)4.2.2 蒸汽终参数的选择 (3)4.2.3 蒸汽中间再热参数的选择 (3)4.2.4 给水回热参数的选择 (3)5、热力计算方法与步骤 (4)5.1 计算步骤如下面的流程图 (4)5.2 根据流程图而写出的计算式 (5)6、你热力计算数据 (8)6.1 已知条件和给定参数 (8)6.2 主要热力参数选定 (9)6.3 热平衡计算结果表格 (13)6.4 程序及运行结果 (14)6.4.1 用MATLAB程序如下。
(14)6.4.2 运算结果如下图所示。
(17)7、热力系统图 (21)8、结果分析与结论 (22)9、参考文献 (22)摘要二回路系统是压水堆核电厂的重要组成部分，其主要功能是将反应堆一回路系统产生并传递过来的热量转化为汽轮机转动的机械能，并带动发电机组的转动，最终产生电能。
二回路系统的组成以郎肯循环为基础，由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、冷凝器、凝水泵、给水泵、给水加热器等主要设备以及连接这些设备的汽水管道构成的热力循环，实现能量的传递和转换。
反应堆内核燃料裂变产生的热量由流经堆芯的冷却剂带出，在蒸汽发生器中传递给二回路工质，二回路工质吸热后产生一定温度和压力的蒸汽，通过蒸汽系统输送到汽轮机高压缸做功或耗热设备的使用，汽轮机高压缸做功后的乏汽经汽水分离再热器再热后送入低压缸继续做功，低压缸做功后的废气排入冷凝器中，由循环冷却水冷凝成水，经低压给水加热器预热，除氧后用高压给水加热器进一步加热，后经过给水泵增压送入蒸汽发生器，开始下一次循环。
核电厂核蒸汽供应系统：04-第4章 一回路辅助系统
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4.1.3.1 容积控制箱(2)
③作为除气塔，使一回路放射性气体从这里 释放出来，定期排往RPE
④控制反应堆一回路含氧量：为抑制一回路 水辐射分解产生的氧，由它向一回路注入氢
⑤氮清扫：打开主回路前，加入中性氮，以 避免氢气和空气混合产生爆炸的危险
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4.1.2.3 上充回路(2)
上充泵将下泄流的压力提高至17.7MPaa： â一路经上充流量调节阀RCV046VP进入主系
统1环路或2环路的冷段 â另一路则经轴封水流量调节阀061VP进入轴
封水回路 â当主泵断电或故障，PZR失去主喷淋功能时，
上充管线将经手动隔离阀RCV227VP提供辅助喷 淋水（此时要关闭RCV050VP）
REA
上充阀
主泵机械 密封装置
上充泵
初识RCV系统
下泄孔板
下泄背压控制阀 三通阀
再生热交换器
下泄热交换器 过滤器
混床除 盐器
主泵机械 轴封装置
过剩下泄 热交换器
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上充流量 调节阀
制容 箱积
控
轴封水热 交换器
上充泵
阳床除 盐器
硼
氧除
酸
水盐
水
除
硼 酸 泵
混合器
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下泄孔板（×3） 再生热交换器
(1)在一回路发生小破口事故时，维持一回路 的水装量
(2)在正常停堆或发生卡棒、弹棒等反应性事 故时，与REA配合，共同确保反应堆处于次临 界状态
(3)在RIS投运向堆芯注水时，RCV的上充泵作 为高压安注泵投运
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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
压水堆核电厂物项的安全分级
压水堆核电厂物项的安全分级一、基本概念1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级(1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级； (2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别；(3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级 (也称为设备等级 )；(4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。
2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。
3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。
4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。
二、安全等级的划分1、概述(1)、安全等级划分的依据 --三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。
▲ 反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。
▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后 (包括事故工况停堆后 ) 从堆芯排出余热”。
▲ 放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。
(2)、安全级划分的单元 --以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：▲一个组件，如燃料组件 (安全级 )。
▲一件设备，如柴油发电机 (安全级 )；稳压器波动管 (安全 1 级)；换料水箱(安全 2 级)。
▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全 1 级)；主泵飞轮 (安全 3 级)。
压水堆核电厂：设备冷却水系统(RRI)6页
设备冷却水系统（RRI）一、系统功能：RRI的主要功能：(1)冷却各种核岛热交换器(2)经过由安全厂用水系统（SEC）冷却的热交换器将热负荷传递至最终热阱——海水。
(3)在核岛热交换器和海水之间形成屏障，防止放射性流体不可控制地释放到海水中，避免每个核岛热交换器由于海水冷却而产生腐蚀污垢等问题。
二，系统组成系统包括两个独立的安全系列，一个公用环路以及在两个机组之间还有设备冷却水系统的公共部分。
运行特性设备冷却水系统的热交器的工作台数取决于在不同运行工况下所排放的热量。
设备冷却水系统泵的工作台数取决于所需要的总热量。
在带功率运行的情况下，排放的热量实际上是常量，主要用户是主泵，非再生热交换器和控制棒驱动机构。
在反应堆降温时，排放的热量是变化的，而最重要的用户是余热排出系统。
在更换燃料时，一回路水温被维持在60℃，那时，设备冷却水系统所需排放的热量比反应堆降温工况时少得多。
1.安全系列设冷水与反应堆安全设施有关的部分是有100%的冗余度，设计考虑了单一故障准则及厂内、厂外电源丧失的情况，供水回路由两个独立的系列组成，两个独立系列分别由电源LHA、LHB供电，每个安全系列分别由两台100%的离心泵，两台50%容量的RRI/SEC热交换器。
一个波动箱和相应的管道和仪表组成。
波动箱接在泵的吸入端，提供泵的吸入压头，并对水的膨胀、收缩和可能的泄漏提供补偿，它的排气管接到核辅助厂房通风系统（DVN），因为它可能带有放射性。
补水来自核岛除盐水分配系统（SED），水箱中的水过满时能使多余的水排放到核岛排气及疏排水系统（RPE）。
缓蚀剂通过加药系统（SIR）注入RRI系统，其中化学药品是磷酸三钠Na3PO4，目的调节PH值，从而减少冷却水对设备的腐蚀。
121RRI处在一回路和海水系统间密封回路冷却水系统，它的设计压力必须考虑在大多数运行情况下，不能向一回路系统泄漏，同时不能低于海水侧压力，使海水有可能漏入，引起核设备的结垢和腐蚀。
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反应堆余热排出系统(RRA)反应堆余热排出系统又可称反应堆冷却系统，核安全的主要问题是要在任何情况下能够保证燃料的持续冷却，正常运行情况下燃料产生的能量由一回路通过蒸汽发生器向二回路传热来导出。
反应堆停闭以后，核功率虽然消失，但是由裂变碎片及它的衰变物的衰变产生的剩余功率却缓慢下降。
为了导出剩余功率，最初仍用二回路冷却，当二回路不能够再运行时，由反应堆余热排出系统保证反应堆的冷却。
一、系统功能1.主要功能（1）二回路停用时，由余热排出系统排出：a）堆芯的停堆余热；b）水和一回路设备的显热。
（2）当反应堆在冷停堆状态，进行装卸料和维修操作时，余热排出系统排出堆芯余热，维持一回路温度低于60℃。
（3）当反应堆启动时，余热排出系统保证一回路水的循环。
从图1可以看出，运行于满功率的反应堆停堆后，由裂变碎片及它的衰变物的衰变而产生的剩余功率缓慢下降。
运行人员可以调节反应堆的核功率，但却控制不了剩余功率的释放。
为了反应堆的安全，在任何时刻必须要将剩余功率导出。
2.安全功能（1）在蒸汽发生器传热管破裂事故下，冷却反应堆。
（2）在RCP小破口事故下，如果RCV系统能够维持稳压器水位的话，使用该系统排出余热。
（3）在冷停堆期间，通过RRA的卸压阀防止RCP系统超压然而该系统不是一个专设安全系统。
1011023. 辅助功能⑴反应堆换料池水的传输在换料以后，通过RRA 系统将反应堆换料池水重新打入反应堆换料水箱PTR001BA 。
⑵一回路容积控制当一回路压力低到正常下泄管路失效时，RRA-RCV 联管保证在下述工况时净化一回路冷却剂。
①一回路充水及静态排气 ②升压及动态排气 ③加热④为换料、或维修而停堆⑶当RCP 处于单相状态时，这条联管RRA-RCV 也可用来防止一回路升压， ⑷当主泵停运时，用RRA 泵使RCP 硼浓度均匀化。
时间（t ）功率（%图1 停堆后的剩余功率二、系统描述反应堆余热排出系统（RRA）的原理图如图2所示。
它是一个热量传递系统，由一表面式热交换器（依靠设备冷却水系统RRA作为冷源）来实现。
图2 停堆余热的传递如图3 RRA流程图所示，余热排出系统由两台热交换器、两台余热排出泵及有关的管道、阀门和运行控制所必需的仪表组成。
余热排出系统的进水管连接到反应堆冷却剂系统的一二环路热段，而回水管线接到反应堆压力容器，这两根回水管也是安全注入系统（RIS）低压安全注入管线。
每条管线设置两个隔离阀，分别为RRA001VP，RCP215VP，RRA021VP，RCP212VP。
吸入管线向两台并联的泵（001PO和002PO）供水。
位于泵出口的联箱向两台并联的热交换器供水。
在泵与热交换器之间的联箱上设置了两台泄压阀组，泄压阀组的排出管线与稳压器泄压箱（RCP002BA）相连。
于两台热交换器交联设置了一条旁路管线，该管线上有流量调节阀RRA013VP。
两台热交换器的流量分别由调节阀RRA024和RRA025控制，用以调节RCP的温度，RRA的总流量则由旁路调节阀RRA013控制。
余热排出系统（RRA）的主要设备：1.阀门这四个阀门是电动，并以“全关或全开”的方式运行。
其正常位置为“关闭”，它是由柴油机供电的安全母线供电。
RRA010VP和RCP212VP串联，RRA21VP和RCP215VP串联，这样保证RCP和RRA泵吸水103管线之间的隔离。
2.余热排出泵RRA001PO和RRRA002PO这些泵是离心，单级卧式泵，每台泵都装有有反应堆冷却剂润滑的机械密封。
润滑用的冷却剂通过辅助热交换器循环有RRI水冷却，填料箱也RRI系统冷却。
泵配有异步电机。
要求该电机能够经受住主蒸汽管道破裂或RCP小破口事故并能保持器功能。
表104RRA系统简易流程图1051063.余热排出热交换器（001RF和002RF）余热排出热交换器为立式U型管式壳四热交换器。
U型管焊在管板上，管板被夹在壳体与流道封头法兰之间，流道封头内有隔板将进出口流道分开。
冷却机在U型管的管内流过，设备冷却水从壳体流过。
表2 余热排出系统热交换器特性参数表4.调节阀门RRA013，24和25VP阀门RRA024VP和RRA025VP用于控制通过相应的热交换器的RRA流量。
操纵员根据控制升降温度速率或一回路的需要，手动给出开度整定值。
而阀门RRA013VP可以自动或手动控制，用来维持通过RRA的总流量在预定值，以保证泵的输出流量恒定。
RRA013VP的设计能够保证该阀“故障全开”情况下，仍然有相当的流量通过热交换器。
从而保证排出余热。
5.卸压阀RRA018，115，120和121VP阀门RRA018VP和120VP串联，115VP和121VP串联，上游的阀门（018和115VP）起安全卸压作用，称为“保护阀”；下游阀门（“120和121VP”）起隔离作用，称为“隔离阀”两组阀用以避免一回路和RRA系统超压。
107RRA120-121VP一般特性：三、RRA系统的运行1.RRA系统的备用状态和运行范围电站正常运行时，RRA系统处于隔离和备用状态，其主要配置如下；－RCP212VP，RCP215VP，RRA001VP，021VP，014VP，015VP，130VP，131VP和114VP 关闭，RRA泵停运；－RRA024和RRA025被调定在30%开度，013VP全开；－RCV082VP，RCV310VP关闭；－RCV366，367和RRA116VP打开，使RRA始终充满水；－RRI冷却水处于备用状态，但与RRA系统隔离。
运行范围：两相中间停堆到换料冷停都可用RRA（温度〈180℃，压力〈3.0Mpa.a〉。
2.RRA的正常启动RRA系统的正常启动在反应堆从热停堆过渡到冷停堆的过程中进行。
RRA投入之前，一回路应该具备的主要条件是：—一回路平均温度在160-180℃－一回路压力在2.4至2.8Mpa.a之间－一回路压力若尚未降到2.8Mpa.a，则RRA系统的四个入口阀（RRA01，021VP，RCP212，215VP）都被闭锁而不能打开108一回路压力的控制由稳压器进行，一台反应堆冷却剂泵仍在运行。
RRA的启动主要包括两大项操作：（1）升压和加热，避免压力和热冲击，以保护RRA泵和热交换器；（2）硼浓度的调整，防止在RRA系统内硼浓度低于一回路的硼浓度情况下误稀释一回路。
为了防止对大设备的热冲击以及泵体与叶轮之间由于不同的膨胀而出现相互接触或卡死现象，在RRA014，015VP打开之前，必须将反应堆冷却剂与RRA泵壳之间温度限制在60℃以内。
在加热过程中，只能有一台RRA泵运行，因为两台泵流量太大，不允许同时仅以最小流量循环运行。
为了防止上述的接触或卡死现象，两台泵应交替启动。
按照RRA系统相应系统管线的主要阀门和RRA泵的操作顺序，RRA的启动过程如下：－关闭RCV366，367VP，因为保持RRA充满水的使命完成。
－启动一台RRA泵，以最小流量管线循环约十分钟，然后打开与REN有关的取样管线的阀门进行取样，检验RRA系统的硼浓度，随后停运RRA泵，关闭取样阀门。
若RRA 的硼浓度低于RCP，则用REA系统给RRA加硼，使得RRA投入后RCP的硼浓度不变，若RRA的硼浓度高于RCP，则不需调整。
－RRI冷却水管线的隔离阀打开，使RRA泵和热交换器冷却水开通。
－在RCV下泄孔板下游的压力被调整到约1.5Mpa.a后，打开RCV082，310VP，将RRA 系统的升压到下泄孔板下游的压力。
－关闭RCV310VP，以避免打开RRA入口阀时下泄孔板下游的压力突然大幅度增加。
－打开RCP212，215和RRA001，021VP，这一操作必须在一回路平均温度仍大于160。
C时进行。
入口阀打开后，RRA的压力便与RCP相同。
－启动RRA001PO，开始进行RRA系统的加热。
－逐渐增加RCV310VP的开度，直到在RCV系统测得的下泄流量约达28.5m3/h，以便引入适量的RCP水，较快地加热RRA系统。
－当RRA热交换器上游的温度比加热前升高了约60。
C时，停运RRA001PO。
隔30秒后，启动RRA002PO。
－当上述温度又升高了60℃时，停运RRA002PO。
隔30秒后，启动RRA001PO。
－当RRA系统的升温速率低于30℃/h时，一回路与RRA泵壳之间的温度就会小于60℃。
这时RRA的温度条件已具备打开RRA014，015VP。
109－启动 RRA002PO。
－将RRA013VP置于自动控制状态。
－将RRA024，025VP的开度都调整到20%。
然后根据控制降温速率和控制一回路温度的需要调整这两个阀的开度，开度小于30%时有警报信号。
至此，RRA投入运行的操作过程完成。
3.一回路冷却过程中RRA的运行RRA系统投入后，两台泵和两台热交换器在运行。
两台蒸汽发生器至少有一台蒸汽发生器的水位仍在窄量程范围内。
必要时，从RRA冷却返回到蒸汽发生器冷却是可能的，而且需要在约一小时内转换完毕。
在进行稳压器汽腔的消除操作过程之后，操纵员根据28℃/h的降温速率限制，调整RRA024，025VP的开度，将反应堆冷却到冷停堆状态。
正常冷停堆要求一回路平均温度在10到60℃之间。
在冷停堆状态时，可以停运一台RRA泵。
在冷却过程中，在稳压器仍然处在两相时，由稳压器控制RCP的压力，稳压器满水之后，由RCV013VP控制RCP的压力。
超压保护由RRA卸压阀实现。
RCP压力≥3.0Mpa.a。
4.一回路加热过程中RRA的运行：在反应堆从冷停堆状态开始加热启动时，RRA主要控制一回路的温度。
升温速率控制在28℃范围内。
RRA运行的最高温度是180℃。
在此温度前的加热过程中，泵一般都处于停运备用状态，RRI始终供水。
一回路平均温度达到120℃而加药除氧操作尚未完成时，需要启动RRA泵阻止温度升高。
通过控制RCV上充流量来调节RCV082，310VP的管线的流量。
以保证RRA泵逐渐加热，以防止泵的叶轮与壳体接触。
5.RRA的正常停运RRA系统的正常停运在反应堆从冷停堆过度到热停堆的过程中进行。
停运时的外部先决条件是：－一回路平均温度在160-180℃之间；－一回路压力在2.4-2.8Mpa.a之间。
压力大于3.0Mpa.a时有报警；－稳压器可以控制RCP的压力；－至少有两台反应堆冷却剂泵在运行；－蒸汽发生器可用；110－应急柴油机可用，RIS和EAS系统可用。
RRA的停运过程主要包括RRA系统的降温，降压和压力检测等操作。
根据RRA及相应的系统管线的主要阀门和RRA泵的操作顺序，RRA的停运过程如下：－如果RRA两台泵都在运行，那么停一台泵；－关闭RRA014VP和015VP；－RRA的温度降低到约120℃时，逐渐减少RCV310VP的开度，直到RCV中测得得流量大约15m3/h；－当RRA热交换器上游得温度比原来降低了60℃时停运RRA泵。