大亚湾核电站二回路系统和设备
压水堆入门问答题与答案
绪论
1. 核能发电具有哪些优点？
特点1：核能具有很高的能量密度
特点2：核电是清洁的能源
特点3：核能是极为丰富的能源
特点4：核电在经济性具有竞争力
特点5：核电的安全性具有保障
2. 简述压水堆核电站的基本组成？
核岛——反应堆冷却剂系统、一回路辅助系统、辅助冷却水系统、专设安全设施、排出物的处理与排放
核辅助系统：化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统
常规岛——蒸汽系统、给水加热系统、汽轮机辅助系统、常规岛冷却水系统、除盐水分配系统
电气系统——发电机及其辅助系统、输配电及其保护系统、厂用电系统
3. 压水堆核电站如何将核能转化成电能？
1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）；
2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变；
3、汽轮机：将饱和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。
4. 核岛厂房主要有哪些？分别布置哪些系统？
1. 反应堆厂房
反应堆厂房又称安全壳，主要布置一回路系统设备（反应堆、主泵、蒸汽发生器、稳压器等）以及部分专设安全系统和核辅助系统
2. 燃料厂房
主要有乏燃料水池，用以贮存堆芯中卸出的乏燃料。厂房背面紧邻换料水箱，贮存反应堆换料所需的含硼水
3．核辅助厂房
主要布置主控制室和各种仪表控制系统及其供配电设备，另外蒸汽发生器的蒸汽管道和给水管道也穿过该厂房
此外，核岛还有柴油发电机厂房、连接厂房、、副主给水贮存箱
5. 常规岛主要有哪些厂房？分别布置哪些系统？
核岛厂房主要有汽轮厂房和辅助间以及联合泵站所组成。
汽轮厂房布置有二回路及其辅助系统飞主要设备，如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等
联合泵站位于循环冷却水的进口处，其内主要设置循环水泵和旋转滤网，为汽轮机的冷凝器提供冷却水源
核电凝结水精处理
民营科技 ２００８年第１期 核电凝结水精处理 鲍英春 （中电投大连核电分公司海阳项目部，山东海阳２６５１００） 科技论坛
摘要：着重介绍核电站二回路凝结水精处理的目的、系统形式设置并分析了其优缺点，对核电凝结水处理系统提出自己的观点。 关键词：核电：凝结水；精处理 核电的形势 中国的能源结构中煤电比重太大，到目前为止核电所占比重不到 总发电量的２％。煤碳做为不可再生资源，全部用来发电是一种浪费， 对环境也是一种污染。中国政府提出在２０２０年之前使中国的核电装 机达到４０，０００ＭＷ，即中国在未来１４年间要相继建成３６座核反应堆， 从而实现这一目标（注：中国２０２０年总发电装机预计为 １，２００，０００ＭＷ，核电将占３．６％）。２００６年核电三代招标美国西屋公司 胜出，标志着最先进的核电技术将落户中国。 作为核电的水化学工作者学习是当务之急，我们要充分借鉴国外 先进的化学管理和运行经验，使我们的核电水化学技术跟上核电的步 伐。 核电的凝结水处理系统在核电厂运行的安全性、经济性都起着重 要作用。以下着重介绍凝结水处理的重要性及核电厂凝结水处理的两 种典型系统。 １凝结水精处理的重要性 １．１从二回路系统有效地排除盐类 表１压水堆核电站－￣Ｉ／ｇ路水质化学规范 —～——～ ～设备 西屋公司自然循 燃烧公司自然循环 巴布科克公司 毒粒或Ｔ ———～ 环蒸汽枯毕辨 蒸汽借毕熙 盲流墓汽枯幸 ｐＨ值（２５’ 系统中有铜 ８ ８～９ ２ ８ ８～９ ２ ８．５～９ ３ ｒ） 系统中无铜 ＜９ ６ ９ ２～９ ５ ９ ３～９．５ 正常工况 ＜５ ＜１０ ７ｆ正常工作 氧的质量分 异常工况 ＞１０ｆ４ｈ＇￣ 数／１０ 启动 １００ｆ最大值１ 停堆 １００ 阳离子电导 正常工况 ４ｆ最大值１ ＜０ ５ ０ ５ｆ最大值１ 率／（Ｓ／ｅｒａ）ｇ２５ 异常工况 ＞１ ５（４ ｈ】 启动 １ ０Ｃｔ大值１ ’ｃ） 联氧的质量分数 １０￣５０ ２０～１００ 正常工况 ＜１０ （１０ １０ｆ最大值１ 启动 １０ 最大值１ ｃｕ的席岳钟辑ｌ１０ （５ ＜１０ ２（最大值） Ｆｅ的质量分 的庸茸钳酌／１０ ９ ＜１０ ２０（最大值） 数／１０ ＮＨ 的质量分数／１０ ＜０ ５ ＜１ Ｎａ的质量分数／１０ ＜１０ Ｐｂ的质詈针数／１０ １（最大值） 『舌１体 的压量 数／１０ ５０（最大值） 水和蒸汽，在热力系统中不断地循环，起着传送热量的作用。现分 ｃ．今后每次机组大小修后，若没有凝结水精处理装置，仍将耗费大 析一下二回路系统的盐类平衡。 量时间用于系统冲洗。在机组启动时，改善蒸汽发生器水质需冲洗７ 分析如下： 天，有凝水精处理装置只需一至两天。 二回路补给水带来的盐类 量 ｒ凝结水精处理一一 ｄ．根据法国ＥＤＦ的规定，为保证蒸汽发生器的安全运行，蒸汽发 凝汽器泄漏带来的盐类（主要的威胁）卜一凝结水中的盐类＿｛ 生器二次测含№量应小于５￣ｘｇ／Ｌ。根据法国的运行经验，其水质应经 蒸汽带来的溶解盐类— ｝＿一一热力系统的腐蚀产物常控制Ｎａ低于ｌ ｇ／１的水平。众所周知，核电站二次回路的水质较大 ｆ Ｉ 容量高参数火电厂更为严格，因此不设凝水精处理设备是无法保证核 ｌ 给水中的盐类 电厂安全运行的。 ｌ ｌ 因此，大亚湾核电厂补充设置了凝结水精处理系统。 Ｌ一一Ｔ二回路中的盐类一 ２凝结水精处理的两种方式 Ｉ 二回路排污 图１二回路的盐类循环的示意图 从以上的示意图可以看出：在热力系统中不装设凝结水精处理设 备时，热力系统中的盐类只有一个出口，就是二回路排污。二回路排污 排出盐类的效率与给水在二回路内的浓缩倍率成正比，也就是浓缩倍 率越高，排出盐类的效率也越高。换言之，当带人热力系统的盐类，在 允许的二回路浓度下，通过排污不能维持平衡时，二回路浓度将上升， 直接影响蒸汽的品质。尤其是二回路的启动阶段，水质比较脏，靠排污 降低水质浓度需要很长的时间，影响机组的正常投入运行。在装设了 凝结水精处理设备时，因为全部凝结水都经过凝结水处理设备，其去 除盐类的效率是很高的，能很快地降低二回路系统中的含盐量，使热 力系统的水汽质量合格，保证机组的正常运行。 １．２二回路凝结水精处理的目的是保证二回路系统水质，防止和 减少对蒸汽发生器传热管，汽轮机设备管道的腐蚀。目前核电站为提 高蒸汽发生器的可靠性，对二回路制定了严格的水质标准（见表１）。 大亚湾核电厂两台９００ＭＷ压水堆核电机组于１９９４年２月和５ 月先后投入商业运行。由于各种原因，两台核电机组均未设置凝水精 处理装置，这就给机组的安全经济运行带来十分严重的影响。 ａ．在机组安装结束，初次启动期间，花了大量的时间进行系统冲 洗，如ｌ号机在初次启动时，光冲洗系统至水质合格就花了近一个月 时间，而每台机组每少发一天电，就少一百万美元的收入。 ｂｌ由于凝汽器的泄漏，给机组的安全经济运行带来了很大的威胁。 以ｌ号机为例，该机组自１９９３年８月至１９９４年４月不到一年的时间 内，凝汽器就发生了５次泄漏，其中３次使机组强迫停运，两次降负荷 运行。３次停运时间共达３９天，其中用于系统冲洗时间为ｌ８天，直接 经济损失达人民币三亿多元。若设凝水精处理装置，凝汽器小漏时可 以维持机组正常运行，大漏时可保证机组安全停堆并节省重新启动时 系统冲洗时间。 ２．１凝结水精处理系统最常见处理方式——前置阳床＋混床系统 系统流程为凝结水泵——阳床——混床——树脂捕捉器——增 压泵～凝结水系统。 国内大多数核电厂都采用本处理系统。 这种系统的优点是： ａ．由于有前置阳床，出水水质高。 ｂ．混床处理的是酸性水，增加了去除阴离子的能力，阴树脂的工作 交换容量也因此提高。 ｃ．混床运行周期大大提高，若凝结水ｐＨ为９．６，混床的运行周期为 单一混床的３０～４０倍。 ｄ．混床中可提高阴树脂的比例，通常阴阳树脂比均为３：１，而且还 可高一些。 ｅ．进入混床的铁含量大为减少，８０％的铁被阳床除去，由于阴树脂 比例增加以及铁污染减小，混床出水ｃｌ 、ｓ 就比较低。 ￡混床再生次数少，阴阳树脂的破裂相对减少，减少了价格较贵的 阴树脂的补充量。 ｇ．由于有前置氢，绝大部份钠离子已被除去，再加上混床中已无氨 离子与钠离子竞争，混床出口钠离子的泄漏也减少了。 缺点： ａ．是一次投资大，占地面积也较多。 ｂ．目前，国内对核电厂二回路精处理系统设计均考虑设置前置阳 床加混床系统。阳床基本是除铵离子，混床除盐；而当运行混床时，往 往由于树脂或再生剂等问题引起系统硫酸根或氯根超标而不得已又 停止精处理运行，这样一来精处理系统成了一个污染源，精处理系统 应有的作用没有发挥出来。 ２．２前置阳床改为粉末树脂覆盖过滤器加混床系统 鉴于前置阳床加混床的缺点，所以在国外许多核电厂都在改变这 种设置，将前置阳床改为粉末树脂覆盖过滤器加混床系统。这种设计 利用了粉末树脂覆盖过滤器既有除盐功能又有过滤功 【下转２９页）
CAP1400与其他核电厂的蒸汽发生器对比分析
CAP1400与其他核电厂的蒸汽发生器对比分析
摘要：通过对比分析CAP1400蒸汽发生器和国际上其他核电站蒸汽发生器，从结构、运行参数等方面分析了各系统之间的差异。指出了CAP1400蒸汽发生器的优缺点，它占地面积小，但水位控制较差。每台蒸汽发生器连接两个屏蔽泵。在运行参数上显示出换热面积更大，从而产生小的热应力。在工作性能上显示出U形管换热性能好，抗振动性好的特点，能够满足高功率核电站设备要求。
关键词：核电站；蒸汽发生器；CAP1400蒸汽发生器
引言：
自1954年6月27日前苏联建设的第一台核电站——奥布灵斯克核电站起，国际上的核电站已经发展了几十年。核电的技术也不断在变化发展着。作为大多数核电站堆芯的一、二回路的枢纽，蒸汽发生器也发展为各种形式。它主要的作用是将一回路冷却剂中的热量传递给二回路给水，使之产生蒸汽来驱动汽轮发电机组发电。本文介绍各种堆芯与三代堆的主蒸汽发生器进行对比分析，指出CAP1400蒸汽发生器设计的发展和自有的特点，同时为下一代蒸汽发生器的设计提供参考。
1 各电厂的蒸汽发生器
1.1 切尔诺贝利石墨堆
对于第一次重大核事故的切尔诺贝利核电站，它是石墨堆，在石墨堆型中，堆芯的水直接进入汽轮机，所以没有真正意义上的蒸汽发生器。它的传热在堆芯中完成，汽水分离在汽水分离包中实现。
该种堆芯优点是由于没有一、二回路，热量损失小，传热效率高。缺点是有放射性的水直接进入汽轮机，如果汽轮机显露，则放射性可能直接泄露出来。且汽轮机大修时，放射性水平较高。同时对外部环境的放射性也较高。从经济的角度上来看是较好的，从安全角度上来说是较差的。
1.2 大亚湾蒸汽发生器
大亚湾核电站是国内典型的核电站，它的蒸汽发生器由带有内置式汽水分离设备的立式筒体和倒置式U形管束组成，一回路的每一个环路有一台蒸汽发生器，它是垂直布置的、自然循环的管式汽化装置。主蒸汽发生器参数：总高度20．8m，上筒体外径6．2m，下筒体外径4．8m，一回路压力15．5MPa，二回路压力6.89MPa，冷却剂进口温度327．6℃，冷却剂出口温度292．4℃，总传热面积5429m2，换热管数目4474根。
什么叫核电BOP
【核电】Balance of Plant
BOP为核电站的外围设施，主要由BX/AG/EL/YA/PX/GA/GB/AC/GL/CB等厂房组成
BOP即Balance Of Plant，是指核电站，除了反应堆芯（中国人称为核岛），水循环辅助动力系统，一回路系统，二回路系统，换热器，蒸发器，操纵组件以及其他环绕系统（中国人称为常规岛）
这两个之外的部分，即BOP。
BOP按照术语的解释为，辅助系统
重水堆与压水堆的差别主要在核岛部分。重水堆核电站核岛以外的系统统称为BOP部分，包括常规岛、海水循环、输变电、取排水、应急柴油发电机组，以及电厂辅助和服务设施，这部分与压水堆大体相同。
核电站主要由核反应堆厂房（简称核岛）、汽机厂房（简称常规岛）及技术性或非技术性建筑物（简称BOP）等组成。换言之，BOP是核电厂中核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称。
核电厂二回路系统水化学控制优化
核电厂二回路系统水化学控制优化
摘要：核电厂二回路水化学控制，在核电厂运行中起着十分关键的作用，科学合理的控制方法，能够避免二回路系统设备受到侵蚀，保证其运行的稳定性与安全性。基于此，文章对核电厂二回路系统水化学控制进行的优化展开了分析，从而实现改善水质的目的。
关键词：核电厂；二回路；水化学控制
核电厂二回路的水化学工况，会受到多方面因素的影响，包括系统设计合理与否、结构科学与否以及设备材料质量等。核电厂设计完成并正式投入使用之后，水化学管理就成为了控制水质的核心内容。近些年，我国核电厂建设规模进一步扩大，很多技术人员针对二回路系统的水化学控制展开了深入研究。系统设备受腐蚀的情况大大减少，水质也得到了改善，能够为核电厂稳定运行创造良好条件。
1 核电厂二回路水化学控制优化
1.1水化学管理理念
对核电厂二回路系统进行化学控制的主要目的在于，以免系统设备受到腐蚀，延长使用寿命，避免腐蚀产生物进图到蒸汽发生器中。做好二回路系统的优化工作，还能够为传热管创造良好的运行环境，避免在应力和腐蚀作用下开裂，影响整体运行效果。过去受到技术、资金等方面因素的影响，核电厂在水化学管理方面的要求相对来说比较低，仅仅以控制水质不超标为主。新形势下，除了要保证水质之外，还需要尽可能降低系统中杂质离子的含量。杂质离子含量和系统受腐蚀程度是正比例关系，换言之，杂质离子含量越高，系统受腐蚀就会越严重，这也是管控的重点内容。
对于核电厂的化学人员而言，在二回路系统水化学控制优化方面，针对关键参数需要建立完善的跟踪机制，实时掌握化学状态和具体数据。将收集得到的信息和标准值进行分析，或是和实验室检测的化学参数、数据结果予以对比。如果发现化学数据和期望值相差过大，或是近几次试验得到的数据有明显的波动，则应该关注样品选择是否具有代表性。收集在线仪表与化学离线数据，以此为基础来判断超值数据是否正确。根据系统设备的实际运行状况，判断是否出现化学偏离，如果确定为化学偏离或异常，则严格按照化学异常的流程进行管理与纠正。第一时间找到负责人查明原因，立足于实际情况进行纠正处理，直到化学参数在正常范围内即可。在管理过程中，对于长期存在的异常状况，维修人员、设备管理人员、化学人员可以联合起来，成立专门的工作小组，针对现存问题展开分析与研究，制定后续对策。
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
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。
核电厂安装施工管理讲解
1 核电厂安装施工管理和质量监督
万德华
前言
压水堆核电站建造期间的安装施工包括三大部分:即核岛机械、电气及仪控设备的安装、常规岛机械、电站配套（BOP）设施的安装。上述三大部分安装工程一般都会由三个安装工程公司分别承担。另外，涉及到重大设备的运输和吊装工程可以由核岛安装承包商分包给一个具有大型设备运输和吊装的专业公司承担。有些零星专业安装工程可以委托设备制造承包商负责安装和调试。总体来讲，压水堆核电站安装工程通常由四大安装工程公司承担。在我国现在的情况下，核岛机电工程安装均由中核建设工程公司二三公司和五公司安装（上海），而常规岛的安装工程分别由原电力部的有关火电安装工程公司承担，如浙江火电公司、山东核电工程公司、广东火电工程公司、江苏电力建设公司等，BOP安装工程一般也由有关火电工程公司承担，如东北核电建设公司、天津火电建设公司等。大件运输及吊装工程通常由运详运输公司及具有大型吊机的专业公司分包承担。
在核电站设备安装工程中，因核岛安装工程难度最大，专业性最强，技术含量最高，质量管理和控制最为严格。它也是核电站安装质量优劣表征的总代表。除恰希玛核电站的安装工程（包括核岛、常规岛和BOP工程）由中核建上海五公司承包外，其它核电站的核岛安装工程几乎都由中核建设公司的二三工程全包了。其它许多火电公司都想进入这个安装领域，但至今这块坚冰乃末打破，二三建设安装工 2 程可以说垄断了核岛安装工程这一行业，霸主地位至今难以动摇。各核电站业主也都认可他们的施工管理方法和施工质量，并相继签定了战略伙伴协作关系。很难有那个安装工程公司与它竞标取胜。
二三公司承担核岛安装霸主地位也不是一帆风顺的。开初它们在大亚湾核电站施工阶段，努力向法国的法玛通公司虚心学习，并吸取了沉痛的经验教训后而逐渐成长起来的。在岭澳核电站安装过程中，严格按照国际工程管理办法，建立了具有国际先进水平的施工管理体系，并形成了具有自己特色的施工管理方法，使安装工程的计划管理和进度控制有了提高和创新。整个安装工程始终处于受控状态，使岭澳核电站的安装质量和进度控制达到业主的要求和设计水平，并得到国际原子能机构、国家核安全局、业主和设计供应商的高度评价。本教材仅就岭澳核电站的安装施工管理和质量控制有关的问题作一概要介绍。
核岛知识
第一章
回热循环总是可以提高热效率的原因：（1）从热量利用方面，减少了向凝汽器的放热损失；（2）从加热方面看，回热加热时加热器温差比热源直接加热时小，因而不可逆损失减小了；
采用加热循环可使热经济性提高百分之十到百分之十五。
核能的转换与传输； 一回路；水作为冷却剂在反应堆中吸收核裂变产生的热能，成为高温高压的水，然后沿着管道进入蒸汽发生器的U形管内，将热量传给U形管外侧的汽轮机工质（水），使其变为饱和蒸汽；被冷却的冷却剂再由主泵打回到反应堆内重新加热，如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，这循环回路称为一回路。一回路压力由稳压器控制，把一回路及其辅助系统和厂房称为核岛。
一回路主系统由反应堆，主泵，稳压器，蒸汽发生器和相应管道组成。
一些安全和辅助系统按照他们功能大体分为三类；
（1）专设安全系统——包括安全注入系统，安全壳喷淋系统，辅助给水和安全壳隔离系统
（2）核辅助系统——包括化学和容积控制系统，硼和水补给系统，余热排除系统，反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统，设备冷却水系统。
（3）三废处理系统——包括废液处理系统，废弃处理系统和固体废物处理系统。
厂房布置分为核岛和常规岛，电厂配套设施。
核岛主要厂房（1）反应堆厂房（2）染料厂房（3）核辅助厂房（4）电气厂房
第二章
压水堆的结构简图分为四部分；（1）反应堆堆芯，（2）堆内构件，（3）反应堆压力容器和顶盖，（4）控制棒驱动结构。
燃料组件1燃料元件棒（1）燃料芯块（2）燃料包壳2定位格架3上下管座4控制棒导向管
燃料包壳容纳燃料芯块，将燃料与冷却剂隔离开，并包容裂变气体。他是防止放射性外逸的第一道屏障
锆水反应 Zr +2H20 =Zr02 +2H2
控制棒组件是一种快速控制反应性的工具，在正常运行时用于调节反应堆功率，在事故工况下快速引入负反应性，使反应堆紧急停堆，保证核安全。由星形架和吸收剂棒组成。
堆内构件在反应堆压力容器内支撑和固定堆芯组件分为堆芯下部和上部支承构件。
压水堆控制概述
压水堆控制概述
压水堆核电站控制概述
§1.1压水堆核电站及流程图
压水堆核电站主要是由反应堆、一回路系统、二回路系统及其它辅助系统和设备组成。由于压水堆核电站中具有放射性的一回路与不带放射性的二回路系统是相分开的，所以通常又把压水堆核电站分为核岛和常规岛两大部分，如图1－1所示。核岛是指核的系统和设备部分；常规岛是指那些和常规火电厂相似的系统和设备部分。
压水堆结构如图1－2所示，堆芯由157个燃料组件组成，燃料在4Z r合金制成的包壳内，燃料用低浓缩235U制成，形状是小圆柱体，由氧化铀烧结而成。使用普通水作冷却剂和慢化剂，压力约为15.5MPa，核反应是通过移动插入在堆内的53个控制棒束组件以及调节慢化剂中的硼酸浓度来控制的。
图1－1 压水堆核电站的组成
压水堆核电站工艺流程如图1－3所示。
一回路冷却剂水在三个冷却回路中循环，将堆芯的热量带到三个蒸汽发生器。冷却剂的循环靠冷却剂泵（主泵）来完成。一台稳压器使一回路的压力维持恒定。
在蒸汽发生器中，热量是通过蒸汽发生器管壁从一回路传到二回路，使进入蒸汽发生器的水在5.8MPa压力下汽化，产生的蒸汽送到汽轮机，汽轮机带动发电机组发电，最终把核能转化为电能。再通过26kv/400kv(香港)或26kv/500kv(广东)变压器变电压送到枢纽变电站进入电网。
由汽轮机排出的蒸汽经过冷凝器后，由给水泵打入给水加热器加热，最后回到蒸汽发生器二次侧再被一次侧冷却剂加热完成一次循环。
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图1－2 压水堆本体结构图
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图1－3 压水堆核电站工艺流程图 §1.2压水堆核电站控制系统
压水堆核电站控制系统如图1－4所示，主要包括：
·反应堆冷却剂平均温度(R棒组)控制系统；
·反应堆功率(N1、N2、G1、G2棒组)控制系统；
·硼酸浓度控制系统(属反应堆辅助系统—化学与容积控制系统)；
·稳压器压力和水位控制系统；
·蒸汽发生器水位控制系统；
·大气蒸汽排放控制系统；
【核电站】设备冷却水系统(RRI)
121 §1.2.5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。
RRI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 122 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。除此以外，RRI泵必须保持足够的压头克服本系统的阻力完成循环，综上因素，RRI泵的出口压力为6.3bar.a。RRI的水可能会从RCP主泵的热屏、化学控制系统的非再生热交换器(RCV002RF)，轴封回水热交换器RCV 003 RF过剩下泄热交换器RCV021RF，余热排出系统和安全壳喷淋系统的热交换器，向一回路泄漏，从而引起一回路的硼水稀释。