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将裂变产生的热量带出反应堆的物质称为冷却剂。

核电站的发展历史表明，用普通水（轻水）为慢化剂和冷却剂的轻水堆（LWR）是当代最具有竞争力的堆型。

这是由于：

（1）水具有优越的慢化性能和热物理性能，纯水同堆芯及回路结构材料的化学相容性好，水又是以低廉价格到处可以获得的物质；

（2）轻水堆的很大的反映性负温度系数提供一定的“内在安全性”；

（3）堆芯紧凑因而容易做到最经济；

（4）充分利用了常规蒸汽动力装置的水介质工艺技术基础，可大大节省研究开发工作量；

（5）二氧化铀陶瓷燃料和锆合金包壳材料的成功。

水作为慢化剂的缺点是：

（1）热中子吸收截面积大，因而不可能使用天然铀作为燃料，轻水堆必须使用富集铀；

（2）水的蒸汽压力高，使反应堆必须在高压下运行。

通常所称的轻水堆包括压水堆（PWR）和沸水堆（BWR），如果不允许水在堆内沸腾，称为压水堆，如果允许水在堆内沸腾，则称为沸水堆。

轻水堆中绝大部分是压水堆，因为水如果在堆内沸腾，将会产生一系列较复杂的问题。

由于水的慢化能力及载热量能力都好，所以压水堆的结构紧凑，堆芯体积小，堆芯的功率密度大。

因而体积相同时，压水堆功率较高；

或者在相同功率下，压水堆比其它堆体积小。

这是压水堆的主要优点，也是它的基建费用低，建设周期短的主要原因。

压水堆的特点是堆内的水经常保持液态，因此驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外产生，这是借助于蒸汽发生器实现的。

来自反应堆的冷却剂即一回路水流过蒸汽发生器传热管的一侧，将热量传给传热管另一侧的二回路水，使后者转变为蒸汽，为了获得较高的热效率，二回路蒸汽及一回路水的温度与压力越高越好，但受到结构材料强度的限制而不得不作折中的选择现代压水堆核电站的二回路蒸汽压力约为6—7mpa，热段工作温度约325℃，此时冷却剂尚有20～25℃的欠热度（沸腾裕度）。

全厂热效率为33％～34％。

压水堆整个堆芯置于厚重的压力容器内（见图1-1）。

1-1

压水堆本体横剖面图

靠反应堆冷却剂泵（主泵）使一回路水在反应堆压力容器与蒸汽发生器之间不断循环流动，将堆芯产生的热能载带出来。

反应堆冷却剂系统即一回路通常包含2—4条并联的环路，每条环路由1台蒸汽发生器，1—2台主泵和连接管道构成。

由于水的不可压缩性，少许体积变化就会引起很大的压力变化，压力过高或过低都会产生不利影响。

设想冷却剂体积减小，压力降低，堆内的水就会部分汽化，使传热恶化，而导致部分燃料元件烧毁。

为此需要在其中一条环路上装1台保持整个一回路压力稳定的稳压器。

稳压器是一个耐压罐，罐内下半部盛一回路水，上半部为蒸汽空间，罐顶部设置有喷淋管嘴，底部设置有浸入式电加热器。

当一回路压力升高时，与喷淋管嘴相连接的喷淋阀会自动开启，一回路冷段的水喷入蒸汽空间，使部分蒸汽凝结，从而抑制压力上升。

当一回路压力降低时，电加热器会自动投入，产生蒸汽，从而抑制压力下降。

图1-2表示压水堆一回路主要设备。

图1-2压水堆一回路的主要设备

在蒸汽发生器二回路产生的饱和蒸汽，经主蒸汽管道从反应堆厂房输往汽轮发电机厂房，驱动汽轮发电机组发电。

由于饱和蒸汽在高压缸内膨胀做功后，排气湿度以达到容许上限12%—14%，须通过汽水分离再热器去湿并升温，成为低压过热蒸汽后，才能引入低压缸继续做功。

从低压缸排出乏汽湿度也会达到12%—14%的限值。

乏汽在凝汽器中将汽化潜热传给三回路的循环冷却水（海水或河湖水）而转变为液态的凝结水。

凝结水由凝结水泵升压流过低压加热器逐渐升温后，经主给水管道从汽轮发电机厂房返回反应堆厂房，进入蒸汽发生器重新变为新蒸汽，这样构成循环的二回路（蒸汽—给水回路）。

核电厂的二回路和汽轮机组由于新蒸汽为压力不高的饱和蒸汽，其质量流量约为同功率火电装置的170％～190％，体积流量约为同功率火电装置的250％～350％，又需为去湿和防止超速采取专门措施，所以与火电厂的蒸汽—给水回路及高压过热汽轮机组有很大的不同。

图1-3表示压水堆核电厂工艺流程示意图。

图1-3压水堆核电站工艺流程示意图

压水堆在高速推广、激烈竞争的发展过程中，技术上有很大的进步。

为了从规模效应获得最大经济效益，，二十多年来装置功率从200MW猛增到了1200MW，堆芯平均功率密度从70KW/L升高至105KW/L，燃料棒最大线功率从325W/cm升高至约500W/cm压力容器内径从2.8m增大至4.5m。

许多新工艺开发出来，投入使用。

例如为了满足安全监管当局限制线功率的要求，将燃料组件进一步细化，以17×

17组件代替1515组件，则在同样堆芯功率密度下可把最大线功率降至390～430W/cm；

为了节省核燃料，采用×

锆合金代替不锈钢作燃料棒包壳材料；

为了展平功率密度分布，以便在热流密度最大的燃料棒仍不超过热工限度的前提下增加堆芯功率，采用了细分的棒束型控制棒和溶解于冷却剂中的化学毒物；

为了降低基建投资，将环路设备标准化，以2，3，4个环路适应600，900，1200MW的不同规模；

为了增大压力容器直径而增加功率，把燃料组件长度从3.7m延长到4.3m，等等。

过去一味提高堆芯功率密度的做法，到了20世纪80年代中期以后，发生了明显变化。

人们转向采用较低的功率密度换取设计上的简化和宽容性，用易于运行和便于检修的特点来提高核电厂的安全性。

苏联独立发展的VVER压水堆同源于美国的PWR压水堆，基于原理和工艺流程相同，差异在于20世纪70年代建成投产的第一代VVER—440未设置专设安全系统（应急堆芯冷却系统）和安全壳，但堆芯设计的安全性比较大，并且由于采用了卧式蒸汽发生器，一回路水装置大，在失水事故情况下能保持堆芯长期淹没和处于安全状态。

80年代前期建成的第二代WER—440增设了应急堆芯冷却系统。

然而缺少安全壳仍是严重的不足。

80年代后期建成的22座第三代WER—1000增设了安全壳，同西方PWR的安全标准基本一致，某些安全系统的裕度还要比较大，蒸汽发生器仍然采用运行性能优良的卧式U形管束自然循环类型，安全壳改用双层结构和把乏燃料储存水池布置在安全壳内。

我国田湾核电站采用的AES—91/V—428型在燃料和控制棒等方面比V—392型又有较大改进：

改用锆铌合金代替不锈钢作为燃料组件格架和导向管材料，及改用由内向外的低泄漏换料方案，以提高燃料利用的经济性，可把换料富集度由4.4%降为3.9%，平均卸料燃耗达到43000MWd/tu；

改用Hf代替一部分碳化硼作为控制棒材料，以延长控制棒使用寿命，降低更换频度；

在CrB2Al弥散体可燃毒物棒的端部装入铝柱，以展平轴向功率分布；

将压力容器上部焊缝受到的中子注量；

专设安全系统由3串列改为4个完全独立和实体，分隔的串列，可使堆芯严重损坏概率减小10倍，并提高核电厂的可用率。

总的来说，AES—91/V—428型压水堆的安全性和经济性同世界上正在建设的先进压水堆的水平相当。

第二章压水堆核电站组成

压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。

2-1压水堆主要部件

2-1-1堆芯

堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；

同时它又是强放射源。

因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。

压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。

用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。

所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。

燃料组件采用17×

17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。

棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。

图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1（b）表示压水堆燃料组件。

图2-1（a）压水堆堆芯横剖面图

图2-1（b）压水堆燃料组件

燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。

烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>

50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。

燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。

燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。

定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。

堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。

第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。

第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。

以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。

通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。

由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。

为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。

为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。

2-1-2控制棒组件

控制棒组件是核反应堆控制部件，用它控制反应堆的核裂变反应速率，启动和停堆，调整反应堆的功率，在事故工况下依靠它快速下插使反应堆在极短时间内紧急停堆，以保证反应堆安全。

压水堆除由于反应性负温度系数带来的自身调节性能以外，采用控制棒、溶解的化学毒物（硼酸）和可燃毒物来进行功率调节和控制。

用细直径棒束型控制棒组件代替粗控制棒是一个很大的改进。

它消除了水隙造成的局部中子通量密度峰，省掉了控制棒的跟随挤水棒，使压力容器总高度大为缩短。

控制吸收棒材料是碳化硼或银铟镉合金，包壳材料用不锈钢或因科镍。

控制棒组件的驱动机构都装在压力容器的顶盖上，用电力使控制棒按规定速率在堆芯内提出或插入；

如遇事故情况需要紧急停堆时，夹持控制棒组件的电磁离合器的激励电流被切断，所有控制棒便在重力或加上弹簧的作用下快速插入堆芯。

控制棒通常用来提供改变功率，带负荷时温度变化和汽包含量变化以及停堆所需的短期或快速反应性控制。

长期缓慢的反应性变化如由于氙中毒、燃料燃耗、裂变产物积累、从冷态起动等，用化学补偿予以调节。

压水堆的化学补偿控制是用改变水中硼酸浓度的方法来实现的。

这样，在大部分运行时间内，可将控制棒几乎完全提出，减小了局部功率不均匀系数。

压水堆采用的可燃毒物有两类：

（1）与燃料分开的离散型可燃毒物，包括装有硼硅酸盐玻璃管的不锈钢包壳棒，装有氧化铝-碳花硼环状芯块的内腔通水的锆合金套管，及装有碳花硼-锆弥散体的锆合金包壳棒等品种；

（2）与燃料结合在一起的一体化可燃毒物，包括涂敷于燃料芯块表面的硼花锆涂层。

硼硅酸盐玻璃管的主要缺点是不锈钢包壳和运行周期末残留硼吸收中子较多，影响了中子经济性，以及其结构形式限制了使用的灵活性，不利于最佳换料方案的实施。

2-1-3控制棒驱动机构

控制棒驱动机构是反应堆的重要动作部件，通过它的动作带动控制棒组件在堆芯内上下抽插，以实现反应堆的启动，功率调节，停堆和事故情况下的安全控制。

因此，它是确保反应堆安全可控的重要部件。

压水堆核电站的控制棒驱动机构，通常有长棒控制机构和短棒控制机构两种。

长控制棒驱动机构的动作要求为：

在正常运行情况下要求控制棒的移动速度缓慢，，每秒钟的行程约为10毫米；

在快速停堆或事故情况时要求驱动机构在得到事故停堆讯号后，即能自动脱开，控制棒组件靠自重快速插入堆芯。

。

从得到讯号到控制棒完全插入堆芯的紧急停堆时间一般不超过2秒钟。

短控制棒驱动机构不参与反应堆的启动，停堆和调节功率，而专用来抑制反应堆在运行过程中由于氙浓度变化引起堆芯轴向功率分布的畸变和抑制氙振荡现象，以保证堆芯运行安全。

由于反应堆在运行过程中各种内外因素均会引起反应堆的反应性变化，故控制棒动作频繁。

要求控制棒驱动机构在反应堆运行过程中进行近百万次的动作而不发生故障，同时，考虑到反应堆装换料时，驱动机构的轴应能使控制棒组件适应远距离装拆，加上压水堆的高压密封要求，这给控制棒驱动机构的设计和制造提出了较高的要求。

目前常见的驱动机构有磁阻马达式、磁力提升式、液压驱动型及齿轮齿条等各种形式。

国外压水堆核电站约有60%以上的长控制棒驱动机构采用销爪式磁力提升机构。

它具有磨损少、寿命长、控制简单、制造方便及使用安全可靠等优点。

短控制棒驱动机构采用磁阻马达驱动机构。

2-1-4压力容器

压水堆压力容器呈圆筒形，尺寸和重量较大，是核电站中的重型设备。

如1000MW核电站所用的压力容器总高度约13m,内径约4m,壁厚约20cm,重量约400～500t。

其结构由筒体和可拆卸的顶盖构成，两者用法兰和密封垫环相连接。

压力容器采用锰-钼-镍系列的低合金钢作为母材，内壁与冷却剂接触处均堆焊了3—8mm厚的奥式体不锈钢衬里以减轻腐蚀和防止冷却剂被放射性腐蚀产物过度污染。

压力容器内装有堆芯、控制棒组件和堆内构件，靠堆内构件保证燃料组件和控制棒组件的精确定位，承受堆芯的全部重量，及把静动载荷传到容器法兰上，最终经由外部承受件传给厂房结构。

压力容器的冷却剂进口接管和出口接管位于法兰下面，堆芯之上。

由进口接管进来的水经过容器壁与堆芯-吊篮之间的环行通道往下流入下腔室，然后转换向上流，通过堆芯和上腔室，经出口接管流出。

压力容器作为保证燃料元件冷却的关键设备和防止放射性外逸的第二道屏障，对核安全至关重要。

它在高温高压和强辐射、强腐蚀的条件下须能可靠的工作40～60年。

由于强放射性，使它成为核电站中不可更换的设备，因此必须限制和监督其受到的快中子辐照损伤。

除了设置辐照监管定期取出母材和焊缝样品作实验，及定期为压力容器的重要部位进行在役检查外，近年来为减少压力容器接受的快中子注量以延长它的寿命，趋向于采用由内向外的低中子泄漏换料方案。

2-1-5安全壳

包容整个一回路的安全壳是防止放射性物质逸入环境的最后一道屏障，它必须经受住失水事故时一回路水全部喷放汽化所产生的最高压力和温度，以及地震、旋风、飞机坠落撞击、来自内部和外部的飞射物撞击等各种静态和动态载荷而不丧失其保护功能。

图2-2表示一座压水堆的安全壳。

图2-2压水堆的安全壳剖面图

因为需要靠容积来缓和压力的升高，压水堆安全壳通常做得容积较大，对于1000MW的压水堆，安全壳直径约为40m，高度约为60m,用厚约1m的钢筋混凝土或预应力钢筋混凝土制成，内表面覆盖了厚6mm的钢衬里以保证密封性，设计压力约为0.4—0.5MP。

运行过程中要定期进行泄漏率试验，在设计压力下每24小时的泄漏量不得超过壳内自由容积的0.1%—0.5%。

2-2一回路系统及主要设备

压水堆核电站的一回路系统的主要设备有：

蒸汽发生器、冷却剂主循环泵、稳压器及主管道等。

由于一回路系统是在高温高压和带放射性条件下工作，因此对这些设备的设计、制造和维修有较高的要求，这些设备也是核电站的关键设备。

2-2-1蒸汽发生器

蒸汽发生器是一回路冷却剂把从反应堆获得的热量传给二回路工质使其变为蒸汽的热交换的设备。

压水堆核电站所用的蒸汽发生器有三种主要类型：

（1）产生饱和蒸汽的立式倒置U形管束（自然循环）蒸汽发生器，在其管束上面的汽泡内装有汽水分离器和蒸汽干燥器，可把出口蒸汽的湿度减小到0.25%以下。

传热管材料早先采用奥式体不锈钢，因应力腐蚀严重，现均改用因科镍-600，因科镍-690或因科洛-800；

（2）产生微过热蒸汽的立式直管束直流型（强迫循环）蒸汽发生器，它不需要装汽水分离器，可实现最大约28℃的蒸汽过热度，比自然循环蒸汽发生器提高热效率约3%。

但对二回路水质和传热管材的抗腐蚀性能要求较苛刻，有因为热容量小，对热流自动控制的要求很高。

这种蒸汽发生器现在很少采用；

（3）产生饱和蒸汽的卧式U形管束（自然循环）蒸汽发生器，是由前苏联单独开发成功的，现用于俄罗斯和东欧各国的VVER压水堆，其出口蒸汽的湿度小于0.2%。

主要优点是以立式圆筒形厚壁集流管代替水平管板，使传热管束根部汽水流动通畅，避免了由于淤渣沉积和腐蚀介质浓缩引起的传热管应力腐蚀破裂现象，因此，传热管材料虽一直使用奥式体不锈钢，仍保持良好的运行记录；

主要缺点是体积庞大，重量大，由于铁路运输的限制，单台蒸汽发生器对应的电功率不能超过约250MW。

蒸汽发生器是压水堆核电站中仅次于压力容器的重型设备，其内部几千根薄壁传热管是一回路与二回路的传热界面，也是主系统压力边界的一部分，一有泄漏便影响安全，而工作条件苛刻。

运行中须严格控制二回路水质，进行在线监测和定期取样分析。

二回路水中的杂质会产生游离氢氧根，其过程浓集将导致传热管晶间应力腐蚀。

对不同的管材要采用不同的二回路化学水处理方法以保证相应的水质。

对用海水冷却的核电站须防止海水漏入二回路,要对凝结水进行全流量或部分流量的净化,连续添加化学药剂并连续排污。

2-2-2反应堆冷却剂泵

反应堆冷却剂泵用于唧送高温高压的反应堆冷却剂，使其强迫循环流动，连续不断地把反应堆中产生的热能传送到蒸汽发生器，以保证一回路系统的正常工作。

反应堆冷却剂泵是核动力装置的重要设备之一，也是一回路主系统中唯一高速旋转的设备。

反应堆冷却剂泵有两种类型：

一种是屏蔽泵；

一种是轴封泵。

屏蔽泵把电动机和泵体组装在一个全封闭的结构内，所以一回路的冷却剂不会向外泄漏。

轴封泵不采用全密封结构，它的电动机和泵体分开组装。

为了防止放射性的冷却剂沿泵轴向外泄漏，在泵轴上设有轴密封。

轴密封的结构有不接触的流体静力或动力密封和接触式的端面密封等。

两类泵相比，屏蔽泵的密封性好，能保证一回路冷却剂完全不向外泄漏，但它的容量较小，据现有的资料报道，目前最大的屏蔽泵功率为2260千瓦。

屏蔽泵主要问题是：

（1）效率比轴封泵低10—15%，使运行费用增倍；

（2）电动机的大部分零件要用耐腐蚀的材料制造，使其造价高昂；

（3）维修不方便；

（4）惰转时间较短。

在压水堆发展的早期虽然普遍采用屏蔽泵，但自1965年以来，除船用核动力装置外，压水堆核电站已广泛采用轴封泵。

目前核电站的冷却剂轴封泵的流量一般为1500—2000立方米/小时，这相当于30万千瓦核电站的冷却剂总量。

反应堆所配置的一回路冷却剂泵的台数一般不超过四台。

目前，压水堆核电站的电功率当采用两个环路时约为50—60万千瓦，三个环路时核电站电功率约为80—90万千瓦，四个环路时约为110—120万千瓦。

由于每一环路需设一台一回路冷却剂泵，故所有电站使用的冷却剂泵都可采用同样规格的标准产品，有利于核电站设备的标准化。

当然，随着核电站规模的再扩大，鉴于反应堆一回路系统不便于再增多到四个环路以上，所以只好靠再增大泵的流量。

设计核电站冷却剂泵时，合理选择额定转速值是很重要的，因为泵的转速在很大程度上决定了泵的所有特性。

例如，会影响到水泵的结构型式、惰转性能、电机及水泵的尺寸和重量，以及轴密封和轴承的设计等。

目前，压水堆核电站多数选取1000—1500转/分的单级离心式或混流式的轴封泵。

考虑到核电站运行过程中可能出现断电事故，在反应堆冷却剂泵断电，发生紧急停堆的瞬态情况下，为了导出堆芯余热，避免燃料元件棒烧毁，要求反应堆冷却籍具有足够的惰转时间，维持一回路冷却剂必须的惯性流量以及随后靠自然循环进一步带走余热，以确保反应堆安全。

主循环泵惰转时间的长短，取决于泵及电机的转动惯性的大小。

水泵机组的动能与旋转部件的转动惯量及转速的平方成正比。

所以，转速越高，所需的转动惯量越小。

轴封泵电动机是一个单独的壳体，结构上允许在其转轴顶端安装一个飞轮，以加大转动部件的顶端量。

由于反应堆冷却剂泵所输送的介质为带有放射性的液体，而泵在运转时又是长期无法接近维修。

这就对泵的轴密封结构提出相当高的要求，使泵的泄漏量能严格控制在极少的限度内。

压水堆轴封泵的轴密封结构，一般由三道密封顺序排列组成，由泵腔起沿转轴方向的第一道密封是不接触式端面密封；

第三道密封是接触式端面密封；

第二道密封可采用不接触式端面密封，也可采用接触式端面密封。

轴封泵的第一道密封用来大幅度地降低系统压力，它是控制冷却剂泄漏量的主要密封。

当泵正常运行时，靠轴封水系统供给的轴封水在密封的两端面之间形成一层极薄的（几微米到几十微米）水膜，使密封的两个端面几乎不发生摩擦。

轴封泵的第二道密封一般在3.5公斤/平方厘米的低压力下工作，一旦第一道密封损坏时，它可以在短时间内承受整个系统的压降，即能在短时间内承担泵的全部压力，使运行人员能实现正常停堆而不致发生大的泄漏。

轴封泵的第三道密封主要是防止冷却籍向安全壳内泄漏。

为了防止机械密封出现干摩擦，以保证泵的正常运行，由轴封水系统不断地供给来自化学和容积控制系统的高压低温的低放射性密封水，这样就降低了密封组件的温度，也保证了泄漏出来的大部分水是达到了允许标准的低放射性水。

反应堆轴封泵一般采用立式。

它由3—4个轴承，一个推力轴承，其余都是径向轴承（又称导向轴承）。

最下端叶轮部分的导向轴承是水润滑的石墨轴承，其余上端的导向轴承和推力轴承均为油润滑轴承。

当一回路主系统无压力时，转子部件的自身重量就是转子的向下轴向力。

当泵正常工作时，由于轴密封段两侧巨大的压力差，使转子产生一个很大的向上轴向力。

推力轴承的上、下推力块一般做成能够转动一个小角度的，以自动调整其负载。

推力轴承的供油系统一般采用自供油式系统，以提高其供油的可靠性。

为了避免轴密封、轴承与带放射性的高温冷却剂接触而使温度升高，