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核电基础知识培训word版

核电基础知识培训教材

目录

1核电基础知识

1.1核电站概况

前言核能特征

1.1.1核电站工作原理

1.1.2主要参数

1.1.3核电站厂房布置

1.1.4核电站与常规火电厂比较

1.2核岛主要设备与安装

1.2.1压水型核反应堆堆芯

1.2.2压力容器（结构、功能、安装）

1.2.3堆内构件（结构、功能、安装）

1.2.4控制棒驱动机构（结构、功能、安装）

1.2.5反应堆冷却剂主循环泵（结构、功能、安装）

1.2.6主管道（结构、功能、安装）

1.2.7蒸汽发生器（结构、功能、安装）

1.2.8稳压器（结构、功能、安装）

1.3核岛主要系统与功能

1.3.1核岛主要系统组成

1.3.2核岛主要系统功能

1.4常规岛

1.4.1常规岛主要设备

1.4.2动力转换系统

1.4.3核电站常规岛与火电站主机系统的比较

1.5核电站的安全问题

1.5.1核安全目标与原则

1.5.2核安全法规与监督

1.5.3安全壳—核安全设施之一

1.5.4多道安全屏障

1.5.5纵深防御原则

1.6核设备与系统的安全分组和抗震类别

1.6.1核安全分级的目的

1.6.2安全分级的依据和原则

1.6.3安全等级的划分

1.6.4核电站设备与系统的具体分级

1.6.5抗震类别

1.7核电安装施工专题

1.7.1核电建设关键路径分析

1.7.2核岛安装工程10个机电安装包情况

1.7.3岭澳核电站常规岛安装

1.7.4常规岛施工采用的现场设计变更管理模式

1.7.5核电施工中的一个特殊问题

1.7.6核电施工中业主对现场施工的监督

2核质保基础知识

2.1概述

2.2质量保证大纲管理

2.3QA／QC验证

2.4管理部门审查

2.5安装期间的质量保证

1核电基础知识

1.1核电站概况

前言核能特征

一九三九年发现了核裂变现象，随后实验证明了在核裂变时伴随释放大量的能量。

核裂变能就是通过核裂变，释放出来的能量。

核裂变就是一个重原子核吸收了一个中子之后分裂成为两个轻原子核的过程。

例如：

U92235+n01βa56140+Kr3694+2n01+200Mev

这个过程的两项产物使它具有很大的利用价值，即每一次核裂变，一方面释放出的大量能量可以加以利用，另一方面又产生2-3个新的中子。

新产生的中子又继续引起更多的重原子核裂变，这样就可以连续发展下去，形成“链式反应”，从而不断地释放出大量的能量。

容易发生裂变的重原子核就是核燃料。

只有三种同位素的原子核可以在热中子的撞击下产生裂变，它们是铀-233、铀-235和钚-239，其中只有铀-235在自然界中存在，而铀—233和钚-239，只能通过其他的核反应过程获得。

后两种核燃料称之为“人工核燃料”。

天然铀中只含有（约占0.7％）的易裂变铀（铀-235），其余的大量是铀的另一种不易裂变的同位素铀-238。

铀-238和另一种核素钍-232，在俘获中子以后，经过两次p-衰变，可以转变为易裂变的物质钚-239和铀-233。

因此，铀-238和钍-232又称为“可转换材料”，正因为由于俘获中子的核反应能够使不易裂变的物质转变成为易裂变的物质，因而大大地增加了能够利用的核能源。

据有关资料介绍：

每1克铀-235裂变所释放出来的能量约为22780千瓦时相当于2700公斤标准煤燃烧时发出来的总能量。

核裂变的链式反应可以在很短的时间内产生很多次核裂变，因而释放出巨大的能量。

如果不加以控制，就会造成惊人的破坏力。

如果采取某些措施，在核裂变的过程中，使上代轰击到原子核上的中子数目和下一代轰击到原子核上的中子数基本相等，也就是达到了“I临界状态”，这时由于核裂变所释放出来的核能基本稳定，因而使这些核能可以得到充分利用。

控制这种链式反应的设备，通常称为“核反应堆”，它是利用核能的主要装置。

核反应堆通常按其用途分为：

动力堆、生产堆和研究堆。

动力堆型有：

压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子堆；

生产堆型有：

石墨堆、重水堆：

研究性堆有：

石墨堆、游泳池堆、轻水堆、重水堆、铀氢锆脉冲堆、高通量堆等。

核反应堆使用过的核燃料称为乏燃料，这些乏燃料中有未烧完的铀--235、铀-238，经过转换生成的新燃料钚-239和多种可利用的同位素。

为了从乏燃料中回收铀和钚，并获得其它超铀元素和有用的放射性同位素，需要进行再处理。

对乏燃料进行再处理的过程称为核燃料后处理。

1.1.1核电站工作原理

压水堆核电站由核岛、常规岛和配套设施（BOP）三部分组成，核岛是由反应堆回路及其辅助系统、电气控制系统、核燃料贮存系统及其相应的厂房构成。

常规岛由汽轮机发电机组及其辅助系统和厂房构成，电厂的其它部分总称为配套设施。

核岛反应堆回路主要由压水型反应堆、蒸汽发生器、主冷却剂循环泵和稳压器、主管道等设备组成密闭式的高压循环回路。

其作用是将反应堆堆蕊内核裂变所释放的大量热能导出，传给蒸汽发生器二次侧的给水，使之产生饱和蒸汽送入常规岛的汽轮机作功，带动发电机发电。

在核电站系统中，通常将反应堆冷却剂系统称之为一回路，而从蒸发器产生的饱和蒸汽进入汽轮机作功再排入冷凝器，由循环水进行冷却，使乏汽凝结成水再由给水泵打回蒸汽发生器二次侧所完成密闭循环称为二回路。

可见一、二回路的自然分界线是蒸汽发生器的U型传热管，但习惯上将蒸汽发生器作为一个完整的设备划归一回路，故一回路又称核蒸汽供应系统。

1.1.2主要参数（以大亚湾核电站900MW机组为例）

反应堆冷却剂系统主要参数

系统额定热功率MWt2905

环路数3

工作压力Mpa15.5

每条环路在冷态温度下的额定流量率m3/h23790

满功率运行下的温度℃

堆芯入口℃293

堆芯出口℃328

容器出口℃327

现场水压试验压力Mpa22.9

蒸汽发生器出口蒸汽压力Mpa6.89

蒸汽发生器出口蒸汽温度℃283.6

最大湿度%0.25

给水温度℃226

汽轮机主汽门入口汽压Mpa6.59

主汽门入口蒸汽温度℃283.4

主汽门入口蒸汽湿度%0.44

凝汽器压力Mpa0.007

冷却水温度℃23

抽汽数7

发电机出力MW900

发电机电压KV26

发电机功率因数0.85

发电机冷却方式水、氢、氢

1.1.3核电站厂房布置（以大亚湾为例）

核电站厂房布置充分考虑了带放射性区厂房和非放射性区厂房的划分，将带有放射性的系统和设备都集中在反应堆安全壳厂房内。

核岛的主要设备和系统有反应堆本体、蒸汽发生器、主冷却剂循环泵、稳压器、主管道以及专设安全设施都布置在高60米，直径约37米，壁厚约1米钢筋砼且祠·有6mm钢衬里的安全壳厂房（Rx）内，核电厂正常运行时所涉及的辅助系统、核二、三级设备、管线几乎都布置在双堆共用的核辅助厂房（Nx）内。

过渡厂房（Wx）布置的是主蒸汽管廊，快关隔离阀和大气排放系统，每台机组都备有各自的核燃料贮存厂房（Kx），四台应急柴油机厂房（Dx），分别布置在核岛的四个角落，电气厂房（Lx）则布置在核岛与常规岛之间，主、辅控制室就在其中。

汽轮机厂房（Mx）将常规岛的主要设备与系统全都包容在其中，便于管理。

除此之外，外围的厂房和建筑布置着配套设施（80P），如海水泵房就在[临近常规岛厂房的海堤边上。

核岛与常规岛的分界线在大气排放阀和主蒸汽安全阀之后的主蒸汽管

道截止阀处。

1.1.4核电站与常规火电厂比较

1.1.4.1一次能源的不同

核电站利用核燃料发生核裂变产生的能量而火电厂是燃烧原煤产生的热能转换成机械能、电能，前者产生放射性的液体、固体废物，经处理后深埋，后者产生大量的煤渣和C02，S02，CO，对大气环境有明显污染，产生温室效应。

1.1.4.2燃料运输量的悬殊差异

—座百万千瓦级核电站，初装量U02约82T，每年换料为1／3，即27T左右，而同容量（1000MW）火电厂每年烧煤350万吨，即每天约1万吨，相当于每天要一艘万吨轮向该火电厂运一船煤。

1.1.4.3蒸汽参数的差异

由于一回路侧的设备、管道材质与尺寸选择直接与一回路侧介质运行参数有关，它同时又通过蒸汽发生器传热管直接约束着二回路侧介质运行参数，所以核电站蒸汽参数选中温中压的饱和蒸汽参数，与火电的高温高压、超临界、过热蒸汽参数不同。

1.1.4.4安全设施与设备备用的原则

核电站受核风险的影响，为核安全起见，从核电站设计开始就考虑了正常运行的设备应留有足够的备用量，在发生核事故时应有核安全专设设施进行保护，为此核电站从安全出发增设若干备用与保护系统。

为了完成一项特定安全功能而采取多于最少套数的设备，即多重性，它是提高安全重要系统的可靠性，并借以满足单一故障准则的重要设计原则，而核电站设计中还采用多样性原则，它应用于执行同一功能的多重系统或部件，为减少某些共因故障的可能，从而提高某些系统的可靠性。

采用不同的工作原理，不同的物理变量或不同的运行条件，以及使用不同制造厂的产品等等，来实现多样性原则。

1.2核岛主要设备与安装

1.2.1压水型核反应堆堆芯

压水型核反应堆是一个装有核燃料的耐高压容器，即通常称为压力容器，在该容器内安装着核燃料组件（如大亚湾为157盒），形成反应堆堆芯。

首次装入堆芯的燃料组件是三种不同富集度的核燃料，即含铀—235分别为1.8％、2.4％和3.1％，初装料阶段将富集度高的核燃料布置在堆芯外区，中心区的富集度最低。

每次换料时，取出中心区燃耗最深的燃料组件，将第二区燃料组件倒换到中心区，将外区的燃料组件倒换到第二区，而在外区则装入新补充的高富集度燃料组件。

大亚湾核电站燃料组件的燃判·棒按17X17排列成正方型组件。

共289个位置，其中264个为燃料棒、24个为控制棒的导向套管，1个为堆内测量仪表管。

燃料棒由壁厚为0.57mm，外径为9.5mm，长度为3852mm的锆-4（Zr-4）合金管作为包壳，包壳内装的核燃料为二氧化铀芯块，；占块的直径为8.19mm，高度为13.5mm，每根燃料棒内的二氧化铀芯块数量为272块。

控制棒由不锈钢管作为包壳，包壳内装有银（80％）、铟（15％）、镉（5％）合金制成的圆棒。

它具有很强烈的吸收中子能力。

当控制棒向燃料组件下插时，它就吸收大量的中子，反应堆的功率就下降：

当控制棒向上提出时，它吸收的中子数量就减少，反应堆的功率就上升。

这样，利用控制棒插入和提出，就可以调节反应堆功率的高低，控制棒的上下运动依靠磁力驱动机构来实现。

一但磁力驱动机构断电时，由于重力作用，全部控制棒下落堆芯，整个核反应立即停止。

一台900MW的机组，其反应堆压力回路由三个并联的环路组成，每个环路各有一台蒸汽发生器和一台主冷却剂泵，用不锈钢管道组成封闭回路。

1.2.2压力容器

1.2.2.1压力容器结构特点及其功能

压力容器是一个由母材为16MHD-5，内表面堆焊6-8mm不锈层的耐高温、高压、高辐照的厚壁容器，由于反应堆堆芯装在其中，高强核裂变反应在其内发生，因此在整个寿期内，它将在这样的环境下工作。

母材长期受辐照后性能变脆，无塑性转变温度（NDT）升高，脆性破坏可能性增加，要求母材具有良好的塑韧性、耐蚀性、耐辐照性等。

核电站每年换一次料，压力容器要每年开一次盖。

与主管道相接的接管嘴尺寸大、数量多（6个），开孔对容器强度削弱较严重，加之运行条件多变，载荷大，容器本身壁厚达200mm，筒内径3989mm，法兰外径4674mm，总高13208mm，筒重256.6t，盖重55.5L筒体由环形铸件焊接而成，上法兰处有58个螺栓孔，第三环带6个接管嘴，下封头上装有30根Inconel管作堆内测量孔，顶盖上装有61个控制棒驱动机构耐压壳接管管座和4个堆内温度测量热电偶接管。

1.2.2.2压力容器安装

压力容器的环形支座安装在堆腔园筒形凸肩的台阶上，而压力容器本身就座在环形支座上，首先按水平度、标高和中心偏差的要求预埋环形底板，预埋定位件，安放环形支座，然后将压力容器简体就位。

压力容器相关部件总的安装程序是；

1）安装容器简体保护层；

2）简体安装就位；

3）安装顶盖吊具；

4）安装堆芯支撑结构：

5）安装导向柱：

6）安装堆内构件；

7）安装控制棒驱动机构；

8）将O形环安装在顶盖法兰上；

9）安装顶盖到容器法兰上；

10）取下导向柱；

11）安装螺栓、螺帽、垫圈和上紧顶盖；

12）安装顶盖保护层。

1.2.2.3反应堆本体安装

反应堆本体是由反应堆压力容器支座，反应堆压力容器、反应堆压力容器顶盖放气管系、压力容器金属保温层、压力容器顶盖吊具、堆芯（其中包括燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件）、堆内构件（其中包括堆芯下部支撑结构、堆芯上部支撑结构）、驱动机构、驱动机构冷却风罩、驱动机构拉紧装置、水池底部密封构件、热电偶电缆引出装置、中子通量测量管系、核测量探测等设备、部件总装而成。

1.2.3堆内构件

1.2.3.1堆内构件主要由堆芯下部支撑结构与堆芯上部支撑结构两部分组成。

其中下部结构包括堆芯吊篮组件、热中子屏蔽、流量分配板、堆芯下栅格板、堆芯围板组件、堆芯二次支撑和测量通道，而上部结构包括堆芯上栅格板、堆芯上部支承筒、导向管支撑板、棒束控制导向管等。

其功能：

1）将燃料组件精确地支撑和定位于反应堆堆芯中，确保堆芯正常工作；

2）对控制棒棒束提供精确的对中和可靠的导向，实现控制棒棒束在反应堆运行过程中提升或降落，而在事故工况下实现快插。

3）提供冷却剂通道与流向，使冷却剂得到合理的流量分配，并限制旁通流量与减少泄漏量：

4）它还起着屏蔽中子以减少反应堆压力容器的辐照损伤；

5）为堆内测量（包括温度测量和中子通量测量）提供支撑和导向；

6）通过辐照监督管监督反应堆压力容器材质变化情况（挂片监督）。

1.2.3.2堆内构件安装

堆内构件的装配是把精度高、尺寸大、重量重、结构复杂的零件装配起来，采用光学对中，建立一条高直线精度的光学基础，要使在制造装配过程中，以孔系为基准的堆内构件与以定位键槽为基准的反应堆压力容器统一起来，使与控制棒棒束运动有关的孔系位置度偏差满足设计要求，即10米高度内光线对中偏差仅为O.025mm。

安装定位的技术控制是采用基面、基孔、键定位三者相结合的办法。

基面：

以吊篮简体法兰下平面为基面：

基孔：

整个堆内构件中的对中装配以其自身的孔系为基准：

键定位：

1）定位键即吊篮简体法兰上的四个定位键与反应堆压力容器的四个相应键槽相配；

2）支承键即堆芯上板上的四个均布的键槽与吊篮简体内壁上的四个相应的键相配；

3）径向支承键即吊篮底板上的四个径向支承键与压力容器下部的四个相应槽相配。

堆内构件与反应堆压力容器的装配是在反应堆压力容器安装就位的基础上，与堆内构件自身的安装交叉进行的。

1.2.4控制棒驱动机构

1.2.4.1控制棒驱动机构功能与结构

压水堆核电站所使用的控制棒驱动机构是磁力提升式的，是利用电磁力提升、下降控制棒，靠重力下插控制棒以达到调节反应堆功率和安全启动及停止反应堆的目的。

控制棒驱动机构是由五个独立部件组成，它们是驱动轴、内部构件、耐压壳、磁轭部件和位置指示器部件。

控制棒驱动机构安装在反应堆压力容器顶盖上，通过机构的耐压壳部件与顶盖上管座螺纹连接，并用专用的。

焊机将连接部位的Q焊缝焊好。

控制棒的提升与下降，是由机构中一套机电传动装置来完成的，其中是三个电磁线圈通过销爪与传动轴上梯形螺纹槽的配合作用，使传动轴和控制棒束作步进式移动。

1.2.4.2控制棒驱动机构的安装

驱动机构的安装顺序——从里到外逐个安装耐压壳部件。

1）将耐压壳组件拧在反应堆压力容器顶盖管座上：

2）将内部部件吊入耐压壳组件内；

3）将已拧有锥阀的位置指示内套管组件拧在耐压壳组件上；

4）使用Q专用焊机施焊Q焊缝，并用着色检查合格；

5）每个耐压壳组件焊完后，单根进行水压试验：

6）当所有耐压壳组件安装完毕后，与堆压力容器一起打水压；

7）水压合格后装磁轭线圈；

8）将位置指示器逐个装到其内套管外部固定。

“Ω”环焊接——控制棒驱动机构Ω环焊缝是一种形状特异的精密焊缝，属于一回路压力边界，焊前要进行工艺试验、工艺评定，按ASME及RCC—M有关规定进行。

通过试验确定工艺参数、工艺规范。

施焊时采用见证件办法，对产品焊缝进行检验。

对见证件检验内容有晶间腐蚀、化学成份、铁素体含量、硬度、金相等。

1.2.5反应堆冷却剂主循环泵

1.2.5.1主循环泵功能与结构

冷却剂主循环泵的功用是循环冷却剂，使之通过反应堆活性区，导出核燃料元件释放的热量，并传给蒸发器内的二次侧给水，产生蒸汽推动汽轮发电机组发电。

泵结构为100型单级离心泵，采用交流鼠笼式电机，总高8米，流量23790m3／h，杨程97.2米水柱，水泵干重55.7t，电机重约49t，电机功率6500KW，立式，电机在上，泵体在下，电机转子顶部装有大型飞轮，泵壳为高压容器，重要部位为泵轴的复杂的三级动力密封系统。

主泵密封——运行时，若密封组件失效，冷却剂则可能快速而大量的流失。

因此，它必须在高转速、大面积，高功率和大轴径的条件下，提供高压差的动力密封。

主泵密封工作原理是在动静磨擦密封环之间形成可控制泄漏量的小间隙的水膜密封。

这种水膜密封对于泵轴的速度变化以及用以控制漏流量的各腔室间的压力瞬变非常敏感。

因此，在启动、停堆操作的过渡过程容易发生密封故障。

1.2.5.2主循环泵安装

主循环泵在冷态安装时，其垂直支撑的支柱向反应堆方向倾斜一个热位移量，以保证主回路热态满功率运行时，主泵机组轴线应呈垂直状态。

安装顺序为垂直支撑安装——泵壳安装——下部横向支撑安装——上部横向支撑安装——主泵机组的安装。

1.2.6主管道

1.2.6下主管道功能与要求

主管道作为连接反应堆压力容器、蒸汽发生器、主循环泵的连接体，构成了一回路压力边界重要组成部分。

主管道处于高温、高压、高流速和强放射性介质条件下工作，又承受着除正常工况外的瞬态工况，事故工况等变载荷叠加条件，因此其材料要具有良好的机械性能，强抗腐蚀性能，良好的工艺性能，良好的塑性和断裂韧性，以实现减少腐蚀物和感生放射性。

主管道材质不允许有任何裂纹，疤痕、折痕、压陷、划伤等缺陷，每根管子都要取样作室温，高温机械性能，晶粒度、晶间腐蚀以及水压试验等。

主管道技术参数——反应堆入口管道（冷段）内径698.5mm，最小壁厚64mm，反应堆出口管道（热段）内径736.6mm，最小壁厚67mm，U型过渡段内径787.4mm，壁厚71mm。

1.2.6.2主管道安装

主管道安装主要涉及大尺寸厚壁奥氏体不锈钢焊接控制问题。

安装前的准备工作包括检查、检验、出厂证件、尺寸检查、复验、清洁度。

焊前的条件包括：

焊接材料复验报告是有效的；按规定完成了焊接工艺评定；焊接工艺规程已制定；焊接工艺程序与工艺讦定的程序和报告相一致；焊工持有合格证。

操作要求包括破口检查、双人对称焊法、焊层厚度控制、层间温度控制、焊材管理、环境条件控制等。

焊接质量控韦9包括上岗人员控制、装配质量控制、焊接过程控制、非破坏性检验，对见证件作破坏性检验。

收缩变形控制至少包括五次测量：

（1）管口对口点焊后：

（2）焊缝根部氩弧焊打底后；（3）焊缝高度达9mm：

（4）焊缝高度达30mm；（5）焊接结束。

主管道焊接见证件要求：

（1）同尺寸：

（2）同炉（批）料；（3）同焊材：

（4）同焊前准备；（5）同工艺、同参数、同焊接设备；（6）同验收标准；（7）同工人施焊；（8）开工两月后施焊。

1.2.7蒸汽发生器

1.2.7.1蒸汽发生器结构与功能

蒸发器其功能是将反应堆一回路冷却剂的热量传给核蒸汽供给系统的二回路给水，产生预定压力、温度和干度的饱和蒸汽供汽轮发电机用。

其结构形式为配有内置式汽水分离器的立式倒U型管自然循环的热交换器，型号为55／19型，山口管处装限流器。

蒸发器的参数为每台换热量969MWt，传热面5429m2，管径19.05mm，壁厚1，09mm，根数4474根，总高20848mm，梅花孔型支撑板（13Cr），管板厚555mm，管材因科镍-690，壳体18MnD5，底封头20Mn5M、底封头内堆焊层308L、309L，管板表面堆焊因科镍-600，每台蒸发器无水（空）总重329.吼，满水重量505t。

1.2.7.2蒸汽发生器的安装

安装原则，考虑到冷态安装，热态运行，有膨胀力作用，故装垂直支柱时，预留一个反倾斜，凡有相对位移处均留有适当间隙。

安装实施程序——安装前准备——垂直支撑的安装——下部横向支撑的安装——上部横向支撑的安装。

1.2.8稳压器

1.2.8.1稳压器结构与功能

压水堆一回路冷却剂系统是一个密闭系统，稳压器的功用是当电站负荷产生变化时，使系统压力稳定在规定的运行范围内，起到稳压作用。

由于稳压器在系统中所处的地位决定，把它定为核安全1级，抗震1级和质保1级设备。

稳压器顶部装有喷淋装置、安全阀、卸压阀、开有人孔，底部装有电热元件群组，下封头中央的波动管直接与主管道热段相连，为保护群组电热元件及检修方便，稳压器的底部支撑采用裙座结构。

1.2.8.2稳压器安装

安装前准备工作：

检查设备本身的完整性，检查人孔与接管、检查支撑结构，检查预埋件和地脚，

安装顺序：

先装垂直支撑——下部横向支撑A、8——装稳压器——装横梁和止档架——装调整垫板。

1.3核岛主要系统与功能

1.3.1核岛主要系统组成

核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。

1）反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器、主管道等组成。

2）专设安全设施由四个系统组成，它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。

3）核辅助系统的组成：

4）三废处理系统

5）核岛通风空调系统的组成

6）核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。

1.3.2核岛主要系统功能

从上述六类系统中选出几个有代表性系统介绍一下功能。

1.3.2.1反应堆冷却剂系统

主要功能是把堆芯正常运行时产生的热量传输给蒸汽发生器，将蒸汽发生器二回路侧的给水加热，并转化为驱动汽轮发电机组的饱和蒸汽。

该系统的输热功能，还包括在反应堆启动后期以及停堆冷却初期把热量传输给二回路系统。

它的三种辅助功能还包括对反应性控制、压力控制和裂变产物放射性屏障

1.3.2.2安全注入系统

安注系统能在很多假想事故工况下，提供堆芯应急冷却：

1）当发生一回路小破口，化容系统不足以补偿冷却剂泄漏时，安注系统用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位。

2）当发生一回路大破口事故时，安注系统向堆芯注水，以便重新淹没并冷却堆芯，防止燃料包壳熔化和保持堆芯的完整性。

3）当发生蒸汽管道破裂时，反应堆冷却剂过冷引起水收缩，稳压器水位下降，同时也由于冷却剂温度下降而引入正反应性。

安注系统向一回路注入高浓度的硼酸溶液，重新建立起稳压器水位，迅速停堆，并且防止反应堆重返临界。

在大夫水事故后的再循环注入阶段，安注系统变成安全壳屏障边界的一部分。

1.3.2.3安全壳喷淋系统

1）安全壳喷淋系统是一项专设安全设施，在发生失水或安全壳内二回路管道破裂的情况下，安全壳厂房内压力和温度升高时，它将含有氢氧化钠的硼水均匀地喷入安全壳内，使壳内压力和温度降低至可接受的水平，以保证安全壳厂房的完整性。

2）同时注入氢氧化钠可以提高水的P㈠值，使由硼水的酸性所引起的安全壳内金属腐蚀减至最低限度，并且降低可能释放出来的放射性碘。

1.3.2.4化学和容积控制系统

主要功