船舶核动力装置一回路系统

目录

一、一回路装置概述 (2)

1.1 在正常运行时，一回路装置所担负的任务： (2)

1.2 在事故工况下，为保证反应堆安全，一回路装置必须完成下列任务： (2)

二、主冷却剂系统 (3)

2.1 系统的功用和设计要求 (3)

2.2 主要设备简述 (3)

2.2.1 蒸汽发生器 (3)

2.2.2 主冷却剂泵（主泵） (5)

2.3 主冷却剂系统布置形式 (6)

2.3.1 分散式布置 (7)

2.3.2 紧凑式布置 (7)

2.3.3 一体化布置 (8)

三、压力安全系统 (9)

3.1 压力安全系统所担负的职能如下： (9)

3.2 压力安全系统的工作原理 (10)

3.2.1稳压器典型结构 (10)

3.2.2 压力调节原理 (10)

四、水质控制系统 (11)

4.1 水质控制系统综述 (11)

4.2 净化系统 (12)

4.2.1 高压净化系统 (12)

4.2.2 低压净化系统 (13)

五、化学物添加系统 (13)

六、水质监测取样系统 (14)

七、辅助水系统 (15)

7.1 设备冷却水系统 (15)

7.2 补给水系统 (16)

7.3 其它辅助水系统 (17)

八、工程安全设施 (18)

九、放射性废物处理系统 (19)

十、参考文献 (19)

船舶核动力装置一回路系统

摘要：反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，将冷却剂加热成高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热Ｕ型管，通过管壁将热能传递给Ｕ型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。

关键字：核燃料裂变，高温高压水，密闭循环，蒸汽发生器，主泵

一、一回路装置概述

压水堆一回路装置是为保证反应堆和蒸汽发生器正常运行及事故工况下安全工作而设的系统和设备。所以，又称反应堆装置或核蒸汽发生装置。

1.1 在正常运行时，一回路装置所担负的任务：

⑴反应堆启动和运行时，按预定的方式向一回路中供给冷却剂，以保证回路中所需要的冷却剂数量及压力；

⑵使回路中冷却剂循环流动，带出反应堆堆芯的热量，并传给二回路介质，即把堆芯中核燃料裂变能所转变的热量传导并输送给二回路介质；

⑶防止一回路装置产生不允许的超压，保证反应堆及一回路系统的安全；

⑷净化一回路冷却剂中附带的杂质，控制水质，保证冷却剂品质符合要求；

⑸监测一回路冷却剂的质量和成分；

⑹搜集各系统排出的放射性废物，并加以处置，保证船上人员及环境的安全。

1.2 在事故工况下，为保证反应堆安全，一回路装置必须完成下列任务：

⑴排除停堆后堆芯剩余释热；

⑵在反应堆堆芯受到熔化威胁前，强行向堆芯注水。

⑶为执行以上任务，并保证反应堆安全工作，必须为进行冷却剂循环、体积和压力控制、水质控制、安全控制、放射性管理及辅助冷却和补给水等一系列任务而设专门的系统和设备。

1.3 按功用划分，一回路所设系统可分为六种：

⑴主冷却剂系统——担负循环冷却剂的任务；

⑵容积和压力控制系统——进行容积和压力控制；

⑶水质控制系统——担负回路中冷却剂的净化、添加化学物质控制水质，对水质监测及取试样的任务；

⑷辅助水系统——由设备冷水系统、补给水系统和其它辅助水系统构成；

⑸工程安全设施——为了预防反应堆及附属设备发生事故以及在事故工况下限制和防止主要设备损伤而设的设施；

⑹放射性废物处理系统——为放射性废物的收集及处理而设。

二、主冷却剂系统

2.1 系统的功用和设计要求

主冷却剂系统保证一回路冷却剂进行循环，是一回路的主要系统，简称主系统。

主冷却剂系统的功用是在正常运行时将堆芯产生的热量传给蒸汽发生器，使二回路工质变为蒸汽；在反应堆停堆时，可用该系统除去堆芯剩余热量的一部分；在事故时（如失水事故）也可作为应急堆芯冷却的手段之一。此外，主冷却剂系统还为包容在运行温度和压力下的冷却剂提供一个完整的承压边界，以控制放射性物质向系统外扩散。

典型的主冷却剂系统的范围为包括驱动机构包壳在内的反应堆压力壳、蒸汽发生器的一回路侧、主冷却剂泵、稳压器及到释放阀和安全阀的管系、联接上述设备的管道及管道附件、支管上的隔离阀及高压管道。简图如下：

1．反应堆 2.堆芯 3、4. 蒸汽发生器 5.稳压器 6.主冷却剂泵 7.高压给水加热器 8.主给水泵

2.2 主要设备简述

2.2.1 蒸汽发生器

蒸汽发生器是用于将冷却剂的热量传给二回路侧的水，产生一定压力、温度的蒸汽，供汽轮机装置及其它设备用汽。因此，其设计必须保证在任何运行工况下所需要的蒸汽产量及蒸汽参数。

在设计蒸汽发生器时，应特别注意使其工作可靠，并有最小的尺寸和重量。因为蒸汽发生器工作不可靠将使一回路侧冷却剂流入二回路侧，引起放射性向二回路侧扩散。因此，蒸汽发生器必须坚固，不能渗漏，更不允许一回路侧与二回路侧互相串通。蒸汽发生器的尺寸和重量在很大程度上取决于传热面的大小，并与冷却剂的参数和传热管的结构和材料有关。

一、二回路之间的平均温差直接影响蒸汽发生器的传热面积，增大平均温差可减少蒸汽发生器的尺寸和重量。从尺寸、重量角度，希望力图增大这个温差，但增大温差会增加换热的不可逆损失，降低装置的经济性。目前，一、二回路间的平均温差一般不超过40℃。

设计蒸汽发生器时必须尽全力减少腐蚀，因为蒸汽发生器的腐蚀产物进入主冷却剂系统中，会引起冷却剂放射性强度增强，并引起放射性腐蚀产物在主冷却剂系统中沉积。为此，

蒸汽发生器传热管的材料必须有极小的腐蚀率。用碳钢和珠光体钢材，尽管采取调整水质的办法，也是不能满足要求。奥氏体不锈钢具有很高的抗腐蚀能力，所以多被采用。但奥氏体不锈钢抗应力腐蚀能力较差，所以蒸汽发生器设计从安全可靠角度出发，应采用抗应力腐蚀能力最强的镍基合金材料，包括抗应力腐蚀的新型不锈钢。

目前使用的蒸汽发生器有自然循环式及直流式两类。

2.2.1.1 自然循环式

该蒸汽发生器的特点是二回路侧水由于密度差而自然循环。其结构形式多为立式U形管型冷却剂经一回路侧水室流入传热管，再从另一水室流出蒸汽发生器。二回路侧产生的蒸汽，经由汽水分离器送至主蒸汽管。为了控制水质，下部装有排泄管。为了减少负荷波动引起的水位波动，加大了上部的面积,简图如下：

2.2.1.2 直流式

该蒸汽发生器的特点是二回路侧工质的流动不是依靠自然循环那样的密度差来推动，而是依靠给水泵的压头来实现。给水在给水泵的压头作用下，顺序一次通过加热段、蒸发段、过热段各个受热面。给水在受热面中一面流动一面被加热、蒸发、过热，最后蒸汽达到所要求的温度（带有一定过热度的过热蒸汽）。在直流蒸汽发生器中，由于工质运动都是由水泵压头产生的，所以受热面上工质均为强制流动。由于工质一次通过受热面，因此水一次全部蒸发完毕，而没有自然循环。直流蒸汽发生器运行工况的各种改变（如给水量的变动），都将导致汽水通道各点工质参数的变化，随之便引起了受热面各区段所占长度的变化，这种特

性也不同于自然循环蒸汽发生器。

直流蒸汽发生器的体积比自然循环式小，重量轻；易于产生过热蒸汽；另外，由于蓄热量和储水量都小而且受热面的加热和冷却都容易达到均匀，因此它允许快速启动和停止。但是，由于它在运行中不进行排污（或进行少量排污）和锅内水处理，因此它对水质要求高。它不仅需要较纯的补给水，而且要求冷凝水不受污染。因此应对冷凝水进行除盐处理。另外，由于二回路侧工质完全是依靠给水泵压头流动，因而使给水泵压头增高、消耗功率增大。最后，由于直流蒸汽发生器的热容量小，当外部负荷变动时引起的压力变化速度更敏感。又由于蒸汽发生器内加热、蒸发，过热区段之间无固定的分界线，无论一回路及二回路的扰动，都将导致各区段分界线的移动和出口汽温的变化。因此，要求直流蒸汽发生器有较复杂的自动调节系统。

2.2.2 主冷却剂泵（主泵）

主冷却剂泵的作用是强制冷却剂循环。它的结构型式取决于装置线图、反应堆型式、工质的物理性质和参数等。压水堆所用主冷却剂泵的要求是安全可靠性，它比常规装置要高得多。因它的功用、工作条件、工质参数、维护使用情况以及调节方式都与常规装置不同。主冷却剂泵排送流量大，扬程较低，因此泵的比转数高，接近混流泵的范围。另外，主冷却剂泵的工作温度高达280℃，工作压力高达14.71兆帕，属于高温高压用泵。最主要的是该泵排送的冷却剂具有一定的放射性，必须尽力减少漏泄。防止冷却剂外漏是主冷却剂泵的特殊

要求之一。除此之外，在主冷却剂泵断电事故时，为了保证反应堆堆芯不被烧毁，要求泵有足够的转动惯性，保证在短时间内仍能以一定的流量向堆芯供水，达到继续冷却堆芯的目的。

在初期的核动力装置中，为了减少主冷却剂泵外漏而避开轴封的困难，多采用密封泵。这种泵与电机全部密封在泵壳内，用水润滑的轴承支持，所以不必担心有放射性物质外漏。但是，这种泵的电机结构特殊，比普通电机成本高，而且效率要低10%-15%。随着装置功率加大，大型密封泵的缺点更为突出，特别是由于对轴封的研究已有明显进展，所以目前在核电站中几乎不采用密封泵而采用轴封泵。但在船舶核动力中，由于主冷却剂泵功率小，一般仍认为采用密封泵是适当的。由于主冷却剂泵的特殊工作条件，主冷却剂泵为第一类机器，所以泵的承压部分应与核一级容器和管道采用同样的质量标准。

下图为日本“陆奥”号使用的立式主冷却剂泵。

采用立式泵的主要理由是占用安装面积小。该泵为单级离心泵，流量为900吨/时，扬程是0.343兆帕，泵的底部为吸入口，排出口在侧面，吸入口和泵轮之间装有止回阀。电机定子用屏蔽套与冷却剂隔离，用屏蔽覆盖的转子和轴承与冷却剂接触，定子的外侧用设备冷却水冷却。

该泵在正常运行时以全速工作，其转数为1800转/分。在带走衰变热时，为了节约电力而以半速工作，转数为900转/分。

（1）1电机定子 2电机转子 3叶轮（2）“陆奥号”安全壳内一回路系统设备布置图

4泵内止回阀 5 泵壳 6冷却盘管

2.3 主冷却剂系统布置形式

主冷却剂系统的布置形式将影响一回路装置的性能。随着人们认识和对性能要求的提

高，主冷却系统的布置将更趋向紧凑。目前已出现的布置形式有：分散式布置、紧凑式布置和一体化布置。

2.3.1 分散式布置

图（2）为日本核商船“陆奥”号一回路系统的布置图。

为了防止放射性在船上扩散及事故情况下防火和防水淹的目的，将36兆瓦热功率的压水堆及一回路系统设备均置于钢制的安全壳内，安全壳置于反应堆舱内。

反应堆安全壳是一个气密的直立式圆柱状容器，其直径与高度均为10米。顶盖是球形的，可以为控制棒驱动机构提供足够的空间。安全壳的设计条件是：内压力不超过1.23兆帕，外压力不超过0.29兆帕，温度不超过189℃，它是由5.88兆帕级的高抗拉强度钢制成。安全壳底部设有两套压力平衡阀门，以防止在船体沉没时，由于外部压力而造成壳体破裂。当压力差大0.2兆帕时，阀门打开，使海水进入安全壳内，当压力差消除后，则阀门自行关闭。

一回路系统由二条对称的环路组成。每一条环路有一台主冷却剂泵和一台蒸汽发生器。它们与跨接于两条环路间的稳压器一起，对称包围布置在反应堆的四周，反应堆冷却剂的流量为1800吨/时。在全功率时，蒸汽发生器产生251℃的饱和蒸汽，压力为3.92兆帕，在零功率时，产生278℃的饱和蒸汽，压力为6.31兆帕。

为了减少海洋条件对一回路的影响，将反应堆布置在船体中心线上，将蒸汽发生器布置在船体中心线附近，而且反应堆压力容器，蒸汽发生器和主冷却剂泵全是固定不动的。为了减少热膨胀的影响，采用主冷却剂系统管道补偿方法，并尽量缩短主管道的长度，而且选用强度较高的材料，主管道内径为203毫米，壁厚为14毫米。

该系统布置的特点是各主要设备在安全壳内呈分散状态，依靠较长的主管道相连接，故称为分散式布置。

2.3.2 紧凑式布置

下图(1)为“北极”号破冰船一回路设备组成图，图(2)为“北极”号主冷却系统的布置图。

图(1)为“北极”号破冰船一回路设备组成图

图(2)“北极”号主冷却系统的布置图

该船整个动力装置由两个完全相同的独立组构成，总功率为55200千瓦。每一独立组由一座反应堆、四台蒸汽发生器、四台主冷却剂泵以及稳压器（容积补偿器）、离子交换过滤器、冷却器等组成。蒸汽发生器为内部装有管束的圆柱体结构、主冷却剂泵为立式屏蔽密封离心泵。

该装置的蒸汽发生器、主冷却剂泵和稳压器均紧靠反应堆四周布置，主管道非常短，形成紧凑式布置。

2.3.3 一体化布置

左图为法国CAP反应堆

特点是形管蒸汽发生器、主

冷却剂泵与反应堆压力容器

构成整体的一体化型式。这

种布置省去了主管道、压力

容器顶盖和蒸汽发生器入口

封头。减少了一回路冷却剂

的流动阻力，提高了反应堆

冷却剂的自然循环能力。

冷却剂从压力容器法兰

侧部的主冷却剂泵送入堆

芯，加热后进入蒸汽发生器

管束，使二回路侧产生饱和

蒸汽，冷却剂放热后回到主

冷却剂泵吸入口。

这种布置由于蒸汽发生器高于堆芯，加大了位差，并且一回路流阻较小，所以反应堆冷却剂具有较高的自然循环能力。这种回路即使在不用主冷却剂泵运行时，也可利用自然循环流动带出额定功率的

20%-30%.

一体化压水堆布置紧凑，具有自然循环能力强、无大失水事故、造价低、建造周期短等优点，是小型堆的发展方向之一。

三、压力安全系统

压水堆动力装置主冷却剂系统的压力会因出现某种故障或外来干扰而迅速变化。压力超过设计压力，将使承压部件和设备遭到破坏；压力过低，会使堆芯出现超过热工安全设计准则。特别指出，主冷却剂系统的名义压力系指稳压器内的工质压力而言。

3.1.1 系统的流程

压力安全系统的流程图

图为压力安全系统的流程。主要设备为稳压器，它是一个高压容器。稳压器内部的冷却剂为液相与蒸汽相共存状态。在液相内，装有电加热器，在蒸汽相中装有向蒸汽相喷射冷却剂的喷头。另外还有安全阀和释放阀等附属装置，当稳压器内压力过大时，用这些阀将冷却剂排放到卸压箱中。除此之外，还有压力、液位、电加热器功率等的显示记录装置和电加热器功率、喷雾流量的调节装置。

3.1 压力安全系统所担负的职能如下：

在反应堆装置稳态功率运行时，维持主冷却剂系统压力为所要求的运行压力；当汽轮机负荷变化时，冷却剂温度随之变化，主冷却剂系统中冷却剂体积也随之变化，稳压器能充分吸收该体积的变化；在汽轮机负荷变化的过渡过程中温度也随之变化，稳压器可限制系统的压力波动在允许范围之内；反应堆启动时，按主冷却剂系统升温升压的要求，用稳压器将主冷却剂系统的压力从常压提高到工作压力。停堆时，按降温降压要求，使主冷却剂系统压力降下来；用以排除主冷却剂系统中的某些有害气体（裂变气体）。

3.2 压力安全系统的工作原理

3.2.1稳压器典型结构

稳压器的结构有压力补偿器和电加热式稳压器，但目前多数反应堆用立式圆筒型蒸汽稳压器。在俄罗斯多用气体容积补偿器，图为日本“陆奥”号所用的稳压器。它是两端带有椭圆球封头的圆柱体耐压容器，由壳体、电加热器、喷淋管及波动管等部分构成。

在稳压器的底部装有波动管与主冷却剂系统的热管段相连。由于波动流入的水与稳压器内的水有一定的温度差，会使器壁与电加热器保护管产生热应力，所以当有波动流入时，为了保护器壁和电加热器保护管，在内部装有波动流入导向装置，使流入水与稳压器内的水迅速混合。稳压器内的水由装在底部的电加热器进行加热，保持蒸汽相的压力。为了防止摇摆时电加热器露出水面，电热元件全部布置在底部中间位置，且立式安装。另外在低水位时可以迅速切断电源，以防电加热元件烧毁。电加热器的总功率为130千瓦，分为八组，每单元组用三相440伏电源供电。

稳压器上部装有喷淋喷头，用喷淋管与主冷却剂系统冷管段相连。当稳压器内压力升高超过规定值时，由喷头喷入冷却剂，将稳压器内的部分蒸汽冷凝，使其压力降至规定值。为了减少喷淋时的热应力，喷头平时有少量的冷却剂流过。

在稳压器上部设有人孔，它可以对喷头进行检修和更换。除此之外，还有安装安全阀、释放阀的接嘴及放空气旋塞等。稳压器用底部的波动管与反应堆出口主管道相连，用喷雾管与反应堆入口主管道相连。

3.2.2 压力调节原理

在正常稳态功率运行时，为了将主冷却剂系统压力维持在所要求的运行压力范围，由内部的某些电加热器加热，以补充向外界的散热，从而将蒸汽相的温度保持在相应压力下的饱和温度。但是，这些电热器没有追随由于冷却剂膨胀或收缩体积波动的能力。为了完成2和3 的职能，稳压器的动作如下：

当汽轮机负荷减少时，冷却剂的平均温度增加，体积膨胀，冷却剂通过波动管流入稳压器，压缩蒸汽相部分。如果此时主冷却剂系统压力过大，打开喷雾管的压力控制阀，用比蒸汽相温度低的冷却剂向蒸汽相喷雾，冷凝一部分蒸汽而吸收压力波动。当汽轮机负荷增加时，冷却剂的平均温度降低，体积收缩，冷却剂通过稳压器底部的波动管从下部流出稳压器。此时，由于稳压器内压力降低，一部分液相水被蒸发达到热平衡。稳压器的设计应将此压力保持在最低允许值以上，此时为了加速液相水的蒸发，可以使用不同组的电加热器，以提高蒸汽空间的压力，从而使冷却剂的工作压力回升。

四、水质控制系统

4.1 水质控制系统综述

轻水型反应堆装置是用高纯度脱盐水作为慢化剂和冷却剂。它的工作条件极其恶劣。处在高温、高压、高速流动、高热通量及高中子通量辐照条件下工作。水在高辐照下会电离分解产生游离氧，加速设备的腐蚀。水质不合规定会使传热表面结垢，影响传热效率，同时会使设备产生严重腐蚀。特别是氯离子含量增大，会使不锈钢设备产生不允许的应力腐蚀，影响装置正常运行和使用寿命。腐蚀产物在设备中沉积会影响设备工作的可靠性，同时腐蚀产物受照射而活化，增大装置的放射性水平。因此，控制反应堆装置的水质是十分重要的问题。

反应堆装置中控制水质的方法通常采用过滤器除去颗粒状杂质。过滤器形式很多，已见用于压水堆一回路中的有叠层不锈钢片及烧结尼龙或烧结不锈钢做成的微孔过滤元件制成的过滤器。另外还可采用电磁过滤器以除去有磁性固体颗粒杂质，一般要求过滤器过滤颗粒直径为25微米，特殊要求的地方可达5微米。还采用树脂床离子交换器除去离子状杂质。向介质中添加化学物品调整值，减少水中含氧量，从而减少介质对材料的腐蚀率。

在一回路装置中设有冷却剂净化系统、化学物添加系统和取样系统。我们把这些与控制水质有关的系统通称为水质控制系统。根据设计思想不同，这些系统可以单独设立，也可与其它系统合并为一个共用系统，但控制水质的任务必须完成。

4.2 净化系统

净化系统的型式有高压净化及低压净化两类。高压净化系统的工作压力与主冷却剂系统的压力基本相同。低压净化系统是将离子交换器的入口压力减压到较低压力或常压。

4.2.1 高压净化系统

图所示为高压净化系统。该冷却剂净化系统提供两种冷却剂净化手段机械过滤和离子交换。

冷却剂由主冷却剂系统的主冷却剂泵出口（高压管段）引出，经再生热交换器一次冷却，再经非再生热交换器二次冷却到离子交换器树脂工作温度（不大于50℃）。冷却剂在流过机械过滤器时，不可溶性的杂质则被活性炭吸附，然后在离子交换器树脂层中进行离子交换反应，其中可溶性的杂质则被树脂吸收。已去离子的冷却剂从交换器流出，经再生热200℃左右进入主冷却剂泵的吸入口管段。工作失效的树脂由液体更换树脂的管道用水冲洗到废物处理系统。

高压净化系统流程简单、设备少、布置紧凑、不需另外设置辅助泵，但设备均要求能承受高压，因而制造成本较高。该系统多用于对设备空间要求严格的地方。

4.2.2 低压净化系统

低压净化系统如图所示。该系统为“陆奥”号所采用。特点是净化系统与容积控制系统及化学物添加系统合为一个共同系统。冷却剂循环是用充填泵进行的。

该系统的冷却剂从二号环路主冷却剂泵的吸入侧抽出，经再生热交换器冷却，用减压抽出阀将冷却剂压力由10.78兆帕减至1.47兆帕，该阀可控制抽出流量。当冷却剂经停堆冷却系统的停堆冷却器冷却到所要求的温度后，通向反应堆辅机舱内的离子交换器进行净化，再经冷却剂过滤器进入反应堆舱内的体积控制波动箱，冷却剂由充填泵加压，在再生式热交换器中加热后，返回二号环路主冷却剂泵的出口侧。

五、化学物添加系统

化学物添加系统用于向主冷却剂系统中添加联氨、PH控制剂及氢气。目的是除去和减少冷却剂中的溶解氧和水电离辐照分解的氧，抑制介质对设备、管系材料的腐蚀。通常在高温状态下除氧用氢气，低温状态下除氧用联氨

船用化学物添加系统如图所示。它与容积控制净化系统公用。系统中设有联氨箱，化学物用充填泵向主冷却剂系统中添加。氢气由容积控制箱加入冷却剂中。在容积控制箱上接一组可调整压力的氢气瓶，使容积控制箱水面上覆盖着一定压力的氢气，溶入冷却剂的氢气不断随冷却剂净化流进入主冷却剂系统中。

化学物添加系统图

联氨除氧

联氨除氧是化学除氧的一种，在反应堆冷启动时或反应堆停堆后添加联氨用以去除水中的氧，以防腐蚀。

添加氢气

在反应堆运行期间需要不断向主冷却剂系统中补充水，由于补水中有溶解氧，故使主冷却剂系统中氧含量逐渐增多。另外，作为冷却剂的水在放射性辐照下会发生分解而生成氧，也促使主冷却剂系统中氧含量增多。

由于反应堆内具有放射性，因此在运行时处理的方法就与一般方法不同，不能使用常规动力装置中所常使用的添加剂。这时，为了在运行中去除一回路中的氧，通常向回路中添加氢气或氨。

六、水质监测取样系统

该系统用于在反应堆整个运行期间及时真实地取出反应堆主冷却剂系统及有关辅助系统的液体和气体样品，供对一回路水质分析用，以便通过分析结果，监测装置运行情况，指导运行操作。所以说取样系统是装置水化学运行操作中的耳目。对该系统操作是否严格遵守规程，发现问题能否及时采取必要措施，一定程度上关系到装置能否正常安全地运行。

“陆奥”号所用取样系统图

下面以“陆奥”号所用一回路取样系统为例，介绍取样系统的流程。

该系统由主取样冷却器、泄放取样冷却器、延时盘管、取样泵及氢气分析器等所组成。主取样冷却器可将高温高压的冷却剂冷却到100℃，并收容在取样瓶内，使在大气压下不会闪发。泄放取样冷却器是将泄放水冷却到100℃，使在取样口处不产生闪发。

延时盘管是使水样和气样在流路中滞留足够的时间，使16N及其它一些短半衰期的放射性同位素充分衰变，将取样室内的放射性水平降到非常低的程度。

系统中设有作为氢气分析器的自动气体分析器及气体分析器。自动气体分析器用以自动测定漏入安全壳、反应堆舱室和反应堆辅机舱室中的氢气。气体分析器用以测定来自排出箱、疏水箱、中放箱、容积控制波动箱等气部分的气样和冷却剂水样中的氢气浓度。

七、辅助水系统

为了保证主冷却剂系统各种工况下的正常运行，设置了设备冷却水系统、补给水系统、一次屏蔽水系统、换料充排水系统等，这些系统统称为辅助水系统。下面分别加以介绍。

7.1 设备冷却水系统

设备冷却水系统的功用是向一回路各所需冷却的设备供给冷却水。为了防止海水直接与一回路各设备接触，防止带放射性物质进入海水而污染环境，因此设备冷却水为中间闭式冷却系统。它介于一回路系统与海水系统之间。系统中的冷却水为除盐水（淡水）。

典型设备冷却水系统的流程如图所示。

它由设备冷却水热交换器、设备冷却水泵、设备冷却水波动箱、辅助海水泵等构成。设备冷却水用设备冷却水泵循环，流过设备冷却水热交换器壳侧，被海水冷却后送往各需冷却设备，然后再返回热交换器，如此构成一个闭式的中间冷却回路。海水是用海水泵循环。为了防止海水漏入热交换器中，淡水侧的水压应高于海水侧。在设备冷却水系统热负荷有变化时，设备冷却水温度随之变化，由此引起的冷却水体积的变化则由设备冷却水波动箱补偿。当波动箱水压降低时，可自动从一回路补给水系统向该系统补给水。为了减少介质对系统的腐蚀，可向波动箱投放重铬酸钾缓蚀剂。

7.2 补给水系统

补水的来源根据规划，各动力装置的设计可不相同，如陆上核电站和“奥托汉”核船，一回路补水与二回路用水的水质准标相同，因此可使用二回路冷凝器脱气的冷凝水。“陆奥”号是用脱气除盐水作为补水，因此在补水系统中另外设置离子交换器，用经处理后的水作为补水。

“陆奥”号补水系统原则线图如图所示。

该系统是由补水冷却器、补水泵、补水调压箱及再生式离子交换器构成。其职能是将来自二回路经除氧后的给水供给容积控制系统、取样系统、设备冷却水系统等用户。

补水冷却器用海水冷却，来自二回路的除氧补给水被冷却后，用泵送往离子交换器进一步除盐。为了防止海水向除盐水侧漏泄，补水侧的运行压力为0.2兆帕，而海水侧的压力为0.15 兆帕。在补水泵出口装有调压箱，用以调整泵压力的变化及暂时贮存补水。为了防止氧气重新返入补水中，调压箱为膜封式，并用控制系统用的空气调压。另外，在离子交换器入口设有温度控制的转换阀，当水温增高时，自动将高温水返回冷却器入口，保证交换器可靠工作。交换器以后的管道材料，均采用不锈钢。

7.3 其它辅助水系统

除上述辅助水系统外，根据装置设计的不同，尚有换料充排水系统、一次屏蔽水系统，核电站中还有废燃料池冷却和纯化系统等。这些系统有的单独成立系统，有的是由其它系统承担其任务而不单设。

一次屏蔽水系统的功用是为反应堆的一次屏蔽水箱充水、排水、冷却及补充水的损耗、向一次屏蔽水中添加缓蚀剂以及处理由于辐照分解产生的氢气以防止爆炸等。

图为一次屏蔽水系统的原则线图。

换料充排水系统的功用是向换料所用的临时屏蔽水套充水和排水。

换料充排水系统是在更换燃料时使用。由于废燃料中积累了大量裂变产物，加上压力壳及堆内构件的被活化，则在反应堆周围及元件本身都是具有极强的放射性，同时其衰变热也很大。因此在换料时必须采取措施以便屏蔽放射性及去除衰变热。通常采取的措施就是在换料时临时装上屏蔽水套，以保证工作人员的安全和防止燃料元件的烧坏。换料充排水系统就是用以向屏蔽水套充水和排水，以便除去堆芯的衰变热。为了简化装置，该系统常借用其它系统来完成其任务。

八、工程安全设施

对于压水堆装置，由于在高温、高压、强放射性情况下工作，一旦发生重大事故，危害严重。因此，核动力装置安全是设计、制造、安装和运行中的一个极其重要的问题。

压水堆装置的工程安全设施包括余热及危急冷却系统、安全注射系统、堆舱（安全壳）喷淋系统及堆舱（安全壳）通风及温调系统等。

工程安全设施中最典型的当为安全注射系统和安全喷淋系统安全注射系统又叫应急堆芯注水系统。在某些事故工况下，例如失水、停泵、断电及主蒸汽发生器管道破裂时，向反应堆堆芯应急充填和补给冷却水，以除去衰变热，防止堆芯烧毁。

图为“陆奥”号采用的安全注射及安全喷淋系统的原理图。

当主冷却剂系统破断时，稳压器的水位降低，压力也同时降低，并发出应急堆芯注水信号，同时可启动两台应急堆芯注水泵中的一台，补给水泵两台（或补给水泵一台，应急衰变热除去泵一台）。在小失水事故时，由于破口小，压力降落缓慢，故是在高压下注水，此时可启动充填泵（2立方米／小时），由容积控制系统向容积控制波动箱中注水。中等失水事故时，压力为中等程度，用补给水泵（9.6立方米／小时）或非常用水箱的水，用应急衰变热除去泵向堆芯注水。大失水事故时，冷却剂流出速度大，压力降低得也快，是在低压下注水，此时将一次屏蔽箱内的水用应急堆芯注水泵（100立方米／小时）向堆芯注水。

根据安全注射信号和堆舱（安全壳）内压力升高信号的同时作用，启动两台安全喷淋泵中的一台，将非常用水箱的水喷淋到堆舱（安全壳）内。

当水箱及其它用水用完时，可将舱底水用排污泵注射到堆芯内，此时称转成再循环工况。在对空间体积要求严格的动力装置中，此系统可以简化。

非能动冷却系统

非能动系统的含义，是指这种系统的投入不依赖外部能源而依靠自身蕴含的能量。在核动力装置中采用非能动安全设施，能够提高反应堆的固有安全性，减小发生核事故的几率。

例如，在先进的压水堆核电厂设计中，安全注射系统设有高、中、低压安注分系统，其中中压安注系统是非能动的，是一个置于高位的大水箱，顶部充入氮气使水箱内部压力达到某一整定值，水箱与反应堆入口主管道之间的连接管道上有逆止阀。正常运行时，主冷却剂系统压力大于中压安注箱内压力，安注箱中的水不能注入主冷却剂系统，主冷却剂也不能进入安注箱；发生失水事故时，一旦主冷却剂系统压力低于安注箱整定压力，安注箱中的水即自动注入堆芯。这就是非能动安全设施的一个典型例子。

对于船舶核动力装置，最重要的非能动安全设施之一是非能动余热排出系统，其主要工作原理如下：在发生全船断电及可靠电源丧失事故时，主泵等用电设备均停止工作，一回路依靠主冷却剂系统的自然循环能力将堆芯余热排到蒸汽发生器，蒸汽发生器二次侧与应急冷却器之间也依靠应急给水的自然循环，将蒸汽热量传递给海水，实现堆芯余热的非能动排出。采用非能动安全设施是船舶核动力装置技术发展的一个重要趋势。

九、放射性废物处理系统

反应堆投入运行后，冷却剂、冷却剂中的杂质、被冷却剂浸润的设备和管系所生成的腐蚀产物以及反应堆周围的空气等，在强烈的中子辐照下可产生放射性同位素；另外，由于燃料元件包壳破损，裂变产物也会扩散到冷却剂之中；在检修时被放射性污染的工具、衣物等破损而扩散到冷却剂中的数量计月计算；各种液体、固体、气体（包括空气中的放射性灰尘）形成的放射性废物，统称为放射性“三废”。放射性“三废”的处理必须严肃认真对待，否则不仅危害船内人员的安全，也会污染环境，给社会带来危害。

船舶核动力装置的废液体和废固体处理系统较复杂，一般采用浓集贮存箱，船内浓集贮存、陆上处理的办法。这种办法对海洋污染是极小的，但占用了船内的部分空间，这是不利的。

放射性废气包括反应堆燃料元件内的裂变气体通过燃料包壳破裂处进入冷却剂中产生的和冷却剂受中子辐照的生成物及安全壳内的空气受中子辐照的生成物。冷却剂中的放射性气体可能通过蒸汽发生器不严密处漏到二回路蒸汽中，随同不凝结空气从主冷凝器的抽气器出口排放到机舱内。放射性气体对人体有害，必须去除。

在舰船上去除冷却剂中放射性气体的办法有两种：其一，在主抽气器出口处设空气净化设备（如活性炭吸附等办法）；其二，在主冷却剂系统中，直接从冷却剂中将放射性气体分离出除气。

十、参考文献

【1】彭敏俊，船舶核动力装置，原子能出版社，2009年8月

【2】凌备备、杨延洲，原子能出版社，1982