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核电厂换料大修期间二回路水化学控制发布时间：2021-03-12T07:16:36.320Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年25期作者：罗大为[导读] 因此需根据大修期间水化学控制的特殊性，采取有针对性的水化学控制措施。
福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要：核电厂停堆换料大修期间二回路水化学控制是系统设备管理和维护的重要内容之一，大修期间的水化学控制质量直接关系到功率运行期间二回路的水化学指标。
文章结合核电厂停堆换料大修期间二回路水化学控制的特点，对大修期间的水化学控制措施及影响因素进行探讨，以进一步提升二回路水化学管理整体水平，为机组正常功率运行创造良好的水化学运行环境。
关键词：换料大修；二回路；水化学控制；腐蚀1大修期间二回路水化学控制的特殊性停堆换料大修期间二回路水化学控制与正常功率运行期间相比有很大差异，具有其特殊性，如表1所示。
大修期间，二回路系统处于停运状态，整个系统设备检修面广，且许多系统设备需开口，涉及人员多，水化学控制受到检修工况变化的影响大，且化学控制效果又不能马上体现，只能在后续机组启动和并网升功率后逐渐反映出来，这对化学控制增加了难度和不确定性。
因此需根据大修期间水化学控制的特殊性，采取有针对性的水化学控制措施。
表1 停堆大修期间与正常功率运行期间二回路水化学控制差异2大修期间二回路水化学控制措施2.1管理理念更新早期的二回路水化学控制重点放在功率运行期间，保证关键指标参数不超规范，不太关注停堆大修期间的水化学控制。
随着电厂水化学管理水平的提高以及运行经验的积累，对水化学的认识也不断加深，逐步形成了核电厂各运行阶段的全过程二回路水化学控制策略，仅仅关注功率运行期间二回路水化学参数或指标是远远不够的，必须重视大修期间的二回路水化学控制。
—制定并严格执行化学管理制度制定换料大修期间电厂化学管理制度，对大修期间化学品及辅助材料使用、系统设备检查和保养要求、二回路各系统水质控制和处理措施等进行规定，明确各相关人员的职责和行为要求，严格执行水化学管理制度，使化学控制管理有章可循。
1、列出压水堆核电站主要控制系统。
2、简述压水堆核电站自稳自调特性，并分析。
3、简述压水堆核电站最佳稳态运行方案。
4、简述压水堆核电站负荷运行方式及优缺点。
5、画出大亚湾核电站运行梯形图。
6、画出核电站A模式运行梯形图7、简述燃耗对功率分布的影响。
8、简述限制功率分布的有关准则。
9、热管因子、轴向偏移、轴向功率偏差10、简述控制棒驱动机构提升程序。
11、简述模式G功率补偿棒组控制系统工作原理？12、简述冷却剂平均温度调节系统的三通道非线性调节器？13、简述稳压器压力控制系统的主要控制变量及控制参数？14、描述稳压器水位控制系统的简化框图？15、简述依据R棒位置和运行状态点位置硼浓度的稀释操作和硼化操作？16、简述稳压器喷淋和电加热器不投入时水位下降的瞬态过程？17、稳压器在喷淋和加热器投入时负荷阶跃增加10%的瞬态过程。
18、简述蒸汽发生器的液位控制原理？19、为什么压力壳的工作温度一定在脆性转变温度之上？在P-T图上画出一回路系统允许区和禁止允许区的范围？说明反应堆的“老化”对其运行温度的影响。
20、说明蒸汽发生器水位对核电站运行的影响？21、简述稳压器压力提高和降低的保护措施22、稳压器水位整定值与一回路平均温度的函数关系，核电厂运行时，维持下泄流基本不变，靠改变上充流量来实现水位调节。
23、硼和水补给系统有五种正常补给的操作方式，即：慢稀释、快稀释、硼化、自动补给和手动补给。
24、试述RRA系统正常启动和正常停运的外部条件？25、主蒸汽隔离阀有三种工作方式：慢速开启（关闭）、快速关闭、部分开启（关闭）26、简述汽轮机旁路排放系统的”压力控制模式”和“温度控制模式”。
27、除氧器有几个汽源？各在什么情况下使用？28、简述主给水调节阀和旁路给水调节阀的控制原理？29、凝结水抽取系统主要包括三个控制系统：冷凝器水位控制、再循环流量控制、除氧器水位控制。
30、高压安注系统的工作分为直接注入与再循环注入阶段。
反应堆热工复习第一章一、核能的优缺点1、优点：核能对环境的污染较少；不产生二氧化碳；能量密度高；运输成本低；运行时间长，不需要中途加料；热能产生不需要空气；2、缺点：产生大量的放射性物质；热效率低；不便于调峰；潜在危险大；二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？压水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，冷却剂在流过堆芯时一般不发生饱和核态沸腾。
沸水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，堆芯中的水处于饱和沸腾状态，一回路工作压力比压水堆低很多，没有蒸汽发生器。
重水堆：使用重水做慢化剂，使用天然铀作为燃料，冷却剂系统可由一或两个回路组成。
三、反应堆热工分析主要包括那些内容？分析燃料原件内的温度分布、冷却剂的流动和传热特性、预测在各种运行工况下反应堆的热力参数，以及在各种瞬态和事故工况，压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。
四、第四代反应堆有哪些优点？有哪6种第四代反应堆堆型？第二章一、影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例简述他们各自对堆功率分布的影响。
因素：燃料布置、控制棒、水隙及空泡、燃料自屏效应燃料布置：通过合理布置不同富集度的燃料可以有效的展平堆芯功率分布，提高反应堆热功率。
控制棒：合理的布置有利于堆芯径向功率的展平，但给轴向功率分布带来不利的影响。
水隙及空泡：水隙引起的附加慢化作用使得该处的中子通量上升，水隙周围的燃料原件功率上升。
而空泡中蒸汽的密度比水小得多，慢化作用弱，其会导致周围燃料原件功率下降。
燃料自屏效应：热中子主要被棒外层燃料吸收，造成燃料块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子，使得燃料块内层功率较低。
二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成？他们各具有什么特点？1、因为反应堆停堆后反应堆会由于剩余中子引发裂变或是裂变产物的衰变等原因继续产热。
2、由燃料棒内储存的显热、剩余中子引发的裂变热，以及裂变产物、中子俘获产物的衰变热组成。
3、显热和剩余中子的裂变热将在30S之内传出，而衰变热将在停堆后的较长时间内持续产生，其功率随停堆时间的增加而逐渐减少。
2020年第24期/总第318期0引言核电厂二回路良好的水化学工况取决于系统设计、结构、设备材料等，在电厂设计完成投运后水化学管理就成了水质控制的关键手段。
近几年，随着对二回路系统水化学控制的不断改进，二回路系统水质已得到明显改善，减少了二回路系统设备的腐蚀，保障着核电厂的安全稳定运行。
1二回路水化学控制优化1.1水化学管理理念提升二回路系统化学控制的目的是降低系统设备的腐蚀，减少腐蚀产物转移到蒸汽发生器内，降低蒸汽发生器二次侧的杂质离子浓度，改善传热管的缝隙化学环境，从而避免蒸汽发生器传热管的晶间腐蚀和应力腐蚀开裂。
目前，核电厂水化学管理的关键已经从控制水质的不超标转变为尽量降低系统杂质离子的含量。
因为只有在系统使杂质离子控制在尽量低的水平，才能有效地降低二回路系统的腐蚀，防止蒸汽发生器传热管的腐蚀开裂。
[1]核电厂化学人员对重要系统的关键参数建立了趋势跟踪，全面了解电厂的化学状态，当实验室检测的化学参数与前几次数据结果和化学控制规范指标比较时，发现化学数据超出期望值/控制值或者对比近几次分析数据有明显异常或者有劣化趋势，则立即确认取样的代表性和分析结果的准确性，比较在线仪表与化学离线分析数据，以判断超值数据的正确性，再结合系统设备的运行状况变化，判断是否为化学偏离或异常，如判断为化学偏离或异常则根据化学异常管理流程，立即汇报处理并分析出现异常的原因，根据纠正行动的等级采取相应的纠正措施，在规定的纠正时间内将化学参数恢复到正常的化学控制值范围内。
对于长期存在的异常情况，化学人员联合运行、维修人、设备管理人员成立了专项工作小组，共同商讨对策，研究解决，分析化学异常的原因，并决策下一步的纠正行动，直至异常化学参数恢复到正常控制值范围内。
核电厂二回路系统水化学控制优化昌桐刘慧宇郑文君摘要核电厂二回路水化学控制在电厂运行过程中起到关键作用，良好的水化学控制方法可以最大限度地降低二回路系统设备特别是蒸汽发生器的腐蚀，提高核电厂运行的安全性和可靠性。
核电机组启动阶段的一回路水化学控制摘要：压水堆核电站具有功率密度高、结构紧凑、安全控制容易、技术成熟、成本和发电成本相对较低的特点。
它是世界上使用最广泛的商用核电站，占轻水堆核动力机组总数的3/4。
高温高压轻水作为一回路冷却剂、慢化剂和二回路工作介质。
主系统冷却剂在强辐射条件下工作。
因此，核电站的水化学问题，如放射性污染、设备和材料的腐蚀、水质的保证和控制等变得非常复杂和严重。
多年来，国内外许多研究机构或专家对核电站水化学进行了大量的研究工作。
通过对水化学的控制，减少了腐蚀和放射性污染，从而维护了反应堆的运行安全，提高了核电站的可用性，效果显著。
关键词：核电机组；启动阶段；一回路；水化学控制1、前言作为包含核心的系统回路，系统设备长期处于高温、高压、高辐射环境中。
为了保证系统设备在使用寿命期内安全可靠地运行，水化学控制是必不可少的。
一次水化学主要从两个方面影响机组的运行安全：一是影响一次回路边界的完整性；二是影响堆芯外的辐射剂量水平。
实践表明，为了提高一回路水化学控制水平，减少腐蚀，减少放射性污染，除加强正常运行期间水质的监督控制外，机组启动阶段的水质控制也显得尤为直接和必要，对后续机组正常运行时的水化学有着直接而深远的影响。
2、启动期间的水化学指标机组启动时，通常只进行热态试验或大修，所有重要设备和管道容器长期处于停（备）开状态，不可避免地会产生大量杂质和腐蚀。
应严格控制含氧量及其它各项指标，尤其是含氧量高的水质指标。
2.1溶解氧氧本身是一种活性腐蚀元素，也是其他元素腐蚀不锈钢的催化剂。
当温度超过120℃时，会引起不锈钢和燃料包壳的应力腐蚀。
因此，在反应堆冷却剂温度升至120℃之前，溶解氧含量必须控制在100μg/kg以内，因此在化学平台期间加联氨进行除氧，确保主系统和稳压器溶氧小于100μg/kg，否则应停止升温和机组上升，直到溶解氧合格为止。
2.2氢水在高辐射环境中的分解反应是可逆的。
加氢可以有效地抑制水的辐射分解，从而减少氧化产物的生成，使一回路系统处于还原环境中。
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。
核电站水化学控制工况复习参考一、名词解释及填空1、放射性强度：是度量放射性强弱的物理量，常用的单位有居里（Ci）、贝克（Bq）和克镭当量。
2、剂量当量：就是用来度量不同类型的辐射所引起的不同生物学效应，其单位为雷姆（rem）或希沃特（Sv）。
1 Sv=100 rem。
3、压水堆：是以加压轻水（普通）水做冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
4、重水堆：是以重水做慢化剂的反应堆。
5、沸水堆：是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂，并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。
6、快中子反应堆：是以快中子来产生和维持链式裂变反应的反应堆。
7、核电站一回路系统：反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，它是核电站的最重要的系统，也是核电站区别于其他类型电站的本质特征。
8、核电站二回路系统：核电站的二回路系统即以汽轮机发电机组设备为主的系统，在该系统中主要实现蒸汽获得、冲转汽轮机、带动发电以及对乏汽进行冷却等功能。
9、压水堆核电站核岛中四大部分是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
10、蒸汽发生器：是核电站一回路和二回路的枢纽，它将反应堆内产生的热量传给蒸汽发生器的二回路水侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。
蒸汽发生器按工质流动方式分为：自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环）蒸汽发生器。
压水堆广泛使用的三种蒸汽发生器：U形管自然循环蒸汽发生器，卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器。
11、稳压器：让反应堆压力容器内的水受热后不变成蒸汽，并维持水的压力在一定范围内的设备。
稳压器工作原理是：当稳压器中压力过大时，把产生的蒸汽释放到除盐水箱中泄压。
稳压器分为两类：气罐式稳压器和电加热式稳压器。
12、环路：一个反应堆压力容器通过一个蒸汽发生器不足以冷却其反应堆，故通过设置多个环路来冷却，设置环路是为了提高热能利用率。
每一条环路是由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成，在其中一个环路的热段管道上，通过波动管与一台稳压器相连，一回路系统的压力由稳压器调节，且保持稳定。
13、反应堆内为混合直接换热，蒸汽发生器中为一回路水和二回路水的间接换热。
14、快中子堆以钚-239为裂变燃料，以铀-238为增殖原料（不会裂变）。
冷却剂是液态钠，以减少中子的吸收损失。
钚-239裂变反应使用的是快中子，而不是热中子。
裂变产生的中子即为快中子，因此快中子堆不需要慢化剂。
用快中子轰击钚-239原子核产生裂变；一个钚-239原子核裂变放出的中子比一个铀-235核裂变产生的中子数多，因此钚-239裂变产生的中子数除维持反应堆的链式反应外，多余的中子被铀-238俘获后可产生新的钚-239，而新生的钚-239比堆芯内消耗的钚-239还多，这样就实现了核燃料的增殖。
15、反应堆回路及其辅助系统的厂房构成核岛。
汽轮机回路及其辅助系统和厂房总称常规岛。
电厂的其他部分统称为配套设施。
16、核电厂常见的金属材料有：奥氏体不锈钢（如304、316和A286），镍基合金（如600合金、690合金、X-750和718合金）；Zr-4合金。
PWR二回路系统的蒸汽发生器管束一般采用600 合金（因科镍-600），该材料相比不锈钢，可以减少发生应力腐蚀破裂的可能性，但是碱性腐蚀损坏几率却有所增加，所以，为保证二回路的安全运行，水化学工况必须考虑蒸汽发生器的结构和结构材料的特点。
蒸汽发生器可以通过排污来调节水质，排污水率控制在2%左右，排污水经过相应的净化处理之后，返回二回路系统。
17、压水反应堆的本体结构：堆芯，堆芯支撑结构，反应堆压力容器及控制棒驱动机构。
18、可裂变核在中子的轰击下变成两个或三个碎片，这些碎片称为裂变产物。
由于135Xe 有很强的吸收中子的能力，故称135Xe“毒”149Sm“渣”。
二、问答题1、放射性的危害及特点：答：大多数物质的原子核是稳定不变的，但是有些物质的原子核不稳定，会自发地发生某些变化，这些不稳定原子核在发生变化的同时会发射各种各样的射线，这种现象称之为“放射性”。
放射性元素发出α、β、γ三种射线。
α射线是氦核流，β射线是电子流，统称为粒子辐射。
γ射线是波长很短的电磁波，统称为电磁辐射。
这些射线的共同特点是：有一定的穿透物质的能力；人的五官不能感知，但能使照片底片感光；照射到某些物质上能发出可见的荧光；通过物质是网友电离作用。
放射性对人体的损伤组要是体内照射。
只要是由α射线引起的。
此外还有体外照射，主要由γ射线引起。
2、沸水堆与压水堆核电站的不同：答：（1）直接循环：反应堆内产生蒸汽直接引入汽轮机，推动汽轮机组发电。
这是沸水堆与压水堆核电站的最大区别。
沸水堆核电站没有蒸汽发生器、稳压器。
系统压力也由15MPa 下降到7MPa。
使得系统大大简化，能降低投资。
但是（2）堆芯出现空泡：沸水堆核电站的反应堆具有负的空泡反应性系数，通过调节冷却剂流量来调节堆芯的反应性。
利用可燃毒物调整寿期初过剩的反应性，不采用可溶毒物硼，省略了化学与容积控制系统。
（3）控制棒机构：由于堆芯上部有汽水分离系统，故控制棒采用液压驱动机构自下而上插入堆芯。
（4）抑制式安全壳：沸水堆核电站内在安全壳内存有大量的水，在事故条件下可用水抑制压力的上升。
直接循环带来的汽轮机厂房内的辐射防护和放射性废物处理问题一直是其主要弱点。
3、快中子增殖堆的特点与优势：答：能实现燃料的增殖且增殖的速度大于燃料消耗的速度；快堆能消耗PWR产生的裂变产物；压水堆、沸水堆、重水堆和石墨气冷堆等对铀资源的利用率只有1%-2%，但快堆能把铀资源的利用率提高到60%-70%。
4、核电站的安全措施：答：（1）四重屏障：燃料芯块、密封的燃料包壳、坚固的压力容器和密闭的回路系统，以及能承受内压的安全壳。
（2）多重保护：在出现可能危害设备及人身情况是能进行正常停堆；因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；发生自然灾害时能安全停闭；如有任何原因使控制棒未插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。
5、压水堆的堆芯构成和特点：堆芯主要由燃料组件和堆芯功能组件构成。
答：（1）燃料组件由燃料元件、定位格架和组件骨架等组件构成。
燃料元件呈17×17正方形排列。
每个组件有289个位置，其中264个位置由燃料元件占据。
（2）堆芯功能组件包括控制棒组件，可燃毒物组件，阻力塞组件，初级中子源棒组件和次级中子棒组件等。
a、控制棒组件分为两类，一类由24根带吸收剂的棒束组成，所用吸收材料为银铟镉合金，这类合金称为黑棒束组件；另一类是灰棒束组件，有8根棒的吸收剂为银铟镉合金，其余16根为不锈钢做吸收材料的灰棒。
b、可燃毒物组件由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管组成，成分是B2O3+SiO2用于抵消堆芯第一次装料大部分过剩的后备反应性。
c、阻力塞组件是下端呈子弹头形的短不锈钢棒，用于封闭不带有控制棒组件，可燃毒物组件或中子源棒组件中的控制导向管，以便减少冷却剂的旁路。
d、初级中子源棒组件为监督初始堆芯装料和反应堆启动提供所需的中子源，次级中子源棒组件用于反应堆满运行两个月后的反应堆停堆后再启动，它由叠放在一根不锈钢管中锑-铍芯块组成，锑在堆内吸收中子活化后放出的γ射线。
6、一回路中反应堆冷却剂系统的要求：答：（1）确保一回路系统的压力容器材料的完整性；（2）确保燃料包壳完整性和保证燃料的设计性能；（3）控制燃料堆芯外的辐射达到最小程度。
7、反应堆冷却剂系统的主要功能：答：（1）在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出，并通过蒸汽发生器传给工质，产生蒸汽，驱动汽轮发电机组发电。
（2）在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。
（3）系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。
（4）反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢化剂和反射层作用。
（5）系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡核沸腾，同时对一回路系统实行超压保护。
8、压水堆的反应堆回路：答：（1）压水型反应堆：压水型反应堆是一个装有核燃料的耐高压容器，通常称为压力容器。
在压力容器内，安装着157个核燃料组件，形成堆芯。
首次装入堆芯的燃料组件有三种不同富集度的核燃料，即含铀一235分别为1．8％、2．4％和3．1％。
高富集度的核燃料一般布置在堆芯外区，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。
大亚湾核电站采用的改进型燃料组件(AFA)的栅格和总体尺寸标准型即燃料棒按17×17排列成正方形柱件，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。
（2）燃料棒：燃料棒由壁厚为0．57mm，外径为9．5mm，长度为3852mm的锆4(Zr4)合金管作为包壳。
包壳内装的核燃料为二氧化铀(U02)芯块，芯块的直径为8．19mm，高度为13．5mm。
每根燃料棒内的二氧化铀芯块数量为272个。
包壳内预先充以3．06MPa的氦气，这样在运行时，这个内压可以部分地补偿反应堆内冷却剂对包壳管的外压。
同时，氦气对提高传热性能的稳定性也有好处。
控制棒由不锈钢管作为包壳，包壳内装有银(80％)一铟(15％)一镉(5％)合金制成的圆棒。
圆棒的直径为8．7mm，长度为3607mm，它具有很强烈的吸收中子的能力。
当控制棒向燃料组件内下插时，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少，反应堆的功率就上升。
这样，利用控制棒的插入和提出，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。
一旦磁力驱动机构断电时，由于重力作用，全部控制棒下落入堆芯，整个核反应立即停止。
此外，调节一回路冷却剂中的硼浓度，也能控制反应堆功率的高低。
（3）回路组成与特点：反应堆压力回路由三个并联的环路组成，每个环路中各有一台蒸汽发生器和一台主冷却剂泵，用不锈钢管组成封闭回路。
三个压力环路中的一个环路上，还装有一台稳压器，用以保持压力回路总的压力为15．5MPa，以防压力过高导致设备或管道破损，或者压力过低致使冷却剂汽化，影响导出热量。
稳压器上部蒸汽空间设有喷淋装置，当系统压力升高时，能自动喷淋冷凝蒸汽降压；稳压器下部水室空间设有电加热元件，当系统压力降低时，能自动加热产生蒸汽以增大压力。
此外，在稳压器顶部还装有安全阀、卸压阀以保证运行安全。
（4）其他系统：除了上述主系统外，压力回路还有十几个安全和辅助系统。
这些系统按照它们的功能大体上可以分为三类。
第一类是牵涉到核安全的安全系统，共有4项。
这些系统主要是在反应堆发生大量失水事故时可以自动投入，阻止事故的进一步扩大，以保护反应堆的安全，同时防止放射性物质向大气环境扩散。
