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核反应堆的组成介绍和原理，太壮观在核能利⽤上,⼈们不希望铀核像原⼦弹⼀样⼀下⼦都裂变掉,⽽是希望要有控制地让⼀定数量的铀核进⾏裂变,使巨⼤的原⼦核能平静⽽缓慢地释放出来,这就需要设计⼀种特殊的可受控制的反应装置-原⼦核反应堆。
反应堆的核⼼部分是堆芯。
堆芯内装有钠25或怀20等核燃料,⽤中⼦--“点⽕”,原⼦核裂变的“链锁反应”就开始了,即核燃料就“燃烧”起来。
铀235裂变产⽣的是速度很⾼的快中⼦。
这些快中⼦很容易被天然铀中含量很⾼的铀238俘获⽽不发⽣裂变,从⽽使铀235原⼦核间的链式反应停⽌。
为了降低中⼦的速度,⼈们在铀棒的周围装⼊了⽯墨或重⽔等减速剂。
这样⼀来,铀235裂变产⽣的快中⼦进⼊⽯墨后,就与⽯墨的原⼦核发⽣相互碰撞,结果,使其速度减慢,能量减⼩,变成了速度较慢的热中⼦。
铀238不吸收这种热中⼦,从⽽,保证了铀235的裂变反应继续进⾏。
如果中⼦太多,⼜会使铀235得裂变反应进⾏得太激烈。
这样随核能的⼤量释放,反应堆内部温度的不断升⾼,有可能使反应堆遭到破坏。
那么,该如何控制核裂变链式反应进⾏的速度呢?其实很简单,只要在反应堆⾥安装⼀种棒状的控制元件,以控制新产⽣的中⼦数量就⾏了。
控制棒⼀般⽤镉钢制成,这些材料特别喜欢“吞吃”中⼦。
当反应过快时,将控制棒插进反应堆深⼀点,让它⼤量“吞吃”中⼦,中⼦数⽬⽴刻减少,反应就慢下来;反之,链式反应的速度就会加快。
从⽽使反应堆按照⼈们的需要释放能量。
反应堆启动后,核裂变释放的核能会使反应堆的温度迅速上升。
⼈们采⽤循环运⾏的冷却剂,把能量从反应堆⾥源源不断地输送出来,通过热交换器把能量传送给⽔,⼤量的⽔受热变成⾼温⾼压的蒸汽,蒸汽再去推动汽轮发电机发电,这就成了核电站。
反应堆是核电站的⼼脏,它相当于⽕⼒发电站的锅炉。
只不过锅炉⾥烧的是煤,反应堆⾥“烧”的是核燃料。
⽕柴盒⼤⼩的⼀块可代替30多卡车的优质煤,真是令⼈难以置信的核能!在反应堆的外⾯,还修建有很厚的⽔泥防护层,⽤来屏蔽核反应中产⽣的射线对⼈体的伤害。
核反应堆类型简介核反应堆类型简介核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。
在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。
核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。
相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。
核反应堆分类有：按时间分可以分为四代：第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。
第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。
目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。
第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。
第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。
按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。
按反应堆慢化剂和冷却剂分：轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂；重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。
两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂；石墨气冷堆；石墨液冷堆。
按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。
核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。
第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。
SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。
超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。
SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。
SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。
该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。
超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。
系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。
核反应堆技术简介核反应堆技术是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的技术。
核反应堆是核能发电的核心设备，它能够将核能转化为热能，再通过热能转换为电能。
本文将对核反应堆技术进行简要介绍。
一、核反应堆的基本原理核反应堆利用核裂变或核聚变反应释放出的能量来产生热能，进而驱动发电机发电。
核裂变是指重核（如铀、钚等）被中子轰击后分裂成两个或多个轻核的过程，同时释放出大量的能量和中子。
核聚变是指轻核（如氢、氦等）在高温和高压条件下融合成重核的过程，同样也会释放出巨大的能量。
核反应堆中的燃料一般采用铀、钚等重核，通过控制中子的速度和密度，使其与燃料发生核裂变反应。
核裂变反应产生的中子会继续与其他燃料发生反应，形成连锁反应。
为了控制连锁反应的速度，核反应堆中通常会加入一种称为“控制棒”的装置，通过调整控制棒的位置来控制中子的密度，从而控制反应的速度。
核反应堆中的燃料棒是核反应堆的核心部件，它是由燃料和包覆材料组成的。
燃料一般采用铀-235或钚-239等可裂变核素，包覆材料则是用来保护燃料，防止辐射泄漏和燃料损耗。
燃料棒的排列形式有很多种，常见的有方形排列和六边形排列。
二、核反应堆的类型核反应堆根据使用的燃料和工作原理的不同，可以分为多种类型。
常见的核反应堆类型包括压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）、气冷堆（AGR）等。
1. 压水堆（PWR）压水堆是目前最常见的核反应堆类型，它使用普通水作为冷却剂和减速剂。
核反应堆中的燃料棒被放置在压力容器中，水通过燃料棒周围的管道，吸收燃料产生的热量，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。
2. 沸水堆（BWR）沸水堆也使用普通水作为冷却剂和减速剂，但与压水堆不同的是，沸水堆中的水直接与燃料棒接触，燃料产生的热量直接将水加热为蒸汽，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。
3. 重水堆（CANDU）重水堆使用重水（氘氧化物）作为冷却剂和减速剂。
核反应堆的构造与原理核反应堆是人类利用核能进行能源转化和利用的重要装置，它是利用核裂变或核聚变等反应过程产生的能量，转化为电能或其他形式的能量。
核反应堆由反应堆本体、控制与保护等系统和辅助设备等部分组成。
一、反应堆本体反应堆本体是核反应堆的主体构件，核反应堆的反应主要在反应堆本体内进行。
反应堆本体包括反应堆压力容器、燃料组件和冷却系统。
1、反应堆压力容器反应堆压力容器是承受反应堆本体内高温、高压和强辐射环境的容器，它是反应堆安全的重要保障。
该容器采用钢制主体，内衬防辐射钢板和铅板等材料。
2、燃料组件燃料组件是反应堆内主要储能的部分，它包含了用于核反应的燃料和燃料包壳等外壳保护。
燃料包壳往往是由合金钢、锆合金或铝合金等制成。
燃料则往往是铀、钚等可用作核反应燃料的物质。
3、冷却系统冷却系统是反应堆内负责燃料排热的部分，它是确保反应堆正常运行的重要保证。
冷却系统采用水、氦气或钠等冷却剂。
二、控制与保护系统1、控制系统控制系统是保证反应堆反应正常的系统，它采用反应堆控制棒调节反应堆内核反应。
控制棒是一种圆筒形的中心空置管，一般由银、铝、钡等元素制成，其管壳外表面均匀地涂覆有镉等元素。
控制棒可根据能量需求随时控制反应堆中的核反应。
2、保护系统保护系统是反应堆安全的保护系统。
它包括常规保护系统和非常规保护系统两种保护方法。
常规保护系统指的是针对燃料组件的温度、压力和中子流量等测量来进行保护;非常规保护系统通常采用紧急关闭系统来保护反应堆安全。
三、辅助设备辅助设备是配合反应堆本体和控制系统使用的一些设备。
辅助设备包括冷却剂回路、泵站、容器防护等。
总之，核反应堆作为一种新型的能源生产方式，具有取之不尽，用之不竭之优势。
只有在技术得到充分保证和严格控制后，才能够达到效果，充分发挥其所以光芒。
核电站中的反应堆控制系统核电站是一种利用核能进行发电的设施，而核反应堆是核电站最核心的组成部分。
为了确保核反应堆能够安全、高效地运行，反应堆控制系统起着至关重要的作用。
本文将对核电站中的反应堆控制系统进行详细介绍。
一、核反应堆的工作原理核反应堆是以放射性核燃料为热源，将核能转化为热能，进而产生蒸汽驱动涡轮发电机组发电的设施。
在核反应堆内，通过控制核反应的速率和强度，可以精确调节放出的热量，使反应堆在安全的范围内运行。
二、反应堆控制系统的组成1. 反应堆物理运行部分反应堆物理运行部分由燃料元件、燃料棒、控制棒以及冷却剂组成。
燃料元件是核反应堆中的核燃料，燃料棒包裹着燃料元件，控制棒则用于控制核反应的速率和强度。
冷却剂在反应堆中起到冷却燃料元件的作用。
2. 反应堆核安全保护系统反应堆核安全保护系统是核电站中的一大重要组成部分。
它包括自动安全保护系统、事故响应系统、控制棒系统等。
自动安全保护系统可以在核反应过程中自动监测温度、压力等参数，一旦出现异常情况即刻采取相应措施。
事故响应系统负责应对各类事故，并采取措施防止事故蔓延。
控制棒系统则通过控制棒的升降来调节核反应的过程。
3. 电子设备和控制装置反应堆控制系统中的电子设备和控制装置起到收集、处理和传输数据的作用。
它们包括各类传感器、数据显示器、控制台等。
这些设备可以监测和控制核反应堆的温度、压力、辐射等参数，确保核反应堆的稳定运行。
三、反应堆控制系统的工作原理反应堆控制系统通过不同的控制方式来调节反应堆的运行状态。
常用的控制方式包括手动控制和自动控制。
手动控制需由操作员根据数据和经验进行调节，而自动控制则通过电子设备和控制装置实现。
在自动控制模式下，反应堆控制系统会根据设定的参数要求，通过调节控制棒的位置来控制核反应的速率和强度。
当监测到温度、压力等参数超过安全范围时，自动安全保护系统会自动切断反应堆的供能，以保证核反应堆的安全。
四、反应堆控制系统的重要性核电站是一种高风险的工业设施，反应堆控制系统的作用至关重要。
CPR1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介对国内各种核电机型的技术来源、功率、所属研发集团进行了简介。
CRP1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介AES-91是俄罗斯压水堆技术，单机容量106万千瓦。
AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该机型为西屋公司设计的3代核电机型。
AP1000采用创新性的非能动技术。
AP1000及其国产化机型或将成为我国三代核电主流机型。
EPR（欧洲先进反应堆）是国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的Konvoi反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。
在建示范堆处于世界先进水平。
CPR1000是中广核推出的中国改进型百万千瓦级（1000MW）压水堆核电技术方案。
它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。
技术来源于法国引进的百万千瓦级机型——M310。
CNP是China Nuclear Power的简写。
CNP650额定功率65万千瓦，是我国自主设计的高水平60万千瓦级商用压水堆核电机型。
该种机型主要应用在秦山核电二期项目中。
兄弟机型还有CNP350及CNP1000。
ACP1000(Advanced China PWR)是中核根据CNP600（这个基本有自主产权）研制出来的，也在向着EPR靠近，融合了好些AP1000的非能动理念，具有自主知识产权。
据称，巴基斯坦将成为全球第一个应用中国具有自主知识产权的ACP1000核反应堆的国家。
有迹象显示，除巴基斯坦之外，阿根廷或许会成为ACP1000的下一个海外客户。
CAP1000/CAP1400是国家核电技术公司在引进西屋AP1000核电技术的基础上“引进、吸收、消化、再创新”开发的三代核电机型。
国家核电技术公司目前的海外重点市场是南非和巴西，采用的机型将是具备自主知识产权的三代核电CAP1400。
典型核电站系统与反应堆发展核电站系统是保证核反应堆的安全运行和电力发电的重要组成部分。
它由多个系统组成，包括反应堆冷却系统、放射性废物处理系统、电力转换系统等。
随着核技术的发展，核电站系统和反应堆也不断进行改进和发展。
在典型的核电站系统中，反应堆冷却系统是关键的核心部分。
这个系统的主要功能是将反应堆中产生的热能转化为电能。
目前，最常见的反应堆冷却系统是蒸汽轮机发电系统。
在这种系统中，核反应堆中的热能用于产生蒸汽，蒸汽通过轮机驱动发电机发电。
另外，还有一种新型的反应堆冷却系统是液态金属冷却反应堆，这种系统可以更高效地利用反应堆产生的热能。
放射性废物处理系统也是核电站系统中的重要组成部分。
核反应堆在发电过程中会产生一些放射性废物，这些废物对环境和人类健康都有潜在的危害。
因此，正确处理和储存这些废物至关重要。
目前，常见的处理方法是将废物进行封存和隔离。
这些废物会被储存在深地层仓库或其他安全的储存设施中，以防止对环境和人类造成污染。
电力转换系统是核电站系统中的最后一个重要组成部分。
核反应堆产生的热能最终需要转化为电能。
蒸汽轮机发动机是目前最常用的电力转换设备。
当蒸汽通过轮机驱动发电机时，机械能被转化为电能。
此外，还有其他一些新型的电力转换装置正在研发中，旨在提高核电站的效率和可靠性。
随着核技术的不断发展，核电站系统和反应堆也在不断进行改进和发展。
一方面，科研人员正在努力开发更安全和可靠的反应堆设计，以降低事故风险。
另一方面，研究人员也在研发新的冷却系统和电力转换设备，以提高核电站的效率和可持续性。
总结起来，典型的核电站系统由反应堆冷却系统、放射性废物处理系统和电力转换系统组成。
这些系统在核电站的安全运行和电力发电中发挥着至关重要的作用。
随着核技术的发展，核电站系统和反应堆也在不断进行改进和发展，以提高效率、可靠性和安全性。
核聚变反应堆的技术路线在探索未来能源的道路上，核聚变反应堆无疑是最具潜力的选项之一。
核聚变，简单来说，就是将轻原子核融合在一起，释放出巨大的能量。
这个过程与太阳内部的能源产生机制相似，因此也被称为“人造太阳”。
实现核聚变并非易事，需要攻克诸多技术难题，而不同的技术路线则为实现这一目标提供了多种可能。
目前，主要的核聚变反应堆技术路线包括磁约束核聚变和惯性约束核聚变。
磁约束核聚变是当前研究最为广泛和深入的技术路线之一。
其核心思想是利用强大的磁场来约束高温等离子体，使其在一个特定的空间内发生核聚变反应。
其中，最具代表性的装置是托卡马克装置。
托卡马克装置看起来就像是一个巨大的环形“甜甜圈”。
在这个装置内部，通过强大的电流产生磁场，将高温、高密度的等离子体约束在环形的真空室内。
等离子体的温度可以高达数千万摄氏度，在这样的高温下，原子核才有足够的能量克服彼此之间的静电排斥，从而发生融合。
为了实现有效的磁约束，科学家们需要精确控制磁场的形状和强度。
这涉及到复杂的电磁场理论和先进的超导技术。
超导材料能够在低温下零电阻地传导电流，从而产生强大而稳定的磁场。
但超导材料的制备和应用也面临着诸多挑战，比如如何提高超导材料的性能和稳定性，如何在大型装置中实现高效的冷却等。
此外，等离子体的不稳定性也是磁约束核聚变面临的一个重要问题。
等离子体在约束过程中可能会出现各种不稳定现象，导致能量损失和约束失效。
科学家们需要通过深入的理论研究和实验探索，找到有效的控制方法来抑制这些不稳定性。
惯性约束核聚变则是另一种有前途的技术路线。
它的基本原理是利用高功率的激光或离子束在极短的时间内照射核聚变燃料靶丸，使其表面迅速蒸发并产生反冲压力，从而将燃料压缩到极高的密度和温度，引发核聚变反应。
在惯性约束核聚变中，关键技术之一是高功率激光系统。
这些激光系统需要在极短的时间内输出极高的能量，并且具有极高的光束质量和聚焦精度。
目前，世界上一些大型的惯性约束核聚变实验装置，如美国的国家点火装置（NIF），已经能够实现非常强大的激光输出。
第三代反应堆EPR简介3G Reactor - EPR Introduction◎ 设计公司任俊生1、概述EPR（European Pressurised Reactor）是FRAMTOME和SIEMENS联合设计开发的面向二十一世纪的新一代改进型压水堆核电站，属于第三代核电站。
它以法国N4 型和德国KONVOI 型核电站为主要的设计参考，并充分吸收了法国和德国核电发展多年的设计、建造和运行经验。
EPR总体设计目标和安全指标都达到了第三代核电站的要求。
EPR 吸收了法国N4 型和德国KONVOI 型核电站的设计和运行经验，充分考虑到了当前的工业水平并采用了先进的技术，提高了总体安全水平，在经济性上具有竞争力。
EPR的研发得到了法国和德国核安全当局的支持和认可，得到了法国和德国科研机构的支持。
EPR是四环路大功率的核电机组，堆芯由241个17×17的燃料组件组成，可采用最高50%的MOX组件，核功率为4250-4900MW，电功率为1600MW级。
换料周期12-24个月，全寿期内电厂可用率大于87%，可达92%，60年设计寿命，职业辐射剂量<0.5manSv/堆年（目标值为0.3manSv/堆年）。
EPR安全系统及重要的辅助系统采用4个系列的系统设置，在设计中遵循了简单性、实体隔离、多样性和冗余原则，并着重考虑了严重事故的预防和缓解措施，将在实际上消除早期放射性大剂量释放的风险，把现场外的应急措施限制在电站十分有限的范围内。
EPR采用双层安全壳，安全厂房分区布置，实体隔离。
EPR的纵深防御是基于提高预防水平和全面考虑严重事故缓解措施两方面来设计的，在堆芯设计、系统设计、保护和控制系统优化和安全壳设计等方面做了大量的改进，提高了电站抵御内部和外部灾害以及防止和缓解严重事故的能力，EPR的堆芯损坏频率（CDF）大大降低。
PSA分析结果表明：在所有的电厂运行工况下，内部事件及部分外部事件导致的CDF约为1.24×10-6/堆年。
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根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。
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a) 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、稳压器和主管道等组成。
b) 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。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统【最新整理，下载后即可编辑】——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统【最新整理，下载后即可编辑】——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风【最新整理，下载后即可编辑】—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统【最新整理，下载后即可编辑】—电缆层通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
