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核电装备是核电站建设所有组成系统及配套设备的总称。核电站主要按反应堆类型或特征分类。反应堆有很多不同的类型，如根据能量产生方式分为聚变堆和裂变堆，根据设计用途分为生产堆、实验堆和动力堆等，根据裂变中子能量大小分为热中子堆、中能中子堆和快中子堆，根据冷却剂的类型分为水冷堆（包括压水堆、沸水堆、重水堆）、气冷堆、液态金属冷却堆等，根据慢化剂的种类分为轻水堆、重水堆、石墨堆等。对于我国商运或在建的大型核电站，大部分反应堆为压水堆，即采用裂变方式和热中子，用轻水冷却和慢化的动力堆。
全球已建和在建的核电站中最多的是大型压水堆核电站，并已全面进入“三代”技术时代。我国也已形成了具有完全自主知识产权的“华龙一号”第三代大型压水堆核电技术，完全具备了自主设计、自主制造、自主建设和自主运行能力，进入了“三代”大型压水堆核电站的批量化建设时代。“三代”大型压水堆核电装备在核电装备中具有典型代表意义。
本节以我国具有自主知识产权的“华龙一号”为例，对主要核电装备系统和关键设备进行简要介绍。
核电站由核岛（Nuclear Island，NI）、常规岛（Conventional Island，CI）和电厂辅助设施（Balance of Plant，BOP）组成，其系统配置与反应堆的核蒸汽供应系统（Nudear Steam Supply System，NSSS）密切相关。
典型的压水堆核电站主要系统包括反应堆冷却剂系统（Reactor Coolant System，RCS）、蒸汽动力转换系统、安全系统、辅助系统、放射性废物管理系统、仪控系统、电气系统等。
反应堆冷却剂系统是核电站的一回路，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中裂变产生的热量通过蒸汽发生器（Steam Generator，SG）传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。
反应堆冷却剂系统由反应堆和三条闭合的反应堆冷却剂环路组成。反应堆是产生、维持和控制链式核裂变反应的装置，它释放的热量通过冷却剂传输至蒸汽发生器一次侧，蒸汽发生器再将该热量传给蒸汽发生器二次侧给水，产生的蒸汽驱动汽轮发电机发电。反应堆由反应堆压力容器、堆芯、堆内构件和控制棒驱动机构组成。每条反应堆冷却剂环路都包含一台反应堆冷却剂泵、一台蒸汽发生器及相应的管道和仪表，其中一条环路上连接一台稳压器，用于反应堆冷却剂系统的压力调节和压力保护。“华龙一号”反应堆冷却剂系统简图如图1.2.1所示。
图1.2.1 “华龙一号”反应堆冷却剂系统简图
此外，反应堆冷却剂系统还具备一定的辅助功能，如慢化中子，使堆芯中裂变产生的快中子减速为热中子；反应性控制，通过调整一回路冷却剂的硼浓度来控制堆芯反应性；压力控制，通过稳压器控制冷却剂压力，防止堆芯产生偏离泡核沸腾现象；放射性屏蔽，反应堆冷却剂系统的压力边界是裂变产物放射性的第二道屏障，可以起到防止放射性物质外逸的作用。
“华龙一号”热力系统由一回路、二回路及三回路组成，其中二回路是常规岛的能量转化系统。二回路由蒸汽系统、凝结水和给水系统两部分构成。在蒸汽系统中，二回路水在蒸汽发生器中吸收热量后蒸发为饱和蒸汽，蒸汽在汽轮机中做功后乏汽排入凝汽器冷凝为凝结水。之后在凝结水和给水系统中，凝结水经凝结水泵、低压加热器、除氧器、高压加热器和主给水泵逐步升温升压并除氧，送回至蒸汽发生器二次侧，形成闭式热力循环。“华龙一号”二回路简图如图1.2.2所示。
图1.2.2 “华龙一号”二回路简图
蒸汽动力转换系统是二回路的一部分，其主要功能是将核蒸汽供应系统产生的热能转变成电能，同时在停机或某些事故工况下，保证核蒸汽供应系统的冷却。蒸汽动力转换系统主要由主蒸汽系统、主给水流量控制系统、蒸汽发生器排污系统、汽轮机旁路系统等子系统构成。
1）主蒸汽系统
主蒸汽系统的主要功能是在机组正常运行时将蒸汽发生器产生的主蒸汽提供给汽轮机和汽轮机厂房内其他主蒸汽用户。主蒸汽系统根据安全分级分为核岛部分和常规岛部分，其中核岛部分由三个相同的序列组成，每个序列与一个蒸汽发生器的上部相连，经主蒸汽管道穿出安全壳后进入汽轮机厂房。常规岛部分主要包括主蒸汽母管及其相连的管道。
2）主给水流量控制系统
主给水流量控制系统的功能是在机组正常运行时控制向蒸汽发生器的给水流量。该系统分为常规岛部分和核岛部分：常规岛部分主要包含三个给水调节站和给水母管；核岛部分由三个相同的序列组成，每一序列与一台蒸汽发生器相连，包含一系列负荷调节阀。
3）蒸汽发生器排污系统
蒸汽发生器排污系统的主要功能是在不同工况下对蒸汽发生器进行连续排污，保证二回路的水质在核电站运行允许的限值内。该系统由三部分组成，即排污水降温降压部分、排污水过滤除盐部分及排放部分。在排污水降温降压部分，三台蒸汽发生器的排污水穿出安全壳后汇集到一根母管，之后依次流入再生式热交换器、一个降压和流量控制站进行冷却和降压；在排污水过滤除盐部分，冷却降压后的排污水依次流入过滤器、阳离子除盐器、阴离子除盐器和树脂捕集过滤器，以去除排污水中的离子杂质及腐蚀产物；对于不同的工况，处理后的排污水有4种排放方式，即回收复用、处理后排放、直接排放和事故后排放。
4）汽轮机旁路系统
汽轮机旁路系统的功能是当反应堆功率与汽轮机负荷不一致时，把多余的蒸汽排向凝汽器，以避免核蒸汽供应系统的压力和温度超过限值导致蒸汽大气排放阀动作，从而避免反应堆紧急停堆。此外，在机组启动和停堆过程中，该系统可以保证一回路的可控升温或冷却。
安全系统的主要功能是预防和缓解事故所造成的后果。例如，在发生一回路失水、二回路蒸汽/给水管道破裂、蒸汽发生器传热管破裂等事故时，相应的安全系统启动，限制和缓解事故后果，使机组达到安全停堆状态或最终状态，确保核安全功能。安全系统的主要功能包括以下三部分。
（1）反应性控制：能终止链式裂变反应。
（2）堆芯余热导出：无论反应堆状态如何，均能导出堆芯热量。
（3）放射性产物包容：防止放射性物质不可控地向大气释放。
安全系统主要包括专设安全设施与严重事故预防和缓解系统。“华龙一号”专设安全设施主要包括安全注入系统、应急硼化系统、应急给水系统、蒸汽大气排放系统。严重事故预防和缓解系统主要包括二次侧非能动余热排出系统、安全壳热量导出系统、额外冷却系统、安全壳可燃气体控制系统、安全壳过滤排放系统等。下面分别对各个子系统进行简单介绍。
1）安全注入系统
安全注入系统的主要功能是在一回路发生丧失冷却剂事故和二回路蒸汽管道破裂事故工况下，向一回路应急补水，补偿一回路水装量的丧失和反应堆冷却剂的收缩，控制堆芯的反应性。除执行安全注入的功能外，安全注入系统还执行正常停堆和事故工况下的余热排出功能。
2）应急硼化系统
应急硼化系统的主要功能是在事故工况下对堆芯进行硼化，用于补偿堆芯的反应性。在设计基准事故工况下对堆芯进行硼化，补偿由堆芯冷却引入的反应性，将反应堆从可控状态带入安全停堆状态；在控制棒机械故障引起的未能紧急停堆的预期瞬态事故工况下，自动对反应堆冷却剂系统进行硼化。
3）应急给水系统
应急给水系统的主要功能在正常给水系统失效或丧失时，向蒸汽发生器提供应急给水，恢复或维持蒸汽发生器水位，最终排出堆芯衰变热。
4）蒸汽大气排放系统
蒸汽大气排放系统的主要功能是在汽轮机旁路系统不可用时，通过向大气排放蒸汽来排出余热，使机组达到可控状态，最后达到安全停堆状态或最终状态。此外，该系统与主蒸汽安全阀一起通过限制二次侧的压力上升来保证蒸汽发生器的完整性，确保热量的排出。
5）二次侧非能动余热排出系统
二次侧非能动余热排出系统的主要功能是作为应急给水系统/蒸汽大气排放系统二次侧排热手段的后备，在需要应急给水系统启动排出一回路热量且应急给水系统失效的超设计基准工况下，通过非能动方式排出堆芯余热。二次侧非能动余热排出系统还可在事故后长期为应急给水箱及乏燃料水池补水。
6）安全壳热量导出系统
安全壳热量导出系统的主要功能是在专设安全系统失效、堆芯熔化的超设计基准事故（包括严重事故）工况下，限制安全壳内的压力和保证衰变热从安全壳内导出，从而保证安全壳的完整性。该系统除非能动堆坑注水子系统外，其余部分由两个相同的序列组成。
7）额外冷却系统
额外冷却系统的主要功能是当发生超设计基准事故，如全厂断电和完全丧失冷链事故时，为安全壳热量导出系统及反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统提供冷却，实现事故缓解功能。额外冷却系统通过机械通风冷却塔将堆芯和乏燃料热量导出到最终热阱—大气。
8）安全壳可燃气体控制系统
安全壳可燃气体控制系统的主要功能是在事故工况下，控制安全壳内的可燃气体浓度，从而限制和降低局部氢气积聚及其燃烧引起的安全壳风险，以确保安全壳结构和密封的完整性。此外，为了评估事故后安全壳氢气燃烧的威胁和非能动氢复合器的工作状态，同时作为了解堆芯恶化情况的辅助参考，该系统还承担事故后安全壳内氢气浓度监测的功能。安全壳可燃气体控制系统由非能动氢复合器子系统、氢点火器子系统及氢气监测子系统组成。
9）安全壳过滤排放系统
安全壳过滤排放系统主要用于应对由安全壳热量导出系统失效导致的安全壳晚期超压这种极不可能发生的情况，在严重事故后期，该系统通过主动卸压使安全壳内的压力不超过其承载限值，防止安全壳的常备性损伤和放射性物质失控释放。同时，通过安装在卸压管线上的过滤装置对排放气体中的放射性物质进行过滤，使不可避免释放到环境中的放射性物质维持在尽可能低的水平。
核电站的辅助系统用于保障反应堆和一回路的正常启动、运行和停堆。以“华龙一号”为例，其辅助系统主要包括以下子系统：化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、冷却剂贮存和处理系统、核取样系统、反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统、燃料操作与贮存系统、设备冷却水系统、重要厂用水系统、供热通风与空调系统。下面分别对各个子系统进行简单介绍。
1）化学和容积控制系统
化学和容积控制系统用于在正常工况下保障核电站稳定运行，实现在瞬态和启停堆过程中的容积和化学控制，包括反应堆冷却剂系统容积控制、反应性控制、水化学控制和主泵轴封注入与回流等。在事故工况下，其部分设备参与防误稀释隔离、安全壳隔离、反应堆冷却剂压力边界隔离和上充隔离等。该系统主要包括高压下泄、低压下泄、净化和除气、上充和辅助喷淋、轴封注入和回流、化学加药单元和水压试验等部分。
2）反应堆硼和水补给系统
反应堆硼和水补给系统通过化学和容积控制系统向反应堆冷却剂系统提供硼酸溶液和除盐除氧水，进而对容积和反应性进行控制。反应堆硼和水补给系统包括硼酸制备与分配、硼酸贮存和补给、除盐水补给三个子系统。
3）冷却剂贮存和处理系统
冷却剂贮存和处理系统用于在核电站正常运行工况下冷却剂的贮存和供给、净化、处理和除气等。该系统由实现上述4个功能的子系统组成，主要设备包括贮存罐、离心泵、真空泵、压缩机、换热器和阀门。
4）核取样系统
核取样系统提供在正常或异常工况下集中就地对样品进行取样的设备。这些样品包括从一回路和蒸汽发生器二次侧排污系统、废气处理系统和其他辅助系统中获取的液体和气体。该系统包括一次侧取样子系统、二次侧取样子系统和事故后取样子系统。经过测量分析，可确定样品的化学和放射化学特性。
5）反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统
反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统用于对乏燃料水池进行冷却及对反应堆水池和燃料水池进行净化、充水和排水。该系统由反应堆水池（包括堆腔池和堆内构件贮存池）、燃料厂房水池（包括转运井、乏燃料水池和装载井）和所连接的冷却、净化、水传输、充水和补水回路组成。
6）燃料操作与贮存系统
燃料操作与贮存系统用于燃料组件及相关组件的装卸与贮存，其功能包括安全接收新燃料组件并贮存，给反应堆装料和卸料，将乏燃料装入乏燃料运输容器、贮存和准备外运。尽管该系统不直接参与反应堆安全运行，但其执行部分安全功能，包括保持燃料的次临界状态和完整、冷却乏燃料、保障辐射防护和安全及防止放射性物质向环境不可接受的释放。燃料操作与贮存系统主要由燃料贮存格架、换料机、乏燃料水池吊车、燃料转运装置、新燃料升降机等机械设备组成，是一个纯机械系统。
7）设备冷却水系统
设备冷却水系统在正常工况下通过重要厂用水系统将来自安全相关系统、运行辅助系统和反应堆运行相关设备产生的热量传输到最终热阱，在事故工况下则参与余热排出和放射性包容相关功能。
8）重要厂用水系统
作为设备冷却水系统的冷却系统，重要厂用水系统负责将核岛的余热排到大海（最终热阱）。该系统以海水作为冷却水，在核电站正常运行和设计基准事故工况下都可以提供充足的冷却流量。
9）供热通风与空调系统
供热通风与空调系统用于维持人员进入、设备运行和控制室可居留性所需的环境温度、湿度、新风量、放射性污染程度和清洁度，并负责监测和限制环境内放射性物质的排放。该系统由反应堆厂房及其环廊通风系统、冷冻水系统、热水系统等子系统组成。
放射性废物管理系统的主要功能是收集、贮存和处理核电站在各种工况下所产生的放射性废物或可能含放射性的废物，使其满足排放和贮存（或处置）的要求。放射性废物管理系统主要包括核岛排气和疏水系统、废液处理系统、核岛废液排放系统、废气处理系统、固体废物处理系统等子系统。
1）核岛排气和疏水系统
核岛排气和疏水系统的主要功能是收集反应堆厂房、安全厂房、核辅助厂房、燃料厂房及进出厂房内产生的放射性废液和废气。根据废物的特性、种类及相应的处理工艺，分别由各自的管网输送到下游系统进行处理或监测排放。
2）废液处理系统
废液处理系统的主要功能是监测、收集、贮存并处理机组正常运行期间及预期运行瞬态下产生的不可复用放射性废液，将放射性核素从放射性废液中分离出来，使处理后的废液放射性浓度达到集中排放的要求。放射性废液分为工艺废液、地面废液、化学废液、洗涤废液4种类型。根据废液类型，采用不同处理工艺分别处理。废液处理系统可划分为5个子系统，分别是废液贮存子系统、废液处理子系统、监测排放子系统、化学加药子系统和取样分析子系统。
3）核岛废液排放系统
核岛废液排放系统的主要功能是在机组正常运行和大修期间，接收、贮存并监测来自核岛的处理后废液，当取样分析结果合格时将废液向环境排放，当取样分析结果不合格时将废液送回废液处理系统重新处理。该系统在异常工况下（例如，环境排放条件不足或其他原因要求延迟排放等）可用于暂存废液。
4）废气处理系统
废气处理系统的主要功能是通过循环吹扫平衡上游相连容器的气空间变化，维持一定的压力范围；通过循环吹扫带走相连系统的氢气，并利用氢氧复合降低吹扫气体的氢氧浓度，维持回路中氢氧浓度低于爆炸限值；滞留惰性气体，使其放射性活度在释放到大气前降到环境可接受水平。废气处理系统可划分为6个功能单元，分别是氢氧复合单元、废气压缩单元、气体分配单元、安全壳隔离单元、贮存衰变单元和热交换器冷冻水供应单元。
5）固体废物处理系统
固体废物处理系统的主要功能是收集、处理、转运、暂存核电站正常运行及预期运行事件中产生的所有中、低放固体废物。固体废物的种类有废树脂、浓缩液、废滤芯、杂项干废物。固体废物处理系统分成5个子系统，分别是干废物处理子系统、废树脂收集及暂存子系统、废滤芯更换子系统、湿废物转运及处理子系统和废物货包暂存子系统。
仪控系统是核电站仪表和控制系统的简称，它的主要功能是监控各组成系统的运行参数和状态，并提供各类控制和保护功能，保障核电站的运行安全可靠且经济。具体而言，仪控系统在相关指标超过安全限值时使反应堆停堆，在事故工况下驱动专设安全设施/系统，保护反应堆及其系统设备、人员和环境免受放射性污染。仪控系统的设计遵循如下准则：①单一故障准则；②通过实体分离、电气隔离和通信隔离满足独立性；③反应堆保护系统应有自诊断和定期试验能力；④反应堆保护系统应具备可维护性；⑤旁通；⑥多样性；⑦故障安全；⑧控制命令优先级管理。
核电站的电气系统分为输电和发电系统及电力分配系统。
输电和发电系统负责将核电站发出的电力传输到主电网，也负责向厂用辅助设施供电。核电站通过500kV及220kV输电线路与电力系统主网连接。核电站主发电机发电并通过主变压器升压到500kV传输到主电网，通过高压厂用变压器向厂用辅助设施供电。
核电站的厂用设备可划分为4类：单元厂用设备、常备厂用设备、应急厂用设备和公用厂用设备。
1）单元厂用设备在机组正常运行时由主发电机经高压厂用变压器供电，当机组启动或发电机因故障不可用时，由主电网经500kV开关站向高压厂用变压器反向供电。
2）常备厂用设备正常情况下由高压厂用变压器提供电源的机组配电盘供电；在机组配电盘失电的情况下，切换至厂外辅助电源，由辅助电网经辅助变压器向常备厂用设备供电。
3）应急厂用设备在常备厂用设备配电盘带电时由这些配电盘供电。一旦常备厂用设备配电盘失电，则转为由应急配电盘进行供电。此时，核电站内配备的三台功能独立、实体隔离的应急柴油发电机将自动启动，并连接到应急配电盘上。在全厂断电的情况下，将手动启动两台全厂断电事故应急柴油发电机向660V应急厂用设备供电。
4）公用厂用设备包含一般厂用设备及厂区公用的用电设备等，其由公用配电盘进行供电。
另外，在机组大修期间，由再供电电源向需要持续供电的厂用设备进行供电，这些厂用设备由另一系列供电。
厂用电系统的设计直接关系到核电站的安全运行和设备的可靠性，应保证在任何设计基准工况及复杂序列工况下都能为厂用设备提供可靠电源，同时为与核安全相关的系统和设备提供应急电源，保障核电站处于可接受的安全状态，因此厂用电系统应满足如下设计准则：各机组厂用电系统相对独立；各电源安全可靠且容量充裕，可保证机组快速恢复运行；调度灵活可靠，检修调试方便；设备选用合理，节约投资；为确保核安全，应能可靠地对必要的厂用设备供电，保证影响用电的运行故障或内外灾害不会引起放射性事故。
“华龙一号”反应堆冷却剂系统集发电功能和最高等级的核安全功能于一体，构成反应堆冷却剂系统的主要设备（反应堆本体、蒸汽发生器、主泵、稳压器、安全阀、主管道）在选材、设计、制造、安装、调试、在役检查等全生命周期内的所有活动均按照最高等级质量管控要求执行。本节分别围绕“华龙一号”反应堆本体、蒸汽发生器、主泵、稳压器展开说明。
1）反应堆压力容器
反应堆压力容器是承载反应堆的核心设备，其寿命决定了核电站的寿命，寿期内无法更换，且长期工作在高温、高压和高辐照环境中。其主要功能有以下几方面。
（1）包容高温、高压、高放射性的反应堆冷却剂，和一回路管道及相关设备共同构成冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道安全屏障。
（2）与堆内构件形成冷却剂流道，保证冷却剂均匀、合理流经环形下降腔和堆芯，带出裂变反应热。
（3）定位和固定控制棒驱动机构，构成控制棒驱动线，以实现反应性控制。
（4）为堆芯测量提供通道。
反应堆压力容器的结构为立式圆柱形筒体，上、下端部采用球形封头。反应堆压力容器由容器本体、顶盖和紧固密封件组成，容器本体和顶盖之间采用法兰连接，设置两道金属C型环进行密封。主体采用Mn-Ni-Mo低合金钢，其内表面堆焊有耐腐蚀的不锈钢堆焊层。
2）堆内构件
堆内构件指反应堆压力容器内除燃料组件及其相关组件、堆芯测量仪表和辐照监督管以外的所有结构部件。
堆内构件为燃料组件及其相关组件提供可靠的支承、压紧和精确的定位，为控制棒组件提供保护和可靠的导向，为反应堆冷却剂通过堆芯提供合理的几何通道，合理分配堆芯入口前的流量，限制无效的旁漏流量。
堆内构件工作在高温、高压和高辐照环境中，且时刻承受冷却剂的高速冲刷。
3）控制棒驱动机构
控制棒驱动机构安装于安全壳内的反应堆压力容器顶盖上，是一种竖直方向步进运动的磁力提升机构。控制棒驱动机构的功能为按照指令带动控制棒组件在堆芯内上下运动、保持在指令高度或断电释放控制棒组件，使其在重力作用下快速插入堆芯，完成反应堆的启动、调节功率、保持功率、正常停堆和事故停堆等运行和安全功能。同时，控制棒驱动机构耐压壳作为与冷却剂接触的一回路压力边界，也是放射性包容的安全屏障。
为确保控制棒驱动机构能够按照设计要求实现核电站运行和安全功能，其使用的金属材料要求为奥氏体不锈钢、马氏体不锈钢、镍基合金、钴基合金等，并有特殊要求。
蒸汽发生器是核电站一、二回路间的换热设备，通过将反应堆冷却剂的热量传递给二回路工质，使二次侧产生符合要求的饱和蒸汽供汽轮发电机做功。为保证换热效率，蒸汽发生器传热管非常薄（厚度约为1mm），但是传热管两侧压差非常大，为8～9MPa；蒸汽发生器传热管数量较多，且全部呈倒U形插接在管板上，因此，管板开孔数量非常多（超过10000个），对加工工艺提出了非常大的挑战。
主泵指反应堆冷却剂泵，用于驱动反应堆冷却剂在反应堆冷却剂系统中循环流动，并连续不断地将堆芯热量通过冷却剂传递给蒸汽发生器的二次侧供水，使堆芯偏离泡核沸腾比大于允许值。同时，主泵泵壳作为一回路压力边界，确保一回路压力边界的完整性。
主泵是核蒸汽供应系统唯一的能动设备，关系到堆芯热量能否正常导出，是核安全重要设备。在正常运行工况下，主泵的运转强迫冷却剂在一回路中循环，从而导出堆芯热量至蒸汽发生器。在发生与厂用电丧失相关的预期运行事件时，仍能依靠主泵的惰转，维持一回路冷却剂有足够的强制循环，保证堆芯的冷却。
主泵在高温、高压、高放射性的环境中工作，扬程虽然要求不高，一般在80～110m，但流量大，超过24000m3/h，同时要求可靠性、寿命极高。目前核电站正常换料周期达到18个月甚至更长，这也要求主泵能够持续、稳定地运转18个月。另外，泵壳作为不可换部件，对制造质量要求极高，应能够在恶劣环境下安全运行60年甚至更久。
稳压器是对一回路进行压力控制和超压保护的重要设备，对保证核电站稳定运行具有重要意义。其主要功能包括以下几方面。
（1）压力控制。在稳态运行时，稳压器维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化；在正常功率变化及中、小事故工况下，稳压器将反应堆冷却剂系统的压力变化控制在允许范围内，以保证反应堆安全，避免发生紧急停堆。
（2）超压保护。当一回路系统压力超过稳压器安全阀阈值时，安全阀自动开启，把稳压器内的蒸汽排放到稳压器卸压箱中，使一回路卸压。
（3）作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿一回路系统水容积的变化。尤其是在机组升、降功率过程中，冷却剂由于温度变化引起的体积变化基本上可由稳压器水位的改变予以抵消，减少了废水处理。