载热剂从蒸汽发生器流出后，回到主循环泵，再送入堆芯，构成一个完全密闭的循环系统。稳压器的作用是系统因温度变化使水的体积改变时起到一个缓冲作用，使得系统压力时刻保持稳定。

该回路采用高压水作为载热剂的目的，是为了提高载热剂的温度，以便提高电站热效率而又不致沸腾，要知道堆芯内大范围沸腾是压水堆建设中必须避免的，因为它会导致燃料元件烧毁。这一回路的劲热效率大概为百分之三十到三十五左右，热效利用率比起高温高压的火电站要低一些，但考虑到南华购买的这些铀的价格，比起热电站要经济实惠许多倍。

至于反应堆的第二回路系统，这一系统倒是与常规热电站并无本质上的差别，蒸汽发生器产生的蒸汽，带动汽轮发电机组，产生电能，作功后的泛冷冷凝器中又被凝结成水，再通过凝水泵、给水泵，重回到蒸汽发电器，循环使用。

因此，核电站其实与常规的热电站的主要差别，便于产生蒸汽的设备，热电站是燃烧煤炭的锅炉，而核电站则是核反应堆、蒸汽发生器等组成的一个回路系统罢了。

不过，由于此前世界上还没有那个国家有建设核电站的经验，同时实验室得出的许多数据，未必便准确可靠，因此早核电站进行纸面设计作业时，便可能地排除产生事故的根源，量减少危害程度。

根据丁墨兰的建议，设计时便硬性规定主设备如压力壳、主管道、蒸汽发生器等都采用韧性钢材，避免发生脆性爆炸事故，严格规范设计和制造设备，成品采用多种方法事先进行无损探伤，确保万无一失。

犹太裔核物理学家费米教授进一步建议，核电站堆芯设计上，无比确保其具有内的安全性，比如轻水堆中合理选择水铀比，充分利用铀-238的多卜勒效应，使得反应堆具有自稳定能力；限制反应性引入速率，例如只使用效率低的控制棒，限制提升速度，这样既可以节约成本，还可以对其他控制手段如压水堆第一回路水中的硼浓度也限制其变化速率，派出堆功率迅速上升的可能；设置了故障及安全原则，比如控制棒的电气、机械设计，便有控制棒电源中断时自动降落的考虑，以加大可控性。

为了满足这些要求，负责核电站设计的工程师们，电子计算机上进行了上百万次的演算，又实验室进行了系统的实验，这才放心展开施工。

来自滇南的核物理学家李家贤硕士，设计了一套自动调节系统和安全保护系统。

这套系统的作用，是维持反应堆及其辅助设备允许工况范围内正常运行。安全保护系统的作用，是使反应堆运行参数超过允许限额时，自动停堆或降低功率。 本章未完，请点击下一页继续阅读！ 第2页/共6页