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当反应堆的功率过高，温度上升较快，中子数增加需用的时间太短，冷却剂流量过低时，通过控制系统可迅速实现停堆，或降低功率以免损坏堆芯。如上所述，轻水堆除由于负反应性效应带来的自调节性能以外，还采用流量控制、化学补偿和液体毒物来实现控制�；ぁＲ潜�、信号和控制电路都工作在可靠的状态，对重要的参数，有三套独立的监测控制装置，并按照一定的原则动作。这样既能确保事故停堆，又可避免因仪器故障引起的误动作。
该系统可保证反应堆在正常工作状态或发生事故时将燃料发生的热量带走，避免燃料元件烧毁。例如，轻水堆失去冷却水的事故是假想的严重事故。如果管道破裂，其中最严重的情况是一回路最大直径的管道破裂，造成两个断口涌出，致使反应堆失水。堆芯将要烧坏，大量的放射性物质可能释放到安全壳内。此时，反应堆自动紧急停闭，多重安全设施立即起�；ぷ饔�。（图a）其一，由于一回路的压力陡降，应急堆芯冷却系统中的安全注水箱立即自动顶开逆止阀门，向一回路紧急注水，补偿系统中流失的冷却剂（图b）。其二，与此同时，应急堆芯冷却系统中的高、低压安全注水泵相继起动，把贮水箱中的水连续注入反应堆一回路，保证堆芯得到水的淹没和冷却。安全壳喷淋泵也同时起动，把水喷入安全壳内，使壳内水汽冷凝，压力下降，放射性物质被水吸收（图c）。其三，贮水箱中的水用完后，安全注水泵立即改从安全壳地坑吸水，再循环注入反应堆，确保长时间冷却需要。耐压的安全壳厂房始终保持严格密封，不使放射性物质泄漏（图d）。 |
