主要作用有:①监督反应堆正常运行的状态，并通过记录、计算机分析和安全参数显示系统协助操纵员进行运行操作和事故处理；②向反应堆功率调节系统、稳压器水位调节系统、稳压器压力调节系统，以及蒸汽发生器水位调节系统提供控制信号；③参数越限报警，在危及反应堆及一回路设备安全时，起动反应堆保护系统，停闭反应堆。

监测内容：

一回路系统监测

一回路监测主要包括:①反应堆冷却剂进、出口温度测量；②一回路压力测量；③一回路流量测量；④稳压器、蒸汽发生器、压力容器水位测量；⑤一回路硼浓度测量；⑥蒸汽品质检测；⑦水质检测等。此外，对于气冷堆来说，还应设有气体特性检测系统；而对钠冷快中子堆来说，则尚需设置与检测钠纯度有关的检测系统。核电厂所采用的检测仪表，如温度计、流量计、压力计、水位计等与常规火电厂所采用的仪表相比，就其工作原理来讲基本相同。但一回路主要参数的监测系统与核电厂的安全有关，因此应遵循1E级安全规范(见反应堆仪表监测系统)。

反应堆冷却剂进、出口温度测量

对于压水堆来讲，测量反应堆冷却剂的进口温度用以监察反应堆的冷却条件和蒸汽发生器的工作是否正常；而测量其出口温度则是监察反应堆的工作是否正常及沸腾裕量的大小。此外，冷却剂进、出口平均温度的信号，还作为压水堆功率调节系统的控制参量，以及反应堆保护系统超功率保护动作信号之一。堆冷却剂进、出口温差在冷却剂流量不变的情况下，可以准确地代表反应堆的热功率，它可以和流量信号一起输入计算机，进行热功率计算或积算，并用它来校核通过电离室计量的功率量程的核功率测量仪表。该信号还可作为另一超功率保护动作信号，送入反应堆保护系统。

堆进、出口温度测量仪表采用稳定性较好，精确度较高的铂电阻温度计，其误差为:±0.5%(标准温度计)，±0.25%(专用温度计)。设计有专门的温度计套管，以保护温度敏感元件免受温度、压力、流速和振动的作用。对压水堆而言，通常将温度敏感元件设置在主环路的旁通管上，目前正在开发直接设置在主环路上的温度敏感元件。

一回路压力测量

为监察一回路压力，必须进行一回路压力测量。目的在于:防止压力过高使设备受损；或防止压力过低引起冷却剂沸腾。此外，反应堆冷却剂泵吸入口的压力过低，可能引起汽蚀，这是必须避免的。

一回路热端压力还作为稳压器压力调节系统的控制信号。当压力超过上限整定值时，稳压器喷淋系统起动，使稳压器上部蒸汽凝结而降低一回路压力；当压力低于下限整定值时，起动稳压器电加热器，以增加稳压器上部的蒸汽量使一回路压力升高。

压力检测仪表由弹性金属件构成的压力敏感元件和变送机构组成。弹性金属件构成的压力敏感元件有挠性的和刚性的膜片、多重的或叠成的膜片、波纹管和各种布登(Bourdon)管(单圈的、螺旋形的或多圈螺旋形的)。变送机构有线性差动变压器式、电容式、振弦式、电阻式等。精确度可达0.25~0.5级。

一回路流量测量

对压力管式反应堆，用来检测一回路总管、分组管，以及工艺管的入口流量，以监察反应堆的冷却条件；并利用流量下降或上升超限的信号来监测系统出现堵塞或破裂的事故，事故严重时，起动反应堆保护系统，停闭反应堆。

流量检测仪表有差压流量计、浮子流量计、涡轮流量计、电磁流量计等。

(1)差压流量计:由一次元件和二次元件组成。一次元件与流动的冷却剂接触，以产生压降，通常有三种形式:孔板、喷嘴或文丘里管。二次元件本身可以由两部分组成:变送器和接收器，用以在离测量点一定距离处显示信息。在核电厂中测量压差的二次元件应避免选择用水银的装置。主要的变送器有电动力平衡式变送器和气动力平衡式变送器。一次元件与变送器之间用脉冲管连接。接收器设置在集中的控制室，变送器通过电信号或压缩空气驱动接收器。

(2)浮子流量计:由锥形管和位于其内的浮子组成。锥形管细端在底部，通过管内流体施加的力使浮子向上移动。当用于高压或作变送器时，可采用金属管子，由磁性传感器测出浮子位置。

(3)涡轮流量计:由直接安装在管线上的带螺旋形叶片的转子构成。转子旋转产生一系列电脉冲，由安装在管外的电传感器来检测。

(4)电磁流量计:在一段电绝缘的管道上，施加垂直于管道轴线的磁场，导电流体通过时，产生的电势正比于流体的平均速度。电磁流量计使用在液态钠作冷却剂的快堆中。

对压水堆主管道流量，采用上述流量计测量都比较困难，只能间接测量(如弯头流阻或主泵转速)。目前国外都在研究利用16N测量主管道中的流量。其基本原理是:冷却剂中的

借助稳压器的加热器(在水区内)或喷雾器(在蒸汽区内)，以保持稳压器压力在规定范围内。采用四种方法控制稳压器的压力，见图1。

浸入式电加热器装在靠近稳压器的底部，由比例加热器和后备加热器两部分组成，正常运行时，比例加热器用来控制由于参数波动和热损失引起的小量压力变化。当压力信号过低时，后备加热器就通电投入工作，在稳压器内产生更多的蒸汽，从而使压力迅速上升。在稳压器顶部设有喷嘴，引入一回路冷段主泵出口的高压水，当压力信号过高时，通过控制喷雾阀调节喷雾流量，喷雾使蒸汽冷凝，从而使稳压器压力下降。另还设有两个动力卸压阀，在大的负荷降低的瞬变过程中，压力增加过大时，依次打开卸压阀，将稳压器内多余蒸汽排至卸压箱，使压力迅速下降。如果发生完全失去负荷而又没有停堆且蒸汽排放系统没有动作，则稳压器安全阀自动打开，以限制一回路压力过高。

压水堆核电站一回路管道是核电站的重要屏障,而热老化和疲劳损伤导致棘轮应变加速并失效倍受关注,国内外对此并没有成熟的设计规范。针对AP1000压水堆一回路管道棘轮变形设计问题，以典型的承压结构-直管和弯管为研究对象，研究一回路管道用316型不锈钢高温循环塑性性能及棘轮变形规律，澄清加载率、多轴载荷、载荷历史效应、动态应变时效、热老化和疲劳损伤等对棘轮变形影响的机制；建立考虑这些因素影响用于预测棘轮应变积累的多机制耦合的粘塑性循环本构模型；进行直管和弯管部件在各种内压和弯曲组合多轴循环载荷下的棘轮变形测试；通过在ANSYS中嵌入建立的多机制粘塑性循环本构模型，进行典型结构的棘轮应变累积分析，建立与时间相关的管道结构动态棘轮边界，从而建立考虑全寿命周期棘轮变形与热老化和疲劳损伤交互的核压力管道设计理论和方法。研究成果对承压设备（如压力容器和管道）的设计及规范的制定具有重要理论意义和工程应用价值。