“华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计
核电厂一回路流量测量方式的研究与故障分析
核电厂一回路流量测量方式的研究与故障分析摘要：核电厂一回路流量测量是运行人员监视机组正常运行的一个重要参数，不同堆形的机组对于一回路流量的测量方式存在差异，通过测量原理的介绍，从试验结果及故障排查，分析机组实际运行过程中产生流量波动的具体原因。
关键词：核电厂；一回路；流量测量一、一回路流量测量方式的差异M310机组反应堆冷却剂系统（RCP）环路流量测量仪表为弯管式压差流量表（MD），安装于过渡段蒸汽发生器出口弯管位置，每环路有3块流量表，负压侧共用一条仪表引压管，如下图。
华龙一号机组反应堆冷却剂系统（RCS）环路流量测量表则取消了弯管流量计，每环路安装5块压差表（MP）用于监测主泵前后压差，其正压侧引压管安装于主泵出口冷段，负压侧引压管安装于主泵入口过渡段，如下图。
M310机组采用的弯管流量计是利用流体流经弯管传感器的离心力产生压差，离心力的大小与流体流速、流体的密度及弯管特性等因素有关，在它的作用下使流体对弯管内、外侧产生压力差，传感器将压差信号转换成电流信号反馈到DCS系统。
离心力与流体的流速具有单一的函数关系，其大小可以通过测量弯管内外侧的差压确定，进而可计算出流体的流速，将流速与管道的截面积和流体的密度相乘，即可确定流体的流量。
弯管流量计具有节能、精度高、耐高温稳定性强等特点。
华龙一号机组用每环路5块主泵前后压差来表征主回路流量，以一环为例，RCS180MP-183MP主要参与反应堆停堆保护逻辑及相互校准，RCS184MP为0.075%的高精度压差表用作试验用仪表，主要用于试验中计算主回路流量。
由压差读数通过扬程公式计算出主泵扬程，将主泵扬程与流体密度及重力加速度相乘，可确定主泵增压压强，通过压强、流量、主泵有效功率的对应关系可计算出环路流量。
在华龙一号的设计中，反应堆冷却剂流量测量设计的功能如下：1）RPS一条环路冷却剂流量低与P8符合触发紧急停堆；2）RPS/DAS两条环路冷却剂流量低与P7符合触发紧急停堆；3）参生成P15信号（P15信号用于热段过冷度低和热段水位低触发安注）；4）在余排未接入的情况下，当反应堆冷却剂泵丧失（失去强循环）和堆芯衰变热低时触发防硼误稀释保护）；5）参与热功率计算。
华龙一号设计与创
2000年，核动 力院完成 CNP1000水力 模拟等七项关 键试验
2010年，中核 集团在CP1000 的基础上启动 ACP1000重点 科技专项研发
2015年5月， 华龙一号首堆 示范工程福清 5号机组开工
二、总体概貌及核心技术特征
二、总体概貌及核心技术特征
总体概貌
华龙一号采用经工程验证的成熟技术，借鉴国际上同类堆型的 先进理念，独创“177堆芯”设计与“能动+非能动”安全系统， 充分保证核电厂的安全性、经济性与先进性
2015.4.15 国务院常务会议批准
ZH65型蒸汽发生器
ML-B型控制棒驱动机构
三、研发成果
试验研究
完成了安全验证、热工水力、设备鉴定等系列试验，验证
了系统与设备的可靠性，支撑了华龙一号通过安全审查
安全验证试验 CIS系统验证试验 PRS系统验证试验 PCS系统验证试验 控制棒驱动线抗震试验（0.3g）
热工水力试验 反应堆整体水力模拟试验 堆内构件流致振动试验
设备鉴定试验 蒸汽发生器综合试验 电气贯穿件鉴定试验 控制棒驱动机构综合性能试验 堆芯测量系统鉴定试验
二次侧非能动余排试验（1：1） 控制棒驱动线抗震试验（国际先进）
三、研发成果
燃料研发
自主研发的CF系列燃料组件，先后完成了各系列的入堆辐 照考验，形成了完整的CF2、CF3燃料组件及N36锆合金知识产 权成果包，突破了国外长期制约，使我国核电发展有了坚实的 “粮食”保障，已在K2/K3项目实现工程应用
2007年至2010 年，进一步确 定22项重大技 术改进，型号 更名为CP1000
2013年，中核集 团与中广核集团 开展技术融合， 统一采用“177 堆芯”方案，命 名为“华龙一号”
华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)差异分析
华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)差异分析1. 引言1.1 研究背景华龙一号反应堆是中国自主研发的第三代核电技术，具有一系列创新特点和技术优势。
在反应堆冷却剂系统方面，华龙一号采用了先进的设计理念和技术方案，以确保核电站的安全、高效运行。
对华龙一号反应堆冷却剂系统的研究和比较分析具有重要意义。
在当前全球能源形势下，清洁能源的发展已经成为各国共同的目标。
对于反应堆冷却剂系统的研究不仅可以提高核电站的运行效率，降低运行成本，还可以促进核能在全球范围内的应用和推广。
本文旨在通过对华龙一号反应堆冷却剂系统的差异分析，探讨其优劣势，并为未来的核能开发提供参考和借鉴。
1.2 研究目的华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)的研究目的主要包括以下几个方面：1. 分析华龙一号反应堆冷却剂系统的技术特点和设计理念，探究其在核电领域的应用前景和优势；2. 比较华龙一号反应堆冷却剂系统与其他类型反应堆冷却剂系统的异同之处，揭示其在性能和安全方面的优劣；3. 探讨华龙一号反应堆冷却剂系统存在的不足之处，提出改进建议和技术进步方向；4. 通过对华龙一号反应堆冷却剂系统的研究，为我国核电技术的发展提供参考和借鉴，推动我国核电行业的创新和发展。
通过深入探讨和分析华龙一号反应堆冷却剂系统的相关内容，可以为核电领域的研究和应用提供理论基础和实践指导，促进核电技术的不断进步和提高。
1.3 研究意义研究华龙一号反应堆冷却剂系统可以促进核能技术的发展和应用。
随着社会的发展，核能作为清洁能源受到了越来越多的关注。
而冷却剂系统作为核反应堆的重要组成部分，对于核能的安全性和效率起着至关重要的作用。
深入研究华龙一号反应堆冷却剂系统的特点和优劣势，可以为核能技术的推广和应用提供重要参考。
研究华龙一号反应堆冷却剂系统有助于提高核能设施的安全性。
冷却剂系统是核反应堆的重要防护屏障之一，其性能直接关系到核能设施的安全性。
通过对冷却剂系统的深入研究和分析，可以发现其中存在的潜在问题和安全隐患，进而采取相应措施进行修复和加固，提高核能设施的安全性。
“华龙一号”燃料组件设计研究及验证
华 龙 一 号 ’’燃 料 组 件 设 计 研 究 及 验 证
焦 拥 军 。 肖 忠 。李 云 。张 林 ，陈 平 。杜 思 佳 ，雷 涛 。张 士由 （中 国 核 动 力 研 究 设 计 院 。 四 川 成 都 ６１００４１）
摘 要 ：介 绍 了 “华 龙 一 号 ” 核 电技 术 使 用 的 ＣＦ３燃 料 组 件 的 研 发 概 况 及 设 计 特 点 ，包 括 使 用 自主 品 牌 的 Ｎ３６锆 合 金 作 包 壳 材 料 、厚 壁 导 向管 、热 工 性 能 优 良且 具 有 防 勾 挂 功 能 的 定 位 格 架 以 及 具 有 优 良过 滤 异 物 功 能 的空 间 曲 面下 管 座等 。 为确 保 ＣＦ３燃 料 组 件 在 堆 内 使 用 的 安 全 性 和 可 靠 性 ，结 合 “华 龙 一 号 ，’反 应 堆 设 计 的具 体 要 求 ，针 对 ＣＦ３燃 料 组 件 开展 了 工 程 应 用 的 验 证 分 析 工 作 。验 证 结 果 表 明 ，ＣＦ３燃 料 组 件 能 够 满 足 “华 龙 一 号 ” 核 电技 术 的使 用 要 求 。 关 键 词 ：“华 龙 一 号 ”；燃 料 组 件 ；ＣＦ３；Ｎ３６合 金 ；格 架 ；管 座 ；试 验 ；验 证 中 图分 类 号 ：ＴＬ２ 文 献 标 志 码 ：Ａ 文 章 编 号 ：１ ６７４—１ ６１７ （２０１７） ０４—０４７８—０５ ＤＯＩ：ｌ０．１２Ｏ５８／ｚｇｈｄ．２０１７．Ｏ４．４７８
为 了研 发 出满 足第 三 代 核 电技 术 要 求 的燃 料 组 件 ，中核 集 团 在 ２０１０年 将 “压 水 堆 燃 料 元 件 设 计 制造 ”项 目列 为集 团首 批 重 点 科 技 专 项 ，开 展 了 ＣＦ系 列 燃 料 组 件 的设 计 研 发 工 作 。该 项 目 中 ， 中 国核 燃 料 有 限 公 司 为 责 任 单 位 ， 中 国 核
华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)差异分析
华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)差异分析华龙一号反应堆冷却剂系统（RCS）是核电站中至关重要的一部分，它负责将核反应堆产生的热量转移到蒸汽发生器，再通过蒸汽发生器转化为电能。
冷却剂系统的设计和运行对核电站安全性和经济性都有着重要影响。
华龙一号是中国自主研发的第三代核电技术，研发过程中对冷却剂系统做了许多创新和改进，使得华龙一号具有更高的安全性和经济性。
本文将对华龙一号反应堆冷却剂系统与其他型号反应堆的差异进行分析，以介绍华龙一号在冷却剂系统方面的创新之处。
华龙一号反应堆采用了先进的冷却剂循环系统，相较于传统反应堆更加高效。
在设计上，华龙一号冷却剂系统采用了双环路设计，即主冷却剂回路和辅助冷却剂回路。
这样的设计可以使得核电站在故障发生时能够保持系统正常运行，有效提高了核电站的安全性。
华龙一号反应堆冷却剂系统在材料选择上也做出了改进。
华龙一号采用了新型的耐高温合金材料，可以承受更高温度和压力，从而提高了核电站的运行效率和安全性。
而传统反应堆则多采用不锈钢材料，这在高温和高压环境下容易产生氧化和腐蚀，对核电站的安全性产生负面影响。
华龙一号反应堆冷却剂系统还在控制系统上做出了许多创新。
华龙一号采用了先进的数字化控制系统，能够实现对冷却剂系统的高精度控制和在线监测。
相较于传统反应堆的模拟控制系统，数字化控制系统具有更加高效、稳定和可靠的特点，从而提高了核电站的安全性和经济性。
华龙一号反应堆冷却剂系统在设计、材料选择、设备引入和控制系统上都做出了许多创新和改进，使得核电站具有更高的安全性和经济性。
未来，华龙一号反应堆的冷却剂系统将继续发展和完善，为核能行业的发展做出更大的贡献。
第三代核电技术“华龙一号”核岛1E级低压开关柜鉴定
Technology and Equipment 工艺与装备第三代核电技术“华龙一号”核岛IE级低压开关柜鉴定Qualification of nuclear island class 1E low voltage switchgear for the third generation nuclear powertechnology "Hualong No.1M陈江勇(厦门ABB低压电器设备有限公司，福建厦门361000)摘要:“华龙一号”是我国具有自主知识产权，采用国际最高安全标准研发的第三代核电技术。
核岛1E级380VAC低 压开关柜参与执行核反应堆紧急停堆、堆芯及安全壳排热等重要的安全功能，其性能及可靠性直接影响核电站的安全运行, 因此需通过严格的鉴定，以确保在事故工况下能够执行其预期安全相关功能。
本文重点介绍“华龙一号”首堆一福清核电5/ 6#机组核岛1E级380VAC低压开关柜的鉴定，对其他核电厂核岛1E级开关柜的设计、制造及鉴定具有重大的借鉴意义。
关键词:1E级380VAC低压开关柜;鉴定;抗震试验;事故环境中图分类号:TM591文献标识码:A文章编号：1005-1937 (2019)01-029-05Abstract: "Hualong No. 1" is the third generation nuclear power technology developed by China with independent intellectual property rights and adopting the highest international safety standards. The nuclear island class IE 380VAC low—voltage switchgear participates in the implementation of important safely functions such as emergency shutdown of nuclear reactor, core and shell heat exhaust. Its performance and reliability directly affect the safe operation of nuclear power plant. Therefore, strict qualification is needed to ensure that the expected safety-related functions can be performed under accident conditions. This paper focuses on the qualification of nuclear island class IE 380VAG low—voltage switchgear for Fuqing Nuclear Power Plant Unit 5/6#, the first reactor of Hua- long No. 1, which can be used for reference in the design, manufacture and qualification of class IE switchgear for other nuclear power plants.Key Words：IE 380V A C low voltage switchgear q ualification; s eismic test; a ccident environment核岛IE级380VAC低压开关柜主要用于为电 机、加热器、阀门、配电箱等用电设备供电，以及提 供保护、控制及监测等功能,这些低压开关柜安装 在核岛安全壳外具有采暖和通风的区域，为K3类 设备,需按照RCC-E(2005)[1]完成K3类鉴定，根据 项目技术规格书要求,鉴定主要依据RCC-E(2005) B卷“鉴定和认可”的相关规定。
“华龙一号”反应堆压力容器关键焊接技术
“华龙一号”反应堆压力容器关键焊接技术邹国伟,王伟波（中广核工程有限公司，广东深圳518124）摘要：核反应堆压力容器是核电站唯一不可更换的核心设备，承受高温、高压、强辐射，设计标准规格高、制造工艺难度大、质量控制要求严，而关键焊接技术直接影响设备的质量及制造进度，不仅与核电站建设、运营的经济效益息息相关，更是核安全的基石，甚至影响国家安全。
通过对“华龙一号”RPV 关键焊接技术的特点及典型质量问题的分析，对焊接工艺、技术的研究，优化以及工程实践，显著提升了“华龙一号”RPV 的焊接质量，同时大幅缩短制造工期、节约工程成本，对后续“华龙”RPV 的制造提供了宝贵的技术积累和工程经验。
关键词：华龙一号；反应堆压力容器；焊接技术；工艺优化；质量中图分类号：TG40文献标志码：C 文章编号：1001-2303（2020）12-0065-09DOI ：10.7512/j.issn.1001-2303.2020.12.14本文参考文献引用格式：邹国伟，王伟波.“华龙一号”反应堆压力容器关键焊接技术[J].电焊机，2020，50（12）：65-73.收稿日期:2020-08-15作者简介:邹国伟（1982—），男，本科，工程师，主要从事核电及特种设备焊接的研究。
E-mail ：*******************。
0前言核电是人类迄今为止设计的最为复杂的能源系统，它利用核聚变或核裂变产生的巨大能量进行发电，是目前已知最清洁、最高效的能源。
核电站主要堆型有石墨堆、压水堆、重水堆、沸水堆，快中子堆、高温气冷堆、钠冷堆等核裂变反应堆以及被称作“人造太阳”的核聚变反应堆。
目前，世界主要建设的民用商业核电站堆型开始由二代加（以法国压水堆CPR1000为代表）发展为三代核电技术，在建机组最多的是中国的“华龙一号”（HPR1000）以及美国的AP1000堆型。
世界核电主流堆型概况如图1所示。
核电设备质量是核电厂安全的基础。
“华龙一号”核电机组DCS系统非安全级功能分配原则的分析研究
文献标识码：B文章编号：1003-0492 (2020) 11-086-04中图分类号：TP27“华龙一号”核电机组D CS系统 非安全级功能分配原则的分析研究A n a ly sis and Research on the P rin cip le s o f N on-Safety D C S Function A llo c a tio n C riteria for the H ualong One N u clear Pow er Plant★崔明路，何庆镭（中核集团中国核电工程有限公司，北京100840)摘要：为保证“华龙一号”核电机组可靠、稳定、经济运行，应对D C S 非安全级功能合理、优化分配，本文研究了“华龙一号”核电机组D C S 系统非安全级功能分配的影响因素和原则，提出了自上而下的层次化功 能分配模型，保证冗余功能独立性的同时兼顾功能的关联性，减少处理 器间依赖性和接口信号的数量，确保DCS系统负荷均衡配置，最终降低 DCS故障对核电厂可用性的影响。
关键词：华龙一号；DCS;非安全级；功能分配Abstract：Optimizing allocation of non-safety D C S functions is critical to ensure the reliability,stability,and cost-effectiveness of the Hualong One nuclear power plant operation.In this paper,influencing factors and decision criteria of allocating non-safety D C S functions are analyzed and discussed.A top-to-bottom hierarchical allocation model is proposed to balance the independence while taking into account the relevance of functions,reduce the interdependence of processors as well as data exchanges,and evenly distribute workloads in a D C S,which ultimately reduces the impact on the availability of a nuclear power plant in case ofa D C S failure.Key words：Hualong One;D C S;Non-Safety;Function allocation1概述“华龙一号”是我国具有完全自主知识产权，具备能动与非能动相结合的安全特征的先进核电厂，充分借鉴融合了三代核电技术的先进设计理念和我国现有压水堆核电厂设计、建造、调试、运行的经验。
＂华龙一号＂核电汽轮机创新设计特点
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ｗｉ ｔ ｈ ｒ ｅ ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｔ Ｏ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ａ ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｓ ｆ ｏ ｒ ｓ ｕ ｐ ｐ ｏ ｒ ｔ ｔ ｙ ｐ ｅ ｏ ｆ Ｌ Ｐ ｃ ａ ｓ ｉ ｎ ｇ，ＬＰ ｗｅ ｌ ｄ ｅ ｄ ｒ ｏ ｔ ｏ ｒ ａ ｎ ｄ ｌ ａ ｓ ｔ ｓ ｔ ａ ｇ ｅ
进 性和经济性 ， 为“ 华 龙 一 号” 核 电 汽 轮 机 的 自主 化 设 计 创 新 和 发 展 起 到 推 动 作 用 ， 同时也 为 Ａ Ｐ１ ０ ０ ０ 、 Ｅ Ｐ Ｒ、
Ｃ ＡＰ １ ４ ０ ０ 、 Ｃ ＡＰ １ ７ ０ ０等百万等级更 大功率的核 电汽轮机设计提供借 鉴。
关键 词 ： “ 华龙一号” ； 核 电 汽轮 机 ；焊 接 转 子 ；末 级 长 叶 片
孙康 娜 ， 贺小忠
（ 上 海 电 气 电 站 设 备 有 限 公 司汽 轮 机 厂 ， 上海 ２ ０ ０ ２ ４ ０ ） 摘 要： 重 点介 绍 了上 海 汽轮 机 厂 （ 上汽厂） “ 华龙一 号” 核 电 汽轮 机 在 低 压 缸 支 撑 方 式 、 焊 接转子 、 末 级 长 叶
片等方 面的创新设计特 点， 以及 大部件 的结构优 化和 国产化设计情 况， 旨在探 讨如何提 高汽轮机的安全性 、 先
第４ ６卷
第 ２期
Ｖｏ１ ．４ ６ Ｎｏ ． ２
Ｊ ｕ ｎ ． ２ Ｏ １ ７
２ ０ １ ７年 ６月
文章 编 号 ：１ ６ ７ ２ ～ ５ ５ ４ ９ （ ２ ０ １ ７ ） ０ ２ — ０ ０ ９ ３ — ０ ５
“ 华 一 号 ’ ’ 核 电汔 轮 机 创新 设计 特 点
“ 华 龙一 号” 是 中 国 自主开 发 的第 三代百 万 等 级核 电反 应 堆 型 ， 设 计上 充 分 借 鉴 了福 岛 核 事 故
“华龙一号”一回路水压试验压力系数的选取
第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021“华龙一号”一回路水压试验压力系数的选取刘光伟，刘文杰，张庆国，彭 娟（中国核电工程有限公司 华东分公司，浙江海盐 314300）摘要：一回路水压试验是以一个合适的试验压力，对一回路主系统及其有关辅助系统的高压部分进行强度性水压试验。
本文从“华龙一号”核电机组的建造规范、设备资料、国家标准及工程实践等方面对一回路水压试验的试验压力系数进行综合对比分析，最终确定选取试验压力为1.3倍设计压力作为“华龙一号”的一回路水压试验压力系数。
关键词一回路水压试验；压力系数；“华龙一号”中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0174-07Selection of Hydraulic Pressure Coefficients of theCFT for the Primary Circuit of HPR1000LIU Guangwei，LIU Wenjie，ZHANG Qingguo，PENG Juan（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Eastern China Branch，Haiyan of Zhejiang Prov．314300，China）Abstract：The CFT for the the primary circuit is to test the strength of the high-pressure part ofthe primary circuit system and related auxiliary systems with a suitable test pressure. In this paper, the hydraulic pressure coefficients of CFT are comprehensively compared and analyzedfrom the aspects of construction specifications, equipment data, national standards and engineering practice of HPR1000. Finally, the coefficients of CFT suitable for HPR1000 are determined.Key words：CFT；Pressure coefficient；HPR1000“华龙一号”压水堆作为中核集团自主研发的三代核电机组，其遵循的设计建造规范与以往传统压水堆机组有较大的不同，且一回路水压试验的实施并无先例可以遵循，故对其试验压力系数的分析有助于后续华龙系列堆型的设计走向成熟。
华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)差异分析
华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)差异分析华龙一号反应堆是中国自主研发的第三代核电技术，具有高效、安全、可靠的特点，被认为是未来核电发展的重要方向之一。
该型号反应堆的冷却剂系统(RCS)是其核心部件之一，起着冷却反应堆和传递热量的重要作用。
本文将对华龙一号反应堆的RCS与其他型号反应堆的RCS进行差异分析，以期更好地了解华龙一号反应堆的特点和优势。
华龙一号反应堆的RCS使用先进的压力容器设计，能够承受更高的压力。
这一设计可以大大提高反应堆的安全性，减少由于压力变化引起的意外事故的发生。
与传统的反应堆相比，华龙一号反应堆的RCS在设计上更注重安全性和可靠性，从而有效降低了事故风险。
华龙一号反应堆的RCS采用先进的闭式循环设计，使得冷却剂能够在系统内部循环使用，减少了对外部环境的依赖。
相比之下，传统反应堆的RCS往往采用开放式循环设计，需要不断地补充新的冷却剂，增加了系统运行的复杂度和成本。
华龙一号反应堆的闭式循环设计不仅节约了冷却剂的使用，还减少了对外部环境的影响，保护了环境的安全。
华龙一号反应堆的RCS采用先进的核燃料技术，能够大幅提高核燃料的利用率，减少核废料的产生。
其燃料设计不仅可以延长燃料使用寿命，还能够提高燃料的热效率，减少核电站的运行成本。
与传统反应堆相比，华龙一号反应堆的RCS更加环保和经济，符合可持续发展的要求。
华龙一号反应堆的RCS在设计上更加先进、安全、可靠，能够更好地满足未来核能发展的需求。
与传统反应堆相比，华龙一号反应堆的RCS在性能上有了明显的提升，为核能产业的可持续发展提供了重要的技术支持。
相信随着华龙一号反应堆技术的不断完善和推广，将会为全球核能行业的发展带来新的机遇和挑战。
揭秘“华龙一号”
揭秘“华龙一号”作者：盛安陵来源：《军工文化》2015年第06期自2013年以来，无论在莫斯科国际核工展，还是北京国际核工展等展会，“华龙一号”似乎横空出世，突然闯入人们的视野。
特别是2014年11月3日，国家能源局对福建省发改委、中核集团的请示报告发出复函，同意福建福清5、6号机组工程调整为“华龙一号”技术方案，这是继8月份通过国家能源局、国家核安全局牵头组织的专家评审后，“华龙一号”再次成为业界关注的焦点。
一般而言，一种新型核电技术研发成功都需要数年甚至数十年，而只在核电技术舞台上活跃不满两年时间的“华龙一号”，为什么能够扛起我国自主三代、具有完全自主知识产权的核电大旗？它的身世之谜是什么？它拥有哪些先进的理念和技术，让国人引以为傲……为揭开笼罩在“华龙一号”的神秘面纱，记者先后走访承担其设计、研发工作的科研单位——中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司等科研基地，探寻其背后的故事。
从无到有1997年，一个静谧的午后，在中国核动力研究设计院老基地一栋办公楼里，一阵阵激烈的争论声充斥着整个楼道。
原来，十几个技术人员正聚集在一间办公室里，讨论着中国自主百万千瓦级核电站方案的主参数。
或许那时，他们谁也没有预料到，这就是“华龙一号”孕育17年的起点。
核动力院承担着“华龙一号”反应堆及一回路设计工作，了解“华龙一号”“心脏”的诞生，必然以这里为起点。
长期担任核电工程项目技术负责人的核动力院科技委副主任、原副院长张森如说，早在1996年，原国家计委在上海组织召开关于核电发展的研讨会，提出国家发展核电的方向不再是60万千瓦级，而是100万千瓦级。
这促使大家萌发了自主研发百万千瓦级核电技术的念头。
当时恰逢岭澳核电站二期正走自主设计、自主制造、自主建造、自主运营的建设路线，规划建设两台百万千瓦级压水堆核电机组。
据张森如介绍，为拿下岭澳核电站二期工程，核动力院在秦山二期60万千瓦核电技术（CNP600）的基础上，开发了百万千瓦压水堆核电技术CPR1000。
华龙一号核电反应堆蒸汽发生器大锻件热处理实践
櫡櫡櫡櫡櫡櫡櫡櫡～试验研究～櫡櫡櫡櫡櫡櫡櫡櫡收稿日期：２０２０ ０５ ２３作者简介：王晓芳（１９８２—），女，湖南郴州人，硕士，高级工程师，主要从事大型锻件工艺开发和研究工作。
联系电话：０２１ ３４０９８２１２；Ｅ ｍａｉｌ：ｗａｎｇｘｆ２＠ｓｈａｎｇｈａｉ ｅｌｅｃｔｒｉｃ．ｃｏｍ华龙一号核电反应堆蒸汽发生器大锻件热处理实践王晓芳，张智峰，雷 雪（上海电气上重铸锻有限公司，上海２００２４５）摘 要：材料为１８ＭＮＤ５钢的三代华龙一号核电反应堆蒸汽发生器用大锻件，要求比同种钢制造的二代加核电大锻件具有更好的力学性能。
对三代华龙一号核电反应堆蒸汽发生器用１８ＭＮＤ５钢上、下封头及筒体和管板大锻件进行了热处理实践。
由于在材料化学成分控制、热处理工艺及装备等方面采取了有效措施，因此２０１５年以来，已生产三代华龙一号核电蒸气发生器主设备用１８ＭＮＤ５钢大型锻件４０余件，均为一次热处理合格，锻件力学性能良好且较均匀。
现有的热处理技术及装备可确保稳定生产华龙一号蒸汽发生器用大型锻件。
关键词：１８ＭＮＤ５钢；大锻件；化学成分；热处理工艺；热处理装备中图分类号：ＴＧ１４２．１ 文献标志码：Ａ 文章编号：１００８ １６９０（２０２０）０５ ００３６ ０５ＨｅａｔＴｒｅａｔｍｅｎｔＰｒａｃｔｉｃｅｏｆＨｅａｖｙＦｏｒｇｉｎｇｓｆｏｒＨＰＲ１０００ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＲｅａｃｔｏｒＳｔｅａｍＧｅｎｅｒａｔｏｒＷＡＮＧＸｉａｏｆａｎｇ，ＺＨＡＮＧＺｈｉｆｅｎｇ，ＬＥＩＸｕｅ（ＳｈａｎｇｈａｉＥｌｅｃｔｒｉｃＳＨＭＰＣａｓｔｉｎｇ＆ＦｏｒｇｉｎｇＣｏ．，Ｌｔｄ．，Ｓｈａｎｇｈａｉ２００２４５，Ｃｈｉｎａ）Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｈｅａｖｙｆｏｒｇｉｎｇｓｍａｄｅｏｆ１８ＭＮＤ５ｓｔｅｅｌｆｏｒｔｈｅｔｈｉｒｄｇｅｎｅｒａｔｉｏｎＨＰＲ１０００ｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｒｅａｃｔｏｒｓｔｅａｍｇｅｎｅｒａｔｏｒａｒｅｒｅｑｕｉｒｅｄｔｏｈａｓｂｅｔｔｅｒｍｅｃｈａｎｉｃａｌｐｒｏｐｅｒｔｉｅｓｔｈａｎｏｎｅｓｍａｄｅｆｒｏｍｔｈｅｓａｍｅｓｔｅｅｌｆｏｒｔｈｅｓｅｃｏｎｄｇｅｎｅｒａｔｉｏｎｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒ．Ｈｅａｔｔｒｅａｔｍｅｎｔｐｒａｃｔｉｃｅｆｏｒｔｈｅｕｐｐｅｒａｎｄｌｏｗｅｒｈｅａｄｓ，ｃｙｌｉｎｄｅｒａｎｄｔｕｂｅｓｈｅｅｔｆｏｒｇｉｎｇｓｕｓｅｄｆｏｒｔｈｅｔｈｉｒｄｇｅｎｅｒａｔｉｏｎＨＰＲ１０００ｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｒｅａｃｔｏｒｓｔｅａｍｇｅｎｅｒａｔｏｒｈａｓｂｅｅｎｃａｒｒｉｅｄｏｕｔ．Ｂｅｃａｕｓｅｅｆｆｅｃｔｉｖｅｍｅａｓｕｒｅｓｈａｖｅｂｅｅｎｔａｋｅｎｉｎｃｏｎｔｒｏｌｌｉｎｇｏｆｍａｔｅｒｉａｌｃｈｅｍｉｃａｌｃｏｍｐｏｓｉｔｉｏｎ，ｐｒｏｃｅｓｓａｎｄｅｑｕｉｐｍｅｎｔｏｆｈｅａｔｔｒｅａｔｍｅｎｔ，ｓｉｎｃｅ２０１５ｍｏｒｅｔｈａｎ４０ｈｅａｖｙｆｏｒｇｉｎｇｓｏｆ１８ＭＮＤ５ｓｔｅｅｌｆｏｒｔｈｅｔｈｉｒｄｇｅｎｅｒａｔｉｏｎＨＰＲ１０００ｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｒｅａｃｔｏｒｓｔｅａｍｇｅｎｅｒａｔｏｒｗｅｒｅｐｒｏｄｕｃｅｄ，ａｎｄａｌｌｏｆｔｈｅｍｗｅｒｅｑｕａｌｉｆｉｅｄａｔｏｎｅｔｉｍｅｏｆｈｅａｔｔｒｅａｔｍｅｎｔ．Ｔｈｅｅｘｉｓｔｉｎｇｈｅａｔｔｒｅａｔｍｅｎｔｔｅｃｈｎｏｌｏｇｉｅｓａｎｄｅｑｕｉｐｍｅｎｔｍａｋｅｉｔｐｏｓｓｉｂｌｅｔｏｅｎｓｕｒｅｓｔｈｅｓｔａｂｌｅｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎｏｆｌａｒｇｅ ｓｉｚｅｄｆｏｒｇｉｎｇｓｆｏｒｔｈｅＨＰＲ１０００ＳｔｅａｍＧｅｎｅｒａｔｏｒＮｏ１．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：１８ＭＮＤ５ｓｔｅｅｌ；ｈｅａｖｙｆｏｒｇｉｎｇ；ｃｈｅｍｉｃａｌｃｏｍｐｏｓｉｔｉｏｎ；ｈｅａｔｔｒｅａｔｍｅｎｔｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ；ｈｅａｔｔｒｅａｔｍｅｎｔｅｑｕｉｐｍｅｎｔ０ 引言“华龙一号”核电机组是我国自主研发的第三代核电设施，具有安全和经济等特点。
关于海外华龙一号核电机组硼酸制备工艺研究
关于海外华龙一号核电机组硼酸制备工艺研究摘要：硼酸是一种常见的可溶性中子毒物，常被溶解于反应堆一回路冷却剂中，吸收过量的中子，以控制反应堆的反应性。
在反应堆首次装料前，需要制备足够的硼酸溶液，以保证系统的硼冲洗需求和装料安全，在功率运行阶段还需制备一定量的硼酸溶液保证反应堆的运行安全。
本文主要介绍了海外华龙一号核电机组硼酸溶液的制备方案以及在制备过程中出现的问题和解决方法，为后续同类型机组或不同类型机组中功能相似系统的调试工作提供相应经验。
关键词：华龙一号硼酸制备优化1.引言在压水堆核电站的装料准备和功率运行过程中，需要一定数量的硼酸溶液，由反应堆硼和水补给系统（RBM）制备和提供，保证机组的装料安全和机组运行安全。
在机组装料准备阶段，需要制备大量的硼酸溶液，各系统所需的硼酸溶液浓度和数量见表1。
考虑到RBM系统硼酸溶液制备无法满足机组进程，华龙一号机组还额外引进了临时制硼装置制备硼酸溶液，保证硼酸溶液制备的工作效率。
表1 机组装料准备阶段硼酸溶液浓度和数量机组装料前硼酸制备一般分为两个阶段，第一阶段：由临时制硼装置为乏燃料水池、燃料装载井、燃料转运仓制备硼酸溶液，为燃料湿式试验提供条件。
第二阶段：由临时制硼装置为一回路相关系统（一回路容积，安注箱）、反应堆换料水池和构件池（最终排放回内置换料水箱）制备硼酸溶液。
RBM005BA制备的硼酸溶液供REB/RBM系统使用，在REB/RBM硼酸制备工作完成的情况下，RBM005BA 可将制备的硼酸溶液输送至内置换料水箱IRWST。
RBM系统硼酸溶液制备工艺简图如下：图（1）RBM系统硼酸溶液制备工艺简图RBM005BA总容积为4.2 m³，可用容积为3m³，一般制备一罐7000-7700ppm 的硼酸，液位充至1.6m，需使用5桶硼酸晶体（一桶硼酸25Kg），制备一罐硼酸大约耗时1.5小时，因为充水管管径较细，充水速度缓慢，加热器功率较低，加热缓慢，制备效率较低。
核反应堆设计流程
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关于华龙一号硼酸流量调节阀PID参数的创新和优化
关于华龙一号硼酸流量调节阀PID参数的创新和优化发布时间：2022-05-17T07:42:34.909Z 来源：《科学与技术》2021年第34期作者：盛巍巍黄宇辉[导读] 华龙一号机组中的反应堆硼和水补给系统为一回路提供硼酸和除盐除氧水，盛巍巍黄宇辉中国核电工程有限公司华东分公司浙江海盐摘要: 华龙一号机组中的反应堆硼和水补给系统为一回路提供硼酸和除盐除氧水，在补给管线上设置有硼酸流量调节阀；下面以华龙一号机组为例来论述硼酸流量调节阀PID参数的创新和优化对系统运行的影响，以及详细介绍其实施方案，为同类型机组的调节阀PID参数提供新的思路和方法关键字：华龙一号；硼酸流量调节阀；PID参数；创新和优化Innovation and optimization of PID parameters of Hualong One boric acid flow control valve Sheng Weiwei Huang Yuhui(China Nuclear Power Engineering Co.,Ltd., Eastern China branch. Zhejiang，Haiyan) Abstract: The reactor boron and water supply system of Hualong One unit provides boric acid and demineralized deaerated water as a circuit, and boric acid flow control valve is set on the supply pipeline; The following takes Hualong One unit as an example to discuss the influence of the innovation and optimization of PID parameters of boric acid flow control valve on system operation, and introduce its implementation scheme in detail, which is the same type of unit.Keywords:Hualong One；Boric acid flow control valve；PID parameters；Innovation and optimization 0.引言华龙一号中的反应堆硼和水补给系统是重要的一回路辅助系统，主要为一回路提供硼酸和除盐除氧水，旨在控制反应堆反应性的慢变化以及补偿一回路的泄漏或者冷却引起的体积收缩。
华龙一号一回路压力和温度运行限制曲线研究
华龙一号一回路压力和温度运行限制曲线研究摘要：一回路压力和温度运行限制曲线作为核电厂运行限值和条件的重要组成部分，对核电厂安全运行有重要作用。
文章给出了一回路压力和温度运行限制曲线的内容、绘制的流程和方法，并就华龙一号堆型给出了示例。
关键词：核电厂；一回路；温度；压力；运行限制；华龙一号1引言在核电厂初步设计阶段，总体设计的重点工作之一是确定核电厂设计安全原则和要求。
核能虽然是一种清洁、安全可靠的能源，但是一旦发生重大事故对人类和环境造成的危害要比其它工业项目造成的风险和危害来得严重，所以制定并落实核电厂安全原则和要求就非常必要。
本文就设计安全原则和要求之一的一回路压力和温度运行限制（以下简称大刀图）展开论述，给出其内涵和绘制方法，并以华龙一号堆型为例，就重要曲线给出示例。
2简介为保障电厂工作人员，群众和环境不致遭到超过国家规定限值的辐射照射和污染，并将辐射照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平，在核电厂设计过程中，要采取各种安全方法和设计措施，达到核电厂设计的安全原则要求。
为了确保核电厂安全运行，应从核电厂的厂址选择、设计、建造、运行等方面全面落实国家核安全局颁布的有关安全规定和导则。
有关安全准则和要求涉及到核电厂的纵深防御原则，辐射防护设计，可靠性设计，安全功能分级，对假想始发事件的分析和对策，设计限值，在役试验和检查，设备鉴定，质量保证，安全分析和评价等各方面的要求。
为保证核电厂安全运行，必须制定一组反映最终设计及对设备和人员要求的运行限值和条件。
并且在核电厂运行开始前报国家核安全当局批准。
制定核电厂的运行限值和条件是一项十分重要的设计工作，它是作为核电厂营运单位授权运行核电厂依据的一个重要部分。
它的作用是：⑴对核电厂在启动、功率运行、停堆过程及停堆状态，维修，试验和换料等各种正常运行方式和预计运行事件规定安全要求，防止核电厂发生可能导致事故工况的状态；⑵对保证所有安全系统，包括专设安全设施能在事故工况下执行功能的各种要求作出规定。
华龙一号机组一二回路解耦优化分析
华龙一号机组一二回路解耦优化分析发布时间：2022-08-17T03:19:15.422Z 来源：《当代电力文化》2022年7期作者：吴冲[导读] 华龙一号在设计上需要二回路持续运行带走一回路在解列后的热量，直到RIS/RHR投运后，吴冲中广核核电运营有限公司 518000摘要：华龙一号在设计上需要二回路持续运行带走一回路在解列后的热量，直到RIS/RHR投运后，会导致二回路的检修窗口被压缩，不利于机组的经济性和灵活性，经过分析，借鉴CPR运营经验，得出了一套一二回路解耦的方案，本文将对此方案进行分析。
关键词：华龙一号；CPR；一二回路解耦1.背景华龙一号堆型为中国自主创新的三代百万千瓦级的压水堆核电技术，借鉴融合了三代核电技术的先进设计理念。
在一二回路的耦合方面采取了与CPR机型不同的设计思路，为满足纵深防御独立性要求，取消了CPR机组启停阶段GCT-a/GCT-c和ASG/APD运行功能冗余，将GCT-a和ASG的运行功能与安全功能分离设计。
相比于CPR，华龙一号机组启停期间常规岛上行早投运、下行晚退出，常规岛检修会成为大修工期的制约项，视常规岛检修项目影响工期不同，机组的经济性将受不同影响；同时对机组运行灵活性较也不利，如当机组需要临停检修时，以往CPR机组只需要后撤到热停平台即可，而华龙机组则需要后撤到RIS/RHR模式，后撤时间更长，后撤状态更深。
所以基于以往的运维经验，二回路的系统配置需要优化。
图1 CPR与华龙一号的一二回路解耦前后对比2.方案分析华龙一号的二回路当前配置为闭式循环：采用凝汽器→CEX→ADG→AAD→ARE→SG→VVP→VPU→GCT→凝汽器的模式，需要整个二回路的汽水侧可用，机组的二回路无法提前退出。
CPR机组为开式循环：采用ASG→SG→GCT-a→大气的模式，以上开式循环均由一回路设备完成，二回路在热停平台转水转汽到一回路后即可全部停运检修。
解耦思路为在维持华龙一号安全设计的基础上，参考CPR机组运维经验增加部分设备，使机组二回路可以运行如CPR机型的开式循环，则二回路可以提前退出至检修状态。
华龙一号堆芯延伸运行能力分析
华龙一号堆芯延伸运行能力分析华龙一号是中国自主研发的一款具有世界领先水平的三代核电技术，其独特的设计理念和先进的技术手段，使其在堆芯延伸运行能力方面具有显著优势。
堆芯是核反应堆内核燃料的集中存放区域，是核反应堆的核心部件。
在核反应堆运行期间，堆芯燃料会经历一系列的物理、化学和工程变化，这些变化会导致堆芯的性能逐渐下降，甚至会引发堆芯过早损坏，从而造成较大的经济损失和环境污染。
为了解决这些问题，华龙一号采用了多项技术手段，提高了堆芯延伸运行能力。
首先，华龙一号采用了高效的燃料设计。
核燃料是核反应堆的核心，其燃料设计质量直接影响到核反应堆的运行效果和寿命。
华龙一号采用了高密度、高热导率、低膨胀系数的各向同性燃料颗粒，有效提高了燃料的热导率和力学性能，减小了燃料膨胀和应力变形等不良影响因素，延长了燃料寿命和堆芯运行周期。
其次，华龙一号采用了先进的堆芯结构设计。
华龙一号的堆芯采用了六边形排列、对称布置的设计，能够最大程度地利用堆芯空间和中子流通。
同时，华龙一号的堆芯还采用了高比功率设计，使得燃料利用率和堆芯寿命都得到了显著提高。
最后，华龙一号采用了智能化的堆芯管理系统。
华龙一号的堆芯管理系统采用了先进的机器学习、数据挖掘和监控技术，能够实现对堆芯燃耗、燃料状态、温度分布等关键参数的实时监测和调控。
这样就能够及时发现和解决可能存在的问题，最大程度地延长堆芯寿命和延伸运行周期。
综上所述，华龙一号在堆芯延伸运行能力方面具有显著优势。
其高效的燃料设计、先进的堆芯结构设计和智能化的堆芯管理系统，为其提供了强有力的支撑，使得其堆芯延伸运行周期和寿命得到了大幅提高，形成了一种具有高可靠性、高安全性、高经济性的三代核电技术，有着广阔的应用前景。
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千 瓦级 核 电 战 略 路 线 ， 突 破 核 电 技 术 发 展 的 困
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圈
华 龙 一 号 ＂ 反 应 堆 及 一 回 路 系 统 研 发 与 设 计
刘 昌文 ，李 庆 。李 兰 ，钟 元 章 ，李 海 颖 ，崔 怀 明 ，张 富 源 。康 志 彬 ，蒲 小 芬 ，王 华 金 。焦 拥 军 。
冷 贵 君 ， 卢 毅 力 ， 曾 忠 秀 。 张 晓 华
（ 中国 核 动 力 研 究 设 计 院 ， 四川 成 都
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摘 要 ：本 文概 述 了 中 国核 动 力 研 究 设 计 院 （ 以下简 称 “ 核动 力院”）进行 “ 华龙一 号’ ’反 应 堆 及 一 回 路 系
统 自主创 新 的 历 程 ，介 绍 了 主 要 研 发 内容 和 设 计 方 案 ，包 括 堆 芯 设 计 、 一 回路 系 统 设 计 、 主 设 备 设 计 、事 故 预 防 和缓 解 措施 、安 全 分 析 等 ，展示 了 “ 华 龙 一 号 ” 作 为 三 代 核 电技 术 的安 全 性 、经 济 性 和 先 进 性
。
关键 词 ：华 龙 一 号 ；反应 堆 一 回 路 系 统 ；三 代 核 电 技 术
中 图 分 类 号 ：ＴＬ ４ 文 献 标 志 码 ：Ａ 文章 编 号 ：１ ６ ７ ４ — １ ６ １ ７（ ２ ０ １ ７ ）０ ４ — ０ ４ ７ ２ — ０ ６
Ｄ Ｏ Ｉ ：１ ０ ． １ ２ ０ ５ ８ ／ ｚ ｇ ｈ ｄ ． ２ Ｏ １ ７ ． ０ ４ ． ４ ７ ２
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