关于M310机组和华龙一号机组余热排出系统的差异分析
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。
不同压水堆核电厂低温超压事件的处置与应对
a*cc图1压力容器KPV 脆性断裂曲线由于低温超压事件直接对一冋路造成了不可逆且相当 严重的损坏，因此这种现象受到了各个国家安全审査的重 视。
不同压水堆核电技术对于低温超压始发事件的预防也 采取了相应的措施。
这些措施既包括安全泄压阀配置方案, 也包括一定的运行行政措施，以及对低压超压始发事件的规 避等。
应对传统的二代及二代改进型核电厂、以及国内在役 的三代核电厂的低温超压始发事件的预防进行梳理,为后续 的电厂改进、及新电厂的设计提供思路。
二、M 310中的低温超压保护方案国内在役的电厂，大多以法国引进的大亚湾核电为参考 的二代及二代改进型压水堆核电技术（M 310)。
其一回路系 统为三环路，执行停堆过程中堆芯衰变热导出的余热排出系 统全部布置在安全壳内。
M 310机组低温超压保护始发事M 310机组的余热排出系统在丨60 ~ 180T ：接入到一回路，稳压器在丨20弋灭汽腔后一回路进人到水实体状态。
在 稳压器灭汽腔前,始发事件的发生不会导致一回路压力的迅速上升。
且由于高温下RPV 脆性断裂强度远超过始发事件 导致的峰值压力，因此这个温度区间下的事故，不会导致一 回路的破裂。
但由于始发事件最终会导致一回路压力超过 安全阀的峰值压力，安全阀最终会起跳。
安全阀起跳压力 下、]20T 以上的反应堆冷却剂排放时,会产生汽水混合的流 体,其冲击力也较低温情况下大很多。
考虑到事故的进程以及人员干涉的假定事件，如安注泵 误启动时，操作人员〇.5h 后停止安注泵。
通过余排系统先 导阀排放的总量超过了稳压器卸压箱的容积，最终会导致冷 却剂通过卸压箱进人到卸压箱房间环境中。
M 310堆型中，安全注人系统包括高压安注泵、安注箱、 低压安注泵。
余排系统接人后，运行人员会对安注箱的出口 电动隔离阀进行断电处理，以防止误安注信号引起的安注箱 向一回路的快速注人，有助于降低一回路失效风险。
在役的二代及二代改进型压水堆，稳压器的安全阀均配Industrial & Science TribuneRPV 雎性断裂曲线/―、低温超压事件的背景介绍对于压水堆核电厂一回路系统，其低温情况下的主设备 材料韧性较电厂正常运行工况下降。
华龙一号核电机组与M310核电机组配电系统差异分析
华龙一号核电机组与M310核电机组配电系统差异分析作者：骆真荣龚贵辉刘高来源：《科学与财富》2016年第24期摘要：作为具有自主知识产权的第三代核电机组，华龙一号核电机组与M310核电机组之间有许多差异，其中配电系统的差异较为明显。
文章分析华龙一号核电机组与M310核电机组配电系统之间的差异，得出华龙一号核电机组的安全性、可靠性高于M310核电机组的结论。
关键词：华龙一号核电机组；M310核电机组；配电系统；差异福建福清核电厂（福清核电）1-4号机组为M310核电机组，5、6号机组为具有自主知识产权的华龙一号核电机组。
其中福清核电5号机组是华龙一号全球首台机组，具有重要意义。
华龙一号核电机组作为第三代核电机组，与第二代的M310核电机组之间存在许多差异，包括配电系统的差异。
分析华龙一号核电机组与M310核电机组配电系统之间的差异，可以比较它们的安全性和可靠性。
16.6kV公用配电系统差异M310机组（以福清核电1、2号机组为例）的6.6kV公用配电系统是9LGI，该系统有两段母线，即9LGIA与9LGIB，其供电关系如图1中左图所示，图中黑色方块代表闭合状态的开关，黑色方框代表断开状态的开关（下同）。
当1、2号机组都正常运行时，9LGIA由1LGC供电，9LGIB由2LGC供电，1LGC、2LGC有两路电源，分别来自厂用变压器（厂变）和辅助变压器（辅变），这两路电源可以通过自动慢切换装置进行切换。
但1LGC、2LGC均是单元机组的厂用电母线，单元机组大修时会停役。
当1LGC或2LGC失电时，通过手动合上9LGIA与9LGIB之间的母线联络开关，可让9LGIA或9LGIB转由另一台机组供电。
华龙一号机组（以福清核电5、6号机组为例）的6.6kV公用配电系统是7ESH和7ESI，每个系统有两段母线，即7ESHA与7ESHB和7ESIA与7ESIB，6.6kV公用负荷接在7ESHB 和7ESIB上，其供电关系如图1中右图所示。
华龙一号发电机定子冷却水系统差异分析及优化建议
华龙一号发电机定子冷却水系统差异分析及优化建议作者：黄盼李秋实潘冠旭严浩东任旭东龚贵辉来源：《中国房地产业·中旬》2020年第03期摘要：HPR1000华龙一号机组发电机定子冷却水系统作为核电厂汽轮发电机的重要辅助系统之一，其可靠稳定运行是保证发电机安全高效运行的关键，由于华龙一号定子冷却水系统设计上和M310机组存在較大差异，本文就福清核电发电机定子冷却水系统华龙一号机组和M310机组系统工艺流程、逻辑两个方面进行对比、分析和总结，并对系统调试阶段发现的问题提出进一步可优化建议，从而充分理解系统差异性，提高后续系统对后续华龙一号机组定子冷却水系统调试运行和提高系统稳定性都有一定的借鉴和参考意义。
关键词：华龙一号;定子冷却水系统;差异分析;工艺流程;逻辑;优化建议福清核电5号机组发电机定子绕组进行冷却，该冷却是通过低电导率的除盐水不间断地在定子线圈中循环，将线圈中产生的热量带走来实现的。
定子冷却水系统能够监测并控制进入定子线圈的水电导率、温度、压力和流量等参数。
确保发电机在额定氢压下安全运行，避免定子冷却水泄露进发电机内部。
1 系统工艺流程差异1.1 总流量测量仪表位置差异总流量仪表位置由发电机出水口改为发电机入水口，并由3个SD，1个MD改为3个MD。
分析：总流量测量由发电机出水口改为入水口，减少了系统进入发电机和水箱引起的流量损失，使测量数值更加接近系统运行总流量。
1.2 增加流量测量装置分析：TGC增加了测流装置，介绍如下：通过增加测流装置，在进行流量调整时，可以直接在压差流量计上进行读数，省去了使用超声波流量计的步骤，福清核电超声波流量计安装使用过程复杂，其安装需要将两块测量传感器固定在管道上，并需保持在一条直线上，而在系统运行过程中，管道震动将影响模块固定，会导致测量数据存在波动，同时如使用不规范也很容易造成试验数据的偏差，通过增加管道流量装置大大优化了测流流程和提高了测量的准确性，减小了调试的工作量和提高了流量分配试验流量测量准确性，同时方便后续流量巡检工作，提高了后续系统运行的可靠性。
华龙一号能动与非能动安全系统介绍
５结语
本文从实际出发，针对高速公路超载超限问题，提出了运
作者简介：李淼（１９８２一），男，河北唐山人，工程硕士，工程师 研究方向：交通机电工程。 机电信息２０１６年第１２期总第４７４期
５７
万方数据
Ｐቤተ መጻሕፍቲ ባይዱＳ揪ｉ ；疑水收
注功能分离，上充泵不再执行安注功能。安注功能由２台中压 安注泵和２台低压安注泵实现，中压安注泵与低压安注泵独 立，不需低压安注泵进行增压。同时取消安注管线上浓硼注入 箱、硼酸再循环回路，简化系统，提高系统可靠性。 在非能动功能上，仍设置３台中压安注箱，用于在事故后 以非能动方式快速向堆芯注入大量含硼水，防止堆芯裸露，以 保证堆芯的完整性。
５结语
华龙一号采用能动与非能动相结合的安全技术，根据ＰＳＡ 分析结果，降低了内部事件和外部事件ＣＤＦ和ＬＲＦ，确保了 ＣＤＦ＜１Ｅ一６／堆年、ＬＲＦ＜１Ｅ一７／堆年安全目标的实现，满足三 代核电站设计安全标准。歹
Ｌｄ
鞠剑＿
４ （上接第５５页）
■飞一一
刖Ｉ一
［参考文献］ ［１］中国核动力研究设计院．华龙一号能动和非能动安全系统设
Ｙｉｎｇｙｏｎｇ ｙｕ
Ｙａｎｊｉｕ
华龙一号能动与非能动安全系统介绍
易飞顾传俊
（福建福清核电有限公司，福建福州３５０３００）
摘要：对华龙一号采用的４套能动与非能动相结合的安全系统进行了简要介绍。
关键词：华龙一号；能动；非能动；安全系统
０
引言
“华龙一号”是在我国３０余年核电科研、设计、建造和运行
经验的基础上，充分借鉴国际三代核电技术先进理念，吸收福 岛核事故经验反馈，采用国际最高安全标准研发设计的三代 核电机型。华龙一号采用１７７组燃料组件、单堆布置、双层安全 壳，创新提出了“能动与非能动相结合”的安全理念。本文将简 要介绍华龙一号采用的４套能动与非能动相结合的安全系统。
某核电厂主蒸汽系统差异分析
工业技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald92DOI：10.16660/ki.1674-098X.2019.04.092某核电厂主蒸汽系统差异分析①刘慧杰 任旭东 刘本帅 龚帅 成都(福建福清核电有限公司 福建福清 350300)摘 要：核电厂主蒸汽系统主要用于蒸汽输送，用于排除由反应堆产生的热量。
华龙一号是基于我国30余年核电科研、设计、建造、调试和运行经验，充分借鉴国际三代核电技术先进理念，吸收福岛核事故经验反馈，采用国际最高安全标准，具有完全自主知识产权的三代压水堆核电堆型，随着核电技术的不断发展，主蒸汽系统也随之发展，通过对主蒸汽系统差异进行分析，包括系统功能差异、设计基准差异、系统差异、主要设备差异等可以更好地掌握不同堆型的主蒸汽系统的相关技术资料，为广大核电人员提供良好的理论知识，以便更好地开展相关工作。
关键词：华龙一号 主蒸汽系统 差异中图分类号：TK124 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2019)02(a)-0092-02①作者简介：刘慧杰(1986，7—），男，满族，河北遵化人，本科，工程师，研究方向：常规岛主机系统调试。
核电厂主蒸汽系统用于将蒸汽发生器产生的蒸汽输送到汽轮机蒸汽和输水系统、汽轮机轴封系统、汽水分离再热器系统、蒸汽向凝汽器排放系统、蒸汽向大气排放系统、辅助给水泵汽轮机、辅助蒸汽系统和汽轮机主汽门等。
本系统还与主给水流量控制系统，启动给水系统和辅助给水系统一起，用于在电厂正常运行工况、紧急工况和事故工况下排出由反应堆产生的热量。
另外，主蒸汽系统流量和压力测量信号用于触发反应堆停堆，安注和蒸汽管线隔离等信号。
核电厂主蒸汽系统常规岛部分不按核安全功能分级，但是为了防止电气厂房受非核安全分级的主蒸汽管道破裂的影响而设有管道防甩装置。
主蒸汽疏水系统从主蒸汽系统排出冷凝水，常规岛中设有回收核岛来的疏水管路的疏水的设备，回收的清洁疏水通过凝汽器返回主给水系统，或是排到常规岛废液收集系统。
“华龙一号”主控制室空调系统问题分析与改进
“华龙一号”主控制室空调系统问题分析与改进张彪 张婧(中国核电工程有限公司华东分公司 浙江嘉兴 314000)摘要： “华龙一号”核电机组主控制室空调系统（VCL ）主要为主控室可居留区服务，维持其可居留性。
事故工况下，应急新风与回风混合经应急过滤回路与空调机组处理后送至主控室可居留区。
为了保证在事故工况下，通过高放射性信号可以第一时间切换VCL 系统至事故工况运行，且系统运行状态良好，相关文件规定了应急快速切换设备的验证及应急管路过滤设备可靠性的验证。
但在调试准备阶段发现：第一，VCL 系统空调机房送回风应急隔离阀没有设计与相关信号连锁自动关闭，导致VCL 系统在事故工况时不能第一时间全面切换至事故模式运行；第二，VCL 系统应急过滤设备定期试验管路管径偏小，导致无法满足应急过滤设备现场试验所需的风量。
根据相关规范及系统设计功能要求，修改VCL 系统空调机房送回风应急隔离阀供电方式、连锁信号关闭逻辑，修改VCL 系统应急设备定期试验管路管径，从而满足VCL 系统事故状态下的快速响应功能及运行可靠性。
关键词： 可居留区 隔离阀 快速响应 试验回路中图分类号： TU831;TM623文献标识码： A文章编号： 1672-3791(2023)22-0088-04Analysis and Improvement of the Problem of the Air-ConditioningSystem in the Main Control Room of "Hualong One"ZHANG Biao ZHANG Jing(Eastern China Branch, China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Jiaxing, Zhejiang Province, 314000 China)Abstract: The air conditioning system (VCL) of the main control room of the Hualong One nuclear power unit mainly serves the habitable area of the main control room to maintain its habitability. Under accident conditions, the mixture of emergency fresh air and return air is processed by the emergency filtration loop and the air conditioning unit and then sent to the habitable area of the main control room. In order to ensure that the VCL system can be switched to the accident condition at the first time throughhighly-radioactive signals under accident conditions, and that the system is in good running condition, relevant documents stipulate the verification of emergency quick switching equipment and the verification of the reliability of emergency pipeline filtration equipment. However, in the stage of debugging preparation, it is found that the emergency isolation valve of air supply and return air in the air-conditioning room of the VCL system is not designed to automatically close with related signal chains, which leads to the failure of the VCL system to fully switch to the accident mode at the first time under the accident con‐dition, and that the pipe diameter of the periodic test pipeline of the emergency filtration equipment of the VCLDOI： 10.16661/ki.1672-3791.2305-5042-5837作者简介： 张彪（1990—），男，本科，工程师，研究方向为核电通风、冷冻、消防系统调试。
浅析华龙一号机组与M310机组首次物理启动试验差异性
浅析华龙一号机组与M310机组首次物理启动试验差异性摘要：本文根据设计院提供的堆芯设计文件，对华龙一号机组与M310机组首次物理启动试验进行了差异性分析。
关键词：物理启动试验；华龙一号1.概述反应堆物理启动试验是针对不同堆芯装载所实施的围绕反应性变化的测量试验。
对于新建的压水堆，需要在其启动至投入正常额定功率运行之前进行一系列如控制棒组微积分价值测量、临界硼浓度测量、慢化剂温度系数测量和功率分布测量测量试验等测量试验，通过测量所获得的结果，来验证理论计算值的有效性和合理性，从而达到验证堆芯设计关键安全参数正确性的目的。
华龙一号机组反应堆堆芯采用177组先进燃料组件，与M310 机组堆芯相比，将堆芯燃料组件数量从157组增加到177组，在提高堆芯额定功率的同时降低平均线功率密度，既增加了核电厂的发电能力又提高了核电运行的安全裕量。
华龙一号机组首循环堆芯分三区装载，富集度分别为1.8%、2.4%、3.1%。
采用1/3换料方式、每次换料装入68组新燃料组件。
采用部分低泄漏装载模式。
第二循环新料富集度为3.9%，后续循环均为4.45%。
首循环堆芯可燃毒物材料为成熟的硼硅玻璃，共1248根。
从第二循环堆芯开始，采用载钆燃料棒作为固体可燃毒物。
堆芯共布置了61束控制棒组件，由功率补偿棒（G1、G2、N1和N2）、温度调节棒（R）和停堆棒组（SA、SB、SC）组成。
堆芯核设计主要参数对比详见表1。
注：AIC：吸收体棒。
S.S不锈钢棒。
表1 堆芯核设计主要参数对比本文从堆芯的差异性出发，对华龙一号机组和M310 机组的物理试验项目进行差异分析比对。
试验项目的主要的差异体现在零功率平台的（N-1）棒组的积分价值测量试验、50%FP 平台的模拟弹棒试验及模拟落棒试验上。
华龙一号机组的堆芯中子通量测量系统与M310 机组有较大差异，华龙一号机组的堆芯中子通量测量系统（CNFM）采集自给能中子探测器（SPND）信号，计算堆芯三维功率分布、燃料组件LPD 和DNBR、堆外核测量系统功率量程仪表通道校准系数。
华龙一号与M310核电机组反应堆保护系统结构差异性分析
华龙一号与M310核电机组反应堆保护系统结构差异性分析摘要：反应堆保护系统（RPS - Reactor Protection System）是核电站重要的安全系统，福清5、6号机组核电站数字化反应堆保护系统基于AREVA公司的TXS 平台实现，与以往不同，反应堆保护系统的逻辑功能也与以前有很大不同，本文将通过对比这些差异，发现华龙一号反应堆保护系统提高了系统的可靠性，完善了系统的调试和维护。
1 引言反应堆保护系统（RPS - Reactor Protection System）是核电站重要的安全系统，它监测与反应堆安全有关的重要参数，当这些参数达到安全分析确定的整定值时自动触发紧急停堆和/或启动专设安全设施，以限制事故的发展和减轻事故后果，保证反应堆及核电站设备和人员的安全，防止放射性物质向周围环境释放。
反应堆保护系统包括反应堆紧急停堆系统（RTS - Reactor Trip System）和专设安全设施驱动系统（ESFAS - Engineered Safety Features Actuation System）两部分，每个系统都是由仪表系统和逻辑系统组成。
它包括了用于保护参数测量的测量电路、信号调整、保护逻辑驱动控制接口单元以及辅助电源供给单元。
福清5、6号机组核电站数字化反应堆保护系统基于AREVA公司的TXS 平台实现。
整个系统由4 个保护组（IP、IIP、IIIP、IVP）和2个逻辑系列（A、B）组成。
单个通道保护参数的采集处理和阈值比较在保护组完成，停堆和专设逻辑符合在A，B 列完成。
福清1-4号机组核电站数字化反应堆保护系统基于INVENSYS公司的TRICON平台实现，整个系统也是由4 个保护组（IP、IIP、IIIP、IVP）和2个逻辑系列（A、B）组成。
单个通道保护参数的采集处理和阈值比较在保护组完成，但是停堆逻辑符合在四个保护组完成，专设逻辑符合在A，B 列完成。
2 反应堆保护系统结构差异性分析2.1 M310机组反应堆保护系统设计福清1-4核电站保护系统上游为4重冗余的保护组，4 个保护仪表组分布在4 个隔离的连接厂房内。
华龙一号上充泵换型的分析
华龙一号上充泵换型的分析发表时间：2019-06-26T15:11:26.053Z 来源：《防护工程》2019年第6期作者：高国甫1 卫炟2[导读] 某核电厂3、4号机组采用了M310堆型，5、6号机采用了ACP1000堆型。
中国核电工程有限公司北京 100840摘要：在华龙一号的设计中，化学和容积控制系统的上充泵只执行正常工况的上充功能，相较于M310堆型的化学和容积控制系统，华龙一号的上充泵不再执行事故工况下的高压安注功能，其相应的功能由安全注入系统新增的中压安注泵承担。
通过分析比较正常工况及事故工况下对上充泵的流量需求，得出华龙一号的上充泵设计需求的最大流量为47.36 m3/h。
而某核电厂5号机组ACP1000（华龙一号）目前的上充泵选型为最大流量为160 m3/h，最高效率流量点为105 m3/h的上充泵。
选用此型号的上充泵将导致泵长期在低效能区运行。
泵在低效能区运行时，泵输出的有用功较少，无用功较多，多输出的无用功一方面会转化成热量、噪声和震动等能量形式对上充泵造成损害，影响上充泵的寿命，另一方面也会造成不必要的能量浪费，使核电厂的厂用电量增加，经济性降低。
因此，建议对ACP1000机组的上充泵换型。
关键词：ACP1000；上充泵；泵效率0 引言某核电厂3、4号机组采用了M310堆型，5、6号机采用了ACP1000堆型。
在M310和ACP1000的设计中，化学和容积控制系统（以下简称RCV）在反应堆启动、停运及正常运行中均起十分重要的作用，为反应堆冷却剂系统的容积控制、化学控制和反应性控制提供了手段。
但RCV系统在两种堆型中的辅助功能和安全功能略有差别。
本文通过分析RCV系统在两种堆型功能上的差异，得到RCV系统在两种堆型所需上充流量的不同，从而分析上充泵换型的可行性及优势。
1 ACP1000及M310堆型的RCV系统功能对比M310和ACP1000 RCV系统功能对比见表1。
由表1可以看出，相较于M310堆型，华龙一号的RCV系统在辅助功能上取消了“如果一个机组的上充泵不可用，另一机组的上充泵通过两机组之间的连接管线对事故机组提供上充水和主泵密封水”和“当反应堆冷却剂处于余热排出系统半管水位运行时，一旦失去余热排出功能，使用B列上充泵自动对反应堆冷却剂系统提供补水”这两个功能；在安全功能上取消了“在安全注入情况下，RCV上充泵作为高压安注泵运行，安全注入优先于其他运行方式”这一功能。
华龙一号安全注入系统(RSI)差异分析及对调试 试验的影响
华龙一号安全注入系统（RSI）差异分析及对调试试验的影响摘要：安全注入系统（RSI）作为核电厂专设安全设施的重要组成部分，其承担着反应堆冷却剂系统（RCS）发生失水事故（LOCA）或主蒸汽系统（TSM）发生管道破裂事故时，堆芯应急冷却的重要作用。
本文针对华龙一号RSI系统差异化进行了分析，并结合RSI系统调试大纲及系统手册、EOMM等设计、厂家文件分析了系统差异对各调试试验在试验内容和试验方法方面影响。
关键词：华龙一号；安注；试验；影响1.华龙一号RSI系统与M310机组对比主要有以下几点不同：a）上充和安注完全分离b）中压泵不需要低压泵增压c）高压安注为中压安注d）取消浓硼注入回路e）换料水箱内置（运行方式改变）f）设备完全实体隔离，位于安全厂房2.华龙一号RSI系统差异化对逻辑控制通道试验（TP09）的影响TP09的试验目的：a）执行器和接触器性能正确；b）信号处理正确；c） IIC/BUP/ECP上的状态指示正确；d）IIC/BUP/ECP上的控制正确；e）就地报警指示正确。
分析：华龙一号安全注入系统与M310安全注入系统相比，新增中压安注泵、内置换料水箱等设备，系统相关逻辑也发生较大变化，执行TP09试验过程中，模拟信号过程中有可能导致其他系统设备动作的风险，因此在执行此试验前需闭锁与其他系统的信号。
3.华龙一号RSI异化对水压试验泵试验（TP13）的影响TP13的试验目的：a）在运行中检查辅助系统和设备；b）检查泵组的正确运行（可能需要对安全阀的整定值进行调整）；c）检查仪表和控制是否正常运行（报警和保护系统）；d）记录泵在补水模式下的流量，然后记录泵在试验模式下的流量。
分析：由于华龙一号安全注入系统为单机组布置，执行该试验可不用考虑对其他机组的影响；M310中该试验水压试验泵是从换料水箱取水，换料水箱水位要求超过8m，且当时安注箱不可用，选择从安注424VB下游接临时排水管，将水排到带刻度容器的方案执行，华龙一号该试验是从内置换料水箱取水，内置换料水箱的水位要求超过Xm，若安注箱不可用，可选择从安注420VB下游接临时排水管，将水排到带刻度容器的方案执行。
华龙机组低压给水加热器系统差异性分析研究
1842019.3MEC 对策建议MODERNENTERPRISECULTURE一、概述低压给水加热器系统（TFL）的功能是利用汽轮机（中、低压缸）的抽汽来加热凝结水，主要由双列、四级低压加热器及其凝结水、抽汽、疏水及排气系统组成。
本系统不属于与任何核安全功能直接或间接有关的系统。
（一）LP1、LP2复合式低压加热器的主要功能如下1.用汽轮机低压缸的抽汽加热凝结水（凝结水主要由低压缸排气被海水冷凝后而来），提高机组的热效率。
2.将低加的壳侧疏水排至凝汽器（LP1、LP2复合式低压加热器安装在凝汽器喉部，抽汽管道很短，其蒸汽冷凝成水后直接进入凝器）。
3.将低加的壳侧不凝结气体排至凝汽器。
（二）LP3、LP4低压加热器的主要功能如下1.利用汽机的中压缸抽汽加热来自复合式低加的凝结水，以提高机组的热效率。
2.将低加的壳体疏水排至低一级加热器或TFR 的疏水箱（其中LP4的疏水正常情况下排至LP3，危急时疏水至凝汽器。
）。
3.将低加的壳体不凝结气体排至凝汽器。
4.其中LP3低加的抽汽管道同时接受汽轮机组轴封的漏气。
5.将抽汽管道的疏水排至凝汽器（通过抽汽止回阀前后的8个疏水罐及疏水器实现疏水的收集及排放）。
二、设计差异华龙机组的低加疏水加热器系统的设计较M310机组作了较大的改进，这些改进主要体现在系统的工艺流程、运行及逻辑控制等方面。
（一）系统流程差异1.取消低压加热器出口电动总隔离阀设计（原ABP006VL）。
设计分析：ABP006VL 主要起防止除氧器中水及蒸汽从喷头倒流进低压给水加热器的作用，由于华龙机组除氧器厂家更换，采用了专利技术的喷头（弹簧喷嘴），此类型的喷嘴在运行时能起到逆止阀的作用。
而取消此阀门后的效果需重点关注，需要注意的是，取消阀门后低加无法建立TFE-TFL-TFE 循环冲洗，低加需要和除氧器一起冲洗。
2.取消了TSR 壳体疏水箱向TFL 出口母管疏水的接口。
设计分析：华龙机组的TSR 的壳体疏水箱中的疏水通过疏水泵直接到TFD，而不是通过TFL 的管道输送到TFD 水箱的，此设计简化TFL 的工艺流程。
M310机组及华龙一号典型通风系统的对比分析
2020年第19卷第12期M310机组及华龙一号典型通风系统的对比分析□蒋春伟杨震宇王刚【内容摘要】本文以核电两种机组M310机组及华龙一号为参考，通过横向对比分析两种核电机组中相同或相似功能的通风系统的系统功能、系统组成、系统运行（工况）方式及被控对象的控制方式；同时纵向对比分析在同一种机组中具有相似功能的通风系统的运行工况、被控对象的控制方式等，有了初步的一些结论，希望对后续相关工程中类似的通风系统的运行、被控对象的控制方式提供一定的借鉴和参考。
【关键词】M310机组；华龙一号；通风系统；对比分析；控制方式【作者简介】蒋春伟（1991 ），男，河北石家庄人；中国核电工程有限公司河北分公司助理工程师；研究方向：仪控系统设计杨震宇，王刚；中国核电工程有限公司河北分公司对于实验堆的设计来说，因其运行方式和设计需求的特殊性，核电站的设计可以作为借鉴，但却不能完全照搬，因此各专业之间的提资显得尤为重要。
但目前由于上游专业提资条件的深度不够，使得下游专业无法完成对某些通风系统具体的控制要求。
本文主要通过分析核电中通风系统的系统功能、运行方式、被控对象的控制方式等。
希望在今后的工程中对类似的通风系统的设计有所帮助。
一、主控制室空调系统（DVC系统和VCL系统）（安全级系统）（一）主要功能。
一是保持房间内的温度和湿度在所规定的限定值内以满足设备运行和人员长期滞留的要求；二是保证最小新风量；三是厂区出现放射性污染的情况下，新风和回风经过净化送入房间内以维持房间的可居留性。
（二）系统组成。
DVC系统分为DVC1和DVC2两个子系统，分别对应电气设备的A、B列。
其中DVC1子系统由主送风管路和新风过滤系统组成，和VCL系统组成基本一致。
1．主通风管路被控对象的主要组成。
新风预过滤器；六个隔离风阀；两套组合式空调机组001ZK/002ZK并联设置，每个空调机组包括预过滤器、高效过滤器、电加热器、冷却器、电加热器、冷却器、电加湿器、100%容量的离心风机、止回阀；厨房盥洗室排风机，以及办公室及通风设备间排风机组成。
关于M310机组和华龙一号机组余热排出系统的差异分析
M310机组余热排出系统设计为2组先导式安全阀，布置在余热排出泵下游，保护阀开启定值4.5、4.0Mpa.a关闭定值4.2、3.7Mpa.a。华龙一号机组余热排出系统设计为3组先导式安全阀，布置在余热排出泵上游，反应堆厂房内，保护阀开启定值3.4、3.5Mpa.a关闭定值3.1、2.5Mpa.a。华龙一号机组在热交换器下游新增了一个起跳压力为4.2Mpa.a，排量为2.3m3/h的安全阀。
关于M310机组和华龙一号机组余热排出系统的差异分析
摘要：核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却，反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。本文主要对余热排出系统在M310机组和华龙一号机组中的差异进行分析，以期对相关人员有所帮助。
关键词：余热排出系统差异分析；调试试验；系统调试
3.2余热排出热交换器
热交换器的数量一致均为两台；类型均为管壳式；M310采用立式布置，设计压力为4.75 MPa.g。华龙一号采用卧式布置，设计压力6.21 MPa.g，在热交换器的上下游各增加了排气排水管道，管侧的进口流量为610m3/h温度60℃，壳侧进口流量1000m3/h温度35℃，根据设备的换热能力进行校核计算后，得到降温速率转折点对应停堆时间9.8h、反应堆冷却剂温度100℃，从一回路开始冷却到一回路冷却至60℃停堆所需时间18.7h。满足20h停堆时间要求。
4.主要控制逻辑差异
通过对比华龙一号RHR系统与M310机型在逻辑方面有所不同：华龙一号机组在自动补水触发后，启动RSI004PO，M310机组自动补水时启动RCV002/003PO。打开RIS013、029VP，关闭RCV034VP。华龙一号机组增加了余热排出系统自动隔离信号的逻辑，自动隔离信号触发后RHR001、021、030、031VP会自动关闭，若RHR001、002PO在运行会自动停运。华龙一号机组余热排出泵，增加了自启动逻辑（在运行中因断电等类似因素造成的停泵，在恢复启泵条件后会自动启动）。
华龙一号辅助蒸汽分配系统差异与优化分析研究
华龙一号辅助蒸汽分配系统差异与优化分析研究发表时间：2020-03-20T06:15:21.497Z 来源：《建筑学研究前沿》2019年22期作者：黄盼[导读] HPR1000华龙一号机组辅助蒸汽系统是核电站启动重要热源之一，其系统可靠稳定运行是保证调试阶段机组启动用汽的关键黄盼福清核电有限公司福建福清 350300摘要：HPR1000华龙一号机组辅助蒸汽系统是核电站启动重要热源之一，其系统可靠稳定运行是保证调试阶段机组启动用汽的关键，由于华龙一号系统在设计上和M310机组存在部分差异，本文就福清核电华龙一号辅助蒸汽分配系统（WSD）和M310机组系统（SV A）在工艺流程、逻辑两个方面进行对比、分析和总结，并对系统调试阶段出现的问题提出解决办法和优化建议，对后续机组系统调试运行和系统进一步改进都有一定的借鉴和参考意义。
关键词：华龙一号；辅助蒸汽分配系统；差异分析；工艺流程；逻辑；优化建议1系统工艺差异 1.1、取消蒸汽装换系统（STR）参考AP1000辅助蒸汽系统（常规岛）的设计，将原先SV A系统由STR提供的辅助蒸汽，取消STR后由主蒸汽经过高压减压站减压阀减压直接供汽。
根据STR系统的功能特点，以及大亚湾核电站的实际运行经验，可以简化系统，降低成本。
?蒸汽转换系统（STR）主要功能是利用主蒸汽通过该系统产生低压蒸汽，经过辅助蒸汽分配系统向核岛核常规岛辅助蒸汽用户供汽。
参考电站设置蒸汽转换系统的目的是隔离辅助蒸汽与主蒸汽系统的直接接触，防止主蒸汽遭到放射性污染时通过辅助蒸汽传播到外界环境和威胁人员安全。
在法国RCC-P《核电站设计和建造规则》中并没有提出该系统的核安全功能要求和核安全防护要求，也没有把该系统及其设备进行核安全定级。
该系统完全是常规岛的一个辅助系统。
根据大亚湾900MW压水堆的辅助蒸汽用户清单，有些用户可能和人员接触，蒸汽使用过程中有少量蒸汽扩散到大气中，例如热机修车间和仓库去污系统，以及辅助给水汽动泵定期试验用汽，但这些用户较少，用汽量也较小约10 t/h，核电站大部分辅助蒸汽用户是采用蒸发器或热交换器用汽的，不与人员和环境接触1。
华龙一号稳压器热态安全阀组的特性分析
华龙一号稳压器热态安全阀组的特性分析华龙一号稳压器安全阀实际上是一个阀组，安装于稳压器顶部，它用于反应堆冷却剂系统的超压保护，对调节稳压器的正常压力起重要作用，其包含有超压保护、卸压与系统隔离及恶劣工况下的降压功能，是保障反应堆安全运行的关键所在。
标签：热态安全阀;特性分析;故障处理一、稳压器安全阀介绍华龙一号机组稳压器的超压保护由三个安全阀组提供。
每组安全阀由两台相似的先导安全阀串联安装而成。
第一组安全阀的释放容量可保证在电源全部丧失的情况下，RCS系统最大负荷时的压力不超过设计压力。
其余两组安全阀的释放容量则是按照全部主蒸汽隔离阀关闭造成的负荷完全丧失这个最严重的超压工况设计的。
在确定安全阀组的数量以及它们的释放容量时，必须允许由于一个稳压器安全阀组误开启引起的反应堆冷却剂系统卸压。
每个阀组的过大释放容量也是不推荐的，因为在瞬态开始时它增加了由于快速降压引起DNB的风险。
二、华龙一号安全阀组特性分析1.与M310机组对比，其结构差异分析福清核电1-4号机组先导式安全阀基于冷态解决方案，（如图1所示）。
阀组有独立的控制柜。
控制柜上仅有一组R1/R2，阀组隔离阀与安全阀分离，组件体积较大。
福清核电5/6号机组先导式安全阀基于热态解决方案（如图2所示），热态方案的先导阀由压力探测头、上三通阀、下三通阀、调节系统以及三通电磁阀五大部分组成，其中上三通阀由双向分配器R1、R2、球体和顶针组成。
其中DCM 模块替代了旧的冷态方案的控制柜组件，没有了控制柜及其管路组件，减少了先导箱固定托架、冷凝罐、平衡罐、banjo接头，专用工具则不需要注水装置、真空泵，压力整定试验台也从BEAN4试验台优化为BEAN5试验箱，使得整个阀门结构更紧凑，体积更小，效率更高且风险更小。
也因此控制回路不再需要冷凝水，直接使用一回路介质，也不再需要进行冲水排气操作;而且通过FTD组件可以对隔离阀进行在线压力整定。
2.安装及调试阶段的差异分析：冷态方案的稳压器安全阀安装先导箱时需要模拟体，以保證脉冲管线banjo 接头与先导箱过滤器以及控制管线与先导箱法兰间的平行度和同心度。
华龙机组凝结水系统差异性分析研究
华龙机组凝结水系统差异性分析研究摘要：凝结水系统的主要功能是接收汽轮机的排气和疏水，同时将冷凝的凝结水送往低压加热器和高压加热器，为系统提供凝结水。
华龙机组属于三代核电机组，凝结水系统在原来的M310机组的基础上有了很大改进和优化，本文主要分析这些优化以及对系统的运行和调试影响。
关键词：凝结水；优化分析；疏水排气1概述凝结水抽取系统的主要功能是接收汽轮机的排气和以及各个系统的疏水，该系统属于安全的系统因此没有安全功能。
TFE系统包括凝汽器、凝结水泵、到低压加热器和凝结水精处理的管道。
2设计差异华龙机组在福清M310机组的基础上有较大的改进，这些改进体现在系统的运行，逻辑控制等各个方面。
2.1系统功能差异TFE系统的主要功能和M310机组基本保持一致，由于华龙机组取消了辅助蒸汽系统，因此TFE系统的主要功能中少了一条就是，接收STR系统的危机疏水。
分析:M310机组和华龙机组无明显差异2.2总体设计差异M310机组和华龙机组相比，华龙机组的二回路供水流量更大，在额定运行工况下，华龙机组的循环水的入口水温不变、每台机组的设计流量增加、凝汽器的设计背压不变，水侧的设计压力在减小，但是依然满足设计要求。
2.2.1重要设备差异凝结水抽取系统由三台凝结水泵及相应的管道组成，这些设备上的差异的构成凝结水抽取系统的差异。
2.2.2阀门和管道1泵出口管道管线缺少凝结水福清1-4号机凝结水系统出口管线上设有放水管道及截止阀，而华龙机组上没有设计该管道。
分析：取消了泵出口的排气管线，在系统的调试过程中，泵的出口管线将失去排气阀，需要寻找其他的排气点。
2增加了来自核岛TFA轴封回水系统的来水管线华龙机组与M310机组相比凝结水系统增加了一条来自核岛TFA气动泵轴封水回收系统来水管线。
分析：增加了排水管线，可以增加而二回路的回热，提高机组的效率。
2.3系统运行差异凝结水泵的运行分为正常运行2.3.1控制基准凝结水抽取系统的逻辑控制主要包括凝结水泵的控制、泵的入口阀/出口阀控制、还有凝结水泵的水位控制，在循环阀控制、已经除氧器的水位控制。
M310机组气源浅析
M310机组气源浅析摘要：本文就秦二厂3/4#机组与1/2#机组在压空系统设备组成和事故处理两方面的差异进行了分析总结，并从工艺系统设备失去压缩空气以后的状态变化，对安全壳内和安全壳外仪表用压缩空气失效的事故规程进行分析和总结，而且就事故规程的可用性和正常压空生产系统失效的事件反馈进行了分析，最后结合实际机组的运行对其分别提出了一些建议，以利于在今后的工作中对3/4#机组这边的压空运行状态更加的了解，在事故预想方面准备的更加充分，并更深一步的提高运行人员在压空发生故障时紧急干预和机组状态控制的能力。
关键词：压空系统运行事故处理差异事故规程可用性经验反馈Abstract:in this paper, 3/4# unit and 1/2# unit in the compressedair system of equipment and accident treatment differences in two aspects were analyzed and summarized, and the loss of state changesfrom compressed air after the process of system equipment, instrumentof containment and containment and the rules were analyzed and summarized by compressed air failure things, and the accident for availability and normal pressure air production system failure event feedback is analyzed, finally the actual running of the unit to which some suggestions are put forward, in order to facilitate the work inthe future pressure air running state of the 3,4# unit side more understanding, in preparation for the contingency of more fully, and further improve the operator control unit in the state of emergency intervention and compressed air when fault occurs.Keywords: compressed air system operation; accident treatment; differences; accident procedures; available; experience feedback一、压空系统功能M310机组的气源指的是压缩空气工艺回路，由SAP，SAR和SAT这三个系统组成。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
关于M310机组和华龙一号机组余热排出系统的差异分析
发表时间：2019-06-03T11:31:56.060Z 来源：《电力设备》2019年第1期作者：王飞1 黄宇辉1 周海涛2 张少伦2 [导读] 摘要：核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却，反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。
（1 中国核电工程有限公司华东分公司浙江嘉兴 314300；
2 福建福清核电有限公司福建福清 350318）
摘要：核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却，反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。
本文主要对余热排出系统在M310机组和华龙一号机组中的差异进行分析，以期对相关人员有所帮助。
关键词：余热排出系统差异分析；调试试验；系统调试引言：
核电厂正常运行时，核反应产生的能量由反应堆冷却剂经蒸汽发生器传递给二回路系统，并通过汽轮发电机转化成电能。
反应堆停堆后，堆芯由于裂变产物的衰变，仍然会在很长一段时间内持续释放出功率，加之反应堆冷却剂和设备的显热及主泵运行产生的热量，这些热量都需要排出。
停堆初期堆芯余热仍由蒸汽发生器通过二回路以蒸汽的形式排放，当二回路或蒸汽发生器不能再运行时则由余热排出系统来承担。
余热排出系统带出的堆芯热量通过热交换器（设备冷却水系统）、重要厂用水系统传递到电厂的最终热阱—海水，使反应堆进入冷停堆状态[1]。
在反应堆冷却剂系统小破口事故下和在冷停堆期间，通过余排系统的卸压阀在一回路超压时泄压，承担安全功能。
同时可通过系统低压下泄管道在一回路压力下降到正常下泄系统无法运行时，承担下泄功能，并完成冷却剂的净化。
因此，余热排出系统的差异分析和系统试验和系统调试显得尤为重要。
1.余热排出系统的组成及工作原理
余热排出系统由两台并联的6.6KV的电动泵、两台并联的管壳式热交换器、小流量管线、旁路和热交换器管路各一台气动调节阀及相关管道阀门组成。
工作原理：系统从反应堆冷却剂系统2环路热段取水，经过余热排出泵，流经旁路和热交换器（通过3个气动调节阀控制通过旁路和热交换器的流量，从而实现升降温速率），经系统出口管道分别流经安全注入系统的安注箱出口管道打入反应堆冷却剂系统1、3环冷段。
2.余热排出系统总体设计差异 M310机组余热排出系统在反应堆厂房内，华龙一号机型系统余热排出系统除了和RCS的接口管道及先导式安全阀外，其余设备和管道均在核辅助厂房-12m。
为满足0.3g抗震设计要求，华龙一号机组需要降低主回路标高，从而降低作用在主回路设备上的地震加速度，在反应堆厂房下部的空间被压缩，部分辅助系统物项无法布置，故在华龙一号现有布置空间条件下综合考虑将余热排出系统主要设备布置在辅助厂房，基于壳外布置，为了降低安全壳旁通型LOCA的发生，余热排出系统采用了全压设计，设计压力（6.21 MPa）和设计温度（180℃），采用同等级的材料来确保余排系统壳外部分的能承受反应堆冷却系统运行压力。
M310机组以《RCC-P 法国90 万千瓦压水堆核电站系统设计和建造规则》规定了余热排出系统相关的设计准则和安全要求；华龙一号以《ACP1000核岛主要系统设计准则》为标准规定了余热排出系统的相关设计准则和安全要求。
3.设备差异化分析 3.1 余热排出泵
余热排出泵的数量均为两台单级式电动泵，每台泵均由反应堆冷却剂润滑机械密封，润滑剂通过辅助热交换器由设备冷却水冷却；布置方面均采用卧式。
M310机组余排泵额定流量为910 m³/h，再循环流量为120 m³/h，电机为风冷却。
华龙一号机组余排泵额定流量为610 m³/h，再循环流量为130 m³/h，电机为设冷水冷却，但余排泵的机封在泵停运时，机封冷却水管道不能形成循环，故设冷水不能完成机封的冷却。
相比于M310机组，华龙一号余排吸入管道总长由3.5m左右延长到75m左右，余排返回管道总长由17m左右增加到130m；经力学计算热应力问题，在贯穿件附近管道布置有多个π型弯头。
在额定流量下，基于华龙一号的布置，得出余热排出泵需要克服的阻力增大，初步估算余排系统阻力已经超过原有余排泵扬程77m。
此外，在介质已经处于很高流速情况下，余排吸入和返回母管长度增大数倍，且有很多弯头，长距离输送高速流动介质存在很大危险性。
一是冲刷腐蚀，管道壁厚逐渐变薄，增大了管道断裂的几率；二是管线如果长期处于振动状态，容易遭受疲劳破坏，进而引发管线破裂。
故采用额定流量为610 m3/h的凯士比产的核级泵。
余排泵扬程从115m降低到67m，可用汽蚀余量从10.2m提高到16.8m。
改进后的RHR泵的设计参数更加合理，降低了泵的电功率，提高了泵运行的安全性和经济性。
3.2 余热排出热交换器
热交换器的数量一致均为两台；类型均为管壳式；M310采用立式布置，设计压力为4.75 MPa.g。
华龙一号采用卧式布置，设计压力6.21 MPa.g，在热交换器的上下游各增加了排气排水管道，管侧的进口流量为610m3/h温度60℃，壳侧进口流量1000m3/h温度35℃，根据设备的换热能力进行校核计算后，得到降温速率转折点对应停堆时间9.8h、反应堆冷却剂温度100℃，从一回路开始冷却到一回路冷却至60℃停堆所需时间18.7h。
满足20h停堆时间要求。
3.3 安全阀
M310机组余热排出系统设计为2组先导式安全阀，布置在余热排出泵下游，保护阀开启定值4.5、4.0Mpa.a关闭定值4.2、3.7Mpa.a。
华龙一号机组余热排出系统设计为3组先导式安全阀，布置在余热排出泵上游，反应堆厂房内，保护阀开启定值3.4、3.5Mpa.a关闭定值
3.1、2.5Mpa.a。
华龙一号机组在热交换器下游新增了一个起跳压力为
4.2Mpa.a，排量为2.3m3/h的安全阀。
4.主要控制逻辑差异
通过对比华龙一号RHR系统与M310机型在逻辑方面有所不同：华龙一号机组在自动补水触发后，启动RSI004PO，M310机组自动补水时启动RCV002/003PO。
打开RIS013、029VP，关闭RCV034VP。
华龙一号机组增加了余热排出系统自动隔离信号的逻辑，自动隔离信号触发后RHR001、021、030、031VP会自动关闭，若RHR001、002PO在运行会自动停运。
华龙一号机组余热排出泵，增加了自启动逻辑（在运行中因断电等类似因素造成的停泵，在恢复启泵条件后会自动启动）。
5.调试试验差异分析
5.1 TP11试验（余热排出泵试验）
试验方法：M310机组从PTR001BA取水，关闭RRA114VP做小流量工况，然后打开RRA114VP打回PTR001BA做额定流量工况。
华龙一号机组因换料水箱置于R厂房内部，且流经RFT管道时限流孔板RFT002\008DI限流300m3/h，不满足余热排出泵额定流量工况610 m3/h，故余热排出泵试验小流量工况可从内置换料水箱或RCS系统取水，额定流量工况必须从RCS系统取水，若RCS液位低于压力容器法兰面，为避免触发自动补水，还需闭锁自动补水信号。
5.2 TP12试验（先导式安全阀试验）
试验方法：M310机组是真实对RHR系统升压至安全阀起跳，试验中余热排出泵处于运行状态，华龙一号机组试验时不需使用RHR泵进行系统增压，仅关闭RHR030、031VP，打开一路使余排与RCS连通（开RHR001VP、RCS212VP或开RHR021VP、RCS215VP），让后对一回路升压直至安全阀起跳即可。
由于试验方法的改变，本试验的试验平台由水压试验2.5MPa平台改为2.5MPa平台及后续升压阶段。
5.3 TP53试验（常压下RHR系统性能试验）
试验方法：在M310机组时，给一回路充水使用的是PTR001BA的重力充，使一回路液位增加，给一回路疏水是通过RRA114VP排到PTR016VB下游的临时排水管。
华龙一号机组为内置换料水池，不能通过重力给一回路补水，只能通过RSI泵，或者运行中的RHR泵通过抽取IRWST的水打入一回路，使反应堆冷却剂系统液位增加。
降低反应堆冷却剂液位通过RHR的疏水阀排水。
试验窗口：M310机组试验是在冷试后疏水阶段进行，因华龙一号机组冷试后不开盖，故试验窗口变为冷试前的开盖功能试验期间进行。
6.总结
余热排出系统的调试是核电厂调试中重要的一环，针对M310机组和华龙一号机组的不同，通过本文分析可以快速得到系统的调试方法，出现缺陷可以快速查找原因，以缩短调试工期。
本文针对余热排出系统的设计、设备、逻辑、试验方法等差异进行分析总结，形成具有参考意义的文件，对相关人员在系统调试中具有重要的参考借鉴意义。
参考文献：
[1]徐利根.华龙一号核电厂系统与设备.中国原子能出版社，2017年（1）：55-60。