华龙一号与M310核电机组反应堆保护系统结构差异性分析

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国内核电站蒸汽发生器堵板结构形式研究

国内核电站蒸汽发生器堵板结构形式研究摘要：国内核电堆型主要涉及M310、华龙一号、VVER、AP1000、CANDU等类型，不同堆型的蒸汽发生器结构形式不同，堵板形式分为垫片密封堵板、气囊式承压堵板等。

本文对比分析了国内核电站各承压堵板的特点及优缺点，对于后续进行堵板结构研究改进有一定的借鉴意义关键字：核电站；蒸汽发生器；承压堵板前言中国核电堆型主要涉及M310、华龙一号、VVER、AP1000、CANDU等类型，由于蒸汽发生器结构不同堵板分为垫片密封堵板、气囊式承压堵板等。

安装蒸发器承压堵板是进行蒸汽发生器一次侧役检工作的前提条件。

目前蒸汽发生器一次侧役检工作都是在低低水位开展，是核电站大修的关键路径。

以下按照机组类型分别进行介绍。

一、国内各核电机组蒸发器堵板类型介绍1.华龙一号及M310机组堵板类型原理介绍M310目前均使用气囊式承压堵板，结构原理一致，均为螺栓固定。

气囊式承压堵板目前使用范围较广，主要用于机组十年大修高水位堵板，经过控制部分等技术改进已逐步成熟。

该形式堵板由机械组件、密封组件、控制柜以及相应的管路附件组成。

高水位堵板由机械组件和密封组件连接好后安装在蒸汽发生器法兰环座上，通过气管与放置在外环廊的控制柜连接。

控制柜连接气源，通过管线对密封组件充气以及持续供气，控制柜中的气压监控回路对密封组件的气压进行监控，当对应回路的压力、流量异常时会及时报警。

现对高水位堵板基本工作原理做简单介绍。

蒸汽发生器一次侧高水位堵板装置通过堵板机械组件将密封组件固定在一次侧主管道的法兰环座上。

密封组件径向外侧面上有设置有两个气囊，堵板安装完成后，气囊被固定于法兰环座内侧面与堵板机械件外侧面之间，在充气后气囊鼓起压紧密封环座的内侧面以形成有效密封（如图1）。

堵板安装完成后，需通过控制柜对干囊、湿囊以及环面这三个回路进行充气，并对各回路的压力和流量进行监测。

对干囊、湿囊、环面的压力和流量的监测，可以指示对应的气囊是否发生了漏气或撕裂。

我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异

我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异摘要：自改革开放以来，我国核电事业蓬勃发展，在迈入新世纪的十余年里，我国建设了大量的核电站，目前在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，本文在对压水堆反应堆压力容器进行介绍基础上，对比了不同堆型的反应堆压力容器的结构差异，为后续反应堆压力容器的制造积累了经验。

关键词：核电，反应堆压力容器，华龙一号1、概述随着人类社会的科技进步与发展，人类对能源的需求日益增大。

在人类使用的诸多能源中，电能作为能效利用率高，使用方便的二次能源，得到了广泛的应用。

目前，能够转化为电能的主要一次能源包括：煤炭，石油天然气、水力以及核能；此外，风能、太阳能、潮汐能和地热能等新能源也在逐渐的开发应用之中。

受到现阶段科技水平，制造成本以及地域资源等因素的限制和影响，新能源的应用还有很长的路需要走；而煤炭、石油天然气作为非可再生能源，随着人类的开发应用，会逐渐枯竭；水力能源又极大的受限于地域，发展空间有限。

而核能，作为一种清洁能源，相对于其它能源有十分明显的优势，目前我国已经探明的铀和钍的含量，可持续使用至少1000年，随着核聚变技术的逐步发展与成熟，核能将变为一种取之不尽，用之不竭的可再生能源，成为在未来照亮人类发展之路的普罗米修斯之火。

自上世纪80年代起，我国开始大力发展核电事业，经过30多年的持续发展，我国的核电事业已经由引进消化西方的核电技术转变为研发具有自主知识产权的核电技术。

目前，我国在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，具体堆型包括：CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号。

此外对于第四代核电技术，如快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和超临界水冷堆等的多种新型堆型，其相应的试验堆也都在开发和试制。

在新时代，我国的核电事业正向着百花齐放的总体布局飞速发展。

本文对压水堆的反应堆压力容器进行介绍，并通过对比CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号四种核反应堆压力容器结构差异，为后续三代、四代核反应堆压力容器的制造积累经验。

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。

华龙一号核取样系统设计优化

华龙一号核取样系统设计优化摘要华龙一号核取样系统采用与M310堆型相似的配置。

为保证华龙一号核取样系统设计工艺先进，不断解决在实际工程应用中遇到的问题，提升用户的体验感，核取样系统设计采用了持续设计优化的理念。

本文将从核取样系统仪表优化、设备优化、运行维护优化说明核取样系统设计优化措施。

关键字核取样系统设计优化1引言华龙一号核取样系统可通过手动或者自动（硼浓度计）集中抽取供化学分析和放射性化学分析用的液体样品和气体样品。

样品来源于反应堆冷却剂系统、废液处理系统、废气处理系统、蒸汽发生器二次侧排污系统和其他辅助系统。

自华龙一号全球首堆项目福建福清核电5、6号机组建成，后续项目批量化建设过程中，核取样系统设计方收到来自业主单位、调试部门、运行部门以及自身发起的设计优化建议。

核取样系统设计方持续优化，提升系统设计工艺，解决了实际工程应用中遇到的问题[1]。

本文将从增加化学仪表接口、手套箱结构优化、方便运行维护三个方面，说明核取样系统设计在华龙一号后续机组中的优化措施。

2核取样系统设计优化2.1增加化学仪表接口（1）在蒸汽发生器排污取样口增加在线痕量阴离子色谱仪接口在核电厂正常运行工况下，核取样系统对蒸汽发生器SG1、SG2、SG3（二次侧）TTB系统取样，分别在线测量阳离子电导率、pH值、钠离子浓度。

该取样点也可以在事故后检查一次侧向二次侧可能的泄露，有助于事故的诊断和控制。

工程现场反馈，除了上述需要在线连续监测的三种参数外，氯离子、硫酸根离子指标是核电厂水汽日常监督的重要指标。

根据《化学和反射性化学技术要求》，氯离子、硫酸根离子需要每周测量一次，如果超出期望值2μg/k g，则要当天增加分析频率。

SG下排污参数，参与WANO化学性能指标计算，稍有偏差可能影响WANO整体指标；化学人员取样在核岛内，分析场所在核岛外实验室，取样分析一次流程长；经过对化学人员日常工作量的分析，SG下排污的日常监测工作量最大。

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

华龙一号安全注入系统（RSI）差异分析摘要：在设计基准事故工况下，必须确保堆芯的冷却和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故的后果，为此核电站设置了专设安全设施。

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。

关键词：华龙一号；安注系统；差异；1 华龙一号安注系统与M310机组的功能差异：a）华龙一号取消浓硼注入回路，上充泵不再作为安注系统的高压安注泵使用，事故工况时，首先将浓硼注入堆芯是由应急硼酸注入系统完成的。

当一回路压力低于中压安注泵压头时自动往一回路注入硼酸溶液。

b）在反应堆停堆期间，反应堆处于半管水位时，若失去RHR泵，一台MHSI泵会自动地从换料水箱取水通过冷段向堆芯注水。

2 华龙一号安注系统与M310机组的设备差异：a）高压安注泵改为中压安注泵。

M310机组上充泵兼作安注系统高压安注泵，华龙一号高压安注改为中压安注。

b）M310中反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统的换料水箱划分给RSI，命名为内置换料水箱，内置换料水箱位于安全壳内的最低位置，兼做安全壳地坑，收集LOCA事故工况下通过破口进入安全壳的反应堆冷却剂，并收集安喷系统投入后的喷淋水；其容积为2403立方米，可用容积为2225-2310立方米，内部硼浓度为2400ppm，华龙一号RSI内置换料水箱容积、硼浓度比M310 PTR的换料水箱都要大，内置换料水箱的水量保证换料期间使换料水池建立足够高的液位，并保证事故工况下内置换料水箱的液位满足安注泵和安喷泵有效运行所需的汽蚀余量要求，内置换料水箱里的硼水浓度足以在换料冷停堆期间使反应堆保持次临界状态；制硼过程其主要差异体现在硼浓度、容积变化，具体参数见表2，需根据内置换料水箱的容积和硼浓度计算出所需的硼酸数量，制硼过程中给水箱充水的临时管路径也将变化，此外因为内置换料水箱与大气对空口在零米附近，还需注意做好防异物等措施，具体风险分析见换料水箱制硼风险分析。

VVER与M310机组堆内核测系统对比

VVER与M310机组堆内核测系统对比作者：陈彦发来源：《山东工业技术》2018年第10期摘要：VVER机组为我国引进的俄罗斯的先进压水堆，是目前我国建成的最先进的核电站。

M310是我国在引进吸收的基础上不断改进形成的成熟的二代堆型，是目前我国商运机组的主力机型。

堆内核测系统用来测量反应堆功率、堆芯中子通量的分布、堆芯燃料组件出口温度和水位等重要信息，对核电厂的安全运行起着重要的作用。

两种堆型的堆内核测系统在设计理念和功能上有很大的不同，本文比较了二者之间反应堆堆内核测系统的异同，并分析了各自的优缺点。

关键词：堆内核测；VVER；ICIS；分析比较DOI：10.16640/ki.37-1222/t.2018.10.1301 前言目前在国内建成的核电机组主要有引进的俄罗斯的VVER和引进法国技术并不断改进形成的M310机组。

VVER机组在田湾1、2号已建成商运十余年，而M310机组在国内先后有二十余台机组投入运行，是国内应用最广的商用机型。

反应堆堆内核测系统作为安全级仪控系统的重要组成部分，堆芯核测系统的功能是提供堆芯的中子通量的分布、堆芯内不同位置的温度和压力容器水位的测量。

在VVER机组和M310机组中堆内核测系统的设计上有很大的区别，在可以实现的功能上也有很大的区别。

在VVER 机组中堆内核测系统简称ICIS，在M310机组中简称为RPN系统。

2 堆内核测系统的对比分析在M310的RIC系统中，堆芯中子测量由控制柜、分配柜、探测器驱动机构、选择器、电动阀、密封组件等和5个微型裂变室组成。

微型裂变室中充满了浓度为98%以上的235U。

其工作原理和堆外核测系统中使用的微型裂变室一样。

在高压电厂的作用下裂变产物将氩气电离，可以通过产生的电流的大小来反应堆芯内部的中子通量。

微型裂变室通过在压力容器底部的50个开孔中进入。

通过组选择器和路选择器的配合可以将5个裂变室送到50个导向管中完成整个堆芯内部的测量。

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。

“华龙一号”压力容器的设计改进和优化

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1 . 2 结构设计增大堆芯段筒体内径（3989mm^ 4 3 4 0 mm) ，
增大吊篮外表面与筒体内表面间的水隙 (245. 1mm—^295mm) ，以降低反应堆压力容器内表面快中子注量（预计 6 0 年寿期末压力容器内表面快中子注量的峰值为 2 . 9 2 1 x 1 0 % • c m _2, M310 堆型 40 年寿期末为 7. 89x l〇19n •cm-2) Q
堆芯筒体壁厚
220mm
204mm
主体材料
16MND5
总重
418t
340t
水压试验压力
24.6MPa (绝对压） 22.8MPa (绝对压）
水压试验温度
彡RTNDT+30T
堆焊层名义厚度
7 mm
法兰外径顶盖贯穿件数量
5090mm 控制棒驱动机构密封壳：61
4684mm 控制棒驱动
机构管座：61
RCC-M 2000+2002 补遗
RSE-M 1997—2000 补遗
设备分级
安全等级: 1 级
抗震等级: 1 类
规范等级：1 级质量等级：Q1 级
设计压力
17. 23MPa (绝对压）
设计温度
343T：
设计寿命
60a
40a
环路数
三环路/ 每环--进一出
堆芯筒体内径
4340mm
3989mm
与
图 1 压力容器总图 Fig. 1 (General drawing of pressure vessels
的成分（如 C u 矣0 . 0 5 % 、P 矣 0.008%、S 矣

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

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。
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)差异分析华龙一号是我国自主设计的一种三代核电机组，被认为是我国核电技术的代表作品之一。

其核心部分是反应堆，而反应堆的正常运行需要靠冷却剂进行冷却，保持关键核反应参数的稳定。

因此，反应堆冷却剂系统的设计和运行管理至关重要。

本文将从华龙一号反应堆冷却剂系统的结构特点、运行原理和性能特点三个方面，对其与其他反应堆的差异进行分析。

一、结构特点方面的差异1. 采用压水反应堆核心结构在核电站中，反应堆核心是核反应的主要场所，核反应所涉及的粒子密度和能量密度都相当大。

在反应堆冷却剂系统中冷却剂循环的过程中，要充分利用冷却剂对核反应中产生的热量吸收传导，保持反应堆的正常运行。

其中，反应堆核心的结构特点对冷却剂的循环和传导起到关键作用。

与华龙一号不同的是，目前世界上可见的反应堆核心结构种类很多，其中压水堆、沸水堆、重水堆等几种主要结构类型均有市场地位。

具体而言，压水堆和沸水堆的最大差异在于冷却剂压力的不同，前者的冷却剂压力要比后者高得多。

而重水堆在核反应物质的选择上与其他型号有所不同，主要采用重水冷却剂，但冷却剂压力的问题与沸水堆类似。

因此，华龙一号反应堆冷却剂系统与其他反应堆在核心结构方面存在明显区别，采用压水反应堆核心结构，其核芯内的燃料棒被高压轻水覆盖，轻水既是燃料棒的制造材料，也是反应堆冷却剂的主要成分，是华龙一号反应堆冷却剂系统的灵魂所在。

2. 采用双侧冷却结构反应堆冷却剂系统还应注意其冷却方式的选择。

不同的反应堆，其冷却方式存在很大差异。

常见的冷却方式有单侧冷却和双侧冷却两种方式。

单侧冷却是指将冷却剂直接涌入反应堆芯的一侧，然后从另一侧流出。

在双侧冷却的方式下，冷却剂被分别从反应堆两侧进入，最后再从另一侧流出。

华龙一号反应堆冷却剂系统采用的是双侧冷却的方式，不同于常见单侧冷却的反应堆。

这种“对称”式的冷却系统会使得冷却剂流动更加均匀，实现对反应堆核心的完全覆盖，从而更有效地完成冷却工作，提高其冷却效率，减轻燃料棒的热负荷。

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。

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。