华龙一号安全注入系统(RSI)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
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。
华龙一号主管道设计及国内外技术对比
Science &Technology Vision 科技视界科技视界0引言,,,,,,[1]。
,5、6K2、K3。
,,、、。
1华龙一号主管道设计思路1.1总体思路,,;(LBB ),,、、,60[2]。
,,、、、、;,LBB :JR 、—、。
1.2华龙一号主管道技术难点,,[3]:(1):;(2)L BB ;(3),,、,;(4);(5)。
1.3华龙一号主管道设计难点问题的解决,:(1)60,。
(2),,,。
、、。
(3),,、。
,,。
(4)LBB ,LBB ,华龙一号主管道设计及国内外技术对比刘向红陶舒畅黄均麟蒋鸿黄燕(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610213)【摘要】主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),形成重要的一回路压力边界,为反应堆冷却剂提供循环通道,承受高温、高压和高强放射性,是关系反应堆安全运行的关键部件之一,属于核安全一级设备。
华龙一号采用自主化设计、制造的主管道技术,降低了设备采购和核电站建造成本,提高了工程建造效率,缩短了核电站建造周期,对核电自主化具有重要意义。
文章论述了华龙一号主管道设计的主要思路,对国内外同类技术进行总结对比,为后续核电工程提供借鉴。
【关键词】主管道;设计思路;对比中图分类号:TM623.2文献标识码:A DOI:10.19694/ki.issn2095-2457.2021.17.05作者简介:刘向红(1979—),女,高级工程师,硕士,从事核电系统和设备设计工作。
建筑工程. All Rights Reserved.Science &Technology Vision 科技视界科技视界,。
2国内外同类技术比较2.1材料设计AP1000、ASME II SA-376TP316LN,EPR ,RCC-M M3321X2CrNi19.10()。
,RCC-M M3321X2CrNiMo18.12(),,1。
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”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。
“华龙一号”核一级管道的疲劳分析
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”核一级管道的疲劳分析宁庆坤，陈 丽，王艳苹（中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要：核电厂整个服役期间，核一级管道承受复杂的温度和压力瞬态，因此需要进行管道的疲劳分析。
本文对“华龙一号”中核一级管道的疲劳分析这一关键技术展开研究，分别采用施加瞬态曲线和温度梯度的方法进行了管道疲劳分析，并对结果进行了优化，完成了“华龙一号”中核一级管道的疲劳分析。
本文可为核电厂中核一级管道的疲劳分析提供方法和参考。
关键词：管道；疲劳；分析中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0037-06Fatigue Analysis of Nuclear Class 1 piping ofHRR1000NING Qingkun，CHEN Li，WANG Yanping（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）Abstract：During the whole service period of nuclear power plant, the nuclear class 1 piping is subjected to complex temperature and pressure transients, so the fatigue of the piping is necessary. In this paper, the key technology of fatigue analysis of class 1 piping of HPR1000 is studied.The fatigue analysis is carried out by applying transient curve and temperature gradient respectively, and the results are optimized, the fatigue analysis of class 1 piping of HPR1000 has been completed. This paper can provide the method and reference for the fatigue analysis of class 1 piping in the nuclear power plant.Key words：Piping；Fatigue；Analysis疲劳作为一种非常重要的失效模式，在核电厂的安全运行中起着至关重要的作用，全球核电厂曾发生多起管道疲劳失效事件[1,2]。
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。
华龙一号与VVER堆芯测量系统差异性分析
华龙一号与VVER堆芯测量系统差异性分析作者：王大明龙昌利来源：《科技风》2018年第12期摘要：堆芯测量系统的功能在线提供反应堆堆芯中子通量分布、堆芯反应堆冷却剂温度和反应堆压力容器水位的测量数据。
华龙一号作为中国自主研发的三代堆型，其堆芯测量系统在一定程度上借鉴了VVER设计理念但又有所区别。
本文通过对比两种堆型堆芯测量系统在系统设备及功能，简单对两个系统的差异性进行分析。
关键词：堆芯测量；华龙一号；VVER；差异；分析1 系统功能差异性分析华龙一号堆芯测量系统（RII）功能是在线提供反应堆堆芯中子通量分布、燃料组件出口及反应堆压力容器上封头腔室内反应堆冷却剂温度和反应堆压力容器水位测量数据。
VVER堆芯测量系统（ICIS）功能用于反应堆堆芯、一回路中子及热工水力特性参数的在线监测，包括堆功率场分布，堆芯局部参数（偏离泡核沸腾比和燃料元件线性功率密度负载）超过允许值时形成保护信号传递给TXS系统，形成轴向功率偏移控制信号传递给EECPS用于控制堆芯功率场分布，处理自给能探测器噪声信号以便于监测堆芯燃料元件表面沸腾。
从系统功能比较，ICIS比RII实现的功能要多。
RII系统功能只有监测功能，主要监测堆芯中子通量，堆芯冷却剂温度和堆芯液位，ICIS处了以上功能还对一回路冷热段冷却剂温度及热工水力特性进行监测，通过计算将堆芯参数计算值与设计值对比，计算值超过阈值时会产生保护信号最终导致停堆。
由此可见ICIS系统实现的功能多于RII系统。
2 系统设备差异性分析RII探测器分为44个中子温度测量通道，4个压力容器水位探测器。
中子通量测量机柜分为4个处理柜和1个控制柜，每个处理柜采集和处理10根或12根探测器组件的SPND电流信号，处理柜将电流信号差分、滤波、A/D转换、信号延迟消除等处理后移网络通讯送至控制柜，同时处理柜进行LPD和DNBR快速计算。
控制柜为中子通量测量系统提供人机接口，通过网络通讯接收处理柜数字信号和DCS部分电厂工况数据，实现全堆芯三维功率分布显示、LPD和DNBR精细计算、计算运行图、报警和用于堆外核仪表系统功率量程的校准系数计算。
华龙一号压力容器开顶法先行引入安全风险分析及应对措施
华龙一号压力容器开顶法先行引入安全风险分析及应对措施摘要：按照常规引入方式，反应堆压力容器在穹顶吊装完成后进行引入，而开顶法先行引入则在穹顶吊装前完成吊装，在引入方式上减少了操作步骤，开顶法先行引入能够使反应堆压力容器安装提前启动，有效降低主回路设备安装关键路径工期风险〔1〕。
但是，在作业过程中依然面临高处坠落、物体打击、起重伤害、机械伤害等风险，作业过程安全风险高、管控难度大，要求在前期准备到翻转就位进行全方位管控，落实各项预防措施，方可确保引入全过程的安全。
关键词：开顶法；安全风险；预防措施；起重吊装引言：“华龙一号”是中国拥有完全自主知识产权的三代压水堆核电技术〔2〕，压力容器外形尺寸：约6840mm×6324mm×10375mm，净重约316t。
压力容器体积大、吨位重，引入过程操作步骤多，面临安全风险高，本文将通过对压力容器的卸车、就位于翻转支架、翻转竖立、翻转支架拆除及吊装就位全过程面临的安全风险进行分析并提出相应的预防措施。
1.实例分析某项目部压力容器吊装引入，压力容器与吊装索具最大重量522.8t，设备距离地面最大高度50m，需要特大型吊装设备才能顺利完成吊装工作，因此，为了顺利并且安全的完成压力容器的吊装工作，必须对起重设备、吊装工艺及其辅助工装等进行吊装作业的风险分析，并做好吊装作业全过程的安全措施的应对工作。
1.1开顶法先行引入压力容器吊装流程2.吊装作业风险分析结合现场施工活动，对吊装过程面临的安全风险进行分析并提出具体的预防措施。
2.1高处坠落事故按照国家标准《高处作业分级》规定：凡在坠落高度基准面2m以上（含2m）的可能坠落的高处所进行的作业，称为高处作业。
根据统计，高处坠落事故占比全部事故的50%以上，从2米以上高空摔落非死即伤，死亡占比高，受伤程度重。
在压力容器与吊车连钩、拆钩以及附件拆除等作业过程中，作业人员需要在高处开展相应作业。
2.2物体打击事故压力容器附件拆除、检查以及就位后吊装索具的拆除等作业需要施工人员在不同标高协同配合开展，同时施工人员所使用的工机具以及被拆除的附件防坠落措施落实不到位，容易造成工机具、附件高处掉落，对下方作业人员造成物体打击事故。
华龙一号首堆非安全级DCS系统I_O信号分配不合理根本原因分析及探讨
华龙一号首堆非安全级DCS系统I/O信号分配不合理根本原因分析及探讨发布时间：2021-03-02T15:08:23.750Z 来源：《工程建设标准化》2020年20期作者： 1李京帅 2艾九斤 3杨占杰[导读] 本文针对华龙一号首堆非安全级DCS系统I/O信号分配不合理事件，1李京帅 2艾九斤 3杨占杰1中国核电工程有限公司北京 1008402中国核电工程有限公司北京 1008403中核第四研究设计工程有限公司石家庄 050000【摘要】本文针对华龙一号首堆非安全级DCS系统I/O信号分配不合理事件，应用根本原因分析（RCA）技术,构建了基于原因型鱼骨图的非安全级DCS系统I/O信号分配不合理模型。
通过绘制鱼刺图的方法，从人员、时间、技术、管理和内外部因素等方面展开分析和剖析，探明导致非安全级DCS系统I/O信号分配不合理的主要原因、次要原因以及促成因素，并针对这些原因逐一制定应对方案和后续预防措施，以达到在后续核电项目中避免同类或者类似问题发生，减少不必要的经济损失的目的。
【关键词】非安全级DCS系统；根本原因分析；I/O信号；鱼刺图1.引言作为核电厂的大脑和神经中枢，核电数字化仪控系统（DCS）对核电厂的安全保护和可靠运行具有非常重要的作用，是整个核电厂最为关键的设备之一，其质量的好坏对核电厂的安全运行至关重要。
核电DCS系统从结构上可以划分为四层从上而下依次是，第3层全场信息管理层，第2层操作信息管理层，第1层自动保护控制层，0层工艺系统接口层。
其中0层工艺系统接口层是通过I/O处理卡件来实现对核电厂生产设备的信号采集及动作控制，可以被看做是整个DCS系统的神经触手，I/O处理卡件质量的好坏以及I/O信号分配是否合理直接关系到核电DCS系统作用的发挥，关乎核电厂的安全运行。
本文针对华龙一号首堆非安全级DCS系统供应商对I/O信号分配不合理事件采用根本原因分析技术进行层层原因剖析并制定应对方案和改进措施，以达到在后续核电项目中避免同类或者类似问题发生，从而消除核电DCS系统在I/O信号分配设计过程中的质量缺陷和隐患，有利于提高核电DCS系统产品质量。
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。
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。
华龙一号核电站堆芯核测系统优势及国产化探讨
华龙一号核电站堆芯核测系统优势及国产化探讨摘要：我国自主品牌百万千瓦级三代先进压水堆华龙一号核电站堆内核测系统RII设计与以往国内其他核电站（如M310的RIC系统）的设计有很大的优势。
尤其是RII系统的CNFM系统即堆芯中子通量测量系统，主要功能是采集中子探测器电流信号，实时测量堆芯中子通量，进而实时生成反应堆三维功率分布图。
关键词：华龙一号；核电站；堆内核测；国产化；优势引言：由于相比太阳能、风能等发电方式，核电技术具有技术成熟、低成本、发电效率高等优势，所以核电成为了很多国家清洁能源建设的首要选择。
2010年日本福岛核电站事故以后，国际社会对核电站的安全开始愈加关注。
目前世界核电中最常见的二代及二代+核电站因其安全性将逐步被本质上更安全的三代核电所取代。
纵览当今世界，主流的三代核电技术主要有美国的AP1000和法国的EPR 等。
1.控制平台国产化的意义控制系统平台的国产化应能够满足现有AP1000和后续华龙一号的工艺控制需求，能够顺利替代现有AP1000中所使用的Ovation平台。
并且，当控制系统平台国产化完成后能够逐步实现国家在核电领域完成引进、消化、吸收后的再创新规划，以加快我国三代核电机组数字化仪控系统自主化和产业化发展的进程。
并且在国产化平台开发的过程中通过与现有世界领先核电数字化控制系统平台进行对比，使我国自主开发的核电数字化控制系统平台能够达到世界领先水平，并通过国产化降低整个核电站建设的成本。
其开发和研制的成功对于我国顺利研发及自主建造完成华龙一号核电站也有着深远的意义。
而“再创新”才是高起点引进的终极目标。
在数字化仪控系统平台方面，“再创新”就是要摆脱现有国外产品一统天下的局面，全面采用具有国产自主知识产权的国产化数字化控制系统平台。
2.控制系统平台领域国内外现状及趋势2.1国内数字化控制系统平台的应用国内目前有多家企业拥有国产数字化控制系统平台的知识产权，如上海自动化仪表股份有限公司的Super MAX800、上海新华控制集团有限公司的XDC800等。
“华龙一号”工程安全质量管理工作的探析
“华龙一号”工程安全质量管理工作的探析发布时间：2022-04-27T01:47:32.057Z 来源：《中国科技信息》2022年1月第1期作者：辛红娟[导读] 随着我国自主三代核电技术“华龙一号”示范工程落户福清辛红娟福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要：随着我国自主三代核电技术“华龙一号”示范工程落户福清，福清核电安全与质量管理工作承载着更高的期望。
安全质量处党支部作为公司安全质量管理的基层组织，充分发挥凝聚力、竞争力和战斗堡垒核心优势，对党建引领安全质量工作做了大量探索实践。
本文通过深刻剖析安全质量处党支部在基层党建工作中存在的问题后，以强化认识、深挖融合、创新载体、打造品牌为核心进行攻坚克难，着力提升支部建设成效，助推“华龙一号”工程安全质量双一流标准建设；同时，对基层党建工作给出优化建议，以期对探索国有企业基层党建工作的新途径、新方法有一定借鉴价值。
关键词：“华龙一号”工程；质量管理；探析一、引言我国自主知识产权三代核电技术“华龙一号”示范工程是中核集团、中国核电的“一号工程”，备受国内外瞩目，对福清核电而言，既是极其难得的机遇，也是巨大的挑战。
作为首堆工程建设方，福清核电充分识别设计固化和设计变更、“三新设备”、土建和安装技术决策等带来的质量风险以及项目施工安全管理风险，着重突出并细化落实项目质量和安全管控措施，确保示范工程在保证安全、保证质量的前提下按计划建成投产。
二、质量管理工作存在问题分析安全质量处党支部，直属于福建福清核电有限公司党委，在公司党委的指导与支持下，支部深入学习领会党的十九大精神，积极贯彻落实公司党委的决策部署，在实践中不断探索和进取，基层党组织建设水平得到了显著提升，但也存在一些突出问题。
例如：质量管理工作创新性不足是当前各企业单位普遍面临的一个重要问题。
质量管理工作思维定势严重，对5、6号机组质量管理中存在的老问题、出现的新情况研究不深，特别是在5、6号机组处于土建、安装、调试交叉作业的高风险时期，缺少破解之道和创新之举，质量管控难出实效。
“华龙一号”安全壳试验典型问题分析与总结
“华龙一号”安全壳试验典型问题分析与总结摘要:“华龙一号”反应堆厂房采用双层安全壳结构，外壳能抵御外部飞射物撞击，内壳能包容放射性物质外泄，同时拥有更大的自由容积和更高的抗震等级，新增的事故缓解设施对安全壳的安全性能有很大提升。
“华龙一号”首堆工程安全壳试验周期较单层安全壳有大幅增加，试验过程中发现了部分问题，通过有效的管理提升和技术改进可以在今后工作中避免同类问题重复发生，对同类项目的实施有较好的借鉴意义。
本文从双层安全壳试验中发现的典型问题出发，深入分析问题产生的原因，并结合实际工作经验给予一些优化建议。
关键字：华龙一号；双层安全壳；安全壳试验；典型问题；优化1.概述华龙一号反应堆厂房采用双层安全壳结构型式，内层安全壳作为防止放射性物质泄漏的第三道屏障，采用混凝土包容钢内衬，并通过钢束施加预应力，确保事故工况下具备足够的强度[1]。
内层安全壳整体性试验主要包含C类试验（安全壳隔离阀密封性试验）、B类试验（设备闸门、人员闸门、燃料转运通道、电气贯穿件等密封性试验）和A类试验（安全壳整体泄漏率试验、安全壳结构试验）。
1.安全壳试验典型问题分析2.1 C类试验中发生的问题与解析1) 问题描述：某核电机组安全注入系统（RSI）C类试验[2]恢复过程中，工作负责人及工作组成员持工作票在R522房间执行RCS222VP止回阀顶死装置拆除工作。
拆除顶死装置过程中，工作人员左手扶住顶块，右手缓慢旋松顶死装置螺母，松掉大约2个螺距后，观察2分钟未发现RCS222VP阀后有水和气排出，随后继续缓慢完全旋松螺母，将顶死装置支架向上取出阀腔，同步将挡板往阀瓣方向移动，阀瓣瞬间被压力冲开，顶死装置顶块在气水混合物的压力冲击下坠入管道内部。
2) 原因分析：1、C类试验负责人与配合人员讨论试验边界作为隔离阀采用顶死方案时，因华龙一号机组RSI041VP阀门结构为旋起式止回阀，无法使用原M310机组升降式止回阀顶死方式，因此试验边界扩大到RSI041VP下游止回阀RCS222VP，未能识别边界扩大到RCS222VP带来的顶死装置靠近主管道有坠落风险。
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)是一种先进的核能发电系统，采用了许多创新技术。
本文将对华龙一号反应堆冷却剂系统与传统反应堆冷却剂系统的差异进行分析。
华龙一号反应堆冷却剂系统采用了先进的第四代压水堆技术。
相比之下，传统反应堆冷却剂系统通常采用第二代或第三代压水堆技术。
这意味着华龙一号反应堆冷却剂系统具有更高的安全性和可靠性。
华龙一号反应堆冷却剂系统采用了多重被动安全设计。
这意味着即使在失去所有电力供应的情况下，系统仍然可以实现冷却剂的循环并避免堆芯过热。
传统反应堆冷却剂系统通常依赖于主动安全系统，而这些系统需要电力供应来正常运行。
华龙一号反应堆冷却剂系统采用了先进的耐震设计。
这使得反应堆可以在地震等自然灾害发生时保持稳定运行。
传统反应堆冷却剂系统通常缺乏这种耐震设计，这可能导致设备破坏和安全事故。
第四，华龙一号反应堆冷却剂系统采用了先进的氢气管理技术。
这一技术可以有效地控制冷却剂中的氢气生成，从而减少氢气爆炸的风险。
传统反应堆冷却剂系统缺乏这种技术，这意味着在事故发生时可能会发生氢气爆炸。
第五，华龙一号反应堆冷却剂系统采用了高效的废热利用技术。
这一技术可以将废热用于加热市区供热系统或蒸发海水等其他用途。
传统反应堆冷却剂系统通常没有这种废热利用技术，导致了功率转化效率的降低。
华龙一号反应堆冷却剂系统与传统反应堆冷却剂系统相比，具有更高的安全性、可靠性和效率。
这些创新技术和设计使其成为当前较为先进的核能发电系统之一。
华龙一号能动与非能动安全系统介绍
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
［参考文献］
［１］陈超波，沈辰，高嵩．公路超载车辆动态预检系统的研究［Ｊ］． 国外电子测量技术，２０１４（１２）．
４超载预检系统的优势
４．１
资金消耗少 和现在大多数超载治理方式管理费用大相比，超载预检
［２］肖振发，符锌砂．基于动态称重的高速公路超载管理系统研
究及设计［Ｊ］．交通信息与安全，２０１２（２）．
用超载预检系统来解决问题的设想，介绍了系统构成和基本 工作原理，对其可行性进行了分析。高速公路超载预检系统的 应用将进一步解放劳动力，减轻超载超限执法人员的工作强 度，减少超载车辆引发交通事故的可能性，在保证正常车辆快 速通过的前提下，加强对超载超限车辆的管理。希望本文的研 究对相关领域的从业人员有一定的借鉴意义。尹
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
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４ （上接第５５页）
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［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
计评价［Ｚ］．
收稿日期：２０１６—０４－０５
图３能动和非能动堆腔注水系统
华龙一号安注箱注入特性优化研究
华龙一号机组安全注入系统优化方案之一
是采 用 压 力 容 器 直 接 注 入 的 方 式!安 注 泵 和 安 注 箱 的 注 入 管 线 合 并!均 通 过 直 接 注 入 管 线 连 接 至 压 力 容 器 !安 注 箱 采 用 传 统 安 注 箱 的 设 计 $ 通过 这 种 优 化 改 进!不 仅 减 少 安 全 注 入 系 统 与 一 回 路 或 压 力 容 器 的 注 入 接 口 数 量!在 发 生 冷 段破 口 事 故 时 所 有 安 注 箱 都 能 有 效 注 入!又 能 充分利用安注箱可持续注入时间的延长以及中 压安 注 泵 在 低 压 段 的 注 入 流 量!取 消 独 立 设 置 的低压安注泵$
本文根据华龙一号安全注入系统布置参数
第"期 ! ! 盛 美 玲 等 )华 龙 一 号 安 注 箱 注 入 特 性 优 化 研 究
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建 立 单 台 安 注 箱 注 入 管 系 的 HDUSa*58/A 模型!如图( 所 示$ 其 中 安 注 箱 内 的 含 硼 水 按 不 可 压 缩 的 常 物 性 流 体 处 理!安 注 箱 上 部 氮 气 采 用 理 想 气 体 的 可 压 缩 模 型!压 力 容 器 采 用 压 力源进行模拟$安注箱至大小头之间的管线管 径选取 ^'E))!大小头 至 压 力 容 器 之 间 的 管 线 管径 选 取 ^'=!)!安 注 箱 初 始 蓄 压 为 ! ac6 "绝对压力#!安 注 箱 容 积 为 "! ,E $ *==+ 安 注 箱 至第一道 止 回 阀 之 间 的 管 线 外 径 为E(E]?,,! 壁厚为=(]<,,&第一道止回阀至大小头之间的 管线外径为 E(E]? ,,!壁 厚为 (F]!F ,,&大小 头至压力容器之间的管线外径 为 ="F]E ,,!壁 厚为 =F](" ,,$根 据 系 统 管 道 的 阻 力 计 算 方 法*=(+!闸阀的 局 部 阻 力 特 性 等 效 为 管 道 长 度 时 约为=!倍 的 管 道 直 径 !止 回 阀 的 局 部 阻 力 特 性
海外“华龙一号”中压安注泵厂内性能测试及调整
海外“华龙一号”中压安注泵厂内性能测试及调整摘要：为了保证“华龙一号”海外首堆卡拉奇核电项目3#机组中压安注泵性能测试调整顺利、最终性能试验结果在满足设计规格书要求同时、性能曲线处于较优区域。
通过将工程样机零部件、测试叶轮、产品泵零部件按照一定顺序相组合进行装配、试验、分析每一次性能测试试验结果、进行切割叶轮或者导叶，保证最终产品中压安注泵性能试验结果性能曲线处于较优区域。
总结和优化得到性能调整时间最短、质量风险最小的多级离心泵性能测试和调整方案。
关键词：华龙一号、中压安注泵、性能试验一、引言巴基斯坦卡拉奇核电项目是我国首个走出国门的具有完全自主知识产权的百万千瓦级三代压水堆核电项目。
“华龙一号”实现了先进性和成熟性的统一、安全性和经济性的平衡、能动与非能动的结合。
“华龙一号”的设备国产化率达到了90%以上，K3项目中压安注泵就是其中之一。
“华龙一号”中压安注泵是多级离心泵，多级离心泵的性能调整是一个非常复杂、艰难、和质量风险很大的过程，如果切割叶轮不当就将造成报废的风险，因此，如何优化多级离心泵性能调整方案是一直在进行的科研课题。
二、参数要求“华龙一号”百万千瓦级先进压水堆核电站用中压安注泵为核二级泵，是安全注入系统（RSI）的组成部分，主要功能为：安全注入泵，防止LOCA事件中堆芯的裸露。
中压安注泵设备规格书中，泵运行工况要求非常高：从零流量点到最大流量点250m3/h，扬程变化非常大，平均单级叶轮扬程变化150m~15m，泵流量扬程曲线陡降；要求具有高抗汽蚀的性能，250 m3/h流量汽蚀比转数为1371。
高温运行工况，泵入口最高温度160℃；三、结构介绍为了达到中压安注泵设计规格书性能参数的要求，在中压安注泵在结构设计上做了很多的优化方案：采用卧式、双壳体多级离心泵，芯包可抽，泵芯由转子、导叶、中段、密封部件、轴承体等组成，泵芯包连同泵盖可在只拆除主螺母之后就可以整体从泵体中抽出进行检修或更换，拆装快速、方便。
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。
华龙一号安注系统电动截止阀可靠性试验及评估研究
华龙一号安注系统电动截止阀可靠性试验及评估研究
吴小飞;黄茂丽;张林;聂常华;徐长哲;徐尧;卓文彬;李朋洲
【期刊名称】《阀门》
【年(卷),期】2024()2
【摘要】作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。
本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得了该型阀门的典型失效——阀座内漏,并基于试验数据采用小子样试验的半经验评估方法完成了可靠性评估,确定该安注系统电动截止阀全寿期无故障动作360次的可靠度大于0.99。
【总页数】5页(P169-173)
【作者】吴小飞;黄茂丽;张林;聂常华;徐长哲;徐尧;卓文彬;李朋洲
【作者单位】中国核动力研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TL333
【相关文献】
1."华龙一号"安全壳过滤排放系统性能试验研究
2.基于"华龙一号"大破口事故先进安注箱研究
3.华龙一号安注箱注入特性优化研究
4.“华龙一号”安全壳喷淋系统可靠性评估模型
5.“华龙一号”压力容器直接安注比例模化可视化试验研究
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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。
c）华龙一号安注系统取消浓硼注入回路，即华龙一号不再有RIS021/022PO、RIS004BA、RIS021BA等主要设备和该回路的一系列阀门。
d）华龙一号中压安注泵RSI003/004PO和低压安注泵RSI001/002PO电机由设
备冷却水系统WCC冷却，并由电气厂房冷冻水系统WEC提供备用冷却水，所以
在电机冷却水的进出口增加了四个三通阀。
e）MHSI泵最小流量45m³/h、对应扬程963-1015m、最大流量270 m³/h、入
口压力≤0.56MPa.a，具体参数见表3，用于所有事故工况，在电站正常运行期间，泵用于备用状态；在事故工况下，安注信号启动中压安注泵。
中压安注泵投运后，从内置换料水箱吸水，泵的小流量管线返回管线保证泵的正常运行。
如果RCS压
力高于泵的注入关闭压头，则通过小流量管线返回内置换料水箱，当RCS压力下
降到泵的注入关闭压头以下时，向反应堆冷却剂系统冷段注入含硼水。
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泵会自动地从内
置换料水箱取水通过冷管段向堆芯注水。
f）华龙一号安注箱001/002/003BA的形状为球形与M310的圆柱形安注箱有
较大差异，具体参数差异如下表：
表5 M310机组与华龙一号安注箱差异
3 统流程差异
M310机组上充泵兼作高压安注泵，在事故工况下，上充泵将取水口从容控
箱切换至换料水箱，将安注系统硼酸再循环回路中RIS004BA的浓硼酸通过反应堆冷却剂系统（RCP）冷段注入堆芯。
且在安注再循环阶段泵由安全壳地坑吸水，
经低压安注泵增压，进行再循环注入。
华龙一号将高压安注泵改为中压安注泵，并取消硼酸再循环回路。
中压安注
泵用于所有事故工况，在电站正常运行期间，泵处于备用状态。
事故工况下，安
注信号启动中压安注泵。
中压安注泵投运后，从内置换料水箱（IRWST）吸水。
泵的小流量返回管线保证泵的正常运行，并将泵的注入关闭压头控制在1000m以下。
如果反应堆冷却剂系统RCS压力高于泵的注入关闭压头，则通过小流量管线
返回IRWST，当RCS压力下降到泵的注入关闭压头以下时，向反应堆冷却剂系统（RCS）冷段注入含硼水。
4 总体设计差异
a）设计基准华龙一号以《ACP1000核岛主要系统设计准则》的为标准，而
M310主要是参考岭澳一期。
b）上充和安注完全分离。
M310机组化容系统的上充泵兼做安注系统高压安
注泵，华龙一号高压安注改为中压安注，且中压安注泵不需要低压安注泵增压。
c）取消浓硼注入回路。
M310机组安注系统有硼酸再循环回路，事故时首先
通过高压安注泵将7000-8000ppm的浓硼酸注入堆芯，华龙一号安注系统取消了
该回路。
d）换料水箱内置。
M310机组机组安注系统的直接注入阶段从换料水箱取水，再循环注入阶段低压安注泵的取水则从换料水箱切换到安全壳地坑。
而华龙一号
采用内置换料水箱位于安全壳内最低的位置，兼做安全壳地坑，安注系统无论直
接注入还是再循环注入阶段都从内置换料水箱取水。
e）内置换料水箱过滤器。
在内置换料水箱内每台安注泵、安喷泵的管道吸入
口处设置过滤器，用以过滤水中的悬浮颗粒。
f）厂房布置差异。
M310机组安注系统的低压安注泵分布在核燃料厂房-6.7m，高压安注泵分布在核辅助厂房0m，水压试验泵分布在核辅助厂房5m，安注箱分
布在反应堆厂房-6.7。
华龙一号安注系统的两个系列完全分开，分别布置在两个
安全厂房，厂房实现了完全的物理隔离，MHSI/LHSI泵布置在安全厂房-12.2m，
水压试验泵布置在燃料厂房-12.2m，安注箱和内置换料水箱布置在反应堆厂房-
6.7m。
g）华龙一号中压安注泵RSI003/004PO和低压安注泵RSI001/002PO电机由设
备冷却水系统WCC冷却，并由电气厂房冷冻水系统WEC提供备用冷却水。
h）华龙一号安全注入系统安注泵（001/002/003/004PO）入口隔离阀
（007/008/009/010VP）安装在过滤器后面，而M310安全注入系统安注泵
（001/002PO）入口隔离阀（075/085VB）安装在过滤器前面。
结语：
福清核电有限公司5、6号机组（华龙一号）是我国具有完全自主知识产权的三代压水堆示范项目，“华龙一号”作为民族核电“走出去”战略的主打品牌，对于
提高我国的自主创新能力有重要意义，它不仅标志着我国拥有了完全自主产权的
核电技术，更是我国从“核大国”向“核强国”迈出的重要一步。
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。