华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)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。
“华龙一号”与CPR1000反应堆主冷却剂泵对比分析
CPR1000与HPR1000主泵的详细参数对比列 于表2中。
2 HPR1000 124D型主泵主要改进
2.1水力部件
主泵过流部件包括泵壳、叶轮、导叶和前密封 环等，泵壳为奥氏体不锈钢整体铸件，导叶和叶轮 为铸件，泵轴和口环为不锈钢锻件。124D型主泵 主要在叶轮和导叶上有新改进，泵壳和入口导管除 了随设计参数变化对尺寸进行了相应修改外，结构 型式、材料等与100D型主泵基本一致，如图2所 示。
关键词：核电站用泵反应堆冷却剂泵“华龙一号”技术改进 中图分类号：TH313 文献标识码：A
引言
压水堆核电站核蒸汽供应系统中，反应堆冷却 剂循环泵（以下简称主泵）是唯一的转动设备，要求 连续可靠运行。主泵技术一直受到各核电大国高度 关注，例如法国JEUMONT公司引进美国西屋主泵 技术时甚至得到了法国政府的支持。主泵制造企业 也大力投入技术攻关，以提高主泵的安全性、可靠 性和经济性。在CPR1000项目中，均采用由法国 ANPJ（原法国JEUMONT）及其国内合资公司东方阿 海珪核泵有限公司（ADJV）供货的100D型主泵， 其结构简图如图1所示。ANPJ公司20世纪70年 代引进美国西屋公司技术，按照法国RCC-M标准 设计制造了 93、100型主泵，ANPJ主泵发展序列 见表1叫为适应三代核电堆型“华龙一号”的新 要求，ANPJ/ADJV在100D型主泵技术基础上，整 合前期主泵运行经验反馈，通过一系列的技术改 进，设计研发了 124D型主泵，并应用在正在建造
2019年第1期
•1•
“华龙一号”与CPR1000反应堆主冷却剂泵对比分析
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。
浅析“华龙一号”反应堆冷却剂泵运行原理
浅析“华龙一号”反应堆冷却剂泵运行原理作者：杨晓峰来源：《科学与财富》2017年第05期摘要：“华龙一号”是我国具有自主知识产权的三代核电技术，轴封式反应堆冷却剂泵在二代和二代改进型技术的基础上，通过优化设计满足了三代核电技术“华龙一号”的要求。
关键词：运行原理；反应堆冷却剂泵；华龙一号反应堆冷却剂泵的作用是循环反应堆一回路的冷却介质。
在这个过程中，来自反应堆压力容器的高温介质被输送到蒸汽发生器。
在蒸汽发生器中，经过冷却后的一回路介质流向反应堆冷却剂泵，并通过它回到反应堆压力容器。
反应堆冷却剂泵为立式泵，介质从泵的下部垂直地抽入泵体，通过轴向叶轮提高动能，并且利用导叶将动能转变为势能，最后通过水平出口离开泵壳。
主泵通过电机驱动，电机安装在主泵电机支座法兰面上，为了防止主泵停车时转子反转，在每台电机上都安装了防倒转装置。
下面详细论述反应堆冷却剂泵的6个主要部分：1 承压边界泵壳安装在可以水平移动的三个立柱上，这种方式可以补偿泵和管道的热膨胀。
泵壳由耐热锻钢制造，其与介质接触的表面堆焊奥氏体不锈钢。
从顶部看，泵壳由泵盖封闭，泵盖和泵壳通过靠液压拉紧的主螺栓和主螺栓螺母连接在一起。
2 水力部件叶轮被设计成轴向转轮。
叶轮的工作温度较高，因此要求其与下泵轴牢固连接，这样即使存在温差，叶轮的位置也能与下泵轴保持同轴。
径向圆柱销能对叶轮与下泵轴的同轴度产生影响，其同时也能传递扭矩。
叶轮螺栓被设计成类似于缩腰螺栓的形式，其能够吸收轴向力。
导叶将动能转换为势能并改变介质的流向。
导叶安装在密封体上，对下导轴承起支撑作用。
另外，隔热体组件安装在导叶内。
径向圆柱销使导叶在所有的运行温度下都能保证中心位置。
隔热组件安装在导叶内部区域，可以使下泵轴、轴密封和下导轴承这些部件保持冷态。
3 轴承系统由系统压力和主泵水压产生的轴向推力施加在泵轴上，这个轴向推力由油润滑双向推力轴承、油润滑径向轴承以及叶轮区域的水润滑导轴承承受。
上径向轴承设计为油润滑动压轴承。
华龙一号核反应堆电厂低温水密实超压保护方案优化
华龙一号核反应堆电厂低温水密实超压保护方案优化作者：杜思佳李健任春明王静卉来源：《科技视界》2017年第35期【摘要】为了实现华龙一号反应堆全范围工况下的超压保护，华龙一号对低温水密实超压保护方案进行了优化，在保留了余热排出系统的低温超压保护功能外，对稳压器安全阀的控制逻辑进行了优化设计，增加了稳压器安全阀在低温水密实工况下的保护功能。
分析验证结果表明，该方案能够有效应对水密实工况下可能出现的能量注入或质量注入导致的超压事件，可以保证RCS在低温水密实工况下的完整性，满足单一故障准则和保护多样性要求，大大减小RCS压力边界完整性受损的风险。
【关键词】低温水密实；稳压器安全阀；低温超压保护模式中图分类号： TL364 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2017）35-0072-003Optimization of Low Temperature Water - tight Overpressure Protection Scheme for Hualong - Ⅰ Nuclear Power PlantDU Si-jia1，2 LI Jian1，2 REN Chun-ming1，2 WANG Jing-hui2（1. Key Laboratory of Design and Technology of Nuclear Reactor， China National Nuclear Power Research Institute， Chengdu 610213， China； 2.China Nuclear Power Research Institute，Chengdu 610213， China）【Abstract】In order to realize the overpressure protection in the full range of Hualong-1 reactor， Hualong-1 optimized the low-temperature watertight overpressure protection scheme. In addition to the low-temperature overpressure protection function of waste heat removal system， The control logic of the pressure relief valve has been optimized and the protection function of the safety valve of the pressure regulator has been increased under low temperature water tight conditions. The analysis and verification results show that the scheme can effectively deal with overpressure events caused by energy injection or mass injection under watertight conditions， ensure the integrity of RCS under low-temperature water-tight conditions， meet single fault criteria and protect diverse The requirement to substantially reduce the risk of compromising the integrity of the pressure boundary of the RCS.【Key words】Low-temperature water-tight； Regulator safety valve； Low-temperature over-voltage protection mode0 前言在低温工况下反应堆压力容器材料的韧性比正常运行工况下差。
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中国自主研发的第三代核电技术，反应堆冷却剂系统(RCS)是华龙一号核电站的一个重要系统。
RCS主要用于控制反应堆的核燃料温度、维持反应堆内部稳恒状态，成分和循环速度的控制都影响着核反应的稳定性和安全性。
华龙一号反应堆与其他反应堆相比，其RCS有着很多的差异，下面就华龙一号反应堆的RCS系统进行一定的分析。
第一，华龙一号反应堆RCS有着高效的循环系统。
华龙一号反应堆的RCS采用一种多回路的循环结构，使得循环流体被更加平稳地控制，减少了压力波动，从而可以有效地控制核反应堆中的热量流量。
此外，华龙一号反应堆的RCS循环系统还使用了复杂的三元件火花放电全泵匝自冷结构，使得循环速度更加高效，从而有更好的维持反应堆内部温度和稳定性。
第二，华龙一号反应堆的RCS采用先进的核反应控制方式。
华龙一号反应堆的RCS采用了多回路、自适应模糊控制，这使得核反应的控制更加严密和高效，可以对反应堆的工作状态实现精确控制，进而达到更好的稳定性和安全性的发电效果。
第三，华龙一号反应堆采用了先进的核燃料装配方案。
华龙一号反应堆中的核燃料不同于其他反应堆，其采用了四方位嵌套设计，这一设计使得燃料的燃烧更加充分，可以满足更多负荷的需求。
而且，华龙一号反应堆的核燃料还具有更高的标称燃度和更大的管理间隙，这意味着反应堆的反应性更稳定，从而可以更加安全地运行反应堆。
第四，华龙一号反应堆的RCS在核事故发生时具有更好的安全措施。
华龙一号反应堆在反应堆出现异常情况时，可以自动进入反应堆保护状态，并且在进行相应的反应堆关停时，其冷却剂系统的冷却能力更加强大，可以抵抗更多的核热并将其散发掉，从而起到更好的核事故安全措施。
总之，华龙一号反应堆RCS的差异化设计是为了更好地控制反应堆的运行状态，实现更高效的发电效果和更好的安全性。
与其他过去标准的研究相比，华龙一号的RCS系统采用了更加先进、高效和智能的核反应控制方式和更高效的冷却设计，从而为更加安全、高效的核电站运行奠定基础。
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压水堆核电技术，采用了先进的冷却剂系统。
反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System, RCS)是维持反应堆正常工作的关键部分，通过循环和冷却剂的交换，将核燃料的热量转移到冷却剂中，再传递给蒸汽，以产生蒸汽驱动主发电机。
华龙一号的RCS与传统的反应堆冷却剂系统有一些差异，下面将进行详细的分析。
华龙一号的RCS采用了先进的强化循环能力设计。
该设计增加了循环泵的数量和功率，提高了冷却剂的流速和循环效率。
相较于传统的压水堆，这一设计能够提高冷却剂系统的冷却能力和热功率密度，使得整个系统能够更加高效地工作。
华龙一号的RCS还采用了先进的防震设计。
这一设计主要包括增加了反应堆堆芯的抗震结构、优化了循环泵的支撑结构和防震装置等。
通过这些措施，可以有效地减少反应堆在地震等外界影响下的振动和位移，从而保证了核设施的安全运行。
华龙一号的RCS还引入了先进的事故抑制系统。
该系统主要包括快速关闭装置、紧急注水装置等。
当发生异常情况时，这些系统能够迅速采取相应的措施，将核燃料的温度和压力控制在安全范围内，避免事故的发生。
华龙一号的RCS还引入了现代化的数字化控制系统。
该系统能够实时监测和控制冷却剂的温度、压力和流速等参数，从而及时发现和处理系统中的问题，保证整个系统的正常运行。
华龙一号反应堆冷却剂系统与传统的反应堆冷却剂系统相比具有一系列的差异。
通过强化循环能力设计、防震设计、事故抑制系统和数字化控制系统等创新措施，华龙一号的RCS在安全性、高效性和可靠性等方面都具备了很大的优势，为中国核电事业的发展做出了重要的贡献。
“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）是一种新一代的核反应堆类型，具有许多先进的特点。
在这篇文章中，我们将对华龙一号RCS与传统核反应堆的差异进行分析。
华龙一号RCS采用先进的冷却剂，即氦气，而传统核反应堆使用水作为冷却剂。
与水相比，氦气具有更好的热导率和气体状态的特点，能够更有效地将燃料产生的热量带走。
这使得华龙一号RCS具有更高的热效率和热功率密度。
华龙一号RCS采用自然循环系统，而传统核反应堆需要依靠机械泵来维持循环。
自然循环系统依靠热驱动力和密度差异来实现冷却剂的流动，不需要额外的能源输入和机械设备，大大提高了系统的可靠性和安全性。
华龙一号RCS具有更先进的散热系统。
在传统核反应堆中，冷却剂通过蒸发器将热量转移给周围的环境。
而华龙一号RCS采用了先进的热交换器，将冷却剂与辅助系统进行热交换，通过这种方式实现散热。
这种设计不仅可以提高冷却剂的温度范围，还可以更好地利用热能。
华龙一号RCS在设计和建设上采用了许多先进的技术。
采用了三级冷却剂泄漏检测系统，可以实时监测冷却剂系统的泄漏情况，提前预警，保证系统的安全性。
华龙一号RCS 还采用了先进的自动控制系统，可以实时监测和控制系统的运行情况。
华龙一号反应堆冷却剂系统具有先进的特点，包括采用氦气作为冷却剂、自然循环系统、先进的散热系统、先进的泄漏检测系统和自动控制系统。
这些特点使得华龙一号RCS 在热效率、可靠性和安全性等方面都具有明显的优势，为核能行业的发展带来了巨大的潜力。
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。
关于华龙一号反应堆冷却剂温度通道校准试验的优化探讨
关于华龙一号反应堆冷却剂温度通道校准试验的优化探讨摘要: 华龙一号反应堆冷却剂温度通道校准试验主要是用于冷却剂回路冷热和温差△T的保护、控制通道校准。
本文讲解了某机段温度计校准、平均温度Tavg组华龙一号反应堆冷却剂温度通道校准试验内容、试验中遇到的问题及需要注意的事项，提出了相应的试验优化建议，为后续机组该试验的开展提供参考和借鉴。
关键字：；反应堆冷却剂；温度通道；校准；优化1.引言华龙一号反应堆冷却剂温度通道校准试验主要是用于反应堆冷却剂回路冷热段温度计校准、平均温度T avg和温差△T的保护、控制通道校准，内容繁杂且重要，涉及试验阶段多，试验风险较大，有必要对该试验进行总结优化，为后续机组该试验的开展提供参考借鉴。
1.反应堆冷却剂温度通道校准试验介绍反应堆冷却剂温度通道校准试验主要分为4个部分进行：第一部分试验：在120℃、180℃、230℃和291.7℃温度平台校验所有主回路冷热段电阻温度计（RTD）；第二部分试验：检查温度计GD校准模块及T avg、△T加法器GD校准模块的输出信号在额定热停堆条件下的读数是否满足设计要求；第三部分试验：在升功率期间，对T avg、△T加法器GD校准模块进行校准，对温度计校准模块进行热分层校准；第四部分试验：汽机冲动级压力GD函数标定。
1.1冷热段电阻温度计校准方法冷热段电阻温度计校准是在120℃、180℃、230℃和291.7℃温度平台通过测量所有温度计的电阻值，根据供货商提供分度表进行温度换算后进行交叉比较，具体执行如下：（1）在机柜侧逐个环路逐个探头的测量铂热电阻两两芯之间的电阻值，窄量程温度计需根据如下图1测量方式进行测量，其中a、b、c、d为电缆线阻，测得的电阻值为第一次测量和第二次测量的平均值。
若第一次R F与第二次Rs之间的偏差大于0.1Ω，则在需要重新测量。
（2）、根据温度计制造商提供的分度表，计算出每个温度计探头的温度值，使用窄量程温度计算出参考温度；（3）、每个管段上温度计之间的交叉对比；每支温度计和参考温度之间的比较；图1 窄量程温度计测量原理1.2ΔT通道校准ΔT通道是通过设置加法器GD校准模块的增益进行校准，其公式为：Y=A*X+B。
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中国自主研发的三代核电技术之一，反应堆冷却剂系统(RCS)是其中一个核心组成部分。
本文将对华龙一号反应堆冷却剂系统进行差异分析。
华龙一号反应堆冷却剂系统是一种采用水作为冷却剂的系统，主要由主循环泵、主蒸汽发生器、主冷却剂管路和减压系统等组成。
与其他型号的反应堆相比，华龙一号的反应堆冷却剂系统具有以下几点差异：在主循环泵方面，华龙一号采用了三个独立的主循环泵，每个主循环泵都装备有一台390 MW的电动机。
这样的设计可以提高系统的可靠性和安全性，即使其中一个主循环泵出现故障，其他两个主循环泵仍能正常运行，确保反应堆的稳定工作。
在主蒸汽发生器方面，华龙一号采用了一个二次冷却剂管束和一个主蒸汽发生器，与其他型号的反应堆相比，更加节省空间。
主蒸汽发生器中采用了先进的垂直管设计，可以提高冷却剂的热交换效率。
华龙一号的主蒸汽发生器还具有自动防护功能，在异常情况下可以自动关闭冷却剂流量，确保系统的安全性。
在主冷却剂管路方面，华龙一号的主冷却剂管路采用了强化的设计，以提高冷却剂的流动速度和换热效率。
主冷却剂管路还设置有温度、压力和流量等传感器，可以实时监测和控制管路的工作状况，确保系统的稳定性和安全性。
在减压系统方面，华龙一号采用了自动减压系统和手动减压系统相结合的设计，以应对不同的事故情况。
自动减压系统可以在检测到冷却剂压力异常升高时立即启动，释放部分冷却剂以降低压力。
手动减压系统则由操作人员负责，在必要时进行人工干预，确保减压过程的安全和可控性。
华龙一号反应堆冷却剂系统相比其他型号的反应堆具有更高的可靠性、安全性和节省空间的特点。
在未来的核电领域，华龙一号反应堆冷却剂系统将扮演着重要的角色。
华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析
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３．中国核电工程有限公司,北京 １００８４０)
摘要:本文采用不可压缩流体均匀流模型对 华 龙 一 号 (HPR１０００)的 非 能 动 安 全 壳 冷 却 系 统 (
PCS)进 行
数值模拟,在反应堆冷却剂系统(
RCS)大破 口 丧 失 冷 却 剂 事 故 (
LOCA)工 况 下 对 PCS 进 行 热 工 水 力 分
析,并对 PCS 设计工况进行性能分 析 计 算. 结 果 表 明:
PCS 的 非 能 动 运 行 特 性 与 事 故 进 程 具 有 很 好 的
匹配能力,能在事故早期极快启动,并在 ２４h 内 将 安 全 壳 的 温 度 和 压 力 稳 定 在 安 全 范 围 内. 通 过 PCS
设计工况的换热性能分析,
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。
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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。