“华龙一号”安全系统配置策略
“华龙一号”安全系统配置策略
“华龙一号”安全系统配置策略顾健【期刊名称】《中国核电》【年(卷),期】2016(9)4【摘要】As the representative of the 3rd generation nuclear power technology with full in-tellectual property, HPR1000 bares the responsibility of going out and competing with other powerful countries in international market. By learning widely from others’ strong points,HPR1000 innovatively presents the active and passive concept of safety system design, which can effectively improve the capability of coping with nuclear safety risk. This paper analyzes the configuration of HPR1000 safety systems from the perspective of basic nuclear safety func-tion, and mainly illustrates the rationality of the three passive systems.%“华龙一号”是自主化三代核电的代表，承载着走出国门，在国际舞台上与众强同场竞争的责任。
它博采众长，创新性地提出了安全系统（设施）能动加非能动的设计概念，可以有效地增强抵御核安全风险的能力。
本文从基本核安全功能的角度，对华龙一号的安全系统配置进行剖析，重点论述三个非能动系统的设置合理性。
“华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计
ＫＡＮＧ Ｚ ｈ ｉ — ｂ ｉ ｎ ，Ｐ Ｕ Ｘｉ ａ ｏ — ｆ ｅ ｎ，Ｗ ＡＮＧ Ｈｕ ａ — ｊ ｉ ｎ， Ｊ Ｉ ＡＯ Ｙｏ ｎ ｇ — ｊ ｕ ｎ ，Ｌ Ｅ ＮＧ Ｇｕ ｉ — ｊ ｕ ｎ ，Ｌ Ｕ Ｙｉ — ｌ ｉ ， Ｚ ＥＮＧ Ｚ ｈ ｏ ｎ ｇ ｘ ｉ ｕ ，
ＺＨ Ａ ＮＧ Ｘｉ ａ ｏ — ｈ ｕ ａ
（ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐ ｏ ｗｅ ｒ Ｉ ｎ ｓ ｔ ｉ ｔ ｕ ｔ ｅ ｏ ｆ Ｃｈ ｉ ｎａ ，Ｃｈ ｅ ｎ ｇ ｄ ｕ，Ｓ ｉ ｃ ｈ ｕ ａ ｎ Ｐｒ ｏ ｖ ．６ １ ０ ０ ４ １，Ｃｈｉ ｎ ａ ）
ＣＬＣ ｎ ｕ ｍｂ ｅ ｒ ：ＴＩ ４ Ａｒ ｔ ｉ ｃ ｌ ｅ ｃ ｈ ａ ｒ ａ ｃ ｔ ｅ ｒ ： Ａ Ａｒ ｔ ｉ ｃ ｌ ｅ Ｉ Ｄ： １ ６ ７ ４ — １ ６ １ ７ （ ２ Ｏ １ ７ ） ０ ４ 一 Ｏ ４ ７ ２ － ０ ６
千 瓦级 核 电 战 略 路 线 ， 突 破 核 电 技 术 发 展 的 困
Ｒｅ ｓ ｅ ａ ｒ ｃ ｈ ａ ｎ ｄ Ｄｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｏ ｆ Ｈ ＰＲ １ ０ ０ ０ Ｒｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ Ｃｏ ｏ ｌ ａ ｎ ｔ Ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ
Ｉ Ｉ Ｕ Ｃｈ ａ ｎ ｇ — ｗｅ ｎ，ＬＩ Ｑｉ ｎ ｇ，ＬＩ Ｌ ｎ，ＺＨＯＮＧ Ｙｕ ａ ｎ — ｚ ｈ ａ ｎ ｇ，ＬＩ Ｈａ ｌ — ｙ ｉ ｎ ｇ，ＣＵＩ Ｈｕ ａ ｉ — ｕｉ ｒ ｎ ｇ，ＺＨＡＮＧ Ｆｕ — ｙ ｕ ａ ｎ．
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 。
“华龙一号”核电站电缆路径规划探索
三 、电缆 路 径 规 划 的 方 法 电 缆 规 划 采 用 总 量 控 制 法 、节 点 法 和 优 选 法 相 结 合 的 方 法 。总量控制法用于查找具有 超载风 险的托 盘 区域 ，以便 于 提前 采 取 措 施 。节 点 法 用 于 确 定 成 组 多 根 电 缆 的共 同 路 径 ， 查 找主托盘是否存在重大 的断路风 险 ，最终 完成 电缆敷设 的 节 点路径指导 电缆敷 设 。优选 法 是按 照路 径规 划指 导原 则 确 定电缆优先顺序 ，将电缆分配 到不 同托盘 中。优 选法用 于 确 定电缆的首选路径 。 （一 ）总量控制法。总量控制法 以填充 率指标 为依据 ，核 算 各 个 敷 设 主 通 道 中 同 类 电 缆 托 盘 中 所 能 容 纳 的 同 类 电 缆 数 量 。 敷设 主 通 道 根 据 主 托 盘 图 纸 按 厂 房 层 的 深 度 进 行 建 立 ，总 量 控 制 首 先 按 电 缆 路 径 最 短 原 则 将 需 规 划 的 电缆 分 配 到 各个 敷 设 主 通 道 中 ，对 通 道 填 充 率 进 行 核 算 。初 次 通 道 分 配完成后 ，对 于超 出填 充率 控制 指标 的 通道 ，采 用增 加 主托 盘 的方法降低 填充 率 。如 果没 有 空间增 加 主 托盘 ，采用 １Ｅ 功 能电缆路径优先于 ＮＣ 级 电缆路 径 ，ＮＣ 级 电缆路径 优 先 于 ＮＣ级电缆路径的原则将超标通道 的电缆分流到其 他通 道 中 ，降低超标通道 的填充率。通过 总量控 制法 可 以快 速 了 解 托盘 的使用率 ，查找 具有 超载 风 险的 托盘 区域 ，以便 于提 前 采 取 措施 。 （二 ）节 点 法 。通 过选 择 电 缆 走 过 的 节 点 来 确 定 其 路 径 的方 法 称 为 节 点 法 ，节 点 法 可 以 细 分 为 拼 图 打 点 、建 立 网 络 拓扑 图 、主托盘建模 、路径规划 、填充 率控制 和规划 实施六 个 关键 步骤。通过节点 法可 以较 快地 确定 成风 险。 （三 ）优 选 法 。按 照路 径 规 划 指 导 原 则 确 定 电 缆 在 桥 架 中敷设 的优 先顺 序 ，将 电缆分配 到不 同桥 架 中。优 选法用 于 确定 电缆 的首选 路径 ，可 以确 定一根对 另一根 或另 外多根 的 优先级敷设顺 序 ，也 可以确定 一根 电缆 在不 同 电缆 桥架 中的 择 优 路 径 敷 设 。 四 、结 语 电缆路 径规划是验证主托盘设 计 的适用性 、降低 电缆 超 容断路风 险的有 效措 施 ，也是 指 导具体 敷设 的关键 依 据 ，具 有 承 上 启 下 的重 要 作 用 。 本 文 通 过 对 “华 龙 一 号 “核 电 站 电 缆 路 径 规 划 的原 则 、控 制 指 标 和 方 法 的 有 益 探 索 ，为 同 类 工 程 设 计 提 供 了指 导 。
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
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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
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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
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。
华龙一号核电机组延伸运行优化控制探讨
华龙一号核电机组延伸运行优化控制探讨摘要：华龙一号是中核集团和中广核集团在我国三十余年核电科研设计、制造、建设和运行基础上有效借鉴核电技术先进理念以及丰富运行经验，采取国际最高安全标准研发设计的三代核电机型。
对于华龙一号来讲，主要是采取了中核集团研发的177堆芯和CF3燃料组件，首次全面采取了能动＋非能动的安全系统设计，综合性考虑了严重事故预防和缓解措施，安全指标达到了核安全和放射性污染防治规划目标。
华龙一号方案基于成熟的压水堆核电厂设计展开了相应的专项改进，充分验证了关键技术。
充分考虑机组建设经济性需求，设备国产化率达到了85%之上，批量化堆型的国产化率达到了90%以上，可以减少成本，和其他核电机型相比较来看经济竞争力较高。
在本篇文章中主要探究了华龙一号核电机组延伸运行的控制策略。
关键词：华龙1号；核电机组；延伸运行；控制策略中核集团是华龙一号的主要研发设计单位，主要秉承自主创新和开发有着自主知识产权的先进核电技术理念，具体表现为以下多项技术特点。
华龙一号堆芯采取了177组燃料组件，在提高核电厂发电能力的基础上提升了核电运行效率。
采取了具有自主知识产权的先进燃料组件-CF3燃料组件。
而且能动和非能动相结合的先进安全设计理念也是华龙一号的基本创新，华龙一号继承了传统压水堆核电机组成熟的能动技术特点，增加了诸多的非能动先进技术创新。
相关技术人员基于核电安全运行的需求对非能动安全系统展开了有关的验证工作，提升了运行效率。
在自主创新研究的基础上为华龙一号持续性优化提供了良好的科研支持。
1、华龙1号核电机组运行现状1.1缺少规范性的维修规程第一，核电厂把单个设备故障会导致停机、停堆以及功率大幅度波动的设备定义为了关键性敏感设备，所有关键敏感性设备检修都必须提前制定维修计划。
第二，结合具体情况来看，依旧有部分关键敏感设备没有制定对应的规程，还存在着非关键敏感设备复杂预防性维修项目，此种设备没有划分为关键敏感设备。
“华龙一号”非安全级DCS系统控制柜设计标准化研究
“华龙一号”非安全级 DCS系统控制柜设计标准化研究摘要：“华龙一号”是目前核电项目中使用的主力堆形，为了提高项目设计中的硬件设计质量及项目执行效率，对非安全级DCS系统的现场控制站，进行了标准化研究。
从功能需求、设备编码、设备布局、图纸图块等方面，进行了探讨，初步建立了控制柜的硬件设计标准化方法，用于提升项目硬件设计环节的质量，保证项目节点及工期。
关键字：华龙一号；控制柜；标准化。
1引言“华龙一号”是我国自主研发的具有完整自主知识产权的百万千瓦级第三代压水堆核电技术，是在ACP1000和ACP1000+的基础上，由中核和中广核联合开发，并已在福清5，6号机组上首次采用。
在传统的四层 I&C 结构中，DCS 处于 1 层和 2 层之中，并包括与 0 层，3 层，第三方 I&C 系统的接口设备。
1.0 层（LEVEL 0）：工艺系统接口层，包括测量设备（如传感器、变送器、限位开关等）和执行器接口设备（先导阀及附属接口继电器、电动-气动转换器，执行装置，开关柜等）；2.1 层（LEVEL 1）：自动控制和保护层，包括信号采集，调制和处理设备，负责不同电厂系统的监控；3.2 层（LEVEL 2）：操纵和信息管理层。
包括可以使人员能够操纵电厂（手动控制和信息手段），监督电厂状态，并对 I&C 实施运行服务的常规设备和计算机设备；4.3 层（LEVEL 3）：全厂技术管理层，包括支持现场管理应用以及场外设施通讯的计算机设备。
现场控制站是实现数据采集与控制功能的基本单位，处于一层，现场测点根据功能隔离、实体分隔、功能分区和工艺系统的分配要求分布在不同的控制站。
现场控制站由控制机柜组成，控制机柜含：机笼、现场控制器、I/O 模块卡件、开关电源、机柜及其附件等。
每一个控制站均可以独立完成数据采集、闭环控制、逻辑控制、控制输出和网络通讯等功能。
2控制柜1.1.功能需求标准化控制柜负责IO信号传输、处理，柜内布置开关电源，负责将220VAC电源转换成所需的直流供电，布置IO模块、端子接线板，用于IO信号处理。
华龙一号设备国产化研发工作策划
2019年第18卷第7期产业与科技论坛华龙一号设备国产化研发工作策划□孙占李显枫【内容摘要】华龙一号是我国自主研发的第三代核电技术，其国产化设备的成功研发和按期供货直接关系工程项目的成功落地，影响国家“一带一路”走出去的国家战略。
本文重点阐述了专项研发策划的必要性和工作要点，包括及时落实组织和人员、计划和接口、项目协调，制定国产化研发设备范围的确定原则，研发设备调研报告的编制，设计优化的思路，如何编制专项科研工作大纲，科研成果知识产权保护等，注重及时识别所有受项目影响的人员或组织，并记录其利益、参与情况和对项目成功的影响的过程，通过必要且及时的沟通，以保证国产化研发工作顺利完成。
【关键词】华龙一号；国产化研发；核电设备【作者简介】孙占（1982．8 ），男，河北人；中国核电工程有限公司高级工程师；研究方向：科研设计及管理李显枫（1986．10 ），男，河南人；中国核电工程有限公司工程师；研究方向：采购管理一、概述华龙一号是中核集团自主研发的第三代核电技术，其采用能动+非能动的安全设计理念，该技术兼顾机组的安全性和经济性，满足三代核电技术的指标要求。
核电设备贯穿于核电项目设计、采购、施工和调试整个项目周期，是核电工程成功落地的关键要素。
鉴于ACP1000堆型增加了双层安全壳和严重事故要求，具有抗震标准高等特点，为确保项目的落地，摆脱关键设备受制于人的局面，必须针对其设备国产化研发工作进行专项策划。
二、华龙一号设备国产化研发范围华龙一号核电技术相对于二代核电技术，其设计要求的提高导致大量设备需要进行研发和鉴定，研发设备范围大致分为以下几类。
（一）三代核电指标要求及华龙堆型布置特点带来的需国产化研发设备。
与双层安全壳设计相关的贯穿件、闸门、燃料转运装置等设备；抗震基准从0.2g提高至0.3g地震加速度，导致几乎所有动设备（泵、阀、通风系统设备等）都需要补充抗震分析或抗震试验以及设备改进；严重事故缓解及预防要求，新增严重事故用设备需要进行新条件的设备鉴定等。
“华龙一号”能动与非能动相结合的安全系统设计
能 动 技 术 与 非 能 动 技 术 各 自的优 缺 点 ，对 两 种 安
全 技 术 正 确 的 应 用 应 该 是 能 动 与 非 能 动 技 术 联 合 交叉使用 。
对于安全 系统配置 ， “ 华 龙 一 号 ” 在 顶 层 设
计 阶段 提 出过 多 种 思 路 ，包 括 增 加 能 动 安 全 系 列
ｃ ｏｎ ｄ ｉ ｔ ｉ ｏ ｎ ｓ ａ ｒ ｅ ｓ ｅ ｔ ｆ ｏ ｒ ｔ ｈ ． Ｋｅ ｙ ｗｏ ｒ ｄｓ ：Ｈ ＰＲ１ ０ ０ ０；ａ ｃ ｔ ｉ ｖ ｅ ａ ｎ ｄ ｐ ａ ｓ ｓ ｉ ｖｅ ；ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍｓ
ＣＬＣ ｎｕ ｍｂ ｅ ｒ ： ＴＬ４ Ａｒ ｔ ｉ ｃ ｌ ｅ ｃ ｈ ａ ｒ ａ ｃ ｔ ｅ ｒ： Ａ Ａｒ ｔ ｉ ｃ ｌ ｅ Ｉ Ｄ ：１ ６ ７ ４ — １ ６１ ７ （ ２ Ｏ １ ７ ） ０ ４ 一 Ｏ ４ ６ ８ — ０ ４
准 事 故 工 况 及 严 重 事 故 工 况 的应 对 能 力 尚 有 进 一
非 能 动 系 统 的 应 用 并 不意 味着 可 以 降低 能 动 系 统
的 设 计 要 求 。能 动 系统 的可 用 性 仍 需 置 于首 位 予 以 保 证 ，非 能 动 系 统作 为备 用 措 施 。 在 确 保 安 全 的 基 础上 ，如 何 降 低 造 价 ，也 是 核 电 厂 设 计 ，尤 其 是新 型核 电厂 设 计 必 须 要 考 虑 的问题 。“ 华 龙 一 号 ” 的 设 计 同时 针 对 国 内 核 电 市 场 及 国际 核 电 市 场 ，因此 其 经 济 性 必 须 有 足 够 的 竞 争 力 。相 对 于 增 加 完 整 的 能 动 安 全 系 列 来
， ’
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”数字化仪控系统网络安全设计
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”数字化仪控系统网络安全设计张 冬，张志良，王少华（中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要：“华龙一号”首堆示范工程的仪控系统采用安全级（TXS平台）加非安全级（SPPA-T2000平台）组合的全数字化仪控系统。
在工业控制系统网络安全事故频发的背景下，为满足国内外网络安全法律法规的要求，提升核电厂网络安全防护能力，“华龙一号”首次开展了数字化仪控系统的网络安全设计，按照设计要求实施了网络安全防护方案，并通过了核安全监管部门的评审。
本文首先梳理了数字化仪控系统的网络结构和网络接口，分析了数字化仪控系统可能存在的攻击途径以及薄弱环节；然后结合数字化仪控系统结构和边界接口特点，按照《网络安全法》、网络安全等级保护基本要求（GB/T 22239）、核设施网络安全程序（RG5.71）等国内外主流网络安全法律法规要求，从技术防护措施（包括访问控制、审计功能、通信保护、身份识别和认证以及系统加固）和管理防护措施（包括物理环境安全、存储介质管理、人员安全、安全意识和培训、事件响应以及配置管理）两方面阐述了数字化仪控系统网络安全的设计要求和防范措施；最后结合福清56号机组数字化仪控系统网络安全设计和实施过程中发现的不足对后续工作提出了建议。
关键词：网络安全；DCS系统；安全防护；核电厂中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0063-08Network Security Design for the Digital Instrumentation and ControlSystem in Fuqing 5 & 6ZHANG Dong，ZHANG Zhiliang，WANG Shaohua（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）Abstract：In the demonstration project using HPR1000 technology, I&C system uses all digital control system, including two parts: safety system TXS and non-safety system SPPA-T2000.In the context of the frequent occurrence of industrial control system network security accidents, in order to meet the requirements of domestic and foreign network security laws______________________收稿日期：2020-08-17作者简介：张冬（1985—），男，山东荣成人，高级工程师，硕士，现主要从事核电厂仪控系统方面设计和研究63and regulations and improve the network security protection capabilities of nuclear power plants, HPR1000 carried out the digital I&C system network security design for the first time, in accordance with the design requirements, the network security protection plan was implemented and passed the review by the nuclear safety supervision department. Firstly, this paper introduces the network architecture and interface of DCS system, analyze the possible attack channel and weakness; Secondly, according to DCS system architecture and interface feature, the basic requirements of security level protection (GB/T 22239), nuclear facility network security procedures (RG5.71) and other domestic and foreign mainstream network security laws and regulations, from technology measurements (including access control, audit functions, communication protection, identity recognition and authentication and system reinforcement) and management measurements (including physical environment security, storage media management, personnel security, security awareness and training, incident response and configuration management) expounded on the design requirements and preventive measures of digital instrument control system network security; Finally, combined with Fuqing 5&6 project experience in the network security design and implementation of the digital I&C system, provide suggestions for follow-up work.Key words：Security；DCS system；Provision；Nuclear power plant核电厂的安全性一直是公众关注重点，随着数字化仪控系统DCS的普及应用，网络安全已经成为核电厂整体安全性能的重要组成部分。
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。
华龙一号二次侧非能动余热排出系统与事故应对策略
华龙一号二次侧非能动余热排出系统与事故应对策略华龙一号是我国借鉴国际三代核电先进理念，吸收福岛核事故经验，采用国际最高标准自主研发设计的三代核电机型，拥有自主知识产权。
其主要设计思想是采用能动与非能动相结合的安全系统，从而降低CDF（堆芯损坏概率）和LRF（大量放射性物质释放至环境概率）值，满足三代核电设计标准。
本文主要介绍华龙一号二次侧非能动余热排出系统（PRS）及事故应对策略。
二.二次侧非能动余热排出系统（PRS）二次侧非能动余热导出系统（PRS，图一）是在发生全厂失电且辅助给水系统汽动泵失效情况下，通过蒸汽发生器导出堆芯余热和反应堆冷却剂系统设备储热，在72小时内将反应堆维持在安全状态。
PRS系统设置三个系列，分别对应三台蒸汽发生器，每个系列包括一个换热水箱，一台应急余热排出冷却器，两台应急补水箱和电动阀门组成。
事故情况下，该系统投入，蒸汽发生器产生的蒸汽随着蒸汽管道进入应急余热排出冷却器管侧，将热量传递给换热水箱，随后蒸汽冷凝为水，流出应急余热冷却器，注入蒸汽发生器二次侧，在蒸汽发生器中加热后再变成蒸汽，随蒸汽管道进入冷却器，形成自然循环。
二次侧非能动余热排出系统通过蒸汽发生器将反应堆冷却剂中的热量传递到应急余热排出冷却器，然后传递给换热水箱中的水，进而通过换热水箱中水的蒸发将热量最终带出，维持反应堆的安全。
系统投入时，应急补水箱的电动隔离阀会自动开启，使应急补水箱中的水注入蒸汽发生器二次侧，补偿蒸汽发生器二次侧水位降低。
补水箱水位低时，补水箱上下游隔离阀自动关闭，防止蒸汽旁通进入补水箱。
图一二次侧非能动余热排出系统PRS系统可在下述两种事故工况下由自动信号触发动作：—全厂失电且汽动辅助给水泵故障，蒸汽发生器丧失全部给水。
—正常给水和启动给水系统丧失，随后辅助给水系统启动失效。
PRS系统自动启动信号为：—1台蒸汽发器水位低低出现8分钟，延时45s，或1台蒸汽发生器水位低低，且给水流量低，延时45s；—3台蒸汽发生器辅助给水流量低；—3台蒸汽发生器水位低三。
“华龙一号”示范工程DCS系统设计
收 稿 日 期 :2018-06-21 作 者 简 介 :廖 圣 勇 (1980—),男 ,湖 北 荆 州 人 ,高 级 工 程 师 ,硕 士 ,从 事 仪 控 设 计 工 作 (E-mail:liaos@)。
成熟性和先进性。 与二代 加 核 电 厂 相 比, “华 龙 一 号” 三 代 核
电厂仪控系统有下列主要特点:配合工艺系统, 实现能动与非能动相30 min操纵员不 干 预 原 则;吸 纳 了 “福 岛” 后一系列技术改进,提高了仪控设备鉴定水平,
HPR1000
“华龙一号”示范工程 DCS系统设计
廖圣勇,崔明路,赵 晨 (中国核电工程有限公司,北京 100840)
摘要:“华龙一号” 示范工程是我国自主研发的三代核电机 型, 其 控 制 系 统 采 用 全 数 字 化 仪 控 系 统 和 先 进 控 制室设计 (简称 DCS系统设计)。“华龙一号” 首堆 DCS系统设计符合国内 以 及 国 际 上 最 新 的 法 规、 导 则 和 标准的要求,吸收了国内多个数字化核电厂的建设 和 运 行 经 验,并 充 分 借 鉴 国 际 先 进 核 电 厂 DCS系 统 设 计 理念。与二代加核电厂相比,“华龙一号” 首堆工程 DCS系统设计充分吸收了福岛核电厂事故后一系 列 的 技 术改进,提高了自动化控制水平,满足事故后30 min不 干 预 的 设 计 原 则;提 高 了 仪 控 设 备 的 鉴 定 水 平, 满 足0.3g 地面最大加速度的抗震要求;提高了对设计扩展工况 (包括严重 事 故 工 况) 的 防 御 能 力, 在 发 生 严 重 事 故 且 全 厂 断 电 工 况 下 , 仍 能 在 72h 内 为 核 电 厂 的 严 重 事 故 缓 解 提 供 必 要 的 监 控 手 段 。 关 键 词 :DCS; 多 样 性 ; 设 计 扩 展 工 况 ; 严 重 事 故 ; 鉴 定 中图分类号:TL4 文献标识码:A 文章编号:1674-1617 (2018)03-0411-06 DOI:10.12508/zghd.2018.03.411
“华龙一号”发展浅析
“华龙一号”发展浅析发表时间：2018-12-04T10:45:20.317Z 来源：《建筑学研究前沿》2018年第24期作者：彭巧云樊武[导读] 本文在国家战略、安全性与经济性上对其进行分析，结合首堆示范工程建设现状，印证其能够担负起中国核电“走出去”的重任。
中国核电工程有限公司华东分公司浙江嘉兴 314300 摘要：“华龙一号”作为我国拥有自主知识产权的先进三代核电技术，本文在国家战略、安全性与经济性上对其进行分析，结合首堆示范工程建设现状，印证其能够担负起中国核电“走出去”的重任。
关键词：国家战略；华龙一号；安全性；经济性；发展现状中图分类号：文献标识码： A Brief Analysis of “Hualong One” Development Peng Qiaoyun，Fan Wu （China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.Eastern China Branch，Zhejiang Jiaxing 314300，China） Abstract：As the advanced generation III nuclear power technology of proprietary intellectual property rights in China，“Hualong One” is analysed towards national strategy，safety，economical efficiency in this paper，and is combined with the first unit construction status to corroborate that it can undertake an important business for chinese nuclear power “going out”. Key words：national strategy；Hualong One；economical efficiency；development status 1、国家战略核电作为清洁高效的能源，是国家目前大力推广的能源之一，“华龙一号”作为目前最先进的三代核电技术，受到了国家领导层的高度重视和认可。
“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
华龙一号非能动安全壳热量导出系统管道布置优化分析
关键词 ：非能动 ；自然循环 ；安全壳热量导出 ；贯穿件
中图分类号：TM623
文献标志码：A
DOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2021.06.010 文章编号：1671-1041(2021)06-0047-03
The Layout Optimization Analysis of the HPR1000 Passive Containment Heat Removal System
图1 PCS单系列流程简图 Fig.1 PCS Single series flow chart
从换热水箱底部的出口沿系统冷管进入换热器，继续吸收 安全壳内的热量，如此通过冷热管之间的密度差，建立自 然循环，将安全壳内热量转移至 PCS 换热水箱。
2 原PCS系统管道布置分析
2.1 事故工况下自然循环压头 在事故工况下，假设 PCS 由对应换热器出口温度高
利用自然循环原理导ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ安全壳热量，从而实现安全壳降温 降压。
第 28 卷 第 6 期 2021 年 6 月
仪器仪表用户 INSTRUMENTATION
Vol.28 2021 No.6
华龙一号非能动安全壳热量导出系统管道 布置优化分析
兰燕华，甘同昌，费罗杰
（中核国电漳州能源有限公司，福建 漳州 363300）
摘 要 ：华龙一号非能动安全壳热量导出系统（PCS），依靠安全壳内热交换器及壳外的高位水箱，建立自然循环， 带走安全壳内热量，实现安全壳非能动降温降压的目的。事故工况下，自然循环驱动力的强弱将直接影响安全壳热 量导出能力及安全壳峰值压力的大小。本文深入分析了原 PCS 管道现场布置在事故中对自然循环建立的影响，并论 证分析了提高 PCS 初始自然循环驱动压头的冷热管道布置优化方案。分析结果表明，优化后的 PCS 管道布置方案 较原布置，更有利于提升其初始自然循环驱动压头。
“华龙一号”PCS系统对氢气风险的影响研究
“华龙一号”PCS系统对氢气风险的影响研究
雷宁博;石雪垚
【期刊名称】《应用科技》
【年(卷),期】2024(51)1
【摘要】“华龙一号”(Hualong pressurized reactor 1000,HPR1000)设置了多种严重事故预防与缓解措施,有必要对氢气风险控制相关的缓解措施与其他缓解措施综合作用下的氢气风险进行研究。
利用严重事故一体化软件建立了“华龙一号”电厂模型,结合严重事故后安全壳内氢气可燃性判断准则,研究了典型事故后非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)作用下的安全壳内氢气浓度分布,分析了PCS对严重事故后氢气风险的影响。
研究结果可为“华龙一号”严重事故管理措施的有效性论证提供支持。
【总页数】5页(P65-69)
【作者】雷宁博;石雪垚
【作者单位】中国核电工程有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL32
【相关文献】
1.华龙一号重要厂用水系统对联合泵房设计的影响分析
2.风险指引型方法在"华龙一号"机组设备分级的试点研究
3.“华龙一号”核电厂维修高风险作业数字孪生技
术研究4.华龙一号非能动安全壳冷却系统对严重事故后果影响研究5.基于风险指引方法的“华龙一号”运行技术规格书后撤状态优化研究
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念 ，可 以有 效 地 增 强抵 御 核 安全 风 险 的能 力 。本 文 从基 本 核 安 全功 能 的 角 度 ，对 华 龙一
号 的安全 系统 配置 进行 剖析 ，重 点论 述 三个 非能 动 系统 的设置 合理 性 。 关 键 词 ：华 龙一号 ；非能动 系统 ；核 安 全
中图分类号 ：Ｔ Ｌ ３ ６ 文献标志码 ： Ａ 文章编号 ：１ ６ ７ ４ — １ ６ １ ７（ ２ ０ １ ６ ）０ ４ ～ ０ ３ ５ ０ － ０ ６
核 电 安 全
“ 华龙一号＂ 安全系统配置策略
顾 健
（ 中核 国 电漳 州能 源有 限公 司 ，福建
漳州
３ ６ ３ ３ ０ ０ ）
摘要 ：“ 华龙一号” 是 自主化三代核 电的代表 ，承载着走 出国门 ，在国际舞台上与众强同
场 竞 争的 责 任 。它 博 采众 长 ，创 新性 地 提 出 了安 全系 统 （ 设 施 ）能 动 加 非 能动 的设 计 概
Ｃ Ｌ Ｃ ｎ ｕ ｍｂ ｅ ｒ ：Ｔ Ｌ ３ ６ Ａｒ ｔ ｉ ｃ ｌ ｅ ｃ ｈ ａ ｒ ａ ｃ ｔ ｅ ｒ ：Ａ Ａｒ ｔ ｉ ｃ ｌ ｅ Ｉ Ｄ：ｌ ６ ７ ４ — １ ６ １ ７（ ２ ０ １ ６ ）０ ４ — ０ ３ ５ ｏ － ０ ６
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下 的放 射 性 后 果 ，从 而 保 护 工 作人 员 、公 众 和环
在事 故 处 理 规程 中 ，对 重 要 安 全 参数 的连 续 监 控 分 别 依 次为 ：次 临界 、余 热 排放 、一 回路 水 装 量 ，一 回路 完 整 性 和安 全壳 完 整性 。这 些 概 念 实 质 上 是相 通 的 ，只 是论 述 的 角度 不 同 而 已 ，本
出和 放 射 性 物 质包的 。
谈 核 电必 然 要 谈 核安 全 ，何 谓 核安 全 ，核安
全 是 指 对 核设 施 、核 活动 、 核材 料 和 放射 性 物 质 采取 必 要 和 充分 的监 控 、保护 、预 防 和 缓解 等 安 全措 施 ，防 止 由于 任 何 技 术 原 因 、人 为 原 因 或 自 然 灾害 造 成事 故 发生 ，并 最大 限度 减 少 事故 情 况
文就是尝试 以核安全功能的角度对系统布置 的合
理性 进 行论述 。
境免受不当辐射危害 。
如 果从 安 全 功 能上 来 说 反应 性控 制 、余 热排
控制核安全的五个关键安 全功能参数 ：次临