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。以新华控制XDC800为例，其在电力行业的应用较为广泛。但是目前其在核电领
域的应用还是一个空白，有待进一步改进，升级后相信可以应用于核电领域。
2.2国外数字化控制系统平台的应用
目前国外很多数字化控制系统平台均有涉及核电领域。如AP1000标准设计
中所采用的Ovation平台。在田湾VVER核电站中所采用的Siemens TXP平台等。
在已有的火电行业中，宁波北仑的1 000 MW机组所采用的控制系统平台也是Ovation平台。可以说目前国外的数字化控制系统平台无论是在核电领域还是应
用于传统发电机组上都比较成熟。但是因为国外对国内先进技术出口限制以及进
出口成本等原因，造成国内核电站如需采用国外的控制系统平台需要非常高的成本。这成为了制约核电站在国内大力发展的一个瓶颈。
3.关键设计优势分析
目前，国内除田湾核电站外的其他商用核电站（例如M310）均采用离线式
的方法进行反应堆堆芯功率分布测量，即从反应堆堆腔底部插入微型裂变室，来
定期校准堆芯内部的功率分布状态。微型裂变室的内部充有氩气，中心电极表面
涂有一层二氧化铀，其中U-235的丰度为90%，测量原理是：当堆芯内的热中子
入射到微型裂变室的灵敏体内，打在涂有二氧化铀的电机上，使U-235发生裂变
浅谈“华龙一号”核电站施工总平面布置管理 发表时间：2017-07-03T17:36:37.020Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年3月上作者：马全1 黄诚2 [导读] 木工车间主要包括原材料堆放区、成品堆放区和大模板堆放区。根据现场实际工程量、各设备产能，规划木加工场地。 1. 中核集团中国核电工程有限公司福建福清 350300 2. 中核集团中国中原对外工程有限公司北京 100000 摘要：核电站建设周期长，厂房较多，单个面积较大、高度较高、工程量较大（主要为钢筋、模板、混凝土、埋件），厂区内地下管 线错综复杂，大件吊装作业较多，大吊车使用、转场较频繁，因此，施工总平面布置较重要，其布置的合理化程度直接影响后续工程进展是否顺利。 关键词：核电站；总平面布置；钢筋加工区；木加工区 1.概述 福清核电工程5、6号核岛厂房有反应堆厂房（RX）、核辅助厂房（NX）、燃料厂房（KX）、电气厂房（LX）、柴油发电机厂房 （DA/DB）、运行服务厂房（AR）、安全厂房（SL/SR）、核岛消防泵房（FR）、核废物厂房（QX）、核岛龙门架（KP）、应急空压机房（KY）、连接厂房（WX）等单体厂房。各厂房依次以反应堆厂房最高为73.38m，燃料厂房次之为40.7m，电气厂房为30.8m，两个安全厂房为27m和22m，核辅助厂房为24m、核废物厂房为24m、运行服务厂房为13.3m。各厂房基础均为筏板基础，主体为钢筋混凝土结构。其中RX、LL、LR、SR、SL和KX厂房共用一个核岛大底板基础，两方向最大尺寸为103.4m和102.3m。 2.施工总平面布置原则 （1）平面分区原则：办公区、生活区、施工区和加工区分开布置； （2）合理高效利用原则：充分利用现有施工场地，平面布置力求紧凑有序，减少场内二次搬运； （3）集中管理布置原则：场地由总包单位统一划分布置，统一协调管理； （4）立体分段原则：核电站建设周期长，现场实际工况变化较快，因此需分阶段考虑总平面布置。 （5）主要工序优先原则：优先满足钢结构、高大模板等大件运输、吊装及混凝土浇筑组织； （6）专业工种区分原则：施工区域划分应符合施工流程，减少各专业和工种之间的干扰，便于管理； （7）安全文明施工原则：努力改善施工现场的环境卫生，创造文明施工条件，提高各项施工技术经济指标。 （8）土建、安装交叉原则：提前做好大件吊装的规划，如大吊车转场行走路线、大吊车站位点、大吊车作业区域等，提前应对、提高 作业效率、有利于工程进度。 3.施工总平面布置管理 施工现场总平面的规划布置主要有施工临时道路规划、临时用电规划、临时用水规划、临时用气规划、周转材料场地规划、生产临建 规划、其他零星设置规划、大件吊装场地规划等。 3.1 施工临时道路规划 3.1.1 临时道路 临时道路的设置需考虑后续大件吊装的荷载，避免重复，厂区内形成畅通回路，在满足施工要求的条件下，最大限度地降低工地的运 输路线，充分利用原有道路和正式厂区道路作为临时施工道路。 临时施工道路沿基坑边布置，宽7米，采用100厚级配砂石找平，找平后铺设200厚C20素混凝土，每6米设置一道伸缩缝缩缝，伸缩缝 采用平头缝，缝宽5～20mm，高度为混凝土厚度的1/3，缝内填1：3水泥砂浆。道路转弯半径为9米。 3.1.2 基坑坡道 核电站主要子项基坑较深、较大，需设置基坑坡道，以便于后续材料运输，几个主要厂房，如核岛厂房、常规岛厂房、泵房均需设 置，按照基坑坡道宽8m、坡道两边放坡1:0.75、转弯半径20m、坡比0.12的原则设置坡道采用碎石土进行面层填压整平处理，便于行车通行。碾压厚度不小于300mm，碎石无尖锐石子且粒径不大于50mm。考虑到工程形象，坡道表面采用200mm厚混凝土硬化，坡道边坡采取100mm厚喷射混凝土护坡。 3.1.3周转材料场地规划 核电厂采取封闭式管理，场地比较紧张，可根据核岛及常规岛周边BOP开工先后顺序，充分利用此时间和空间作为现场各种施工材 料、周转工具的堆场，核岛及常规岛建筑物周围区域主要安排成品和半成品材料周转场地,视实际情况临时使用。 周转材料场地应设置临时围挡、标识牌和消防设施，场地使用时间超过半年的需做硬化处理，做200mm厚C15混凝土，不足半年用碎 石铺设。 3.1.4 现场临时给排水、供电规划布置 为考虑现场施工方便及便于整体布局，施工现场总体给水、供气、排水及供电主线均采用整体布置，各主线均并排设置，电缆敷设采 用电缆沟方式。 3.1.5现场临时供气规划布置 根据现场布置情况由两个机组设为一个供气单元，根据两个机组的施工情况计算每个供气单元的用气量。根据现场现场主要风动工 具、冲毛压力计算压缩空气需求量，选择合理空压机，同时考虑核电站工期较长，需合理考虑分阶段布置管线。 3.1.6大件吊装场地规划 福清核电5、6#机组大件吊装主要有6处，分别为5#机组钢衬里壁板模块化吊装、6#机组钢衬里壁板模块化吊装、5#机组穹顶吊装、6#机组穹顶吊装、5#常规岛屋架吊装、6#常规岛屋架吊装。同时还有部分大型设备吊装。 大件吊装场地以不影响5、6#施工区域的正常通行，同时尽可能的减少对室外00管线及围栏的影响的原则进行规划。 3.1.7 现场临时办公布置 现场临时办公场地根据现场工程量、实际人力投入、工期长短，分阶段考虑。场地内设置有：各施工队办公室、会议室、垃圾池、排 水沟、大门、通道等。
福清核电站华龙一号FCD施工策划 国内第三代核电机组华龙一号国内示范工程落地福清核电站，作者有幸参与其FCD准备阶段的各项策划，在此根据策划的整个过程梳理出策划的关键点，以便能够指导后续华龙一号的建造。 标签：华龙一号；核电站；FCD 1 概述 “华龙一号”是我国自主设计的第三代核电堆型，凝聚着中国核电建设者的智慧和心血，其安全指标和技术性能达到了国际三代核电技术的先进水平，具有完整自主知识产权，填补了国内三代核电的技术空白，是我国核电走出去的首选堆型，其首堆建设质量的优劣对后续国内核电建设和核电出口产生重要影响。 2015年是第三代核电“华龙一号”国产化的元年。在2015年，国务院核准了第三代核电站“华龙一号”国内示范工程在福清核电基地落地，福清核电5、6号机组作为“华龙一号”国内首堆示范性工程，全球瞩目的“华龙一号”FCD（第一罐混凝土浇筑，标志着核电机组开始建设）的重要性不言而喻。为将“华龙一号”FCD 顺利实施，核电建设者进行了精心策划。 2 工程概述 福清核电5号机组的FCD根据现场实际安排确定为5RX反应堆厂房B层混凝土的浇筑，为圆形结构，预计浇筑9200m3，钢筋用量为1687.8t，厚度最大为4.55m，为中核集团核电站反应堆建设史上一次混凝土浇筑量之最，由于该堆型为出口主力堆型，故其施工策划为后续华龙一号核电站FCD有重要的参照作用。 3 关键路径策划 在华龙一号FCD时，其形象进度和关键路径的策划非常重要，经过现场实际考虑并经上级批准，确定福清核电华龙一号FCD的形象进度为5RX厂房B层具备浇筑条件、5KX燃料厂房筏基第一阶段混凝土、5SL/SR厂房第一块筏基施工完毕。 根据形象进度深入研究后确定的关键线路为：基坑验槽→廊道防雷接地→廊道填平补齐→廊道底板防水→廊道底板施工→廊道环墙施工→廊道环墙防水施工→廊道外侧回填→堆芯替代混凝土→堆芯防水及保护层施工→A层钢筋绑扎模板支设→A层混凝土浇筑→B层钢筋绑扎模板支设→B混凝土浇筑FCD。 该形象进度和关键路径是经过详细策划并经本次FCD验证未出现重大偏差，可以作为后续华龙一号FCD施工形象进度和关键路径的标准。
收稿日期：2018－03－06 摘要：华龙一号是我国百万千瓦级第三代核电技术，通过对华龙一号核电站DCL 核级空气处理机关键技术的研究和样机的研 发，解决华龙一号核电站抗震设计基准高的技术难题，为相关研究人员提供参考。关键词：华龙一号；DCL 核级空气处理机；抗震中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1009－9492(2018)06－0070－04 Key Technologies and Researches on the DCL Nuclear-Grade Air Handling Unit of HPR1000 CAI Xi-bo ，YAO Ru-sheng （Guangdong Jirong Air-conditioning Co.，Ltd.，Jieyang 515527，China ） Abstract:HPR1000is the 1000MW level third generation nuclear power technology in China.Through the researches on the key technologies of the DCL nuclear-grade air handling unit in the nuclear power station HPR1000and the development of sample units ，the high anti-seismic standards for the HPR1000were able to meet ，which provides references to related researchers.Key words:HPR1000；DCL nuclear-grade air handling unit ；anti-seismic 华龙一号DCL 核级空气处理机关键技术和研发 蔡喜波，姚如生 （广东吉荣空调有限公司，广东揭阳 515527） DOI:10.3969/j.issn.1009-9492.2018.06.024 0前言 华龙一号是我国目前最新的具有完全自主知识产权的第三代核电技术，其中一个关键的技术点就是抗震设计基准从二代加核电厂的0.2g 提升至0.3g ，即抗震设计基准提高50%，目前CPR1000、EPR 核电站使用的DVC 核级空气处理机均无法满足要求，需要一种抗震能力特别强的核级空气处理机，以满足华龙一号核电站的使用要求。 1安全分级 通风系统安全相关的功能包括如下： 1）通风系统起放射性包容作用的机械设备，对于这 些设备，主要是考虑了正常工况和事故工况下的放射性控制排放功能； （2）事故工况下保证执行安全功能的物项运行环境。因此，通风系统的设备设计同样基于其功能分类和设计预防措施进行分级： 安全分级：F-SC1、F-SC2、F-SC3、B-SC2、B-SC3和Z-SC3。 华龙一号核级空气处理机属于F-SC2级通风系统和设备，即机械设备安全级为LS 级，电气设备安全级为1E 级。 2抗震要求 华龙一号核电厂的设计基准地震水平加速度为0.3g 。抗震条件参考相应的设计楼层反应谱，并按照相关厂房的机组安装层高。事故运行条件包括LOCA 事故及安全停堆地震（SSE ），核级空气处理机组保证事故时及事故后的可运行性。 华龙一号核级空气处理机为抗震I 类[2]，即应能承受SL-2和SL-1地震动荷载，并保证在地震发生时和（或）地震后能履行安全功能。 3华龙一号核级空气处理机关键技术 针对EPR 、CPR1000核电站使用的核级空气处理机无法满足华龙一号核电站的要求。华龙一号核电站需要一种抗震能力强、性能优越、耐辐照、耐腐蚀、密封性好、便于维护、安全可靠、使用寿命长的核级空气处理机。 华龙一号核级空气处理机在顺气流方向，包括进风口和出风口，以及箱体内部依次设有初效过滤器、过滤器排架、高中效过滤器、表冷器、电加热器、电加湿器、送风装置、软连接、止回阀，具体功能段详见附图1。
2019年第18卷第7期 产业与科技论坛2019（18）7 Industrial &Science Tribune 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。 （二）新增工艺系统带来的需国产化研发设备。非能动安全壳冷却系统中PCS 热交换器，非能动二次侧冷却系统PSR 热交换器、直流电动阀，安全注入系统中压安注泵等。 （三）相对于二代加核电机组同类设备参数发生重大变化或工艺改变带来的需国产化研发设备。大气排放系统中排放阀及消音器设计流量增大，需研发；固体废物处理系统 工艺改变， 增加活性炭和浓缩液树脂固化处理源项等。（四）以往国际采购设备进行国产化研发的设备。为实现华龙一号关键技术自主可控要求，需对以往国际采购设备进行的国产化研发的设备。 三、梳理确定国产化研发设备清单 （一）开展专项工作策划。由设计院的设计管理部门牵头，联合科技管理部门、设计生产所和工程项目的设备采购 部门，共同推荐人员组成国产化研发专项工作组。通过专项工作组，确定了国产化研发设备专项工作原则、工作思路和工作目标。结合工程项目进度要求，制定专项工作进度计划，对库存管理、采购管理、销售管理以及基础备料资源管理等进入不同的页面。利用原始数据统计各种报表以及业务情 况， 库存管理主要是入库管理、出库管理以及库存移动、库存盘点等，以战队各种库存信息以及库存管理内容设定管理菜 单， 实现库存管理的运行；销售管理主要是针对有效销售的各方面统计， 以销售开票、销售结款以及未付款结款等为主，依据报表完成商品销售统计，审核订单产品能够在库存中调 拨， 然后按照流程开售出库单，设定还款日期设置以及金额核对自动化；采购管理要从计划下达以及到货接受， 采购单等系列活动， 以严密的监督以及环节追踪实现科学化管理，作为辅助管理系统，其目的在于将所有采购报表进行统计，依据现款采购，采购订单。生产资料管理根据生产流程以及 生产业务单为源头， 根据对应产品的物料清单、员工信息管理以及产品信息等， 通过操作员信息管理以及权限设置，实现系统管理。 三、结语 现代化物流发展下人们对采购与库存的管理质量以及 管理效率要求越来越高， 尤其是现代化物流的新兴发展模式，将采购、生产、销售等环节集中优化，就现代企业管理技 术而言， 应用ERP 技术针对物流管理以及库存管理，开发信息化线上、 线下系统管理模式，将SQLserver 作为后台数据库，以大数据为基础构建完善的企业管理物流系统，推进企 业物流系统在企业管理中的优化应用， 提高采购与库存管理效率以及质量。 【参考文献】［1］陈艇，张凯涌，李漫思．基于ERP 的医院库存管理系统的 设计［J ］．福建电脑，2014，30（4）：142 143［2］齐小军，李芳．基于ERP 的企业物流管理系统设计与实 现［ J ］．科技创新与应用，2012，18：47 48· 57·
“华龙一号”核电堆型落地中广核防城港核电二期 【中国广核集团2014-12-16报道】 近日，国家能源局对广西自治区发改委、中国广核集 团公司的请示报告发出复函，同意广西防城港核电二期工程（红沙核电项目）按2台机组论证，采用“华龙一号”技术方案。 复函中指出，广西防城港核电二期工程需按照“华龙一号”总体技术方案审查会的要求，进一步优化完善设计，加快试验验证和关键设备研制，夯实技术基础。根据厂址实际情况和国家有关规定，要进一步落实电厂建设条件，认真做好环保、节能、用地、用水、用海等相关外部条件论证。 复函还要求，充分利用我国目前的核电装备制造业体系，支持关键设备、零部件和材料的国产化工作，压力容器、蒸汽发生器、主泵、数字化仪控系统、堆内构件、控制棒驱动机构以及常规岛等关键设备，泵、阀等零部件，690U型管、核级电缆、焊材等关键材料的国产化比例不能低于85%。 “华龙一号”是中国广核集团和中核集团在我国30余年核电科研、设计、制造、建设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，采用国际最高安全标准研发设计的三代核电机型。在设计创新上，“华龙一号”采用
“能动和非能动相结合”的安全设计理念，采用177组燃料组件堆芯、三个实体隔离的安全系列、单堆布置、双层安全壳，全面平衡贯彻了纵深防御的设计原则，设置了完善的严重事故预防和缓解措施等。其安全和性能指标达到了国际三代核电技术的先进水平，具有完整自主知识产权。今年8月，“华龙一号”通过了国家能源局、国家核安全局牵头组织的权威评审。 中国广核集团防城港核电站位于北部湾之畔——广西 壮族自治区防城港市，是我国在西部地区和少数民族地区开工建设的首个核电项目，规划建设6台百万千瓦级核电机组，一期工程两台机组已于2010年7月30日开工建设。
“华龙一号”的诞生，宣告国核技 AP1000一统中国三代核电技术的战略企图正式破灭。但后进者的前景未必顺畅，中核与中广核的战略分岔，正让其陷入“一个华龙、各自表述”的境地。 文 | 本刊记者张慧 福建省福清市三山镇前薛村，中核集团（以下简称“中核”）福清核电站的所在地。这里被规划了6台百万千瓦级压水堆核电机组。 进入三月，随着天气逐渐转暖，福清核电站的工作人员的压力也与日渐增。因为电站于2008年开工的一期两台机组，受到设备因素的影响延期。这让中核原本计划“2013年年底投产一台机组”的愿望落空了。 但于中核来说，对这里寄予的希望远不仅如此。因为它更期待此地能够成为我国自主研发的三代核电技术的示范试验厂址——福清核电站的5、6号机组被允许采用“华龙一号”技术。 经过近一年的酝酿，“华龙一号”终于被掀开面纱，曝露在公众视野中。今年两会期间，11名全国政协委员联名提案——《加快推动“华龙一号”走出去，早日实现核电“强国梦”》。 随后几天，中广核集团（以下简称“中广核”）董事长贺禹和中核董事长孙勤分别接受了多家媒体的密集采访，高调地宣布“华龙一号”已经完成了初步设计，并称其为“中国完全自主知识产权”的技术。 所谓“华龙一号”核电技术，指的是中核ACP1000和中广核ACPR1000+两种技术的融合，被称为“我国自主研发的三代核电技术路线”。 根据最新统计数据，截至目前，我国在运、在建、已核准尚未开工和已获路条的核电机组总计装机容量超过7200万千瓦，其中投入商运的核电机组18台，在建核电机组28台。除正在建设的三门和海阳核电机组（AP1000），以及引进的台山（EPR）、田湾（俄AESG-91）核电机组外，其余均为二代或二代改进技术。 进入2014年，我国核电市场的利好消息就不断传出。1月底，国家能源局发布《2014年能源工作指导意见》提出，今年核电新增装机量将达864万千瓦，相当于2013年实际新增装机容量的4倍。 李克强总理在政府工作报告中更是提出要在2014年“开工一批水电、核电项目。”这被外界解读为“2014年将成为核电大发展的一年”。 但与此相对应的，则是中国核电格局的暗潮涌动。长期以来，中国核电市场被视为“混乱”的代名词。从两家核电公司的争斗，到国家核电技术公司（以下简称“国核技”）成立后的“三国演义”，关于技术、市场的竞争一直没有停歇。如今，“华龙一号”的诞生，是
关于海外华龙一号核电厂常规岛多方联合设计下问题简析与 建议 摘要：目前中国自主产权核电“华龙一号”核电厂常规岛设计主要由电力设计研究 院和汽轮发电机设备生产厂家联合设计完成。国内的汽轮发电机设备生产厂家主 要有东方电气、上海电气、哈电集团。设计院主要有广东省电力设计研究院、华 东电力设计研究院公司、东北电力设计院等。这些电力设计研究院主要负责核电 厂厂房的总体设计及设备布置设计，设备生产制造厂家主要负责汽轮发电机组内 部设备及连接管道的设计。因此设计院和设备厂家间互相配合的设计接口较多， 某海外华龙一号机组常规岛TG包设置了150余项设计接口进行相互提资与交换，期间设计院和厂家召开接口会20余次，但后续现场施工中仍出现各自设计范围 内的设备管道相互碰撞等问题。 通过2015年至2019年间长达5年时间中对海外华龙一号核电项目常规岛TG 包的设计管理，发现了很多问题，通过对问题的分析，提出解决方案和优化建议，用于后续核电项目常规岛总体设计和设备设计的管理活动参考。 关键词：常规岛；设计接口；优化建议 1.概述 海外华龙一号核电首堆卡拉奇K-2/K-3核电站机组位于阿拉伯海沿岸、巴基斯坦卡拉奇市附近，距巴基斯坦首都伊斯兰堡约900公里，距卡拉奇市中区24.8km.巴基斯坦卡拉奇核电站K-2/K-3机组建设项目是中巴两国政府合作项目，是国家 实施“中巴经济走廊”和“一带一路”建设的重要成果，也是国家大力推动中国核电“走出去”战略的标志性项目，具有重大政治意义。K-2/K-3核电项目总造价96亿 美元，是中国具有自主知识产权的三代核电技术“华龙一号”ACP1000核电技术在 海外的首堆工程，一期规划建设2台机组，具有重要的示范作用，对我国核电走 出去国家战略有着重要而深远的影响。 项目中常规岛厂房由华东电力设计研究院公司负责总体设计（以下简称华东院），上海电气集团股份有限公司（以下简称上海电气）作为汽轮发电机设备供 货方并负责TG包内部设备间的连接设计。福建永福电力设计股份有限公司是上 海电气的设计分包商（以下简称永福院）。因此整个常规岛的设计主要由华东院、上海电气、永福院配合完成。主要设计配合方式为几家单位相互间的设计设备接 口手册交换及管理，设计接口讨论会等形式。 卡拉奇核电项目K2常规岛汽轮机由上海汽轮机厂设计供货，型号为HN1145-6.5型凝汽冲动式汽轮机，功率1145MW，布置于主厂房9m层。该机单轴、中间再热、三缸、四排汽，采用纵向布置的方式，汽轮机头部朝向核岛。汽轮机高压 缸为整体供货，低压缸由内缸与外缸组成，为散件供货；低压内缸为上下半结构，采用下半缸进汽的方式，通流间隙在工厂内已总装，现场进行复测。该汽轮机的 显著特点是体大件重，高压缸重320吨，低压转子重300吨，内下缸重120t，内 上缸重103吨。低压外缸拼完成后长14m×宽11m，汽轮机整体外形尺寸为长 55m×宽16m×高7.1m。 2.主要问题 2.1常规岛设计参与单位较国内参考电站数量多，增加了接口管理的复杂性； 国内华龙一号核电参考项目常规岛设计中，一般只有设计院和设备厂家两个
7、华龙一号三代核电的技术特点试卷 一、单选题【本题型共5道题】 1.三代核电的主要特征是（）。 A．满足国际原子能机构法规； B．满足我国新核安全法规HAF102； C．满足美国URD和欧洲EUR用户要求文件； D．具有非能动系统。 用户答案：[B] 得分：0.00* 2.我国十三五新建核电厂最重要的核安全要求是（）。 A．反应堆不发生融化事故；B．能抗大的地震；C．核电站智能化； D．能实质地避免发生大规模的放射性环境释放。 用户答案：[D] 得分：6.00 3.初步可行性研究阶段要开展（）。 A．厂址普选工作B．专家咨询工作C．环境影响评价工作D．厂址专题研究或调查工作 用户答案：[D] 得分：6.00
4.初步可行性研究报告编制遵循的主要标准是（）。 A．NB/T 20033-2010 B．GB/T 22158-2008 C．HAF003 D．参考火力发电厂相关标准 用户答案：[A] 得分：6.00 5.华龙一号可以抵御福岛类似的事故，其抗震设计地震加速度为（）。A．0.15g B．0.20g C．0.25g D．0.30g 用户答案：[D] 得分：6.00 二、多选题【本题型共5道题】 1.华龙一号具有完整的自主知识产权体现在以下哪些方面（）。A．未借鉴国际核电先进经验B．不使用国际标准 C．在我国三十年核电设计建造基础上自主开发 D．拥有大量自主专利E．是原始创新和集成创新的集合 用户答案：[DE] 得分：0.00
2.初步可行性研究的主要工作包含（）。 A．厂址专题研究或调查工作B．编制初步可行性研究报告C．进行厂址详勘工作D．初步可行性研究报告评审E．确定优选厂址 用户答案：[ABDE] 得分：8.00 3.应对全厂断电（SBO）可能的措施包括（）。 A．外接移动电源B．运行非能动安全系统 C．自动启动机组应急柴油机D．设置必要的大容量蓄电池 E．执行严重事故运行规程 用户答案：[CD] 得分：0.00 4.核电厂的安全系统与设备通常的设计要求包括（）。 A．多重性B．不需要供电 C．不需要特殊鉴定D．多样性E．独立性 用户答案：[ADE] 得分：8.00 5.华龙一号设有哪些非能动安全系统（）。 A．堆腔注水冷却系统B．安全注入系统C．二次侧余热排出系统D．重要冷却水系统E．安全壳热量排出系统
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。以新华控制XDC800为例，其在电力行业的应用较为广泛。但是目前其在核电领 域的应用还是一个空白，有待进一步改进，升级后相信可以应用于核电领域。 2.2国外数字化控制系统平台的应用 目前国外很多数字化控制系统平台均有涉及核电领域。如AP1000标准设计 中所采用的Ovation平台。在田湾VVER核电站中所采用的Siemens TXP平台等。 在已有的火电行业中，宁波北仑的1 000 MW机组所采用的控制系统平台也是Ovation平台。可以说目前国外的数字化控制系统平台无论是在核电领域还是应 用于传统发电机组上都比较成熟。但是因为国外对国内先进技术出口限制以及进 出口成本等原因，造成国内核电站如需采用国外的控制系统平台需要非常高的成本。这成为了制约核电站在国内大力发展的一个瓶颈。 3.关键设计优势分析 目前，国内除田湾核电站外的其他商用核电站（例如M310）均采用离线式 的方法进行反应堆堆芯功率分布测量，即从反应堆堆腔底部插入微型裂变室，来 定期校准堆芯内部的功率分布状态。微型裂变室的内部充有氩气，中心电极表面 涂有一层二氧化铀，其中U-235的丰度为90%，测量原理是：当堆芯内的热中子 入射到微型裂变室的灵敏体内，打在涂有二氧化铀的电机上，使U-235发生裂变
“华龙一号”核电站核岛安装工程 焊接工艺评定标准浅析 王浩政1,林磉熙1,刘金平2 （1.中国核工业二三建设有限公司福清项目部，福建福清350300；2.核工业工程研究设计有限公司，北京101300） 摘要： 焊接工艺评定目的是确定焊接工艺过程特性、金属特性及工艺有效范围的工艺参数，验证所得到的焊接接头是否满足标准要求。通过国内首堆“华龙一号”核电站核岛管道、设备安装所需焊接工艺评定标准《压水堆核电厂机械设备焊接规范》与M310堆型核电站焊接工艺评定标准由“RCC-M 标准第IV 卷S 篇焊接”的实际应用，从焊接工艺规范中的焊接工艺通用要求、焊接工艺要素覆盖规则等方面进行分析，为工程技术人员在使用标准时提供一定的参考。 关键词： 华龙一号；NB/T ；RCC-M S 篇；焊接工艺评定中图分类号：TM623文献标志码： C 文章编号： 1001-2303（2019）10-0121-05DOI ：10.7512/j.issn.1001-2303.2019.10.24Analysis on welding process evaluation standard for nuclear island installation engineering of HPR1000WANG Haozheng 1，LIN Sangxi 1，LIU Jinping 2 （1.Fuqing Project Department ，China Nuclear Industry 23Construction Co.，Ltd..，Fujian 350300，China ；2.Nuclear Industry Engineering Research Design Co.，Ltd.，Beijing 101300，China ） Abstract ：The welding process qualification is mainly to determine the welding process characteristics ，metal characteristics and process have a valid range of process parameters ，to verify whether the obtained welded joints meet the standard requirements.The welding procedure qualification standard for the installation of nuclear island pipelines and equipment for the first pile of Hualong No.1nuclear power plant in China ，the welding specification for mechanical equipment of pressurized water reactor nuclear power plant and the welding procedure qualification standard for M310reactor nuclear power plant are "RCC-M Standard Volume IV S The practical application of "welding"，this article analyzes the general requirements of the welding process specification and the welding process element covering rules ，etc.，for the engineering technicians in the standard Give certain insights when using.Key words ：HPR1000；NB/T ；RCC-M standard volume IV S ；welding process evaluation 本文参考文献引用格式：王浩政，林磉熙，刘金平.“华龙一号”核电站核岛安装工程焊接工艺评定标准浅析[J].电焊机，2019，49（10）：121-124，128. 收稿日期:2019-03-04；修回日期:2019-04-27 作者简介:王浩政（1983—），男，本科，工程师，主要从事化工、 民用核电行业机电安装工程焊接技术支持与管理 工作。E-mail ：85399145@https://www.doczj.com/doc/b712448046.html, 。0前言 “华龙一号”福清核电站5号机组是我国拥有自 主知识产权的第三代核电技术首堆工程（堆型ACP1000），单堆布置、厂房布局、结构形式与M310堆型相比都有较大的变化。汲取福岛核事故经验反馈，该机组采用能动与非能动相结合的设计理念，完善了严重事故预防、缓解措施，满足我国最新的核安全法规要求。“华龙一号”的建设成功将为我国自主第三代
________P U I M A M M P I C A P p n i A I F R “华龙一号”核电厂丧失WES后采用IRWST 反冷分析 黄树亮 (中国核电工程有限公司，北京100840) I摘要：使用RELAP5程序，对“华龙一号”核电厂丧失重要厂用水系统（WES)事故后通过内置换料水箱 (IRWST)进行反冷操作的过程进行模拟，定量评价反冷的作用效果。对“华龙一号”核电厂而言，通过 IRWST的反冷操作应不晚于17. 6 min投人。通过计算分析可以知道，当IRWST初始水温低于30 °C时，反 冷效果显著，可以维持设冷水系统在数小时内仍能有效工作，为操作员恢复WES系统功能提供了较大的时 间裕量。 关键词：设备冷却水系统；重要厂用水系统；IRWST;反冷；RELAP5 中图分类号：TM623 文献标志码：A文章编号：1674-1617 (2019) 01-0022-04 DOI：10.12058/zghd.2019. 01. 0022 Analysis of Cooling WCC System by IRWST after Loss of WES Accident in HPR1000 HUANG Shu-liang (China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd,，Beijing 100840，China) I Abstract：Using RELAP5 code to modify the procedure of cooling the WCC system by IRWST after the loss of WES system in HPR1000 nuclear power plant, and estimating the effect of this cooling process quantification. For the HPR1000 plant, this cooling operation should be taken in 17. 6 minutes. Through calculation and analy-sis we can see? if the initial IRWST water temperature is lower than 30°C >the effect of this cooling operation by IRWST is available? which can maintain the WCC system work normally in at least several hours? and it can provide operators enough time margin to recover the WES function. Key words：component cooling system；essential service water system；IRWST；RELAP5 CLC number：TM623 Article character：A Article ID：1674-1617 (2019) 01-0022-04 核电厂设备冷却水系统（WCC)的主要 功能是冷却核岛各类热交换器，并通过设冷热 交换器由重要厂用水系统将其热负荷传至最终 热阱一海水。“华龙一号”W C C系统配置有 两列，每个系列在事故工况下都能提供100% 的应急冷却能力。W C C系统的主要冷却用户 包括安全壳喷淋系统、电气厂房冷冻水系统、安全注人系统、余热排出系统、反应堆冷却剂 系统主泵、化学和容积控制系统等等。核电厂 发生丧失W E S事故后，为了延长W C C系统 的工作时间，根据电厂操作规程，可以利用换 料水箱中较低温度的含硼水，对设备冷却水系 统实行反冷操作。“华龙一号”核电厂采用兼作安全壳地坑的内置换料水箱，从位置标高与 体积容量等均与传统M310堆型的P T R水箱 差异较大，有必要对IRW ST在丧失W ES事故 后的反冷作用进行分析。另外，本文计算分析 结论能够为“华龙一号”核电厂故障操作规程 的开发提供重要依据。 1反冷操作系统描述 核电厂在失去重要厂用水功能后，根据操作 规程，应采用安全壳喷淋系统试验管线、安喷泵 (CSP)、安喷热交换器以及IRW ST构成反冷回 路[1](见图1)，通过CSP泵从IRW ST水箱中抽 取低温的含硼水进人安喷热交换器的C S P侧， 收稿日期：2018-11-15 作者简介：黄树亮（1984—），男，辽宁省东港人，工程师，现从事热工水力与安全分析方向工作（E-mail:huangsl@https://www.doczj.com/doc/b712448046.html,)。22
?54?息 2019年第2期 机性能和耐久试验后，完成样机研制。此次样机顺利通过专家鉴定，标志着国内受制约的核主泵轴封技术获得突破，将为我国核主泵的自主化研制及核电技术“走出去”提供宝贵经验。 湖南耐普泵业公司潜液式永磁低温泵通过鉴定 2019年4月9日，湖南耐普泵业股份有限公司“潜液式永磁低温泵”新产品鉴定会在长沙举行。本次鉴定会由中国机械工业联合会和中国通用机械工业协会共同组织召开。鉴定委员会专家在考察了耐普公司生产试验现场、见证了产品的性能试验后，认真审查了鉴定资料，经过专家质询、评定，专家组对新产品研制工作给予充分肯定，一致同意耐普泵业公司潜液式永磁低温泵产品通过鉴定。 此次鉴定的潜液式永磁低温泵为耐普泵业公司自主研发，拥有自主知识产权，该泵采用.了深冷永磁电机新技术，居国际领先水平。该泵具有效率高、温升低、功率密度大等特点，获得国家发明专利2项。该泵的成功研制填补了国内永磁低温泵市场空白，可在液化天然气等深冷领域广泛应用。首台llkW潜液式永磁低温泵产品已于2017年10月在中海油广州龙洞加气站运行，运行安全稳定，各项性能满足客户要求；90kW产品已于2018年11月在中石化胜利油建工程公司安装完成。该产品的推广应用将产生显著的经济效益和社会效益。 “华龙一号”福清核电站5号机组进展情况 2019年2月240,随着中核集团福清核电站5号机组安注系统中压安注箱出口隔离阀开启，水流从主管道奔向压力容器，标志着“华龙一号”全球首堆福清核电站5号机组核回路冲洗正式开始，为后续一回路水压试验奠定基础。核回路冲洗是保障一回路完整、密封、清洁的基础，是核回路介质顺利传输的先决条件。核回路冲洗后，核岛主辅系统将具备整体调试的条件，为后续一回路水压试验奠定坚实基础。 3月20日，“华龙一号”福清核电站5号机组水压试验泵负载试车顺利完成，为冷态功能试验开始奠定了坚实的基础。水压试验泵是核岛安全注入系统的重要组成部分，发挥向安注箱充水和补水运行、反应堆冷却剂系统水压试验以及在失去全部电源情况下向主泵提供应急轴封水的功能，是冷试期间启动的关键设备。