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。

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。