华龙一号安全注入系统(RSI)差异分析及对调试 试验的影响

华龙一号机组无损检测技术能力验证分析华龙一号是中国自主研发的第三代核电技术，具有自主知识产权和完全自主设计。

该技术在国内外都具有重要意义，对于我国核电发展具有重要意义。

作为核电技术的关键环节，华龙一号机组无损检测技术能力验证成为了备受关注的焦点。

一、机组无损检测技术的重要性无损检测技术是核电站安全运行的一项关键技术，也是核电站设备维护和更新的重要保障。

机组无损检测技术可用于评估设备的安全状况，发现潜在的故障和缺陷，指导设备运行和维护，对提高核电站设备的可靠性和安全性具有重要意义。

目前，华龙一号机组无损检测技术的能力验证工作已经展开，对该技术的关键技术指标和性能进行了充分验证和测试。

无损检测技术的核心包括超声波探伤、涡流探伤、磁粉探伤等多种技术手段，在验证过程中需要充分考虑机组结构特点、材料特性以及设备工况等因素，确保技术验证结果的科学可靠性。

在该过程中，需重点验证以下几个方面：1.技术指标：对核电站设备进行无损检测需要满足一定的技术指标，如检测灵敏度、分辨率、检测深度等。

需要验证该技术在实际使用中是否能够满足这些指标的要求。

2.适用范围：核电站设备种类繁多，需要验证无损检测技术在不同设备上的适用范围，包括主要设备、管道、容器等。

3.可靠性：无损检测技术的可靠性是评价其实用价值的重要指标，需要验证其在实际使用中的可靠性和稳定性。

4.操作便捷性：对于核电站设备的无损检测，操作便捷性是一个重要考量因素，需要验证相关设备的操作便捷性和实用性。

目前，华龙一号机组的无损检测技术能力验证工作正在进行中，相关技术团队正在不懈努力地进行相关工作，以确保技术能力验证工作的科学可靠性和实用性。

三、未来发展趋势未来，随着核电站的不断建设和更新改造，无损检测技术在核电行业中的地位将更加重要。

在华龙一号机组的无损检测技术能力验证工作中积累的经验和成果，将为未来该技术的发展提供重要的参考和支持。

在未来的发展中，还需要加强与国际上先进技术的交流与合作，以借鉴和吸收国际先进技术的推动华龙一号机组无损检测技术的快速发展，为核电站设备的安全和可靠运行提供更加有力的支持。

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”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。

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。

利用 HDUSa*58/A 对 核 电 站 的 流 体 系 统 进 行 模 拟 计 算 !较 为 精 确 地 分 析 系 统 压 力 % 流 量 %流 速 %温 度 等 参 数 !用 于 指 导 系 统 优 化 设 计 %解 决 电 站 调 试 问 题 $HDUSa*58/A 已 在 核 电 站 设 计 中 得 到 广 泛 应 用 !根 据 工 程 实 践 和 调 试 数 据 对 比 !能 完 全 模 拟 实 际 的 系 统 运 行 情 况 $ *?B=)+
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

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。

华龙一号机组无损检测技术能力验证分析【摘要】本文对华龙一号机组的无损检测技术能力进行了验证分析。

首先介绍了无损检测技术在核电站中的重要性，然后分析了华龙一号机组目前的无损检测技术现状。

接着详细阐述了华龙一号机组无损检测技术能力验证的方法，并给出了验证结果。

同时还探讨了影响华龙一号机组无损检测技术能力的因素。

最后在结论部分总结了华龙一号机组无损检测技术能力验证的结果，提出了未来发展方向和技术改进建议。

本文通过深入分析和验证，为华龙一号机组的无损检测技术能力提供了重要参考，为其未来发展提供了有益建议。

【关键词】无损检测技术、华龙一号机组、能力验证分析、现状分析、能力验证方法、能力验证结果、影响因素、总结、未来发展、技术改进建议1. 引言1.1 华龙一号机组无损检测技术能力验证分析华龙一号机组无损检测技术能力验证分析是对该机组无损检测技术水平的一种检测和评估，旨在验证该技术是否符合相关标准和要求，确保其在核电厂的运行中能够有效发挥作用。

无损检测技术在核电厂中具有非常重要的作用，它可以帮助实现对设备和管道的实时监测和检测，发现潜在的问题并及时采取措施。

而对于华龙一号机组来说，其无损检测技术的能力验证尤其重要，因为这关系到整个机组的安全运行和稳定性。

现有的华龙一号机组无损检测技术已经相对成熟，涵盖了多种技术手段和方法，如超声波检测、涡流检测、X射线检测等。

通过对这些技术的分析和研究，可以更好地了解其应用范围、优缺点以及适用条件。

在进行华龙一号机组无损检测技术能力验证时，需要遵循一定的验证方法和程序，确保结果的准确性和可靠性。

同时也需要对验证结果进行及时的总结和分析，找出存在的问题和不足之处，并提出改进的建议和措施。

这些都将有助于提升华龙一号机组无损检测技术的水平和效益。

2. 正文2.1 无损检测技术的重要性无损检测技术是一种非破坏性检测手段，可以在不影响被检测物体完整性的情况下，对其内部结构、质量和性能进行检测和评估。

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”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)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。

华龙一号机组内置换料水箱对调试工作的影响分析摘要：华龙一号机组换料水箱位于安全壳底部，且标高较低，对调试工作的影响较大。

本文分析了内置换料水箱对华龙一号核岛系统调试及内置换料水箱检漏、充排水、制硼等调试活动的影响，并给出了相应的解决方案。

对华龙一号机组调试工作有一定的指导意义。

关键词：内置换料水箱；调试；华龙一号概述调试工作是核电厂建设的重要环节，调试质量的好坏直接影响核电厂运行的安全性。

华龙一号机组将换料水箱置于安全壳最低位置，兼做安全壳地坑使用[1]。

华龙一号机组换料水箱内置后，高度减小，体积增大，置于安全壳底部，且安全壳被NX、KX、SX、LX厂房包围，对调试活动的影响较大。

1 内置换料水箱对调试工作的影响分析1.1 内置换料水箱对安全注入系统的影响分析内置换料水箱是安全注入系统内部储水箱，作为低压安注泵、中压安注泵、安注箱的直接水源使用。

内置换料水箱名义水容积2267m3，最高液位2.73m[1]，当量截面积为830.4㎡。

内置换料水箱兼做安全壳地坑，RSI系统已无直接注入阶段和再循环阶段的区分，中/低压安注泵直接从内置换料水箱取水。

取消了2项调试项目：再循环工况下的低压安注泵运行；换料水箱低水位整定值及转入再循环工况下的试验。

1.1.1 内置换料水箱对内置换料水箱启动试验的影响分析内置换料水箱启动试验要求校对内置换料水箱的液位整定值，而内置换料水箱没有设计充排水管道，试验中验证液位报警触发、消除，可采用小流量潜水泵排水来验证液位报警的消除/触发值。

1.1.2 内置换料水箱对中/低压安注泵流量试验的影响分析在中/低压安注泵流量检查试验中，调试大纲要求对流量计的指示进行标定。

原M310机组是通过换料水箱液位变化计算流量，然后与流量计显示流量比较，差值在流量计的误差范围内即为流量计满足要求。

华龙一号内置换料水箱截面积为830.4㎡，（M310机组换料水箱截面积109.2㎡）。

若采用内置换料水箱液位变化进行计算，试验不合格风险更大。