华龙一号与M310核电机组反应堆保护系统结构差异性分析
国内核电站蒸汽发生器堵板结构形式研究
国内核电站蒸汽发生器堵板结构形式研究摘要：国内核电堆型主要涉及M310、华龙一号、VVER、AP1000、CANDU等类型，不同堆型的蒸汽发生器结构形式不同，堵板形式分为垫片密封堵板、气囊式承压堵板等。
本文对比分析了国内核电站各承压堵板的特点及优缺点，对于后续进行堵板结构研究改进有一定的借鉴意义关键字：核电站；蒸汽发生器；承压堵板前言中国核电堆型主要涉及M310、华龙一号、VVER、AP1000、CANDU等类型，由于蒸汽发生器结构不同堵板分为垫片密封堵板、气囊式承压堵板等。
安装蒸发器承压堵板是进行蒸汽发生器一次侧役检工作的前提条件。
目前蒸汽发生器一次侧役检工作都是在低低水位开展，是核电站大修的关键路径。
以下按照机组类型分别进行介绍。
一、国内各核电机组蒸发器堵板类型介绍1.华龙一号及M310机组堵板类型原理介绍M310目前均使用气囊式承压堵板，结构原理一致，均为螺栓固定。
气囊式承压堵板目前使用范围较广，主要用于机组十年大修高水位堵板，经过控制部分等技术改进已逐步成熟。
该形式堵板由机械组件、密封组件、控制柜以及相应的管路附件组成。
高水位堵板由机械组件和密封组件连接好后安装在蒸汽发生器法兰环座上，通过气管与放置在外环廊的控制柜连接。
控制柜连接气源，通过管线对密封组件充气以及持续供气，控制柜中的气压监控回路对密封组件的气压进行监控，当对应回路的压力、流量异常时会及时报警。
现对高水位堵板基本工作原理做简单介绍。
蒸汽发生器一次侧高水位堵板装置通过堵板机械组件将密封组件固定在一次侧主管道的法兰环座上。
密封组件径向外侧面上有设置有两个气囊，堵板安装完成后，气囊被固定于法兰环座内侧面与堵板机械件外侧面之间，在充气后气囊鼓起压紧密封环座的内侧面以形成有效密封（如图1）。
堵板安装完成后，需通过控制柜对干囊、湿囊以及环面这三个回路进行充气，并对各回路的压力和流量进行监测。
对干囊、湿囊、环面的压力和流量的监测，可以指示对应的气囊是否发生了漏气或撕裂。
我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异
我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异摘要：自改革开放以来，我国核电事业蓬勃发展，在迈入新世纪的十余年里，我国建设了大量的核电站，目前在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，本文在对压水堆反应堆压力容器进行介绍基础上，对比了不同堆型的反应堆压力容器的结构差异，为后续反应堆压力容器的制造积累了经验。
关键词：核电，反应堆压力容器，华龙一号1、概述随着人类社会的科技进步与发展，人类对能源的需求日益增大。
在人类使用的诸多能源中，电能作为能效利用率高，使用方便的二次能源，得到了广泛的应用。
目前，能够转化为电能的主要一次能源包括：煤炭，石油天然气、水力以及核能；此外，风能、太阳能、潮汐能和地热能等新能源也在逐渐的开发应用之中。
受到现阶段科技水平，制造成本以及地域资源等因素的限制和影响，新能源的应用还有很长的路需要走；而煤炭、石油天然气作为非可再生能源，随着人类的开发应用，会逐渐枯竭；水力能源又极大的受限于地域，发展空间有限。
而核能，作为一种清洁能源，相对于其它能源有十分明显的优势，目前我国已经探明的铀和钍的含量，可持续使用至少1000年，随着核聚变技术的逐步发展与成熟，核能将变为一种取之不尽，用之不竭的可再生能源，成为在未来照亮人类发展之路的普罗米修斯之火。
自上世纪80年代起，我国开始大力发展核电事业，经过30多年的持续发展，我国的核电事业已经由引进消化西方的核电技术转变为研发具有自主知识产权的核电技术。
目前，我国在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，具体堆型包括：CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号。
此外对于第四代核电技术，如快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和超临界水冷堆等的多种新型堆型，其相应的试验堆也都在开发和试制。
在新时代，我国的核电事业正向着百花齐放的总体布局飞速发展。
本文对压水堆的反应堆压力容器进行介绍，并通过对比CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号四种核反应堆压力容器结构差异，为后续三代、四代核反应堆压力容器的制造积累经验。
华龙一号核电机组与M310核电机组配电系统差异分析
华龙一号核电机组与M310核电机组配电系统差异分析作者：骆真荣龚贵辉刘高来源：《科学与财富》2016年第24期摘要：作为具有自主知识产权的第三代核电机组，华龙一号核电机组与M310核电机组之间有许多差异，其中配电系统的差异较为明显。
文章分析华龙一号核电机组与M310核电机组配电系统之间的差异，得出华龙一号核电机组的安全性、可靠性高于M310核电机组的结论。
关键词：华龙一号核电机组；M310核电机组；配电系统；差异福建福清核电厂（福清核电）1-4号机组为M310核电机组，5、6号机组为具有自主知识产权的华龙一号核电机组。
其中福清核电5号机组是华龙一号全球首台机组，具有重要意义。
华龙一号核电机组作为第三代核电机组，与第二代的M310核电机组之间存在许多差异，包括配电系统的差异。
分析华龙一号核电机组与M310核电机组配电系统之间的差异，可以比较它们的安全性和可靠性。
16.6kV公用配电系统差异M310机组（以福清核电1、2号机组为例）的6.6kV公用配电系统是9LGI，该系统有两段母线，即9LGIA与9LGIB，其供电关系如图1中左图所示，图中黑色方块代表闭合状态的开关，黑色方框代表断开状态的开关（下同）。
当1、2号机组都正常运行时，9LGIA由1LGC供电，9LGIB由2LGC供电，1LGC、2LGC有两路电源，分别来自厂用变压器（厂变）和辅助变压器（辅变），这两路电源可以通过自动慢切换装置进行切换。
但1LGC、2LGC均是单元机组的厂用电母线，单元机组大修时会停役。
当1LGC或2LGC失电时，通过手动合上9LGIA与9LGIB之间的母线联络开关，可让9LGIA或9LGIB转由另一台机组供电。
华龙一号机组（以福清核电5、6号机组为例）的6.6kV公用配电系统是7ESH和7ESI，每个系统有两段母线，即7ESHA与7ESHB和7ESIA与7ESIB，6.6kV公用负荷接在7ESHB 和7ESIB上，其供电关系如图1中右图所示。
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。
华龙一号核取样系统设计优化
华龙一号核取样系统设计优化摘要华龙一号核取样系统采用与M310堆型相似的配置。
为保证华龙一号核取样系统设计工艺先进，不断解决在实际工程应用中遇到的问题，提升用户的体验感，核取样系统设计采用了持续设计优化的理念。
本文将从核取样系统仪表优化、设备优化、运行维护优化说明核取样系统设计优化措施。
关键字核取样系统设计优化1引言华龙一号核取样系统可通过手动或者自动（硼浓度计）集中抽取供化学分析和放射性化学分析用的液体样品和气体样品。
样品来源于反应堆冷却剂系统、废液处理系统、废气处理系统、蒸汽发生器二次侧排污系统和其他辅助系统。
自华龙一号全球首堆项目福建福清核电5、6号机组建成，后续项目批量化建设过程中，核取样系统设计方收到来自业主单位、调试部门、运行部门以及自身发起的设计优化建议。
核取样系统设计方持续优化，提升系统设计工艺，解决了实际工程应用中遇到的问题[1]。
本文将从增加化学仪表接口、手套箱结构优化、方便运行维护三个方面，说明核取样系统设计在华龙一号后续机组中的优化措施。
2核取样系统设计优化2.1增加化学仪表接口（1）在蒸汽发生器排污取样口增加在线痕量阴离子色谱仪接口在核电厂正常运行工况下，核取样系统对蒸汽发生器SG1、SG2、SG3（二次侧）TTB系统取样，分别在线测量阳离子电导率、pH值、钠离子浓度。
该取样点也可以在事故后检查一次侧向二次侧可能的泄露，有助于事故的诊断和控制。
工程现场反馈，除了上述需要在线连续监测的三种参数外，氯离子、硫酸根离子指标是核电厂水汽日常监督的重要指标。
根据《化学和反射性化学技术要求》，氯离子、硫酸根离子需要每周测量一次，如果超出期望值2μg/k g，则要当天增加分析频率。
SG下排污参数，参与WANO化学性能指标计算，稍有偏差可能影响WANO整体指标；化学人员取样在核岛内，分析场所在核岛外实验室，取样分析一次流程长；经过对化学人员日常工作量的分析，SG下排污的日常监测工作量最大。
华龙一号上充泵换型的分析
华龙一号上充泵换型的分析发表时间：2019-06-26T15:11:26.053Z 来源：《防护工程》2019年第6期作者：高国甫1 卫炟2[导读] 某核电厂3、4号机组采用了M310堆型，5、6号机采用了ACP1000堆型。
中国核电工程有限公司北京 100840摘要：在华龙一号的设计中，化学和容积控制系统的上充泵只执行正常工况的上充功能，相较于M310堆型的化学和容积控制系统，华龙一号的上充泵不再执行事故工况下的高压安注功能，其相应的功能由安全注入系统新增的中压安注泵承担。
通过分析比较正常工况及事故工况下对上充泵的流量需求，得出华龙一号的上充泵设计需求的最大流量为47.36 m3/h。
而某核电厂5号机组ACP1000（华龙一号）目前的上充泵选型为最大流量为160 m3/h，最高效率流量点为105 m3/h的上充泵。
选用此型号的上充泵将导致泵长期在低效能区运行。
泵在低效能区运行时，泵输出的有用功较少，无用功较多，多输出的无用功一方面会转化成热量、噪声和震动等能量形式对上充泵造成损害，影响上充泵的寿命，另一方面也会造成不必要的能量浪费，使核电厂的厂用电量增加，经济性降低。
因此，建议对ACP1000机组的上充泵换型。
关键词：ACP1000；上充泵；泵效率0 引言某核电厂3、4号机组采用了M310堆型，5、6号机采用了ACP1000堆型。
在M310和ACP1000的设计中，化学和容积控制系统（以下简称RCV）在反应堆启动、停运及正常运行中均起十分重要的作用，为反应堆冷却剂系统的容积控制、化学控制和反应性控制提供了手段。
但RCV系统在两种堆型中的辅助功能和安全功能略有差别。
本文通过分析RCV系统在两种堆型功能上的差异，得到RCV系统在两种堆型所需上充流量的不同，从而分析上充泵换型的可行性及优势。
1 ACP1000及M310堆型的RCV系统功能对比M310和ACP1000 RCV系统功能对比见表1。
由表1可以看出，相较于M310堆型，华龙一号的RCV系统在辅助功能上取消了“如果一个机组的上充泵不可用，另一机组的上充泵通过两机组之间的连接管线对事故机组提供上充水和主泵密封水”和“当反应堆冷却剂处于余热排出系统半管水位运行时，一旦失去余热排出功能，使用B列上充泵自动对反应堆冷却剂系统提供补水”这两个功能；在安全功能上取消了“在安全注入情况下，RCV上充泵作为高压安注泵运行，安全注入优先于其他运行方式”这一功能。
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。
VVER与M310机组堆内核测系统对比
VVER与M310机组堆内核测系统对比作者：陈彦发来源：《山东工业技术》2018年第10期摘要：VVER机组为我国引进的俄罗斯的先进压水堆，是目前我国建成的最先进的核电站。
M310是我国在引进吸收的基础上不断改进形成的成熟的二代堆型，是目前我国商运机组的主力机型。
堆内核测系统用来测量反应堆功率、堆芯中子通量的分布、堆芯燃料组件出口温度和水位等重要信息，对核电厂的安全运行起着重要的作用。
两种堆型的堆内核测系统在设计理念和功能上有很大的不同，本文比较了二者之间反应堆堆内核测系统的异同，并分析了各自的优缺点。
关键词：堆内核测；VVER；ICIS；分析比较DOI：10.16640/ki.37-1222/t.2018.10.1301 前言目前在国内建成的核电机组主要有引进的俄罗斯的VVER和引进法国技术并不断改进形成的M310机组。
VVER机组在田湾1、2号已建成商运十余年，而M310机组在国内先后有二十余台机组投入运行，是国内应用最广的商用机型。
反应堆堆内核测系统作为安全级仪控系统的重要组成部分，堆芯核测系统的功能是提供堆芯的中子通量的分布、堆芯内不同位置的温度和压力容器水位的测量。
在VVER机组和M310机组中堆内核测系统的设计上有很大的区别，在可以实现的功能上也有很大的区别。
在VVER 机组中堆内核测系统简称ICIS，在M310机组中简称为RPN系统。
2 堆内核测系统的对比分析在M310的RIC系统中，堆芯中子测量由控制柜、分配柜、探测器驱动机构、选择器、电动阀、密封组件等和5个微型裂变室组成。
微型裂变室中充满了浓度为98%以上的235U。
其工作原理和堆外核测系统中使用的微型裂变室一样。
在高压电厂的作用下裂变产物将氩气电离，可以通过产生的电流的大小来反应堆芯内部的中子通量。
微型裂变室通过在压力容器底部的50个开孔中进入。
通过组选择器和路选择器的配合可以将5个裂变室送到50个导向管中完成整个堆芯内部的测量。
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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。
不同的是，每个保护组包括两个多样化子组和一个服务器
子组。
每个子组完成安全级过程仪表和核仪表信号的采集，阈值比较以及停堆逻
辑符合，触发单通道的停堆信号和到ESFAS列的驱动专设动作的“局部脱扣信号”；服务器子组采集保护组内的PAMS 信号以及其他需要在非安全级显示和处理的信息，与位于A，B列的服务器子组通讯，并通过列内的服务器子组将PAMS信号
上传到SVDU显示，将其他信息通过网关传输到非安全级系统，类似与福清5、6
号机组通信传输单元TUA/B。
4 个保护组之间以及与ESFAS间通过远程IO的方式
进行数据传输。
福清1-4号核电站保护系统下游为两个冗余的ESFAS列，每个列包括两个多
样化子组和一个服务器子组。
多样化子组接收来自保护组的“局部脱扣信号”并进
行逻辑符合产生系统级ESF 动作，并根据具体工艺要求进行部件级的ESF 逻辑控制。
最终ESF 驱动信号通过硬接线传输到PLM。
列服务器子组负责与保护组服务
器子组，SVDU 以及非安全级的通讯。
优选模块（PLM）接收来自四个上游系统的
指令信号，按优先级次序依次为ECP 系统级手动控制指令、1E 级Tricon 的ESFAS
指令、ATWT/多样化保护系统指令、来自非安全级系统的指令。
PLM模件采用FPGA技术，只完成优选逻辑和定期试验功能，执行器状态信息的显示，驱动命
令的保持和中断等功能由其他系统完成。
PLM 模件只接受硬接线信号，对于来自
非安全级系统的信号需进行电气隔离。
2.2 福清5、6号机组核电站保护系统结构
福清5、6号机组核电站保护系统是基于TXS 过程控制系统的硬件和软件结构。
系统可以被分为过程变量参数和设备状态参数的输入、数据采集和处理计算机系统、停堆断路器和专设安全设施的驱动逻辑运算、信息结构与数据存储单元（SU）、通讯网关等部分。
总体结构如图1所示。
反应堆保护系统的上游为4 重冗余的保护组。
为了满足独立性要求，4 个保
护仪表组分布在4个隔离的连接厂房内。
每个保护仪表组主要包括以下单元：
1）保护仪表预处理单元（PIPS）
保护仪表预处理单元（用于向过程测量仪表进行供电并采集过程测量仪表送
来的模拟量信号，将这些信号隔离后分配到需要的地方。
如：保护系统的采集处
理单元APU、过程控制系统、反应堆功率调节系统或者去后备盘指示。
2）核测量单元
用于采集和调理核中子探测器送来的表征核功率的信号，包括源量程探测器
送来的脉冲信号、中间量程探测器和功率量程探测器送来的电流信号。
3）采集处理单元（APU）
采集处理单元分为两个多样性子组，每个子组包括两个处理器。
主要执行以
下功能：采集保护仪表预处理单元和核测量单元送出的模拟量信号，将这些信号
转换为数字量，经过必要的计算和设定值比较运算后产生表决所需的局部触发信号，并通过安全级光纤通讯网络L2 把这些“局部脱扣信号”送到下游对应子系统的
驱动逻辑单元（ALU）。
4）保护组传输单元（TU A/B）
保护组与盘接口柜（QDS）之间的PAMS 信号传输，采集保护组内设备状态
信息，通过列传输单元与非安全级DCS之间的信号传输。
反应堆保护系统的下游为两个冗余的逻辑系列，即逻辑系列A 和逻辑系列B。
为了满足独立性的要求，两个系列分别布置在两个隔离的电气厂房内。
每个逻辑
系列主要包括以下5 个单元。
1）驱动逻辑单元（ALU）
驱动逻辑单元同样分为两个多样性子组，对于每一个多样性子组，设计了两
个半逻辑X 和Y，进行相同的逻辑处理。
2）列传输单元（TU1/2）
主要功能包括采集所在逻辑系列内的设备状态信息，与保护组传输单元通讯，与非安全级系统网关通讯，与保护系统服务器通讯等。
3）网关
用于与非安全级系统的信息传输和网络协议的转换。
4）盘接口柜（PI）
PI 为保护系统与后备盘的接口。
保护系统内部的部分重要信号作为失去计算
机化的控制方式后的指示和报警都经由PI送往后备盘，从后备盘发出的保护动作
的复位/闭锁指令也经盘接口柜送到保护系统。
5）优先级驱动控制单元（PACS）
PACS执行优先级驱动控制功能，针对每一个安全驱动器，来自反应堆保护系
统自动逻辑、非安全级控制系统、后备盘和紧急控制盘的驱动信号在此进行优先
级判别，最终产生一个信号用于驱动专设安全设施驱动器。
3 结论
华龙一号和M310机组反应堆保护系统设计都采用了数字化技术带来的优势，
华龙一号反应堆保护系统采用了法马通公司的TXS平台，与M310机组不同，通道与通道之间、通道与列之间采用安全级网络连接，大大减少了期间硬接线的数量，这样的系统结构使得华龙一号反应堆保护系统的逻辑功能更加全面，提高了机组的安全性和可靠性。
参考文献：
[1]福清核电厂反应堆保护系统手册
[2]RPS SYSTEM REQUIREMENT SPECIFICATION。