华龙一号安全注入系统(RSI)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
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。
华龙一号主管道设计及国内外技术对比
Science &Technology Vision 科技视界科技视界0引言,,,,,,[1]。
,5、6K2、K3。
,,、、。
1华龙一号主管道设计思路1.1总体思路,,;(LBB ),,、、,60[2]。
,,、、、、;,LBB :JR 、—、。
1.2华龙一号主管道技术难点,,[3]:(1):;(2)L BB ;(3),,、,;(4);(5)。
1.3华龙一号主管道设计难点问题的解决,:(1)60,。
(2),,,。
、、。
(3),,、。
,,。
(4)LBB ,LBB ,华龙一号主管道设计及国内外技术对比刘向红陶舒畅黄均麟蒋鸿黄燕(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610213)【摘要】主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),形成重要的一回路压力边界,为反应堆冷却剂提供循环通道,承受高温、高压和高强放射性,是关系反应堆安全运行的关键部件之一,属于核安全一级设备。
华龙一号采用自主化设计、制造的主管道技术,降低了设备采购和核电站建造成本,提高了工程建造效率,缩短了核电站建造周期,对核电自主化具有重要意义。
文章论述了华龙一号主管道设计的主要思路,对国内外同类技术进行总结对比,为后续核电工程提供借鉴。
【关键词】主管道;设计思路;对比中图分类号:TM623.2文献标识码:A DOI:10.19694/ki.issn2095-2457.2021.17.05作者简介:刘向红(1979—),女,高级工程师,硕士,从事核电系统和设备设计工作。
建筑工程. All Rights Reserved.Science &Technology Vision 科技视界科技视界,。
2国内外同类技术比较2.1材料设计AP1000、ASME II SA-376TP316LN,EPR ,RCC-M M3321X2CrNi19.10()。
,RCC-M M3321X2CrNiMo18.12(),,1。
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)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”主控制室空调系统问题分析与改进
“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。
“华龙一号”核一级管道的疲劳分析
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
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。
华龙一号与VVER堆芯测量系统差异性分析
华龙一号与VVER堆芯测量系统差异性分析作者：王大明龙昌利来源：《科技风》2018年第12期摘要：堆芯测量系统的功能在线提供反应堆堆芯中子通量分布、堆芯反应堆冷却剂温度和反应堆压力容器水位的测量数据。
华龙一号作为中国自主研发的三代堆型，其堆芯测量系统在一定程度上借鉴了VVER设计理念但又有所区别。
本文通过对比两种堆型堆芯测量系统在系统设备及功能，简单对两个系统的差异性进行分析。
关键词：堆芯测量；华龙一号；VVER；差异；分析1 系统功能差异性分析华龙一号堆芯测量系统（RII）功能是在线提供反应堆堆芯中子通量分布、燃料组件出口及反应堆压力容器上封头腔室内反应堆冷却剂温度和反应堆压力容器水位测量数据。
VVER堆芯测量系统（ICIS）功能用于反应堆堆芯、一回路中子及热工水力特性参数的在线监测，包括堆功率场分布，堆芯局部参数（偏离泡核沸腾比和燃料元件线性功率密度负载）超过允许值时形成保护信号传递给TXS系统，形成轴向功率偏移控制信号传递给EECPS用于控制堆芯功率场分布，处理自给能探测器噪声信号以便于监测堆芯燃料元件表面沸腾。
从系统功能比较，ICIS比RII实现的功能要多。
RII系统功能只有监测功能，主要监测堆芯中子通量，堆芯冷却剂温度和堆芯液位，ICIS处了以上功能还对一回路冷热段冷却剂温度及热工水力特性进行监测，通过计算将堆芯参数计算值与设计值对比，计算值超过阈值时会产生保护信号最终导致停堆。
由此可见ICIS系统实现的功能多于RII系统。
2 系统设备差异性分析RII探测器分为44个中子温度测量通道，4个压力容器水位探测器。
中子通量测量机柜分为4个处理柜和1个控制柜，每个处理柜采集和处理10根或12根探测器组件的SPND电流信号，处理柜将电流信号差分、滤波、A/D转换、信号延迟消除等处理后移网络通讯送至控制柜，同时处理柜进行LPD和DNBR快速计算。
控制柜为中子通量测量系统提供人机接口，通过网络通讯接收处理柜数字信号和DCS部分电厂工况数据，实现全堆芯三维功率分布显示、LPD和DNBR精细计算、计算运行图、报警和用于堆外核仪表系统功率量程的校准系数计算。
华龙一号压力容器开顶法先行引入安全风险分析及应对措施
华龙一号压力容器开顶法先行引入安全风险分析及应对措施摘要：按照常规引入方式，反应堆压力容器在穹顶吊装完成后进行引入，而开顶法先行引入则在穹顶吊装前完成吊装，在引入方式上减少了操作步骤，开顶法先行引入能够使反应堆压力容器安装提前启动，有效降低主回路设备安装关键路径工期风险〔1〕。
但是，在作业过程中依然面临高处坠落、物体打击、起重伤害、机械伤害等风险，作业过程安全风险高、管控难度大，要求在前期准备到翻转就位进行全方位管控，落实各项预防措施，方可确保引入全过程的安全。
关键词：开顶法；安全风险；预防措施；起重吊装引言：“华龙一号”是中国拥有完全自主知识产权的三代压水堆核电技术〔2〕，压力容器外形尺寸：约6840mm×6324mm×10375mm，净重约316t。
压力容器体积大、吨位重，引入过程操作步骤多，面临安全风险高，本文将通过对压力容器的卸车、就位于翻转支架、翻转竖立、翻转支架拆除及吊装就位全过程面临的安全风险进行分析并提出相应的预防措施。
1.实例分析某项目部压力容器吊装引入，压力容器与吊装索具最大重量522.8t，设备距离地面最大高度50m，需要特大型吊装设备才能顺利完成吊装工作，因此，为了顺利并且安全的完成压力容器的吊装工作，必须对起重设备、吊装工艺及其辅助工装等进行吊装作业的风险分析，并做好吊装作业全过程的安全措施的应对工作。
1.1开顶法先行引入压力容器吊装流程2.吊装作业风险分析结合现场施工活动，对吊装过程面临的安全风险进行分析并提出具体的预防措施。
2.1高处坠落事故按照国家标准《高处作业分级》规定：凡在坠落高度基准面2m以上（含2m）的可能坠落的高处所进行的作业，称为高处作业。
根据统计，高处坠落事故占比全部事故的50%以上，从2米以上高空摔落非死即伤，死亡占比高，受伤程度重。
在压力容器与吊车连钩、拆钩以及附件拆除等作业过程中，作业人员需要在高处开展相应作业。
2.2物体打击事故压力容器附件拆除、检查以及就位后吊装索具的拆除等作业需要施工人员在不同标高协同配合开展，同时施工人员所使用的工机具以及被拆除的附件防坠落措施落实不到位，容易造成工机具、附件高处掉落，对下方作业人员造成物体打击事故。
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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。
c）华龙一号安注系统取消浓硼注入回路，即华龙一号不再有RIS021/022PO、RIS004BA、RIS021BA等主要设备和该回路的一系列阀门。
d）华龙一号中压安注泵RSI003/004PO和低压安注泵RSI001/002PO电机由设
备冷却水系统WCC冷却，并由电气厂房冷冻水系统WEC提供备用冷却水，所以
在电机冷却水的进出口增加了四个三通阀。
e）MHSI泵最小流量45m³/h、对应扬程963-1015m、最大流量270 m³/h、入
口压力≤0.56MPa.a，具体参数见表3，用于所有事故工况，在电站正常运行期间，泵用于备用状态；在事故工况下，安注信号启动中压安注泵。
中压安注泵投运后，从内置换料水箱吸水，泵的小流量管线返回管线保证泵的正常运行。
如果RCS压
力高于泵的注入关闭压头，则通过小流量管线返回内置换料水箱，当RCS压力下
降到泵的注入关闭压头以下时，向反应堆冷却剂系统冷段注入含硼水。
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泵会自动地从内
置换料水箱取水通过冷管段向堆芯注水。
f）华龙一号安注箱001/002/003BA的形状为球形与M310的圆柱形安注箱有
较大差异，具体参数差异如下表：
表5 M310机组与华龙一号安注箱差异
3 统流程差异
M310机组上充泵兼作高压安注泵，在事故工况下，上充泵将取水口从容控
箱切换至换料水箱，将安注系统硼酸再循环回路中RIS004BA的浓硼酸通过反应堆冷却剂系统（RCP）冷段注入堆芯。
且在安注再循环阶段泵由安全壳地坑吸水，
经低压安注泵增压，进行再循环注入。
华龙一号将高压安注泵改为中压安注泵，并取消硼酸再循环回路。
中压安注
泵用于所有事故工况，在电站正常运行期间，泵处于备用状态。
事故工况下，安
注信号启动中压安注泵。
中压安注泵投运后，从内置换料水箱（IRWST）吸水。
泵的小流量返回管线保证泵的正常运行，并将泵的注入关闭压头控制在1000m以下。
如果反应堆冷却剂系统RCS压力高于泵的注入关闭压头，则通过小流量管线
返回IRWST，当RCS压力下降到泵的注入关闭压头以下时，向反应堆冷却剂系统（RCS）冷段注入含硼水。
4 总体设计差异
a）设计基准华龙一号以《ACP1000核岛主要系统设计准则》的为标准，而
M310主要是参考岭澳一期。
b）上充和安注完全分离。
M310机组化容系统的上充泵兼做安注系统高压安
注泵，华龙一号高压安注改为中压安注，且中压安注泵不需要低压安注泵增压。
c）取消浓硼注入回路。
M310机组安注系统有硼酸再循环回路，事故时首先
通过高压安注泵将7000-8000ppm的浓硼酸注入堆芯，华龙一号安注系统取消了
该回路。
d）换料水箱内置。
M310机组机组安注系统的直接注入阶段从换料水箱取水，再循环注入阶段低压安注泵的取水则从换料水箱切换到安全壳地坑。
而华龙一号
采用内置换料水箱位于安全壳内最低的位置，兼做安全壳地坑，安注系统无论直
接注入还是再循环注入阶段都从内置换料水箱取水。
e）内置换料水箱过滤器。
在内置换料水箱内每台安注泵、安喷泵的管道吸入
口处设置过滤器，用以过滤水中的悬浮颗粒。
f）厂房布置差异。
M310机组安注系统的低压安注泵分布在核燃料厂房-6.7m，高压安注泵分布在核辅助厂房0m，水压试验泵分布在核辅助厂房5m，安注箱分
布在反应堆厂房-6.7。
华龙一号安注系统的两个系列完全分开，分别布置在两个
安全厂房，厂房实现了完全的物理隔离，MHSI/LHSI泵布置在安全厂房-12.2m，
水压试验泵布置在燃料厂房-12.2m，安注箱和内置换料水箱布置在反应堆厂房-
6.7m。
g）华龙一号中压安注泵RSI003/004PO和低压安注泵RSI001/002PO电机由设
备冷却水系统WCC冷却，并由电气厂房冷冻水系统WEC提供备用冷却水。
h）华龙一号安全注入系统安注泵（001/002/003/004PO）入口隔离阀
（007/008/009/010VP）安装在过滤器后面，而M310安全注入系统安注泵
（001/002PO）入口隔离阀（075/085VB）安装在过滤器前面。
结语：
福清核电有限公司5、6号机组（华龙一号）是我国具有完全自主知识产权的三代压水堆示范项目，“华龙一号”作为民族核电“走出去”战略的主打品牌，对于
提高我国的自主创新能力有重要意义，它不仅标志着我国拥有了完全自主产权的
核电技术，更是我国从“核大国”向“核强国”迈出的重要一步。
参考文献：
[1]徐利根.华龙一号核电厂系统与设备.中国原子能出版社，2017年（1）：55-60。