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
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
“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。
华龙一号安注箱注入特性优化研究
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
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。
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华龙一号安全注入系统（RSI）差异分析及对调试试验的影响
发表时间：2019-04-02T16:49:25.770Z 来源：《基层建设》2019年第1期作者：周海涛申岳松[导读] 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。
福建福清核电有限公司福建福清 350318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。
4.华龙一号RSI差异化对安注箱排放试验（TP15）的影响 TP15的试验目的： a）在覆盖气体的压力小于额定压力（0.7MPa.g）的条件下，通过排放试验，检查失水事故时安注箱注入管线的压降是否在规定的设计范围内；
b）测量安注箱注入隔离阀的开启时间。
分析：由于华龙一号系统布置变化，本试验的安全准则是：当摩擦系数f=0.011时，（L/D）m-Δ（L/D）m≥319、（L/D）m+Δ（L/D）m≤454；华龙一号安注箱无专门的排气阀，可通过拆除102/104/106VZ上游的盲板实现排气，排气完成后回装102/104/106VZ上游的盲板，安注箱001/002/003BA可通过临时除盐水接到安注591/592/593VB充水。
5.华龙一号RSI差异化对安注箱水位和压力报警整定值试验（TP55）的影响 TP55的试验目是为了检查安注箱的水位和压力报警整定值。
分析：华龙一号安注箱为球形容器，由几个瓜瓣和上下封头组成。
虽然TP55试验方法无差异，但是安注箱形状变化，试验的液位整定值也随之变化，压力整定值无变化。
6.华龙一号RSI差异化对一回路低水位自动补给试验（TP58）的影响 TP58的试验目的： a）检查当液位低于压力容器法兰面水位时，如果RSI泵丧失，自动补给功能可以正确启动。
b）检查此种工况下的相应报警。
c）检查安注执行序列优先于自动补给执行序列。
d）检查自动补给流量满足相关准则要求。
分析：由于系统布置发生改变，本试验对一回路水位要求为略高于5.56m，M310中要求一回路水位略高于10.21m；自动补给伴随的自动动作仅为RSI010/029VP打开、RSI004PO启动，较M310减少了RCV及DVH系统的相关设备。
7.华龙一号RSI差异化对安注系统的启动（TP60）的影响 TP60的试验目的：
表2：表3：。