华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)差异分析
华龙一号核电机组频繁导致随机TRO的设备缺陷分析和改进
华龙一号核电机组频繁导致随机 TRO的设备缺陷分析和改进摘要华龙一号核电机组首次采用自主设计的技术规格书，是全新的设计文件。
通过华龙一号核电机组首循环期间产生TRO的分布，分析系统和设备产生缺陷的具体原因，总结缺陷产生的后果并作出评价，结合其他压水堆在实施技术规格书中的良好实践，提出改进措施。
关键词：核电机组；设备缺陷；改进华龙一号核电机组的运行技术规范由三部分组成，分别为技术规格书、其他技术要求、厂内技术要求组成，前者称LCO，后两者合称TRO。
华龙一号核电机组首循环期间均运行在技术规格书规定的安全边界内，未出现超出技术规格书的工况。
本文分析频繁导致随机TRO的系统设备缺陷的原因和后果，并提出改进措施。
1.频繁出现缺陷导致TRO的系统和设备的分布机组首循环期间共计产生随机TRO行动共2317项，主要涉及火灾自动报警仪表、防火分区完整性、消防系统不可用等TRO条款。
表一首循环期间随机TRO的分布综上，火灾探测产生的随机TRO占总随机TRO将近一半的数量，其次是防火分区完整性产生的随机TRO，也占到14.37%。
另外占比超过2%的还有：消防系统、硼表、事故情况下要求可用的设备、电厂计算机和控制系统、非安全相关辐射监测仪表。
以下将占比超过2%的系统进行分析和评价。
2.火灾探测产生的随机TRO分析及改进措施火灾自动报警系统（FAD）的功能是通过遍布厂房的火灾探测器对厂房进行连续监测，一旦发生火灾，尽早给出自动火灾报警信号。
机组首循环期间共计产生火灾探测产生的随机TRO行动共1088项，其中基本为配合探头屏蔽、探头故障等缺陷。
为了减少火灾探测产生的随机TRO，基于缺陷的原因和影响作出以下改进措施：1）提高FAD主机的可靠性，对标同行电厂主机设备的型号、厂家、连接电缆等硬件设施信息，逐步实施技改，替换优化具有更佳可靠性的设备；2）优化主机的软件，减少通讯故障和冲突逻辑，提升FAD主机软件易用性和可靠性，减少死机、蓝屏、响应时间长和复位灵敏性较差等问题；3）调研同行电厂的预维周期和预维手段，优化预维工作的实施频率和实施技巧，提高人员技能，提升预维质量；4）提高FAD探头的可靠性，对标同行电厂FAD探头的型号、厂家、连接电缆等硬件设施信息，逐步实施技改，替换优化具有更佳可靠性的设备；5）优化FAD探头的布置，对损坏或故障的FAD探头进行原因分析，研究其故障的共因，如安装工艺、安装位置、设备工艺等，减少因共因带来的缺陷；1】对FAD探头报警的逻辑进行优化，适当增加延时和滤波，过滤掉可能产生的短期误报警，提升报警的真实性；2】优化防火区域的环境，尤其是灰尘等杂质；3】对标同行电厂，判定实施现场工作需要屏蔽探头的必要性，采取增加防护，改进工艺，减少因配合工作产生需要屏蔽探头的需求；4】提高价值维修计划安排，将需要屏蔽同样探头的工作安排在一起实施，减少FAD探头不可用的时间；5】优化FAD探头探测原理，采用更加先进的探头设备，可减少因为吊装等非动火原因导致的探头屏蔽；6】考同行电厂，由维修支持处管辖，记录和更改相关规定，不再记录TRO；3.IRM系统因缺陷产生随机TRO的分析及改进措施辐射监测系统(IRM)包括场所辐射监测、流出物监测、工艺辐射监测，检测工作场所的辐射水平，放射性流出物辐射满足国家规定水平。
华龙一号核反应堆电厂低温水密实超压保护方案优化
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。
浅析华龙一号机组与M310机组首次物理启动试验差异性
浅析华龙一号机组与M310机组首次物理启动试验差异性摘要：本文根据设计院提供的堆芯设计文件，对华龙一号机组与M310机组首次物理启动试验进行了差异性分析。
关键词：物理启动试验；华龙一号1.概述反应堆物理启动试验是针对不同堆芯装载所实施的围绕反应性变化的测量试验。
对于新建的压水堆，需要在其启动至投入正常额定功率运行之前进行一系列如控制棒组微积分价值测量、临界硼浓度测量、慢化剂温度系数测量和功率分布测量测量试验等测量试验，通过测量所获得的结果，来验证理论计算值的有效性和合理性，从而达到验证堆芯设计关键安全参数正确性的目的。
华龙一号机组反应堆堆芯采用177组先进燃料组件，与M310 机组堆芯相比，将堆芯燃料组件数量从157组增加到177组，在提高堆芯额定功率的同时降低平均线功率密度，既增加了核电厂的发电能力又提高了核电运行的安全裕量。
华龙一号机组首循环堆芯分三区装载，富集度分别为1.8%、2.4%、3.1%。
采用1/3换料方式、每次换料装入68组新燃料组件。
采用部分低泄漏装载模式。
第二循环新料富集度为3.9%，后续循环均为4.45%。
首循环堆芯可燃毒物材料为成熟的硼硅玻璃，共1248根。
从第二循环堆芯开始，采用载钆燃料棒作为固体可燃毒物。
堆芯共布置了61束控制棒组件，由功率补偿棒（G1、G2、N1和N2）、温度调节棒（R）和停堆棒组（SA、SB、SC）组成。
堆芯核设计主要参数对比详见表1。
注：AIC：吸收体棒。
S.S不锈钢棒。
表1 堆芯核设计主要参数对比本文从堆芯的差异性出发，对华龙一号机组和M310 机组的物理试验项目进行差异分析比对。
试验项目的主要的差异体现在零功率平台的（N-1）棒组的积分价值测量试验、50%FP 平台的模拟弹棒试验及模拟落棒试验上。
华龙一号机组的堆芯中子通量测量系统与M310 机组有较大差异，华龙一号机组的堆芯中子通量测量系统（CNFM）采集自给能中子探测器（SPND）信号，计算堆芯三维功率分布、燃料组件LPD 和DNBR、堆外核测量系统功率量程仪表通道校准系数。
华龙一号堆芯延伸运行能力分析
工程技术①作者简介：谢运利（1987—），男，汉族，江苏连云港人，硕士，工程师，现从事反应堆物理设计与研究。
DOI：10.16660/ki.1674-098X.2020.02.028华龙一号堆芯延伸运行能力分析①谢运利 李满仓 娄磊 王星博(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 四川成都 610041)摘 要：出于增加经济性和运行灵活性的考虑，核电站一般要求具备延伸运行能力。
延伸运行通常在堆芯寿期末进行，硼浓度过低不能再稀释引入反应性，仅依靠降低冷却剂温度或者堆芯功率来延长运行的运行模式。
目前国内仅少数核电厂实施过延伸运行，缺乏对不同延伸运行方式的分析研究，另外大型三代压水堆的延伸运行能力有待研究。
基于我国大型三代压水堆华龙一号堆型，本文从堆芯物理角度，首次分析了不同延伸运行方式的实现过程，并讨论了不同延伸运行方式的经济性及安全评价的影响。
关键词：华龙一号 三代压水堆型 延伸运行中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2020)01(b)-0028-05Abstract: Strech out operation usually arises from a change in energy requirements or a change in planned shutdown date. Usually it happens in the end of cycle when the boron concentration is too low to induce reactivity. Several methods of cycle extension are possible, including power coastdown, temperature coastdown, and varying combinations of these. Few nuclear powered plants have operated with stretch out operation in China, research or demonstration should be done for different kinds of operations especially for the large-scale nuclear powered plants. This paper for the first time researches the coastdown operation capability of HPR1000 from the view of core physics. The results show the performances of power coastdown, temperature coastdown, and varying combinations of these of HPR1000. Economy and safety for different kinds of operations are also discussed in this paper.Key Words: HPR1000; Generation III pressurized reactor; Stretch out operation核电厂反应堆在循环寿期末，硼浓度已非常低，通常在10ppm左右，已不能通过调硼引入反应性。
华龙一号核反应堆电厂低温水密实超压保护方案优化
华龙一号核反应堆电厂低温水密实超压保护方案优化杜思佳;李健;任春明;王静卉【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.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2017(000)035【总页数】4页(P72-74,30)【关键词】低温水密实;稳压器安全阀;低温超压保护模式【作者】杜思佳;李健;任春明;王静卉【作者单位】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;中国核动力研究设计院,四川成都 610213;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;中国核动力研究设计院,四川成都610213;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;中国核动力研究设计院,四川成都 610213;中国核动力研究设计院,四川成都 610213【正文语种】中文【中图分类】TL3640 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。
随着压力容器中子辐照的积累，材料韧性降低并且在低温下抗压应力性能更差。
因此，反应堆冷却剂系统(RCS)的压力在低温下必须维持在低压，仅当温度上升时压力才升高。
当RCS处于水密实状态时，尤其在停堆期间压力容器发生超压的可能性非常大。
压力波动会较快地发展，以致于操纵员不能及时采取行动来缓解。
如果大大超出RCS的压力温度限值，可能会引起压力容器的脆裂。
因此，在启/停堆工况期间，当冷却剂温度小于等于反应堆压力容器脆性断裂保护功能的实施温度时，启用低温超压保护功能措施。
“华龙一号”核电机组DCS系统非安全级功能分配原则的分析研究
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。
华龙一号堆芯延伸运行能力分析
华龙一号堆芯延伸运行能力分析作者：谢运利李满仓娄磊王星博来源：《科技创新导报》2020年第02期摘; ;要：出于增加经济性和运行灵活性的考虑，核电站一般要求具备延伸运行能力。
延伸运行通常在堆芯寿期末进行，硼浓度过低不能再稀释引入反应性，仅依靠降低冷却剂温度或者堆芯功率来延长运行的运行模式。
目前国内仅少数核电厂实施过延伸运行，缺乏对不同延伸运行方式的分析研究，另外大型三代压水堆的延伸运行能力有待研究。
基于我国大型三代压水堆华龙一号堆型，本文从堆芯物理角度，首次分析了不同延伸运行方式的实现过程，并讨论了不同延伸运行方式的经济性及安全评价的影响。
关键词：华龙一号; 三代压水堆型; 延伸运行中图分类号：TM623; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; 文献标识码：A; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ;文章编号：1674-098X（2020）01（b）-0028-05Abstract： Strech out operation usually arises from a change in energy requirements or a change in planned shutdown date. Usually it happens in the end of cycle when the boron concentration is too low to induce reactivity. Several methods of cycle extension are possible， including power coastdown， temperature coastdown， and varying combinations of these. Few nuclear powered plants have operated with stretch out operation in China， research or demonstration should be donefor different kinds of operations especially for the large-scale nuclear powered plants. This paper for the first time researches the coastdown operation capability of HPR1000 from the view of core physics. The results show the performances of power coastdown， temperature coastdown， and varying combinations of these of HPR1000. Economy and safety for different kinds of operations are also discussed in this paper.Key Words： HPR1000; Generation III pressurized reactor; Stretch out operation核电厂反应堆在循环寿期末，硼浓度已非常低，通常在10ppm左右，已不能通过调硼引入反应性。
华龙一号堆芯测量系统调试介绍
华龙一号堆芯测量系统调试介绍摘要：华龙一号堆芯测量系统在线提供反应堆堆芯中子通量分布、燃料组件出口以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的测量数据，对核电站安全性和经济性有重要作用。
本文通过对堆芯测量系统设备结构和调试工作内容进行介绍，并对系统设备细节给出一些优化建议，从而对后续核电项目堆芯测量系统的设计提供参考。
关键词：堆芯测量设备调试优化0 引言华龙一号堆芯测量系统（RII）是核电厂重要系统之一，系统在功能上分为堆芯冷却监测系统（CCMS）和堆芯中子通量测量系统（CNFM），在设备上CCMS 和CNFM分别有各自的机柜，实体上是隔离的，因此在调试过程中CCMS和CNFM 调试内容和方法各有差异，具体体现在调试规程和调试工器具。
调试工作人员使用调试工器具，通过调试规程的执行，对RII系统功能和设备可用性进行测试，确保RII系统设备经过调试后处于良好的运行状态。
1 系统结构1.1 堆芯冷却监测系统堆芯冷却监测系统（CCMS）采集和处理来自堆芯热电偶和堆芯水位探测器的信号，为水位探测器组件中加热器提供直流电源，并将处理后的数据信息通过硬接线或者网络传输只其他系统以及DCS显示或记录。
CCMS系统分为AB两列，互为冗余，各自包含一列独立的数据处理柜，两列共用一个服务单元。
数据处理柜采集到数据进行分析和计算，将处理后的数据发送到主控室显示和报警，通过服务单元对数据处理柜的输入、输出和设备状态进行监测，CCMS系统结构简图见图1。
图1 CCMS系统结构简图数据处理柜主要由1个电源机箱、1个信号处理机箱、3个隔离网关组成。
电源机箱由2个低压电源和2个恒流源组成，低压电源主要负责为信号处理机箱和隔离网关供电，水位电源输出2路0-2A可调电流至水位探测器组件。
信息处理机箱主要功能是采集堆芯温度洗好和现场工况信号，并经过处理输出至相关系统。
隔离网关主要功能是CCMS数据处理柜与专用测试设备和DCS之间通信。
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华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)差异分析
华龙一号是我国自主设计的具有完全知识产权的三代核电技术，在设计中对于反应堆
冷却剂系统(RCS)进行了一系列的技术优化，使得其性能更加高效、安全可靠。
华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)主要由冷却剂循环系统和水蒸气循环系统两个部分
组成。
冷却剂循环系统主要负责将水作为冷却媒介，吸收热量并将其带走，有效控制反应
堆的温度。
水蒸气循环系统则主要负责将间接加热的水转化为水蒸气，驱动发电机产生电力。
在华龙一号中，反应堆冷却剂系统的设计与传统的反应堆不同之处主要集中在以下几
个方面：
1. 封闭型容器设计
华龙一号的反应堆采用了封闭型容器，使得冷却剂循环过程中的液态水和蒸汽几乎不
会散发到大气中，避免了对环境的污染和放射性物质的泄漏。
2. 加强的安全保障措施
华龙一号的反应堆冷却剂系统在设计上采取了一系列的安全保障措施，如在冷却剂循
环系统中引入了硼酸来吸收中子，减少核反应产生的剩余热，同时引入了稳压泵来确保冷
却剂循环系统内的水不会变质，使其一直保持在液态状态。
3. 物理性能的优化
华龙一号的反应堆冷却剂系统在传统反应堆的基础上，通过改进设计和加强技术创新，使得其在物理性能上有了更大的提升。
其中，冷却剂循环系统中的“三副核心”结构能够
将核热量均匀地传递给冷却剂，在高效冷却的同时，大大减少了燃料元件的受热不均，提
高了反应堆的运行安全性。
总体来说，华龙一号反应堆冷却剂系统(RCS)的设计考虑了多层次的安全保障措施，
具有可靠的物理性能和较高的经济性表现，是一种十分优秀的三代核电技术。