华龙一号核电站堆芯核测系统优势及国产化探讨
中国“名片” 大国重器——“华龙一号”核电站
中国“名片” 大国重器—“华龙一号”核电站撰稿 / 李强 杨思 荆锐（中国建筑第二工程局有限公司） 审核 / 范广军（中国建筑第二工程局有限公司）探秘“国之重器”由于石油、天然气、煤等化石能源逐渐枯竭，人类正积极开发风能、太阳能、生物能等新能源，但新能源还无法完全替代化石能源。
“华龙一号”是中国经过30多年潜心研发，具有自主知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电站，是中国走向世界的“名片”之一！类重视并发展起来。
核电站是以核反应堆代替锅炉，以铀为核裂变原料，通过核裂变反应生成热能，再把热能转化为电能的设施。
常见的核反应堆有轻水堆、重水堆、改进型气冷堆、快堆等。
其中轻水堆按照蒸汽产生过程不同，还分为沸水堆、压水堆及超临界水冷堆。
“华龙一号”属于压水堆核电站，以水作为冷却剂和慢化剂，世界60%以上的核电站都是这种类型。
“华龙一号”采用单堆布置，机组之间互不影响，每个机组独立一套系统。
它主要由核岛、常规岛及其他辅助厂房构成。
核岛是核电站的核心部分，主要包括反应堆厂房、燃料厂房、安全厂房、核辅助厂房、放射性废物处理厂房等；常规岛，主要包括汽轮发电机厂房及其附属厂房；其他辅助厂房，包括泵房、应急柴油发电机厂房、SBO（全厂断电）柴油发电机厂房、BOP（辅助系统）厂房等。
奇妙的能量传递“华龙一号”压水堆核电站有3个回路系统，它们之间相互独立，通过3个回路的管道进行热交换，完成发电工作。
一回路是核电站最核心的地方，位于核电站堆芯位置，核裂变反应灰色部分反应堆厂房绿色部分安全厂房橙色部分燃料厂房紫色部分核辅助厂房蓝色部分放射性废物处理厂房核电站厂房分部图核电站厂房内部结构图稳定的地质结构123456良好的气象环境充足的水源低人口密度与空中、水上航道保持安全距离靠近电力负荷中心核电站选址的必备条件燃料厂房核辅助厂房汽机厂房反应堆厂房之后再回到堆芯重新吸收热量。
一回路中传导出来的热量把二回路的水加热成蒸汽，蒸汽就能推动汽轮机转动进行发电，之后蒸汽再被冷却剂液化成水。
“华龙一号”中国制造
“华龙一号”中国制造作者：暂无来源：《福建支部生活》 2019年第6期钟书/撰文张殿元/摄影今年4月28日02时36分36秒，“华龙一号”全球首堆福清核电5号机组一回路水压试验一次成功。
这标志着“华龙一号”全球首堆顶住“高压”，顺利通过检验机组性能的一次“大考”。
一回路水压试验也被称为冷试，即在未装载核燃料的情况下，让一回路承受试验高压，以检查是否跑冒滴漏、存在安全隐患，是对整个反应堆性能的第一次全面考验。
作为中国核电走向世界的“国家名片”，“华龙一号”是国内具有完全自主知识产权的三代核电技术，设计寿命60年，电厂可利用率高达90%以上。
『177堆芯』就是『中国芯』说到核电站，只要一提“177堆芯”，全世界就知道，这是中国人的技术。
堆芯里面存储着核原料，通过裂变反应，产生热量，加热周围的水。
堆芯，就如同一个核裂变版的“热得快”。
堆芯的外形如同一大把插在筷子笼里的筷子，堆芯的数量及排列方式，是核电机型最核心的特征。
国外普遍采用堆芯的构型是“121堆芯”和“157堆芯”，即每个堆芯里面有121个或者157个燃料组件。
1997年，我国学者首次提出“177堆芯”的概念，也就是把堆芯中组件数量提升到177个。
增加组件数量，不仅可使核电机组的发电功率得到5%至10%的提升，同时也降低了每个单独燃料组件的运作功率，提高了核电站的安全性。
这一方案是经过十余年的探索与优化，才最终投入使用的。
核电的安全问题提到核电站，安全，是人们最关心的问题。
首先，我们应了解两个基本常识。
一是核电站绝对不是原子弹，不会发生核爆炸。
因为铀的浓缩度不够，原子弹中的铀-235含量高达90%以上，而核电站中用到铀的浓缩度不超过5%。
二是核电站的辐射水平很低。
衡量辐射对生物影响的单位叫做西弗（Sv），核电站周围的辐射是每年0.01毫西弗。
从北京坐飞机往返巴黎，受到的辐射是0.04毫西弗。
也就是说去欧洲旅行一次，受到辐射量，相当于在核电站附近住了4年。
“华龙一号”海外首堆核级阀门国产化简介
“华龙一号”海外首堆核级阀门国产化简介摘要：核电设备国产化是关系核电项目成功与否的重要因素，“华龙一号”海外首堆核级重要阀门基本实现了国产化，提高了设备国产化率，积累了丰富可贵的经验，为后续核电项目建设提供了有力支持。
关键字：“华龙一号”海外首堆；核级阀门；国产化引言2019年4月“华龙一号”海外首堆稳压器气动卸压阀验收完成，标志着“华龙一号” 海外首堆核级阀门国产化供货风险全部排除，核级阀门国产化的顺利推进为“华龙一号”顺利走出国门提供了坚实的技术保障。
阀门作为核电站分布最广的设备，控制核电站管道压力、温度、流量，并对重要系统和设备起压力保护作用，是核电站不可或缺的组成部分，由于其种类繁多、可靠性要求高，长期以来，关键核级阀门如稳压器安全阀、主蒸汽隔离阀、主给水隔离阀等都依赖国外进口，并且国产化的难度非常大。
关键核级阀门数量仅占阀门总数的1%，采购成本则占到电站阀门采购成本的30%，有较高的技术附加利润，关键核级阀门的国产化既是时代赋予我们的使命也是中国阀门的历史机遇，在响应“一带一路”、“华龙一号”走出国门的号召下，“华龙一号”海外首堆建设中将核级阀门国产化当做重要的战略目标，最终在承建方、设计院、各制造厂的努力下攻克了这个难关。
核级阀门的国产化过程中最艰难也是最有代表性的有一回路压力保护阀门（稳压器安全阀、稳压器气动卸压阀、快速卸压阀）、主蒸汽回路压力保护阀（主蒸汽安全阀、大气排放阀、主蒸汽隔离阀）等。
一、一回路压力保护阀门国产化情况1.1稳压器安全阀的国产化稳压器安全阀作为反应堆冷却剂系统的超压保护装置，用于在事故工况下对反应堆冷却剂系统的保护、卸压和隔离，是压水堆核电厂最重要的阀门之一，是保证反应堆安全稳定运行的关键设备。
稳压器有功率运行双相工况和低温运行单相工况，两种工况都需要超压保护，需要可远程控制先导式安全阀来实现其超压保护功能，而国内尚无厂家拥有核一级先导式安全阀生产资质和供货业绩，安全阀的研发周期非常长，“华龙一号”海外首堆选择了使用弹簧式稳压器安全阀加气动卸压阀的形式，弹簧式稳压器安全阀仅对稳压器功率运行双相工况超压保护，由气动卸压阀对稳压器低温运行单相工况进行超压保护，同时气动卸压阀对稳压器功率运行双相工况也进行优先超压保护减少弹簧式稳压器安全阀动作次数。
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冷却剂系统（RCS）是核电站中至关重要的一部分，它负责将核反应堆产生的热量转移到蒸汽发生器，再通过蒸汽发生器转化为电能。
冷却剂系统的设计和运行对核电站安全性和经济性都有着重要影响。
华龙一号是中国自主研发的第三代核电技术，研发过程中对冷却剂系统做了许多创新和改进，使得华龙一号具有更高的安全性和经济性。
本文将对华龙一号反应堆冷却剂系统与其他型号反应堆的差异进行分析，以介绍华龙一号在冷却剂系统方面的创新之处。
华龙一号反应堆采用了先进的冷却剂循环系统，相较于传统反应堆更加高效。
在设计上，华龙一号冷却剂系统采用了双环路设计，即主冷却剂回路和辅助冷却剂回路。
这样的设计可以使得核电站在故障发生时能够保持系统正常运行，有效提高了核电站的安全性。
华龙一号反应堆冷却剂系统在材料选择上也做出了改进。
华龙一号采用了新型的耐高温合金材料，可以承受更高温度和压力，从而提高了核电站的运行效率和安全性。
而传统反应堆则多采用不锈钢材料，这在高温和高压环境下容易产生氧化和腐蚀，对核电站的安全性产生负面影响。
华龙一号反应堆冷却剂系统还在控制系统上做出了许多创新。
华龙一号采用了先进的数字化控制系统，能够实现对冷却剂系统的高精度控制和在线监测。
相较于传统反应堆的模拟控制系统，数字化控制系统具有更加高效、稳定和可靠的特点，从而提高了核电站的安全性和经济性。
华龙一号反应堆冷却剂系统在设计、材料选择、设备引入和控制系统上都做出了许多创新和改进，使得核电站具有更高的安全性和经济性。
未来，华龙一号反应堆的冷却剂系统将继续发展和完善，为核能行业的发展做出更大的贡献。
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)差异分析华龙一号是中国自主研发的第三代核电技术，反应堆冷却剂系统(RCS)是华龙一号核电站的一个重要系统。
RCS主要用于控制反应堆的核燃料温度、维持反应堆内部稳恒状态，成分和循环速度的控制都影响着核反应的稳定性和安全性。
华龙一号反应堆与其他反应堆相比，其RCS有着很多的差异，下面就华龙一号反应堆的RCS系统进行一定的分析。
第一，华龙一号反应堆RCS有着高效的循环系统。
华龙一号反应堆的RCS采用一种多回路的循环结构，使得循环流体被更加平稳地控制，减少了压力波动，从而可以有效地控制核反应堆中的热量流量。
此外，华龙一号反应堆的RCS循环系统还使用了复杂的三元件火花放电全泵匝自冷结构，使得循环速度更加高效，从而有更好的维持反应堆内部温度和稳定性。
第二，华龙一号反应堆的RCS采用先进的核反应控制方式。
华龙一号反应堆的RCS采用了多回路、自适应模糊控制，这使得核反应的控制更加严密和高效，可以对反应堆的工作状态实现精确控制，进而达到更好的稳定性和安全性的发电效果。
第三，华龙一号反应堆采用了先进的核燃料装配方案。
华龙一号反应堆中的核燃料不同于其他反应堆，其采用了四方位嵌套设计，这一设计使得燃料的燃烧更加充分，可以满足更多负荷的需求。
而且，华龙一号反应堆的核燃料还具有更高的标称燃度和更大的管理间隙，这意味着反应堆的反应性更稳定，从而可以更加安全地运行反应堆。
第四，华龙一号反应堆的RCS在核事故发生时具有更好的安全措施。
华龙一号反应堆在反应堆出现异常情况时，可以自动进入反应堆保护状态，并且在进行相应的反应堆关停时，其冷却剂系统的冷却能力更加强大，可以抵抗更多的核热并将其散发掉，从而起到更好的核事故安全措施。
总之，华龙一号反应堆RCS的差异化设计是为了更好地控制反应堆的运行状态，实现更高效的发电效果和更好的安全性。
与其他过去标准的研究相比，华龙一号的RCS系统采用了更加先进、高效和智能的核反应控制方式和更高效的冷却设计，从而为更加安全、高效的核电站运行奠定基础。
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华龙一号是国家核电技术公司自主研发设计的第三代核电技术，具有完全自主知识产权。
华龙一号堆芯延伸运行能力分析是对该技术在长期运行过程中的性能和安全特性进行分析，以评估其在运行中可能出现的问题，并提出相应的解决方案。
本文将对华龙一号堆芯延伸运行能力进行分析，以期为该技术的安全运行提供一定的参考和指导。
一、华龙一号堆芯延伸运行能力概述华龙一号是采用三代核电技术的核电站设计，其堆芯延伸运行能力是指在设计寿命之后继续运行的能力。
在核电站的运行过程中，随着堆芯中燃料的燃尽和变化，堆芯的性能和安全特性也会发生相应的变化，这就需要对堆芯的延伸运行能力进行分析和评估。
华龙一号核电技术具有较高的堆芯延伸运行能力，能够满足长期运行的需求，但在实际运行中仍需要不断地进行监测和评估。
二、华龙一号堆芯延伸运行能力分析1. 燃料性能分析核电站的运行依赖于燃料棒的性能，燃料棒在长期运行过程中会发生燃耗和变形，需要对其进行性能分析。
华龙一号采用先进的燃料技术，能够在设计寿命之后继续稳定运行，但在实际运行中还需针对燃料棒的寿命、燃耗、变形等因素进行综合分析，以确保其安全运行。
2. 辐照损伤分析在核电站运行过程中，燃料棒和结构材料会受到辐照损伤，导致材料性能的变化。
华龙一号堆芯采用了高性能的结构材料，能够有效地减少辐照损伤对堆芯的影响，但在长期运行过程中仍需对辐照损伤进行定期监测和分析，并对可能出现的问题进行预测和评估。
3. 安全分析堆芯的安全是核电站运行的关键，需要对堆芯的安全性能进行全面的分析。
华龙一号堆芯具有较高的 passivity 特性和安全设计，能够在设计寿命之后继续稳定运行，但在实际运行中需要对其安全性能进行全面的分析和评估，对可能的安全隐患和问题进行及时的处理和解决。
4. 综合评估针对华龙一号堆芯的延伸运行能力，需要对其燃料性能、辐照损伤以及安全性能进行综合评估，以确定其在设计寿命之后的运行能力和安全性。
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压水堆核电技术，采用了先进的冷却剂系统。
反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System, RCS)是维持反应堆正常工作的关键部分，通过循环和冷却剂的交换，将核燃料的热量转移到冷却剂中，再传递给蒸汽，以产生蒸汽驱动主发电机。
华龙一号的RCS与传统的反应堆冷却剂系统有一些差异，下面将进行详细的分析。
华龙一号的RCS采用了先进的强化循环能力设计。
该设计增加了循环泵的数量和功率，提高了冷却剂的流速和循环效率。
相较于传统的压水堆，这一设计能够提高冷却剂系统的冷却能力和热功率密度，使得整个系统能够更加高效地工作。
华龙一号的RCS还采用了先进的防震设计。
这一设计主要包括增加了反应堆堆芯的抗震结构、优化了循环泵的支撑结构和防震装置等。
通过这些措施，可以有效地减少反应堆在地震等外界影响下的振动和位移，从而保证了核设施的安全运行。
华龙一号的RCS还引入了先进的事故抑制系统。
该系统主要包括快速关闭装置、紧急注水装置等。
当发生异常情况时，这些系统能够迅速采取相应的措施，将核燃料的温度和压力控制在安全范围内，避免事故的发生。
华龙一号的RCS还引入了现代化的数字化控制系统。
该系统能够实时监测和控制冷却剂的温度、压力和流速等参数，从而及时发现和处理系统中的问题，保证整个系统的正常运行。
华龙一号反应堆冷却剂系统与传统的反应堆冷却剂系统相比具有一系列的差异。
通过强化循环能力设计、防震设计、事故抑制系统和数字化控制系统等创新措施，华龙一号的RCS在安全性、高效性和可靠性等方面都具备了很大的优势，为中国核电事业的发展做出了重要的贡献。
华龙一号：一座创造性的超级工程
华龙一号：一座创造性的超级工程作者：高敬张华迎来源：《科学导报》2021年第09期2021年1月30日，福建福清。
在这里，全球第一台“华龙一号”核电机组——中核集团福建福清核电5号机组投入商业运行。
这一天，距离2015年5月7日“华龙一号”全球首堆正式开工建设已经过去了2000多个日夜。
6万多台（套）设备、165公里管道、2200公里电缆，上千人的研发设计团队、5300多家设备供货厂家、近20万人先后参与项目建设……这是一座创造性的超级工程，更是一张闪光的国家名片。
“華龙一号”是我国具有完全自主知识产权的三代核电技术，是当前世界核电市场上接受度最高的三代核电机型之一。
“华龙一号”设计寿命60年，反应堆采用177堆芯设计，堆芯设计换料周期18个月，创新采用“能动和非能动”相结合安全系统及双层安全壳等技术，在安全性上满足国际最高安全标准要求。
对核工业来说，安全走到哪一步，科学才能走到哪一步。
安不安全，是核电站建设运营单位和公众最为关注的问题。
“华龙一号”自然也不例外。
“‘华龙一号’严格执行了国家安全标准。
”中核集团党组书记、董事长余剑锋说，我国现行安全标准是国际上最严、最高、最先进的标准。
可抗震、抗大飞机撞击的“华龙一号”，安全性靠什么实现？中国工程院院士叶奇蓁在接受笔者采访时说，三代核电技术相比二代核电技术更安全，从故障的概率上低了一个量级。
“华龙一号”达到了国际上关于三代核电安全的指标。
叶奇蓁指出，“华龙一号”采用177堆芯设计，将堆芯燃料组件数量从157组增加到177组。
这不仅仅只是单纯的燃料组件数量的提高，在增加发电能力的同时又提高了运行的安全裕量。
“华龙一号”采取了“能动+非能动”的双重安全系统。
所谓“能动”，即靠电来驱动安全系统，保障核电站运行。
如果在极端情况下，核电站断电了，这时“非能动”就能派上用场。
他说，“非能动”就要靠自然力量来驱动安全系统。
比如发生火灾时，楼上有一盆水在自然的重力作用下浇下来，就能在没有能源的情况下起到安全保障。
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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。
以新华控制XDC800为例，其在电力行业的应用较为广泛。
但是目前其在核电领
域的应用还是一个空白，有待进一步改进，升级后相信可以应用于核电领域。
2.2国外数字化控制系统平台的应用
目前国外很多数字化控制系统平台均有涉及核电领域。
如AP1000标准设计
中所采用的Ovation平台。
在田湾VVER核电站中所采用的Siemens TXP平台等。
在已有的火电行业中，宁波北仑的1 000 MW机组所采用的控制系统平台也是Ovation平台。
可以说目前国外的数字化控制系统平台无论是在核电领域还是应
用于传统发电机组上都比较成熟。
但是因为国外对国内先进技术出口限制以及进
出口成本等原因，造成国内核电站如需采用国外的控制系统平台需要非常高的成本。
这成为了制约核电站在国内大力发展的一个瓶颈。
3.关键设计优势分析
目前，国内除田湾核电站外的其他商用核电站（例如M310）均采用离线式
的方法进行反应堆堆芯功率分布测量，即从反应堆堆腔底部插入微型裂变室，来
定期校准堆芯内部的功率分布状态。
微型裂变室的内部充有氩气，中心电极表面
涂有一层二氧化铀，其中U-235的丰度为90%，测量原理是：当堆芯内的热中子
入射到微型裂变室的灵敏体内，打在涂有二氧化铀的电机上，使U-235发生裂变
反应，裂变产生的重的裂变产物使灵敏体内的氩气电离，产生电子—正离子对，
电子和正离子在外加电场的作用下向两级漂移，从而形成脉冲，这些脉冲叠加起来，就形成了电流，此电流表征中子通量的大小。
这样就必须在反应堆底部开孔，增加压力容器泄漏的可能性，也不利于人员辐照剂量和人工成本的控制。
华龙一号核电站堆芯仪表系统使用自给能探测器，从反应堆压力容器顶部将
探测器直接插入堆芯活性区域，实现堆芯中子注量率的在线测量，并实时生成反
应堆三维功率分布图。
华龙一号核电站堆芯仪表系统采用的是铑自给能探测器SPND，其工作原理是由发射体、绝缘体、收集体组成。
工作原理是：发射体材料
铑（45Rh103）与中子发生辐射俘获反应（n，γ），产生45Rh104同位素，在
45Rh104β衰变中产生β粒子。
β粒子以一定概率逃脱发射体被收集体收集，发射
体带正电，探测器输出小电流。
平衡时，电极间的电流正比于中子通量密度，测
量电流即可测出中子通量密度。
自给能探测器不需要外部供电，具有可靠性高、
使用寿命长、使用价值高等特点，满足进行在线式监测堆内中子注量率的要求。
4.国产化研究重点
4.1弱信号长距离传输
堆内核测系统探测的均为微弱的中子信号，弱信号的长距离传输是保证核测
系统长期稳定运行的关键因素。
核测设备需采取良好屏蔽措施以增强抗外接干扰
的效果，同时在电路上增加滤波电路，以提高探测器、电缆和信号处理系统之间
的匹配性。
4.2自给能探测器拉制工艺研究
自给能探测器为堆芯中子探测的关键设备。
探测器材料选择、拉制和旋锻工
艺为自给能探测器的核心技术，需通过大量样件的试制、工艺摸索和堆上试验的
验证，全面掌握自给能探测器的加工制造工艺，定位关键检验要求和检验环节，
保证自给能探测器产品的一致性和稳定性。
图1 RII系统中子温度探测器结构示意图
5、调试试验上的优势
首先在探测器安装上，RII系统的中子温度探测器组件和水位探测器组件全在
装料后安装；而以前的RIC系统的热电偶和差压变送器要在热试前安装，模拟探
测器要在装料前安装，真的探测器要在装料后安装。
其次，堆芯测量系统调试过程中一般会出现两种故障：就地设备故障和机柜
故障。
RII及RIC系统由于机柜结构及使用软件不同，因此将调试故障差异对比重
点放在就地设备故障对比。
RII系统就地设备为探测器组件，信号通道电缆在单体测试是已进行过通道电
气连续性、绝缘及精度测试，正常情况下出现故障较小。
探测器组件中包含7个SPND级热电偶，SPND故障率大于热电偶。
在燃料组件的7个释能区中，如果超
过3个相邻释能区或超过4个不相邻释能区失去监视，则认为该燃料组件失去监视。
如果出现SPND故障较多，无法满足堆芯中子通量监测，则需降功率运行。
RIC系统就地设备较多，故障多发生在堆芯仪表间，故障分为两种：探测器故障和驱动设备故障。
RIC系统中子探测器微型裂变室出现故障或损坏更换探测器
即可，驱动设备故障主要故障为驱动机构故障。
调试期间探测器运动频繁，驱动
电缆易发生磨损，导致驱动电缆与驱动机构齿轮无法啮合，发生打滑卡塞现象。
驱动机构故障主要是电机过载损坏和传动装置力矩小于设计值无法支撑探测器及
驱动电缆上插回抽，导致探测器在通道内卡塞无法运动。
根据机组功率水平，RIC 系统故障处理有两种方法：临界前出现故障，则根据故障类型选择更换电机或探
测器，恢复传动装置力矩至设计值；临界后出现故障，如探测器卡塞在路选择器入口前或存储通道，则在读出控制柜重新编辑剩余探测器运动程序，使用剩余探测器完成故障探测器测量通道，探测器卡塞在路选择器入口后导致其他探测器无法进入路选择器，则需要调试人员进入堆芯仪表间排除故障因素。
两种系统对比，RII系统处理就地设备故障，一般通过机柜排除故障因素，操作方便，工作量小，无辐射风险。
RIC系统就地设备故障需调试人员在堆芯仪表间排除故障，工作量大且工作内容繁琐，人员沟通困难，辐射风险较大。
因此RII 系统在调试故障处理的工作内容及方式明显优于传统的RIC系统。
综上，RII系统取消了机电设备，无就地设备功能验证的试验规程；并且设备厂家提供了中子部分及温度水位部分专用测试设备，模拟相关数据以便进行相关调试试验较为方便；试验阶段相较M310变化较大，机组热试期间不进行堆内热电偶的验证，探测器组件的整体通道验证在机组装料后执行。
调试期间RII系统在工作量、工作方法及操作性方面优于RIC系统，辐射风险较小。
总结：通过上述分析可以得出，华龙一号第三代核电站堆内核测系统相较以往二代和二代加核电站的堆内核测系统设计作了较大的升级和优化，提升了核电站堆芯功率分布监测的实时监测能力和调试故障操作能力。
参考文献：
[1] System Manual RII In-Core Instrumentation System Chapters 2-5 [内部资料]。
[2] System Manual RII In-Core Instrumentation System Chapter 10 Flow Diagram [内部资料].
[3] System Manual RII Chapters 7-8 Safety Analysis and Maintenance ＆Periodic Test[内部资料].
[4] RIC系统手册2-5章[内部资料]
[5] RIC系统手册第7-8章[内部资料]。