核电站利用核燃料在反应堆中进行可控链式裂变反应产生能量来发电。为了使反应堆安全可靠地运行,必须持续不断地将热量导出堆外,以保证燃料元件不超温,这就需要主泵可以提供足够的一回路冷却剂流量。然而,一回路流量过大会导致反应堆压力容器内的堆内构件和燃料组件安全运行受到负面影响。因此必须对一回路冷却剂流量进行限制,通过切实有效的方法进行测量,并对测量结果进行相关评价,以确保核电站的安全运行,防止核事故的发生。针对国内在建核电机组出现过的一回路流量超结构设计流量准则的现象。本课题通过研究核电机组一回路流量测量原理,查找并分析一回路流量超过结构设计流量准则问题发生的根本原因,研究在设计上消除此问题的措施和方法,最终达到解决一回路超结构设计流量问题的目的。通过反应堆流量测量方法及不确定度的研究与分析,得出流量测量不确定度较大对流量超过原结构设计流量限值有不利贡献,可以通过使用高精度测量仪表,减少仪表传输通道环节等措施使得所测量流量精度提高。通过对一回路阻力特性及主泵扬程分析论证,得出了出现一回路流量超过原结构设计流量限值现象的原因：堆芯、反应堆结构、蒸汽发生器、主管道的阻力特性计算时存在一定的不确定度,一回路各设备的实际阻力特性相对于设计值偏小；主泵扬程特性也存在一定的不确定度,实际扬程相对于设计值偏大。在上述因素的共同作用下,导致核电厂的实际运行流量超过原结构设计流量限值的现象出现。本文在对一回路流量数据统计分析的基础上,结合国内外同类机组的运行经验反馈、三代机型(EPR、AP1000)结构设计流量准则取值依据,提出了机组的一回路结构设计流量的新准则：堆芯结构设计流量为75558m3/11,环路结构设计流量为25186m3/11。在机组的一回路结构设计流量的新准则下(堆芯结构设计流量75558m3/11及环路结构设计流量25186m3/h),本文通过对关键设备的结构完整性分析和机组安全评价,证明新准则下设备结构完整性及机组安全能够得到保证。