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核电实习报告 核电实习报告篇一：核电站实习报告 2012年中美暑期实习班 （HEU-TAMU） 专题报告 实习地点：哈尔滨工程大学 红沿河、三门及大亚湾核电站 班 级 ： 091517 学 号 ： 2009151728 姓 名 ： 宋天昊 指导老师：高璞珍 实习时间：2012.7.29-8.9 1 题目：AP1000与ACPR1000+技术特点的比较分析 Title：The comparative analysis of the technical characteristics of AP1000 and ACPR1000+ 摘要: 本文通过分析AP1000和ACPR1000+各自的技术特点和发展过程，展现了其设计思路并分析比较了其安全性、经济型、建造成本等方面的优劣。 Summary: This article shows design ideas of AP1000 and ACPR100+ by analyzing their technical characteristics and development process. It analyzes and compares the pros and cons of their security, economic, and construction costs. 关键词：三代技术 非能动 自主 AP1000 ACPR1000+ Key Words: The 3rd generation Passive Independent technology AP1000 ACPR1000+ 引言: 此次实习过程中参观了三门核电站全球首个AP1000机组的建设现场和以M310机组发展来的CPR1000为主要堆型的红沿河核电站和大亚湾、岭澳核电站。并听取了有关以CPR1000技术为基础的自主化第三代核电技术ACPR1000+的介绍。 AP1000和ACPR1000+作为我国核电技术未来发展的两个主导方向，有着其各自不同的技术特点和各自的优势。分析比较其各自的特点和优势，对于理解现代反应堆的设计思路、加深对第三代核电的认识具有重要意义。 Introduction: During this study tour, we visited the construction site of the world s first AP1000 unit of the Sanmen Nuclear Power Plant and CPR1000 which develops from the M310 unit in Hongyanhe, Daya Bay and Lingao Nuclear Power Plants. We had listened to the introduction of ACPR1000+ technology, our own third-generation nuclear power technology which is based on CPR1000. As the two dominant directions of the future development of nuclear power technology in China, the AP1000 and ACPR1000+ have different technical characteristics and their respective advantages. Analysis comparing their respective features and advantages has an important significance for understanding modern reactor design ideas, and a better understanding of third-generation nuclear power technology. 主体内容 一、 AP1000的技术特点1、 设计思路 AP1000 是美国西屋公司在AP600先进压水堆技术的基础上设计的第三代核电堆型。 AP1000技术的最大特点是运用了非能动安全设计。AP1000压水堆的基本设计思路是：在设计基准事故情况下，电站无需人工操作、电源或泵，同样能实现安全停堆并维持安全停堆状态。AP1000并非借助能动设备如柴油应急发电机和水泵，而是依靠自然力如重力、自然循环和压缩空气来防止堆芯和安全壳过热。 2、 非能动安全 非能动安全技术是AP1000堆型最大的特点。非能动安全是指不依赖外来的触发和动力源，而靠自然循环、重力、蓄势等简单有效但又从不失效的物理规律来实现安全功能的系统。 AP1000的非能动安全设计可以使系统处于长时间停堆状态，根据概率安全分析AP1000满足美国核管会确定的安全准则和概率风险准则，并有很大裕量。概率风险评估的结果表明起事故概率为目前运行电站的1/100。 AP1000的非能动安全系统主要包括非能动余热排出系统、非能动安注系统和非能动安全壳冷却系统。其中非能安全壳的设计最为独特。安全壳采用双层设计，钢制安全壳本身就是非能动安全系统的一部分。非能动安全壳系统（PCS, Passive Containment System）可以将热量从壳体传到环境中，非能动水箱中的水可以将堆芯冷却持续72小时以上，留有足够的时间来处理应急事故。非能动安全壳利用自然对流使空气流经双层安全壳之间的通道来提供额外冷却。 3、 简化设计 AP1000设计过程中，采用了简化设计的思路。简化的非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件。减少了50%安全相关闸阀，减少了80%安全相关管道，减少了85%控制电缆，减少了35%的泵类，减少了45%的抗震建筑。这些使简化设计使反应堆节约了反应堆建造成本，缩短了反应堆的建造周期，也使反应堆的运行更具经济型。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh。 与现役核电站相比，在相同的发电能力下，AP1000占地面积更小。它的电站布置将安全相关系统和非安全相关系统分离开。电站由核岛、汽轮机厂房、附属厂房、柴油发电机厂房放射性废物厂房等几个关键建筑结构组成，每个建筑各自独立。 4、 成熟技术 AP1000保留了很多在现有电站和改进型电站中的能动安全相关系统，主回路系统和设备设计采用成熟电站设计。6AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。 5、 数字化控制 AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。AP1000测量系统有42个固定测量仪表并可以形成3D图像。AP1000的数核电实习报告篇二：田湾核电站实习报告 华北水利水电大学 毕业实习报告 姓名： 紫沐飏学号201111021专业:核工程与核技术 班级： 2011110班 实习单位： 江苏连云港田湾核电站 实习时间：2014年 11月17日 至 2014年 11月 23 日 2014 年 11 月 28 日 目录 1，实习目的.3 2,实习时间.3 3,实习地点.3 4,实习单位简介.3 5,实习内容：.3 5.1 参观展厅，厂区现场.3 5.2 观影，合照.4 5.3 核电科普知识讲座.4 5.4 核岛设备及系统介绍.4 5.5 常规岛设备及系统介绍.5 5.6 技能教室及模拟机房参观.6 5.7 连岛半日游.6 6，实习体会与小结.7 1,实习目的： (1）了解和掌握所学核工程与核技术专业在核电站运行的运用，增强学生对本专业学科知识的感性认识。 （2）了解核电站整体的运行情况，以及各个设备的工作原理与工作过程。 （3）培养理论联系实际、从实际出发分析问题、研究问题和解决问题的能力； （4）培养学生热爱劳动、不怕苦、不怕累的工作作风。 2,实习时间：二一四年十一月十七至二十三日 3, 实习地点：连云港 田湾核电站 4,实习单位简介： 田湾核电站位于江苏连云港的是中国“九五”期间开工建设的重点工程之一，是中俄两国迄今最大的技术经济合作项目，也是中国单机容量最大的核电站。由中国核工业集团公司控股建设。田湾核电站在工程建设中实现了多项技术改进，如采用双层安全壳结构、全数字化仪控系统，增设堆芯熔融物捕集器等，其安全设计优于当前世界上正在运行的大部分压水堆核电站，在某些方面已接近或达到国际上第三代核电站水平。 田湾核电站是中俄两国在加深政治互信、发展经济贸易、加强两国战略协作伙伴关系方针推动下，在核能领域开展的高科技合作，是两国间迄今最大的技术经济合作项目，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建4台的余地。一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80，年发电量达140亿千瓦时。厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建4台的余地。一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80，年发电量达140亿千瓦时。田湾核电站1号机组1999年10月20日浇筑第一罐混凝土。2005年10月18日开始首次装料，12月20日反应堆首次达到临界，2007年5月17日正式投入商业运行。截至2007年7月2日24时，1号机组累计发电量36.07亿千瓦时，累计上网电量32.54亿千瓦时。 5,实习内容： 5.1 参观展厅，厂区现场 大家进入田湾核电站展厅后，同学们先观看关于田湾河站的专题纪录片，之后，在讲解员的带领下参观了展厅。讲解员从田湾核电的建设到投入发电以及为什么要发展核电、核电站的工作原理、合理认识核辐射、田湾核电站的设计特点与安全性等方面做了详细讲解。宽大的展厅设科普知识与田湾核电站建设历史两个展区。内容主要包括：动态沙盘，核能科普知识，世界以及中国核能发展概况，核电是安全清洁的能源，辐射防护以及核技术的应用，核电站事故真相，田湾核电站工程概况，总体规划，领导关怀，大事记和技术安全特点，对地方的贡献以及企业文化等。展厅中还配备了反应堆，蒸汽发生器，堆芯熔熔物捕集器，汽轮机，控制棒以及驱动装置等的模型。各式各样的实物，总算让大家给了理论 联系实际的机会。 5.2 观影，合照 下午的时光匆匆而逝，大家沉浸在漫步核世界与驯核记中，为老一辈核能工作者的精神深深的感动着。在那个灾难深重的岁月里，大家缺衣少食，一切从零开始，凭借着独立自主，自力更生这句话，硬生生的构建起中国核技术的牢固基石。多少人为此挥汗水，挥洒着青春的热血，将满腔的爱国之情凝聚在大西北的戈壁滩，才有了今天核能技术的成熟。老一辈的不屈不挠的精神必将有我们这群愿为祖国明天的辉煌抛头颅洒热血的青年继承发扬光大。 之后是大家的集体照，在大家的灿烂的笑容的背后是每位110班的学生的铮铮的坚定眼神，一定要为祖国核能事业添砖加瓦，再创辉煌。我相信只要我们坚定信心，不懈奋斗，一代代，征服聚变一定不是梦。 5.3 核电科普知识讲座 作为科班出身的本科生，这本来是不需要的环节。但是在讲解员的规范的服务和富有特色的简介下，辅以实物模型，让本来枯燥的知识活了过来，娓娓道来，妙趣横生，令人如沐春风，自是别有一番风味。给大家留下了深刻的印象。 5.4 核岛设备及系统介绍 核岛是核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称。核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。主要分为以下几个系统区域： 一，核岛(Nuclear Island)厂房：主要包括反应堆厂房(安全壳)、核燃料厂房、核辅助厂房、核服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等。 二，核岛主要结构： 核蒸汽供应系统 核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及与一回路相连接的系统所组成。一回路的主要设备有反应堆堆芯、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。一回路中冷却剂(高温高压的水流)的主要作用是将反应堆堆芯产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽；在一回路水中加入硼酸，用来控制反应性的慢变化；用稳压器维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。与一回路相联的系统包括化学和容积控制系统、反应堆安全注射系统和余热冷却系统。化学和容积控制系统的主要作用是维持一回路所需要的水量;调节溶解在冷却水中的硼酸浓度,以控制反应堆的反应性；对水进行净化处理，除去水中的裂变产物和腐蚀产物；给一回路的水加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。反应堆安全注射系统的主要作用是当一回路发生失水(例如,一回路管道发生大破裂而引起大泄漏)时,安全注射系统就作为安全给水系统。它主要由高压注射部分、安全注射箱和低压注射部分组成。前者于中等失水时起动，后者于大量失水时起动。安全注射箱通过两个逆止阀和一个隔断阀与一回路相连，起安全注射作用。这几部分协同工作即能保证堆芯的冷却，并可使反应堆停堆。核反应堆停堆后，燃料元件因裂变产物的衰变而发热，余热冷却系统的作用是带走这部分热量。它主要由热交换装置、循环(转 载于:wWw.xmsJOB.cOm 厦门培 训 考 试 网:核电实习报告)泵和阀门等组成，用于停堆、更换燃料以及一回路系统发生大量泄漏事故时带走热量，冷却堆芯。 安全壳喷淋系统 安全壳喷淋系统由两条独立的管线组成。每条管线系统都是由喷淋泵、冷却器、喷头、换料水箱、阀门等设备组成。当发生失水事故时，一回路中高温高压的水漏到安全壳中，由于安全壳是密封的，安全壳里的压力和温度都会升高。安全壳喷淋系统的主要作用就是喷淋冷水使水蒸汽凝结成水，从而降低安全壳内的压力和温度。喷淋水中含有碱，可以除去空气中放射性的碘。 辅助系统 辅助系统包括以下 6个系统： 设备冷却水系统。为核岛中的热交换器提供去除离子的冷却水。 反应堆腔室和废燃料冷却系统。用于反应堆腔室和废燃料池池水的冷却和净化；可以对压力壳充、排水。 辅助给水系统。当蒸汽发生器的主给水系统完全失去作用时就投入运行。在反应堆起动、升温和停堆时，也由这个系统给蒸汽发生器供水。 通风和空调系统。用于维持室内的温度和湿度，为运行人员和设备提供适宜的工作环境，减少室内空气中放射性碘的浓度，并减少向大气中排放放射性物质。 压缩空气系统。为调节器、气动阀和安全阀等设备提供压缩空气。 放射性废物处理系统。包括排放液体收集系统，硼酸再循环系统，气体、液体和固体废物处理系统，监测和排放系统，蒸汽发生器排污系统和液体废物排放系统。 5.5 常规岛设备及系统介绍 常规岛。英文：Conventional Island，简称：CI，定义：核电装置中汽轮发电机组及其配套设施和它们所在厂房的总称。常规岛的主要功能是将核岛产生的蒸汽的热能转换成汽轮机的机械能，再通过发电机转变成电能。 在压水反应堆核电厂中，常规岛的工艺系统也称为核电厂二回路系统。它的主要工艺系统有主蒸汽系统、主给水系统、汽水分离再热系统、凝结水系统、高核电实习报告篇三：中广核实习报告 中广核实践基地实习报告 方慧丽1120329101自动化系控制工程 实践主题、内容及预期目标 实践主题： 熟知核电自动化设备操作，提升工程实践能力 实践内容： 本次实践的主要内容是首先了解中广核公司的整个公司创业历史和发展历史，了解其企业文化和企业使命和战略定位，同时进行核电站的安全教育。然后参观中广核公司内部涉及的一些自动化设备，观看公司的工作人员对于自动化设备的操作流程，了解核电涉及的自动化设备的操作、维护、诊断、以及内部的一些测试开发流程。接下来通过实习老师的指导，实际对某型核电操作机器人设备进行实际操作，通过实际的操作熟悉核电区操作机器人的操作流程和注意事项以及维护方法。另外，安排得测试软件开发实践课程，要求开发对于操作机器人的扩展接口的测试程序，对机器人进行自动化测试，通过实际的工程开发操作提高自身的实际工程实践能力。 预期目标： 预期的目标主要有以下几方面： 1、 首先，通过公司工作的人员的课程教授，了解中广核公司的整个公司发展历史，深入了 解其企业的主要构成、主营业务、发展现状以及企业文化和战略定位，了解核电站的安全知识，保证能够按照安全的规章流程参观实习； 2、 通过参观中广核某型核电操作机器人的实际操作流程，了解自动化设备在核电公司的发 展现状和使用途径和领域； 3、 学习操作机器人的操规则和方法，熟悉机器人的操作步骤； 4、 测试程序的开发，运用在实际的工业机器人中，提升实际的工程自动化开发能力。 1、 中期报告 经过近半个月的实习参观，完成了实习内容的前两个目标。 通过公司员工的讲解，我了解到中国广核集团（简称中广核），原中国广东核电集团，是伴随我国改革开放和核电事业发展逐步成长壮大起来的中央企业，由核心企业中国广核集团有限公司和30多家主要成员公司组成的国家特大型企业集团。 中广核集团是中国广东核电集团有限公司的简称，是我国唯一以核电为主业、由国务院国有资产监督管理委员会监管的清洁能源企业。中广核工程有限公司作为中国广东核电集团的主要成员企业，是我国首家专业化的核电工程建设和管理公司。目前，承担着岭澳核电站二期、辽宁红沿河核电站、福建宁德核电站、广东阳江核电站等核电项目建设任务，在建核电机组总装机容量约1700多万千瓦，是全世界承担在建装机容量最多的核电工程总承包商。 而同时，为了我们的安全参观，公司专门安排了一趟核电站安全教育课程，丰富大家的核安全知识，和应急情况的处理流程，保证了未来一段时间的安全参观。 而公司内装备了许多自动化的设备，保证整个核电生产的正常顺利进行，比如核燃料处理机器人，能够在恶劣的环境下对核反应堆内