认识实习报告.doc

华北电力大学实习报告书学生姓名蔡宇钦性 别男成 绩实习名称认识实习实习班级实践核1101实习周数2带队教师玉宇实习单位华电地 点北京实习时间：2013、01、72013、01、18实习地点：华北电力大学 清华核能与新能源技术研究院 中国原子能科学研究院正文： 2013年一月，我院（核科学与工程学院）组织了认识实习，我们实践班与中法班进行了为期两周的实习。这两周，我们陆续参观了校内各实验室、清华核能与新能源技术研究院、中国原子能科学研究院。初步了解了核电站及各反应堆的相应知识。以下为本次实习的收获及总结。一、对参观清华核能与新能源技术研究院的总结： 清华核能与新能源技术研究院筹建于1958年，始建于1960年1月。早期称清华大学原子能基地，1962年起名为清华大学试验化工厂。1979年3月经学校批准更名为核能技术研究所。1990年11月10日，经国家教委批准更名为核能技术设计研究院。2003年9月更名为核能与新能源技术研究院。更名后原有设计院资质保留，名称仍为“清华大学核能技术设计研究院”。清华核能与新能源技术研究院俗称“200号”，这是屏蔽试验反应堆最初在校内基建项目的编号。我们于清华核能与新能源技术研究院参观了高温气冷堆核电站示范工程主系统模型、10MV高温气冷实验堆、钴60集装箱监测系统。10MV高温气冷实验堆高温气冷堆是一种新型的、具有良好安全特性的先进核反应堆，它的安全性好，发电效率高（采用蒸汽循环方式发电效率可达40左右，采用氟循环方式发电效率可达 48左右），可以建在人口稠密的城市附近，就近经济地供电供热，它能提供高达950的高温工艺热，除了实现安全、高效、经济发电外，还可用于热电联供、稠油热采、石化工业及煤的气化液化以及其他需要大量高温工艺热的部门，它可以使用铀、钍两种不同的核燃料，而且实现可以进行不停堆换料，因而在长远能源系统中具有广阔的应用和发展前景。10兆瓦高温气冷实验堆于1995年6月在核研院动工兴建，到2000年底，成功实现临界，2002年底达到满功率运行。10MV高温气冷实验堆的设计吸收了国际上成功运行的高温气冷堆的经验和新近发展的模块式高温堆的先进概念，采用了肩并肩式的紧凑布置，包覆颗粒球型燃料元件，燃料连续装卸运行方式，全微机化保护系统与纵深防御原则，具有在事故下能自动停堆、非能动排出剩余发热等一系列先进技术特点。掌握高温气冷堆在设计、建造和运行方面的技术；提供一个燃料元件和材料的辐照实验基地；进行发电和区域供热试验；验证模块式高温气冷堆的固有安全性；开展高温工艺热的应用研究等成为近期研究和发展的主题。钴60集装箱监测系统清华核能与新能源技术研究院1995年提出研制 r射线集装箱检测系统（TC-SCAN），并列入了科技部“九五”攻关计划。1997年7月建成全规模样机，获得了高质量集装箱数字辐射图像。1999年6月26日，第一座钴-60集装箱检查站在福州马尾港建成并首次在现场获得了海运集装箱图像，该检查站也是我国第一座投入运行的国产集装箱检查站。TC-SCAN投入使用以来，对维护正常的贸易秩序、保护国家税收，防止和打击各种形式的恐怖活动起到了显著的作用。该系统可对集装箱等大型物流载体进行有效、快速的检测。系统采用常规探伤机（Amersham 公司）作射线源，研发特高灵敏度高压充气阵列电离室作为射线探测器并获得多个国家的专利授权。借助于特殊的阵列探测器和先进的信号与图像处理技术，钴源集装箱检测系统可以提供优异的集装箱透视图像，其检测性能优良，并达到与4-9MeV加速器检测系统相当的水平，同时在价格上具有明显的优势。对于100mm铁，该系统反差灵敏度（CI）和丝分辨率（IQI）分别为0.5%和2.5%，穿透本领（SP）约240mm铁；每小时可以检测30个标准集装箱，而每次检测的最大检测剂量不到5mSv。实际运行显示，该系统检测性能完全满足海关的需要，而且特别稳定、可靠。自1999年起该系统实现了产品的系列化，陆续发展了车载移动式、组合移动式、航空集装箱和铁路货车等多种针对不同用途和特点的检测系统。国内迄今已有9套60Co集装箱检测系统（含2套铁路货车在线检测系统）交付使用，主要设置在我国的西部与北部边疆，也包括福州马尾以及河北秦皇岛等东部港口。此外，有三套（车载式与组合移动式）分别在非洲吉布提与中东阿布扎比、哈萨克斯坦投入运行。2003年还签署了出口西非加纳共和国的供货合同。这些系统分布在世界各地，经受了各种严酷气候环境的考验并使用良好。TC-SCAN系统是世界上第一个研制成功并实际应用的集装箱检测系统，也是迄今唯一可与加速器系统检测性能相当的g射线集装箱检测系统。钴-60集装箱检测系统近年共获2项发明专利授权，并获得国家技术发明2等奖、北京市科技进步1等奖以及2000年香港国际发明展唯一大奖（全场总冠军）。该项目为全国“九五”攻关十九项重大科技成果之一，其验收组专家认为，此项目达“国际领先水平”，“是我国核技术领域的优秀典型”。二、对参观中国原子能科学研究院的总结：中国原子能科学研究院创建于1950年，是我国核科学技术的发祥地和国防核科研、核能开发研究和核基础科研的创新基地。有7位“两弹一星”功勋奖章获得者在这里创建功勋，有60余位两院院士曾在这里学习和工作过，国内十几个重要的核科研和生产单位由此派生，从这里输送出去的各类骨干人才达7000多名。 中国原子能科学研究院目前隶属于中国核工业集团公司，下设有6个研究所：核物理研究所、反应堆工程研究设计所、放射化学研究所、同位素研究所、核技术应用研究所、辐射安全研究所；2个技术部：科技信息部、放射性计量测试部；7个国家级、部委级研究中心或重点实验室； 8个工程项目部六十多年来，中国原子能科学研究院为国家核科技创新、核工业发展、核科技人才培养做出了重要贡献，形成了核物理、核化学与放射化学、反应堆工程技术、加速器技术、核电子与探测技术、同位素技术、辐射防护技术和放射性计量等八大学科，开发出了以同位素辐射技术为主导的一批高新技术和产品。这次我们参观的主要是HI-13北京串列加速器核物理国家实验室、中国实验快堆、中国先进研究堆。HI-13北京串列加速器核物理国家实验室北京串列加速器核物理国家实验室以现有的15MVHI-13串列加速器为基础，在串列加速器的前端新建一台100MeV、200A紧凑型强流质子回旋加速器和质量分辨率为20000的在线同位素分离器；在串列加速器的后端新建一能量增益为2MeV/q的重离子超导直线增能器。装置的各个主要部分可以灵活组合，以产生不同种类的稳定核束和放射性核束。该实验室可产生能量为75100MeV的质子束和317MeV/q的重离子束；可产生的放射性核束有40余种丰质子核束和80余种丰中子核束，强度为1061011粒子/秒，能量在300keV17MeV/q之间分段可调。串列加速器升级后，提供的束流的种类和强度将有质的改善。放射性核束设施的建设，填补了我国中能强流质子回旋加速器、高分辨同位素分离器和超导直线加速器的空白，本项目装置产生的放射性同位素和稳定核束，将用于军用核数据测量、国防辐射物理、核物理基础研究、同位素开发及核技术应用研究。中国实验快堆中国实验快堆是国家“863”计划最重大项目，列入了国家中长期科技发展规划前沿技术研发目标，是我国快中子增殖反应堆（快堆）发展的第一步。该实验堆热功率65MW，实验发电功率20MW，共分15个子项、219个系统，是目前世界上为数不多的具备发电功能的实验快堆，该技术方案符合世界快堆发展趋势，主要参数和系统设置接近商用快堆，具备了大部分原型快堆的一些结构特点，适宜于向下一步商用快堆电站跨越。中国实验快堆还采用了负反馈设计、非能动安全系统等前瞻性安全设计，以保证环境和公众的绝对安全，其安全特性指标已达到第四代先进核能系统的要求。中国实验快堆于2010年7月21日实现首次核临界，2011年7月21日成功实现首次并网发电。快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆,其消耗的主要核燃料是铀235。自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66，其余绝大部分是铀238，它占了99.2。快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。在大型快堆中，平均每10个铀-235原子核裂变可使12至14个铀-238转变成钚-239。这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称快速增殖堆。 快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中，通过顶部的传动机构带动。传统反应堆需慢化剂、冷却剂。但由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。目前快堆中的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂，通过流经堆芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。钠的中子吸收截面小；导热性好；沸点高达886.6，所以在常压下钠的工作温度高，快堆使用钠做冷却剂时只需两、三个大气压，冷却剂的温度即可达500-600；比热大，因而钠冷堆的热容量大；在工作温度下对很多钢种腐蚀性小；无毒。所以钠是快堆的一种很好的冷却剂。世界上现有的、正在建造的和计划建造的都是钠冷快堆。但钠的熔点为97.8，在室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将钠熔化。钠的缺点是化学性质活泼，易与氧和水起化学反应。所以在使用钠时，要采取严格的防范措施，这比热堆中用水作为冷却剂的问题要复杂得多。对于中国实验快堆，在试验快堆建设过程中，以钠为冷却剂，首次将非能动余热倒出系统应用于快堆，这在国际上也是首次。该系统的设计原理式依靠自然对流和自然循环倒出余热，不用阀门和泵，初打开空气冷却器风门为主动动作外，其余全部由非能动原理试验。该系统可以保证在全厂断电、地震和失水三种最严重的事故状态下，将堆芯余热倒出，从而保证反应堆的安全。此外，热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强，如果直接地质处置，则每三四年就需建造一座类似于美国YUCCA MOUNTAIN（尤卡山，大型核废料处理场）规模的处置库，耗资极其惊人。而这些核废料在快堆反应中经过回收再利用以后，放射性物质的衰变期只有二三百年，可以大大减少核废物处置量，降低缺乏燃料长期毒性风险。综上、快堆有两大显著优势：一是可以将天然铀中占99.3%的铀238转换成易裂变核素钚239，大幅提高资源利用率；二是可以将压水堆产生的长寿命废物嬗变掉，使得长寿命放射性废物对环境的影响从百万年量级降低到几百年，同时需要最终处置的废物量大大减少。一座快堆可以支持5-10座同功率压水堆产生的长寿命废物的嬗变。按照我国核能发展“压水堆快堆聚变堆”三步走战略，我国的核能发展，继二代、二代加及三代核电技术之后，以快堆为代表的第四代核电技术将承担起核能发展的重任。压水堆、快堆与后处理厂匹配发展，形成核燃料闭式循环体系，可以充分利用铀资源，并实现核废物的最小化，从而保证核裂变能的大规模可持续发展。快堆作为第四代先进核能系统的主要堆型，其大规模推广应用对我国核资源的清洁高效利用和大幅减少温室气体排放，实现低碳经济具有十分重要的意义。在课后期间，查相关资料知：钠冷快堆可按结构来分，分为回路式和池式。 回路式结构就是用管路把各个独立的设备连接成回路系统。优点是设备维修比较方便，缺点是系统复杂易发生事故。与一般压水堆回路系统相类似，钠冷快堆中通过封闭的钠冷却剂回路（一回路）最终将堆芯发热传输到汽-水回路，推动汽轮发电机组发电。所不同的是在两个回路之间增加了一个以液钠为工作介质的中间回路（二回路）和钠-钠中间热交换器，以确保因蒸汽发生器泄漏发生钠-水反应时的堆芯安全。池式即一体化方案，池式快堆将堆芯、一回路的钠循环泵、中间热交换器，浸泡在一个很大的液态钠池内。通过钠泵使池内的液钠在堆芯与中间热交换器之间流动。中间回路里循环流动的液钠，不断地将从中间热交换器得到的热量带到蒸汽发生器，使汽-水回路里的水变成高温蒸汽。所以池式结构仅仅是整个一回路放在一个大的钠池内而已。在钠池内，冷、热液态钠被内层壳分开，钠池中冷的液态钠由钠循环泵唧送到堆芯底部，然后由下而上流经燃料组件，使它加热到550左右。从堆芯上部流出的高温钠流经钠-钠中间热交换器，将热量传递给中间回路的钠工质，温度降至400左右，再流经内层壳与钠池主壳之间，由一回路钠循环泵送回堆芯，构成一回路钠循环系统。两种结构形式相比较，在池式结构中，即使循环泵出现故障，或者管道破裂和堵塞造成钠的漏失和断流，堆芯仍然泡在一个很大的钠池内。池内大量的钠所具有的足够的热容量及自然对流能力，可以防止失冷事故。因而池式结构比回路式结构的安全性好。现有的钠冷快堆多采用这种池式结构。但是池式结构复杂，不便检修，用钠多。中国先进研究堆(CARR)中国先进研究堆(CARR)位于中国原子能科学研究院内，工程建筑面积约18 000 m2，占地面积约2.3公顷，是由反应堆及其相关辅助系统和实验设施组成的大型核科学工程，中国原子能科学研究院负责该工程的设计、建造和营运。CARR 工程于2002 年8 月26 日正式开工，2005 年12 月主厂房封顶，2007 年完成主工艺系统安装，2008 年下半年开始综合调试，2010 年5 月13 日实现首次临界。 CARR仪控系统由反应堆保护系统、ATWS系统、核测量系统、反应堆监控系统等组成。这些系统，除了核测量系统基本上还是采用传统的模拟技术外，均采用了计算机技术。1) CARR数字化保护系统保护系统包括从传感器到执行装置输入端子在内的所有电子学设备和逻辑装置。该系统有3个完全独立、实体隔离的通道、两个系统站和若干个2/3逻辑站组成。保护系统除自动给出触发信号外，还设置了手动操作的硬设备，以实现手动紧急停堆和启动专设安全设施。如在主控室和辅助控制点均设置了两个互为冗余的紧急停堆按钮，在主控制台上设置了应急泵、应急风机、重水排放阀、主循环泵和反应堆操作大厅风机等的控制开关，在辅助控制点设置了应急泵、应急风机和重水排放阀等控制开关。2) ATWS系统按反应堆保护功能的多