核电实习报告范本模板.docx

1、核电实习报告范本模板2012年中美暑期实习班（heutamu)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。298.91题目：ap1000与acpr1000+技术特点的比较分析摘要：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：关键词：三代技术 非能动 自主 ap1000 acpr1000+key words: the 3rd generation passive

2、 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, w

3、e visited the construction site of the worlds 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 thirdgeneration nuclear power t

4、echnology which is based on cpr1000.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

5、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

6、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，ap100

7、0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

8、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

9、 11月17日 至 2014年 11月 23 日2014 年 11 月 28 日1，实习目的。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。32，实习时间。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.33,实习地点。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.34，实习单位简介。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.35，实习内容：.。.。.。.。.。.。.。.。.。35.1 参观展厅，厂区现场。.。.。.。.。.。.。.。.35.2 观影，合照.。.。.。.。.。.。.。.。.。.45。3 核电科普知识讲座.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.45.4 核岛设备及系统介

10、绍。.。.。.。.。.。.。.。.。45。5 常规岛设备及系统介绍.。.。.。.。.。.。.55。6 技能教室及模拟机房参观.。.。.。.。.。.。65。7 连岛半日游.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.6 6,实习体会与小结.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.71，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

11、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

12、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

13、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

14、。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

15、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

16、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

17、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、循环泵和

18、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

19、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

20、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、高篇三:核电站实习报告1.实习目的 .。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。 22.实习内容 .。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。 22.1.概述 .。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。. 23.2反应堆结构 .。.

21、。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。. 72.3 堆芯组成 .。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。 142.4 蒸汽发生器结构 。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。 162。5 汽轮机结构 。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。 172.6 除氧器 .。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。 194.7田湾全数字化仪控系统 .。.。.。.。.。.。.。.。.。.。. 215.实习总结 .。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。

22、.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。.。 221.实习目的(1)训练从核电站业设计、施工、监理及系统运行管理等工作所必须的各种基本技能和实践动手能力;（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.实习内容2.1.概述核动力装置的组成及工作原理核力装置是一个由各种仪器、系统、设备和机构组成的综合体，用于将核燃料裂变时放出的核能变换成电能、机械能和热能。核动力装置由两部分组成：一是反应堆装置，其作用是使核燃料中的易裂变核素产生裂变，释放热量，并把热

23、量传递给工质（冷却剂）；二是汽轮发电机组(包括汽轮机和发电机),其作用是将工质（蒸汽）热能转为机械能和电能,在大多数核动力装置中，作为工质的冷却剂和蒸汽的回路是分开的。其中，冷却剂回路称为一回路水蒸气回路称为二回路.一回路是带放射性的，二回路则是安全的.田湾核电站一期工程建设的两台单机容量为100万千瓦级的俄罗斯ase91/99型压水堆核电机组即为双回路设计。其中,一回路由1个反应堆、1台稳压器和4个环路组成，如图1-11所示。每个环路又包括1台蒸汽发生器、1台主泵和主管道。冷却剂在主泵的作用下按照从反应堆一蒸汽发生器一主泵一反应堆的流程在一回路中循环流动。一回路内的压力由稳压器稳定在15.7

24、 mpa,在冷却剂通过反应堆堆芯时，吸收核裂变释放出的热量，温度从t=290加热到t=322，因此冷却剂在正常情况下处于欠饱和状态。被加热的冷却剂然后沿主管道进入蒸汽发生器，并在蒸汽发生器的传热管内流动,将热量传递给传热管外侧的二回路工质（给水),使给水沸腾，从而转变为饱和蒸汽,蒸汽的压力为6。 28mpa，温度为278。同时一回路冷却剂被二回路工质（给水）冷却,温度从320下降到290,然后沿主管道重新进入堆芯。在蒸汽发生器内产生的饱和蒸汽沿蒸汽管线进入汽轮机.蒸汽在流过汽轮机膨胀做功，使其热能转换成汽轮机转子旋转的机械能。由于汽轮机转子与发电机转子通过联轴器连接在一起，因此汽轮机在转动的同

25、时带动发电机转子旋转，继而在发电机定子上产生感应电流，这样就将机械能转换成电能，如图112所示.由于随着蒸汽在汽轮机内的膨胀，蒸汽的湿度增加,而这有可能导致汽轮机零件的汽蚀磨损.所以,汽轮机分为高压缸和低压缸，并且在高压缸和低压缸之间设置汽水分离再热装置,对蒸汽进行干燥和加热。干燥后的微过热蒸汽进入低压缸做功，并最终排入凝汽器。在凝汽器中布置有传热管,传热管内循环流动着海水，用于冷却汽轮机排出的乏蒸汽，使乏蒸汽转变为凝结水，同时保持凝汽器内为恒定的真空。海水的水温通常在1333，海水的循环依靠循环泵实现。凝汽器中蓄积的蒸汽凝结水称为主凝结水，由凝结水泵抽出，经过低压加热器加入除氧器.低压加热器

26、是利用从汽缸中抽出的蒸汽加热凝结水，有利于提高热循环效率,同时也可将汽轮机内的水分带出,有利于汽轮机的安全运行。在田湾核电站共设有四级低压加热器,其中一号低加为并列布置的4个表面式加热器，二号低加是一个混合式加热器,三号低加是一个表面式加热器，四号低加也是一个表面式加热器.在除气器中，利用汽轮机高压缸的抽汽将凝结水加热至饱和温度,使溶在水中的氧和二氧化碳等气体被释放出来并排出二回路,避免金属设备腐蚀，可见除氧器。经过除氧后的凝结水称为主给水.主给水由主给水泵抽出，经过高压加热器加热后进入蒸汽发生器，高压加热器同样是利用从高压缸中抽出的蒸汽加热给水，有利于提高热循环效率。在田湾核电站，高压加热器

27、均为表面式加热器,共设有两级并且分ab两个并列运行系列。例如,a系列依次布置有一个五号高加和一个六号高加，b系列与a系列完全相同。从以上对二回路热力系统的描述可知:二回路做功的工质从初始的饱和蒸汽，经过几个不同的热力过程后，仍然回到初始状态,这个周而复始的热力循环即是朗肯循环。如图1-13所示,朗肯循环由以下几个热力过程组成:812，表示二路的给水在蒸汽发生器中吸收一回路冷却剂释放的热量后转变为饱和蒸汽的过程，是一个定压吸热过程。23:表示饱和蒸汽在高压缸中膨胀做功,将蒸汽的内能部分地转化为转子旋转的机械能，是一个绝热膨胀过程。34：表示高压缸的排汽在汽水分离再热器中的汽水分离过程，使蒸汽的湿

28、度减小。45：表示高压缸的排汽在汽水分离再热器中的再热过程，使蒸汽的内能增加. 56：表示饱和蒸汽在低压缸中膨胀做功,将蒸汽的内能部分地转化为转子旋转的机械能，是一个绝热膨胀过程.67：表示汽轮机排汽在凝汽器中被冷凝成凝结水的过程,是一个定压放热过程。 78:表示水在泵中的加压过程,是一个绝热压缩过程.核电厂的热循环效率，通常用表示，它是指工质完成一循环所做的静功与工质在循环中从高温热源吸收的热量的比值，它表示输入的热量转变为功的份额。从朗肯循环可知,工质在循环中从高温热源吸收的热量q1,是点123456901078所所围成的面积，工质在循环中向低温冷源释放的热量q2,是点69107所围成的面

29、积；工质完成一个循环所做的净功即是吸收的热量与释放的热量之差，因此，核电厂的热循环效率可以用下式表示：？?？=(?？1？?2）/？1由于q1与蒸汽的初始参数(温度、压力）有关,q2与蒸汽的终参数有关,因此初始参数越高,则热循环效率越高；终参数下降,初始参数不变,则热循环效率越高. 由于核电厂蒸汽的初始参数低于火电厂蒸汽参数,因此核电厂的热循环效率较低。为了提高热循环效率，核电厂普遍采用了给水回热循环。采用给水回热循环的意义在于：从汽轮机中抽出一部分蒸汽，加热给水,提高了蒸篇四：在秦山核电站实习报告 11月实习报告南京林业大学电气工程认识实习实 习 报 告实习班级：_1008031_学生学号：学生姓名:_李 鹃_实习地点：_指导教师：_周国平_实习成绩：_2011 年 11 月 04 日实习地点：浙江省嘉兴市嘉化能源化工有限公司中核集团秦山核电有限公司实习时间：2011年11月1日至2011年11月4日实习目的通过参观工厂的生产实际,将理论知识与生产实践相结合，优化知识结构，提高思考分析能力.在参观过程中，通过向技术人员提问学习，了解与初步掌握本专业相关产品技术参数等方面的实际知识和相关标准，增强对发电机控制设备 ，蒸汽锅炉，核能源发电系统,控制系统及辅助设备的组成及结构的具体知识，为今后专业课程的学习、专业课程设计及毕业设