核工程与核技术专业毕业实习报告资料要点.doc

核工程与核技术专业毕业实习报告 学号： 姓名： 专业：核工程与核技术 院系：动力与机械学院 日期: 2014/4/11 目录 1.实习目的和性质………………………………….03 2.AP1000核电站压水堆的研发和建设情.……………..03 3.海阳核电站的历史进程……………………………..10 4.核事故及核安全........………………….………..12 5.安全文化...………………………………………..17 6.实习中的经历及感受........……………………...21 7.对今后类似活动的建议……………………...…...24 8.实习心得与意义……………………………..……25 实习的目的和性质 本次实习是对核电站第三代先进堆AP1000的特点以及核电站的建设和运行特点了解及掌握。 通过实习了解AP1000的主要设备、建设过程、生产过程、系统特点以及核安全文化的相关内容，从实际生产建设中获得感性认识，结合专业知识增加对核电站的实际认识。在实习中，每个同学都应该自觉遵守纪律，虚心向工程公司的设计管理部门、项目管理部门等学习，扩大知识面，不断验证和提高自己的专业基础知识。 AP1000核电站压水堆的研发和建设情况 2002年3月28日，西屋公司向核管会提交了了AP1000的最终设计批准以及标准设计认证的申请。2004年9月13日获得了NRC授予的最终设计批准（Final Design Approval）。核管会于2005年12月14日投票通过了AP1000标准核电站的最终设计认证条例（Final design certification rule)，并于2006年1月23日获得签署。直至2010年12月1日，西屋向NRC提交了AP1000设计控制文案（Design control document）的第18次修改。 　　AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。AP1000主要的设计特点包括： 　　（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计 　　AP1000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、Tihange 3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。 　　（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性 　　AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。 　　在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。 　　简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。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，具备和天然气发电竞争的能力。AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。 　　（3）严重事故预防与缓解措施 　　AP1000设计中考虑了以下几类严重事故： 　　堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路。 　　为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。在AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审查。对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需作一些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。 　　针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（AD