第一篇：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：二〇一四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：
①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。②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。
③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。
④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。
⑤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。⑥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
压加热水系统、低压加热水系统、辅助给水系统、辅助蒸汽系统、疏水系统和常规设备中间冷却水系统等。二回路干要设备有汽轮机、发电机、凝汽器、汽水分离再热器、高压加热器、低压加热器、除氧器及其水箱、凝结水泵及生给水泵等。
常规岛厂房主要有汽轮机房、冷却水泵房和水处理厂房、变压器区构筑物、开关站、网控楼、变电站及配电所等。
常规岛通常包括以下几个部分：
①汽轮发电机组、励磁系统、主蒸汽和主给水系统、凝结水系统、主给水及加热系统、电气和流体系统、辅助冷却系统、暖通空调系统、辅助配电系统、仪表和控制系统等。上述各系统的设备均安装在汽轮发电机厂房内。
②输电系统至主变压器的终端，包括：发电机引线、导管及其辅助设备，主变压器，高压单元厂用变压器，发电机断路器，测量和保护系统，接地系统。
5.6 技能教室及模拟机房参观
核电站仪控系统的功能 核电站仪控系统控制着整个电能生产的主要和辅助过程，并在所有运行模式及紧急情况下维护电厂的安全性、可靠性和可用性，以及在正常运行工况下维护环境的正常状态。
仪控系统具有两大功能：信息功能和控制功能。田湾核电站全数字化仪控系统的组成 田湾核电站采用全数字化仪控系统，又称全数字集散控制系统（或DCS-分散式控制系统）主要由正常运行仪控系统Teleperm XP(TXP)和安全仪控系统Teleperm XS(TXS)、堆本体仪控系统（堆外核测、堆内核测、棒控棒位等系统）和BOP仪控系统4部分组成。
田湾核电站全数字化仪控系统的功能分级 TNPS全厂仪控系统按照功能可以划分成3级，即现场及自动化级、机组级和全厂级仪 控系统。其中：
(1)现场及自动化级仪控系统：基于TXP、TXS、其他微处理器系统以及网络通讯设 施构成，用于实现对工艺过程及设备的测量、监视、控制和保护；(2)机组级仪控系统：基于OM690操作监视系统构成，用于实现正常运行和应急 工况下对机组的监视、控制和保护；(3)全厂级仪控系统：基于OM690操作监视系统构成，用于实现对全电厂的监视和控制、与电力系统连接的监视和控制等。
田湾核电站全数字化仪控系统的安全分级 从安全角度考虑，根据国际原子能机构颁布的核安全导则D3／D8，将仪控系统分为3个安全等级：安全(1E)、安全相关(SR)和非安全(NS)。反应堆保护系统功能全部在TXS中实现，安全相关功能的一部分在TXS中实现另外一部分在TXP中实现。TXP系统也用做对非安全功能进行控制。
5.7 连岛半日游
连岛古称鹰游山，面积7.6平方公里，是江苏省最大的海岛，与连云港港隔海相望，通过6.7公里的中国最长的拦海大堤与连云港市东部城区相连。集青山、碧海、茂林、海蚀奇石、天然沙滩、海岛渔村人文景观于一体，是江苏唯一的AAAA级海滨旅游景区，还以盛产海鲜著称。得天独厚的资源已使连岛成为夏季避暑纳凉、踏浪休闲娱乐、享受海鲜美味的旅游胜地。
连岛其实最具特色的是奢侈的礁石岸线，只看这些惊涛拍岸的景观，整个岛上就足可以看一天。一些礁石常年受海浪拍击，呈现鱼骨状或珊瑚状的奇特
形状。连岛的特色其实是山海一体，更适合“东临碣石，以观沧海”，这是非常独特的。
6，实习体会与小结
通过这次为期6天的实习，实现了四年来知识与实践的结合，对核电站有了整体的认识，对核电站整体的工作流程，各个部分的工作原理都有了更为深刻的见解。也深深明白了安全无小事，事事安全第一，质量第一，必须做到按照规程操作，按照设计施工建设，不能出现任何的失误闪失。在这里不仅仅增长了专业相关知识，开阔了视野，也受到培训中心各位教员的职业精神以及职业素养的感染，培养了自己凡是认真细致，做事一丝不苟的敬业态度，明确了为人处世的责任，实现了各方面的整体提升。
在此由衷感谢田湾核电站领导阶层给予我们这次珍贵的实习机会，也感谢田湾核电站全体工作人员于百忙之中的悉心教导。祝愿田湾人，迎着海上的晨曦，奔向辉煌的明天，再次创造核电事业上的一个又一个奇迹。
第二篇：田湾核电站环境保护简介（范文）
史上最快最全的网络文档批量下载、上传、处理，尽在：http://shop63695479.taobao.com/ 田湾核电站环境保护简介
核能是清洁的能源，它在节省煤、石油和天然气等不可再生资源的消费的同时，减少了二氧化碳、二氧化硫、烟尘排放对大气的污染。核能之所以成为清洁能源的另一个重要原因就是核电站在开发能源时始终坚持高安全标准和高度重视环境保护。
环境保护是江苏核电有限公司田湾核电站的基本政策之一，电站在生产、维修与经营活动中严格遵守国家法律、法规和国家标准，保障机组的安全运行，确保废物管理和环境管理系统的正常运作，按照ALARA原则最大限度降低废物产生量，减少资源消费，保护环境、保护公众。
田湾核电站自开工建设以来始终坚持“遵守法规、安全运行、减少排放、节约资源、持续改进、保护环境”的环保方针，不断建设和完善放射性废物处理，为保持电站环境保护的持续改进，按照ISO14001标准，在核电生产、维修、经营活动范围内，建立、实施统一的环境管理体系。
一、田湾核电站的环境影响
核电站对环境的影响，包括核辐射影响和非核辐射影响两方面。核辐射的环境影响，是由放射性废气、废液、固体废物的产生和排放造成的；非核辐射环境影响，主要应考虑普通工业和生活废气、废水、垃圾问题，以及噪声污染、电磁辐射污染、热污染、资源消费等环境问题。
核电站潜在的核事故对环境构成潜在的核辐射影响，这当然也是核电站环境保护必须考虑的问题。但出于核电站内部管理分工的考虑，核事故的预测、预防和后果缓解，多纳入核安全管理体系考虑；而核事故辐射后果的监测，则纳入环 1 保管理问题考虑。
下图是田湾核电站三废控制流程示意图：
非辐射环境影响 主要包括以下方面：（1）工业废气
主要是辅助锅炉房废气。（2）废液与废水
—生活污水：主要是餐厅、淋浴、卫生间污水，经污水处理站处理后达标排放或作复用（绿化、洗车等）。
—电站所有厂房的含油污水：送至含油污水处理站，处理后的油污回收利用，其余废水达GB8978－88的一级排放标准排入海中。
—电站常规岛温排水和其它含化学品的工业废水：要求按照分类处理后排入指定的海域。
（3）生活与工业垃圾
按规定收集，并送到指定的垃圾消纳场处理。（4）电磁辐射污染
主要应考虑高压输电装置及线路在厂外环境中产生的电磁辐射污染，对其进行达标验证监测。
（5）电站的泵站海水取水对海洋生物的影响
国内外众多电站的运行证明，取水对海洋生态未发现有不利影响。（6）散热系统运行的影响
田湾核电站是一座滨海电站，采用直流循环海水冷却方式，以海州湾为最终热阱，温排水只对小范围海域有有限的温升。（7）厂区外噪音
要求不超过相应国家标准规定。核辐射环境影响
电站正常运行（包括可预见的异常工况）期间的核辐射环境影响主要包括以下方面：
（1）放射性气态流出物排放
田湾核电站的气载放射性流出物在排到大气环境之前，经过一系列的净化系统处理。放射性废气处理系统包括氢燃烧系统（KPL1）、放射性气体处理系统（KPL2）、贮槽排气处理系统（KPL3）和空调、加热、冷却及通风系统。每台核电机组配备一套放射性废气处理系统。预期电站以气载放射性流出物形式排到 大气中的放射性惰性气体、碘和气溶胶均大大低于我电站的申请排放限值。流出物还受到在线监测仪表和取样分析测量的监控。（2）液体放射性流出物排放
田湾核电站的放射性废液经一系列净化系统处理，放射性废液处理系统主要包括：特种下水收集系统（KTT）、液体废物处理系统（KPF）、液体放射性废物贮存系统（KPK）、凝气器净化过滤废水监测系统（LDL）、废液中和系统（GCR）等。并经严格的监测（在线监测及逐存储槽取样分析）后排入大海。预期电站液态流出物的排放，除氚以外，其它放射性流出物核素均大大低于我电站的申请排放限值，氚的排放量也低于规定控制值。（3）放射性固体废物
田湾核电站在正常运行和维修中不可避免的会产生一定数量的高、中、低放射性固体废物。对这些废物将严格按分类处理的原则进行处理。
放射性固体废物处理系统包括：液体放射性废物固化系统（KPC）、固体放射性废物处理系统（KPA）、固体放射性废物贮存库（KPE）。
放射性废液处理系统产生的中、低放浓缩液、废树脂、废过滤器芯子等经水泥固化固定封装在混凝土容器中，放在专门的储存厂房内暂存，放射性废气处理系统产生的中、低放过滤器芯子则视情况经水泥固化固定封装在混凝土容器中，或经压缩封装在200升钢桶内；有放射性污染的擦拭物、个人防护用品、塑料布、拆除的保温隔热材料和建筑材料、废检修工具、废设备通阀门、废通风过滤器，经压缩储存在200升钢桶内，并放在专门的储存厂房内暂存。从堆内拆除的不锈钢电离室、中子和温度测量元件等，为高放废物，它们装在专门的屏蔽容器中，暂存在反应堆厂房内，待适当时间外运至处置厂。田湾核电站剂量目标值
根据国家标准《核电厂环境辐射防护规定》（GB6249-86），并为田湾核电站将来工程留有适当的余量。对一期工程申请建设的两台机组在正常运行状态下向环境释放的放射性物质以及所有活动对公众中任何个人（成人）造成的有效剂量目标值规定为0.08mSv/a。
下图是居民在生活中受到的天然辐射剂量比较示意图：
二、田湾核电站的环境监测
环境监测是田湾核电站环境保护工作中一个极其重要的方面。根据国家标准GB6249-86《核电厂环境辐射防护规程》和HAD103/04《核电厂运行期间的辐射防护》的规定，对田湾核电站的放射性物质排放情况、电站对环境的影响和放射性物质排放对居民的照射剂量进行监测和自我监督管理，确保田湾核电站生产设施和环境保护设施严格贯彻落实“同时设计、同时建造和同时运行”的原则，在废物管理和辐照剂量管理方面遵循ALARA原则，履行电站对公众和审管部门的环境监测承诺。田湾核电站的环境监测首要考虑的是涉及辐射环境的辐射监测，同时也要结合电站实际情况和需要，有选择的进行涉及非辐射环境影响的监测。主要包括如下几个方面：
A.测量核电站正常运行和事故运行期间，电站周围环境γ辐射剂量率和环境介质中放射性核素浓度，以评估核电站周围环境的放射性水平。
B.发现核电站周围地区的放射性水平的异常变化，及时查找原因，追踪非计划排放时的放射性核素的来源，并及时纠正。
C.事故应急状态下进行快速事故应急环境监测，为应急决策提供参考资料。
D.验证核电站正常运行期间向环境排放的放射性物质符合国家相关法律、法规和标准的规定。并为向公众解释关于核电站对环境辐射的影响问题提供支持材料。
E.验证核电站正常运行期间向环境排放的非放射性物质符合国家相关法律、法规和标准的规定。并为向公众解释关于核电站对环境非辐射的影响问题提供支持材料。
F.为正常运行的公众剂量评价、事故时的事故剂量计算提供气象资料。G.废水及海水中的非放核素的测量。
环境监测的运行和管理
田湾核电站环境监测运行和管理采用制度化和程序化模式。田湾核电站在每年年初会制定出本公司的环境保护指标，并将该指标纳入到各责任处室的考核范围之中。
我国有关法规和标准，对电站核安全、辐射防护和放射性废物管理规定了严格的、高安全标准的且与国际接轨的要求，这为搞好电站的环境保护提供了坚实的法制基础。为了落实国家标准和电站指标，田湾核电站还建立了一系列的环境管理规章制度，目前田湾核电站已经编制并生效了13份环境管理程序和37份环境监测技术程序。这些程序已经全面覆盖了目前所有环境保护方面的工作范围，使得环境监测工作完全符合国家法律、法规和标准的要求。
环境监测人员配备和培训
田湾核电站环境监测共有工作人员20名，他们是一批高层次、高素质的专业环境监测人员，全部具有大专以上学历，所有员工中都经过了公司的入厂培训、基本安全授权培训、岗位专业技能培训等，并持有公司颁发的岗位合格证书。部分员工还参加了《环境管理体系》、《质量管理体系》与《职业健康管理体系》内审员的培训，并取得了相应的内审员资质证书。另外在保健物理处里还有国家级 6 专业人员为环境监测提供技术指导。
环境监测人员上岗后每年还要经过基本安全授权复训、岗位专业技能复训。岗位专业技能复训分为内部培训和外部培训。同时，环境监测人员还参加必要的外部资质认证培训、资质认证和技术交流。环境监测人员的人力资源配置情况基本满足现阶段环境监测工作任务的需求。
环境监测设施和设备
田湾核电站环境监测的设施包括：环境监测实验室、外环境γ辐射固定监测站（十个）、气象观测塔（三个）、环境监测车（一台）、环境取样车（二台）、电站循环冷却水和安全厂用水总排出口自动采样装置等。
环境监测楼位于连云港市开发区，占地面积5400平方米，院内包括环境监测实验室和相应的辅助建筑在内，共有建筑面积约为2000m2。环境监测楼主要包括如下六个功能块：
1)样品预处理实验室 2)放射性化学测量实验室 3)放射性物理测量实验室 4)非放射性化学测量实验室 5)
监测数据信息管理中心 6)
工作人员办公室
环境监测大纲
根据国家相关规定，田湾核电站编制了《环境监测大纲》并报国家环保部批准生效实施，该大纲中详细规定了环境监测的范围、项目和内容。核电站环境监测的范围、项目和内容的确定是以关键核素、关键照射(及转移)途径和关键人群组分析为基础的。田湾核电站环境监测的范围为：陆上环境γ辐射水平的监测范围为50km，陆上环境介质放射性监测范围为20-30km，重点在10km以内；海洋监测重点为排放口周围3km范围内的海域和4km范围内滩涂。
田湾核电站环境保护实施情况
田湾核电站严格按照国家的有关法规标准以及公司的管理程序，切实做好放射性流出物排放前的取样、监测、控制工作，所有记录保留完整可查，坚决杜绝 7 放射性流出物超标排放事件的发生。确保1号、2号机组所有的排放均符合排放要求，且排放总量低于排放管理目标值。
为保证监测数据的准确、可靠，田湾核电站依据“核设施流出物和环境放射性监测质量保证计划的一般要求”（GB11216-89）及其它相关国家标准，建立了包括人员培训、样品采集和处理、仪器刻度和检验、样品测量分析、标准参考物质使用和数据处理等一系列质量保证措施。并积极参加实验室之间的比对，通过比对相互验证测试结果，及时发现系统误差，保证测量分析结果的量值溯源性。田湾核电站的环境监测部门2004~2008年连续获得核电公司安全生产先进班组称号，环境监测QC小组于2007、2008年连续两年荣获“中核集团公司优秀QC小组二等奖”。
从2005年田湾核电站1号机组装料开始，田湾核电站按国家法律法规和标准要求开展了核电站周围50公里范围内的环境监测，根据2005年至今的监测结果显示，核电站运行后，电站放射性流出物排放量远远小于国家标准，未对电站周围辐射环境产生影响，与电站运行前辐射水平基本一致。
三、田湾核电站的环境整治和绿化
由于田湾核电站的建设，原扒山地区的地形地貌己经发生了巨大的变化，标高57.6m的扒山头被开挖成7.6m标高的平地，临近的洼地和滩涂被回填成5-7.6m标高的平地。对山体开挖形成的高约60m的边坡已进行了喷浆保护处理，并在标高66m处的大平台平整后建造观景式的建筑小品，且有公路直通该平台，公路两边和山坡也进行了绿化。
回填的洼地和滩涂在临海侧设立了护岸及海堤，从而防止了水土流失。田湾核电站建设虽然改变了原有的山地地貌，但形成的是平坦的海滨地貌，在完成电站全面的绿化后，整个厂区已形成了一个新的优美的环境
田湾一期工程可绿化的面积约35万m2，田湾核电站制定了详细的绿化规划，并且己经开始实施，规划是根据厂区内的功能分区情况制定不同的绿化方案，突出重点地区，兼顾一般地区，重点绿化地区是南大门、上下班主干道、展览中心、出线走廊、停车区以及办公楼区。
绿化工程除种树，植草外，还建造有各式水景喷泉，以达到美化环境、不同区域有不同景观的目的。田湾核电站厂区整个绿化工程是一次规划，分批实施，目前已经实施基本完毕，整个厂区处在三面绿色植物环绕，一面临海的优美环境中，田湾核电站已经成为一个美丽的、花园式的电站，并成为连云港船山地区的一个新的旅游亮丽景点！
四、田湾核电站的环境保护宣传
为贯彻国家及省、市领导关于做好核电科普宣传工作的指示精神，做好核电公众宣传工作，普及核电知识，让公众了解核电、认识核电，宣传核电作为安全、清洁、经济、高效的能源在国民经济发展中的重要意义，积极推进田湾核电站扩建工程的建设，田湾核电站开展了一系列的环境保护宣传活动。公众调查和宣传活动
2007年3月1日至3月8日期间，江苏核电有限公司在连云港市核应急办公室及江苏省辐射环境监测管理站连云港分站等部门的支持下举办了核电科普宣传和公众问卷调查活动，在连云港市各区、县进行了十二个站点的宣传和问卷调查活动，包括连云港市新浦区、海州区、开发区、连云区墟沟街道、连云区宿城乡、连云区高公岛乡、连云区板桥镇、灌南县、灌云县、东海县、赣榆县以及山东省日照市等。
本次宣传活动围绕“核电科普知识”、“田湾核电建设”两个专题，采用八块展板十六个展面的展览方式，配合专职讲解员的生动讲解以及各个专业领域专家的现场咨询答疑，利用图片、漫画等市民喜闻乐见的图版形式，生动形象地展示了核电的基本原理、核电安全知识，并介绍了田湾核电站一期工程建设情况和二期扩建规划情况，同时还展示了核电作为安全、清洁、经济、高效的新能源在我国的发展潜力和发展前景，让市民在家门口就了解到核电是绿色清洁的能源。
此次核电科普知识宣传和问卷调查活动吸引了大批公众及各界人士前来参观，从六、七十岁的高龄的老人，到仅十来岁的孩童，都聚精会神地观看听取了讲解，连云港电视台新闻频道、连云港日报、苍梧晚报等多家媒体均对此次宣传活动进行了跟踪报道。问卷调查对象涉及到工人、农民、企事业单位工作人员、公务员、个体经营者、教师、学生、务工人员等不同学历、不同年龄、不同职业的各层次人员；调查内容主要包括对核电是安全、清洁能源的认识，对本地区环 9 境质量现状满意情况，对核电与水电、火电区别的认识，对核电站扩建项目对本地区环境质量影响的认识；对江苏电网的电源结构的了解，对核电站扩建工程项目的态度，以及对扩建项目在环保方面的建议和要求等。
为配合此次宣传和调查活动，在进行宣传和问卷调查的同时还发放了由江苏核电有限公司编制的《核电知识科普知识》以及《田湾核电站》等宣传小册子，通过对什么是核能、核电站的组成、核电站的优点、核电站的安全保证、放射性与核辐射以及核电站在世界、我国的发展等核电科普知识以及田湾核电站的具体情况介绍，使参与的公众对核能和田湾核电项目有了充分的了解和认识。
在活动现场，连云港各界人士十分关注田湾核电站的建设，问了很多问题，如一期核电站的建设与运行、扩建项目的具体情况等。从现场情况来看，通过多年的核电宣传工作，公众已经对核电站有了大致的了解，消除了恐惧心理，增加了对发展核电的理解和支持。通过这次宣传活动，公众再一次认识到核电是清洁、安全的能源，核电建设是利国利民的大事。
开展“院士田湾行”和“核能科普知识”讲座
2007年3月20日至21日，江苏核电有限公司还和中国核学会在连云港市联合举办了“院士田湾行”核能科普宣传活动。中国工程院院士、原子核物理学家钱绍钧，中国科学院院士、核反应堆工程与安全专家、原清华大学校长王大中，中国工程院院士、中国原子核物理和核武器专家胡思德，中国科学院院士、俄罗斯工程院外籍院士欧阳予，中国工程院院士、核反应堆及核电工程专家叶奇蓁等两院院士和清华大学核能技术设计研究院教授马栩泉应邀参加了本次活动。3月20日下午，院士和专家们为江苏核电有限公司干部员工、消防战士、武警官兵、保安人员和承建单位员工作了一场精彩的核能科普报告会。3月21日下午，院士和专家一行又在淮海工学院为连云港市委、市政府领导，市委、市政府各部门，市直属单位，人民团体，驻连部省属单位，金融单位和淮海工工学院师生总计2500人作了精彩的核能科普知识报告。
积极开展“六五”环境日等宣传活动
每年的六五世界环境日，田湾核电站都会结合世界环境日的主题和核电站的生产实际情况，在公司内、外组织开展一系列丰富多彩的活动，使环境保护的理 10 念更加地深入人心，并积极与市、区环保局联合开展世界环境日、世界水日等环保纪念日的公众宣传活动。附件为2007年六五环境日田湾核电站宣传活动照片，田湾核电站在此次活动中联合连云港市环保局与连云区环保局在新浦步行中街与墟沟核电大楼对面分别举办了一次“全员参与环保，共创和谐田湾”为主题的环境保护宣传活动。活动通过安放展板、人员讲解、散发宣传资料等多种形式介绍了田湾核电与环境的相关科普知识。通过详细的讲解使广大的公众对核电站有了基础的、正确的了解和认识，并对世界环境日有了较为深入的了解，广大市民感到受益非浅。活动中，我们制作了大量关于田湾的宣传板报，给热心关注田湾的群众细心介绍、耐心讲解，消除了他们心里上对核电恐惧的阴影，使他们认识到了发展核电的重要性和必要性，认识到了核电能带给国家和人民巨大的利益以及核能是清洁安全的能源这一理念。
积极开展质量管理、职业安全健康管理及环境管理体系三合一的体系认证工作
为了提升江苏核电有限公司软实力，落实以人为本的企业管理理念，创建友好型企业，彰显社会公信力和全面提升企业形象，结合中核集团公司2008年安全生产工作会议上的要求，江苏核电有限公司于2008决定开展质量管理体系（ISO9001）、职业健康安全管理体系（OHSAS18001）和环境管理体系（ISO14001）认证，以进一步完善公司的质量、职业健康安全和环境管理，并逐渐向国际先进的质量、职业健康安全和环境管理体系靠拢。旨在通过建立健全三个管理体系，审视我公司在质量、职业健康安全和环境三个领域的管理状况，集中、全面地分析我们自身存在的漏洞和差异，进一步规范和完善公司的管理。
2008年7月24日江苏核电有限公周开始启动江苏核电有限公司质量、环境、职业健康与安全管理三体系的认证工作，目前“三合一”体系认证工作已进入体系试运行阶段，并且已经开展公司“三合一”体系监查（内审）和环境合规性评价工作。通过“三合一”体系认证工作的开展使田湾核电站在质量、安全、环境、职业健康管理等各个方面更上一个台阶。
环境保护工作是田湾核电站一项长期、基础而又重要的工作，作为核电站不可或缺的一项工作在电站的建设、运营中占有重要地位。通过田湾核电站环境保 护工作的开展与进行，使全体员工和广大公众的环境保护意识更加的深入，我们在加大对环境监测、保护的同时，更要提高环保宣传的力度和广度，面向全人类，树立环境保护人人有责的意识，呼吁所有的人都参与到环境保护的各项活动中来。真真正正地达到全民保护环境，全民享受环境，让我们的天更蓝，地更绿，水更清，气更净，人更美！让我们全体行动起来，“全员参与环保，共创和谐田湾”，积极推动环保事业的发展，为早日把田湾核电站建成一座安全、清洁、经济的能源基地做出贡献！
第三篇：参观田湾核电站实习报告PLC
参观田湾核电站实习报告PLC？？
一．目的通过参观田湾核电站，使我们对核电在发电领域的应用有一定的了解。
二．实习地点
连云港市，田湾核电站
三．实习时间
2011年6月24下午
四．公司简介
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。
五．实习内容
首先，我们看了视频介绍，了解了田湾核电站的发展历程。
然后，我们了解了压水堆核电站主要工艺流程，主要由三个回路组成：核反应回路，蒸汽做功回路和冷却水回路。因为二回路的存在，蒸汽没有放射性，这与日本福岛电站的沸水堆相比没有辐射外泄的影响。压水堆是用轻水（普通水）作为冷却剂和慢化剂。水在反应堆内流动将堆心中的热量通过蒸汽发生器传递给二回路水，并产生蒸汽推动汽轮机发电。压水堆内水的压力高达15~16MPa，温度高达320oC但仍保持液态不沸腾。
核电站与原子弹的区别，用作核弹头得核燃料铀235的浓度必须大于90%；而压水堆核电站使用的核燃料铀235的浓度约为3%左右。就像白酒能够点燃，啤酒无法点燃一样，装有铀235浓度只有3%核燃料的反应堆不可能发生核爆炸。所以，美国二战期间在日本投射的两颗原子弹能够毁灭两个城市。而至今，世界发生的三起重大的核电站事故，均没有造成毁灭性的灾难。但核电站的安全设施必须加强，因为从三起重大事故的起因来看，认为操作失误都占很大一部分原因，所以操作要求要严格控制。另外，相关安全措施必须完善，将事故的危害降低到最低。压水堆有四道防止放射性物质外泄的屏障。第一道，燃料芯块，裂变产生的放射性物质90%滞留于燃料芯块中。第二道，燃料包壳，它把燃料芯块以及裂变产物米粉在锆合金包壳内。第三道，压力容器，它把装有核燃料的燃料组件封闭在20cm耐高温高压的钢制压力容器内，即使燃料包壳破漏，也能将放射性物质包容在压力容器内。第四道，安全壳，它是坚固的预应力钢筋混凝土构建物，一旦压力容器及其管道破漏，放射性物质将被包容在安全壳内，不至于外泄到环境中。因此，核电站在安全设施齐全的条件下，并由高技术人员认真操作，发生事故的可能性为千万分之一。
第四篇：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 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。[6]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、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的数字化仪控系统是核电站控制系统的一大进步。
6、模块化建造
模块化建造(Modulized Construction)是AP1000建设的另一特点。模块是一个名词，在这里用来指一个由材料和部件组装而成的组合件。车间预制后模块作为一个整体单元，方便和加速了现场的建造。在模块就位前对其预制和组装，避免了在其最终位置的狭窄空间进行过多的工作，这样就允许安装和土建并行作业。
AP1000机组的模块包括结构模块（structure module）、安全壳模块（containment vessel module）和机械模块（mechanical module）。其中，结构模块一般由钢板和型钢及内部混凝土构成，形成完整厂房结构。钢板和型钢组成的结构在车间预制，混凝土在结构件现场就位后浇注。钢制安全壳（CV）是先进电站采用模块化建造的关键设备之一，分为底封头、4个中间环段和顶封头，共5个模块。采用分段预制，再进行现场组装的方式建造。机械模块由设备、管道、管道支架、泵等组成。其作为一个单元在车间预制和装配，最后运输到现场，并被安装进各个区域。机械模块设计成带有自我支撑钢结构形式。
AP1000机组共包含300余个模块为铁路—海运（rail-shippable equipment modules），50余个大型结构模块（large structural modules）为现场建造。
模块化建造的优点在于：（1）提高了设备的质量和安全性
（2）展开工作面。提高了整体施工的进度。（3）钢筋混凝土板的抗震性相对较高 模块化建造的缺点在于：
(1)模块体积大、需要大型施工机械和专用道路，抬高了建造成本。模块化建造需要重载道路（Heavy Haul Road），CV装配区（CV assembly area），兰普森起重机（Lampson Crane）和施工现场自备码头（Site Wharf）。这些基础设施的建设都增加了核电站的建造成本。
(2)模块精度要求高、测量难度大，容易变形，施工质量控制难度加大。(3)模块化建造给产品保护提出了更高的要求。模块化建造要求很多设备在土建施工阶段就安装就位。但是AP1000机组采用开顶法施工，土建和安装作业深度交叉，给提前安装的设备模块的成品保护带来很多困难。尤其是设备模块上安装的一些电机、泵、热交换器等设备。
(4)模块化材料成本较高。为了确保模块不超重，减少位置冲突，减少变更工作量，目前模块严格限制材料代换，模块大部分材料仍为美标材料，不管是国外采购还是国内定制生产，其采购时间和成本均较高。而且模块化施工采用的自密实混凝土、水泥用量较多，成本相对普通混凝土非常高。
(5)设备模块布置给今后检修带来困难。AP1000采用大量设备模块，这些设备模块上的管道、阀门、热交换器等设备布置紧凑，且固定在钢结构框架上，没有太多检修空间，这给今后模块上部件的检修和更换带来了困难。
7、AP1000的燃料国产化问题
AP1000由于是美国纯进口技术，所以其燃料目前需要进口，但AP1000的燃料国产化工作进展缓慢，所以如果其燃料长期依赖进口，必然影响其运行的经济性，降低其运营效益。
8、AP1000的大型设备换装问题
AP1000由于采用开顶施工法，并没有留出大型设备换装的通道。大型设备，如蒸汽发生器等如果出现问题将无法更换。AP1000使用的蒸汽发生器为增大型蒸汽发生器（D215），其设计寿命为50年。而现役蒸汽发生器实际设计寿命为15年左右，所以该新型蒸汽发生器能否正常使用50年仍是一个未知数，如果由于传热管破裂等因素使其使用寿命达不到50年，就必然涉及到大型设备的换装问题。但AP1000机组由于没有设备换装通道，所以这是挑战AP1000机组的一大问题。
二、ACPR1000+技术特点以及发展过程
1、CPR机型的发展
CPR1000是China Pressurized Reactor的简称，它是中国广东核电集团有限公司出的中国改进型百万千瓦级压水堆核电技术方案。它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。
CPR1000由大亚湾核电机组所使用的M310机组发展而来。岭澳一期核电以大亚湾核电站为基础，保持其功率不变，进行了多项技术改进，进一步提升了其安全水平和经济性，使其达到了“二代加”核电站的先进水平。CPR1000方案是以大亚湾和岭澳一期核电站为参考基础，为进一步满足新版核安全法规的要求，相应的采纳了一些新技术。在后续项目中，CPR1000方案仍将结合经验反馈，陆续采用新技术，使其安全性和经济性进一步提高。
CPR1000基于M310的主要技术改进有：（1）18个月换料方案，减少换料大修次数，降低大修成本、燃料循环成本、放射性废物的产生量、反应堆压力容器的中子流量和工作人员的受辐照剂量，提高电站的可利用率和年发生电量。（2）设计寿命60年的压力容器改进（3）可视化进度控制
（4）堆腔注水，有利于防止或延迟压力容器熔穿，防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿，抑制安全壳内氢的产生量，提高安全壳保持完整性的概率。
CPR1000的主要特点是：
（1）技术成熟，有丰富的运行经验，国际上基于M310机组的反应堆有1000堆年的安全运行经验。
（2）技术先进。作为基于M310机组的二代技术的改进，其运营水平达到了国际同类核电站的先进水平
（3）经济性好。由于基本实现了自主化和设备的国产化，其工程造价大大降低。而且基于大亚湾核电站的良好的运行经验，CPR1000的运行成本也大大降低，提高了其经济性。
2、CPR1000在国内的推广应用
CPR1000作为中广核集团的主推堆型，在中广核集团所属的在建的核电站中大量建设应用。采用CPR1000机组的堆型的核电基地有：
(1)岭澳核电站二期
岭澳核电站二期是中广核集团在广东地区建设的第三座大型商用核电站。项目建设两台百万千瓦级压水堆核电机组，采用CPR1000建设方案。2004年7 月 21 日，国家批准建设岭澳核电站二期项目建议书，2005 年 3 月 14 日 国家核准了可行性研究报告，2005 年 3 月 16 日，岭澳核电站二期工程主要合同在北京人民大会堂签定。2005 年 9 月 5 日，国家发改委核准岭澳核电站二期工程。2005年12月15日，岭澳二期核电站主题工程开工，2010年7月15日，岭澳二期首次开机成功并并网发电。
(2)红沿河核电站
辽宁红沿河核电站位于大连瓦房店市，规划建设六台CPR1000机组，其中一期工程4台机组已经全面开工建设。红沿河核电是东北地区投资最大的能源项目和东北地区第一座核电站。辽宁红沿河核电站1号机组将于2012年底正式建成发电，到2014年底，四台机组将全面发电，届时年发电量将达到300亿度，相当于大连地区售电量的1.25倍。
(3)福建宁德核电站
福建宁德核电站规划建设六台百万千瓦级压水堆核电机组，一期工程采用CPR1000技术，建设四台百万千瓦级压水堆核电机组。2006年9月1日，国家发展改革委同意宁德核电站一期工程开展前期工作。其主体工程于2008年2月18日正式开工，首台机组计划于2012年投产，2010年12月28日，福建宁德核电站工程技术人员在使用我国首台自主研发的核电站全范围模拟机。
(4)阳江核电站
阳江核电站是中广核集团在广东地区的第二核电基地。项目采用CPR1000技术，一期工程拟建设四台百万千瓦级压水堆核电机组，由中广核集团阳江核电有限公司负责建设和运营。国家核电自主化工作领导小组于 2004 年9月2日同意项目建议书。项目规划建设 6 台百万千瓦级或更大容量的核电机组，分两到三期建设，首期建设两台。其主体工程已于2007 年开工，首期两台机组 2013年左右建成投入商业运行。
3、ACPR1000+技术特点
ACPR1000+是Advanced China Pressurized(water)Reactor的简称，是中广核集团主推的在CPR1000的基础上发展的三代核电的堆型。
ACPR1000是中广核集团设计开发的自主核电品牌。拥有自主知识产权，主要指标达到三代标准。ACPR1000+的设计采用了经过验证的成熟技术，充分借鉴了压水堆核电厂建设和运行的经验反馈。具有良好的安全性，同时也兼顾了经济性，可以满足国内外不同用户的多种要求。其主要特点有：
(1)ACPR1000+的设计目标：
1、寿命60年，建造周期50个月；
2、机组可利用率≥90%，热效率约37%；
3、机组为三环路压水堆；
4、堆芯事故率≤1X10-7堆·年；
5、电厂电功率1150MW；
6、换料周期18个月；
7、电场布置单堆。
(2)ACPR1000+的安全性：
1、采用预防、监测、保护、包容、应急五级防御机制。ACPR1000是我国自主开发的第三代核电品牌，各项技术均达到国际先进水平，按照最先进的标准进行设计，能够应对各类突发性事件，安全性能得到显著改善，2、采用双层安全壳结构，实现非能动停堆。提高了核电站的抗震能力，在高达7级地震的情况下能够保证正常停堆。
3、ACPR1000+提高了安全壳的抗撞击能力，可以抵抗飞机直接撞击安全壳。
4、吸取了日本福岛311事故的教训，备用柴油机采用远距离布置，保证其在海啸的情况下实现正常停堆。
(3)ACPR1000+的数字化仪控系统：在CPR1000的DCS-level2系统的基础上，采用核电厂实时信息监控系统 KNS，使其达到DCS-level3。KNS系统是中广核工程有限公司设计院仪控所自主设计开发的针对核电站的厂级实时信息监控系统。KNS系统主要性能：
1、其可用率＞99%；
2、大量数据库20万点，且可扩充；
3、至少保存五年历史数据；
4、主要设备均为冗余配置热备用，确保可用性；
5、重要设备两路供电，确保数据采集存储可靠性；
6、骨干网光纤连接且冗余结构，确保抗干扰能力以及可用性。
三、AP1000和ACPR1000+的比较
1、在大型事故工况下安全性的比较
在大型事故工况下，AP1000采用了非能动安全设计。利用钢制双层安全壳来实现自主停堆。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆·年，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆·年，而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守可信。
ACPR1000+也采用了双层安全壳结构，但由于其留出了供蒸汽发生器等大型设备换装的换装通道，这对于双层安全壳结构有极其不利的影响，一般认为其设计并不成熟，在实现非能动停堆的能力上不及AP1000。在应对地震、海啸等方面，ACPR1000+采用了备用柴油机远距离布置的方式，但由此带来的设备管线的保护问题也随之而来。如果由于柴油机对主控设备的供电管线在极端情况下出现断裂，那么ACPR1000+所采用的柴油机远距离布置的方式将没有任何意义。
2、建造成本的比较
AP1000的建造采用大量的模块化建造，旨在降低降建造成本并缩短建造时间。但是从我国三门核电站的建造实际来看，由于需要建设自备码头、重载道路、专用路轨、大型施工机械等，实际建造成本并未降低，且比在役核电站和其他在建核电站建造成本高。由于主要大型设备生产厂家并无建造AP1000所用诸多设备的经验，且由于首次建造细节设计多次更改，AP1000的建造时间也并为缩短，目前，我国三门核电站的实际建造速度已经比原始进度表延后了一年左右。
ACPR1000+由于并未实际建造也没有完成详细设计，所以不可比较具体建造成本。但由于ACPR1000+借鉴了大量CPR堆型的建造的成熟技术，且并未采用模块化建造，因此CPR的建造对于ACPR1000+具有很好的参照价值。CPR1000作为中国在建型号最多的核电机组，其建造成本并不高。以红沿河核电站为例，红沿河核电站计划6台机组，投资约500亿人民币。而三门核电站一期工程两台机组就计划投资250亿，且在实际建设过程中，其建造成本已经远超250亿。由此看来，ACPR1000+的建造成本在目前阶段应该低于AP1000
3、运行效益的比较
改善核电站性能意味着少花钱多发电。AP1000通过以下几项设计改善核电站性能和提高人员安全：18个月燃料周期提高了燃料利用率同时降低燃料总成本 ；显著减少维修、测试和检修要求以及人员量；减低辐射泄漏和电站废物、93%可利用率以及60年的使用寿命。
同时，因其更小更简单的电站设计，AP1000需要更少的设备及基础设施用于电站的测试及维护。操作和维护需求的降低同时也因需要较少的维护人员而节省成本。选择可靠设备保证了高度可靠性，减少了维护。设备标准化减少了零部件库存、培训需要，从而降低了维护周期。另外，重要设备配备了内置测试功能。
虽然AP1000的设计理念超前，但是由于其并没有实际运行建造经验，所以其实际运行成本还有待考证。
与AP1000相比，CPR机型在中国有着良好的运营经验。大亚湾核电站和岭澳核电站作为目前中国盈利最多、收益最好的核电站，无疑证明了CPR机型在中国的成功。基于CPR技术的ACPR1000+的运营效益也会得到业内的认可。
四、总结
AP1000第三代核电技术运用了以非能动安全、模块化建造为主的超前的设计理念，其设计和建造都实现了划时代的跨越，有着重要的意义。基于美国核电多年的技术积累，其设计先进且成熟。但由于AP1000的建造、运营等方面缺乏经验，所以其在初期遇到的问题比较多，建造周期、建造成本等很多方面都没有达到预期的目的。其日后的改进尚需时日。
ACPR1000+作为中广核集团自主研发的第三代核电技术，其设计目标是要达到第三代核电的要求，其技术基于目前在中国广泛建造的CPR1000机型，ACPR1000+多基于成熟的技术。但基于广核工程公司设计院的自身的经验积累以及设计水平的限制，ACPR1000+更多的带有“二代加”的色彩，其在非能动安全等方面的设计并不十分成熟。
AP1000和ACPR1000+都是我国三代核电优先发展的堆型。我们并不能单一地判断孰优孰劣，其优劣将由其日后的实际运营情况决定。
参考文献：
【1】三门核电站讲座以及展板
【2】ACPR1000+宣传视频以及中广核集团讲座 【3】《AP1000技术手册》，西屋公司，2009 【4】《船舶和动力装置》，彭敏俊，哈尔滨工程大学
第五篇：(田湾核电站给水管道焊接施工方案)(精)
田湾核电站主蒸汽管道焊接施工方案 批准: 审核: 编制: 目录 1.目的 2.范围 3.参考文献 4.概述 5.焊接工艺 6.焊后清理检查 7.焊后检验 8.焊缝返修
9.安全生产及文明施工 1.目的: 本方案描述了田湾核电站主蒸气管道的焊接方法及要求。2.范围: 本程序适用于田湾1#、2#核电核电主蒸气管道的焊接施工。3.参考文献:
3.1《核动力装置的设备及管道安全运行规程》ПНАЭГ-7-008-89 3.2《核动力装置的设备及管道焊接及堆焊基本原则》ПНАЭГ-7-009-89 3.3《核动力装置的设备及管道焊接接头及堆焊监察条列》ПНАЭГ-7-010-89 3.4《质量保证大纲》LYG-QAP 3.5《珠光体钢组件焊接程序》LYG-TM2148 3.6《焊接接头的修补》LYG-TM2056 3.7《焊接填充材料的烘干、发放及使用》LYG-TM2026 3.8《射线检查程序》LYG-QC2001 3.9《液体渗透检查程序》LYG-QC2002 3.10《超声波检查程序》LYG-QC2004 3.11《主蒸气管道安装施工方案》(管道专业方案 3.12《管道焊接数据包》LYG-TM2170 3.13《蒸汽间高压主蒸汽系统管道》LYG-1-PD22-31-1UJE2021-DG-0002-S 3.14《反应堆厂房主蒸汽系统管道》LYG-1-PD22-31-1UJA2221-DG-0004-S 3.15《主蒸汽阀与主蒸汽管道间焊缝焊接及检验技术说明》
3.16《蒸发器装配图》LYG-1-GD32-31-1UJA2221-DG-0004-S 3.17《澄清单》EBTM-1-UJE-00071、EBTM-1-UJA-00496 4概述: 主蒸汽管道设计温度为294℃,设计压力为7.84Mpa。每个机组的主蒸汽系统有四趟独立管线。每一路管线大致相同见下图
主蒸汽管道是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由蒸汽发生器顶部的管道,以贯穿件作为在安全壳上的锚固点,进入主蒸汽阀组,通过主蒸汽阀组及主蒸汽隔离闸阀进入蒸汽间厂房UJE ,供给汽轮机厂房用于推动汽轮机及其它用汽设备及管线。
主蒸汽管路系统由主蒸汽系统(LBA 由φ630×25(材质16ГС及蒸汽卸压公用系统(LBU φ325×
19、φ426×24(材质20组成。主蒸汽阀接口材质为WstE420与16ГС相近,工艺上可视为16ГС(见EBTM-1-UJE-00071。主蒸汽管路系统主要工作量为:(不含安全阀出口管路φ630×8
接 接
接LBU10AA201 接 接
接LBU10AA101/D 接LBA10AA501/A 阀组 系统
φ630×25(16ГС87道 φ325×19(208道 φ426×24(2020道 5焊接工艺:
5.1坡口及接头型式:主蒸汽管道由于是预制半成品件,除调节段外焊接坡口已予先由制造厂加工完成,其坡口型式见图1。考虑到我方工艺的适应性,为保证焊接质量,依据我方焊接工艺评定,现对来料接头型式按图2进行改动: 图1 图1 图2 5.2焊前准备: 5.2.1按《珠光体钢组件焊接程序》LYG-TM-2148 5.2.2所有母材、焊材必须具有质量保证书,且应合格。
5.2.3焊条必须严格按规定烘干。详见LYG-TM-2026《焊材烘干、发放和使用》程序及内部指示书PT-1013。
5.2.4焊接坡口严禁强力组对。焊口组对可采用专用对口器采用氩弧点固,焊点不少于6点,点焊缝长度不小于40-60MM。
5.2.5管子对口内壁应平齐,内壁错边量不大于0.5MM 5.2.6焊前应用钢丝刷及丙酮清理坡口及周围20MM范围的油锈等污物,详见LYG-TM2148。
5.2.7严禁在坡口以外的母材表面引弧和试验电流,以防电弧擦伤母材表面。5.2.8焊接场地应有防风、雨、雪的措施,不使焊件受到侵袭,详见LYG-TM2148 5.3焊接方法及焊材: 对于主蒸汽管道我们采用的焊接方法为手工钨极氩弧TIG打底、手工电弧焊SMAW填充和盖面,其中TIG需两层。
手工钨极氩弧(TIG焊丝直径:φ1.6 牌号:Св-08Г2С
手工电弧焊(SMAW焊条直径:φ
3、φ4 牌号:УОНИИ-13/55 5.4焊接工艺参数: φ630×25(16ГС工艺参数见WPS-201 φ325×
19、φ426×24(20工艺参数见WPS-235 5.5焊接顺序
5.5.1焊接顺序对每一焊口,须由两名焊工在相对位置采用相同的规范对称分段逐步退焊工艺(φ325×19、φ426×24可由一名焊工采用分段对称逐步退焊焊接,焊接过程中注意观察焊接变形情况并及时调整。焊接顺序见下图
1~8为打底焊
1-1~1-4焊工I填充焊焊 2-1~2-4焊工II填充焊
φ630×25 水平固定焊口(5GTφ630×25 垂直固定焊口(2GT 1~4为打底焊 1-1~1-4填充焊
1~8为打底焊 1-
1、1-2焊工I 填充焊焊 2-
1、2-2焊工II 填充焊 5.5.2焊接接头应采用多层多焊道,见下图: 5.5.3焊接过程中应注意的问题: 1焊接时应将待焊管段的端部或支管管口堵塞,避免管内空气对流,以防快速冷却。
2一般带调节余长的焊口要留到最后焊接,根据现场实际情况及现场实测的焊口收缩量确定需切割的余长。
φ325×
19、φ426×24 垂直固定焊口(2GT
φ325×19、φ426×24 水平固定焊口(5GT φ630×8
水平固定焊口(5GT φ630×8 垂直固定焊口(2GT 3阀门与管道间的接口焊缝打底焊时,管内需充氩气保护。4点焊、引弧、落弧处全部打磨后再焊。
5用手工电弧焊时,在除去熔渣后用机械方法打磨每层焊道表面,以除去焊道间的下陷、焊瘤、咬边和粗糙的焊波等。对打磨后的焊缝表面进行检查如发现缺陷(气孔、裂纹、夹渣等时要用机械方法将其去除。
6为保证焊接质量,打底焊缝完成后,在符合有关安全管理条例的情况下,应尽可能对焊缝背面进行打磨。
7每层焊缝上,每下一焊道较前一焊道的起点和终点应错开10-15MM。6焊后清理检查: 6.1焊缝焊后应成型良好,焊渣清理干净,焊缝周围无飞溅物,表面无裂纹、气孔、夹渣、咬肉等缺陷。由于焊缝需做超声波检验,焊缝每侧100MM范围内,应在不改变被检件表面曲率的情况下进行抛光,使其粗糙度不应大于6.3um。
6.2焊缝外观成型见下列图表
直径D(mm 壁厚S(mm 焊缝宽e(mm 焊缝高q(mm 根部余高q1(mm 630 25 26-36 1.5-4.5 0-2.5 630 8 14-22 1-4.5 0-2.5 325 19 21-31 1-4.5 0-2.5 426 24 26-36 1-4.5 0-2.5 6.3焊后由焊工自检合格后,打上焊工钢印代号,交由QC检查验收。
7.焊后检验: 主蒸汽管道为核安全2级,焊缝级别为ПНАЭГ-7-010-89 IIIa 级,所有焊缝必须经100%外观及100%射线及100%超声波检验。
为保证质量,我们须采用下列补充检验: 1坡口打磨好后,采用液体渗透进行检查,确认无裂纹后再进行组装。2氩弧焊打底两层,手弧填充焊两层后,进行中间RT射线检查,确认无缺陷后再进行焊接。
8.焊缝返修: 焊缝返修应对照返修通知单,采用机械方法完全清除缺陷后,采用与正式焊相同的工艺施焊,同一部位返修次数不得超过三次。
9.安全生产及文明施工: 9.1严格执行项目部有关安全管理程序。9.2穿带好个人劳保防护用品。9.3高空作业必须戴安全带,穿防滑鞋。9.4焊接作业应有消防安全措施。9.5严防高空物品坠落打击。
9.6工完料清,必须严格焊条、焊丝头回收制度,不得随意乱丢。
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