第一篇：田灣核電站實習報告

華北水利水電大學

畢業(yè)實習報告

姓名： 紫沐飏 學號 201111021 專業(yè): 核工程與核技術 班級： 2011110班 實習單位： 江蘇連云港田灣核電站 實習時間：2014年 11月17日 至 2014年 11月 23 日

2014 年 11 月 28 日

目錄

1，實習目的......................................................3

2,實習時間.......................................................3

3,實習地點.......................................................3

4,實習單位簡介..................................................3

5,實習內(nèi)容：.............................................3 5.1 參觀展廳，廠區(qū)現(xiàn)場................................3 5.2 觀影，合照........................................4 5.3 核電科普知識講座..................................4 5.4 核島設備及系統(tǒng)介紹................................4 5.5 常規(guī)島設備及系統(tǒng)介紹..............................5 5.6 技能教室及模擬機房參觀............................6 5.7 連島半日游........................................6 6，實習體會與小結(jié)...............................................7

1,實習目的：

(1）了解和掌握所學核工程與核技術專業(yè)在核電站運行的運用，增強學生對本專業(yè)學科知識的感性認識。

（2）了解核電站整體的運行情況，以及各個設備的工作原理與工作過程。

（3）培養(yǎng)理論聯(lián)系實際、從實際出發(fā)分析問題、研究問題和解決問題的能力；

（4）培養(yǎng)學生熱愛勞動、不怕苦、不怕累的工作作風。

2,實習時間：二〇一四年十一月十七至二十三日

3, 實習地點：連云港

田灣核電站

4,實習單位簡介：

田灣核電站位于江蘇連云港的是中國“九五”期間開工建設的重點工程之一，是中俄兩國迄今最大的技術經(jīng)濟合作項目，也是中國單機容量最大的核電站。由中國核工業(yè)集團公司控股建設。田灣核電站在工程建設中實現(xiàn)了多項技術改進，如采用雙層安全殼結(jié)構(gòu)、全數(shù)字化儀控系統(tǒng)，增設堆芯熔融物捕集器等，其安全設計優(yōu)于當前世界上正在運行的大部分壓水堆核電站，在某些方面已接近或達到國際上第三代核電站水平。

田灣核電站是中俄兩國在加深政治互信、發(fā)展經(jīng)濟貿(mào)易、加強兩國戰(zhàn)略協(xié)作伙伴關系方針推動下，在核能領域開展的高科技合作，是兩國間迄今最大的技術經(jīng)濟合作項目，廠區(qū)按4臺百萬千瓦級核電機組規(guī)劃，并留有再建4臺的余地。一期工程建設2臺單機容量106萬千瓦的俄羅斯AES-91型壓水堆核電機組，設計壽命40年，年平均負荷因子不低于80％，年發(fā)電量達140億千瓦時。廠區(qū)按4臺百萬千瓦級核電機組規(guī)劃，并留有再建4臺的余地。一期工程建設2臺單機容量106萬千瓦的俄羅斯AES-91型壓水堆核電機組，設計壽命40年，年平均負荷因子不低于80％，年發(fā)電量達140億千瓦時。田灣核電站1號機組1999年10月20日澆筑第一罐混凝土。2005年10月18日開始首次裝料，12月20日反應堆首次達到臨界，2007年5月17日正式投入商業(yè)運行。截至2007年7月2日24時，1號機組累計發(fā)電量36.07億千瓦時，累計上網(wǎng)電量32.54億千瓦時。

5,實習內(nèi)容：

5.1 參觀展廳，廠區(qū)現(xiàn)場

大家進入田灣核電站展廳后，同學們先觀看關于田灣河站的專題紀錄片，之后，在講解員的帶領下參觀了展廳。講解員從田灣核電的建設到投入發(fā)電以及為什么要發(fā)展核電、核電站的工作原理、合理認識核輻射、田灣核電站的設計特點與安全性等方面做了詳細講解。寬大的展廳設科普知識與田灣核電站建設歷史

兩個展區(qū)。內(nèi)容主要包括：動態(tài)沙盤，核能科普知識，世界以及中國核能發(fā)展概況，核電是安全清潔的能源，輻射防護以及核技術的應用，核電站事故真相，田灣核電站工程概況，總體規(guī)劃，領導關懷，大事記和技術安全特點，對地方的貢獻以及企業(yè)文化等。展廳中還配備了反應堆，蒸汽發(fā)生器，堆芯熔熔物捕集器，汽輪機，控制棒以及驅(qū)動裝置等的模型。各式各樣的實物，總算讓大家給了理論 聯(lián)系實際的機會。

5.2 觀影，合照

下午的時光匆匆而逝，大家沉浸在《漫步核世界》與《馴核記》中，為老一輩核能工作者的精神深深的感動著。在那個災難深重的歲月里，大家缺衣少食，一切從零開始，憑借著獨立自主，自力更生這句話，硬生生的構(gòu)建起中國核技術的牢固基石。多少人為此揮汗水，揮灑著青春的熱血，將滿腔的愛國之情凝聚在大西北的戈壁灘，才有了今天核能技術的成熟。老一輩的不屈不撓的精神必將有我們這群愿為祖國明天的輝煌拋頭顱灑熱血的青年繼承發(fā)揚光大。

之后是大家的集體照，在大家的燦爛的笑容的背后是每位110班的學生的錚錚的堅定眼神，一定要為祖國核能事業(yè)添磚加瓦，再創(chuàng)輝煌。我相信只要我們堅定信心，不懈奮斗，一代代，征服聚變一定不是夢。

5.3 核電科普知識講座

作為科班出身的本科生，這本來是不需要的環(huán)節(jié)。但是在講解員的規(guī)范的服務和富有特色的簡介下，輔以實物模型，讓本來枯燥的知識活了過來，娓娓道來，妙趣橫生，令人如沐春風，自是別有一番風味。給大家留下了深刻的印象。

5.4 核島設備及系統(tǒng)介紹

核島是核電站安全殼內(nèi)的核反應堆及與反應堆有關的各個系統(tǒng)的統(tǒng)稱。核島的主要功能是利用核裂變能產(chǎn)生蒸汽。主要分為以下幾個系統(tǒng)區(qū)域：

一，核島(Nuclear Island)廠房：主要包括反應堆廠房(安全殼)、核燃料廠房、核輔助廠房、核服務廠房、排氣煙囪、電氣廠房和應急柴油發(fā)電機廠房等。

二，核島主要結(jié)構(gòu)：

核蒸汽供應系統(tǒng)

核蒸汽供應系統(tǒng)由一回路（反應堆冷卻劑循環(huán)系統(tǒng)）及與一回路相連接的系統(tǒng)所組成。一回路的主要設備有反應堆堆芯、壓力容器、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主循環(huán)泵及管道。一回路中冷卻劑(高溫高壓的水流)的主要作用是將反應堆堆芯產(chǎn)生的熱量帶到蒸汽發(fā)生器，傳給二回路，生產(chǎn)蒸汽；在一回路水中加入硼酸，用來控制反應性的慢變化；用穩(wěn)壓器維持一回路壓力的穩(wěn)定和補償水在冷態(tài)和熱態(tài)時的體積變化。與一回路相聯(lián)的系統(tǒng)包括化學和容積控制系統(tǒng)、反應堆安全注射系統(tǒng)和余熱冷卻系統(tǒng)。化學和容積控制系統(tǒng)的主要作用是維持一回路所需要的水量;調(diào)節(jié)溶解在冷卻水中的硼酸濃度,以控制反應堆的反應性；對水進行凈化處理，除去水中的裂變產(chǎn)物和腐蝕產(chǎn)物；給一回路的水加入腐蝕抑制劑和各種化學添加劑。反應堆安全注射系統(tǒng)的主要作用是當一回路發(fā)生失水(例如,一回路管道

發(fā)生大破裂而引起大泄漏)時,安全注射系統(tǒng)就作為安全給水系統(tǒng)。它主要由高壓注射部分、安全注射箱和低壓注射部分組成。前者于中等失水時起動，后者于大量失水時起動。安全注射箱通過兩個逆止閥和一個隔斷閥與一回路相連，起安全注射作用。這幾部分協(xié)同工作即能保證堆芯的冷卻，并可使反應堆停堆。核反應堆停堆后，燃料元件因裂變產(chǎn)物的衰變而發(fā)熱，余熱冷卻系統(tǒng)的作用是帶走這部分熱量。它主要由熱交換裝置、循環(huán)泵和閥門等組成，用于停堆、更換燃料以及一回路系統(tǒng)發(fā)生大量泄漏事故時帶走熱量，冷卻堆芯。

安全殼噴淋系統(tǒng)

安全殼噴淋系統(tǒng)由兩條獨立的管線組成。每條管線系統(tǒng)都是由噴淋泵、冷卻器、噴頭、換料水箱、閥門等設備組成。當發(fā)生失水事故時，一回路中高溫高壓的水漏到安全殼中，由于安全殼是密封的，安全殼里的壓力和溫度都會升高。安全殼噴淋系統(tǒng)的主要作用就是噴淋冷水使水蒸汽凝結(jié)成水，從而降低安全殼內(nèi)的壓力和溫度。噴淋水中含有堿，可以除去空氣中放射性的碘。

輔助系統(tǒng)

輔助系統(tǒng)包括以下 6個系統(tǒng)：

①設備冷卻水系統(tǒng)。為核島中的熱交換器提供去除離子的冷卻水。②反應堆腔室和廢燃料冷卻系統(tǒng)。用于反應堆腔室和廢燃料池池水的冷卻和凈化；可以對壓力殼充、排水。

③輔助給水系統(tǒng)。當蒸汽發(fā)生器的主給水系統(tǒng)完全失去作用時就投入運行。在反應堆起動、升溫和停堆時，也由這個系統(tǒng)給蒸汽發(fā)生器供水。

④通風和空調(diào)系統(tǒng)。用于維持室內(nèi)的溫度和濕度，為運行人員和設備提供適宜的工作環(huán)境，減少室內(nèi)空氣中放射性碘的濃度，并減少向大氣中排放放射性物質(zhì)。

⑤壓縮空氣系統(tǒng)。為調(diào)節(jié)器、氣動閥和安全閥等設備提供壓縮空氣。⑥放射性廢物處理系統(tǒng)。包括排放液體收集系統(tǒng)，硼酸再循環(huán)系統(tǒng)，氣體、液體和固體廢物處理系統(tǒng)，監(jiān)測和排放系統(tǒng)，蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)和液體廢物排放系統(tǒng)。

5.5 常規(guī)島設備及系統(tǒng)介紹

常規(guī)島。英文：Conventional Island，簡稱：CI，定義：核電裝置中汽輪發(fā)電機組及其配套設施和它們所在廠房的總稱。常規(guī)島的主要功能是將核島產(chǎn)生的蒸汽的熱能轉(zhuǎn)換成汽輪機的機械能，再通過發(fā)電機轉(zhuǎn)變成電能。

在壓水反應堆核電廠中，常規(guī)島的工藝系統(tǒng)也稱為核電廠二回路系統(tǒng)。它的主要工藝系統(tǒng)有主蒸汽系統(tǒng)、主給水系統(tǒng)、汽水分離再熱系統(tǒng)、凝結(jié)水系統(tǒng)、高

壓加熱水系統(tǒng)、低壓加熱水系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、輔助蒸汽系統(tǒng)、疏水系統(tǒng)和常規(guī)設備中間冷卻水系統(tǒng)等。二回路干要設備有汽輪機、發(fā)電機、凝汽器、汽水分離再熱器、高壓加熱器、低壓加熱器、除氧器及其水箱、凝結(jié)水泵及生給水泵等。

常規(guī)島廠房主要有汽輪機房、冷卻水泵房和水處理廠房、變壓器區(qū)構(gòu)筑物、開關站、網(wǎng)控樓、變電站及配電所等。

常規(guī)島通常包括以下幾個部分：

①汽輪發(fā)電機組、勵磁系統(tǒng)、主蒸汽和主給水系統(tǒng)、凝結(jié)水系統(tǒng)、主給水及加熱系統(tǒng)、電氣和流體系統(tǒng)、輔助冷卻系統(tǒng)、暖通空調(diào)系統(tǒng)、輔助配電系統(tǒng)、儀表和控制系統(tǒng)等。上述各系統(tǒng)的設備均安裝在汽輪發(fā)電機廠房內(nèi)。

②輸電系統(tǒng)至主變壓器的終端，包括：發(fā)電機引線、導管及其輔助設備，主變壓器，高壓單元廠用變壓器，發(fā)電機斷路器，測量和保護系統(tǒng)，接地系統(tǒng)。

5.6 技能教室及模擬機房參觀

核電站儀控系統(tǒng)的功能 核電站儀控系統(tǒng)控制著整個電能生產(chǎn)的主要和輔助過程，并在所有運行模式及緊急情況下維護電廠的安全性、可靠性和可用性，以及在正常運行工況下維護環(huán)境的正常狀態(tài)。

儀控系統(tǒng)具有兩大功能：信息功能和控制功能。田灣核電站全數(shù)字化儀控系統(tǒng)的組成 田灣核電站采用全數(shù)字化儀控系統(tǒng)，又稱全數(shù)字集散控制系統(tǒng)（或DCS-分散式控制系統(tǒng)）主要由正常運行儀控系統(tǒng)Teleperm XP(TXP)和安全儀控系統(tǒng)Teleperm XS(TXS)、堆本體儀控系統(tǒng)（堆外核測、堆內(nèi)核測、棒控棒位等系統(tǒng)）和BOP儀控系統(tǒng)4部分組成。

田灣核電站全數(shù)字化儀控系統(tǒng)的功能分級 TNPS全廠儀控系統(tǒng)按照功能可以劃分成3級，即現(xiàn)場及自動化級、機組級和全廠級儀 控系統(tǒng)。其中：

(1)現(xiàn)場及自動化級儀控系統(tǒng)：基于TXP、TXS、其他微處理器系統(tǒng)以及網(wǎng)絡通訊設 施構(gòu)成，用于實現(xiàn)對工藝過程及設備的測量、監(jiān)視、控制和保護；(2)機組級儀控系統(tǒng)：基于OM690操作監(jiān)視系統(tǒng)構(gòu)成，用于實現(xiàn)正常運行和應急 工況下對機組的監(jiān)視、控制和保護；(3)全廠級儀控系統(tǒng)：基于OM690操作監(jiān)視系統(tǒng)構(gòu)成，用于實現(xiàn)對全電廠的監(jiān)視和控制、與電力系統(tǒng)連接的監(jiān)視和控制等。

田灣核電站全數(shù)字化儀控系統(tǒng)的安全分級 從安全角度考慮，根據(jù)國際原子能機構(gòu)頒布的核安全導則D3／D8，將儀控系統(tǒng)分為3個安全等級：安全(1E)、安全相關(SR)和非安全(NS)。反應堆保護系統(tǒng)功能全部在TXS中實現(xiàn)，安全相關功能的一部分在TXS中實現(xiàn)另外一部分在TXP中實現(xiàn)。TXP系統(tǒng)也用做對非安全功能進行控制。

5.7 連島半日游

連島古稱鷹游山，面積7.6平方公里，是江蘇省最大的海島，與連云港港隔海相望，通過6.7公里的中國最長的攔海大堤與連云港市東部城區(qū)相連。集青山、碧海、茂林、海蝕奇石、天然沙灘、海島漁村人文景觀于一體，是江蘇唯一的AAAA級海濱旅游景區(qū)，還以盛產(chǎn)海鮮著稱。得天獨厚的資源已使連島成為夏季避暑納涼、踏浪休閑娛樂、享受海鮮美味的旅游勝地。

連島其實最具特色的是奢侈的礁石岸線，只看這些驚濤拍岸的景觀，整個島上就足可以看一天。一些礁石常年受海浪拍擊，呈現(xiàn)魚骨狀或珊瑚狀的奇特

形狀。連島的特色其實是山海一體，更適合“東臨碣石，以觀滄海”，這是非常獨特的。

6，實習體會與小結(jié)

通過這次為期6天的實習，實現(xiàn)了四年來知識與實踐的結(jié)合，對核電站有了整體的認識，對核電站整體的工作流程，各個部分的工作原理都有了更為深刻的見解。也深深明白了安全無小事，事事安全第一，質(zhì)量第一，必須做到按照規(guī)程操作，按照設計施工建設，不能出現(xiàn)任何的失誤閃失。在這里不僅僅增長了專業(yè)相關知識，開闊了視野，也受到培訓中心各位教員的職業(yè)精神以及職業(yè)素養(yǎng)的感染，培養(yǎng)了自己凡是認真細致，做事一絲不茍的敬業(yè)態(tài)度，明確了為人處世的責任，實現(xiàn)了各方面的整體提升。

在此由衷感謝田灣核電站領導階層給予我們這次珍貴的實習機會，也感謝田灣核電站全體工作人員于百忙之中的悉心教導。祝愿田灣人，迎著海上的晨曦，奔向輝煌的明天，再次創(chuàng)造核電事業(yè)上的一個又一個奇跡。

第二篇：田灣核電站環(huán)境保護簡介（范文）

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核能是清潔的能源，它在節(jié)省煤、石油和天然氣等不可再生資源的消費的同時，減少了二氧化碳、二氧化硫、煙塵排放對大氣的污染。核能之所以成為清潔能源的另一個重要原因就是核電站在開發(fā)能源時始終堅持高安全標準和高度重視環(huán)境保護。

環(huán)境保護是江蘇核電有限公司田灣核電站的基本政策之一，電站在生產(chǎn)、維修與經(jīng)營活動中嚴格遵守國家法律、法規(guī)和國家標準，保障機組的安全運行，確保廢物管理和環(huán)境管理系統(tǒng)的正常運作，按照ALARA原則最大限度降低廢物產(chǎn)生量，減少資源消費，保護環(huán)境、保護公眾。

田灣核電站自開工建設以來始終堅持“遵守法規(guī)、安全運行、減少排放、節(jié)約資源、持續(xù)改進、保護環(huán)境”的環(huán)保方針，不斷建設和完善放射性廢物處理，為保持電站環(huán)境保護的持續(xù)改進，按照ISO14001標準，在核電生產(chǎn)、維修、經(jīng)營活動范圍內(nèi)，建立、實施統(tǒng)一的環(huán)境管理體系。

一、田灣核電站的環(huán)境影響

核電站對環(huán)境的影響，包括核輻射影響和非核輻射影響兩方面。核輻射的環(huán)境影響，是由放射性廢氣、廢液、固體廢物的產(chǎn)生和排放造成的；非核輻射環(huán)境影響，主要應考慮普通工業(yè)和生活廢氣、廢水、垃圾問題，以及噪聲污染、電磁輻射污染、熱污染、資源消費等環(huán)境問題。

核電站潛在的核事故對環(huán)境構(gòu)成潛在的核輻射影響，這當然也是核電站環(huán)境保護必須考慮的問題。但出于核電站內(nèi)部管理分工的考慮，核事故的預測、預防和后果緩解，多納入核安全管理體系考慮；而核事故輻射后果的監(jiān)測，則納入環(huán) 1 保管理問題考慮。

下圖是田灣核電站三廢控制流程示意圖：

非輻射環(huán)境影響 主要包括以下方面：（1）工業(yè)廢氣

主要是輔助鍋爐房廢氣。（2）廢液與廢水

—生活污水：主要是餐廳、淋浴、衛(wèi)生間污水，經(jīng)污水處理站處理后達標排放或作復用（綠化、洗車等）。

—電站所有廠房的含油污水：送至含油污水處理站，處理后的油污回收利用，其余廢水達GB8978－88的一級排放標準排入海中。

—電站常規(guī)島溫排水和其它含化學品的工業(yè)廢水：要求按照分類處理后排入指定的海域。

（3）生活與工業(yè)垃圾

按規(guī)定收集，并送到指定的垃圾消納場處理。（4）電磁輻射污染

主要應考慮高壓輸電裝置及線路在廠外環(huán)境中產(chǎn)生的電磁輻射污染，對其進行達標驗證監(jiān)測。

（5）電站的泵站海水取水對海洋生物的影響

國內(nèi)外眾多電站的運行證明，取水對海洋生態(tài)未發(fā)現(xiàn)有不利影響。（6）散熱系統(tǒng)運行的影響

田灣核電站是一座濱海電站，采用直流循環(huán)海水冷卻方式，以海州灣為最終熱阱，溫排水只對小范圍海域有有限的溫升。（7）廠區(qū)外噪音

要求不超過相應國家標準規(guī)定。核輻射環(huán)境影響

電站正常運行（包括可預見的異常工況）期間的核輻射環(huán)境影響主要包括以下方面：

（1）放射性氣態(tài)流出物排放

田灣核電站的氣載放射性流出物在排到大氣環(huán)境之前，經(jīng)過一系列的凈化系統(tǒng)處理。放射性廢氣處理系統(tǒng)包括氫燃燒系統(tǒng)（KPL1）、放射性氣體處理系統(tǒng)（KPL2）、貯槽排氣處理系統(tǒng)（KPL3）和空調(diào)、加熱、冷卻及通風系統(tǒng)。每臺核電機組配備一套放射性廢氣處理系統(tǒng)。預期電站以氣載放射性流出物形式排到 大氣中的放射性惰性氣體、碘和氣溶膠均大大低于我電站的申請排放限值。流出物還受到在線監(jiān)測儀表和取樣分析測量的監(jiān)控。（2）液體放射性流出物排放

田灣核電站的放射性廢液經(jīng)一系列凈化系統(tǒng)處理，放射性廢液處理系統(tǒng)主要包括：特種下水收集系統(tǒng)（KTT）、液體廢物處理系統(tǒng)（KPF）、液體放射性廢物貯存系統(tǒng)（KPK）、凝氣器凈化過濾廢水監(jiān)測系統(tǒng)（LDL）、廢液中和系統(tǒng)（GCR）等。并經(jīng)嚴格的監(jiān)測（在線監(jiān)測及逐存儲槽取樣分析）后排入大海。預期電站液態(tài)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電站的申請排放限值，氚的排放量也低于規(guī)定控制值。（3）放射性固體廢物

田灣核電站在正常運行和維修中不可避免的會產(chǎn)生一定數(shù)量的高、中、低放射性固體廢物。對這些廢物將嚴格按分類處理的原則進行處理。

放射性固體廢物處理系統(tǒng)包括：液體放射性廢物固化系統(tǒng)（KPC）、固體放射性廢物處理系統(tǒng)（KPA）、固體放射性廢物貯存庫（KPE）。

放射性廢液處理系統(tǒng)產(chǎn)生的中、低放濃縮液、廢樹脂、廢過濾器芯子等經(jīng)水泥固化固定封裝在混凝土容器中，放在專門的儲存廠房內(nèi)暫存，放射性廢氣處理系統(tǒng)產(chǎn)生的中、低放過濾器芯子則視情況經(jīng)水泥固化固定封裝在混凝土容器中，或經(jīng)壓縮封裝在200升鋼桶內(nèi)；有放射性污染的擦拭物、個人防護用品、塑料布、拆除的保溫隔熱材料和建筑材料、廢檢修工具、廢設備通閥門、廢通風過濾器，經(jīng)壓縮儲存在200升鋼桶內(nèi)，并放在專門的儲存廠房內(nèi)暫存。從堆內(nèi)拆除的不銹鋼電離室、中子和溫度測量元件等，為高放廢物，它們裝在專門的屏蔽容器中，暫存在反應堆廠房內(nèi)，待適當時間外運至處置廠。田灣核電站劑量目標值

根據(jù)國家標準《核電廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》（GB6249-86），并為田灣核電站將來工程留有適當?shù)挠嗔俊σ黄诠こ躺暾埥ㄔO的兩臺機組在正常運行狀態(tài)下向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)以及所有活動對公眾中任何個人（成人）造成的有效劑量目標值規(guī)定為0.08mSv/a。

下圖是居民在生活中受到的天然輻射劑量比較示意圖：

二、田灣核電站的環(huán)境監(jiān)測

環(huán)境監(jiān)測是田灣核電站環(huán)境保護工作中一個極其重要的方面。根據(jù)國家標準GB6249-86《核電廠環(huán)境輻射防護規(guī)程》和HAD103/04《核電廠運行期間的輻射防護》的規(guī)定，對田灣核電站的放射性物質(zhì)排放情況、電站對環(huán)境的影響和放射性物質(zhì)排放對居民的照射劑量進行監(jiān)測和自我監(jiān)督管理，確保田灣核電站生產(chǎn)設施和環(huán)境保護設施嚴格貫徹落實“同時設計、同時建造和同時運行”的原則，在廢物管理和輻照劑量管理方面遵循ALARA原則，履行電站對公眾和審管部門的環(huán)境監(jiān)測承諾。田灣核電站的環(huán)境監(jiān)測首要考慮的是涉及輻射環(huán)境的輻射監(jiān)測，同時也要結(jié)合電站實際情況和需要，有選擇的進行涉及非輻射環(huán)境影響的監(jiān)測。主要包括如下幾個方面：

A.測量核電站正常運行和事故運行期間，電站周圍環(huán)境γ輻射劑量率和環(huán)境介質(zhì)中放射性核素濃度，以評估核電站周圍環(huán)境的放射性水平。

B.發(fā)現(xiàn)核電站周圍地區(qū)的放射性水平的異常變化，及時查找原因，追蹤非計劃排放時的放射性核素的來源，并及時糾正。

C.事故應急狀態(tài)下進行快速事故應急環(huán)境監(jiān)測，為應急決策提供參考資料。

D.驗證核電站正常運行期間向環(huán)境排放的放射性物質(zhì)符合國家相關法律、法規(guī)和標準的規(guī)定。并為向公眾解釋關于核電站對環(huán)境輻射的影響問題提供支持材料。

E.驗證核電站正常運行期間向環(huán)境排放的非放射性物質(zhì)符合國家相關法律、法規(guī)和標準的規(guī)定。并為向公眾解釋關于核電站對環(huán)境非輻射的影響問題提供支持材料。

F.為正常運行的公眾劑量評價、事故時的事故劑量計算提供氣象資料。G.廢水及海水中的非放核素的測量。

環(huán)境監(jiān)測的運行和管理

田灣核電站環(huán)境監(jiān)測運行和管理采用制度化和程序化模式。田灣核電站在每年年初會制定出本公司的環(huán)境保護指標，并將該指標納入到各責任處室的考核范圍之中。

我國有關法規(guī)和標準，對電站核安全、輻射防護和放射性廢物管理規(guī)定了嚴格的、高安全標準的且與國際接軌的要求，這為搞好電站的環(huán)境保護提供了堅實的法制基礎。為了落實國家標準和電站指標，田灣核電站還建立了一系列的環(huán)境管理規(guī)章制度，目前田灣核電站已經(jīng)編制并生效了13份環(huán)境管理程序和37份環(huán)境監(jiān)測技術程序。這些程序已經(jīng)全面覆蓋了目前所有環(huán)境保護方面的工作范圍，使得環(huán)境監(jiān)測工作完全符合國家法律、法規(guī)和標準的要求。

環(huán)境監(jiān)測人員配備和培訓

田灣核電站環(huán)境監(jiān)測共有工作人員20名，他們是一批高層次、高素質(zhì)的專業(yè)環(huán)境監(jiān)測人員，全部具有大專以上學歷，所有員工中都經(jīng)過了公司的入廠培訓、基本安全授權培訓、崗位專業(yè)技能培訓等，并持有公司頒發(fā)的崗位合格證書。部分員工還參加了《環(huán)境管理體系》、《質(zhì)量管理體系》與《職業(yè)健康管理體系》內(nèi)審員的培訓，并取得了相應的內(nèi)審員資質(zhì)證書。另外在保健物理處里還有國家級 6 專業(yè)人員為環(huán)境監(jiān)測提供技術指導。

環(huán)境監(jiān)測人員上崗后每年還要經(jīng)過基本安全授權復訓、崗位專業(yè)技能復訓。崗位專業(yè)技能復訓分為內(nèi)部培訓和外部培訓。同時，環(huán)境監(jiān)測人員還參加必要的外部資質(zhì)認證培訓、資質(zhì)認證和技術交流。環(huán)境監(jiān)測人員的人力資源配置情況基本滿足現(xiàn)階段環(huán)境監(jiān)測工作任務的需求。

環(huán)境監(jiān)測設施和設備

田灣核電站環(huán)境監(jiān)測的設施包括：環(huán)境監(jiān)測實驗室、外環(huán)境γ輻射固定監(jiān)測站（十個）、氣象觀測塔（三個）、環(huán)境監(jiān)測車（一臺）、環(huán)境取樣車（二臺）、電站循環(huán)冷卻水和安全廠用水總排出口自動采樣裝置等。

環(huán)境監(jiān)測樓位于連云港市開發(fā)區(qū)，占地面積5400平方米，院內(nèi)包括環(huán)境監(jiān)測實驗室和相應的輔助建筑在內(nèi)，共有建筑面積約為2000m2。環(huán)境監(jiān)測樓主要包括如下六個功能塊：

1)樣品預處理實驗室 2)放射性化學測量實驗室 3)放射性物理測量實驗室 4)非放射性化學測量實驗室 5)

監(jiān)測數(shù)據(jù)信息管理中心 6)

工作人員辦公室

環(huán)境監(jiān)測大綱

根據(jù)國家相關規(guī)定，田灣核電站編制了《環(huán)境監(jiān)測大綱》并報國家環(huán)保部批準生效實施，該大綱中詳細規(guī)定了環(huán)境監(jiān)測的范圍、項目和內(nèi)容。核電站環(huán)境監(jiān)測的范圍、項目和內(nèi)容的確定是以關鍵核素、關鍵照射(及轉(zhuǎn)移)途徑和關鍵人群組分析為基礎的。田灣核電站環(huán)境監(jiān)測的范圍為：陸上環(huán)境γ輻射水平的監(jiān)測范圍為50km，陸上環(huán)境介質(zhì)放射性監(jiān)測范圍為20-30km，重點在10km以內(nèi)；海洋監(jiān)測重點為排放口周圍3km范圍內(nèi)的海域和4km范圍內(nèi)灘涂。

田灣核電站環(huán)境保護實施情況

田灣核電站嚴格按照國家的有關法規(guī)標準以及公司的管理程序，切實做好放射性流出物排放前的取樣、監(jiān)測、控制工作，所有記錄保留完整可查，堅決杜絕 7 放射性流出物超標排放事件的發(fā)生。確保1號、2號機組所有的排放均符合排放要求，且排放總量低于排放管理目標值。

為保證監(jiān)測數(shù)據(jù)的準確、可靠，田灣核電站依據(jù)“核設施流出物和環(huán)境放射性監(jiān)測質(zhì)量保證計劃的一般要求”（GB11216-89）及其它相關國家標準，建立了包括人員培訓、樣品采集和處理、儀器刻度和檢驗、樣品測量分析、標準參考物質(zhì)使用和數(shù)據(jù)處理等一系列質(zhì)量保證措施。并積極參加實驗室之間的比對，通過比對相互驗證測試結(jié)果，及時發(fā)現(xiàn)系統(tǒng)誤差，保證測量分析結(jié)果的量值溯源性。田灣核電站的環(huán)境監(jiān)測部門2004~2008年連續(xù)獲得核電公司安全生產(chǎn)先進班組稱號，環(huán)境監(jiān)測QC小組于2007、2008年連續(xù)兩年榮獲“中核集團公司優(yōu)秀QC小組二等獎”。

從2005年田灣核電站1號機組裝料開始，田灣核電站按國家法律法規(guī)和標準要求開展了核電站周圍50公里范圍內(nèi)的環(huán)境監(jiān)測，根據(jù)2005年至今的監(jiān)測結(jié)果顯示，核電站運行后，電站放射性流出物排放量遠遠小于國家標準，未對電站周圍輻射環(huán)境產(chǎn)生影響，與電站運行前輻射水平基本一致。

三、田灣核電站的環(huán)境整治和綠化

由于田灣核電站的建設，原扒山地區(qū)的地形地貌己經(jīng)發(fā)生了巨大的變化，標高57.6m的扒山頭被開挖成7.6m標高的平地，臨近的洼地和灘涂被回填成5-7.6m標高的平地。對山體開挖形成的高約60m的邊坡已進行了噴漿保護處理，并在標高66m處的大平臺平整后建造觀景式的建筑小品，且有公路直通該平臺，公路兩邊和山坡也進行了綠化。

回填的洼地和灘涂在臨海側(cè)設立了護岸及海堤，從而防止了水土流失。田灣核電站建設雖然改變了原有的山地地貌，但形成的是平坦的海濱地貌，在完成電站全面的綠化后，整個廠區(qū)已形成了一個新的優(yōu)美的環(huán)境

田灣一期工程可綠化的面積約35萬m2，田灣核電站制定了詳細的綠化規(guī)劃，并且己經(jīng)開始實施，規(guī)劃是根據(jù)廠區(qū)內(nèi)的功能分區(qū)情況制定不同的綠化方案，突出重點地區(qū)，兼顧一般地區(qū)，重點綠化地區(qū)是南大門、上下班主干道、展覽中心、出線走廊、停車區(qū)以及辦公樓區(qū)。

綠化工程除種樹，植草外，還建造有各式水景噴泉，以達到美化環(huán)境、不同區(qū)域有不同景觀的目的。田灣核電站廠區(qū)整個綠化工程是一次規(guī)劃，分批實施，目前已經(jīng)實施基本完畢，整個廠區(qū)處在三面綠色植物環(huán)繞，一面臨海的優(yōu)美環(huán)境中，田灣核電站已經(jīng)成為一個美麗的、花園式的電站，并成為連云港船山地區(qū)的一個新的旅游亮麗景點！

四、田灣核電站的環(huán)境保護宣傳

為貫徹國家及省、市領導關于做好核電科普宣傳工作的指示精神，做好核電公眾宣傳工作，普及核電知識，讓公眾了解核電、認識核電，宣傳核電作為安全、清潔、經(jīng)濟、高效的能源在國民經(jīng)濟發(fā)展中的重要意義，積極推進田灣核電站擴建工程的建設，田灣核電站開展了一系列的環(huán)境保護宣傳活動。公眾調(diào)查和宣傳活動

2007年3月1日至3月8日期間，江蘇核電有限公司在連云港市核應急辦公室及江蘇省輻射環(huán)境監(jiān)測管理站連云港分站等部門的支持下舉辦了核電科普宣傳和公眾問卷調(diào)查活動，在連云港市各區(qū)、縣進行了十二個站點的宣傳和問卷調(diào)查活動，包括連云港市新浦區(qū)、海州區(qū)、開發(fā)區(qū)、連云區(qū)墟溝街道、連云區(qū)宿城鄉(xiāng)、連云區(qū)高公島鄉(xiāng)、連云區(qū)板橋鎮(zhèn)、灌南縣、灌云縣、東海縣、贛榆縣以及山東省日照市等。

本次宣傳活動圍繞“核電科普知識”、“田灣核電建設”兩個專題，采用八塊展板十六個展面的展覽方式，配合專職講解員的生動講解以及各個專業(yè)領域?qū)＜业默F(xiàn)場咨詢答疑，利用圖片、漫畫等市民喜聞樂見的圖版形式，生動形象地展示了核電的基本原理、核電安全知識，并介紹了田灣核電站一期工程建設情況和二期擴建規(guī)劃情況，同時還展示了核電作為安全、清潔、經(jīng)濟、高效的新能源在我國的發(fā)展?jié)摿桶l(fā)展前景，讓市民在家門口就了解到核電是綠色清潔的能源。

此次核電科普知識宣傳和問卷調(diào)查活動吸引了大批公眾及各界人士前來參觀，從六、七十歲的高齡的老人，到僅十來歲的孩童，都聚精會神地觀看聽取了講解，連云港電視臺新聞頻道、連云港日報、蒼梧晚報等多家媒體均對此次宣傳活動進行了跟蹤報道。問卷調(diào)查對象涉及到工人、農(nóng)民、企事業(yè)單位工作人員、公務員、個體經(jīng)營者、教師、學生、務工人員等不同學歷、不同年齡、不同職業(yè)的各層次人員；調(diào)查內(nèi)容主要包括對核電是安全、清潔能源的認識，對本地區(qū)環(huán) 9 境質(zhì)量現(xiàn)狀滿意情況，對核電與水電、火電區(qū)別的認識，對核電站擴建項目對本地區(qū)環(huán)境質(zhì)量影響的認識；對江蘇電網(wǎng)的電源結(jié)構(gòu)的了解，對核電站擴建工程項目的態(tài)度，以及對擴建項目在環(huán)保方面的建議和要求等。

為配合此次宣傳和調(diào)查活動，在進行宣傳和問卷調(diào)查的同時還發(fā)放了由江蘇核電有限公司編制的《核電知識科普知識》以及《田灣核電站》等宣傳小冊子，通過對什么是核能、核電站的組成、核電站的優(yōu)點、核電站的安全保證、放射性與核輻射以及核電站在世界、我國的發(fā)展等核電科普知識以及田灣核電站的具體情況介紹，使參與的公眾對核能和田灣核電項目有了充分的了解和認識。

在活動現(xiàn)場，連云港各界人士十分關注田灣核電站的建設，問了很多問題，如一期核電站的建設與運行、擴建項目的具體情況等。從現(xiàn)場情況來看，通過多年的核電宣傳工作，公眾已經(jīng)對核電站有了大致的了解，消除了恐懼心理，增加了對發(fā)展核電的理解和支持。通過這次宣傳活動，公眾再一次認識到核電是清潔、安全的能源，核電建設是利國利民的大事。

開展“院士田灣行”和“核能科普知識”講座

2007年3月20日至21日，江蘇核電有限公司還和中國核學會在連云港市聯(lián)合舉辦了“院士田灣行”核能科普宣傳活動。中國工程院院士、原子核物理學家錢紹鈞，中國科學院院士、核反應堆工程與安全專家、原清華大學校長王大中，中國工程院院士、中國原子核物理和核武器專家胡思德，中國科學院院士、俄羅斯工程院外籍院士歐陽予，中國工程院院士、核反應堆及核電工程專家葉奇蓁等兩院院士和清華大學核能技術設計研究院教授馬栩泉應邀參加了本次活動。3月20日下午，院士和專家們?yōu)榻K核電有限公司干部員工、消防戰(zhàn)士、武警官兵、保安人員和承建單位員工作了一場精彩的核能科普報告會。3月21日下午，院士和專家一行又在淮海工學院為連云港市委、市政府領導，市委、市政府各部門，市直屬單位，人民團體，駐連部省屬單位，金融單位和淮海工工學院師生總計2500人作了精彩的核能科普知識報告。

積極開展“六五”環(huán)境日等宣傳活動

每年的六五世界環(huán)境日，田灣核電站都會結(jié)合世界環(huán)境日的主題和核電站的生產(chǎn)實際情況，在公司內(nèi)、外組織開展一系列豐富多彩的活動，使環(huán)境保護的理 10 念更加地深入人心，并積極與市、區(qū)環(huán)保局聯(lián)合開展世界環(huán)境日、世界水日等環(huán)保紀念日的公眾宣傳活動。附件為2007年六五環(huán)境日田灣核電站宣傳活動照片，田灣核電站在此次活動中聯(lián)合連云港市環(huán)保局與連云區(qū)環(huán)保局在新浦步行中街與墟溝核電大樓對面分別舉辦了一次“全員參與環(huán)保，共創(chuàng)和諧田灣”為主題的環(huán)境保護宣傳活動。活動通過安放展板、人員講解、散發(fā)宣傳資料等多種形式介紹了田灣核電與環(huán)境的相關科普知識。通過詳細的講解使廣大的公眾對核電站有了基礎的、正確的了解和認識，并對世界環(huán)境日有了較為深入的了解，廣大市民感到受益非淺。活動中，我們制作了大量關于田灣的宣傳板報，給熱心關注田灣的群眾細心介紹、耐心講解，消除了他們心里上對核電恐懼的陰影，使他們認識到了發(fā)展核電的重要性和必要性，認識到了核電能帶給國家和人民巨大的利益以及核能是清潔安全的能源這一理念。

積極開展質(zhì)量管理、職業(yè)安全健康管理及環(huán)境管理體系三合一的體系認證工作

為了提升江蘇核電有限公司軟實力，落實以人為本的企業(yè)管理理念，創(chuàng)建友好型企業(yè)，彰顯社會公信力和全面提升企業(yè)形象，結(jié)合中核集團公司2008年安全生產(chǎn)工作會議上的要求，江蘇核電有限公司于2008決定開展質(zhì)量管理體系（ISO9001）、職業(yè)健康安全管理體系（OHSAS18001）和環(huán)境管理體系（ISO14001）認證，以進一步完善公司的質(zhì)量、職業(yè)健康安全和環(huán)境管理，并逐漸向國際先進的質(zhì)量、職業(yè)健康安全和環(huán)境管理體系靠攏。旨在通過建立健全三個管理體系，審視我公司在質(zhì)量、職業(yè)健康安全和環(huán)境三個領域的管理狀況，集中、全面地分析我們自身存在的漏洞和差異，進一步規(guī)范和完善公司的管理。

2008年7月24日江蘇核電有限公周開始啟動江蘇核電有限公司質(zhì)量、環(huán)境、職業(yè)健康與安全管理三體系的認證工作，目前“三合一”體系認證工作已進入體系試運行階段，并且已經(jīng)開展公司“三合一”體系監(jiān)查（內(nèi)審）和環(huán)境合規(guī)性評價工作。通過“三合一”體系認證工作的開展使田灣核電站在質(zhì)量、安全、環(huán)境、職業(yè)健康管理等各個方面更上一個臺階。

環(huán)境保護工作是田灣核電站一項長期、基礎而又重要的工作，作為核電站不可或缺的一項工作在電站的建設、運營中占有重要地位。通過田灣核電站環(huán)境保 護工作的開展與進行，使全體員工和廣大公眾的環(huán)境保護意識更加的深入，我們在加大對環(huán)境監(jiān)測、保護的同時，更要提高環(huán)保宣傳的力度和廣度，面向全人類，樹立環(huán)境保護人人有責的意識，呼吁所有的人都參與到環(huán)境保護的各項活動中來。真真正正地達到全民保護環(huán)境，全民享受環(huán)境，讓我們的天更藍，地更綠，水更清，氣更凈，人更美！讓我們?nèi)w行動起來，“全員參與環(huán)保，共創(chuàng)和諧田灣”，積極推動環(huán)保事業(yè)的發(fā)展，為早日把田灣核電站建成一座安全、清潔、經(jīng)濟的能源基地做出貢獻！

第三篇：參觀田灣核電站實習報告PLC

參觀田灣核電站實習報告PLC？？

一．目的通過參觀田灣核電站，使我們對核電在發(fā)電領域的應用有一定的了解。

二．實習地點

連云港市，田灣核電站

三．實習時間

2011年6月24下午

四．公司簡介

廠區(qū)按4臺百萬千瓦級核電機組規(guī)劃，并留有再建4臺的余地。一期工程建設2臺單機容量106萬千瓦的俄羅斯AES-91型壓水堆核電機組，設計壽命40年，年平均負荷因子不低于80％，年發(fā)電量達140億千瓦時。田灣核電站1號機組1999年10月20日澆筑第一罐混凝土。2005年10月18日開始首次裝料，12月20日反應堆首次達到臨界，2007年5月17日正式投入商業(yè)運行。截至2007年7月2日24時，1號機組累計發(fā)電量36.07億千瓦時，累計上網(wǎng)電量32.54億千瓦時。

五．實習內(nèi)容

首先，我們看了視頻介紹，了解了田灣核電站的發(fā)展歷程。

然后，我們了解了壓水堆核電站主要工藝流程，主要由三個回路組成：核反應回路，蒸汽做功回路和冷卻水回路。因為二回路的存在，蒸汽沒有放射性，這與日本福島電站的沸水堆相比沒有輻射外泄的影響。壓水堆是用輕水（普通水）作為冷卻劑和慢化劑。水在反應堆內(nèi)流動將堆心中的熱量通過蒸汽發(fā)生器傳遞給二回路水，并產(chǎn)生蒸汽推動汽輪機發(fā)電。壓水堆內(nèi)水的壓力高達15~16MPa，溫度高達320oC但仍保持液態(tài)不沸騰。

核電站與原子彈的區(qū)別，用作核彈頭得核燃料鈾235的濃度必須大于90%；而壓水堆核電站使用的核燃料鈾235的濃度約為3%左右。就像白酒能夠點燃，啤酒無法點燃一樣，裝有鈾235濃度只有3%核燃料的反應堆不可能發(fā)生核爆炸。所以，美國二戰(zhàn)期間在日本投射的兩顆原子彈能夠毀滅兩個城市。而至今，世界發(fā)生的三起重大的核電站事故，均沒有造成毀滅性的災難。但核電站的安全設施必須加強，因為從三起重大事故的起因來看，認為操作失誤都占很大一部分原因，所以操作要求要嚴格控制。另外，相關安全措施必須完善，將事故的危害降低到最低。壓水堆有四道防止放射性物質(zhì)外泄的屏障。第一道，燃料芯塊，裂變產(chǎn)生的放射性物質(zhì)90%滯留于燃料芯塊中。第二道，燃料包殼，它把燃料芯塊以及裂變產(chǎn)物米粉在鋯合金包殼內(nèi)。第三道，壓力容器，它把裝有核燃料的燃料組件封閉在20cm耐高溫高壓的鋼制壓力容器內(nèi)，即使燃料包殼破漏，也能將放射性物質(zhì)包容在壓力容器內(nèi)。第四道，安全殼，它是堅固的預應力鋼筋混凝土構(gòu)建物，一旦壓力容器及其管道破漏，放射性物質(zhì)將被包容在安全殼內(nèi)，不至于外泄到環(huán)境中。因此，核電站在安全設施齊全的條件下，并由高技術人員認真操作，發(fā)生事故的可能性為千萬分之一。

第四篇：核電站實習報告

2012年中美暑期實習班

（HEU-TAMU）

專題報告

實習地點：哈爾濱工程大學 紅沿河、三門及大亞灣核電站 班 級 ： 091517 學 號 ： 2009151728 姓 名 ： 宋天昊 指導老師：高璞珍 實習時間：2012.7.29-8.9 題目：AP1000與ACPR1000+技術特點的比較分析

Title：The comparative analysis of the technical characteristics of AP1000 and ACPR1000+ 摘要: 本文通過分析AP1000和ACPR1000+各自的技術特點和發(fā)展過程，展現(xiàn)了其設計思路并分析比較了其安全性、經(jīng)濟型、建造成本等方面的優(yōu)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.關鍵詞：三代技術 非能動 自主 AP1000 ACPR1000+ Key Words: The 3rd generation Passive Independent technology AP1000 ACPR1000+ 引言: 此次實習過程中參觀了三門核電站全球首個AP1000機組的建設現(xiàn)場和以M310機組發(fā)展來的CPR1000為主要堆型的紅沿河核電站和大亞灣、嶺澳核電站。并聽取了有關以CPR1000技術為基礎的自主化第三代核電技術ACPR1000+的介紹。

AP1000和ACPR1000+作為我國核電技術未來發(fā)展的兩個主導方向，有著其各自不同的技術特點和各自的優(yōu)勢。分析比較其各自的特點和優(yōu)勢，對于理解現(xiàn)代反應堆的設計思路、加深對第三代核電的認識具有重要意義。

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.主體內(nèi)容

一、AP1000的技術特點

1、設計思路

AP1000 是美國西屋公司在AP600先進壓水堆技術的基礎上設計的第三代核電堆型。

AP1000技術的最大特點是運用了非能動安全設計。AP1000壓水堆的基本設計思路是：在設計基準事故情況下，電站無需人工操作、電源或泵，同樣能實現(xiàn)安全停堆并維持安全停堆狀態(tài)。AP1000并非借助能動設備如柴油應急發(fā)電機和水泵，而是依靠自然力如重力、自然循環(huán)和壓縮空氣來防止堆芯和安全殼過熱。

2、非能動安全

非能動安全技術是AP1000堆型最大的特點。非能動安全是指不依賴外來的觸發(fā)和動力源，而靠自然循環(huán)、重力、蓄勢等簡單有效但又從不失效的物理規(guī)律來實現(xiàn)安全功能的系統(tǒng)。

AP1000的非能動安全設計可以使系統(tǒng)處于長時間停堆狀態(tài)，根據(jù)概率安全分析AP1000滿足美國核管會確定的安全準則和概率風險準則，并有很大裕量。概率風險評估的結(jié)果表明起事故概率為目前運行電站的1/100。

AP1000的非能動安全系統(tǒng)主要包括非能動余熱排出系統(tǒng)、非能動安注系統(tǒng)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)。其中非能安全殼的設計最為獨特。安全殼采用雙層設計，鋼制安全殼本身就是非能動安全系統(tǒng)的一部分。非能動安全殼系統(tǒng)（PCS, Passive Containment System）可以將熱量從殼體傳到環(huán)境中，非能動水箱中的水可以將堆芯冷卻持續(xù)72小時以上，留有足夠的時間來處理應急事故。非能動安全殼利用自然對流使空氣流經(jīng)雙層安全殼之間的通道來提供額外冷卻。

3、簡化設計

AP1000設計過程中，采用了簡化設計的思路。簡化的非能動設計大幅度減少了安全系統(tǒng)的設備和部件。減少了50%安全相關閘閥，減少了80%安全相關管道，減少了85%控制電纜，減少了35%的泵類，減少了45%的抗震建筑。這些使簡化設計使反應堆節(jié)約了反應堆建造成本，縮短了反應堆的建造周期，也使反應堆的運行更具經(jīng)濟型。西屋公司以AP600的經(jīng)濟分析為基礎，對AP1000作的經(jīng)濟分析表明，AP1000的發(fā)電成本小于3.6美分/kWh。

與現(xiàn)役核電站相比，在相同的發(fā)電能力下，AP1000占地面積更小。它的電站布置將安全相關系統(tǒng)和非安全相關系統(tǒng)分離開。電站由核島、汽輪機廠房、附屬廠房、柴油發(fā)電機廠房放射性廢物廠房等幾個關鍵建筑結(jié)構(gòu)組成，每個建筑各自獨立。

4、成熟技術

AP1000保留了很多在現(xiàn)有電站和改進型電站中的能動安全相關系統(tǒng)，主回路系統(tǒng)和設備設計采用成熟電站設計。[6]AP1000堆芯采用西屋的加長型堆芯設計，這種堆芯設計已在比利時的Doel 4號機組、Tihange3號機組等得到應用；燃料組件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽發(fā)生器（D125型），和正在運行的西屋大型蒸汽發(fā)生器相似；穩(wěn)壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標準的三環(huán)路壓力容器相似，取消了堆芯區(qū)的環(huán)焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。

5、數(shù)字化控制

AP1000儀控系統(tǒng)采用成熟的數(shù)字化技術設計，通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統(tǒng)和信息提供、操作避免發(fā)生共模失效。主控室采用布置緊湊的計算機工作站控制技術，人機接口設計充分考慮了運行電站的經(jīng)驗反饋。AP1000測量系統(tǒng)有42個固定測量儀表并可以形成3D圖像。AP1000的數(shù)字化儀控系統(tǒng)是核電站控制系統(tǒng)的一大進步。

6、模塊化建造

模塊化建造(Modulized Construction)是AP1000建設的另一特點。模塊是一個名詞，在這里用來指一個由材料和部件組裝而成的組合件。車間預制后模塊作為一個整體單元，方便和加速了現(xiàn)場的建造。在模塊就位前對其預制和組裝，避免了在其最終位置的狹窄空間進行過多的工作，這樣就允許安裝和土建并行作業(yè)。

AP1000機組的模塊包括結(jié)構(gòu)模塊（structure module）、安全殼模塊（containment vessel module）和機械模塊（mechanical module）。其中，結(jié)構(gòu)模塊一般由鋼板和型鋼及內(nèi)部混凝土構(gòu)成，形成完整廠房結(jié)構(gòu)。鋼板和型鋼組成的結(jié)構(gòu)在車間預制，混凝土在結(jié)構(gòu)件現(xiàn)場就位后澆注。鋼制安全殼（CV）是先進電站采用模塊化建造的關鍵設備之一，分為底封頭、4個中間環(huán)段和頂封頭，共5個模塊。采用分段預制，再進行現(xiàn)場組裝的方式建造。機械模塊由設備、管道、管道支架、泵等組成。其作為一個單元在車間預制和裝配，最后運輸?shù)浆F(xiàn)場，并被安裝進各個區(qū)域。機械模塊設計成帶有自我支撐鋼結(jié)構(gòu)形式。

AP1000機組共包含300余個模塊為鐵路—海運（rail-shippable equipment modules），50余個大型結(jié)構(gòu)模塊（large structural modules）為現(xiàn)場建造。

模塊化建造的優(yōu)點在于：（1）提高了設備的質(zhì)量和安全性

（2）展開工作面。提高了整體施工的進度。（3）鋼筋混凝土板的抗震性相對較高 模塊化建造的缺點在于：

(1)模塊體積大、需要大型施工機械和專用道路，抬高了建造成本。模塊化建造需要重載道路（Heavy Haul Road），CV裝配區(qū)（CV assembly area），蘭普森起重機（Lampson Crane）和施工現(xiàn)場自備碼頭（Site Wharf）。這些基礎設施的建設都增加了核電站的建造成本。

(2)模塊精度要求高、測量難度大，容易變形，施工質(zhì)量控制難度加大。(3)模塊化建造給產(chǎn)品保護提出了更高的要求。模塊化建造要求很多設備在土建施工階段就安裝就位。但是AP1000機組采用開頂法施工，土建和安裝作業(yè)深度交叉，給提前安裝的設備模塊的成品保護帶來很多困難。尤其是設備模塊上安裝的一些電機、泵、熱交換器等設備。

(4)模塊化材料成本較高。為了確保模塊不超重，減少位置沖突，減少變更工作量，目前模塊嚴格限制材料代換，模塊大部分材料仍為美標材料，不管是國外采購還是國內(nèi)定制生產(chǎn)，其采購時間和成本均較高。而且模塊化施工采用的自密實混凝土、水泥用量較多，成本相對普通混凝土非常高。

(5)設備模塊布置給今后檢修帶來困難。AP1000采用大量設備模塊，這些設備模塊上的管道、閥門、熱交換器等設備布置緊湊，且固定在鋼結(jié)構(gòu)框架上，沒有太多檢修空間，這給今后模塊上部件的檢修和更換帶來了困難。

7、AP1000的燃料國產(chǎn)化問題

AP1000由于是美國純進口技術，所以其燃料目前需要進口，但AP1000的燃料國產(chǎn)化工作進展緩慢，所以如果其燃料長期依賴進口，必然影響其運行的經(jīng)濟性，降低其運營效益。

8、AP1000的大型設備換裝問題

AP1000由于采用開頂施工法，并沒有留出大型設備換裝的通道。大型設備，如蒸汽發(fā)生器等如果出現(xiàn)問題將無法更換。AP1000使用的蒸汽發(fā)生器為增大型蒸汽發(fā)生器（D215），其設計壽命為50年。而現(xiàn)役蒸汽發(fā)生器實際設計壽命為15年左右，所以該新型蒸汽發(fā)生器能否正常使用50年仍是一個未知數(shù)，如果由于傳熱管破裂等因素使其使用壽命達不到50年，就必然涉及到大型設備的換裝問題。但AP1000機組由于沒有設備換裝通道，所以這是挑戰(zhàn)AP1000機組的一大問題。

二、ACPR1000+技術特點以及發(fā)展過程

1、CPR機型的發(fā)展

CPR1000是China Pressurized Reactor的簡稱，它是中國廣東核電集團有限公司出的中國改進型百萬千瓦級壓水堆核電技術方案。它是在引進、消化、吸收國外先進技術的基礎上，結(jié)合20多年來的漸進式改進和自主創(chuàng)新形成的“二代加”百萬千瓦級壓水堆核電技術。

CPR1000由大亞灣核電機組所使用的M310機組發(fā)展而來。嶺澳一期核電以大亞灣核電站為基礎，保持其功率不變，進行了多項技術改進，進一步提升了其安全水平和經(jīng)濟性，使其達到了“二代加”核電站的先進水平。CPR1000方案是以大亞灣和嶺澳一期核電站為參考基礎，為進一步滿足新版核安全法規(guī)的要求，相應的采納了一些新技術。在后續(xù)項目中，CPR1000方案仍將結(jié)合經(jīng)驗反饋，陸續(xù)采用新技術，使其安全性和經(jīng)濟性進一步提高。

CPR1000基于M310的主要技術改進有：（1）18個月?lián)Q料方案，減少換料大修次數(shù)，降低大修成本、燃料循環(huán)成本、放射性廢物的產(chǎn)生量、反應堆壓力容器的中子流量和工作人員的受輻照劑量，提高電站的可利用率和年發(fā)生電量。（2）設計壽命60年的壓力容器改進（3）可視化進度控制

（4）堆腔注水，有利于防止或延遲壓力容器熔穿，防止堆芯熔融物與混凝土反應，防止安全殼底板熔穿，抑制安全殼內(nèi)氫的產(chǎn)生量，提高安全殼保持完整性的概率。

CPR1000的主要特點是：

（1）技術成熟，有豐富的運行經(jīng)驗，國際上基于M310機組的反應堆有1000堆年的安全運行經(jīng)驗。

（2）技術先進。作為基于M310機組的二代技術的改進，其運營水平達到了國際同類核電站的先進水平

（3）經(jīng)濟性好。由于基本實現(xiàn)了自主化和設備的國產(chǎn)化，其工程造價大大降低。而且基于大亞灣核電站的良好的運行經(jīng)驗，CPR1000的運行成本也大大降低，提高了其經(jīng)濟性。

2、CPR1000在國內(nèi)的推廣應用

CPR1000作為中廣核集團的主推堆型，在中廣核集團所屬的在建的核電站中大量建設應用。采用CPR1000機組的堆型的核電基地有：

(1)嶺澳核電站二期

嶺澳核電站二期是中廣核集團在廣東地區(qū)建設的第三座大型商用核電站。項目建設兩臺百萬千瓦級壓水堆核電機組，采用CPR1000建設方案。2004年7 月 21 日，國家批準建設嶺澳核電站二期項目建議書，2005 年 3 月 14 日 國家核準了可行性研究報告，2005 年 3 月 16 日，嶺澳核電站二期工程主要合同在北京人民大會堂簽定。2005 年 9 月 5 日，國家發(fā)改委核準嶺澳核電站二期工程。2005年12月15日，嶺澳二期核電站主題工程開工，2010年7月15日，嶺澳二期首次開機成功并并網(wǎng)發(fā)電。

(2)紅沿河核電站

遼寧紅沿河核電站位于大連瓦房店市，規(guī)劃建設六臺CPR1000機組，其中一期工程4臺機組已經(jīng)全面開工建設。紅沿河核電是東北地區(qū)投資最大的能源項目和東北地區(qū)第一座核電站。遼寧紅沿河核電站1號機組將于2012年底正式建成發(fā)電，到2014年底，四臺機組將全面發(fā)電，屆時年發(fā)電量將達到300億度，相當于大連地區(qū)售電量的1.25倍。

(3)福建寧德核電站

福建寧德核電站規(guī)劃建設六臺百萬千瓦級壓水堆核電機組，一期工程采用CPR1000技術，建設四臺百萬千瓦級壓水堆核電機組。2006年9月1日，國家發(fā)展改革委同意寧德核電站一期工程開展前期工作。其主體工程于2008年2月18日正式開工，首臺機組計劃于2012年投產(chǎn)，2010年12月28日，福建寧德核電站工程技術人員在使用我國首臺自主研發(fā)的核電站全范圍模擬機。

(4)陽江核電站

陽江核電站是中廣核集團在廣東地區(qū)的第二核電基地。項目采用CPR1000技術，一期工程擬建設四臺百萬千瓦級壓水堆核電機組，由中廣核集團陽江核電有限公司負責建設和運營。國家核電自主化工作領導小組于 2004 年9月2日同意項目建議書。項目規(guī)劃建設 6 臺百萬千瓦級或更大容量的核電機組，分兩到三期建設，首期建設兩臺。其主體工程已于2007 年開工，首期兩臺機組 2013年左右建成投入商業(yè)運行。

3、ACPR1000+技術特點

ACPR1000+是Advanced China Pressurized(water)Reactor的簡稱，是中廣核集團主推的在CPR1000的基礎上發(fā)展的三代核電的堆型。

ACPR1000是中廣核集團設計開發(fā)的自主核電品牌。擁有自主知識產(chǎn)權，主要指標達到三代標準。ACPR1000+的設計采用了經(jīng)過驗證的成熟技術，充分借鑒了壓水堆核電廠建設和運行的經(jīng)驗反饋。具有良好的安全性，同時也兼顧了經(jīng)濟性，可以滿足國內(nèi)外不同用戶的多種要求。其主要特點有：

(1)ACPR1000+的設計目標：

1、壽命60年，建造周期50個月；

2、機組可利用率≥90%，熱效率約37%；

3、機組為三環(huán)路壓水堆；

4、堆芯事故率≤1X10-7堆·年；

5、電廠電功率1150MW；

6、換料周期18個月；

7、電場布置單堆。

(2)ACPR1000+的安全性：

1、采用預防、監(jiān)測、保護、包容、應急五級防御機制。ACPR1000是我國自主開發(fā)的第三代核電品牌，各項技術均達到國際先進水平，按照最先進的標準進行設計，能夠應對各類突發(fā)性事件，安全性能得到顯著改善，2、采用雙層安全殼結(jié)構(gòu)，實現(xiàn)非能動停堆。提高了核電站的抗震能力，在高達7級地震的情況下能夠保證正常停堆。

3、ACPR1000+提高了安全殼的抗撞擊能力，可以抵抗飛機直接撞擊安全殼。

4、吸取了日本福島311事故的教訓，備用柴油機采用遠距離布置，保證其在海嘯的情況下實現(xiàn)正常停堆。

(3)ACPR1000+的數(shù)字化儀控系統(tǒng)：在CPR1000的DCS-level2系統(tǒng)的基礎上，采用核電廠實時信息監(jiān)控系統(tǒng) KNS，使其達到DCS-level3。KNS系統(tǒng)是中廣核工程有限公司設計院儀控所自主設計開發(fā)的針對核電站的廠級實時信息監(jiān)控系統(tǒng)。KNS系統(tǒng)主要性能：

1、其可用率＞99%；

2、大量數(shù)據(jù)庫20萬點，且可擴充；

3、至少保存五年歷史數(shù)據(jù)；

4、主要設備均為冗余配置熱備用，確保可用性；

5、重要設備兩路供電，確保數(shù)據(jù)采集存儲可靠性；

6、骨干網(wǎng)光纖連接且冗余結(jié)構(gòu)，確保抗干擾能力以及可用性。

三、AP1000和ACPR1000+的比較

1、在大型事故工況下安全性的比較

在大型事故工況下，AP1000采用了非能動安全設計。利用鋼制雙層安全殼來實現(xiàn)自主停堆。安全系統(tǒng)利用物質(zhì)的自然特性：重力、自然循環(huán)、壓縮氣體的能量等簡單的物理原理，不需要泵、交流電源、1E級應急柴油機，以及相應的通風、冷卻水等支持系統(tǒng)，大大簡化了安全系統(tǒng)（它們只在發(fā)生事故時才動作），大大降低了人因錯誤。“非能動”安全系統(tǒng)的設計理念是壓水堆核電技術中的一次重大革新。AP1000在發(fā)生事故后的堆芯損壞頻率為5.0894×10-7/堆·年，大量放射性釋放概率為5.94×10-8/堆·年，而且AP1000采用的設備可靠性數(shù)據(jù)均比較保守可信。

ACPR1000+也采用了雙層安全殼結(jié)構(gòu)，但由于其留出了供蒸汽發(fā)生器等大型設備換裝的換裝通道，這對于雙層安全殼結(jié)構(gòu)有極其不利的影響，一般認為其設計并不成熟，在實現(xiàn)非能動停堆的能力上不及AP1000。在應對地震、海嘯等方面，ACPR1000+采用了備用柴油機遠距離布置的方式，但由此帶來的設備管線的保護問題也隨之而來。如果由于柴油機對主控設備的供電管線在極端情況下出現(xiàn)斷裂，那么ACPR1000+所采用的柴油機遠距離布置的方式將沒有任何意義。

2、建造成本的比較

AP1000的建造采用大量的模塊化建造，旨在降低降建造成本并縮短建造時間。但是從我國三門核電站的建造實際來看，由于需要建設自備碼頭、重載道路、專用路軌、大型施工機械等，實際建造成本并未降低，且比在役核電站和其他在建核電站建造成本高。由于主要大型設備生產(chǎn)廠家并無建造AP1000所用諸多設備的經(jīng)驗，且由于首次建造細節(jié)設計多次更改，AP1000的建造時間也并為縮短，目前，我國三門核電站的實際建造速度已經(jīng)比原始進度表延后了一年左右。

ACPR1000+由于并未實際建造也沒有完成詳細設計，所以不可比較具體建造成本。但由于ACPR1000+借鑒了大量CPR堆型的建造的成熟技術，且并未采用模塊化建造，因此CPR的建造對于ACPR1000+具有很好的參照價值。CPR1000作為中國在建型號最多的核電機組，其建造成本并不高。以紅沿河核電站為例，紅沿河核電站計劃6臺機組，投資約500億人民幣。而三門核電站一期工程兩臺機組就計劃投資250億，且在實際建設過程中，其建造成本已經(jīng)遠超250億。由此看來，ACPR1000+的建造成本在目前階段應該低于AP1000

3、運行效益的比較

改善核電站性能意味著少花錢多發(fā)電。AP1000通過以下幾項設計改善核電站性能和提高人員安全：18個月燃料周期提高了燃料利用率同時降低燃料總成本 ；顯著減少維修、測試和檢修要求以及人員量；減低輻射泄漏和電站廢物、93%可利用率以及60年的使用壽命。

同時，因其更小更簡單的電站設計，AP1000需要更少的設備及基礎設施用于電站的測試及維護。操作和維護需求的降低同時也因需要較少的維護人員而節(jié)省成本。選擇可靠設備保證了高度可靠性，減少了維護。設備標準化減少了零部件庫存、培訓需要，從而降低了維護周期。另外，重要設備配備了內(nèi)置測試功能。

雖然AP1000的設計理念超前，但是由于其并沒有實際運行建造經(jīng)驗，所以其實際運行成本還有待考證。

與AP1000相比，CPR機型在中國有著良好的運營經(jīng)驗。大亞灣核電站和嶺澳核電站作為目前中國盈利最多、收益最好的核電站，無疑證明了CPR機型在中國的成功。基于CPR技術的ACPR1000+的運營效益也會得到業(yè)內(nèi)的認可。

四、總結(jié)

AP1000第三代核電技術運用了以非能動安全、模塊化建造為主的超前的設計理念，其設計和建造都實現(xiàn)了劃時代的跨越，有著重要的意義。基于美國核電多年的技術積累，其設計先進且成熟。但由于AP1000的建造、運營等方面缺乏經(jīng)驗，所以其在初期遇到的問題比較多，建造周期、建造成本等很多方面都沒有達到預期的目的。其日后的改進尚需時日。

ACPR1000+作為中廣核集團自主研發(fā)的第三代核電技術，其設計目標是要達到第三代核電的要求，其技術基于目前在中國廣泛建造的CPR1000機型，ACPR1000+多基于成熟的技術。但基于廣核工程公司設計院的自身的經(jīng)驗積累以及設計水平的限制，ACPR1000+更多的帶有“二代加”的色彩，其在非能動安全等方面的設計并不十分成熟。

AP1000和ACPR1000+都是我國三代核電優(yōu)先發(fā)展的堆型。我們并不能單一地判斷孰優(yōu)孰劣，其優(yōu)劣將由其日后的實際運營情況決定。

參考文獻：

【1】三門核電站講座以及展板

【2】ACPR1000+宣傳視頻以及中廣核集團講座 【3】《AP1000技術手冊》，西屋公司，2009 【4】《船舶和動力裝置》，彭敏俊，哈爾濱工程大學

第五篇：(田灣核電站給水管道焊接施工方案)(精)

田灣核電站主蒸汽管道焊接施工方案 批準: 審核: 編制: 目錄 1.目的 2.范圍 3.參考文獻 4.概述 5.焊接工藝 6.焊后清理檢查 7.焊后檢驗 8.焊縫返修

9.安全生產(chǎn)及文明施工 1.目的: 本方案描述了田灣核電站主蒸氣管道的焊接方法及要求。2.范圍: 本程序適用于田灣1#、2#核電核電主蒸氣管道的焊接施工。3.參考文獻:

3.1《核動力裝置的設備及管道安全運行規(guī)程》ПНАЭГ-7-008-89 3.2《核動力裝置的設備及管道焊接及堆焊基本原則》ПНАЭГ-7-009-89 3.3《核動力裝置的設備及管道焊接接頭及堆焊監(jiān)察條列》ПНАЭГ-7-010-89 3.4《質(zhì)量保證大綱》LYG-QAP 3.5《珠光體鋼組件焊接程序》LYG-TM2148 3.6《焊接接頭的修補》LYG-TM2056 3.7《焊接填充材料的烘干、發(fā)放及使用》LYG-TM2026 3.8《射線檢查程序》LYG-QC2001 3.9《液體滲透檢查程序》LYG-QC2002 3.10《超聲波檢查程序》LYG-QC2004 3.11《主蒸氣管道安裝施工方案》(管道專業(yè)方案 3.12《管道焊接數(shù)據(jù)包》LYG-TM2170 3.13《蒸汽間高壓主蒸汽系統(tǒng)管道》LYG-1-PD22-31-1UJE2021-DG-0002-S 3.14《反應堆廠房主蒸汽系統(tǒng)管道》LYG-1-PD22-31-1UJA2221-DG-0004-S 3.15《主蒸汽閥與主蒸汽管道間焊縫焊接及檢驗技術說明》

3.16《蒸發(fā)器裝配圖》LYG-1-GD32-31-1UJA2221-DG-0004-S 3.17《澄清單》EBTM-1-UJE-00071、EBTM-1-UJA-00496 4概述: 主蒸汽管道設計溫度為294℃,設計壓力為7.84Mpa。每個機組的主蒸汽系統(tǒng)有四趟獨立管線。每一路管線大致相同見下圖

主蒸汽管道是將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的飽和蒸汽由蒸汽發(fā)生器頂部的管道,以貫穿件作為在安全殼上的錨固點,進入主蒸汽閥組,通過主蒸汽閥組及主蒸汽隔離閘閥進入蒸汽間廠房UJE ,供給汽輪機廠房用于推動汽輪機及其它用汽設備及管線。

主蒸汽管路系統(tǒng)由主蒸汽系統(tǒng)(LBA 由φ630×25(材質(zhì)16ГС及蒸汽卸壓公用系統(tǒng)(LBU φ325×

19、φ426×24(材質(zhì)20組成。主蒸汽閥接口材質(zhì)為WstE420與16ГС相近,工藝上可視為16ГС(見EBTM-1-UJE-00071。主蒸汽管路系統(tǒng)主要工作量為:(不含安全閥出口管路φ630×8

接 接

接LBU10AA201 接 接

接LBU10AA101/D 接LBA10AA501/A 閥組 系統(tǒng)

φ630×25(16ГС87道 φ325×19(208道 φ426×24(2020道 5焊接工藝:

5.1坡口及接頭型式:主蒸汽管道由于是預制半成品件,除調(diào)節(jié)段外焊接坡口已予先由制造廠加工完成,其坡口型式見圖1。考慮到我方工藝的適應性,為保證焊接質(zhì)量,依據(jù)我方焊接工藝評定,現(xiàn)對來料接頭型式按圖2進行改動: 圖1 圖1 圖2 5.2焊前準備: 5.2.1按《珠光體鋼組件焊接程序》LYG-TM-2148 5.2.2所有母材、焊材必須具有質(zhì)量保證書,且應合格。

5.2.3焊條必須嚴格按規(guī)定烘干。詳見LYG-TM-2026《焊材烘干、發(fā)放和使用》程序及內(nèi)部指示書PT-1013。

5.2.4焊接坡口嚴禁強力組對。焊口組對可采用專用對口器采用氬弧點固,焊點不少于6點,點焊縫長度不小于40-60MM。

5.2.5管子對口內(nèi)壁應平齊,內(nèi)壁錯邊量不大于0.5MM 5.2.6焊前應用鋼絲刷及丙酮清理坡口及周圍20MM范圍的油銹等污物,詳見LYG-TM2148。

5.2.7嚴禁在坡口以外的母材表面引弧和試驗電流,以防電弧擦傷母材表面。5.2.8焊接場地應有防風、雨、雪的措施,不使焊件受到侵襲,詳見LYG-TM2148 5.3焊接方法及焊材: 對于主蒸汽管道我們采用的焊接方法為手工鎢極氬弧TIG打底、手工電弧焊SMAW填充和蓋面,其中TIG需兩層。

手工鎢極氬弧(TIG焊絲直徑:φ1.6 牌號:Св-08Г2С

手工電弧焊(SMAW焊條直徑:φ

3、φ4 牌號:УОНИИ-13/55 5.4焊接工藝參數(shù): φ630×25(16ГС工藝參數(shù)見WPS-201 φ325×

19、φ426×24(20工藝參數(shù)見WPS-235 5.5焊接順序

5.5.1焊接順序?qū)γ恳缓缚?須由兩名焊工在相對位置采用相同的規(guī)范對稱分段逐步退焊工藝(φ325×19、φ426×24可由一名焊工采用分段對稱逐步退焊焊接,焊接過程中注意觀察焊接變形情況并及時調(diào)整。焊接順序見下圖

1~8為打底焊

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為打底焊 1-1~1-4填充焊

1~8為打底焊 1-

1、1-2焊工I 填充焊焊 2-

1、2-2焊工II 填充焊 5.5.2焊接接頭應采用多層多焊道,見下圖: 5.5.3焊接過程中應注意的問題: 1焊接時應將待焊管段的端部或支管管口堵塞,避免管內(nèi)空氣對流,以防快速冷卻。

2一般帶調(diào)節(jié)余長的焊口要留到最后焊接,根據(jù)現(xiàn)場實際情況及現(xiàn)場實測的焊口收縮量確定需切割的余長。

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閥門與管道間的接口焊縫打底焊時,管內(nèi)需充氬氣保護。4點焊、引弧、落弧處全部打磨后再焊。

5用手工電弧焊時,在除去熔渣后用機械方法打磨每層焊道表面,以除去焊道間的下陷、焊瘤、咬邊和粗糙的焊波等。對打磨后的焊縫表面進行檢查如發(fā)現(xiàn)缺陷(氣孔、裂紋、夾渣等時要用機械方法將其去除。

6為保證焊接質(zhì)量,打底焊縫完成后,在符合有關安全管理條例的情況下,應盡可能對焊縫背面進行打磨。

7每層焊縫上,每下一焊道較前一焊道的起點和終點應錯開10-15MM。6焊后清理檢查: 6.1焊縫焊后應成型良好,焊渣清理干凈,焊縫周圍無飛濺物,表面無裂紋、氣孔、夾渣、咬肉等缺陷。由于焊縫需做超聲波檢驗,焊縫每側(cè)100MM范圍內(nèi),應在不改變被檢件表面曲率的情況下進行拋光,使其粗糙度不應大于6.3um。

6.2焊縫外觀成型見下列圖表

直徑D(mm 壁厚S(mm 焊縫寬e(mm 焊縫高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焊后由焊工自檢合格后,打上焊工鋼印代號,交由QC檢查驗收。

7.焊后檢驗: 主蒸汽管道為核安全2級,焊縫級別為ПНАЭГ-7-010-89 IIIa 級,所有焊縫必須經(jīng)100%外觀及100%射線及100%超聲波檢驗。

為保證質(zhì)量,我們須采用下列補充檢驗: 1坡口打磨好后,采用液體滲透進行檢查,確認無裂紋后再進行組裝。2氬弧焊打底兩層,手弧填充焊兩層后,進行中間RT射線檢查,確認無缺陷后再進行焊接。

8.焊縫返修: 焊縫返修應對照返修通知單,采用機械方法完全清除缺陷后,采用與正式焊相同的工藝施焊,同一部位返修次數(shù)不得超過三次。

9.安全生產(chǎn)及文明施工: 9.1嚴格執(zhí)行項目部有關安全管理程序。9.2穿帶好個人勞保防護用品。9.3高空作業(yè)必須戴安全帶,穿防滑鞋。9.4焊接作業(yè)應有消防安全措施。9.5嚴防高空物品墜落打擊。

9.6工完料清,必須嚴格焊條、焊絲頭回收制度,不得隨意亂丟。