2012
年中美暑期实习班
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heu-tamu
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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
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091517
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2009151728
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宋天æ˜?/p>
指导老师:高璞珍
实习时间ï¼?/p>
2012.7.29-8.9
1
题目ï¼?/p>
ap1000
�/p>
acpr1000+
技术特点的比较分析
摘要
:
本文通过分析
ap1000
å’?/p>
acpr1000+
各自的技术特点和发展过程ï¼?/p>
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ã€?/p>
summary:
关键词:三代技æœ?/p>
非能åŠ?/p>
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ä¸?/p>
ap1000
机组的建设现场和ä»?/p>
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æœ?/p>
acpr1000+
的介绍ã€?/p>
ap1000
å’?/p>
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ã€?/p>
introduction:
during this study tour, we 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
third-generation
nuclear
power
technology which is based on cpr1000.
主体内容
一ã€?/p>
ap1000
的技术特ç‚?/p>
1
�/p>
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ã€?/p>
ap1000
技术的最大特点是运用了非能动安全设计ã€?/p>
ap1000
压水堆的基本设计思路是:
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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ã€?/p>
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ã€?/p>
2
�/p>
非能动安å…?/p>
非能动安全技术是
ap1000
堆型最大的特点ã€?/p>
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ã€?/p>
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