船舶动力装置概论第十六次课第五章

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1、1德国212型潜艇俄罗斯“库兹涅佐夫”级航空母舰本节课要点5.2核反应堆5.3核动力装置5.4核安全21986年苏联切尔诺贝利核电站第五章船舶核动力装置5.2核反应堆3第五章船舶核动力装置5.2核反应堆4以压水堆为热源的核能装置。它主要由核岛和常规岛组成。核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统。1、压水堆第五章船舶核动力装置5.2核反应堆5以沸水堆为热源的核能装置。采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，沸腾水作慢化剂和

2、冷却剂，并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。2、沸水堆第五章船舶核动力装置5.2核反应堆6重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。目前达到商用水平的只有加拿大开发的坎杜堆，我国正建一座重水堆核电站。3、重水堆第五章船舶核动力装置5.2核反应堆7以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为360℃，这种堆已有丰富的运行经验，到90年代初期已运行了650个堆年。4、

3、石墨气冷堆采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂。不用慢化剂。根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。5、快中子堆第五章船舶核动力装置5.2核反应堆8类型冷却剂慢化剂燃料特点压水堆轻水轻水UO2堆芯在压力容器内沸水堆沸腾水沸腾水低富集铀直接产生饱和蒸汽重水堆重水轻水/重水天然铀压力容器/管式气冷堆气体石墨液态金属堆液态金属--效率高各种动力堆特点第五章船舶核动力装置5.2核反应堆9截止至2014年8月20日我国在运21台核电机组第五章船舶核动力装置105.3核动力装置第五章船舶核动力装置11一、压水堆核动力装置原理5.3核动力装置第五章船舶核动力装置12压水堆核动力装置一回路二

4、回路推进系统反应堆冷却剂系统专设安全系统一回路辅助系统废物处理系统汽轮机回路蒸汽系统循环水系统船舶电站润滑油系统造水系统二、压水堆核动力装置的组成5.3核动力装置第五章船舶核动力装置13冷却堆芯，将热量传递给蒸汽发生器二回路两侧工质中子慢化，冷却剂兼做慢化剂作为包容运行参数下冷却剂的承压边界（一）反应堆冷却剂系统5.3核动力装置第五章船舶核动力装置141、反应堆冷却剂系统的设计要求保证堆芯的充分冷却；应有一定的自然循环能力；主泵应有一定的惯性；一台主泵失效，不能使冷却剂系统失效；满足适航性要求；满足承压边界完整性要求；系统双重设置。5.3核动力装置第五章船舶核动力装置152、压力安全系

5、统主要设备为稳压器，是一个高压容器。稳压器内部的冷却剂存在液相和蒸汽相共存的状态。在液相装有电加热器，在蒸汽相装有向蒸汽相喷射冷却剂的喷头。5.3核动力装置第五章船舶核动力装置162、压力安全系统功能：（1）稳态运行时，维持运行压力（2）汽轮机负荷变化时，吸收冷却剂的体积变化（3）汽轮机负荷变化时，稳压器可限制系统的压力波动在允许的范围内。（4）反应堆启动时，按主冷却剂的升温升压要求，提高工作压力，停堆时，按降温降压要求，使主冷却剂压力降下来。（5）排除主冷却剂系统中的某些有害气体。5.3核动力装置第五章船舶核动力装置172、压力安全系统当汽轮机负荷减少时，冷却剂的平均温度增加，体积膨

6、胀，冷却剂通过波动管流入稳压器，压缩蒸汽相部分，如果主冷却剂压力过大，打开喷雾管，向蒸汽相喷雾，冷凝一部分蒸汽，吸收压力波动。当汽轮机负荷增加时，冷却剂的平均温度降低，体积收缩，冷却剂通过稳压器底部的波纹管从下部流出稳压器，此时，稳压器内压力降低，液相水被蒸发达到热平衡，为了加速液相水蒸发，可使用加热器，提高蒸空间的压力，从而使冷却剂的工作压力回升。5.3核动力装置第五章船舶核动力装置183、净化系统净化系统的作用是通过过滤、离子交换等手段连续去除冷却剂中溶解的和不可溶解的杂质，保证冷却剂中的杂质浓度在允许值以下，降低冷却剂的放射性水平。5.3核动力装置4、余热危机冷却系统反应堆停堆后

7、，存在衰变热，所以必须对反应堆堆芯进行停堆冷却。余热危机冷却系统作用当反应堆正常停堆、冷停堆以及事故紧急停堆时，用以去除堆芯放射性衰变热以及一回路装置余热。第五章船舶核动力装置195、安全注射系统和安全喷淋系统安全注射系统又叫应急堆芯注水系统，某些事故如失水、停泵，断电及主蒸汽管破裂时，向反应堆内应急充填和补给冷却水，以去除衰变热。应急喷淋系统是在失水事故或堆舱内主蒸汽管道破裂事故情况下，向堆舱(或安全壳)内喷淋冷却水，以降低堆舱(或安全壳)内