船舶动力装置概论第十六次课第五章优选ppt资料

船舶(chuánbó)动力装置概论第十六次课第五章第一页，共40页。本节课要点(yàodiǎn)5.2核反应堆5.3核动力装置(zhuāngzhì)5.4核安全21986年苏联切尔诺贝利核电站第二页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核反应堆(héfǎnyìngduī)3第三页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核反应堆(héfǎnyìngduī)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(fǔzhù)系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统。1、压水堆第四页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核反应堆(héfǎnyìngduī)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(fèiténg)水作慢化剂和冷却剂，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、沸水堆第五页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核反应堆(héfǎnyìngduī)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(qīnɡshuǐ)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、重水堆第六页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核反应堆(héfǎnyìngduī)7以石墨(shímò)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、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、快中子堆第七页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核反应堆(héfǎnyìngduī)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(dònglì)堆特点第八页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核反应堆(héfǎnyìngduī)9截止(jiézhǐ)至年8月20日我国在运21台核电机组第九页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置10核动力装置(zhuāngzhì)第十页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置11一、压水堆核动力装置(zhuāngzhì)原理核动力装置(zhuāngzhì)第十一页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置12压水堆核动力装置一回路二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(zhuāngzhì)的组成核动力装置(zhuāngzhì)第十二页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置13冷却(lěngquè)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(lěngquè)剂兼做慢化剂作为包容运行参数下冷却(lěngquè)剂的承压边界（一）反应堆冷却剂系统(xìtǒng)核动力装置第十三页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置141、反应堆冷却剂系统的设计(shèjì)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(biānjiè)完整性要求；系统双重设置。核动力装置第十四页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置152、压力安全(ānquán)系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(zhēnɡqì)相共存的状态。在液相装有电加热器，在蒸汽(zhēnɡqì)相装有向蒸汽(zhēnɡqì)相喷射冷却剂的喷头。核动力装置第十五页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置162、压力(yālì)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(jiàngwēn)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。核动力装置第十六页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置172、压力(yālì)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(xīshōu)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。核动力装置第十七页，共40页。第五章船舶(chuánbó)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(lízǐjiāohuàn)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。核动力装置(zhuāngzhì)4、余热危机冷却系统反应堆停堆后，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。第十八页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置195、安全注射(zhùshè)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(shuāibiàn)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)内的压力和温度。核动力装置6、非能动冷却系统核电厂：顶部冲入氮气的处于高位的大水箱船舶：依靠主冷却剂系统的自然循环能力将堆芯余热排到蒸汽发生器，蒸汽发生器二次侧与应急冷却器之间依靠应急给水的自然循环，将蒸汽热量传递给海水，实现堆芯余热的非能动排出。第十九页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置202、反应堆冷却剂系统的三种(sānzhǒnɡ)布置方式核动力装置(zhuāngzhì)一体化布置紧凑式布置分散式布置RCS第二十页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置21“陆奥”号各主要设备(shèbèi)在堆舱内呈分散布置状态，依靠较长的主管道相连占用空间多自然循环能力较低维修方便A分散式布置(bùzhì)俄罗斯“北极”号破冰船蒸汽发生器、主泵、稳压器紧靠反应堆周围布置，主管道很短布置较为紧凑有利于提高自然循环能力B紧凑式布置C一体化布置MRX蒸汽发生器、主泵、稳压器与反应堆集成一体，无主管道布置紧凑有利于提高自然循环能力无大失水事故核动力装置第二十一页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置22三、二回路(huílù)系统的组成二回路系统主汽轮机组蒸汽系统循环水系统润滑油系统造水系统凝给水系统核动力装置(zhuāngzhì)第二十二页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置23蒸汽系统主蒸汽系统辅蒸汽系统乏汽系统蒸汽排放系统输送新蒸汽至主汽轮机输送减压蒸汽至辅汽轮机收集辅汽轮机废汽超压排放，压力保护（一）蒸汽系统(xìtǒng)的组成及功能核动力装置(zhuāngzhì)第二十三页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置241、蒸汽系统(xìtǒng)的设计要求管内流动阻力尽量小；有足够的生命力和最大的工作可靠性；有安全可靠的热补偿措施；散热损失小；管道(guǎndào)材料与蒸汽参数相适应；管道(guǎndào)支撑能防振动、防摇摆并满足热补偿要求。核动力装置第二十四页，共40页。（1）稳态运行时，维持运行压力第五章船舶(chuánbó)核动力装置第五章船舶(chuánbó)核动力装置以石墨(shímò)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。采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂。第四道屏障---安全壳核安全(ānquán)第二十七页，共40页。输送减压蒸汽至辅汽轮机第二十六页，共40页。核反应堆(héfǎnyìngduī)第五章船舶(chuánbó)核动力装置第一道防线

主要考虑对事故的预防，它要求核动力装置必须按严格的质量标准和质量保证措施进行设计，制造和运行。第二十八页，共40页。2006年11月21日上午，潜艇“朝潮”号在宫崎县油津港附近海域浮出海面时与排水量为4000吨的巴拿马籍货轮相撞，造成潜水艇立舵变形，没有造成人员伤亡。第五章船舶(chuánbó)核动力装置第五章船舶(chuánbó)核动力装置核安全(ānquán)25一、船用条件对核动力装置(zhuāngzhì)的要求受海洋条件影响，如摇摆、倾斜、升降；易产生海上事故，如碰撞、触礁、火灾、沉没；负荷变化频繁、幅度大；航行远离基地、码头，维修、补给困难；船内舱室空间有限，工作人员活动场所小，运行条件恶劣，运行管理难度很大；船上、港口人员密集，辐射防护要求高；海洋气候潮湿，空气中含有盐分，动力设备要具有抗腐蚀性能。第二十五页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核安全(ānquán)261、舰船(jiànchuán)运动的类型数据运动类型幅度/°时间/s左右摇摆3015俯仰摇摆107水面舰船甲板倾斜度加速度类型数值/g垂直±1.0横向±0.5纵向±0.2水面非军用船加速度第二十六页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核安全(ānquán)272、航行远离基地、码头，维修(wéixiū)、补给困难。核潜艇在船坞内维修→第二十七页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核安全(ānquán)283、船内舱室空间有限，工作人员活动场所小，运行(yùnxíng)条件恶劣，运行(yùnxíng)管理难度很大。第二十八页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核安全(ānquán)294、海上(hǎishànɡ)事故2006年11月21日上午，潜艇“朝潮”号在宫崎县油津港附近海域浮出海面时与排水量为4000吨的巴拿马籍货轮相撞，造成潜水艇立舵变形，没有造成人员伤亡。↓潜艇后纵舵变形↓事件经过第二十九页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核安全(ānquán)302007年1月9日，川崎汽船公司的“最上川”号大型油轮和“纽波特纽斯”号核动力潜艇在阿拉伯海(ālābóhǎi)的霍尔木兹海峡相撞。油轮局部受损，但没有人员伤亡，也没有造成原油和核泄漏事故。第三十页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核安全(ānquán)312000年8月12日，造价10亿美元的俄罗斯核潜艇“库尔斯克”号在巴伦支海爆炸沉没，118人殉难反应堆处于(chǔyú)安全关闭状态，没有造成核泄漏第三十一页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核安全(ānquán)32福岛核电站是目前世界世界最大的核电站，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。年3月12日受地震(dìzhèn)影响，福岛第一核电站的放射性物质泄漏到外部。第三十二页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核安全(ānquán)33对船上所有人员的健康和对周围环境的清洁与安全有切实可靠的保证。①正常条件下，对人员的放射性辐照低于法定水平(shuǐpíng)；②事故情况下，安全系统及时投入，防止放射性物质外泄至环境。由于核裂变过程伴随着放射性物质的产生，核安全始终是在核动力装置的研制和使用中的首要问题。二、安全性第三十三页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置34C高放射性废物(fèiwù)：乏燃料（一）三类(sānlèi)核废物A低放射生废物受到轻微污染的固体，例如手套及衣服等。B中放射性废物来自核电站的工艺流程废物，例如废树脂和蒸发残渣。核安全第三十四页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置35核电厂用过的乏燃料，送后处理厂经处理其中97%可循环再用。剩余(shèngyú)的3%高放射性废物，需用沥青固化、水泥固化和玻璃固化等方法，使它变成不易渗透的固体，在后处理厂贮存，并最终送国家高放深地层处置中心处置。低、中放射性废物(fèiwù)处理高放射性废物处理五个处理步骤废物分类及保存——废物包装——经包装的废物运往处置场地——经包装的废物点收后进行处理——储存及记录质量保证文件。核安全第三十五页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置核安全(ānquán)36（二）辐射(fúshè)防护措施核反应堆工作时，不可避免有强烈的放射性辐射，这就要求特别的屏蔽，限制或根本不让艇员进入潜艇的某些部位。广泛采用自动化设备，不断监测空气的放射性和采用其他一些安全措施。对船员照射剂量的极限值都有严格的标准规定。第三十六页，共40页。第五章船舶(chuánbó)核动力装置37在放射性物质(裂变产物)