核动力装置-船舶标准网

、[定义]：装置以原子核的裂变所产生的巨大能量通过工质（蒸汽或燃气）推动汽轮机或燃气轮机工作的一种装置。其工作原理是：核反应堆将核能转化为热能，再利用冷却剂将热能输出堆芯，冷却剂携带的热量通过蒸汽发生器传递给二回路工质，工质受热形成蒸汽，蒸汽进入透平作功，带动螺旋桨转动。舰艇核动力装置技术是指在舰艇核动力装置的建造、使用中所应用的技术。[国外概况]自1954年第一艘核动力潜艇问世以来，核动力装置技术获得了迅猛的发展。目前，除核潜艇外，现役的核动力舰艇还有巡洋舰、驱逐舰和航空母舰，这些核动力舰艇主要集中在美国和俄罗斯。一、舰艇核动力装置的优点1、核动力装置使核潜艇能在水下长期连续航行。核动力装置以核能为能源，核裂变时不需要空气，因此核潜艇能在水下长期连续航行，其隐蔽性远远超过常规动力潜艇。2、续航力不受限制。核反应堆一次装料，可运行几年甚至几十年，如美国正在建造的"弗吉尼亚"级潜艇上使用的S9G反应堆，其寿命可达33年。从而使核潜艇具有"无限"的续航力。3、大功率。现在已运行的舰艇动力反应堆，单堆功率在30~300兆瓦（MW）之间，有的核动力舰艇（如航空母舰）装有多个反应堆，强大的动力使得这些庞然大物能以20~50节的高航速航行。二、国外舰艇核动力装置的应用概况目前，国外有美国、俄罗斯、英国和法国拥有了核动力潜艇，美国和法国拥有核动力航母，美国和俄罗斯拥有核动力巡洋舰。表一给出了国外舰艇核动力装置的数量。1、美国核动力装置的情况美国的舰艇核动力，基本上是在西屋公司和通用电气公司两大企业之间的竞争中发展的。西屋公司设计和建造的是SW系列，包括一座陆上模式堆S1W，及S2W、S3W、S4W、S5W、S5Wa、S5W-Ⅱ、S6W等装艇堆。通用电气公司设计和建造的是SG系列，包括S1G、S3G（双堆）、S5G、S7G、S8G六座陆上模式堆和S2G、S4G、S5G、S6G、S8G、S9G等装艇堆。由燃烧公司设计和建造的是SC系列，只建造了一座陆上模式堆S1C和一座装艇堆S2C。所有反应堆中，除S1G和S2G以外，都是压水堆。美国舰艇核反应堆，无论是SW系列还是SG系列都采用板状燃料元件。2、俄罗斯/前苏联舰艇核反应堆的发展。俄罗斯/前苏联舰艇核反应堆的发展按时间大致可分为四代。第一代为50年代至60年代中期，研制船用压水堆核动力装置，建造了BM-A型陆上模式堆，反应堆为双流程，热功率为75MW，轴功率1.75万马力，采用盘管式管外直流蒸汽发生器，主要装备于H级和E-Ⅰ级弹道导弹核潜艇、E-Ⅱ级飞航导弹核潜艇、N级攻击型核潜艇。同时研制的液态金属冷却剂（铅-铋合金）快中子反应堆也建造了PM-1型陆上模式堆，热功率为74MW，轴功率为1.75万马力，装备于"阿尔法"级攻击型核潜艇。第一代核动力装置的压水堆和液态金属冷却堆分别建造了陆上模式堆。第二代核动力装置为60年代至70年代末研制，为紧凑式分散布置，热功率为177MW，轴功率4万马力，反应堆改为单流程，简化了堆内结构，采用了螺旋管式管内直流蒸汽发生器。主要装备于Y级和D级弹道导弹核潜艇、C级飞航导弹核潜艇、V级攻击型核潜艇。第三代核动力装置为80年代初至90年代末期研制，是第二代的改进完善，初步实现了通用化、模块化设计，增加了可靠性和可维修性。反应堆仍为紧凑布置，热功率为177~190MW，轴功率为4~4.5万马力，采用了列管式直流蒸汽发生器。主要装备于台风级弹道导弹核潜艇、奥斯卡级飞航导弹核潜艇、S级和"阿库拉"级攻击型核潜艇。在此期间，前苏联还研制了水面舰艇用的压水堆，功率为300MW，装备于"基洛夫"级核动力巡洋舰上。90年代至下世纪初研制、建造的"北德文斯克"级攻击型核潜艇上使用的反应堆仍为紧凑布置压水堆，采用了直管式高效直流蒸汽发生器。是第四代反应堆，结构与第三代基本相同，但安静性有了飞跃性改进。总的来说前苏联的舰用核反应堆基本上都采用了压水堆。根据装艇技术要求不同，装置稍有差异。3、英国舰艇核动力装置的发展英国于1958年在购买的美国S5W潜艇压水堆的基础上，设计建造了陆上模式堆PWR-1。通过PWR-1模式堆，成功地研制了A、B、Z三种型号的堆芯，分别装备于"勇士"级、"快速"级和"特拉法尔加"级攻击型核潜艇和"决心"级弹道导弹核潜艇。（2）采用活筏式整体减振装置。（3）采用合理的隔声减振和吸声结构。（4）降低管路产生的噪声。（5）降低齿轮噪声。5、二回路采用双机单缸。双机单缸是指二回路系统推进主汽轮机由两台独立的单缸汽轮机并联所组成，配有两台主冷凝器等辅助设备，两台汽轮机可并联运行，也可单独运行，简称为双机方案。二回路采用双机方案的优点是：（1）提高二回路系统的生命力。两台汽轮机并联或独立运行，一台出现故障时，系统仍能运转。（2）简化二回路系统、设备。双机方案中配有两台主冷凝器，在设计上可以将两台发电汽轮机的排汽分别排入两台主冷凝器内，可取消单机双缸方案中的两台发电辅冷凝器、辅凝水泵、辅抽汽器等设备和管系，简化二回路系统，有利于舰艇的操作和管理。（3）提高二回路的机动性。两台汽轮机可并联运行，也可单独运行，对于调节艇的航速非常有利。[影响]核动力装置在舰艇上的应用，大大提高了舰艇的续航力等作战性能，随着核动力技术的发展，核动力舰艇的性能将进一步提高。[技术难点]核动力装置的安全性有待提高，各国核潜艇已发生过136起严重事故，其中13起沉没事故；反应堆的自然循环能力尚不够理想等。一、美国S6W压水堆装置(一)研制背景与计划'1.型号的产生美海军从20世纪70年代末期开始发展"海狼"级攻击型核潜艇，是为了替换"洛杉矶"级攻击型核潜艇，在21世纪初期使用，故首艇代号为SSN-21。"海狼"级核潜艇的使命，主要是为了和当时前苏联核潜艇在北极冰下抗衡。因此，艇的吨位大至9137t，航速高。39h，机动能力强，适于在北极冰下作战，对装艇反应堆提出了十分苛刻的要求。在核动力装置选型中，备选方案有两个：①S6W压水堆，是由威斯汀豪斯电气公司在S5W标准型压水堆和大型核动力巡洋舰用D2W反应堆基础上研制的新型堆。②S7G自然循环压水堆，是由通用电气公司在S6G自然循环压水堆基础上研制的一体化自然循环压水堆。最终，SSN-21"海狼"级攻击型核潜艇选择了S6W压水堆装置。2。研制计划美海军于1968年在里科弗领导下开始发展21世纪使用的潜艇堆。该型装置的研制目标是：，①提高声隐蔽性，大幅度降低噪声；②提高堆功率，以满足艇提高战斗力，装备大量武器装备，提高航速的要求；③适于在北极冰下航行；④满足较大下潜深度的要求。美海军于1986年正式确定"先进反应堆设备和系统发展计划"(PE-0603570N)，明确制定了S6W核推进计划(S1914)，用于推进SSN-21"海狼"级攻击型核潜艇。为实现上述目标，发展了新型泵、仪表和控制设备、阀门、传热设备、屏蔽等，还制做了反应堆装置的1：1模型，以确定系统最佳布置方案。在研制蒸汽发生器的过程中，采用了新型设计，高强度材料，以及遥控检查系统，包括采用微机和图像显示系统。S6W压水堆装置于1997年7月，随着"海狼"号核潜艇服役正式投入运行。3.使命任务与装艇情况S6W压水堆装置的使命是装备SSN-21"海狼"级攻击型核潜艇。该级艇决定建造3艘，前两艘已经服役，第三艘将于2005年12月服役。(二)系统组成S6W压水堆装置按美海军标准的压水堆装置热线图设计。该装置设有一台反应堆，两条一回路冷却剂支回路，每条支回路中有一台蒸汽发生器和一台冷却剂主循环泵。一台稳压器与反应堆相连。二回路系统也有两条支回路，每条支回路中有一台蒸汽轮机和一台凝汽器。采用单轴，泵喷射推进。S6W反应堆采用钚基新燃料，热功率为250MW，功率密度为70MW／m3，可提供轴功率44.1MW(60000hp)。一回路系统压力为16MPa，冷却剂的平均温度为290~C。堆芯可满功率运行13000h，换料周期为30年。蒸汽发生器为自然循环式，一回路冷却剂流经蒸汽发生器的U型管内，二回路工质流经管外，并产生蒸汽。它的主要特点是，在蒸汽发生器的入口处不必安装节流装置，因而改善了声学特性，可减少非生产能量的消耗；可提高蓄能能力；蒸汽压力和流量的调节非常简单；制造简单，维修方便。(三)技术特点分析及述评S6W反应堆成功地满足了设计要求，成为美海军"海狼"级攻击型核潜艇反应堆。S6W反应堆具有下列特点：?①功率大。S6W反应堆热功率达到250MW，可提供轴功率44.1MW(60000hp)，为单堆功率最大的反应堆。②噪声低。S6W反应堆装置采用浮筏减振，动力装置与艇体之间不是刚性连接，噪声不易辐射传出。艇上设备采用吊挂防振、抑制噪声、隔声减振等措施，使辐射噪声降低50dB，尤其是使核潜艇低噪声的航速比过去提高一倍。③安全可靠性好。S6W反应堆改善了燃料元件和整个堆芯的结构，在整个堆芯体积内均匀释热，堆芯采用新的结构材料，因而安全可靠性好。④运行成本低。该装置采用CAD／CAM计算机辅助设计、制造，并采用模块化结构，加工质量较高，设备布置合理，艇内工作方便，运行成本较低。在S6W反应堆制造成本比S6G反应堆提高一倍的情况下，运行成本仅提高14％。二、美国S8G压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生美海军从20世纪60年代开始发展"俄亥俄"级"三叉戟"弹道导弹核潜艇，于1971年正式批准"三叉戟"计划。该型潜艇装备24枚"三叉戟"弹道导弹，艇的排水量增至18700t，需要高航速，同时要求提高安全可靠性和降低噪声。因此，在S5G自然循环反应堆的基础上，进行功率放大和性能改进，开始设计新型反应堆装置，命名为S8G自然循环压水堆装置。为了全面研究新型堆的特性，并且验证设计方案，在西米尔顿建造了S8G陆上模式堆。根据该模式堆的建造经验，建造了艇用SSG自然循环压水堆装置。2.研制计划S8G模式堆由美国通用电气公司研制，建在西米尔顿凯塞林基地，建造费约为12.5亿美元。美海军建造S8G陆上模式堆的主要目的：①通过S8G模式堆的试验作用，提高美海军压水堆设计质量、装置性能、建造技术和运行水平。②模拟潜艇在各种工况下的运行情况，试验反应堆的运行特性，积累S8G的运行资料，为制定艇用堆的运行程序提供依据。③在单项设备试验满足设计标准的基础上，进行整个动力装置的联调，鉴定其运行性能。??④试验艇用堆可能发生的各种异常工况，验证S8G反应堆的有效性和安全可靠性。在S8G反应堆装置的设计过程中，主要遵循下述安全原则：①具有较大的安全裕度。②尽量减少放射性废物的排放，采用先进的换热技术，释放反应堆的剩余热量。③采用高性能结构材料，提高耐冲击震动性能。④尽量采用已经取得的压水堆先进技术和经验。⑤采用完善的安全保护系统，以预防事故为主，并能够有效地限制事故扩大及发展。S8G陆上模式堆于1978年12月开始运行，进行了堆芯的物理性能试验和装置在事故工况下的性能研究，测试了舱室环境的辐射情况。1981年3月，S8G模式堆达到满功率运行，在某些工况下超过设计功率值。该模式堆还在继续运行。根据模式堆的经验，按艇用堆的要求，对S8G反应堆装置的原设计进行了必要的修改，按照运行要求制定了运行程序，特别重视事故处理程序的完善，以避免产生放射性事故危害。3.使命任务与装艇情况S8G自然循环反应堆装置，用于推进美海军"俄亥俄"级弹道导弹核潜艇。"俄亥俄"级潜艇共18艘，至1997年已全部服役。该级艇每艘装备1台S8G压水堆装置，总计装备18台。(二)系统组成S8G压水堆装置采用美海军标准压水堆装置热线图(见图5.5-1)，采用一台反应堆，两个动力循环分系统，每个分系统中包含一、二回路支回路，共用减速齿轮箱，单轴，推进一部七叶大侧斜螺旋桨。1.一回路系统S8G自然循环压水堆，热功率250MW，堆芯直径1.6m，高度1.7m，燃料元件约60盒。采用板状元件，铀锆合金燃料，铀235富集度为40％，包壳材料为锆-4合金，铀235燃料初始装载量约为140kg。堆芯功率密度为80MW／m3。反应堆采用铪控制棒，碳化硼作可燃毒盼，用于控制后备反应性，使堆芯具有长寿命。一回路系统压力为16MPa，冷却剂进入反应堆人口温度280~C，出口320~C，冷却剂流量约3600t／h，主循环泵功率169kW，备用主循环泵功率118kW。堆舱直径12.8m，长度为10.1m。一回路系统总重900t。2.二回路系统二回路系统有两个支回路，每个支回路有一台蒸汽发生器、蒸汽轮机、给水泵、凝汽器等。蒸汽产量为280t／h，主凝汽器蒸汽耗量为115t／h，主凝汽器压力为0.018MPa。螺旋桨转速为150r／min。机舱长度为36.8m。核动力装置总重量为1500t，单位功率比重量约为34kS／kW。3.屏蔽与减振为了保护艇员的健康和安全，整个动力装置设置了足够的生物屏蔽层。铅水屏蔽重550t，约占整个动力装置总重的1／3。艇上装有吸声材料，覆盖机械设备，同时还包覆在甲板及隔舱板的紧固件上，有的设备还布置在特殊的隔声网罩内。对于压缩机、泵等设备，在降低功率运行时，处于无噪声工况。二回路设备如主汽轮机、齿轮箱、凝汽器和汽轮发电机组放在一个整体筏式基座上+每一块基座与艇体之间不是刚性连接，而借助于吸声结构，吊挂在艇体上。(三)技术特点分析及述评1.反应堆功率大S8G反应堆热功率为250MW，使轴功率达到44.1MW(60000hp)，成为现代潜艇用单堆功率最大的反应堆。主要是采用高性能燃料元件和新型结构，具有较大的堆芯，并装备了足够的可燃毒物和控制材料。2.自然循环能力强S8G压水堆装置自然循环能力强，在中低速工况时不用主循环泵，在发生断电事故，或主循环泵出现故障时仍可带走剩余热量。3.堆芯寿命长S8G压水堆堆芯寿命长达15年，在整个核潜艇服役期内，只需更换一次核燃料。装一次核燃料能使艇的续航力达1000000nmile以上。4.噪声低S8G压水堆装置采用了自然循环措施，在中低速工况不用主泵，各种机械设备广泛采取隔声减振措施，采用整体浮筏减振，因而噪声低，无噪声航速可达10h。5.设备模块化S8G压水堆装置电气和控制设备模块化，容易进行维修和更换。为了方便地吊装和更换任一层甲板上的设备，在堆舱还设有一个直径为1.83m的设备进出口。6.安全性好S8G压水堆装置采用了许多非能动安全措施，依靠自然循环力、重力等自然力保证反应堆装置的安全，因而安全可靠性好。三、美国S6G压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生20世纪60年代，苏联"查理"级飞航导弹核潜艇服役，它可以发射反舰导弹，构成了对美海军反潜兵力的威胁。为了增强反潜能力，接替SSN594"帕米特"级和SSN637"鲟鱼"级攻击型核潜艇，美海军决定发展SSN688"洛杉矶"级攻击型核潜艇。该级艇的技术改进目标之一是增大吨位，水下排水量6927t，提高航速至32-35h，为此提出了发展大功率反应堆的要求。为了满足"洛杉矶"级核潜艇对动力的要求，反应堆的选型有三个方案：①SSW型反应堆的放大型；②SSG型自然循环反应堆的放大型；③D2G型核动力导弹巡洋舰反应堆的潜艇改进型。根据多方面研究，最终选定D2G反应堆的改进型设计，并吸收S5G自然循环压水堆提高自然循环能力的经验，定名为S6G自然循环反应堆。2.研制计划"洛杉矶"级攻击型核潜艇是美海军研制的第二代高速攻击型核潜艇。主要性能指标之一是恢复由于"帕米特"级和"鲟鱼"级攻击型核潜艇为了降低噪声而牺牲了的高速性能。因此，对于S6G压水堆提出了主要设计目标：①建成继SSW压水堆之后的第二代标准型反应堆；②具有大功率的高性能反应堆；③降低噪声；④为了满足该级艇与航空母舰编队协同作战的能力，力求机动性好。由于"洛杉矶"级核潜艇最初计划建造90艘，一直延续到21世纪，因此，建堆数量大。经过多次缩减，最后确定建造62艘，装堆62台。S6G压水堆由通用电气公司和诺尔斯核动力研究所负责研制。由于采用D2G、S5G反应堆的经验，所以没有建造陆上模式堆。该型堆的研制大约用了8年的时间。随着首艇"洛杉矶”号的研制进度，从1968年开始设计，至1976年11月13日服役。S6G压水堆装置造价约为3600万美元。3.使命任务与装艇情况S6G自然循环压水堆为装备SSN688“洛杉矶”级攻击型核潜艇而研制。该级艇在1972年1月至1992年7月间，共建造62艘，装备了62台反应堆。(二)系统组成S6G自然循环压水堆装置，采用传统的压水堆单堆热线图，包括一台反应堆，两个由一、二回路组成的动力分系统。每个支系统内各有一台蒸汽发生器、两台主循环泵、一台蒸汽轮机、凝汽器，共用减速齿轮，单轴，推进一个七叶大侧斜螺旋桨。S6G压水堆，热功率160MW，可提供轴功率33.1MW(45000hp)。反应堆采用U02-Zr4板状燃料元件，高性能结构材料和新型结构，堆芯寿命500满功率天，一次装料可使用15年，续航力1000000nmile。反应堆舱分为三层甲板，上层设有人行通道。反应堆与一回路放射性设备布置在铁水屏蔽池内。机舱的大部分舱段也有三层甲板，布置2台主汽轮机组，2台功率为3000kW的主汽轮发电机组及相关设备等，包括辅助机械设备和减振降噪设施。(三)技术特点分析及述评1。单堆功率大S6G自然循环压水堆，热功率160MW，在20世纪70年代是单堆功率最大的反应堆，比S5W压水堆的功率几乎提高一倍，满足了高航速的要求。2。自然循环能力高S6G压水堆继承了S5G自然循环压水堆的特点，自然循环能力高，不仅保证了在任何情况下都能带走堆芯剩余热量，而且不用主循环泵取消了一个噪声源。高速航行起动主泵，中、低速航行不用主泵，满足了艇执行高速追击和低速航行任务的要求，机动性好。3.隐身性好S6G压水堆装置在中低速工况采用自然循环方式，采取了浮筏减振等一系列降噪措施，因而动力装置噪声低。该级艇是80年代隐蔽性最好的攻击型核潜艇。4.堆芯寿命长S6G压水堆是美海军最早实现长寿命堆芯的潜艇堆。最早的设计目标是堆芯寿命10-13年，目前已达到15年，为现代潜艇堆30年寿命打下了良好的基础。5.安全可靠性好S6G压水堆装置采用了自然循环、高性能材料等一系列措施，安全可靠性好。该型堆投入运行20多年来未发生过严重事故。四、美国S5W压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生美国第一艘核潜艇“鹦鹉螺”号的S1W陆上模式堆，于1953年6月达到满功率运行。根据该堆的设计、建造与运行经验，研制了S2W压水堆装置，装备了“鹦鹉螺”号攻击型核潜艇，于1954年9月服役。该堆的研制，成功地解决了压水堆装置应用于核潜艇的一系列重大技术问题。美海军在S2W压水堆的基础上，发展了S3W、S4W压水堆。期望最大限度地减少潜艇堆的体积与重量，并正确选择生物屏蔽的结构与材料。在S2W、S3W、S4W压水堆的基础上，美海军研制了S5W标准型压水堆。研制S5W压水堆，主要是为了满足提高核潜艇航速的要求。美海军研制第一代高速攻击型核潜艇“飞鱼”级，首次采用水滴线型，装备大功率的S5W压水堆，航速达到30h，成为当时世界上航速最高的核潜艇。鉴于S5W压水堆的优良性能，美海军将其定为标准型压水堆，广泛装备弹道导弹型和攻击型核潜艇。2.研制计划“飞鱼”级攻击型核潜艇是美海军研制的第一代高速攻击型核潜艇。主要性能指标之一是取得了30kn的高航速。因此，对于SSW压水堆提出了主要设计目标：①建成弹道导弹型和攻击型核潜艇统一使用的标准型压水堆；②提高堆功率；③降低噪声；④增大堆芯寿命。S5W压水堆装置由威斯汀豪斯电气公司和贝蒂斯核动力研究所研制。由于采用S2W、S3W和S4W反应堆的经验，所以没有建造陆上模式堆。该型堆从1955年美海军正式订购“飞鱼”级攻击型核潜艇开始研制，至1959年4月15日“飞鱼”。号核潜艇服役，历时4年完成研制。S5W压水堆当时造价1200万美元。”3.使命任务与装艇情况S5W标准型压水堆装置是美海军潜艇堆中影响最大，使用最广，装艇数量最多的潜艇堆，并且出口转让至英国，总计装艇100艘，包括：“长尾鲨”级、“鲟鱼”级攻击型核潜艇，“乔治?华盛顿”级、“伊桑?艾伦”级、“拉菲特”级弹道导弹核潜艇等。①1956年5月至1961年10月建造的“飞鱼”级攻击型核潜艇6艘，装备SSW-I反应堆。②1958年5月至1967年12月建造的“长尾鲨”级攻击型核潜艇14艘，装备S5W-Ⅱ反应堆。③1963年8月至1975年2月建造的“鲟鱼”级攻击型核潜艇37艘，装备S5W-Ⅱ反应堆。④1957年11月至1961年3月建造的“乔治?华盛顿”级弹道导弹核潜艇5艘，装备S5W-I反应堆。⑤1959年9月至1961年2月建造的“伊桑?艾伦”级弹道导弹核潜艇5艘，装备S5W-Ⅱ反应堆。⑥1961年1月至1967年4月建造的?“拉菲特”级弹道导弹核潜艇31艘，装备S5W-Ⅱ反应堆。⑦1971年6月至1974年12月建造的“利普斯科姆”号攻击型核潜艇1艘，装备S5W-Ⅱ反应堆。?⑧1959年4月至1963年4月建造的英国“无畏”号攻击型核潜艇1艘，装备S5W-Ⅱ反应堆。目前，还有2艘“鲟鱼”级攻击型核潜艇和1艘“拉菲特”级改装的攻击型核潜艇“本杰明?富兰克林”号在役，共装堆3台。(二)系统组成S5W压水堆装置共有两型。S5W-I型装备“飞鱼”级和“乔治?华盛顿”级核潜艇；S5W-Ⅱ型装备其余各级核潜艇。两种型号只是功率不同，性能上Ⅱ型比I型稍有改进。S5W压水堆装置采用美海军标准压水堆热线周(见图5.5-2)，采用一台反应堆，两个动力分系统，每个分系统中包含一、二回路支回路，共用减速齿轮箱，单轴，推进一个螺旋桨。1.一回路系统两条一回路支回路中，各有一台蒸汽发生器，两台主循环泵，共用一台反应堆、稳压器和一台备用泵，其在堆舱中的布置见图5.5-3。S5W反应堆压力容器高2.8m，直径2.4m，重量25t。圆柱形堆芯高1.07m，直径1.2m，体积比功率80MW／m3。采用铀锆合金板状元件，包壳为锆-4合金，厚0.6mm，富集度40％，铀235装载量为120kg。为了控制后备反应性，在反应堆堆芯中采用了以ZrO2为基体的D4C可燃毒物。堆芯设计寿命5000h，工作寿命5年，后增长为7000h寿命，工作10年，即艇在航行10年后更换一次核燃料。一回路系统压力16MPa，堆人口冷却剂温度250％，出口280％，冷却剂流量2400t／h，在堆芯内平均流速l0m／s，堆升温速度180℃／h。蒸汽发生器为立式自然循环型。一回路冷却剂在U型管内流动，二回路水在管外流动，产生的蒸汽经汽水分离器两次分离后，湿度低于0.25％。2.二回路系统每条二回路支回路中有一台汽轮机、凝汽器、凝水泵、给水泵、过滤器和汽轮发电机组。由汽轮机中排出的乏汽进入凝汽器。凝汽器考虑了潜艇下潜400m时水深对艇舷的压力。当水温180℃时，凝汽器压力0.017MPa。在两条二回路支回路中有两台汽轮机，通过两级减速器，当轴的转速为150r／min时，轴功率最大可达18.38MW(25000hP)。采用两台单机倒转汽轮机，可以缩短机舱长度，提高机组可靠性。当蒸汽压力为2.3MPa时，蒸汽耗量为82t／h。主减速器为双级减速器，齿轮采用高硬度钢，由于提高了加工精度和光洁度，因此，增强了抗冲击载荷能力，噪声低。3.电力系统和应急动力系统全艇由两台汽轮发电机组供电，频率601Hz，电压450V，功率为2250kW。应急动力系统包括一台低速直流电动机，功率368kW，由柴油发电机或蓄电池组供电。柴油发电机功率600kW，蓄电池容量7000Ah(5h放电)，由126块铅酸电池组成，每块体积为356X457X1170(mm3)，重450kg，蓄电池总重64.6t。应急航速可达6kn，续航力2000nmile。(三)技术特点分析及述评S5W压水堆装置是美海军标准型潜艇堆，应用范围广，运行时间长达40年，使用中不断改进，始终保持了先进性：1.功率大S2W反应堆热功率60MW，可提供轴功率9849kW(13400hp)，而S3W、S4W反应堆热功率30MW，可提供轴功率5145kW(7000hp)。S5W-I、Ⅱ型反应堆热功率为80?100MW，可提供14.7?18.38MW(20000-25000hp)，满足了高速艇的需要。2.体积小、重量轻S5W压水堆装置总体积1230m3，总重800t，堆舱长只有6.1m，满足了艇用堆最基本的要求。这主要是堆本身性能好，设备布置紧凑。3.安全可靠性好S5W反应堆首次采用板状元件，换热性能好，采用可燃毒物控制性能好。设备配置双套备份，生物屏蔽设置足够与合理。因而设备与艇员都安全。4.堆芯寿命长S2W反应堆两年换一次核燃料。S5W反应堆燃耗率设计值1％，燃耗深度10000MWd/t，堆芯可工作5年不换料，现已达10年寿期。5.噪声低S5W反应堆装置采取一系列减振降噪措施，配合艇体采用水滴形，首次采用围壳舵等措施，使艇的辐射噪声比“鹦鹉螺”号核潜艇低很多。6.堆的性能有局限性限于当时的技术水平，反应堆的性能有局限性，如冷却剂双流程流经堆芯，一回路自然循环能力低，设备冗余度大等。五、俄罗斯KLT-40压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生前苏联发展潜艇压水堆，主要是以核动力破冰船反应堆为母型，发展了三代潜艇堆。第一代船用堆OK-150型，装备了“列宁”。号核动力破冰船，据此发展了VM2潜艇堆；第二代船用堆OK-900型，装备了“北极”级核动力破冰船，据此发展了VM4潜艇堆；第三代船用堆KLT-40型，装备了“北方航线”级核动力破冰船，据此发展了VM5潜艇堆，装备了第三代核潜艇。2.研制计划KLT-40型压水堆装置是在OK-900型压水堆装置的基础上发展的新型堆，性能有较大改进，其主要发展目标是：①提高功率，单堆功率达到36.75MW(50000hp)；②增长堆芯寿命，争取25年不换核燃料；③布置更加紧凑，减小体积和重量；?④提高安全可靠性。该型堆在OK-900A型反应堆装置70年代服役后开始研制，80年代服役，共发展了KLT-40和KLT-40M两型。3.使命任务与装艇情况KLT-40型压水堆装置装备了“北方航线”号核动力破冰船。该船满载排水量61800t，装备一台KLT-40型压水堆，轴功率29.4MW(40000hp)，额定航速20.5kn，于1984年开工建造，1988年投入使用。KLT-40M型压水堆装置装备了“泰米尔”级核动力破冰船。该级船满载排水量23500t，装备一台KLT-40M型压水堆，轴功率38.2MW(52000hp)，额定航速18.5kn。“泰米尔”号于1988年投入使用。根据KLT~40及KLT-40M型压水堆的设计经验研制了VM5改进型压水堆装置，装备了80年代服役的第三代核潜艇“鲨鱼”级、“塞拉”级攻击型核潜艇、“奥斯卡”级核潜艇及‘台风”级弹道导弹型核潜艇共38艘，装堆57台。“奥斯卡”级的“库尔斯克”号核潜艇在2000年8月在巴伦支海演习时沉没。(二)系统组成KLT-40反应堆装置包括一回路系统、二回路系统、电力系统、自动控制系统及辐射安全系统等。1.一回路系统一回路系统包括一台反应堆、4台直流蒸汽发生器、4台双速主循环泵和4台稳压器。它们组成4条支回路，通过短套管紧密地布置于反应堆周围(见图5.5-4及图5.5-5)。KLT-40型压水堆热功率135MW，采用铀锆合金燃料，H-1锆合金包壳，棒状元件，燃料棒外径5.8mm，铀235富集度5％，初始装载量约150kg。堆芯高1000mm，当量直径1212rain。堆芯共有241盒燃料组件，燃料组件以72mm间距正三角形栅格布置。为了控制后备反应性，燃料组件内装有钆可燃毒物棒。堆芯寿期100130满功率小时，可运行25年不换燃料。一回路设计压力16.5MPa，设计温度350℃。在直流蒸汽发生器中，人口给水温度165℃，过热蒸汽出口温度290℃，出口蒸汽压力4.0MPa，每台蒸汽产量54t／h。直流蒸汽发生器由圆柱形螺旋管组成，分成20个独立部分来供应给水，产生过热蒸汽。主循环泵为离心式单级双速无填料泵，在3000r／min转速时，流量为870m3／h，在1000r／min转速时，流量为290m3／h。泵的电机为感应双速电机。稳压器用于保证一回路压力不超过额定压力16.5MPa，设计温度为230℃，材料为耐压不锈钢。2。二回路系统蒸汽发生器出口蒸汽参数为4.0MPa，290℃，进入高压蒸汽轮机后，再进人中间汽水分离器，随后进入低压蒸汽轮机。额定工况运行时，主齿轮减速装置推进螺旋桨转动，转速115r／min。KLT-40型装置轴功率29.4MW(40000hP)，KLT-40M型为38.2MW(52000hp)。在主蒸汽发生装置出现故障时，启动应急锅炉，保证船以10.5h的速度航行2000nmile。启动应急锅炉时间约为30min。应急锅炉有一台，容量50t／h，蒸汽压力2.5MPa，过热温度355t。二回路水质的含盐量≤1mg／L，氯离子含量≤0，51mg／L。3.电力系统电力系统在各种运行工况和应急工况下，为蒸汽发生装置和船上设备提供动力，包括由3台汽轮发电机、两台备用柴油发电机和两个主配电盘组成。应急电力系统由两台应急柴油发电机和两个应急配电盘组成。4.辐射安全系统核燃料和船员居住区之间设有四道屏障，包括燃料元件包壳、一回路设备和管道的压力边界，防护壳和船体防护板，以保证船员的安全。核动力装置操纵员所接受的剂量限值为0.05Sv／年(5rem／年)，其余人员的安全限值为其1／10。一回路设备包括反应堆、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器等布置在铁水屏蔽水池内：生物屏蔽的材料为钢、蛇纹石混凝土、水、铅和聚乙烯。(三)技术特点分析及述评KLT-40型压水堆是前苏联20世纪80年代的产品，具有如下技术特点：1.单堆功率大KLT-40型反应堆热功率135MW，可提供轴功率29.4MW(40000hp)；KLT-40M型反应堆热功率171MW，可提供轴功率38.2MW(52000hp)。2.结构紧凑布置合理一回路系统主要设备采用短管连接紧凑布置，使整个动力装置体积小。主要设备布置在铁水屏蔽水池中，需操纵与维修部分置于上层，易于接近，便于维修。3.采用直流蒸汽发生器热效率高采用4台直流蒸汽发生器，每台有20个独立的管簇，一回路水走管间隙，二回路水和蒸汽走管内，最终提供过热蒸汽，热效率高。4.堆芯寿命长采用新型堆芯和高性能材料，使堆芯寿命达1460天，为“列宁”号反应堆的3倍，可运行25年不换料。5.安全可靠性好该型堆的一回路系统采用4条支回路，设备冗余度大，采取一系列排除剩余热措施，接收“列宁”号反应堆的教训，不会再发生堆芯熔化事故，并采取较好的辐射屏蔽措施。6.自动控制程度高该型装置控制系统和动力设备的自动化复合装置由中央控制台操纵，而机舱和堆舱无人操作。对影响装置核安全最重要的设备，用三个通道同时控制与监督，实现动力装置设备与系统状态的自动和远距离控制、监测和指示及运行检查。六、俄罗斯OK-900型压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生前苏联“列宁”号核动力破冰船于1959年12月3日服役，采用了3台OK-150压水堆，单堆功率90MW，轴功率32。34MW(44000hp)。该船利用OK-150反应堆曾六次安全航行北极。前苏联并以其为模式堆建造了VM2潜艇压水堆，装备了第一代核潜艇80艘，装堆160台。但是，在1966年OK-150压水堆发生了堆芯熔化事故，致使30名船员死亡。为此，对该船和反应堆装置进行了为期5年的大修改装，研制了OK-900压水堆装置，提高了堆功率，改进了一回路主要设备布置方式，增强了安全可靠性，并以该堆为母型研制了VM4潜艇压水堆，装备了第二代核潜艇。2.研制计划1966年装载在“列宁”号核动力破冰船上的OK-150型压水堆装置发生堆芯熔化事故后，开始研制OK-900型压水堆，其发展目标是：①提高单堆功率，将单堆功率90MW提高到159MW；②简化系统和设备，将每船装备3台反应堆改为2台，减少备用设备和仪表，减小体积和重量；③采用短管连接紧凑型布置；④提高安全可靠性，避免发生失水事故，一旦发生事故能够及时有效地处理。经过5年的工作，由100多个科研单位和350多个q-V参加研制，完成30多项重大课题，重新研制了40多种机械设备，于1971年装备“列宁”号核动力破冰船。经进一步改进后，研制出OK-900A型反应堆，装备“北极”号核动力破冰船，于1974年12月投入运行。3.使命任务与装艇情况(1)使命任务OK-900型压水堆装置为替换OK-150型压水堆装置而研制，装备了改进后的“列宁”号核动力破冰船，以及“北极”级核动力破冰船。同时，以该型堆为模式堆，研制了VNl4潜艇堆，装备了第二代核潜艇。(2)装艇情况OK-900型反应堆装备了改装的“列宁”号核动力破冰船；OK-900A型反应堆装备了“北极”级核动力破冰船，已服役5艘，在建1艘。以上共装船7艘，装堆14台。以OK-900A型反应堆为模式堆研制的VM4潜艇堆，装备了V、C、P、Y、D?Ⅲ及D-IV级核潜艇，共123艘，装堆228台。(二)系统组成OK-900A型与OK-900型压水堆装置是设计思想相同的第二代船用核动力装置，但性能参数有较大改进。现仅介绍其一、二回路系统及自动控制系统。1.一回路系统OK-900A型压水堆装置一回路系统，包括两套设备组成相同的一回路分系统。每个分系统包括一台反应堆、4台蒸汽发生器、4台主循环泵、4台稳压器及一台离子交换器，一台离子交换冷却器等(见图5.5-6)。一回路系统包括四条主冷却剂系统和若干辅助系统。整个一回路系统布置在密闭的反应堆舱中，保证设备安全可靠地运行，一旦发生事故也不会污染环境。该舱分为上、下两层，下层为反应堆，上层为设备室。上下层之间由生物屏蔽和密封板隔开。需要操纵、管理及维修部分(蒸发器堵管及换料等)均设于上层，可达性好。下层布置不需维修部分，安全性好。一回路主要设备之间采用短管连接，紧凑布置，并置于铁水屏蔽水池内(见图5.5-7)。反应堆额定功率171MW。压力容器由低合金耐热钢制成。冷却剂进出口均设在压力容器上部，从而避免管道破裂时冷却剂流失。燃料元件为uo=细棒束元件，三角形排列，共有241盒燃料元件。铀235富集度为5％，包壳材料为锆合金，堆芯中装有可燃毒物控制后备反应性，工作寿期为1050满工作天，可运行11.5年。蒸汽发生器为直流过热式。在具有椭圆形底的立式圆筒内，装有耐腐蚀合金制成的传热管束。二回路工质流经管内，一回路冷却剂流经管外。蒸汽总产量为2X2奶t／ho进入蒸汽轮机的蒸汽初参数为3.0Mh，300℃。一回路主循环泵由离心泵和双速密封电机组成。电机的定子与转子用镍铬套隔开。因此，冷却剂不会漏至外部空间。冷却剂对泵内部件进行冷却和润滑。2.二回路系统二回路系统采用合理的蒸汽??凝水循环系统，利用废蒸汽在除气器中对给水进行预热。主汽轮机采用单缸、双流，一个辐流式冲动级，15个反动级。主汽轮发电机能适应大幅度的负荷变化。没有齿轮减速器，采用电力推进。主发电机为三台交流发电机，主推进电机输出功率为55.13MW(75000hp)。3.自动控制系统综合自动控制系统包括反应堆的自动控制与保护，蒸汽动力装置的自动调节、控制与保护，数据的收集、处理与显示，船舶系统的遥控与自控以及电力装置系统的自动化。由于自动化水平较高，堆舱、机舱可无固定人员值班，定期巡视即可。(三)技术特点分析及述评OK-900A型压水堆装置和以其为模式堆建造的潜艇堆，建造数量大，约占俄罗斯潜艇堆的一半，具有显著的技术特点。1.堆功率大，性能好OK-900A型压水堆，每台可提供171MW热功率，比第一代压水堆提高约80％，堆芯寿命增长一倍，堆内燃料和堆芯结构均有较大改进，是当时先进的压水堆。2.设备布置合理，结构紧凑该型装置采用短管连接紧凑布置，省掉了大直径管道及相关设备。主要设备置于铁水屏蔽水池内，分上、下两层布置，便于维修。既节省了屏蔽重量，设备又可起到屏蔽作用。整个装置体积小、重量轻。3.采用直流蒸汽发生器采用直流蒸汽发生器，可提供过热蒸汽，热效率高，结构紧凑，易于检修。4.安全可靠性好该型装置为避免发生失水事故，采取了一系列有效措施，包括堆内冷却剂单流程，出人口接管布置在压力容器上部，采取安全注水、硼酸盐系统及安全控制措施等。5.自动化程度高采用中央监测及综合自动控制系统，简化了控制与操作，动力舱可无人值班，提高了运行可靠性。、七、英国PWR-2压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生1980年，英国政府决定建造新一代“先锋”级弹道导弹核潜艇，研制新型反应堆，装备4艘该级核潜艇，实施“三叉戟”核潜艇计划。同年，英国开始研究新一代攻击型核潜艇SSN-20(W)级，至1987年海军占维克斯造船公司签订设计SSN-20级多用途核潜艇合同，同时决定采用新型反应堆。“先锋”级和SSN-20(W)级核潜艇将使用共同的新型反应堆，海军委托罗尔斯?罗伊斯联合有限公司在PWR-1型压水堆基础上，研制PWR-2压水堆装置。1990年，SSN-20(W)级攻击型核潜艇研制计划撤消，决定建造“特拉法加”级第二批攻击型核潜艇，也决定采用PWR-2型压水堆装置。2.研制计划(1)计划内容PWR-2压水堆装置的主要研制目标是：①增大单堆功率，由PWR-1反应堆的100MW提高至140MW；②增长堆芯寿命，提高水下续航力；③进一步降低噪声。英国从20世纪70年代中期开始探讨研究大功率潜艇堆，主要是研究新的堆芯，装备新型燃料元件和新设计的芯部结构，以及压力容器等。80年代中期正式开始设计，制造，并在模式堆上试运行。90年代初完成PWR-2反应堆试制，装备新一级核潜艇。(2)研制单位PWR-2压水堆装置由罗尔斯?罗伊斯联合有限公司负责研究设计，并以PWR-2反应堆堆芯在STF-2陆上模式堆上作试验运行研究；维克斯造船工程公司巴罗造船厂负责PWR-2压水堆装置设备的制造和安装。(3)研制时间表1976年开始探讨大功率反应堆的研究工作。1980年决定建造装载“三叉戟”弹道导弹的新一代战略核潜艇；开始研究SSN20(W)级新一代攻击型核潜艇。1985年英国海军与罗尔斯?罗伊斯公司签订发展PWR-2反应堆合同，开始设计装备“先锋”级弹道导弹核潜艇的新堆。1986年“先锋”号核潜艇开工建造。在PWR-1反应堆装置冷却回路中发现裂纹，为PWR-2的研制提供了经验教训。1987年PWR-2反应堆C型堆芯开始在STF-2陆上模式堆上进行运行试验。英海军与罗尔斯?罗伊斯公司签订合同，修改PWR-2反应堆设计，拟装备SSN20攻击型核潜艇。1990年SSN20核潜艇计划取消。1992年完成PWR-2压水堆装置在“先锋”号核潜艇上的安装工作，该艇开始试航。1993年“先锋”号核潜艇服役。决定建造“特拉法加”级第二批攻击型核潜艇，装备PWR-2压水堆装置(该级艇三年后被定名为“机敏”级)。1995年完成在STF-2模式堆中C型堆芯的试验工作，着手准备H型堆芯的试验工作。1996年开始订购“机敏”级攻击型核潜艇。(4)经费PWR-2压水堆装置的研制经费共4.85亿美元。3.使命任务与装艇情况(1)使命任务PWR-2压水堆装置，作为英国自行研制的第二代潜艇压水堆，统一装备“先锋”级弹道导弹核潜艇和“机敏”级攻击型核潜艇。(2)装艇情况英国“先锋”级弹道导弹核潜艇共建造4艘，使用4台PWR-2压水堆装置。4艘“先锋”级核潜艇已在1999年11月全部建成并服役。英国为了替换“敏捷”级攻击型核潜艇，使攻击型核潜艇维持在12艘的水平，决定建造“机敏”级攻击型核潜艇，即“特拉法加”级第二批艇。1994年7月开始招标，1997年3月签订开始先建造3艘艇的合同，1999年10月，首艇“机敏”号已开工建造，2005年服役，另外两艘“伏击”号和“机巧”号，也将分别在2001年和2002年开始安放龙骨。还要建造另外两艘的计划已在1998年得到确认。(二)系统组成PWR-2压水堆装置采用西方传统的潜艇压水堆装置热线图，包括一台反应堆，一、二回路系统，两台蒸汽轮机，单轴，泵喷射推进。1。一回路系统该装置一回路系统包括一台反应堆、2台蒸汽发生器、4台主循环泵和一台稳压器。反应堆热功率140MW，可提供轴功率25.73MW(35000hp)。堆的尺寸和PWR-1型反应堆大致相同，由此推算，堆芯功率密度约为80MW／m3。堆芯采用板状燃料元件，铀锆合金燃料，铀235富集度约为70％。C型堆芯工作寿期为10年，正在研究的H型堆芯工作寿期为25年，在艇的服役期内可不用更换核燃料。反应堆压力容器采用高疲劳特性和高强度材料锻造。新反应堆改进了事故状态下补给水喷淋的方法。一回路冷却剂进入反应堆的温度为265℃，离开反应堆的温度为280℃。蒸汽发生器为立式自然循环型，冷却剂流经管内，二回路工质流经管外，产生2.4MPa，250℃的饱和蒸汽，经汽水分离器分离后，蒸汽湿度不超过0.25％，其他设备基本采用PWR-1型压水堆装置一回路设备。2，二回路系统二回路系统包括两台蒸汽轮机、主凝汽器、冷凝泵、给水泵、循环泵及汽轮发电机组。对蒸汽轮机进行了改进，并在STF-2模式堆上进行了两年的试验才装艇实用。主凝汽器及其冷凝循环系统也进行了改进。主凝汽器采用U型管式单管板结构，钛合金管材，采用镍铝铜合金制造循环系统构件。主冷凝循环泵的轴密封问题得到解决，而且减小了振动。简化了凝汽器附属设备，提高了抗腐蚀性，减小了尺寸和重量。二回路设备置于整体浮筏机座上，进一步减小了辐射噪声。它由PWR-1压水堆装置采用的半浮筏结构改进为全浮筏结构，即在高速工况下不必将浮筏锁定。(三)技术特点分析及述评1.堆功率明显增大PWR-2压水堆功率比PWR-1增大40％，装置效率为18％，输出轴功率在25.73MW(35000hF)以上。2.增长了堆芯寿命C型堆芯寿命比第一代潜艇堆堆芯寿命增长了50％。如果H型堆芯试验成功，可达到与艇同寿命，提高燃料利用率，改善经济性。3.大幅度降低噪声该型装置采用了英国多年对潜艇核动力减振降噪的研究成果，包括主要设备选型、选材、加工精度、配置方式、以及设备的支撑、吊挂与管路连接等都考虑了降噪效果。二回路采用全浮筏减振机座，高频硬化减速齿轮，采用泵喷射推进等，使辐射噪声很低。?A简化系统和设备，减小体积和重量该型装置较PWR-1型压水堆装置简化系统和设备，主要是二回路系统，如主冷凝系统的设备及其附属系统等，缩短了主凝汽器的长度，采用钛合金管材等改进措施。5.提高了安全可靠性PWR-2型装置改进了反应堆的结构，提高了对失水事故的处理能力。更换了一回路管道材料，可以避免PWR-1装置发生裂纹的可能性，改善了堆舱设备的维修环境。八、英国PVW-1压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生英国从1960年开始设计“勇士”级攻击型核潜艇，决定采用本国研制的NR-2型压水堆装置。该堆借鉴了S5W反应堆的经验，并在本国的唐瑞潜艇模式堆(DSMP)进行了试验之后进行研制的，后称为PWR-1型压水堆装置。2.研制计划(1)计划内容PWR-1压水堆装置的研制目标是使S5W反应堆设计英国化，但并不是复制，在性能上也有所改进，如增长堆芯寿命和降低噪声。PWR-1压水堆的设计考验和堆芯性能试验在唐瑞潜艇模式堆(DSMP)上进行。DSMP模式堆从1960年开始建造，1961年建成，首先试验了A型堆芯，装备了1966年7月开始服役的“勇士”级攻击型核潜艇，以及1967年10月开始服役的“刚毅”级弹道导弹核潜艇。后来，又试验了B型堆芯，经两年考验后，装备了1973年4月开始服役的“敏捷”级攻击型核潜艇，并在前两级核潜艇换料时改装B型堆芯。1973-1974年对DSMP模式堆进行了改装，重新起堆后试验了Z型堆芯，装备了1983年3月开始服役的“特拉法加”级攻击型核潜艇，并在“敏捷”级核潜艇换料时改装z型堆芯。PWR-1型压水堆装置在研制试验中曾遇到许多技术困难。为了增长堆芯寿命，堆芯体积比S5W-Ⅱ反应堆大，因此，压力容器有所增高。一、二回路有15000条焊缝，由于采用新材料和新的焊接方法，焊接质量检验比较困难。蒸汽轮机尺寸较大，布置困难。一回路小直径管道采用镍基合金，运行中曾发生裂纹，因晶间腐蚀引起，后来用铬钼合金管子替换。运行中一、二回路都曾发生过因循环泵引起的泄漏问题。这些技术问题最后都得到了解决。(2)研制单位PWR-1压水堆装置由罗尔斯?罗伊斯联合有限公司研究设计，在DSMP模式堆上进行了试验研究及运行考验；维克斯造船工程公司巴罗造船厂负责PWR-1压水堆装置设备的制造与安装。(3)研制时间表1955年英国决定开始建造核潜艇。1958年英国从美国购买了S5W-Ⅱ压水堆和核燃料。1960年英国开始建造PWR-1压水堆的模式堆，即唐瑞潜艇模式堆DSMP，于第二年建成。1966年7月装备PWR-1压水堆装置的第一艘核潜艇“勇士”号服役，该堆首次投入使用。1991年10月装备PWR-1压水堆装置的第X艘核潜艇，“特拉法加”级第7艘艇服役。3.使命任务与装艇情况(1)使命任务研制PWR-1压水堆装置是为了装备英国“勇士”级攻击型核潜艇及“刚毅”级弹道导弹核潜艇，其后成为英国核潜艇通用型压水堆装置。(2)装艇情况PWR-1型压水堆装置在1962-1991年间共装备了“勇士”级、“敏捷”级和“特拉法加”级攻击型核潜艇，以及“刚毅”级弹道导弹核潜艇等四代核潜艇22艘，装堆22台。(二)系统组成PWR-1压水堆装置采用西方传统的潜艇压水堆装置热线图，包括一台反应堆，一、二回路系统，两台蒸汽轮机，单轴(见图5.5-8)。1.一回路系统PWR-1压水堆装置一回路系统包括一台反应堆、两台蒸汽发生器、4台主循环泵和一台稳压器，组成两个一回路支系统。反应堆热功率为100MW，可提供轴功率18，38MW(25000hp)。压力容器用低合金钢制成，其中含1％铬，0.5％钼，内表面堆焊不锈钢复层，壳体通过焊接连接，由圆筒形壳体和椭圆形封头组成(见图5.5-9)。堆芯采用板型燃料元件。燃料为铀锆合金，铀235富集度为40％，包壳为锡锆合金。控制棒材料为铪，可燃毒物为硼。还设置了用于事故保护的向冷却剂注人中子吸收剂系统。A型堆芯寿期可达3000h，B型堆芯为5000h，可运行7年不换核燃料。一回路系统压力14MPa，冷却剂进入反应堆人口温度265℃，出口260℃。蒸汽发生器为立式自然循环型，由传热管、管板和汽水分离器组成，一回路冷却剂在管内流过，二回路水流经管外，产生2.4MPa，250℃的饱和蒸汽，经汽水分离器分离后，湿度不超过0.25％。一回路主循环泵为可拆衬套无填封式泵。采用环形端面密封装置。为消除缝隙，避免积累放射性腐蚀产物，泵的定子和转子用特制的镍合金薄壁罩封闭。稳压器为立式圆筒形贮水容器。当反应堆以额定功率运行时，容器内2／3高度充满水。内设三组电加热器，调节饱和蒸汽压力。反应堆舱上部布置密封通道。生物屏蔽层使用了铅和聚乙烯材料。在机舱中设置反应堆中央操纵台、电力系统操纵台和汽轮机装置。2.二回路系统PWB-1压水堆装置二回路系统也有两条平行的支回路分系统。每个支回路包括汽轮机、主凝汽器、凝水泵、给水泵和循环泵，以及配有凝汽器和辅机的汽轮发电机组。两台汽轮机经两级减速器驱动一根轴。装置效率为18％，轴功率18.38MW(25000hp)。凝汽器采用了双管板结构。两台汽轮发电机组功率各为1700kW，输出频率60Hz，电压450V的三相交流电。两台应急柴油发电机功率294kW。为了减振降噪，二回路采取了浮筏机座减振(见图5.5?10)，将主汽轮机，减速齿轮箱、凝汽器和汽轮发电机组等装在一个大型机械底座上。浮筏分两型，n型为半浮筏，在高速工况时必须将浮筏锁定。它装备了“勇士”级等两级核潜艇。P2型为全浮筏，高速工况时不必锁定。它装备了以后各级核潜艇。(三)技术特点分析及述评1.保持了S5W反应堆的特点PWR-1型反应堆保持了S5W反应堆的主要技术特点，如采用板型燃料元件，高浓铀，较大的初始装载量，采用可燃毒物控制后备反应性等，因而堆的功率大，堆芯寿期长，噪声较低。但冷却剂双流程流经堆芯，对安全不利。2.采用浮筏减振，降噪效果好英国率先采用浮筏减振，降噪效果好，后来推广到美国等其他国家在核潜艇上应用。3.简化了系统和设备该型装置经过在模式堆的实验和考核，使系统设计更加合理，简化了系统和设备，如减少了堆舱远距离控制阀，减少了二回路的阀门和接头的数量，使结构简化。4.一回路管道材料性能差一回路管道采用了不锈钢管材，后来在运行中发生腐蚀裂纹，1991年曾因此使4艘弹道导弹核潜艇全部停运更换管道，“敏捷”号攻击型核潜艇也因此提前退役。九、法国K15一体化压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生法国为了保证弹道导弹核潜艇的后续力量，于1981年决定建造6艘第三代“凯旋”级弹道导弹核潜艇，后改为4艘。该级艇采用了法国“戴高乐”级核动力航空母舰的K15一体化压水堆装置。2.研制计划(1)计划内容K15一体化压水堆装置在CAS48一体化压水堆装置基础上发展。CAS48一体化压水堆装置装备了“宝石”级攻击型核潜艇。K15反应堆装置的发展目标是：①增大单堆功率至150MW；②采用浮筏等措施降低噪声；③提高安全可靠性。CAS48一体化压水堆装置于70年代初期开始发展，1983年2月首次装备“红宝石”号攻击型核潜艇并服役。法国海军于1982年开始发展计划用于“戴高乐”号核动力航空母舰的K15一体化压水堆，投资1亿法郎改建了CAP陆上模式堆，装有K15堆芯，进行试验研究。K15反应堆在设计中采用了较大的压力容器，增加了堆芯中冷却剂的流通截面，减小流动阻力，提高自然循环能力，采用浮筏减振和电力推进技术。该堆于1994年在“凯旋”号弹道导弹核潜艇上开始投入运行。(2)研制单位K15一体化压水堆装置的研制由法国原子能委员会核推进部领导，设计研究工作由萨克莱核研究中心负责，试验研究由卡达拉希核研究中心负责，建造工作由法国原子技术公司承担。(3)研制时间表1980年9月决定建造“戴高乐”级核动力航空母舰。1981年决定建造“凯旋”级弹道导弹核潜艇。1982年开始发展K15一体化压水堆，投资1亿法郎改建CAP陆上模式堆。1983年2月CAS48一体化压水堆投入运行。1986年6月“凯旋”号核潜艇开工建造。1987年11月“戴高乐”号核航母开工建造。1993年7月“凯旋”号核潜艇下水。1994年5月“戴高乐”号核航母下水。1995年装有K15堆芯的陆上模式堆支承结构发生严重裂纹。1997年3月“凯旋”号核潜艇服役。3.使命任务与装艇情况(1)使命任务K15一体化自然循环压水堆装置为装备“戴高乐”级核动力航空母舰而研制，而RY.装备了“凯旋”级弹道导弹核潜艇。(2)装艇情况K15一体化压水堆装置将装备2艘“戴高乐”级核动力航母，每舰装堆2台，4艘“凯旋”级核潜艇，每艇装堆1台，预计总装堆8台。“戴高乐”号核动力航母，已于1994年5月7日下水，2000年3月服役。“凯旋”级核潜艇4艘已开工建造。前两艘“凯旋”号和“勇猛”号已分别在1997年3月和1999年12月服役。(二)系统组成“戴高乐”级核航母采用的K15一体化压水堆装置为双堆热线图(见图5。5-11)。实际上是两套核动力装置，双轴推进，轴功率61MW(83000hp)，航速27h。“凯旋”级核潜艇采用一台K15一体化压水堆装置，相当于“戴高乐”号核航母的一套核动力装置，轴功率30.5MW(41500hP)，水下航速25h。K15反应堆热功率150MW，采用U02板状燃料组件，包壳材料为锆4合金，U235富集度约为凹％。冷却剂3流程经过堆芯，可载走更多热量。一台蒸汽发生器坐在反应堆顶盖上，成一体化布置。反应堆在不开动主泵时，可达额定功率49％，靠冷却剂自然循环工作。一回路系统有两台主循环泵，直接和压力容器相连，还有两台稳压器(见图5.5-12)。每套K15压水堆装置的二回路系统有两台主汽轮齿轮机组推动一根轴。在推进轴上还装有主电动机，它由汽轮发电机、蓄电池组或应急柴油发电机组供电。为降低噪声，二回路设备采用整体浮筏机座。“凯旋”级核潜艇采用了泵喷射推进。(三)技术特点分析及述评K15一体化自然循环压水堆装置，是沿着法国独特的技术路线发展的第三代标准化核动力装置，具有如下技术特点：1.功率大K15反应堆热功率150MW，可提供轴功率30.5MW(41500hp)，可推进排水量14335t的核潜艇，航速达25h，其功率与美国S6G压水堆相当。2.堆芯寿命长K15反应堆是CAS48反应堆的扩展型，堆芯具有25年寿期，可以和艇同寿命，不用换料。3.一体化布置该型堆采用一体化布置，体积小，重量轻，减化系统和设备，自然循环能力高达49％，对降噪和安全性有利。4.噪声低该型动力装置在中、低速航行时可不用开动主循环泵，低噪声航行采用电力推进、泵喷射推进，浮筏减振，因而噪声低，据称比美海军“俄亥俄”级核潜艇噪声还低。十、法国CAS48一体化压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生1965年11月，法国海军最高委员会决定研制第一艘攻击型核潜艇，开始称“普罗旺斯”号(SNA72)，于1972年完成初步设计，并于1973年获得通过，后改为“红宝石”号，1976年12月开工建造。该级艇采用CAS48一体化压水堆装置。为了建造该堆，首先建造了CAP陆上模式堆。2.研制计划(1)计划内容CA848一体化压水堆装置有别于以前其他国家采用的分散布置型压水堆装置，和法国自己研制的装备“威严”级弹道导弹核潜艇的PAT分散布置压水堆也不相同。它所要装备的SNA72攻击型核潜艇水下排水量只有2670t，是世界上最小的核潜艇。它的研制目标是：①体积小，重量轻；②设备系统简化；③自然循环能力高，运行安全可靠；④中、低速工况不用主泵，噪声低。为了研制第二代压水堆CAS48一体化反应堆，法国首先于1971年7月决定在卡达拉希，建造CAP一体化陆上模式堆。1974年初安装安全壳和蒸汽发生器，1974年4月开始进行非核试验。1975年11月达到临界，12月达到满功率运行。1976年初订购首艇“红宝石”号，同年12月11日开工建造。该艇于1979年7月下水后，对CAS48反应堆进行了试验，1983年2月服役。(2)研制单位CAS48一体化压水堆装置的研制工作，由法国原子能委员会核推进部领导，设计研究工作由萨克莱核研究中心负责，试验研究工作由卡达拉希核研究中心负责，建造工作由法国原子技术公司承担。(3)研制时间表1965年11月决定建造SNA72攻击型核潜艇。1971年7月决定建造CAP一体化陆上模式堆。1972年完成SNA72攻击型核潜艇初步设计。1975年12月CAP模式堆达到满功率运行。1976年12月“红宝石”号攻击型核潜艇开工建造。1983年2月“红宝石”号攻击型核潜艇服役。1993年7月“宝石”级攻击型核