船舶动力装置概论第十六次课(第五章).ppt

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,2,1986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

2、为3）的二氧化铀作燃料，沸腾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

3、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,第五章 船舶核动力装置,5.2核反应堆,8,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,10,5.3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,12,二、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

4、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,14,1、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,15,2、压力安全系统,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

5、,16,2、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,17,2、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

6、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,18,3、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，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

7、回路装置余热。,第五章 船舶核动力装置,19,5、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)内的压力和温度。,5.3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。,第五章 船舶核动力装

8、置,20,2、反应堆冷却剂系统的三种布置方式,5.3核动力装置,第五章 船舶核动力装置,21,日本“陆奥”号 各主要设备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,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,日本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,5.3核动力装置,第五章 船舶核动力装置,22,三、二回路系统的组成,5.3核动力装置,第五章 船舶核动力装置,23,（一

9、）蒸汽系统的组成及功能,5.3核动力装置,第五章 船舶核动力装置,24,1、蒸汽系统的设计要求,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； 管道材料与蒸汽参数相适应； 管道支撑能防振动、防摇摆并满足热补偿要求。,5.3核动力装置,第五章 船舶核动力装置,5.4核安全,25,一、船用条件对核动力装置的要求,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

10、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。,第五章 船舶核动力装置,5.4核安全,26,1、舰船运动的类型数据,水面舰船甲板倾斜度,水面非军用船加速度,第五章 船舶核动力装置,5.4核安全,27,2、航行远离基地、码头，维修、补给困难。,核潜艇在船坞内维修,第五章 船舶核动力装置,5.4核安全,28,3、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。,第五章 船舶核动力装置,5.4核安全,29,4、海上事故,2006年11月21日上午，日本潜艇“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

11、，没有造成人员伤亡。,潜艇后纵舵变形,事件经过,第五章 船舶核动力装置,5.4核安全,30,2007年1月9日，日本川崎汽船公司的“最上川”号大型油轮和美国“纽波特纽斯”号核动力潜艇在阿拉伯海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。,第五章 船舶核动力装置,5.4核安全,31,2000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 反应堆处于安全关闭状态，没有造成核泄漏,第五章 船舶核动力装置,5.4核安全,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）

12、，均为沸水堆。2011年3月12日受地震影响，福岛第一核电站的放射性物质泄漏到外部。,第五章 船舶核动力装置,5.4核安全,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。 正常条件下，对人员的放射性辐照低于法定水平； 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,第五章 船舶核动力装置,34,C高放射性废物：乏燃料,（一）三类核废物,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。,5.

13、4核安全,第五章 船舶核动力装置,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。,5.4核安全,第五章 船舶核动力装置,5.4核安全,36,（二）辐射防护措施,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

14、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。,第五章 船舶核动力装置,37,在放射性物质(裂变产物)和环境之间设置了四道屏障,只要其中有一道屏障是完整的,就不会发生放射性物质外泄的事故。,第一道屏障-燃料芯块 第二道屏障-燃料包壳 第三道屏障-压力边界 第四道屏障-安全壳,5.4核安全,（三）四道屏障,第五章 船舶核动力装置,38,第一道屏障-燃料芯块,核裂变产生的放射性物质98以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中,不会释放出来 。,第二道屏障-燃料包壳燃料芯块密封在锆合金包壳内，防止放射性物质进入一回路水中。,5.4核安全,第五章 船舶核动力装置,39,第三道屏障-压力边界由核燃料构成的堆芯封闭在壁厚20厘米的钢质压力容器内，压力容器和整个一回路都是耐高压的，放射性物质不会漏到