核动力装置
4．核动力装置
考查要点：
一、核动力装置的特点及主要技术指标
1. 要求考生了解核动力装置的特点；
2. 要求考生理解核动力装置的船用条件；
3. 要求考生了解船用核动力装置的主要技术指标的含义。
二、一回路系统原理
1. 要求考生了解一回路系统的主要任务；
2. 要求考生掌握反应堆冷却剂系统、压力安全系统、水质控制系统、辅助水系统、工程安全设施的功能、基本组成和运行原理；
3. 要求考生掌握放射性废物的来源、废物分类和废物处理原则。
三、二回路系统原理
1. 要求考生了解二回路系统的主要任务；
2. 要求考生掌握蒸汽系统、蒸汽排放系统、凝水-给水系统、循环水系统、润滑油系统、造水系统的功能、基本组成和运行原理。
四、水质监督和水处理
1. 要求考生了解常用的水质指标及其意义；
2. 要求考生了解金属腐蚀的基本理论；
3. 要求考生了解压水堆核动力装置的腐蚀特点。
五、核动力装置循环热力分析
1. 要求考生了解压水堆核动力装置热力循环基本形式及循环效率计算公式；
2. 要求考生了解蒸汽初、终参数对循环效率的影响；
3. 要求考生了解废汽回热循环与抽汽回热循环的特点；
4. 要求考生掌握核动力装置能量平衡计算方法。
考试题型：简述题（120分）；计算题（30分）
笔试考查要点：
一、核动力装置的特点及主要技术指标
1．核动力装置的含义、组成及特点
2．核动力装置的船用条件、主要技术指标
二、反应堆及一回路系统
1．反应堆冷却剂系统的组成、功能、布置形式及其特点
2．压力波动的原因，压力控制与超压保护的方式
3．水质控制系统的功能及特点
4．辅助水系统的功能及特点
5．工程安全设施的功能及特点
6．放射性废物处理的基本原则
三、二回路系统
1．蒸汽系统的设计要求、布置形式及其特点
2．蒸汽排放系统的功能及特点
3．凝水-给水系统的功能及设计要求
4．给水除氧的原理、热力除氧的基本原则
5．循环水冷却系统的功能，自流式、泵流式循环冷却水系统的特点6．润滑系统的功能、设计要求
7．海水淡化的方式，蒸发法造水的工作原理，造水比的表达式
四、水质监督和水处理
1．金属腐蚀的类型和机理
2．压水堆核动力装置的腐蚀特点
五、核动力装置热力分析
1、压水堆核动力装置的热力循环，蒸汽初、终参数对循环效率的影响2．废汽回热循环与抽汽回热循环
3．核动力装置的能量平衡计算方法
4．火用的概念，火用分析方法，核动力装置火用分析
六、核动力装置运行与控制
1．核动力装置运行工况
2．核动力装置运行方案
3．核动力装置的启动、功率运行和停堆。
船舶核动力装置
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《核动力装置》
b.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。
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《核动力装置》
c.安全性设计原则
增大下潜深度，利用海洋背景提高隐蔽性
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《核动力装置》
c.“东芝事件”的背后
20世纪80年代初，日本东芝机械公司背着巴黎统筹委员会，向前苏联 出售了4台高精密的加工船用螺旋桨的数控机床
前苏联使用这种铣床加工出高质量、低噪音的大型船用螺旋桨，将新 型核潜艇的噪音大幅下降，致使美国的一艘核潜艇于1986 年10月在 直布罗陀附近海域跟踪前苏联核潜艇时与其发生了相撞事件
装置总效率
定义为装置输出总能量与反应堆输出热功率的比值，即
npp
Ne Nap QR
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《核动力装置》
（4）重量尺寸
装置干重 装置的机械、设备和管系的重量
装置湿重 装置干重 + 装置运行所必需的水和 油的重量
装置贮备重量 液体的贮备重量消耗材料的重量和 贮备仪器重量
装置总重= 装置湿重 + 装置贮备重量
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《核动力装置》
1.船用条件
（5）船内舱室空间有限
—— 要求动力装置结构紧凑、占用空间较小
（6）船上、港口人员密集
—— 辐射防护要求高
（7）海洋气候潮湿,空气中含有盐分
—— 设备应具有抗腐蚀性能
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《核动力装置》
核动力发动机的原理
核动力发动机的原理核动力发动机是一种利用核反应产生能量驱动发动机运转的装置。
核动力发动机采用核能作为燃料，利用核反应链反应堆释放的巨大能量来驱动涡轮机转动，进而产生推力或轴功。
核动力发动机通常用于航天器、核潜艇和核航母等大型复杂装置中。
核动力发动机的工作原理主要包括以下几个方面：1. 核反应链反应堆：核动力发动机的核心装置是核反应堆，其中包含了大量的核燃料。
核燃料一般采用铀、钚等物质，通过核裂变或核聚变反应来释放能量。
核反应链反应堆采用连锁反应的方式，将释放的能量传递给工质（如水或气体）。
2. 热交换器：核反应堆释放的能量被传递给工质后，通过热交换器进行热传导。
热交换器的作用是将工质中的热能转化为动能。
热交换器一般分为两个部分：辐射热交换器和对流热交换器。
辐射热交换器通过热辐射的方式将能量转让给工质，而对流热交换器则利用工质的流动来加快热传导。
3. 涡轮机：核动力发动机中使用的涡轮机一般采用涡轮增压机和涡轮发电机。
涡轮增压机通过从燃料中吸收能量来增加系统内部的压力，从而提高发动机的效能。
涡轮发电机则利用涡轮转动的动能来发电，为电动系统供电。
4. 推力或轴功：核动力发动机的最终目的是产生推力或轴功。
在航天器中，核动力发动机通过喷射高速高温的气流来产生推力，从而驱动飞行器运动。
在核潜艇或核航母中，核动力发动机通过转动轴功装置来驱动船体前进。
核动力发动机的优势在于其能量密度极高，相比传统燃油发动机，核动力发动机能够以极小的体积产生巨大的能量输出。
此外，核动力发动机的工作过程不产生污染物和温室气体，对环境的影响也较小。
尽管核动力发动机具有很多优点，但也存在一些问题，如核安全问题和辐射污染问题需要高度的安全防护和管理。
总之，核动力发动机是一种利用核能驱动装置运转的发动机，通过核反应链反应堆释放核能，通过热交换器将热能转化为动能，通过涡轮机产生推力或轴功。
核动力发动机具有高能量密度、无污染等优点，但也面临核安全和辐射污染等挑战。
ASME第3卷 核动力装置设备 简介解析
B&PVC 《锅炉压力容器规范》 ASME OM 《核电厂运行和维修规范》 ASME AG-1 《核级空气和气体处理系统设计 规范》 ASME NOG-1 《高架吊车建造规则》 ASME NQA-1 《核设施质量保证大纲要求》 ASME NUM-1 《悬臂或升降吊车建造规则》 ASME N278.1 《自动和电动安全相关阀门功 能规范标准》 ASME N509 《核电厂空气净化设备和部件》 ASME N510 《核气处理系统试验》
▲NCA 1000章 第Ⅲ卷的范围：该章说明了 ASME规范第Ⅲ卷的性质、适用的设备、限制范 围以及产品和安装的一般要求和定义。 2000章 设备的分级：该章说明了设备 的分级规则、规范级别的选用、设备的设计基 础以及用于ASME规范各级产品的特殊要求。
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▲NCA
▲NCA3000章
责任和义务：该章说明了规范责 任和法律责任、用户的责任、第一册产品设计 者的定义和责任、第二册N证书持有者的定义 和责任、第一册N证书持有者的定义和责任、 金属材料制造厂和材料供应者的质量体系大纲 以及非金属材料制造者和原料供应者的质量体 系大纲。 ▲NCA 4000章 质量保证 ▲NCA 5000章 授权检验：该章规定了对授权 检验机构的检验工作的各项要求。 ▲NCA 8000章 授权证书、铭牌、印记和报告 ▲NCA 9000章 术语汇编
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ASME-III
中各分卷的NX2000章是使用材料的基 础, 起指导作用, 不同级别设备用材的不同要求 分别在各分卷的2000章中给出。 ASME -II 是选用材料的具体质量指标, 但进行哪 些项目检验及验收标准，由ASME III规定。 核一级材料的设计应力强度要比二三级的许用 应力高，决定了核一级的材料要求要远高于二、 三级,同时, 二级材料要求高于三级。主要反应 在性能指标、试验验证和质保要求三方面。
核动力航母发动机原理
核动力航母发动机原理
核动力航母发动机是一种使用核能作为能源的航空动力装置。
其原理是利用核裂变产生的热能，将其转化为机械能，驱动飞机的推进器。
核动力航母发动机由核反应堆、蒸汽发生器、蒸汽轮机以及推进器组成。
核反应堆是核动力发动机的核心部分，其中使用铀或钚等核燃料进行核裂变反应，释放出大量的热能。
这些热能被传导到蒸汽发生器中，使水转化为高温高压的蒸汽。
蒸汽轮机是核动力航母发动机的主要能源转换装置。
高温高压的蒸汽通过蒸汽管道进入蒸汽轮机，推动轮盘的转动。
蒸汽轮机通过与发电机相连，产生电能供给各个舰载设备使用，同时也驱动航母的推进器。
推进器是核动力航母发动机的输出装置，其主要作用是将发动机产生的推力转化为船舶的推进力。
推进器通常采用喷气式推进器，利用废气喷出口产生的反冲力来推动航母前进。
与传统燃油动力航母相比，核动力航母发动机具有更高的功率输出和更长的续航能力，能在不加注燃料的情况下持续驱动航母运行数年。
此外，核动力航母也具有更低的污染排放，对环境的影响更小。
然而，核动力航母发动机也存在一些挑战和问题。
首先，核动力航母的建造和维护成本较高，核设施的安全风险也需要严格管理。
其次，核反应堆的体积和重量较大，需要船只具备足够
的承载能力。
另外，核动力航母发动机的核燃料供应也是一个重要的挑战，需要确保长期稳定的核燃料供应。
综上所述，核动力航母发动机利用核裂变产生的热能驱动航母运行，具有更高的功率输出和更长的续航能力。
然而，核动力航母也面临着建造和维护成本高、核设施安全管理以及核燃料供应等挑战。
船舶核动力装置
美国核动力航空母舰
总结词
美国是全球最大的核动力航空母舰拥有国，这些航母具备强大的作战能力和长期续航能 力。
详细描述
美国拥有多艘核动力航空母舰，这些航母采用核反应堆技术，为航母提供几乎无限的航 程和长期稳定的动力。核动力航空母舰具备强大的舰载机起降能力和作战能力，是美国 海军的重要战略资产。这些航母在多次军事行动中发挥了关键作用，包括打击恐怖主义、
该系统包括了核燃料组件、燃料存储设施、燃料处理设备和废物处理设施等部分。
核燃料循环系统的设计需考虑核燃料的经济性、安全性和环保要求。
冷却系统
冷却系统负责将反应堆产生的 热量带走并排放到环境中，以 维持反应堆的正常运行温度。
冷却系统通常采用液态金属、 水或气体等作为冷却剂，将热 量传递到散热器或冷凝器中排 放。
安全风险
核能技术虽然相对成熟，但仍存在一定的安全风险，如核事故、辐射 泄漏等，需要采取严格的安全措施来确保人员和环境的安全。
风险与挑战
技术成熟度与可靠性
船舶核动力装置技术需要经过长时间的实际运行验证，以 确保其成熟度和可靠性。
国际合作与互操作性问题
由于涉及核能技术，船舶核动力装置的国际合作和互操作 性成为一个重要问题，需要各国政府和国际组织之间的合 作与协调。
核动力装置能够提供持续、稳定的能 源输出，与传统的柴油或燃气发动机 相比，能源利用效率更高。
长续航能力
由于核燃料能量密度高，船舶核动力 装置能够提供较长的续航里程，减少 补给次数。
减少对化石燃料的依赖
船舶核动力装置可以大幅减少对石油、 天然气等化石燃料的依赖，从而降低 温室气体排放。
环保性
核动力装置产生的废物量相对较少， 且长期来看，核废料的处理和处置问 题得到妥善解决后，船舶核动力装置 的环境友好性将更加明显。
船舶动力装置概述
一、船舶动力装置的组成现在的船舶动力装置主要由推进装置、辅助装置、管路系统、甲板机械、防污染设备和自动化设备等六部分组成。
1．推进装置推进装置是指发出一定功率、经传动设备和轴系带动螺旋桨，推动船舶并保证一定航速航行的设备。
它是船舶动力装置中最重要的组成部分，包括：（1）主机。
主机是指提供推动船舶航行动力的机械。
如柴油机、汽轮机、燃气轮机等。
（2）传动设备。
传动设备的功用是隔开或接通主机传递给传动轴和推进器的功率；同时还可使后者达到减速、反向或减振的目的。
其设备包括离合器、减速齿轮箱和联轴器等。
（3）轴系。
轴系是用来将主机的功率传递给推进器。
它包括传动轴、轴承和密封件等。
（4）推进器。
推进器是能量转换设备，它是将主机发出的能量转换成船舶推力的设备。
它包括螺旋桨、喷水推进器、电磁推进器等。
2．辅助装置辅助装置是指提供除推进船舶运动所需能量以外，用以保证船舶航行和生活需要的其他各种能量的设备。
主要包括：（1）船舶电站。
（2）辅锅炉装置。
（3）压缩空气系统。
3．管路系统管路系统是用来连接各种机械设备，并输送相关流体的管系。
由各种阀件、管路、泵、滤器、热交换器等组成，它包括：（1）动力系统。
为推进装置和辅助装置服务的管路系统。
主要包括燃油系统、滑油系统、海淡水冷却系统、蒸汽系统和压缩空气系统等。
（2）辅助系统。
为船舶平衡、稳性、人员生活和安全服务的管路系统。
主要包括压载系统、舱底水系统、消防系统、日用海/淡水系统、通风系统、空调系统和冷藏系统等。
4．甲板机械为保证船舶航向、停泊、装卸货物所设置的机械设备。
它主要包括：舵机、锚机、绞缆机、起货机、开/管舱盖机械、吊艇机及舷梯升降机等。
5．防污染设备用来处理船上的含油污水、生活污水、油泥及各种垃圾的设备。
它包括油水分离装置（附设有排油监控设备）、生活污水处理装置及焚烧炉等。
6．自动化设备为改善船员工作条件、减轻劳动强度和维护工作量、提高工作效率以及减少人为操作失误所设置的设备。
核动力装置要点,考点
驱动压头下降段中由单相水产生的提升压降负值与上升段汽水混合物单相的提升压降正值的代数和。
临界流动 任意流动系统的放空速率取决于流体从出口或破口流出的速率即质量流量。当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的影响时这种流动就称为临界流。
12对于单相流确定某一截面发生临界流的两个等价条件是什么 答临界截面的流速等于声速 临界截面的上游流动不受下游压力下降的影响
13什么叫均匀流模型其基本假设有哪些分离流模型基本假设有哪些 答均匀流模型也叫“摩擦系数”模型或“雾状流”模型它是把两相流看作是一个具有从每一相物性导出的平均物性的假想单相流。 其基本假设为汽相和液相的流速相等 两相间处于热力学平衡状态 使用合理确定的单相摩擦系数。 分离流模型基本假设汽相和液相的流速各自保持不变但是不相等 两相间处于热力学平衡状态
19什么是自然循环影响自然循环能力的因素有哪些 答自然循环是指在闭合回路内依靠热段向上流和冷段向下流中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。 由于自然循环的建立是依靠驱动压头克服了回路内上升段和下降段的压降而产生的如果驱动压头不足以克服上述压降自然循环就会停止因此自然循环主要与上升段和下降段的摩擦压降和局部压降相关还与上升段和下降段之间流体的密度差相关另外自然循环必须是在一个流体连续流动的回路中进行中间不能出现隔断。
4简述反应堆内热量的来源及分布。 答裂变碎片动能热量分布与燃料元件内种子通量分布基本相同 裂变中子动能热量的分布取决于它的平均自由程 瞬发γ射线与裂变产物衰变的γ射线的能量分布与堆的具体设计有关 裂变产物的β射线能大部分在燃料元件内转化成热能 过剩中子引起的非裂变反应加上nγ反应产物的β衰变和γ衰变能在堆内各处分布。
核动力装置的设备
蒸汽发生器 稳压器
压水堆本体结构主要由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒驱动机构等部件组成 。
堆芯是进行链式核裂变反应的区域。压力容器是放置堆芯及堆内构件、防止放射性物质外逸的承压设备。冷 却剂由反应堆压力容器进口接管进入，沿压力容器内侧向下，在吊篮底部向上通过流量分配装置，然后继续向上 进入堆芯，将燃料棒释出的热量导出，被加热的反应堆冷却剂经吊篮出口、反应堆压力容器出口接管流出。
核动力装置的设备
使核反应堆产生动力的设备
目录
01 反应堆冷却剂系统 （一回路）设备
02 二回路系统设备
核动力装置的设备是指使核反应堆产生动力的设备，如核蒸汽供应系统和核电站汽轮机等，以及为保证设备 正常运行、人员健康和安全所需要
反应堆本体结构 反应堆冷却剂泵
冷却剂泵又称为主泵，它的作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的强迫循环流量通过堆芯，把反 应堆产生的热量送至蒸汽发生器。分为2大类：屏蔽电机泵和轴封泵。
蒸汽发生器是压水堆一回路、二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的给水，产生 蒸汽推动汽轮机做功。按照二回路工质在蒸汽发生器流动方式，可分为自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环） 蒸汽发生器；按传热管形状，可分为U形管，直管、螺旋管等。在压水堆中以U形管自然循环蒸汽发生器应用最为 广泛。
下图为大亚湾核电站汽轮机组。
谢谢观看
稳压器基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂系统在反应堆内发生容积沸腾。稳压器在电厂 稳态运行时，将一回路维持在恒定压力下；在瞬态时，将压力变化限制在允许值内；在事故时，防止一回路系统 超压，维护一回路完整性。
二回路系统设备
二回路系统主要功能是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮机发电机组做功，同时也提供蒸汽，为电站其他 辅助设备使用。做完功的蒸汽在冷凝器中凝结成水，由凝结水系统将水打入蒸汽发生器。主要由蒸汽轮机、发电 机、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、中间气水分离再热器，和相应的仪表、阀 门、管道等设备组成 。
核动力装置热工水力
核动力装置热工水力核动力装置的热工学水力是研究核动力装置的热工机理和水力学过程的重要基础，几乎涵盖了核动力装置的设计、运行、改造、安全分析和生态效益评估等领域。
表面热传导、对流和辐射运动，内部结构和液体循环，核动力装置的水动力效应，其水力学特性，热能及特征参数的计算，热机械系统的运行及控制模型，热能分配及外界干扰等，一直是核动力装置热力学研究的焦点和重点。
核动力装置的热工水力是核动力装置的基本学科。
研究的重点是热能传递，以及表面和内部元件的温度场和水力学组成。
热工水力主要是研究用于热机械系统装置的热能传送、传输、转动和储存过程和机理，以及热机械系统装置的水动力学特性。
核动力装置的热工水力包括温度场的计算、流体动力学和热力学模型、传热机理和与火力机械系统相关的内部流等。
核动力装置的热工水力研究的主要内容包括：传热机理的发展、液体的内部流动、平衡传热介质的热特性、温度场的模拟、温度场渗流的研究、表面热传导和流体动力学的分析、湍流传热的化学和物理效应的分析、复杂流动的研究、非稳态热传导机理的研究、结构变形与涡流传热的影响、冷却剂流动特性的研究、热喷射特性的研究等。
核动力装置的热工水力和热工学水力实验，是研究、设计、评估核动力装置的重要手段，运用功能分析方法，通过热工水力模型的实验，对核动力装置的内外结构设计进行深入研究，分析多种物理场和流体动力学特性，进而提高管道传热传质效率，提高核动力装置的安全可靠性和经济性，保证生态环境安全。
因此，核动力装置的热工水力是核动力装置设计、运行、改造、安全分析和生态效益评估技术领域中不可或缺的一员，它是实现核动力装置质量优化、运行可控性和可靠性提高的关键技术手段。
综上所述，核动力装置的热工水力的研究具有重要的意义，它不仅可以从理论和实验室的角度，分析和研究各种工况下核动力装置的特性，而且可以提供贴切的技术支持，为核动力装置的设计、安全运行和质量提升提供重要的理论依据，因此，热工水力的研究必将成为核动力装置发展的重要内容。
核动力装置
核动力装置自从1953年6月，美国第一艘核潜艇的S1W陆上模式堆达到满功率运行以来，潜艇反应堆装置已经过40多年的发展，在各核大国得到广泛应用，积累了丰富的设计、建造与使用经验，技术水平得到了迅速的发展。
目前，美、俄、英、法四国共有155艘核潜艇在役，装备了193台反应堆装置，均为压水堆装置。
前苏联曾发展过液态金属反应堆装置，并装备“阿尔法”级潜艇，但现已全部退役。
压水堆技术十分成熟，深得各国海军的信任。
美国从1948年开始研究潜艇核动力技术，起步最早，技术水平最先进。
至今，已生产250台以上的舰艇堆。
目前，有75艘核潜艇在役，装备了75台反应堆。
美国的潜艇堆，共有三大系列。
SC系列曾有S2C反应堆装艇，现已退役。
SG系列有S2G、S4G、S5G、S6G、S8C.及S9G反应堆装艇，其中，S2G、S4G反应堆已退役。
SW系列有S2W、S3W、S4W、S5W、S6W反应堆装艇。
其中，SSW、S6W 反应堆在役美国发展潜艇堆，采取多试少制，标准化推广的政策。
40多年来共发展了12型潜艇堆，只推广了3型，还有2型仍在发展中。
美国发展新型潜艇堆，注重技术可行性和装置的可靠性，先后建造了7台模式堆，在取得实际经验后再建造艇用堆。
注重反应堆技术的基础研究，尤其强调发展新材料和新概念堆芯，包括轻水增殖堆芯，以及重视对失水事故等核安全技术的研究。
美国潜艇堆单堆功率增长迅速，由60MW增至250MW，堆芯寿命长，由最初的2年增至现在的30年，在整个服役期内堆芯不换料，可以与艇同寿命。
一回路自然循环能力高，动力装置噪声低，操作简单，维修方便，造价昂贵。
前苏联从20世纪50年代初期开始发展潜艇堆，虽然起步比美国稍晚，但发展速度很快。
由于建造核潜艇数量多，而且80％的核潜艇都配置两台反应堆，所以建造反应堆的数量最多。
俄罗斯现有54艘核潜艇在役，装备了94台反应堆。
前苏联和俄罗斯发展的潜艇堆有压水堆和液态金属堆。
压水堆装置的发展和西方有很大不同，主要是以核动力破冰船反应堆为母型发展了三代潜艇堆，装备了241艘核潜艇，装艇445台压水堆。