船舶核动力装置运行与控制 核动力装置
哈工程吐血整理版船舶核动力装置,核动力设备,电厂汽轮机
第二章 1.主冷却剂系统有何功用？1 正常运行时传热，使二回路工质变为蒸汽 2 停堆时排出余热 3 事故
时应急冷却 4 提供承压边界。组成：一般为包括驱动机构包壳在内的反应堆压力容器、蒸汽发生器一回路 测、主泵、稳压器以及各种阀门管系。 2.反应堆冷却剂系统设计要求：1 保证堆芯充分冷却-有足够的流量 2 应有一定的自然循环能力-作战、安全 性 3 主泵应有一定的惯性 4 一台主泵失效不能导致系统失效 5 满足适航性要求 6 满足承压边界完整性要求 7 系统双重设置。 3.蒸汽发生器有哪两种类型？各有什么特点？1 自然循环①只产生饱和蒸汽②二次侧水依靠密度差自然循 环③二次侧保持一定水位，有利于安全④要不断排污，水质要求高⑤运行特性：一次侧冷却剂平均温度恒 定，二次侧蒸汽压力随符合增加而降低；2 直流式①传热管形式多样②循环效率为 1③给水供应要非常可
在反应堆启动时按反应堆冷却剂系统升温升压的要求稳压器提供部分热源并控制系统压力按预定的程序提高到额定工作压力在反应堆正常停堆时按反应堆冷却剂系统降温降压的要求控制系统压力按预定的程序提高到额定工作压力在反应堆临时停堆时维持一回路压力压力安全系统按设计要求储存有一定量的水用来补偿设备管道和阀门的密封或接头处的泄露损失在反应堆启动和停堆以前及稳态功率运行时可用稳压器去除反应堆冷却剂系统的裂变气体及其他有害气体
船舶核动力装置 第一章 1.核能特点：1）核燃料具有极高的能量密度；
2）核裂变反应不需要氧气； 3）核裂变反应会
产生大量的放射性物质； 4）核动力装置具有潜在的危险性； 5）需要采取严格的辐射防护措施； 6）运 行管理要求很高。 2.核能用作船舶动力具有哪些优越性? 1）燃料重量占全船载重量的比例较小; 2）提供较大的续航力和推进 功率; 3）提高潜艇的隐蔽性； 3.船舶轴输出功率与排水量、航速之间的关系：Ne=D2/3vs3/c kw 其中 Ne-推进器功率，vs-航速，D-排水量 c-海军部系数。 4.核动力装置的安全设计原则：多道屏蔽，纵深防御。多道屏蔽：燃料元件包壳、一回路系统和承压边界、 安全壳。纵深防御：1 第一级安全防御主要考虑对事故的预防 2 第二级放置运行中出现偏差而发展成事故 3 第三极是限制事故引起的放射性后果。 5.装置可靠性如何定义：指装置在规定的时间内，在规定的使用条件下能完成规定功能的能力。它表示系 统、机器、设备等的工作和性能的时间稳定性强度。 6.什么是装置的生命力：在战斗破损或事故破损时，动力装置能够保证或者可能恢复其功能的能力，是舰 船总生命力的重要组成部分。提高装置生命力的措施有哪些：①主动分组布置②应急储备③考虑互换性好 的设备仪表④主要设备单独供电、设置应急供电系统⑤主要消耗品分散布置⑥具有破损报警及隔离装置。 7.提高船用核动力装置隐蔽性的措施有哪些？ 影响隐蔽性的因素主要有噪声和放射性。 消除或降低噪声的主要措施有： （1）提高反应堆的自然循环能力，低速工况下主泵不需要运行，可消除其 运行噪声； （2）采用全电力推进，取消齿轮减速器，彻底消除齿轮减速器产生的噪声。 （3）改进螺旋桨设 计，提高其加工精度，或者采用新型推进器，减少推进器的运行噪声。 （4）在结构上使动力机械与船体分 离，采用弹性减震机座和其他减震，消音措施，减少或消除通过船体传出的辐射噪声。控制放射性的主要 措施是:提高放射性废物的处理水平，控制排放，加强屏蔽。 8.船用核动力装置技术的发展趋势有哪些方面？ （1）提高安全性与可靠性； （2）增长堆芯寿命； （3）增 强反应堆的自然循环能力； （4）减震降噪； 9.船用核动力装置各项技术经济指标：安全性、装置功率、经济性、重要尺寸、可靠性、机动性、生命力、 适航性、隐蔽性 10.船舶核动力装置的船用条件：1）必须具备在一定的摇摆，冲击和振动条件下稳定可靠运行的能力；2） 应该有可靠，完善的安全措施，在舰船发生意外和遭受攻击的情况下防止放射性物质扩散而引发核污染事 故； 3）由于船舶机动性的特点，核动力装置运行工况改变频繁，功率变化幅度大，而且工作人员活动场 所小，运行条件恶劣，运行管理难度大；4）应该具有良好的可靠性和较强的生命力；5）核动力装置必须 重量轻，体积小，布置紧凑； （6）核动力装置必须有良好的放射性防护措施；7）核动力系统和设备必须 有良好的抗腐蚀性能。
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》
核动力发动机工作原理
核动力发动机工作原理
核动力发动机是一种利用核能产生的热能驱动飞行器或者船只运行的动力装置。
它的工作原理主要是利用核裂变或核聚变反应释放出的能量来加热工质，然后利用工质的膨胀驱动涡轮机或者喷气发动机来产生推力或者动力。
首先，核动力发动机利用核裂变或核聚变反应释放出的能量。
核裂变是指重核
裂变成两个或更多的轻核，同时释放出大量的能量。
而核聚变是指轻核融合成更重的核，同样也会释放出巨大的能量。
这些能量主要以热能的形式传递给工质，使工质的温度急剧升高。
其次，加热后的工质会被喷入涡轮机或者喷气发动机中。
在涡轮机中，高温高
压的工质会使涡轮机的叶片旋转，从而驱动飞机或船只前进。
在喷气发动机中，加热后的工质会被释放到喷气管中，产生高速喷射的气流，从而产生推力。
最后，核动力发动机的工作原理是利用核能产生的热能来驱动飞行器或者船只
运行。
它的优点是能源密度高，可以提供长时间的持续动力，适用于长途航行或者飞行任务。
但是也存在着核辐射、安全性、环境污染等方面的问题，需要严格的安全控制和监管。
总的来说，核动力发动机的工作原理是利用核能产生的热能来驱动飞行器或者
船只运行。
它的应用范围广泛，但是也需要严格的安全控制和监管。
希望未来能够有更多的技术突破，使核动力发动机能够更加安全、高效地应用于航空航天和航海领域。
船舶动力装置概论
00第一章1.船舶动力装置的定义及其组成：指将燃料化学能转化成热能，机械能使船舶产生推进力保证船舶航行和提供能量消费的全部机械，设备和系统的总合体。
1推进装置；主机，传动设备，推进器2辅助装置；发电副机组，辅助锅炉装置，压缩空气系统3机舱自动化系统4传播系统。
4.动力装置运行性能指标主要包括那几个方面？1机动性2可靠性3隐蔽性4遥控和机舱自动化5生命力5.船舶动力装置的优缺点：汽轮机，燃气轮机，联合动力循环，核动力装置。
汽轮机：优点，汽轮机的转子在高温高压高速度流动的撑起作用下连续工作，转速较高，而且可采用高压、低压几级汽轮机，因此单机功率很大。
汽轮机叶轮转速稳定，没有周期性作用力，因此汽轮机组振动噪声小。
汽轮机工作时只是转子轴承处有摩擦阻力。
可使用劣质燃油，滑油耗率也低。
缺点：汽轮机动力装置由于装备锅炉、冷凝器以及辅机和设备，故动力装置比较复杂、装置重量尺寸大。
燃料消耗量大，装置效率低。
机动性差。
燃气轮机：优点：单位功率重量尺寸小，机组效率较大。
良好的机动性能。
缺点：主机本身不能自行反转，可反转的机组其结构也较复杂，一般需设置专用的倒车设备。
由于燃气的高温，叶片使用的合金钢材料价格昂贵，工作可靠性差，寿命短。
燃气轮机耗油率比柴油机高，现已接近高速柴油机水平。
由于燃气轮机工作时空气流量大，所以排气管道尺寸较大，给机舱布置带来困难，甲板上较大的管道通过切口，影响船体强度。
联合动力装置：优点：在保证足够大功率的情况下，洞里装置尺寸重量小。
操纵方便，备车迅速，紧急情况下可用燃气轮机立即开车。
自巡航到全速工况加速迅速。
两机组共用一个减速齿轮箱，具有多机组并车的可靠性。
缺点：舰上和基地需准备两种机型的备件。
核动力装置：优点：极高的能量密度。
不消耗空气而获得热能，这可使潜艇长期在水下航行，隐蔽性能大大提高。
缺点：核动力装置的重量尺寸较大。
操纵管理监测系统比较复杂。
核动力装置造价昂贵。
第三章1.燃气轮机装置的定义：一种将燃料的化学能转换成热能，继而再转变成机械功的回转式热机装置。
船舶核动力装置运行与控制_核动力装置
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整理课件
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停闭过程
消温差
消汽腔 降温降压
保温保压
投入余热 排出系统
关闭蒸汽 隔离阀
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关闭蒸汽 隔离阀
降温降压
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降功率 降负荷 停止主机
停止辅机
停堆 二回路耗汽
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反应堆冷停闭
反应堆冷停闭是指反应堆从一定功率运行水平停闭并冷却 到常温状态的过程，主要是为了满足装置设备检修、更换 燃料或长期休整的需要。
从核动力装置运行的安全性考虑，对参数的变化范围和变 化速率必须加以限定。
某些关键参数的变化可能会危及到运行安全，核动力装置 中的安全和保护系统将迅速投入，预防事故的发生或减轻 事故的后果。
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1.运行限值和条件
安全限值 ➢ 指过程变量（如功率、温度、压力、放射性物质排放等）
直接运行人员必须熟知运行限值和条件内容，并严格遵守。 在核动力装置运行寿期内，可根据技术发展的情况对运行
限值作复审，需要改进修订时，必须按文件修订程序进行 审批与认可。 军用核动力装置还有战时运行限值和条件。
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定期试验
目的：确认在运行期间对核动力装置设备与系统的完好性 对象：反应堆及其辅助设备、汽轮机发电机组、专设安全
动。
堆芯处于寿期末，堆内后备反应性不足以抵消碘坑深度，即使 控制棒全部提起也不能使反应堆达到临界，只有待最大碘坑过 后再启动反应堆。
在最大碘坑下启动时，为消除氙毒的影响，控制棒移动的幅度 大而且较频繁，所以应尽量避免在这样的情况下启动反应堆。
在消毒阶段启堆。 Xe浓度逐渐下降，相当于向堆芯引入正反应性，即使控制棒不
船舶核动力与核燃料技术
供动力。
船舶推进系统
包括螺旋桨、减速齿轮 箱等，将汽轮机的动力 传递给船舶，推动其前
进。
优缺点及应用前景
优点
核燃料能量密度高，续航能力强 ；不依赖空气推进，隐蔽性好； 减少了对石油等化石燃料的依赖
。
缺点
技术复杂，建设和维护成本高； 存在核辐射和核泄漏等安全风险
钚燃料
通过核反应堆中的核反应 产生，具有高放射性和裂 变潜能。
钍燃料
一种潜在的核燃料，具有 丰富的资源和较好的核性 能。
核燃料循环过程
铀矿开采与选矿
从铀矿石中提取铀的过程，包 括开采、破碎、浸出和提取等
步骤。
燃料制造
将提取的铀或钚加工成核反应 堆所需的燃料元件，如燃料棒 、燃料球等。
燃料后处理
对核反应堆使用过的燃料进行 化学处理，回收未燃尽的铀和 钚，并减少废物体积和放射性 。
废物处置
对放射性废物进行安全处理和 最终处置，以防止对环境和人
类健康造成危害。
放射性废物处理与处置
废物分类
废物处理
根据放射性废物的来源、性质和危害程度 进行分类，如高放废物、中放废物和低放 废物等。
采用物理、化学和生物等方法对放射性废 物进行处理，以减少体积、降低放射性和 改变物理形态。
废物贮存
废物处置
PART 05
船舶核动力系统调试与运 行
REPORTING
系统调试流程和方法
调试前准备
包括系统检查、设备验收 、文件资料审核等。
调试流程
按照先单体后系统、先局 部后整体的原则进行，包 括设备单机调试、系统联 动调试等。
调试方法
船舶动力装置
第一章 绪论一、 船舶动力装置的含义及组成船舶动力装置是保证船舶正常航行、作业、停泊及船上人员正常工作和生活所必需的机械设备的综合体。
船舶动力装置的任务是产生各种能量，并实现能量的转化和分配，以利于船舶正常航行和作业。
有船舶“心脏”之称。
船舶动力装置也称“轮机”，主要由推进装置、辅助装置、船舶管路系统、船舶甲板机械、机舱的机械设备遥控及自动化组成。
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前进的一整套设备。
包括：1) 主机：指推动船舶航行的动力机。
2) 传动设备：包括离合器、减速齿轮箱、联轴器、电力推进专用设备。
3) 船舶轴系：包括传动轴、轴承、密封件。
4) 推进器：能量转化设备。
2. 辅助装置辅助装置：除供给推进船舶的能量之外，用以产生船舶上需要的其他各种能量的设备。
包括：1) 船舶电站：作用---供给辅助机械及全船所需要的电能。
组成---发电机组、配电板、其他电气设备。
发电机组主要由柴油发电机组、汽轮发电机组、轴带发电机组、余热发电机组。
2) 辅助锅炉装置：作用---民用船舶用它产生低压蒸汽，以满足加热、取暖及其他生活需要。
组成---辅助锅炉及为其服务的燃油、给水、鼓风、送气设备及管路、阀件等。
3) 船舶管路系统：作用---用来连接各种机械设备，并传递有关工质。
组成---动力管路、船舶系统。
4) 船舶甲板机械：作用---保证船舶航向、停泊及装卸货物所需要的机械设备。
组成---锚泊机械设备（锚机，绞盘）、操舵机械设备（舵机及操纵机械、执行机构）、起重机械设备（起货机，吊艇机及吊杆）。
5) 机舱的机械设备遥控及自动化：组成---对主、辅机和有关机械设备等的远距离控制、调节、检测和报警系统。
二、船舶动力装置的类型及特点类型：柴油机动力装置、汽轮机动力装置、燃气轮机动力装置、联合动力装置、核动力装置三、船舶动力装置的基本特性指标动力装置的基本特性指标是指技术指标、经济指标和性能指标。
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。
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发生这类事故后，不应导致反应堆结构完整性的严重破坏， 堆芯燃料元件的损坏不得超过规定值，但在相当长的一段
时间内核动力装置仍不能恢复力装置》
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Ⅳ类工况——极限事故工况
7 船舶核动力装置运行与控制
7.1 运行工况 7.2 核动力装置的静态特性 7.3 反应堆功率控制 7.4 反应堆冷却剂系统压力控制 7.5 反应堆冷却剂系统液位控制 7.6 核动力装置的启动 7.7 核动力装置的功率运行 7.8 核动力装置的停闭
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7.1 运行工况
能够顺利返回基地。
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停闭工况
冷停堆：将功率运行的反应堆停闭，使之处于次临界并有 足够的停堆深度，将反应堆冷却剂系统冷却至接近环境温 度的过程。 正常冷停堆 维修冷停堆 换料冷停堆
热停堆：将功率运行的反应堆停闭，处于次临界并有足够 的停堆深度，维持反应堆冷却剂系统的温度和压力仍接近 运行状态的过程。 稳压器保留蒸汽汽腔 热停堆主要用于船舶的临时停泊或特殊情况
分为变工况和稳定工况 稳定工况：核电厂相似 变工况：船舶反应堆的一种重要运行方式。 在变工况运行时尤其要监督堆内各主要参数的变化，使其
在较短时间内完成达到预定的运行功率任务。
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异常运行
异常工况运行：指系统或设备在局部故障情况下的运行。 确保船舶动力装置生命力的一个重要手段。 在航行中，一旦发生局部故障（在一定的措施下）使舰船
指核动力装置在规定的正常运行限值和条件范围内的运行 装换料 启动 临界 稳态功率运行 线性或阶跃升降负荷 允许限额内的超功率运行 热备用 停堆以及日常维修等工况
负荷的线性升降速率和阶跃变化幅度在规定的允许范围内
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Ⅱ类工况——一般事故工况
核动力装置试验运行和装置寿期内在役运行时以中等频率 发生的事故—中等频率事件
冷启动：指反应堆处于常温常压下的例行启动。在这个过程中 必须严格按照最佳提棒程序和温压限制图进行，重点预防短周
热启动：指一回路系统的稳压器保留蒸汽汽腔状态下的启动运 行，由于船舶的机动性，其特点是预防在碘坑下启动和在停堆
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功率运行
功率运行工况一般指反应堆的功率在1%~100%额定功率 范围内的运行
安全系统整定值
触发各类安全系统和保护装置自动投入运行的控制参数阈值，以限制预计
瞬态过程、防止超过安全限值或减轻事故的后果。
中子通量密度及其分布
反应堆冷却剂流量变化速率
中子通量密度变化速率
主泵故障
反应性保护
安全注射
轴向功率分布因子
蒸汽发生器液位
燃料包壳温度
主蒸汽管道隔离
反应堆冷却剂温度
主汽轮机脱扣
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1.运行限值和条件
安全限值 ➢ 指过程变量（如功率、温度、压力、放射性物质排放等）
的各种限值，核动力装置在这些限值范围内运行是安全的。 ➢ 安全限值的确定以防止核动力装置发生不可接受的放射性
物质释放为依据 基本的安全限值 ➢ 燃料温度 ➢ 燃料包壳温度 ➢ 反应堆冷却剂压力
发生全船沉没的假想事故和在遭遇到海难情况下，应采取
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7.1.1 运行工况的划分
主要工况
启动工况 功率运行工况 异常工况 停闭工况
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启动工况
初次启动：指反应堆初次装料（或换料）。需要检查和考核系 统及设备的可靠性，校核理论计算及零功率堆上的试验数据，
7.1.1 运行工况的划分 7.1.2 核动力装置运行技术规格书
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7.1.1 运行工况的划分
四类基本工况
Ⅰ类工况——正常运行工况 Ⅱ类工况——一般事故工况 Ⅲ类工况——严重事故工况 Ⅳ类工况——极限事故工况
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Ⅰ类工况——正常运行工况
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7.1.2 核动力装置运行技术规格书
为了满足船舶机动性的要求，核动力装置必须根据航行需 要及时、准确地改变运行状态，从而使得系统与设备的主 要运行参数也相应发生变化。
从核动力装置运行的安全性考虑，对参数的变化范围和变 化速率必须加以限定。
某些关键参数的变化可能会危及到运行安全，核动力装置 中的安全和保护系统将迅速投入，预防事故的发生或减轻 事故的后果。
控制棒组误提出 控制棒掉棒 反应堆功率与汽轮机负荷失配 失去正常给水 失去正常电源
发生这类事故后，允许反应堆停堆，在采取纠正措施后便 能很快排除事故，使核动力装置恢复功率运行状态。
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Ⅲ类工况——严重事故工况
核动力装置试验运行和在装置寿期内在役运行时可能偶然 发生的后果严重的事故—低概率事件
反应堆冷却剂升温/降温速率 给水隔离
反应堆冷却剂系统压力
正常电源断电
稳压器液位
蒸汽管道的辐射水平
反应堆冷却剂流量
二回路蒸汽压力排放
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正常运行限制条件
目的：保证安全运行，使安全系统处于备用状态，以及规 定为保持运行的必要条件。
核动力装置进行试验运行和装置寿期内在役运行时发生的 机率极小、后果非常严重的事故
反应堆冷却剂系统主管道断裂 主蒸汽管道断裂 全部主泵转子卡死 弹棒事故
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Ⅳ类工况——极限事故工况
发生这类事故后，专设安全设施应能正常工作，实现冷停 堆
反应堆内放射性物质会大量释放，但不会对海区产生严重 污染，不会对艇员的健康和安全有过份的危害
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安全限值
燃料包壳：如偏离泡核沸腾比（DNBR）和燃料最大线功
一回路系统承压边界：反应堆冷却剂系统的最大绝对压力 以及反应堆冷却剂系统的最高温度；
安全壳（或堆舱）：如相对压力、最高平均温度和LOCA 峰值压力下的最大泄漏率。
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