船舶動力裝置概論第十六次課第五章

1德國212型潛艇俄羅斯“庫茲涅佐夫”級航空母艦1完整版課件ppt本節(jié)課要點5.2核反應(yīng)堆5.3核動力裝置5.4核安全21986年蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站2完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.2核反應(yīng)堆33完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.2核反應(yīng)堆4以壓水堆為熱源的核能裝置。它主要由核島和常規(guī)島組成。核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機組及二回等系統(tǒng)。1、壓水堆4完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.2核反應(yīng)堆5以沸水堆為熱源的核能裝置。采用低濃（鈾-235濃度約為3％）的二氧化鈾作燃料，沸騰水作慢化劑和冷卻劑，并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優(yōu)點。它們都需使用低富集鈾作燃料。2、沸水堆5完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.2核反應(yīng)堆6重水堆是以重水作慢化劑的反應(yīng)堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。目前達到商用水平的只有加拿大開發(fā)的坎杜堆，我國正建一座重水堆核電站。

3、重水堆6完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.2核反應(yīng)堆7以石墨作慢化劑，二氧化碳作冷卻劑，用天然鈾燃料，最高運行溫度為360℃，這種堆已有豐富的運行經(jīng)驗，到90年代初期已運行了650個堆年。4、石墨氣冷堆采用钚或高濃鈾作燃料，一般用液態(tài)金屬鈉作冷卻劑。不用慢化劑。根據(jù)冷卻劑的不同分為鈉冷快堆和氣冷快堆。5、快中子堆7完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.2核反應(yīng)堆8類型冷卻劑慢化劑燃料特點壓水堆輕水輕水UO2堆芯在壓力容器內(nèi)沸水堆沸騰水沸騰水低富集鈾直接產(chǎn)生飽和蒸汽重水堆重水輕水/重水天然鈾壓力容器/管式氣冷堆氣體石墨液態(tài)金屬堆液態(tài)金屬--效率高各種動力堆特點8完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.2核反應(yīng)堆9截止至2014年8月20日我國在運21臺核電機組9完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置105.3核動力裝置10完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置11一、壓水堆核動力裝置原理5.3核動力裝置11完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置12壓水堆核動力裝置一回路二回路推進系統(tǒng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)專設(shè)安全系統(tǒng)一回路輔助系統(tǒng)廢物處理系統(tǒng)汽輪機回路蒸汽系統(tǒng)循環(huán)水系統(tǒng)船舶電站潤滑油系統(tǒng)造水系統(tǒng)二、壓水堆核動力裝置的組成5.3核動力裝置12完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置13冷卻堆芯，將熱量傳遞給蒸汽發(fā)生器二回路兩側(cè)工質(zhì)中子慢化，冷卻劑兼做慢化劑作為包容運行參數(shù)下冷卻劑的承壓邊界（一）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)5.3核動力裝置13完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置141、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)計要求保證堆芯的充分冷卻；應(yīng)有一定的自然循環(huán)能力；主泵應(yīng)有一定的慣性；一臺主泵失效，不能使冷卻劑系統(tǒng)失效；滿足適航性要求；滿足承壓邊界完整性要求；系統(tǒng)雙重設(shè)置。5.3核動力裝置14完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置152、壓力安全系統(tǒng)主要設(shè)備為穩(wěn)壓器，是一個高壓容器。穩(wěn)壓器內(nèi)部的冷卻劑存在液相和蒸汽相共存的狀態(tài)。在液相裝有電加熱器，在蒸汽相裝有向蒸汽相噴射冷卻劑的噴頭。5.3核動力裝置15完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置162、壓力安全系統(tǒng)功能：（1）穩(wěn)態(tài)運行時，維持運行壓力（2）汽輪機負荷變化時，吸收冷卻劑的體積變化（3）汽輪機負荷變化時，穩(wěn)壓器可限制系統(tǒng)的壓力波動在允許的范圍內(nèi)。（4）反應(yīng)堆啟動時，按主冷卻劑的升溫升壓要求，提高工作壓力，停堆時，按降溫降壓要求，使主冷卻劑壓力降下來。（5）排除主冷卻劑系統(tǒng)中的某些有害氣體。5.3核動力裝置16完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置172、壓力安全系統(tǒng)當(dāng)汽輪機負荷減少時，冷卻劑的平均溫度增加，體積膨脹，冷卻劑通過波動管流入穩(wěn)壓器，壓縮蒸汽相部分，如果主冷卻劑壓力過大，打開噴霧管，向蒸汽相噴霧，冷凝一部分蒸汽，吸收壓力波動。當(dāng)汽輪機負荷增加時，冷卻劑的平均溫度降低，體積收縮，冷卻劑通過穩(wěn)壓器底部的波紋管從下部流出穩(wěn)壓器，此時，穩(wěn)壓器內(nèi)壓力降低，液相水被蒸發(fā)達到熱平衡，為了加速液相水蒸發(fā)，可使用加熱器，提高蒸空間的壓力，從而使冷卻劑的工作壓力回升。5.3核動力裝置17完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置183、凈化系統(tǒng)凈化系統(tǒng)的作用是通過過濾、離子交換等手段連續(xù)去除冷卻劑中溶解的和不可溶解的雜質(zhì)，保證冷卻劑中的雜質(zhì)濃度在允許值以下，降低冷卻劑的放射性水平。5.3核動力裝置4、余熱危機冷卻系統(tǒng)反應(yīng)堆停堆后，存在衰變熱，所以必須對反應(yīng)堆堆芯進行停堆冷卻。余熱危機冷卻系統(tǒng)作用當(dāng)反應(yīng)堆正常停堆、冷停堆以及事故緊急停堆時，用以去除堆芯放射性衰變熱以及一回路裝置余熱。18完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置195、安全注射系統(tǒng)和安全噴淋系統(tǒng)安全注射系統(tǒng)又叫應(yīng)急堆芯注水系統(tǒng)，某些事故如失水、停泵，斷電及主蒸汽管破裂時，向反應(yīng)堆內(nèi)應(yīng)急充填和補給冷卻水，以去除衰變熱。應(yīng)急噴淋系統(tǒng)是在失水事故或堆艙內(nèi)主蒸汽管道破裂事故情況下，向堆艙(或安全殼)內(nèi)噴淋冷卻水，以降低堆艙(或安全殼)內(nèi)的壓力和溫度。5.3核動力裝置6、非能動冷卻系統(tǒng)核電廠：頂部沖入氮氣的處于高位的大水箱船舶：依靠主冷卻劑系統(tǒng)的自然循環(huán)能力將堆芯余熱排到蒸汽發(fā)生器，蒸汽發(fā)生器二次側(cè)與應(yīng)急冷卻器之間依靠應(yīng)急給水的自然循環(huán)，將蒸汽熱量傳遞給海水，實現(xiàn)堆芯余熱的非能動排出。19完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置202、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的三種布置方式一體化布置緊湊式布置分散式布置RCS5.3核動力裝置20完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置21日本“陸奧”號各主要設(shè)備在堆艙內(nèi)呈分散布置狀態(tài)，依靠較長的主管道相連占用空間多自然循環(huán)能力較低維修方便A分散式布置俄羅斯“北極”號破冰船蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器緊靠反應(yīng)堆周圍布置，主管道很短布置較為緊湊有利于提高自然循環(huán)能力B緊湊式布置C一體化布置日本MRX蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器與反應(yīng)堆集成一體，無主管道布置緊湊有利于提高自然循環(huán)能力無大失水事故5.3核動力裝置21完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置22三、二回路系統(tǒng)的組成二回路系統(tǒng)主汽輪機組蒸汽系統(tǒng)循環(huán)水系統(tǒng)潤滑油系統(tǒng)造水系統(tǒng)凝給水系統(tǒng)5.3核動力裝置22完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置23蒸汽系統(tǒng)主蒸汽系統(tǒng)輔蒸汽系統(tǒng)乏汽系統(tǒng)蒸汽排放系統(tǒng)輸送新蒸汽至主汽輪機輸送減壓蒸汽至輔汽輪機收集輔汽輪機廢汽超壓排放，壓力保護（一）蒸汽系統(tǒng)的組成及功能5.3核動力裝置23完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置241、蒸汽系統(tǒng)的設(shè)計要求管內(nèi)流動阻力盡量?。挥凶銐虻纳妥畲蟮墓ぷ骺煽啃?；有安全可靠的熱補償措施；散熱損失?。还艿啦牧吓c蒸汽參數(shù)相適應(yīng)；管道支撐能防振動、防搖擺并滿足熱補償要求。5.3核動力裝置24完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.4核安全25一、船用條件對核動力裝置的要求受海洋條件影響，如搖擺、傾斜、升降；易產(chǎn)生海上事故，如碰撞、觸礁、火災(zāi)、沉沒；負荷變化頻繁、幅度大；航行遠離基地、碼頭，維修、補給困難；船內(nèi)艙室空間有限，工作人員活動場所小，運行條件惡劣，運行管理難度很大；船上、港口人員密集，輻射防護要求高；海洋氣候潮濕，空氣中含有鹽分，動力設(shè)備要具有抗腐蝕性能。25完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.4核安全261、艦船運動的類型數(shù)據(jù)運動類型幅度/°時間/s左右搖擺3015俯仰搖擺107水面艦船甲板傾斜度加速度類型數(shù)值/g垂直±1.0橫向±0.5縱向±0.2水面非軍用船加速度26完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.4核安全272、航行遠離基地、碼頭，維修、補給困難。核潛艇在船塢內(nèi)維修→27完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.4核安全283、船內(nèi)艙室空間有限，工作人員活動場所小，運行條件惡劣，運行管理難度很大。28完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.4核安全294、海上事故2006年11月21日上午，日本潛艇“朝潮”號在宮崎縣油津港附近海域浮出海面時與排水量為4000噸的巴拿馬籍貨輪相撞，造成潛水艇立舵變形，沒有造成人員傷亡?！凉撏Ш罂v舵變形↓事件經(jīng)過29完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.4核安全302007年1月9日，日本川崎汽船公司的“最上川”號大型油輪和美國“紐波特紐斯”號核動力潛艇在阿拉伯海的霍爾木茲海峽相撞。油輪局部受損，但沒有人員傷亡，也沒有造成原油和核泄漏事故。30完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.4核安全312000年8月12日，造價10億美元的俄羅斯核潛艇“庫爾斯克”號在巴倫支海爆炸沉沒，118人殉難反應(yīng)堆處于安全關(guān)閉狀態(tài)，沒有造成核泄漏31完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.4核安全32福島核電站是目前世界世界最大的核電站，由福島一站、福島二站組成，共10臺機組（一站6臺，二站4臺），均為沸水堆。2011年3月12日受地震影響，福島第一核電站的放射性物質(zhì)泄漏到外部。32完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.4核安全33對船上所有人員的健康和對周圍環(huán)境的清潔與安全有切實可靠的保證。①正常條件下，對人員的放射性輻照低于法定水平；②事故情況下，安全系統(tǒng)及時投入，防止放射性物質(zhì)外泄至環(huán)境。由于核裂變過程伴隨著放射性物質(zhì)的產(chǎn)生，核安全始終是在核動力裝置的研制和使用中的首要問題。二、安全性33完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置34C高放射性廢物：乏燃料（一）三類核廢物A低放射生廢物受到輕微污染的固體，例如手套及衣服等。B中放射性廢物來自核電站的工藝流程廢物，例如廢樹脂和蒸發(fā)殘渣。5.4核安全34完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置35核電廠用過的乏燃料，送后處理廠經(jīng)處理其中97%可循環(huán)再用。剩余的3%高放射性廢物，需用瀝青固化、水泥固化和玻璃固化等方法，使它變成不易滲透的固體，在后處理廠貯存，并最終送國家高放深地層處置中心處置。低、中放射性廢物處理高放射性廢物處理五個處理步驟廢物分類及保存——廢物包裝——經(jīng)包裝的廢物運往處置場地——經(jīng)包裝的廢物點收后進行處理——儲存及記錄質(zhì)量保證文件。5.4核安全35完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置5.4核安全36（二）輻射防護措施核反應(yīng)堆工作時，不可避免有強烈的放射性輻射，這就要求特別的屏蔽，限制或根本不讓艇員進入潛艇的某些部位。廣泛采用自動化設(shè)備，不斷監(jiān)測空氣的放射性和采用其他一些安全措施。對船員照射劑量的極限值都有嚴格的標準規(guī)定。36完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置37在放射性物質(zhì)(裂變產(chǎn)物)和環(huán)境之間設(shè)置了四道屏障,只要其中有一道屏障是完整的,就不會發(fā)生放射性物質(zhì)外泄的事故。第一道屏障---燃料芯塊第二道屏障---燃料包殼第三道屏障---壓力邊界第四道屏障---安全殼5.4核安全（三）四道屏障37完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置38第一道屏障---燃料芯塊核裂變產(chǎn)生的放射性物質(zhì)98％以上滯留在二氧化鈾陶瓷芯塊中,不會釋放出來。第二道屏障---燃料包殼

燃料芯塊密封在鋯合金包殼內(nèi)，防止放射性物質(zhì)進入一回路水中。5.4核安全38完整版課件ppt第五章船舶核動力裝置39第三道屏障---壓力邊界

由核燃料構(gòu)成的堆芯封閉在壁厚20厘米的鋼質(zhì)壓力容器內(nèi)，壓力容器和整個一回路都是耐高壓的，放射性物質(zhì)不會漏到反