船舶核动力装置PPT.ppt

* 《核动力装置》 * 1.2 核动力装置的组成及原理 1.2.1 船用核动力装置的基本组成 1.2.2 船用动力堆选型 * 《核动力装置》 * 船舶核动力装置 反应堆 一回路系统 二回路系统 推进系统 齿轮减速推进 电力推进 压水堆 1.2.1 船用核动力装置的基本组成 液态金属冷却 反应堆 * 《核动力装置》 * 压水堆核动力装置原理流程 * 《核动力装置》 * 一回路系统 反应堆冷却剂系统 专设安全系统 一回路辅助系统 废物处理系统 一回路系统的基本组成 * 《核动力装置》 * 二回路系统 汽轮机回路 蒸汽系统 循环水系统 润滑油系统 造水系统 二回路系统的基本组成 * 《核动力装置》 * 二回路主机配置方案 * 《核动力装置》 * 船舶推进方式 * 《核动力装置》 * 1.2.2 船用动力堆选型 动力堆 类型 水冷堆 气冷堆 压水堆 有机液 冷却堆 沸水堆 重水堆 液态金属 冷却堆 金属钠 钠-钾 合金 铅-铋 合金 热中子堆 快中子堆 * 《核动力装置》 * 核反应堆的类型 按引起裂变的中子能量划分： 快中子堆、热中子堆 按慢化剂的类型划分： 轻水堆、重水堆、石墨堆 按冷却剂的类型划分： 水冷堆——压水堆、沸水堆、重水堆 气冷堆——高温气冷堆 液态金属冷却堆——钠冷快中子堆 有机液冷堆 * 《核动力装置》 * （1）压水堆的特点 慢化剂采用轻水，冷却剂采用轻水，冷却剂在堆芯不沸腾 采用U-235富集度为3％~4%的UO2陶瓷燃料，在舰船压水堆上由于要提高堆芯寿命，燃料的富集度一般都很高 一、二回路之间相互隔离，二回路不需要屏蔽 结构紧凑、体积小、功率密度高、平均燃耗较深，技术比较成熟 采用多道屏障防止放射性物质外泄 反应堆具有自稳自调特性，安全性较好 * 《核动力装置》 * （2）沸水堆的特点 沸水堆以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂，在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽； 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，使用低富集铀作燃料； 不需要蒸汽发生器，运行参数较压水堆低； 具有很强的自然循环能力，一般可达40~50%FP，甚至100%FP。 * 《核动力装置》 * 沸水堆的不足 压力容器底部开有大量孔洞，对压力容器的强度有不利影响； 堆内结构复杂，同时由于水汽对中子慢化能力减弱，所需要装载的燃料更多，相同功率下体积要大于压水堆； 放射性物质会随着蒸汽进入汽轮机等设备，需要屏蔽的体积和质量大大增加，增加了维护难度。 * 《核动力装置》 * （3）重水堆的特点 采用重水作慢化剂，可以直接利用天然铀作为核燃料； 可用轻水或重水作冷却剂； 分压力容器式和压力管式两类； 是发展较早的堆型，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆。 * 《核动力装置》 * 重水堆的不足 堆芯体积比相同功率的压水堆大10倍左右，不适合舰船装备 由于增加了慢化剂系统和重水系统，整个系统的复杂性大大增加，重水堆的系统数目是压水堆的2倍左右 重水系统的胀接接头容易发生泄漏，影响正常运行。为此，一回路的冷却剂压力比压水堆低30％左右，造成二回路的蒸汽运行压力较低 * 《核动力装置》 * （4）高温气冷堆的特点 采用石墨作慢化剂，气体作冷却剂； 高温气冷堆具有效率高、安全性好等突出优点，由于采用了密度和比热很小的气体作为工质，所以功率密度较小，堆芯体积较大； 这种堆型对管路材料的耐高温性和密封性都提出了很高的要求，目前对气体工质的热工性质也需要进一步研究。 气冷堆一直没有装备舰艇的经历，在短时期内也没有这个可能。 * 《核动力装置》 * 高温气冷堆核动力装置系统简图 * 《核动力装置》 * 气冷堆的研究和应用情况 在发展潜艇核动力装置的初期，曾设想采用气冷堆，最终因其装置体积庞大而未被采用。 后来又设想采用高温氦气冷却反应堆的氦气直接驱动燃气轮机，因在当时的技术条件下制造不出这种涡轮机而放弃，因而仍采用了压水堆。 高温气冷堆虽然效率高、安全性好，但功率密度较小，堆芯体积较大，对结构材料的耐高温性、密封性都有很高要求，气体工质的性质也需进一步研究。 * 《核动力装置》 * （5）液态金属冷却堆的特点 采用具有很高传热率的液态钾-钠合金或者铅-铋合金作为冷却剂，二回路采用水作循环工质，可以获得很高的出口温度和效率； 例如，美国的S2G型液态金属冷却堆的效率达到22％，而同期的压水堆只有17％左右。 目前研究的快中子增殖堆均采用液态金属作冷却剂，而没有慢化剂； 用液态金属作冷却剂可大大提高一回路的温度，而系统压力只有0.5~0.7MPa，既提高了装置的经济性，由于一回路压力降低，核动力装置也更加安全可靠。 *