核动力装置
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》
集成化核动力装置运行支持系统设计分析
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统, 具有 发生 故 障并 影 响安全 的潜 在 风 险 , 运行 对
人员 的能力 和素 质 要 求 较 高 , 虑 将 运 行 支 持 技 考 术 引入核 动 力装 置 , 高运 行 人 员 的运 行 管 理 水 提 平 , 而 保 障核动 力装 置 的运 行安 全性 和 可靠 性 。 从 对核 电站 运行 支 持 系统 的测 试 评 估 表 明E 现 有 ,
是通 过 改进人 机 接 口, 运 行 人 员 能 更 直 观 地理 使
1 9 年 提 出 的 “ 息 处 理 模 型”2, 该 模 型 中 , 92 信 _ 在 ]
认 知 过程 被划 分为 四个 不 同 的认知 阶 段见 图 l 。
收 稿 日期 :O O0 6 2 l一40
修 回 日期 : O O0 1 2 l 5 1
( 军 工 程 大 学 船 舶 与 动 力 学 院 , 汉 40 3 ) 海 武 3 0 3
摘 要 : 防 止 和 减 少 核 动 力 装 置 运 行 人 员 的 操 作 失 误 , 用 将 运 行 支 持 技 术 与 运 行 人 员 认 知 过 程 相 结 为 采 合 的方 法 , 运 行 支 持 系统 进 行 设 计 分 析 , 出 一 个 集 成 化 核 动力 装 置 运 行 支 持 系统 的体 系 结 构 , 开 发 实 际 对 提 为 系统提供参考 。
解 当前反 应堆 的运 行 情 况 , 主要 通 过 改 进 信 息显 示 的人机 接 口, 高 运 行 人 员 对 运 行状 态 的感 知 提 和理解 能力 。另一 种方 式是 直接 支 持 。即通 过计
作 者 简 介 : 志 星 ( 9 6) 男 , 士 生 。 袁 18 , 硕
算 机技 术 如专 家 系 统 的应 用 , 替代 运 行 人 员 的 来
核动力装置循环热力分析A-核动力装置

对蒸汽发生器、汽轮机、蒸汽管道及阀门的强度、耐温性
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《核动力装置》
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图6-7 蒸汽发生器一、二次侧工质温度分布
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一、二回路参数的相互制约
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(1)汽轮机内部膨胀过程的能量损失
蒸汽在汽轮机通流部分流 动、膨胀,存在着摩擦、 泄漏、余速等各种损失
使蒸汽在汽轮机内部的焓 降减小
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汽轮机相对内效率
oi
汽轮机内焓降 绝热焓降
Hi Ha
用汽轮机相对内效率表征蒸汽在汽轮机内部膨胀过程的能 量损失
过程1-2-3:定压吸热过程 过程4-5:定压放热过程
过程3-4:绝热膨胀过程 过程5-1:绝热压缩过程
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《核动力装置》
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朗肯循环与蒸汽卡诺循环的区别
乏汽的凝结是完全的,完全凝结使循环中多了一段不饱和 水的加热过程4-5,减小了循环的平均温差,使热效率降低, 但压缩水较压缩汽水混合物方便得多,因而有利于简化设 备;
水的加热不在定温下进行,如果采用过热蒸汽,在过热区 加热也不是定温条件,因此,朗肯循环的热效率低于相同 温限间工作的卡诺循环。
朗肯循环是各种复杂的蒸汽动力装置的基本循环。
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《核动力装置》
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朗肯循环效率
图6-3 理想朗肯循环
q1 h3 h1
wt h3 h4
q2 h4 h5
图6-1 饱和蒸汽的卡诺循环
ASME第3卷 核动力装置设备 简介解析
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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。
8
▲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。
船舶核动力装置
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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。
参考文献 空间热离子反应堆核动力装置核设计准则
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参考文献:《空间热离子反应堆核动力装置核设计准则》,我国工程物理研究院,2007年。
一、序言空间热离子反应堆核动力装置是一种在航天飞行器上使用的核动力系统,它利用热离子反应堆产生的热能驱动推进系统,为太空探索提供了重要的动力支持。
在设计空间热离子反应堆核动力装置时,必须遵循一定的核设计准则,以确保其安全可靠、高效稳定地运行。
二、总体要求1. 安全性:空间热离子反应堆核动力装置在运行过程中必须保证辐射安全,防止核辐射泄漏对飞行器和地面人员造成危害。
2. 可靠性:核动力装置需要经受住各种环境和工作条件的考验,确保在长时间太空环境中稳定运行。
3. 高效性:要充分利用热离子反应堆的热能,提高动力装置的效率和性能。
4. 系统集成性:核动力装置必须具备良好的系统集成性,能够与飞行器其他部件有效地结合运行。
三、设计准则1. 设计基础(1)参考现有热离子反应堆技术和成熟的核动力系统设计经验,充分借鉴国际先进水平,并结合我国实际情况进行设计。
(2)对核动力装置的设计理念、工艺技术、材料选择等方面进行广泛调研和分析,确保设计的科学性和可行性。
2. 反应堆设计(1)核反应堆选择:根据太空任务的需求和对动力系统的功率要求选择合适的热离子反应堆类型,如固体氚反应堆或液态氚反应堆。
(2)堆芯结构设计:设计合理的堆芯结构,充分考虑反应堆材料、布局、冷却方式等因素,确保其稳定性和可靠性。
(3)燃料选择:选择合适的燃料形式和燃料组件,确保其热物理性能和辐照性能满足要求。
3. 推进系统设计(1)热能转换:设计高效的热能转换系统,将热离子反应堆产生的热能有效转换为推进系统所需的动力。
(2)推进介质选择:选择适宜的推进介质,如离子化气体或离子液体,确保其能够有效地转换为推力,同时避免对反应堆本身造成负面影响。
4. 安全与辐射保护(1)辐射控制:设计合理的辐射控制系统,包括辐射遮蔽、辐射监测与应急处理等,确保在各种工作状态下辐射水平符合安全标准。
核动力装置要点,考点
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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。
航母的分类及主动力装置分类
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航母的分类及主动力装置分类国外专家对载机舰的使命、分类和武器组成的观点随着国家军事学说和海军面临的目标的变化、财政能力以及其他情况而多次发生改变。
目前,国外海军编成中有以下载机舰亚级:多用途核动力航空母舰、轻型航空母舰、导弹直升机巡洋舰、直升机母舰、通用登陆舰。
但是如果研究一下用途、武器组成和尺度,那么所有载机舰可分为三个亚级:重型航空母舰、轻型航空母舰和直升机巡洋舰。
多用途核动力航空母舰(重型航空母舰),例如美国的"尼米兹"级,用于执行广泛的任务,包括使用起飞重量达35-36吨的重型攻击机打击敌海上和陆军集团。
它们搭乘航母需要相应的航空技术设备:大面积的飞行甲板(长330-350米),大容量机库,大功率的弹射器(长90-95米),庞大的飞机升降机等。
所有这些只能部署在排水量不小于7万至7.5万吨的战舰上。
轻型航空母舰用于执行比重型航空母舰范围更小的打击任务。
广泛用于保障舰艇编队和护航船队的对空和对潜防御。
轻型航空母舰上搭载起飞重量小于20吨的轻型攻击机和战斗机,以及垂直起降飞机和直升机。
英国的"无敌"级、西班牙的"阿斯图里亚斯王子"级航空母舰上搭载"海鹞"垂直起降飞机,没有装备飞机弹射器和着陆拦阻装置。
轻型航空母舰的排水量为13000-35000吨。
国外一些专家认为,所有的轻型航空母舰可按排水量分为两类:28000-40000吨和13000-20000吨。
第一类是巴西的"圣保罗"号(原法国"克里蒙梭"号),所有其他轻型航空母舰属于第二类,包括战后早期建造的(印度的"维拉特"号)和最新的轻型航空母舰("无敌"级等)。
直升机巡洋舰主要用于搭载直升机,主要执行反潜任务,以及支援陆战队上陆并运送其先遣部队。
这些战舰的上层建筑与前两个亚级的载机舰有所区别:它们没有与战舰等长的连续飞行甲板,舰艏类似于普通的巡洋舰,而舰艉类似于航空母舰。
船舶核动力装置PPT

辅助系统
辅助系统包括化学处理系统、净化系 统、给水系统、润滑油系统、压缩空 气系统等,用于支持船舶核动力装置 的正常运行和保障安全。
辅助系统的正常运行对船舶核动力装 置的整体性能和安全性具有重要影响 。
03 船舶核动力装置的安全与 防护
船舶核动力装置
目录
CONTENTS
• 船舶核动力装置概述 • 船舶核动力装置的组成 • 船舶核动力装置的安全与防护 • 船舶核动力装置的应用与前景 • 船舶核动力装置的挑战与解决方案
01 船舶核动力装置概述
定义与特点
定义
船舶核动力装置是一种利用核能作为 能源,通过核反应产生热能,再转换 为机械能以驱动船舶航行的装置。
历史与发展
早期研究
技术进步
20世纪50年代,美国和苏联开始研究 核动力装置在船舶上的应用。
随着科技的发展,船舶核动力装置在 安全性、可靠性和经济性等方面不断 取得进步,未来有望在更多类型船舶 上得到应用。
实际应用
1954年,苏联建成世界上第一艘核动 力潜艇“K-3”号;1961年,美国建 成世界上第一艘核动力航空母舰“企 业”号。
公众接受度问题
安全担忧
部分公众对核能的安全性 存在疑虑,对核动力船舶 可能产生抵触心理,影响 项目的社会接受度。
环境影响
核动力装置产生的放射性 物质可能对环境产生影响, 引发公众关注和担忧。
社会舆论压力
在环保意识日益增强的背 景下,核动力船舶可能面 临较大的社会舆论压力和 抵制。
国际合作与法规
国际核能监管差异
民用船舶
破冰船
核动力破冰船能够在极地地区进行破冰作业,为极地科考、资源开发和航道开辟 提供支持。
核动力装置运行虚拟仿真及控制的开题报告

核动力装置运行虚拟仿真及控制的开题报告一、选题背景及意义核动力装置作为一种新型的动力来源被广泛应用于航空航天、舰船等领域中。
然而,由于其较强的能量输出和高度复杂的结构,使得核动力装置的设计、检测、运行和维护过程中存在很大的困难。
在此之中,如何进行核动力装置的运行虚拟仿真及控制,是一个具有重要意义的课题。
核动力装置运行虚拟仿真及控制,可以从根本上解决一些与实际装置操作相关的难点,以及对运行过程进行全方位的覆盖,检测潜在的故障和漏洞,确保运行过程中的安全性和稳定性。
本次选题的重要性在于,通过建立核动力装置的运行虚拟仿真及控制系统,不仅可以较好地解决实际运行操作过程中遇到的问题,也可以对核动力装置的性能进行全方位的检测、优化和提升,为其广泛应用于航空航天、舰船等领域中提供有力的支撑和保障。
二、研究内容及方法(1)研究内容:通过建立核动力装置的运行虚拟仿真及控制系统,实现对整个核动力装置运行过程中各个参数的监测和控制,提高核动力装置的安全性和稳定性。
主要涉及:1.搭建核动力装置运行虚拟仿真平台,建立动力仿真模型,包括核反应堆、冷却剂、涡轮机等。
2.研究核动力装置运行过程中的各个参数,包括温度、压力、流速、辐射等,建立监控和控制模型,实现对核动力装置运行过程中的各个参数的实时监测和控制。
3.通过实验以及模拟分析,确定最优的运行方案和控制策略,进一步提高核动力装置的运行安全性和稳定性。
(2)研究方法:1.搜集大量的核动力装置运行实验数据,建立数学模型,并利用MATLAB/Simulink等相关软件进行仿真分析。
2.对核动力装置的运行过程中的各个参数进行综合分析,设计相应的监测控制算法,并采用C/C++等编程语言编写实现。
3.在研究过程中结合实际运行数据进行调试、测试和验证,并根据实验数据进一步完善运行虚拟仿真及控制系统。
三、预期成果及应用价值通过本次研究,预计可以获得以下成果:1.建立稳定、高效、可靠的核动力装置运行虚拟仿真及控制系统,并验证其有效性。
潜艇核动力装置研制程序

潜艇核动力装置研制程序
潜艇核动力装置研制程序通常包括以下步骤:
1.确定研制目标:根据潜艇的需求和使用环境,确定核动力装置的要求和性能指标,如功率、重量、体积、可靠性等。
2.前期研究:进行模拟计算、实验测试,收集现有技术和经验,评估可能的技术方案,制定初步的技术路线和设计草案。
3.设计方案论证:在技术方案中挑选一个或几个最有潜力的方案,开展更加详细的方案论证和评估,包括设计容量、热工参数、结构设计、模拟分析等。
4.确定方案:在众多方案中,选择最优方案,并进行深化设计,包括详细的结构设计、材料选型、制造工艺、安全措施等。
5.建造样机:根据设计方案,建造核动力装置的样机,并对其进行测试和试验,包括静态试验、动态试验、可靠性试验等。
6.铺平技术路线:通过相关的研究和试验,逐步改进和优化核动力装置的设计方案,完善技术路线和制造工艺,打造高品质的核动力装置。
7.正式建造:根据样机的试验结果和设计方案,开始建造正式的核动力装置,要严格掌握每一个工艺和关键环节,确保产品质量和性能。
8.安装调试:核动力装置的安装和调试是个长期的过程,需要进行多次试验和调整,以使其符合要求并达到最佳性能。
9.交付使用:核动力装置经过多次试验和调试,符合要求并具备可靠性和稳定性,最终交付给潜艇使用。
核动力装置热工水力

核动力装置热工水力近年来,随着环保意识的不断提高和能源需求的日益增长,核能作为一种清洁、高效的能源形式备受关注。
而核动力装置作为核能利用的重要组成部分,其热工水力性能的优化对于核电站的安全、经济、环保运行具有重要意义。
一、热工水力基础热工水力是指热力系统中传热和传动能的过程,包括热力学和流体力学两个方面。
其中,热力学主要研究热力系统中的能量转换,包括热量、功和内能等;流体力学主要研究流体在管道中的运动过程,包括流量、压力和速度等。
在核动力装置中,热工水力是指核反应堆中热量的传递和冷却剂的流动过程。
核反应堆中的热量主要由核裂变反应释放,通过燃料棒、热交换器等部件传递给冷却剂,再由冷却剂带走,最终通过蒸汽发生器转化为机械能。
因此,对于核动力装置的热工水力性能的优化,关键在于提高热量传递效率和冷却剂的流动性能。
二、热工水力优化1.热量传递热量传递是指核反应堆中热量从燃料棒到冷却剂的传递过程。
热量传递效率的高低直接影响着核反应堆的热效率和运行安全性。
为了提高热量传递效率,需要从以下几个方面进行优化:(1)燃料棒结构优化燃料棒是核反应堆中最为关键的部件之一,其结构的合理设计可以提高热量传递效率。
燃料棒的材料、管径、壁厚、排列方式等都会对热量传递效率产生影响。
例如,在燃料棒内部增加螺旋肋片可以增加燃料棒与冷却剂之间的传热面积,从而提高热量传递效率。
(2)冷却剂流动优化冷却剂的流动状态对热量传递效率也有重要影响。
为了提高冷却剂的流动性能,需要优化管道结构、流速、流量分布等参数。
例如,在管道中增加流道障碍物可以增加流体的湍流程度,从而提高传热效果。
2.冷却剂流动冷却剂的流动性能对于核动力装置的运行安全和经济性也具有重要影响。
冷却剂流动性能的优化需要从以下几个方面进行:(1)管道结构优化管道的结构对于冷却剂的流动性能影响较大。
例如,在管道中增加流道障碍物可以增加流体的湍流程度,从而提高传热效果。
(2)流速优化流速是影响冷却剂流动性能的重要因素之一。
核动力装置的设计与优化

核动力装置的设计与优化引言核能作为一种清洁、高效的能源形式,在当今世界起着举足轻重的作用。
核动力装置作为核能的利用者,其设计与优化是极为重要的环节。
本文将探讨核动力装置的设计与优化的原理和方法。
一、核动力装置的设计原理核动力装置的设计原理是基于核能链反应的使用。
核能链反应是指通过核裂变或核聚变引发的一系列自维持反应。
核裂变是指重核原子核分裂为两个或更多中等大小的原子核,伴随释放大量能量;核聚变是指轻核原子核聚集成较重的原子核,并释放出能量。
核动力装置的设计就是要利用这种核能链反应,将核能转化为动力能。
二、核动力装置的设计要素核动力装置的设计要素包括燃料选择、反应堆设计和冷却循环系统设计。
1. 燃料选择燃料选择是核动力装置设计的重要一环。
常见的核动力装置燃料有铀、钚和氚等。
燃料的选择需考虑燃料的稳定性、易获得性、成本等因素。
2. 反应堆设计反应堆设计是核动力装置设计的核心环节。
反应堆的设计要考虑到反应堆的稳定性、安全性和效率。
其中包括反应堆的堆芯结构、燃料棒的布置、中子的调控和反应堆的运行控制等。
3. 冷却循环系统设计冷却循环系统设计是核动力装置设计的重要组成部分。
冷却循环系统的设计要考虑到冷却介质的选择、冷却管路的布置和冷却剂的循环方式等。
合理设计冷却循环系统可以有效地控制核动力装置的温度和压力,保证其安全运行。
三、核动力装置的优化方法核动力装置的优化方法包括通道优化设计、燃耗优化设计和控制优化设计。
1. 通道优化设计通道优化设计是指通过调整反应堆核燃料组件之间的通道结构,来提高核动力装置的效率和安全性。
通道优化设计要考虑到通道的长度、宽度和形状等因素,以最大限度地提高核动力装置的冷却效果和中子的扩散效果。
2. 燃耗优化设计燃耗优化设计是指通过优化核动力装置的燃料使用方式,达到最佳的核能利用效果。
燃耗优化设计要从燃料的布置、燃烧速率和燃料的更新周期等方面入手,以最大限度地提高核能的产出和利用率。
反应堆冷却剂系统_核动力装置
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屏蔽泵的特点
泵体、电机全部密封在泵壳 内,电机定子用屏蔽套与冷 却剂隔离,电机轴承用水润 滑,电机由设备冷却水进行 冷却
由于是全密封结构,不会泄 漏
制造复杂,一般电机有两级 转速,以适应负荷变化需要
[二次侧流程(给水-蒸汽)]
给水管道—给水环管—下降通道— 上升通道—汽水分离器(两级)— 出口蒸汽接管
下降段为单相水,上升段为饱和汽 水混合物,依靠流体密度差产生的 驱动力维持循环
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水位
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UTSG自然循环原理
管束套筒将蒸汽发生器下筒体 内的水分隔成冷(水)柱和热 (水)柱两个区域
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电热式稳压器
在工作状态下,稳压器内的工 质(蒸汽和水)保持着两相平 衡的饱和状态
喷雾器用于抑制压力升高 电加热器用于抑制压力下降 安全阀用于超压时的保护 普遍用于压水堆核电站、船用
核动力装置
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“陆奥”号使用的电热式稳压器
日本“陆奥”号
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图2-8 “陆奥”号一回路系统布置
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② 紧凑式布置[堆外一体化布置]
[ 特征 ] ➢ 蒸汽发生器、主泵、稳压器紧靠反应堆周围布置 ➢ 主管道很短,较分散布置方式更为紧凑 有利于提高自然循环能力 增加了检修的困难 [ 应用实例 ]
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小型核动力装置原理及应用
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小型核动力装置原理及应用小型核动力装置(Small Modular Reactor,SMR)是指功率小于300兆瓦的核反应堆系统。
与传统的大型核电站相比,小型核动力装置具有更小的体积、更低的成本和更高的灵活性。
它可以被广泛应用于各种领域,包括电力供应、热能产生、海上钻井平台和船舶动力等。
小型核动力装置的原理与大型核电站相似,都是利用核裂变过程中释放的能量进行发电或产生热能。
核裂变是指将重核(例如铀或钚)分裂成较轻的核片段时释放出巨大的能量。
在小型核动力装置中,通常使用浓缩的铀-235或钚-239作为燃料。
这些核燃料经过特殊设计的反应堆芯,通过稳控链式反应来控制核链式反应的速率。
小型核动力装置一般采用固体燃料,如铀-235或钚-239酸化物。
这些燃料通常以小球状或颗粒状的形式封装在复合材料中,以提供额外的保护。
核燃料在装置中长时间稳定运行,一般可运行多年或数十年而不需要停机更换燃料。
燃料在反应堆芯中裂变过程中产生的热量将传递给冷却剂。
在小型核动力装置中,冷却剂是维持反应堆温度稳定和控制反应速率的关键。
常用的冷却剂有潮汐冷却剂(例如水)和气体冷却剂(例如氦)。
核裂变产生的热量通过冷却剂传递给传热介质(如水或气体),而传热介质再通过热交换器将热能转移给蒸汽发生器或直接用于供热。
小型核动力装置由反应堆本体、传热系统、热交换器、控制系统和安全系统等组成。
反应堆本体是核裂变过程的核心区域,负责裂变反应的维持和调控。
传热系统负责将反应堆的热量传递给传热介质。
热交换器将传热介质中的热能转换为电能或热能。
控制系统负责监测和调控反应堆的运行状态,确保其在安全稳定的范围内运行。
小型核动力装置的应用非常广泛。
首先,它可以用于电力供应。
由于小型核动力装置体积小、建设周期较短,可以灵活地布置在临时或偏远地区,为当地提供可靠的电力供应。
其次,它可以用于热能产生。
小型核动力装置可以通过传热介质将核反应堆产生的热能转化为蒸汽或热水,用于加热或工业过程。
核动力装置-船舶标准网
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、[定义]:装置以原子核的裂变所产生的巨大能量通过工质(蒸汽或燃气)推动汽轮机或燃气轮机工作的一种装置。
其工作原理是:核反应堆将核能转化为热能,再利用冷却剂将热能输出堆芯,冷却剂携带的热量通过蒸汽发生器传递给二回路工质,工质受热形成蒸汽,蒸汽进入透平作功,带动螺旋桨转动。
舰艇核动力装置技术是指在舰艇核动力装置的建造、使用中所应用的技术。
[国外概况] 自1954年第一艘核动力潜艇问世以来,核动力装置技术获得了迅猛的发展。
目前,除核潜艇外,现役的核动力舰艇还有巡洋舰、驱逐舰和航空母舰,这些核动力舰艇主要集中在美国和俄罗斯。
一、舰艇核动力装置的优点1、核动力装置使核潜艇能在水下长期连续航行。
核动力装置以核能为能源,核裂变时不需要空气,因此核潜艇能在水下长期连续航行,其隐蔽性远远超过常规动力潜艇。
2、续航力不受限制。
核反应堆一次装料,可运行几年甚至几十年,如美国正在建造的"弗吉尼亚"级潜艇上使用的S9G反应堆,其寿命可达33年。
从而使核潜艇具有"无限"的续航力。
3、大功率。
现在已运行的舰艇动力反应堆,单堆功率在30~300兆瓦(MW)之间,有的核动力舰艇(如航空母舰)装有多个反应堆,强大的动力使得这些庞然大物能以20~50节的高航速航行。
二、国外舰艇核动力装置的应用概况目前,国外有美国、俄罗斯、英国和法国拥有了核动力潜艇,美国和法国拥有核动力航母,美国和俄罗斯拥有核动力巡洋舰。
表一给出了国外舰艇核动力装置的数量。
1、美国核动力装置的情况美国的舰艇核动力,基本上是在西屋公司和通用电气公司两大企业之间的竞争中发展的。
西屋公司设计和建造的是SW系列,包括一座陆上模式堆S1W,及S2W、S3W、S4W、S5W、S5Wa、S5W-Ⅱ、S6W等装艇堆。
通用电气公司设计和建造的是SG系列,包括S1G、S3G(双堆)、S5G、S7G、S8G六座陆上模式堆和S2G、S4G、S5G、S6G、S8G、S9G等装艇堆。
航母核动力反应堆原理
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航母核动力反应堆原理航母核动力反应堆是航母上最为关键的能源装置之一,它为航母提供了持久而强大的动力,使其能够在海上长时间巡航并执行各种任务。
本文将介绍航母核动力反应堆的原理和运行机制。
一、核动力反应堆的基本原理核动力反应堆是利用核裂变反应产生的能量来产生动力的装置。
它由反应堆芯、冷却剂、控制系统和辅助系统组成。
1. 反应堆芯反应堆芯是核动力反应堆的核心部分,它由大量的核燃料组件和控制棒组成。
核燃料组件中的裂变物质被中子轰击后发生裂变反应,释放出大量的能量。
控制棒能够调节核燃料组件中的裂变反应速率,从而控制反应堆的输出功率。
2. 冷却剂冷却剂在核动力反应堆中起到冷却和传热的作用。
它将核燃料组件中释放出的热量带走,并通过热交换器将热能转化为动力。
常见的冷却剂有水和液态金属等。
3. 控制系统控制系统是核动力反应堆的智能核心,它负责监测和控制反应堆的运行状态。
控制系统可以根据航母的需求来调节反应堆的输出功率,并确保反应堆的安全运行。
4. 辅助系统辅助系统包括冷却系统、供气系统和供电系统等,它们为核动力反应堆的运行提供必要的支持和保障。
二、航母核动力反应堆的运行机制航母核动力反应堆的运行机制主要包括以下几个步骤:1. 启动和热态调试在启动阶段,核动力反应堆会使用预先装载的燃料组件进行启动。
启动后,反应堆会逐渐升温,直到达到设计温度和压力条件。
在这个过程中,需要对反应堆进行热态调试,确保各个系统正常运行。
2. 稳定功率输出一旦核动力反应堆达到设计温度和压力条件,就可以开始稳定的功率输出。
通过控制棒的升降和调整冷却剂的流量,可以控制反应堆的输出功率。
稳定功率输出是保证航母正常运行的关键。
3. 应对突发情况在航母运行过程中,可能会出现一些突发情况,如冷却剂泄漏、控制系统故障等。
核动力反应堆需要具备自动应急控制系统,可以在出现问题时及时采取措施,确保反应堆的安全稳定运行。
三、航母核动力反应堆的优势和挑战航母核动力反应堆具有以下优势:1. 持久的动力供应:核动力反应堆可以提供长时间的持久动力,大大延长了航母的巡航时间。
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船舶核动力装置一、背景:1955年4月,世界上第一艘核动力船舶——美国核潜艇“舡鱼“号正式编队下水服役。
为了建造者艘核潜艇的动力装置,美国提前5年在艾德华州兴建了陆上模式堆,这就是世界上第一个核动力装置。
从那时起到现在的近50年时间里,世界上先后有近十个国家的约470多艘采用核动力推进的潜艇、水面舰艇、客货商船、矿砂船、破冰船等相继游弋在宽阔的海洋上了。
事实充分说明,船舶在使用核动力装置以后,船舶推进能源就又进入了一个崭新的阶段。
可以肯定,随着核能事业的发展,大规模建造核动力舰船,将会成为有关各国造船业今后十分关注的发展方向。
过去的两个多世纪,由于人类掌握了利用煤、石油等化石燃料产生动力的技术,使人们摆脱了单纯依靠人力、畜力进行劳动的困境,推动了社会生产突飞猛进的发展。
与有限的化学能源相比较,核能将会成为人类的一个全新的、蕴藏量更为丰富的动力资源,它必将有力地推动社会生产力的发展。
二、基本介绍:核动力装置以原子核裂变能作为产生推进动力的能源。
它包括核反应堆、为产生功率推动船舶前进所必需的有关设备以及为提供装置正常运行,保证对人员健康和安全不会造成特别危害的那些结构、系统和部件。
船舶核动力装置是以反应堆代替普通燃料来产生蒸汽的汽轮机装置。
它可以作为船舶的一种主动力装置。
核动力装置功率大,一次装填核燃料可以用上好几年。
装备核动力装置的舰船,几乎有无限的续航力。
所以核动力装置主要用于大型军舰和潜艇。
三、基本原理:核燃料在核动力装置的反应堆中产生裂变反应,释放巨大能量,被不断循环的冷却水吸收,后者又通过蒸汽发生器将热量传给第二个回路中的水,使之变为蒸汽后到汽轮机中作功。
基于中子引起这种反应后又产生更多的新中子,在一定的条件下,新中子又可能去轰击另一个可裂变的原子核,使之又分裂为两个次级裂变产物的部分,又再放出大量的能量和两到三个新中子;同样条件下,新中子又可能去轰击另外的又一个可裂变的原子核而连续不断地把这种裂变反应持续下去,连续不断地释放出能量。
那么,这种以裂变物质本身持续不断的裂变反应(通常称为链式反应)为基础,并可以人为地控制其反应速率的专用装置,就称为反应堆。
核动力装置是以原子核的裂变反应所产生的巨大热能,通过工质(蒸汽或燃气)推动汽轮机或燃气轮机工作的一种装置。
目前,舰船上几乎全部采用压力水型的反应堆(简称压水堆),即以压力水作冷却剂(也称载热剂),蒸汽作为工质的核动力装置。
四、发展历史:1)蒸汽机:1807年,美国工程师R.富尔顿首次在“克莱蒙脱”号明轮船上用蒸汽机作为推进动力获得成功。
当时采用的是一台20马力的单缸摇臂式往复蒸汽机,获得每小时5英里的航速。
经过不断改进,到19世纪末,蒸汽机发展成为多级膨胀的立式装置,用以驱动螺旋桨,成为当时典型的船舶动力装置。
同时高效、高压的水管锅炉也逐渐取代了早期圆筒式苏格兰烟管锅炉。
20世纪初,航行于大西洋上的巨型豪华客船,都以往复式蒸汽机为动力,单机功率达20000马力。
蒸汽机动力装置的发展达到了顶峰。
蒸汽机动力装置的优点是结构简单,造价低廉,管理使用方便,制造工艺要求不高;缺点是热效率低,本身重量大,特别是大功率蒸汽机的活塞、连杆等运动部件运转惯性很大,很难平衡,且低压缸尺寸过大,不能获得有效的真空度。
因此,自从汽轮机动力装置和柴油机动力装置在船上试用成功以后,蒸汽机动力装置即逐渐被淘汰。
第二次世界大战期间,美国为应付战时紧急需要而建造的“自由轮”,是最后一批使用蒸汽机动力装置的远洋运输船舶。
中国还有少数沿海和内河船舶使用往复式多膨胀蒸汽机动力装置。
2)汽轮机:1896年,英国人C.帕森成功地将他发明的汽轮机作为推进动力机应用于一艘快艇上,试航速度达每小时海里。
此后汽轮机广泛用于大功率船上。
早期用汽轮机直接驱动螺旋桨,不经过减速。
为了使螺旋桨能在理想的转速下工作,后来在汽轮机动力装置上加装了减速齿轮,使汽轮机和螺旋桨都能以各自的最佳速度运转。
到1916年,几乎所有的船用汽轮机都采用了减速装置,减速比由初期的1:20提高到1:80以上。
采用减速装置以后,汽轮机可以更高的速度运转,效率大为提高,机体尺寸相应缩小,整个装置更加紧凑,重量也大大减轻,螺旋桨工作效率也大大提高,使汽轮机成为理想的大功率船用动力装置。
至今某些大型客船、超级油船和高速集装箱船等仍采用汽轮机动力装置。
汽轮机的优点是单机功率大,使用可靠,运转平稳,无振动和噪声,检修工作量小,锅炉可燃用劣质油。
但汽轮机油耗比柴油机高,即使采用再热循环的汽轮机装置,每马力小时的油耗仍达180~190克,比低速柴油机高40%左右。
柴油机由于单机功率、燃烧劣质油的能力和可靠性的提高,逐渐取代了汽轮机。
3)柴油机:20世纪初,柴油机开始用于运输船舶。
第一艘远洋柴油机船是1912年丹麦建造的“锡兰亚迪”号,主机为两台四冲程八缸柴油机,共1250马力,每分钟140转,直接驱动两个螺旋桨。
1914年柴油机船占全世界船舶总吨位%,到1940年上升为20%以上。
柴油机动力装置的最大优点是热效率高,燃料消耗明显地低于蒸汽机动力装置。
长期以来,柴油机动力装置有一系列改进,主要有:①20年代出现以机械喷油取代用压缩空气喷油的方法;②同一时期试制成废气涡轮增压器,提高了柴油机的功率和性能;③30年代开始燃烧重质柴油,降低了燃料费用。
早期柴油机的功率不大。
第一次世界大战时期用于商船的最大柴油机功率仅4000马力,第二次世界大战前,单机功率达到20000马力。
现代低速柴油机单机功率已达50000马力以上。
现代船用柴油机大部分为低速机,转速约每分钟100转,可直接驱动螺旋桨。
80年代初,出现了长冲程和超长冲程的低速机,每分钟转速降到70转以下,使螺旋桨发挥最佳效率。
但低速机外形尺寸和重量大。
第二次世界大战后出现的大功率的中速机如今被逐渐应用于船上。
它将气缸排列成V字形,采用减速齿轮,既大大减轻了机身重量,又有利于提高螺旋桨效率。
中速机由于机身短小,可以减少机舱的面积和高度,因此特别适用于尾机舱船和机舱位于甲板下的滚装船和载驳船等。
经过不断的改进,柴油机动力装置日臻完善,它的燃料消耗量最低,能使用廉价的渣油,可靠性较高,检修期间隔长达30000小时以上,热效率接近50%,因此成为目前应用最广的船舶动力装置。
4)燃气轮机:燃气轮机动力装置在50年代开始用于船舶。
主要用于军用舰艇。
燃气轮机同柴油机和汽轮机比较,单机功率大、体积小、重量轻、加速性能好,能随时起动并很快发出最大功率。
燃气轮机在高温、高压下工作,对燃油质量要求很高,热效率也比柴油机低得多,因此在民用运输船舶上应用不多。
仅在某些气垫船上用于驱动空气螺旋桨。
5)核动力装置:1959年美国在客货船“萨凡那”号上试用功率 20000马力核动力装置成功;1960年苏联在破冰船“列宁”号上采用核动力装置,功率44000马力。
此后,联邦德国和日本也分别建造了核动力商船。
但是,核动力装置的一个问题是环境污染问题,人们担心放射性物质污染航道、港口和城市环境,因此很多港口拒绝核动力船进港。
对核燃料使用后的核废料也还缺乏妥善处理办法。
所以,目前核动力装置还没有被民用船舶所采用。
一些已建成的核动力船都已改装为常规动力装置船。
五、压水堆核动装置:简单工作原理:一回路:在第一回路的反应堆里面有反应堆芯存放着核燃料和控制棒可控制核裂变速度及释放出的能量,同时用控制棒起动或停堆。
核裂变时释放出的热能被压力水带走,压力水由冷却剂循环主泵供给,压力水经过反应堆被加热后温度升高,然后经蒸汽发生器将热量传递给第二回路的水,而本身温度下降。
压力水放热后进入冷却剂循环泵,被送入反应堆加热,这样形成一个放射性的密闭循环回路。
为了安全可靠的工作,一回路系统包括一些必需设置的辅助系统。
如为了稳定和限制一回路系统冷却剂压力波动,设有稳压器的压力安全和压力卸放系统。
稳压器的底部通过波动管接于反应堆出口的热管段上,冷却剂可以从主回路涌入稳压器,或从稳压器返回主回路中。
在堆的入口冷管段上,引出一个能够改变和调节流量的喷雾管接在稳压器顶部喷嘴上,喷射主回路中冷管段的冷却剂。
系统运行时,如果工作压力超过整定的压力的上限时,压力传感系统自动开启稳压器顶部的雾化喷嘴的压力控制阀,则主回路冷管段的冷却剂在反应堆进,出口的自身压差作用下,喷射到稳压器上部蒸汽空间内,由于部分蒸汽冷凝的结果,使得回路系统逐渐恢复到其正常压力限工作,从而保障了系统的安全、稳定运行。
压水堆一回路装置是为保证反应堆和蒸汽发生器正常运行及事故工况下安全工作而设的系统和设备。
所以,又称反应堆装置或核蒸汽发生装置。
按功用划分,一回路所设系统可分为6种:1.主冷却系统:担负循环冷却剂的任务。
主冷却系统的功用是在正常运行时将堆芯产生的热量传给蒸汽发生器,使二回路工质变为蒸汽;在反应堆停堆时,可用该系统除去堆芯剩余热量的一部分;在事故时也可以作为应急堆芯冷却的手段之一。
此外,主冷却系统还为包容在运行温度和压力下的冷却剂提供一个完整的承压边界,以控制放射性物理向系统外扩散。
典型的主冷却系统的范围为包括驱动机构包壳在内的反应堆压力壳,蒸汽发生器的一回路测,主冷却剂泵,稳压器及到释放阀和安全阀的管系,联接上述设备的管道及管道附件,支管上的隔离阀及高压管道。
2.压力安全系统:进行容积和压力控制在反应堆装置稳态功率运行时,维持主冷却剂压力为所要求的运行压力;当汽轮机负荷变化时冷却剂温度随之变化,主冷却剂系统中冷却剂体积也随之变化,稳压器能充分吸收该体积的变化;在汽轮机负荷变化的过渡过程中温度也随之变化,稳压器可限制系统的压力波动在允许的范围之内;反应堆启动时,按主冷却剂系统升温升压的要求,用稳压器将主冷却剂系统的压力从常提高到工作压力,停堆时,按降温降压要求使主冷却剂系统压力降下来;用以排除主冷却剂系统中的某些有害气体3.水质控制系统:担负回路中冷却剂的净化,添加化学物质控制水质,对水质监测及取样的任务,主要由净化系统,化学物添加系统,水质监测取样系统组成。
控制水质的方法通常有几种:采用过滤器除去颗粒状杂质,采用树脂床离子交换器除去离子杂质,向介质中添加化学物品调整pH值,减少水中含氧量,监测水质指标。
4.辅助水系统:由设备冷却水系统,补给水系统,一次屏蔽水系统,换料充排水系统和其它辅助水系统构成5.工程安全设施:为了预防反应堆及附属设备发生事故以及在事故工况下限制和防止主要设备损伤而设的设施,如余热及危急冷却系统,安全注射系统和安全喷淋系统,非能动冷却系统等。
6.放射性废物处理系统:为放射性废物的收集及处理而设二回路:二回路是将蒸汽的热能转换为机械能或电能的装置。
二回路系统主要是由蒸汽发生器二次侧、蒸汽轮机、主冷凝器、冷凝水泵、给水加热器,除氧器、给水泵,循环水泵、中间汽水分离器和相应的阀门、管道组成。