核动力装置
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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。
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。
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。
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。