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核动力装置

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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

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。

核动力设备及装置总复习

核动力设备及装置总复习

核动力设备及装置总复习名词解释应力腐蚀：在腐蚀和应力的联合作用下导致金属自然破裂的现象晶间腐蚀：腐蚀沿着晶粒间界进行耗蚀：由于可溶性酸性磷酸盐的局部高浓缩，使管子产生均匀腐蚀而造成的一种腐蚀破坏形式凹痕：由于在管子与支撑板间的环形缝隙中产生的坚硬腐蚀产物所造成的压力而导致蒸汽发生器管子产生塑性变形，并引起支撑板变形以致破裂的一种腐蚀破坏现象微震磨损：由于振动使得支撑板和管子或相邻管子间发生冲击碰撞和滑动摩擦，从而使管子产生金属磨损，这种冲击和滑动运动是往复的，并且振幅很小。

临界热负荷：当热流密度达到由核态沸腾变为膜态沸腾所对应的值时，加热表面上的气泡很多，以致使很多气泡连成一片，覆盖了部分加热面。

由于气膜的传热系数低，加热面的温度会很快升高，而使加热面烧毁，则此时热流密度称为临界热负荷第一类传热恶化：由于换热偏离核态沸腾而造成的传热恶化第二类传热恶化：由于液膜蒸干而引起的传热恶化界限含气率：流通中蒸干点处得含气率质量含气率：单位时间内，流过通道某一截面的两相流体质量中气相所占的此例份额截面含气率：气液两相流道某一截面上，气相所占截面积与总流道截面积之比体积含气率：气相体积流量与两相流体总体积流量之比折算速度：在气液两相流道中，两相中的任意一相单独流过同一通道时的速度循环速度：指与气液两相混合物总质量流量相等的液相介质流过同一截面通道时的速度循环倍率：单位时间内，流过通道某一截面的两相流体总质量与其中的气相介质质量流量之比循环运动压头：由于截面两侧受到压力差，即两侧受力不平衡，从而流体产生流动，则称使流体产生流动的动力的压力差为循环运动压头循环运动有效压头：在循环回路的运动压头中，克服汽水混合物向上流动时产生的阻力后所剩余的压头，它等于下降空间阻力蒸汽发生器的静态特性：由于蒸汽发生器负荷变化而引起一回路冷却剂的平均温度和二回路工质压力变化的规律。

水滴状带盐：由于蒸汽带有水滴而使蒸汽带盐的方式分子状带盐：盐分子直接溶于蒸汽中，随着蒸汽被带出。

船舶核动力装置

船舶核动力装置

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16
《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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43
《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

集成化核动力装置运行支持系统设计分析

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

核动力发动机工作原理

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。

ASME第3卷 核动力装置设备 简介解析

ASME第3卷 核动力装置设备 简介解析
ASME
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
10
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


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

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

真实含汽量对于流动通道任何一个横截面上的真实含汽量x 定义为 蒸汽的质量流量/汽液混合物的总质量流量。
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。

核动力装置的设备


蒸汽发生器 稳压器
压水堆本体结构主要由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒驱动机构等部件组成 。
堆芯是进行链式核裂变反应的区域。压力容器是放置堆芯及堆内构件、防止放射性物质外逸的承压设备。冷 却剂由反应堆压力容器进口接管进入，沿压力容器内侧向下，在吊篮底部向上通过流量分配装置，然后继续向上 进入堆芯，将燃料棒释出的热量导出，被加热的反应堆冷却剂经吊篮出口、反应堆压力容器出口接管流出。
核动力装置的设备
使核反应堆产生动力的设备
目录
01 反应堆冷却剂系统 （一回路）设备
02 二回路系统设备
核动力装置的设备是指使核反应堆产生动力的设备，如核蒸汽供应系统和核电站汽轮机等，以及为保证设备 正常运行、人员健康和安全所需要
反应堆本体结构 反应堆冷却剂泵
冷却剂泵又称为主泵，它的作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的强迫循环流量通过堆芯，把反 应堆产生的热量送至蒸汽发生器。分为2大类：屏蔽电机泵和轴封泵。
蒸汽发生器是压水堆一回路、二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的给水，产生 蒸汽推动汽轮机做功。按照二回路工质在蒸汽发生器流动方式，可分为自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环） 蒸汽发生器；按传热管形状，可分为U形管，直管、螺旋管等。在压水堆中以U形管自然循环蒸汽发生器应用最为 广泛。
下图为大亚湾核电站汽轮机组。
谢谢观看
稳压器基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂系统在反应堆内发生容积沸腾。稳压器在电厂 稳态运行时，将一回路维持在恒定压力下；在瞬态时，将压力变化限制在允许值内；在事故时，防止一回路系统 超压，维护一回路完整性。
二回路系统设备
二回路系统主要功能是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮机发电机组做功，同时也提供蒸汽，为电站其他 辅助设备使用。做完功的蒸汽在冷凝器中凝结成水，由凝结水系统将水打入蒸汽发生器。主要由蒸汽轮机、发电 机、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、中间气水分离再热器，和相应的仪表、阀 门、管道等设备组成 。
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2020/6/15
《核动力装置》
2
核安全三要素
反应性控制 控制棒、硼酸溶液
堆芯冷却 余热排出、安全注射
放射性产物的包容 超压保护、安全喷淋
只要满足三要素的要求，核安全就能得到保证。
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《核动力装置》
பைடு நூலகம்
3
设置工程安全设施的目的
保证核动力装置运行的安全，在事故工况下： ➢ 防止放射性物质泄漏 ➢ 防止堆芯损坏
第二阶段 冷却剂温度降低到150℃以下，余热排出系统投入运行， 用海水通过余热排出冷却器对堆芯冷却剂继续冷却，直至 冷停堆状态。
➢ 适用于低压型余热排出系统 ➢ “陆奥”号、核电厂中采用这种方式
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《核动力装置》
14
余热排出方式之二 —— 直接排出
措施一 正常冷停堆时，余热排出系统直接投入，对反应堆冷却剂 系统进行冷却
力和放射性剂量水平迅速升高，威胁到第三道安全屏障的 完整性
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《核动力装置》
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失水事故（LOCA）的分类
按破口大小可分为： ➢ 小破口：如蒸汽发生器传热管破裂； ➢ 中破口：与主管道相联的支管破裂； ➢ 大破口：主管道破裂。
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《核动力装置》
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主蒸汽管道断裂事故（MSLB）
2020/6/15
《核动力装置》
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失水事故（LOCA）
LOCA（Loss of Coolant Accident） 反应堆冷却剂系统的承压边界发生破损，冷却剂无控制的 流出。
LOCA的后果 ➢ 大量冷却剂通过破口流出，流过堆芯流量迅速减小，而且
由于系统泄压，堆芯出现蒸汽，造成堆芯传热恶化 ➢ 漏出的冷却剂瞬间汽化，使堆舱（安全壳）内的温度、压
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《核动力装置》
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图3-17 停堆后衰变热的变化
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《核动力装置》
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图3-17停堆后堆内功率的变化
2020/6/15
《核动力装置》
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影响余热的主要因素
瞬发中子引起的燃料裂变； 堆结构材料的蓄热量； 缓发中子引起的燃料裂变； 运行过程中积累的裂变产物的β和γ能量。
措施二 事故停堆时，依靠自然循环冷却堆芯，采用事故冷却系统 导出热量 （需要专门设计，如非能动余热排出系统）
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《核动力装置》
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复习
余热排出系统的功能 高压余热排出系统的特点 低压余热排出系统的特点
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《核动力装置》
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3.4.2安全注射系统与堆舱（安全壳）喷淋系统
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《核动力装置》
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3.4.1余热排出系统
功用 正常停堆、冷停堆及事故紧急停堆时，除去堆芯衰变热及 一回路系统显热（统称余热）。
➢ 衰变热 停堆后，堆芯由于裂变产物的放射性衰变而产生的热量。
➢ 热停堆 停堆后，冷却剂的温度仍保持在接近运行参数的状态。
➢ 冷停堆 停堆后，冷却剂系统保持为常温、常压状态。
➢ 实际上是使用容积控制系统向RCS补水 ➢ 这时为高压安注阶段
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《核动力装置》
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安全注射系统的工作过程——中破口
泄漏明显，反应堆冷却剂系统（RCS）压力下降明显 稳压器水位下降明显 在中压下向RCS注水，以补充稳压器液位的降低 方案1：使用补水泵，注水量略大（9.6m3/h） 方案2：使用应急衰变热排出泵，水源为应急注水箱
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《核动力装置》
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图3-18 高压型余热排出系统
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《核动力装置》
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高压型余热排出系统的特点
自身不设置余热排出泵，依靠主泵提供循环动力； 直接用海水或设备冷却水进行冷却； 系统压力接近反应堆冷却剂系统； 备用时由小股流量预热； 冷却器置于高位，有一定自然循环能力。
反应性，使堆功率迅速升高，造成超功率
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《核动力装置》
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图3-21 安全注射系统的流程
2020/6/15
《核动力装置》
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安全注射系统的工作过程——小破口
泄漏量小，反应堆冷却剂系统（RCS）压力下降较慢 稳压器水位有较明显的下降 在高压下向RCS注水，以补充稳压器液位的降低 使用充填泵获得高压头，但注水量较小（2m3/h）
MSLB（Main Steam Line Break） 将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送至二回路主汽轮机的蒸汽 管道破裂，大量蒸汽泄漏到舱室中
MSLB的后果 ➢ 位于堆舱（安全壳）内的主蒸汽管道断裂，大量蒸汽漏入
舱室，使温度、压力升高，威胁第三道安全屏障的完整性 ➢ 蒸汽负荷急剧增加，使冷却剂温度迅速降低，引入较大正
安全注射系统（应急堆芯注水系统） 在失水、停泵、断电及蒸汽管道破裂等事故工况下，向堆 芯应急注水，以除去余热，避免堆芯烧毁。
安全喷淋系统 在失水事故或堆舱（安全壳）内主蒸汽管道破裂等事故工 况下，向堆舱（安全壳）内喷淋冷却水，以控制堆舱内的 压力和温度，并可清洗放射性物质，避免第三道安全屏障 破裂。
3.4 工程安全设施
1.概述 2.余热排出系统 3.安全注射系统与堆舱(安全壳)喷淋系统 4.非能动安全系统的概念
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1.概述
核反应堆的潜在危险性 ➢ 具有放射性 ➢ 停堆后存在衰变热 ➢ 运行时工质为高温高压状态 事故后果 ➢ 三道安全屏蔽破裂，放射性物质泄漏至环境 ➢ 堆芯失去充分冷却，造成熔毁
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图3-19 潜艇的事故冷却系统
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图3-20 低压型余热除去系统
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低压型余热排出系统的特点
停堆后，由反应堆冷却剂系统将冷却剂温度降至150℃以 下，压力降至1.53MPa以下时，
停堆后24小时以内，可把冷却剂温度降到60℃以下 系统发生故障而用一台热交换器和一台泵运行时，也能将
冷却剂温度保持在150℃以下 单台余热排出热交换器的传热量为159.32kW，冷却剂总
流量为20m3/h 在旁通管上有控制阀，用以调节旁通流量，控制冷却速度 需设置事故工况专用的危急冷却系统。
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余热排出方式之一 —— 分阶段排出
第一阶段 正常热停堆或者冷停堆时初期，反应堆冷却剂系统继续运 行，蒸汽发生器产生的蒸汽经蒸汽排放系统排往冷凝器。