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航母核动力反应堆原理航母核动力反应堆原理航母核动力反应堆是一种利用核能产生热能的装置，其原理是通过核裂变反应将核能转化为热能，再将热能转化为动能，从而驱动航母的发动机。
航母核动力反应堆的核心部分是反应堆压水堆，其主要由反应堆压力容器、燃料组件、冷却剂循环系统、控制系统等组成。
反应堆压力容器是反应堆的主体部分，其内部装有燃料组件和冷却剂，同时还有控制系统和安全系统。
燃料组件是反应堆的核心部分，其主要由铀燃料棒和控制棒组成。
铀燃料棒是反应堆的能源来源，其内部装有铀-235等核燃料，通过核裂变反应产生热能。
控制棒则是用于控制反应堆的反应速率，从而保证反应堆的稳定运行。
冷却剂循环系统是反应堆的重要组成部分，其主要作用是将反应堆产生的热能转化为动能，从而驱动航母的发动机。
冷却剂循环系统由主循环泵、蒸汽发生器、蒸汽涡轮机等组成。
主循环泵负责将冷却剂循环输送到反应堆压力容器中，蒸汽发生器则将冷却剂中的热能转化为蒸汽，蒸汽涡轮机则将蒸汽转化为动能，从而驱动航母的发动机。
控制系统是反应堆的重要组成部分，其主要作用是控制反应堆的反应速率，从而保证反应堆的稳定运行。
控制系统由反应堆控制棒、反应堆保护系统、反应堆安全系统等组成。
反应堆控制棒用于控制反应堆的反应速率，反应堆保护系统则用于保护反应堆在异常情况下的安全，反应堆安全系统则用于保证反应堆的安全运行。
总之，航母核动力反应堆是一种利用核能产生热能的装置，其原理是通过核裂变反应将核能转化为热能，再将热能转化为动能，从而驱动航母的发动机。
反应堆压力容器、燃料组件、冷却剂循环系统、控制系统等组成了航母核动力反应堆的核心部分，其稳定运行对于航母的安全和性能具有重要意义。
1.3压力容器规范标准目的：确保压力容器在设计寿命内安全运行内容：材料、设计、制造、检验等性质：法规，必须遵守特点：定期补充、修改，用新规范1.3.1国外主要规范标准简介：美国A S M E规范、日本压力容器标准、欧盟压力容器标准1、美国A S M E规范目前A S M E规范共有十二卷包括锅炉、压力容器、核动力装置、焊接、材料、无损检测等内容。
A S M E规范每三年出版一个新的版本，每年有两次增补。
在形式上，A S M E规范分为4个层次：规范（C o d e）、规范案例（C o d e C a s e）、条款解释（I n t e r p r e t a t i o n）、规范增补（A d d e n d a）A S M E规范中与压力容器设计有关的主要是第Ⅷ篇《压力容器》、第Ⅶ篇《移动式容器建造和连续使用规则》和第Ⅹ篇《玻璃纤维增强塑料压力容器》。
第Ⅷ篇分为3个册：第1册《压力容器》第2册《压力容器——另一规则》第3册《高压容器另一规则》简称A S M EⅧ-1、A S M EⅧ-2和A S M EⅧ-3A S M EⅧ-1A S M EⅧ-1为常规设计标准，适用压力小于等于20M P a；它以弹性失效设计准则为依据，根据经验确定材料的许用应力，并对零部件尺寸作出一些具体规定。
由于它具有较强的经验性，故许用应力较低。
A S M EⅧ-1不包括疲劳设计，但包括静载下进入高温蠕变范围的容器设计。
A S M EⅧ-2A S M EⅧ-2为分析设计标准，它要求对压力容器各区域的应力进行详细地分析，并根据应力对容器失效的危害程度进行应力分类，再按不同的安全准则分别予以限制。
跟A S M EⅧ-1相比，A S M EⅧ-2对结构的规定更细，对材料、设计、制造、检验和验收的要求更高，允许采用较高的许用应力，所设计出的容器壁厚较薄。
A S M EⅧ-2包括了疲劳设计，但设计温度限制在蠕变温度以内。
A S M EⅧ-3A S M EⅧ-3主要适用于设计压力不小于70M P a的高压容器。
核动力发动机内部结构
核动力发动机是一种利用核能产生动力的发动机，它的内部结构包括反应堆、燃料元件、冷却剂、控制棒、反应堆压力容器等部分。
反应堆是核动力发动机中最重要的组成部分，它是核反应的主要场所，通过核裂变或核聚变产生能量。
燃料元件是反应堆中的燃料，通常采用铀或钚等放射性元素，其内部包含丰富的核能。
冷却剂用于控制反应堆的温度，通常采用水、氦气或液氦等。
控制棒用于调节反应堆的核反应速率，通常采用碳化硼等材料制成。
反应堆压力容器则是用于容纳反应堆和防止辐射泄漏的结构。
在核动力发动机的运行过程中，反应堆中的核燃料会不断地释放能量，冷却剂会带走这些能量，同时也会降低反应堆的温度。
控制棒的移动会影响核反应的速率，从而控制发动机的输出功率。
总的来说，核动力发动机的内部结构非常复杂，需要高度的技术支持和安全保障，但其产生的动力也非常强大，可以用于飞行器、潜艇等高科技领域。
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说明书一丶反应堆冷却剂系统主要设备有：反应堆压力容器，蒸汽发生器一回路侧，反应堆冷却剂泵，稳压器及释放到安全阀的管系，连接上述设备的管道及管道附件，直管上的隔离阀以及高压管道。
主要功能：（1）正常运行时，将堆芯产生的热量传输给蒸汽发生器的二回路侧工质，使其产生蒸汽；（2）反应堆停堆时，与二回路蒸汽排放系统配合，排除堆芯剩余热量的一部分；（3）事故工况下，依靠冷却剂自然循环实现堆芯应急冷却；（4）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，是为防止放射性物质向外扩散的第二道安全屏障。
二丶压力安全系统主要设备：稳压器，波动管，喷淋管，泄压阀，安全阀。
主要功能：（1）在核动力装置功率运行时，吸收冷却剂的体积波动，维持并控制反应堆冷却剂系统压力在允许范围内。
（2）在冷启动和冷停堆过程中，与其他系统和设备配合，对反应堆冷却剂系统进行升温升压和降温降压。
（3）在反应堆冷却剂系统压力过高或者过低时，向警报装置、反应堆保护系统提供压力信号，触发警报和反应堆停堆。
其中，压力过高时启动安全排放系统，进行超压保护，压力过低时启动专设安全设施进行安全注射。
（4）根据运行要求，排放反应堆冷却剂系统中产生的裂变气体，氢气等。
三丶低压净化系统和化学添加系统主要设备：再生式热交换器、余热排除热交换器、除盐器、容积控制箱、氢气瓶、硼酸箱、联氨箱、上充泵、以及连接上述设备的阀门及管道。
功能及流程：通过过滤、离子交换等手段连续除去冷却剂中溶解的和悬浮的杂志，保证冷却剂中的杂质浓度在允许值一下，降低冷却剂的放射性水平。
低压净化系统需要净化的冷却剂从反应堆冷却剂主泵进口段引出，经再生式热交换器冷却，再通过减压阀将冷却剂由10.78MPa减至1.47MPa，同时，还通过减压阀控制从反应堆冷却剂系统中引出的冷却剂的流量。
经过一次降温降压的冷却剂流经余热排出热交换器进行二次冷却，如果冷却剂满足温度要求，送往位于反应堆辅机舱的净化回路进行过滤和除盐，净化后的冷却剂排入位于反应堆舱的容积控制箱。
压力容器规范标准目的：确保压力容器在设计寿命内安全运行内容：材料、设计、制造、检验等性质：法规，必须遵守特点：定期补充、修改，用新规范1.3.1国外主要规范标准简介：美国A S M E规范、日本压力容器标准、欧盟压力容器标准1、美国A S M E规范目前A S M E规范共有十二卷包括锅炉、压力容器、核动力装置、焊接、材料、无损检测等内容。
A S M E规范每三年出版一个新的版本，每年有两次增补。
在形式上，A S M E规范分为4个层次：规范（C o d e）、规范案例（C o d e C a s e）、条款解释（I n t e r p r e t a t i o n）、规范增补（A d d e n d a）A S M E规范中与压力容器设计有关的主要是第Ⅷ篇《压力容器》、第Ⅶ篇《移动式容器建造和连续使用规则》和第Ⅹ篇《玻璃纤维增强塑料压力容器》。
第Ⅷ篇分为3个册：第1册《压力容器》第2册《压力容器——另一规则》第3册《高压容器另一规则》简称A S M EⅧ-1、A S M EⅧ-2和A S M EⅧ-3A S M EⅧ-1A S M EⅧ-1为常规设计标准，适用压力小于等于20M P a；它以弹性失效设计准则为依据，根据经验确定材料的许用应力，并对零部件尺寸作出一些具体规定。
由于它具有较强的经验性，故许用应力较低。
A S M EⅧ-1不包括疲劳设计，但包括静载下进入高温蠕变范围的容器设计。
A S M EⅧ-2A S M EⅧ-2为分析设计标准，它要求对压力容器各区域的应力进行详细地分析，并根据应力对容器失效的危害程度进行应力分类，再按不同的安全准则分别予以限制。
跟A S M EⅧ-1相比，A S M EⅧ-2对结构的规定更细，对材料、设计、制造、检验和验收的要求更高，允许采用较高的许用应力，所设计出的容器壁厚较薄。
A S M EⅧ-2包括了疲劳设计，但设计温度限制在蠕变温度以内。
A S M EⅧ-3A S M EⅧ-3主要适用于设计压力不小于70M P a的高压容器。
压力容器的基础知识压力容器的基础知识一、压力容器：工农业生产及人民生活中广泛使用的承载一定压力载荷的密封容器。
承压容器很多，但易造成事故且危害性较大的只是一部分。
《条例》规定：压力容器，是指盛装气体或者液体，承载一定压力载荷的密闭设备，其范围规定为最高工作压力大于或者等于0.1MPa(表压)，且压力与容积的乘积大于或者等于2.5MPa/L的气体、液化气体和最高工作温度高于或者等于标准沸点的液体的固定式容器和移动式容器；盛装公称工作压力大于或者等于0.2MPa(表压)，且压力与容积的乘积大于或者等于1.0MPa/L的气体、液化气体标准沸点等于或者低于60℃液体的气瓶、氧舱等。
《容规》规定：具有下列条件才能划入压力容器1.最高工作压力（PW）≥0.1Mpa(不含液体压力下同);2.内直径（非圆形截面指其最大尺寸）大于或等于0.15m，且容积（V）大于或等于0.025m3;3.盛装介质为气体、液化气体和最高工作温度高于或等于标准沸点的液体。
二、压力容器的特点1.由于压力容器的压力源具有动态性质，所以潜伏着超过额定压力而引起爆炸的可能性，有三种情况：(a)压缩机和蒸汽锅炉的超压引起爆炸；(b)伴有化学反应的压力容器反应中超压(c)一般压力容器受环境温度影响升温升压引起爆炸。
2.压力容器中介质复杂：一旦爆炸，社会影响面大，甚至严重的影响社会的安定。
3.压力容器运行状况是相对静止的，但内部储存有巨大能量，事故具有隐蔽性和突发性.三、压力容器的压力来源。
压力容器的压力来源可以来自两个方面，一是气体的压力在容器外产生（增大）的，另一种是气体的压力是在容器内产生（增大）的。
(1)气体的压力在容器外产生（增大）的压力源一般来自二个设备：a.压力产生于气体的压缩机。
工作介质为压缩气体的容器，压力由压缩机对气体的压缩而产生的，例如贮气罐、油分离器等，这些容器承受的压力取决于压缩机出口的压力。
b.压力产生于蒸汽锅炉。
工作介质为蒸汽的压力容器，如蒸汽加热器、蒸发器、夹套容器加热的夹套等，它们的压力来源于蒸汽锅炉，压力的大小取决于锅炉的出汽压力.有时候压力容器所需要的蒸汽压力小于锅炉的出汽压力，则在容器的进口管上装设减压阀，调整减压阀即可以得到容器所需要的蒸汽压力.(2)在容器内产生（增加）的气体压力，在压力容器内气体压力一般是二个原因形成的。
船舶核动力装置核工程一班200820201111 施锦强核动力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：核燃料裂变释放出的热量，由流经堆芯的冷却剂(即100多个大气压的压力水)带出堆外，送进一回路系统。
一回路系统，包括主系统和若干个辅助系统，可将反应堆核燃料裂变释放出的热能传给二回路给水使之产生高压蒸汽。
主系统由稳压器、蒸汽发生器、冷却剂泵和主管道构成，并与反应堆压力容器连接构成密闭回路。
反应堆冷却剂是一回路的压力水，由冷却剂泵将其打入压水反应堆，在堆芯吸收核燃料裂变释放出的热量后，流出堆外进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管的管壁面，把热量传给蒸汽发生器中二回路给水，并使之变成蒸汽。
放掉热量后的低温冷却剂，从蒸汽发生器出来后，在冷却剂泵的驱动下，再次被打入压水反应堆，再吸收堆芯热量后，再出堆，如此循环往复运转。
辅助系统用于保障反应堆和主系统的正常运行。
一回路系统带有强放射性，设备布置按放射性强弱进行分区，以利操作和监测，并有坚厚的屏蔽设施。
二回路系统，主要由汽轮机、冷凝器、给水泵和管道以及若干辅助系统构成。
其功用是将蒸汽的热能转换为汽轮机转动的机械能或电能。
二回路的给水在一回路的蒸汽发生器中吸收一回路冷却剂从堆芯带出的热量，变成蒸汽，通过主蒸汽管，进入汽轮机，推动叶轮作功；排出的蒸汽进入主冷凝器冷凝成水后，经给水泵再送到蒸汽发生器变成蒸汽，进入汽轮机，如此循环，使汽轮机持续工作。
汽轮机组的机械能，或汽轮机发电机组的电能转换的机械能，经传动装置、轴系，传递给螺旋桨，以推动舰艇前进。
[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。
核电站核岛压力容器焊接工艺：反应堆压力容器的焊接1 反应堆压力容器焊接基本要求1.1 核容器的焊接必须遵循国际通用的规范和标准，如美国ASME规范第三卷核动力装置与设备、第五卷无损检验、第九卷焊接评定以及法国有关压水堆核电站设备设计与建造规范, 即RCCM-M等标准。
1.2核容器的焊接必须按照核安全法规的要求，建立设备制造质量保证体系,实施严格的质量管理和控制。
如HAF601民用核承压设备安全监督管理规定；HAF602民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法；以及HAF603民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考核和取证管理办法。
1.3每一项焊接新技术的应用必须通过有关部门组织的技术鉴定，并在取得较成熟的经验后才能投入生产使用。
此外,对于关键的焊接工艺，生产前必须进行焊接工艺评定，只有在完全达到设计技术指标要求后，才能正式投入生产制造。
同时对焊工或焊接操作工的技能也必须进行考核，未经资质评定合格的焊工不得参与焊接操作。
1.4重要部件的焊接必须设置焊接见证件。
见证件分为产品见证件和在役监督试件。
产品见证件必须具有所代表产品相应的化学成分范围、相类似的锻造比、相同的热处理制度，并且与产品一样经受制造和焊接中的各种热循环，然后按产品的技术要求进行考核。
在役监督试件取自产品见证件，在反应堆内经受与产品同样的辐照检验，作为考核反应堆压力容器继续运行的质量保证依据。
2 反应堆压力容器的焊接2.1 概述a）核反应堆压力容器由两部分组成：顶盖组合件由上封头和顶盖法兰焊接而成；筒件组合件则由下封头、过渡段、堆芯筒身、接管段筒体、容器法兰和进出水接管焊接而成。
b）反应堆压力容器内表面均堆焊超低碳不锈钢。
上封头装有驱动管座。
驱动管座开孔周围局部堆焊镍基合金。
在接管段筒体的开孔部位焊接进出水接管,接管端部则与不锈钢安全段连接。
在下封头内壁径向支承块焊接区域和中子通量孔周围局部堆焊镍基合金，随后焊接径向支承块和中间通量管座。
核动力工程Nuclear Power Engineering第29卷第4期(增刊)2008年8月V ol.29.No.4(S1)Aug.2008文章编号:0258-0926(2008)04(S1)-0080-03核反应堆压力容器材料辐照监督试样力学性能试验中的质量控制蒋国富，伍晓勇（中国核动力研究设计院，成都，610005）摘要：反应堆压力容器材料辐照监督试验的工作内容主要包括监督管的堆内提取与装/卸车操作、监督管解体及探测器块切割、温度监测器检查、冲击和拉伸试验以及试样的长期贮存与检查等。
项目质量控制通过控制过程质量来实现，关键在于制定完善且具有良好可操作性的的程序文件、加强人员培训和过程控制并持续改进。
通过质量控制和质量管理，已完成的10根监督管共700余个辐照试样均获得有效而可靠的数据，试验数据的可信度大于等于95%。
关键词：核电站；压力容器；辐照监督；质量控制中图分类号：TL351.6文献标识码：A1引言轻水堆压力容器(RPV)材料常用低合金铁素体钢，在运行时承受高温、高压、流体冲刷、腐蚀、中子辐照等影响，如果运行温度、压力超过限制条件，存在诱发突然断裂的危险。
因此，在核电站运行过程中，必须随堆监测RPV 材料由于中子辐照引起的力学性能变化，以便对可能存在的断裂风险进行评估。
辐照监测的方法是在堆内热屏蔽层与RPV 内壁之间放置监督管，定期抽取后对材料试样进行力学性能检验，结合中子注量测量结果评价RPV 材料的中子辐照脆化效应，预测RPV 的使用寿命，并对核电站运行限值提出合理建议。
中国核动力院(NPIC)目前承担着大亚湾核电站1#、2#机组，岭澳核电站1#、2#机组以及秦山第二核电厂1#、2#机组共6台机组的压力容器材料的辐照监督试验，自1998年大亚湾核电站第一根辐照监督管(2#机组U 管)解体切割至今，已圆满完成了10批辐照监督试验。
辐照监督试验的工作内容主要包括监督管的堆内提取与装/卸车操作、监督管及探测器块切割、温度监测器检查、冲击和拉伸试验以及试样的长期贮存与检查等。
根据中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局于2008年1月8日颁布的《压力容器压力管道设计许可规则》：A1级，指超高压、高压容器（注明单层、多层）；A2级，指第三类低、中压容器；A3级，指球形储罐；C1级，指铁路罐车；C2级，指汽车罐车、长管拖车；D1级，指第一类压力容器D2级，指第二类压力容器SAD级，指压力容器应力分析设计。
为了确保压力容器的安全，许多国家都制定自己的压力容器规范，国外影响较广泛并具有权威规范有：美国的ASME规范、英国的BS5500、日本的JISB8243以及德国的AD规范等。
我国有国家质量技术监督局颁布的《压力容器安全技术监察规程》、GB150《钢制压力容器》、GB151《管壳式换热器》等。
这里主要介绍国外压力容器规范1、美国ASME规范ASME锅炉及压力容器规范是由美国机械工程师学会制定的，现在已正式成为美国的国家标准。
它具有以下主要特点：(1)规模庞大，内容极其完备，它本身就构成了一个完整的标准体系，而且是当前世界上最大的封闭型标准体系。
所谓封闭型标准体系的含义即基本上不必借助于其它标准，其本身可完成压力容器选材、设计、制造、检验、试验、安装及运行等全部工作环节。
目前ASME规范共有11卷，总计22册，另外还有2册规范案例，其中与压力容器有关的有：第Ⅱ卷材料技术条件A篇钢铁材料B篇有色金属材料C篇焊条、焊丝及填充金属第Ⅲ卷核动力装置设备第V卷无损检测第Ⅷ卷压力容器一第1分篇压力容器一第2分篇第Ⅸ卷焊接及钎焊评定广—第X卷玻璃纤维增强塑料压力容器第Ⅺ卷核动力装置设备在役检查规程(2)、ASME规范技术先进，修订及时，安全可靠。
能做到这一点，不仅因为它有力量雄厚的专门班子，完备的修订制度，更主要的是因为它有庞大的科研后盾。
(3)、自从1968年公布了第Ⅷ卷第2分篇以来，ASME规范即实行了压力容器基础标准的双轨制。
第Ⅷ卷第亚分篇即按“常规设计”，它的安全系数较高，设计方便，制造检验不太严格，对一般压力容器来说是足以保证安全的。
核动力船舶核动力船舶压力容器纵览7-1核动力船舶主要类型将原子核裂变释放的核能转变为船舶螺旋浆推进力的系统和设备，称为船舶核动力推进系统，简称船舶核动力系统。
以核潜艇为例，图7-1-1、7-1-2给出了采用压水（PressureWater ）型的核反应堆(NuclearReactor)产生蒸汽、然后用其驱动汽轮机（SteamTurbine ），最后汽轮机轴再经齿轮减速器传动螺旋浆的过程。
核潜艇的核动力推进装置主要由压水核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、一回路管道与循环系统、二回路管道与循环系统、主蒸汽轮机（透平）、螺旋桨电动机、螺旋桨推进器及其他辅助系统组成。
由核潜艇动力推进装置流程图看出：核潜艇动力推进装置的主要特点是：螺旋桨推进器的动力既可来自主汽轮机的轴动力、又可用电动机驱动；该电动机的电源来自蓄电池，而蓄电池利用艇上发电机充电系统不断充电，而发电机是用另一台辅助汽轮机驱动的。
图7-1-1 压水堆型核推进系统的构成示意图1 234567891011131214 151617181-稳压器 2-蒸汽发生器 3-主蒸汽阀 4-主汽轮机 5-减速器 6-离合器 7-主电动机 8-控制棒 9-辅汽轮机与主发电机 10-连轴器 11-一回路屏蔽 12-反应堆 13-主泵 14-电动机 15-发电机 16-蓄电池17-冷凝器18-泵图7-1-2 核推进装置艇内布置示意图1812 24 97轴承65 一回路管核屏蔽压力壳核动力船舶所以多采用压水核反应堆，主要是出于如下安全性考虑：核动力船舶的工作状态不像陆上的核电站，它航行中要产生摇摆和震动，特别对军用舰艇来说，还有训练、作战时的更大程度上的动作，这样一来，核反应堆的选型，要以使用安全性为主。
压水核反应堆内的冷却剂（冷却水）的温度虽然可达330℃，但其工作压力为16Mpa 左右的高压，在如此高的压力下，反应堆内的冷却水不会沸腾，不会沸腾的冷却水就不会产生气体，没有气体产生的一回路冷却水，也就不会因船舶的摇摆和震动给一回路的结构带来高出设计的额外压力而损坏；还有，压水核反应堆的一回路系统与二回路系统之间，发生关连的设备是蒸汽发生器，在蒸汽发生器中，有核辐射的一回路系统冷却水与二回路系统的工质（水）并不直接接触，中间的隔离层就是蒸汽发生器的一回路系统热交换管束，因此，这相对增加了使用安全性：整个二回路系统（主汽轮机、冷凝器和二回路系统管道等）因没有核辐射，所以可在不用核屏蔽的情况下运行，这就可简化核动力船舶轮机舱的设计（图7-1-3、图7-1-4）。
反应堆轮机舱图7-1-3 核潜艇轮机舱的位反应堆舱轮机舱 主机（汽轮机）舱核屏蔽图7-1-4 核潜艇（Ohio ）的轮机舱核反应堆舱图7-1-5 美国第一艘核动力潜艇鹦鹉螺（Nautilus）号SSN-5711.核动力潜艇从全世界情况看，核动力船舶主要集中在军用舰艇的开发应用方面，其中，核动力潜艇的数量占第一位，截止2002年的统计，仅美国和俄罗斯两家就拥有各种类型核潜艇400余艘；而冷战核军备竞赛间期，两家的核潜艇总数曾经达到800多艘。
图7-1-6 航行中的Nautilus（1）核动力攻击潜艇（SSN、SSGN）核动力攻击型潜艇（SSN）主要以鱼雷对付敌方水面舰船和潜艇，任务是实施战役战术攻击和作战。
它们的数量占核潜艇的80%以上。
美国第一艘核潜艇，鹦鹉螺号（Nautilus）SSN-571（图7-1-5、7-1-6、7-1-7），就是一艘攻击潜艇。
1-艏部防波板；2-水声站导流罩；3-鱼雷发射器；4-艏水平舵；5-备用鱼雷；6-设备室；7-艇员居住室；8-氧气瓶；9-原子化验室；10-厨房；11-出入口；12-贮藏室；13-军官餐室；14-艇长室；15-蓄电池舱；16-艇员餐室；17-艇操纵部位；18-海图室；19-总指挥室；20-舰桥；21-潜望镜；22-压载水舱；23-无线电技术观察部门的辅助机械；能发射巡航导弹的，则称为巡航导弹核潜艇（SSGN ）。
巡航导弹是一种靠喷气发动机的推力和弹翼的气动升力，以巡航状态在稠密大气层内飞行的导弹。
巡航导弹能自动导航、以最有利的速度和高度飞行数千公里，进行超低空突防，把战斗部准确地送到预定地点，其精度误差仅为数十米。
因此，是一种打击大型航母编队的致命武器。
该级艇为水滴线型，双壳体结构，两层壳体的间距约为4m ，以便安排巡航导弹系统（图7-1-9）；结构性能指标：耐压壳体：变直径圆筒形结构，中部最大直径为8.5m ；艇长×吃水：154 m ×9m ；宽度：18.2m ；动力装置：2台ok-650b 型压水堆；2台蒸汽轮机；双轴驱动；2个7叶固定螺距螺旋桨；Ⅰ-艏鱼雷舱；Ⅱ-居住舱和蓄电池舱；Ⅲ-中央操纵部位；Ⅳ-反应堆舱；Ⅴ-透平舱；Ⅵ-居住舱；Ⅶ-艉舱； 24-无线电天线（可升降式）；25-无线电天线（可折倒式）；26-雷达天线；27-通气管装置空气筒；28-通气管装置废气筒；29-鱼雷发射指挥部；30-雷达部位；31-水声部位；32-反应堆；33-第一层防护装置；34第二层防护装置；35-控制棒；36-一回路泵；37-蒸汽发生器；38-蒸汽发生器部件；39-柴油机排气消声器；40-柴油机—发电机；41-空气调节装置；42-机械装置操纵部位；43-通风管路；44-主蒸汽管路；45-高压透平；46-主冷凝器；47-低压透平；48-减压器；49-润滑油；50-冷凝泵；51-推进电动机；52-艇员餐室和居住室；53-推进舱隧、贮藏室；54-螺旋浆出口和水平稳定器；55-垂直稳定器；56-垂直舵；57-艉水平舵；58-螺旋浆； 图7-1-7 美第一艘核动力潜艇鹦鹉螺号（Nautilus ）的总布置图图7-1-8 俄罗斯库尔斯克（Kursk ）号核潜艇 巡航导弹核潜艇中，俄罗斯的奥斯卡(Oscar)级核潜艇是一种庞大的艇种。
其中的库尔斯克（Kursk ）号（图7-1-8、图7-1-9、）就属于该级别、该艇因事故沉没于巴伦支海而闻名。
前苏联海军把攻击美国海军的航母编队、保卫本土不受威胁作为主要战略使命之一。
为此，该级潜艇可用多枚巡航导弹同时对目标发动攻击，也可与远程海上轰炸机和水面舰艇协同作战，以对航母作战编队实施强力反舰导弹发射器前逃生口后逃生口鱼雷舱图7-1-9 库尔斯克（Kursk ）巡航导弹发生器的布置图(1)(2)(3)(4)(1)（巡航）导弹发射器；(2) 打开盖子的导弹发射器 (3) 库尔斯克（Kursk ）布置图；(4) 导弹发射器布置图； 变直径的耐压壳（2）弹道导弹核潜艇（SSBN）弹道导弹核潜艇（SSBN）又称战略核潜艇，其开发目的是以大规模摧毁敌国城市及其它战略设施为目标。
例如，美国“俄亥俄”（OhioSSBN-726）级核潜艇就是美国战略核力量的重要组成部分，是其核威慑战略的重要保证之一（图7-1-10）。
一艘“俄亥俄”级核潜艇上携带24枚“三叉戟II”型洲际弹道导弹。
该型导弹的最大射程在1.2万公里以上，命中精度90m，每枚导弹最多可携载12颗分导弹头。
总计288个分弹头可以在半小时内摧毁对方多个大中型城市或重要的战略目标。
结构性能指标：排水量：18750t；全长：170.7m；宽：12.1m；吃水：11.8m；反应堆：通用电气S8G自然循环压水反应堆；热功率：250MW；更换核燃料周期：15年以上；2台蒸汽轮机；齿轮减速装置；单轴，单个7叶螺旋桨；水下航速20节以上；“俄亥俄”级核潜艇的艇体外形近似于水滴形，长宽比为13.3/1。
艇体大部分是单壳体结构，占艇体总长的60％（见图7-1-11）；结构与布置：艇体艏艉部是非耐压壳体，中部为耐压壳体。
耐压艇体分为四大舱：指挥舱、导弹舱、反应堆舱和主辅机舱。
指挥舱分为三层：上层设有指挥室，无线电室和航海仪器室；中层前部为生活舱，后部为导弹指挥室；下层布置4具鱼雷发射管；导弹舱位于舯部指挥台围壳后面，24个发射井筒，对称于中心线平行布置。
反应堆舱的上部是通道，下部布置反应堆。
该级核潜艇在中低速航行时不使用主循环泵，冷却剂在一回路系统中自然循环。
在发生断电，或主循环泵发生故障时也能导出裂变热，增强了安全性。
在巡航工况时不使用主循环泵，因而减去了一大噪声源，再加上采用了许多降噪新技术：消声材料、机械噪声的隔声减振措施、浮筏减振（轮机安装底座）和低噪声辅机等，因而辐射噪声低。
军官会议室 声纳舱 无线电舱 计算机房鱼雷舱辅机舱1 制餐设备导航室 导弹控制舱 指挥与控制室战略巡航导弹 艇内甲板与隔舱壁弹道导弹发射井 水下发射推出装置 辅机舱2 核反应堆 轮机舱 艇员舗位与医药存储间 图7-1-11 Ohio 级SSBN-726功能设计布置俄罗斯台风级 (T yphoon SSBN-941)核潜艇 图7-1-12、7-1-13、7-1-14，是前苏联最大的弹道导弹潜艇，也是目前为止，全球最大的潜艇。
台风级核潜艇是典型的冷战产物，目的就是为了与美国达到“相互保证毁灭原则”。
与美国俄亥俄级相比，体积近乎于是俄亥俄级的两倍，装备20个导弹发射管，装载SS-N-20弹道导弹，其射程达到8300公里； 结构性能指标艇長： 171.5m ； 全寬： 24.6m ； 水上排水量： 21,500t ； 潛航排水量： 26,500 t ； 极限潜深： 300m核动力：2台ok-650压水堆； 单台功率： 190MW ； 2台蒸汽轮机；总功率： 81600马力。
图7-1-12 T yphoon SSBN-941导弹发射井图7-1-13俄台风级 (T yphoon SSBN-941) 核潜艇图7-1-14 SSBN-941的剖面图2.核动力航空母舰航空母舰是一种以舰载机为主要作战武器的大型水面舰只。
它攻防兼备，作战能力强，能执行多种战役战术任务，因而倍受世界海军的器重。
现代核动力航空母舰及舰载机已成为高技术密集的军事系统工程。
不少专家认为，航空母舰已成为一个国家军事、工业、科技水平与综合国力的象征。
美国尼米兹号（Nimitz CVN 68）（图7-1-15）航空母舰1976年开始建造的新型核动力航空母舰，至今，该型航空母舰已建造10艘； 排水量： 88,000t ； 总长： 332.8m ； 水线长： 317.0m ； 最宽： 76.8 m ； 水线宽： 40.8 m ；核动力：2×A4Ws 压水堆； 4台汽轮机；4轴推进； 总功率： 260,000 马力图7-1-15 美国 尼米兹号（Nimitz CVN 68）航空母舰图7-1-16 美国 企业号（Enterprise CVN 65）航空母舰企业号（Enterprise CVN 65）航母（图7-1-16、图7-1-17）是美国第一艘核动力航空母舰； 排水量：93,500t ；总长：：342.3 m ；水线宽：40.5 m ；核动力：8 x A2W 压水堆；4台汽轮机； 4轴推进；280,000 shp ； 速度：30节图7-1-17 Enterprise CVN 65的模CVN-75 TRUMAN 是美国尼米兹级10艘中的第八艘（图7-1-18、图7-1-19），1996年下水，1998年服役。
