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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。
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。
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。
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。
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。
