欢迎访问ManBetX3.0下载|万博安全买球!

您现在的位置:ManBetX3.0下载 > 船舶展示 > 化学品船 >
详细介绍

万博网页版核动力装置详解(组图)

来源:未知 作者:admin 日期:2018-07-07 09:36

  在核潜艇上,通常是安装带有ВВЭР型反应堆的核动力装置。苏联(俄罗斯)核潜艇的核动力装置同样也分为四代。除此之外,还包括一个试验性的核装置--645型(十一月级)带液态金属载热介质的动力装置,以及10831型, 1851型 (X射线型 (军服级)试验潜艇上的反应堆。

  俄罗斯核潜艇反应堆的热功率并不尽相同,1910型(军服级)上面不大的核动力装置仅有10兆瓦,而885型(北德文斯克级)新式核潜艇反应堆的热功率则为200兆瓦,至于1144型(基洛夫级)核巡洋舰上的反应堆,其热功率已高达300兆瓦。

  前苏联有很多设计局、工厂及企业都曾从事过核船舶的研制工作。1952年,第一条核潜艇的研制工作开始时,有大量的新工程-设计任务需要完成。首先则是建设核舰艇的动力组,也就是说建设反应装置以及确保其工作的系统及机械装置。科学院院士 А.П.亚历山德罗夫被任命为课题攻关领导人,Н.А.多列日阿里院士则被任命为了动力装置的总设计师。

  苏联科学家为核潜艇选择的是水-水反应堆,类似的反应堆当时在苏联还没有--核电站中类似的反应堆只是在1955年才开始研制。

  在研制水-水反应堆时,产生了一系列对于铀--石墨反应堆所没有的、重要的新问题。这些问题首先是与下列因素相关:

  不过,苏联科学家最终还是制造出了符合潜艇安装要求的小尺寸、高压及高机动性的核动力装置。随后,在这种核动力装置的基础上,苏联制造了四代核动力装置及其一系列的改型产品。

  制造出输送性的核装置,对于当时而言,是一个巨大的技术进步。但是,从核动力装置的核安全及放射安全方面而言,新式的核动力装置还有一系列重大的缺点,这成为一系更事故的诱发原因。

  第一代核动力装置应用期间,水-水反应堆共发生了五次核事故:1961年的K-19艇,1965年的K-11艇;1980年的1-222艇;1985年的K-143艇;1989年的K-192艇。除此之外,核动力装置发生的一些事情,还大大破坏了潜艇各舱内的放射环境。

  一级回路的体积及空间分配器太大;连接各主要设备--反应堆、蒸汽发电机、泵、热交换器、体积补偿器--的管路口径太大。在一级回路失去密封性的情况下,这些缺点会让组织防护成为巨大的难题(见K-192核潜艇上的事故),同时,无数连接一回路与监视-检测仪器的脉冲管发生断裂进,防护工作也是同样的困难(K-19艇上的事故)。

  一方面艇上设备可靠性不够而且其外形尺寸太大-尤其是那些应用直流电的电力设备,另一方面技术参数及应用参数又太高,一回路温度高达300°С, 一回路的压力约为200 атм,蒸汽温度约250 °С 等等。而且,艇上没有核动力装置的控制过程没有实现自动化,监视检测仪表可靠性及可信性较低(见K-27、K-222艇上的事故);核反应堆上的控制及保护系统也存在着同样的问题(见K-11艇上的事故)。

  第三级安全壁垒(机器、蒸汽发电机及泵的隔断等)的稳固性不够。这样,在一回路上述的隔断失去密封性之后,就会发生潜艇舱内的污染(K-192上的事故)。

  反应堆内核变过程的监视系统不够可靠。起动设备只有在超出其最低功率监测值时才会对反应堆里的核变过程进行监测。而在达到这个最低值之前,核反应堆的起动则完全凭操作员制定的程序自然起动,但这种程序却有可能是错的。发生在北德文斯的K-222艇事故以及发生在恰日玛的K-143艇事故,就是因为设备过载及艇员的漫不经心引发的。

  第一代核动力装置还有其他一系列的缺点,尽管说在现在的技术条件下,这些缺点都不会产生任何的影响,但当时其后果却是非常严重的。

  现在,所有第一代核潜艇都已经退出现役,正在等待被拆毁的命运。因此,其核动力装置上的这些缺点,只能会影响到从反应堆中将核燃料弄出、消除反应舱放射性污染、处理掉这些艇上的放射性设备等后续工作了。但解决这些问题,却不是在短时间内所能做到的事情。

  上世纪六十年代,苏联设计制造了第二代核潜艇:667、670及671型核潜艇。这一代潜艇属于最大系列的一代潜艇,其建造工作一直持续到了1990年。1967年,第二代潜艇中的首艇在北方舰队列装。

  第二代核动力装置是在第一代核动力装置的基础上并充分考虑其缺点之后建造而成的。第二代核动力装置建造期间,苏联(俄罗斯)核装置安全概念正处于自己发展的初级阶段:世界上并不知道发生了1978年的美国三里岛压水堆核电站事故以及苏联1986年的切尔诺贝利核电站事故。

  第二代核动力装置通过加强核动力装置的管路、设备及其他元件的质量,基本上可以避免发生特别重大的事故。但是,由于将有限的载热介质泄漏视作第一代及第二代核潜艇上最大的设计性缺陷,所以,苏联当时并没有对事故定位系统提出严格的要求,也没有提供在潜艇完全断电情况下如何对核动力装置进行冷却的可能。

  由于第一代核动力装置的应用过程中,最主要的麻烦是因为一回路中的水漏到二回路当中(主要是通过蒸汽发电机)或是漏到外面(进入泵及蒸汽发电机隔断中),因此,第二代核动力装置对其布局配置进行了更改,成为了环形的,但一回路的容积及空间分配器却被大大减小了。此外,第二代核动力装置还采用了管中管系统,到蒸汽发电机的一回路泵也采取了悬挂式的泵,连接各基本部件(一回路过滤器、体积补偿器等)的大尺寸管道也减少了。实际上,所有一回路的管道,无论直径大小,都被置于了无人的地方而且还配备上了生物防护措施。监视-检测仪器系统以及核动力装置的自动化系统也发生了根本性的变化。遥控设备(阀门、滑阀、挡板等)的数量大大增加。第二代核潜艇改用了交流电。供应主电力的涡轮发电机也变成了自动的。

  但是,核安全及放射安全问题并没有彻底解决,所以事故还是时有发生。从1967年到1996年,苏联海军带水-水核反应堆的核潜艇共发生了三起重大事故:1968年K-140艇,1970年K-320艇,1983年K-134艇。

  从核安全以及放射安全角度而言,第二代核潜艇的主要缺点在于主要设备(活性带、蒸汽发电机、自动化系统)的不可靠性。因此,艇上所发生的故障及事故基本上都与密封性缺失、一回路水通过蒸汽发电机进入二回路的漏水等现象有关,或者是与自动化系统失灵、其工况设定方面出错有关。比如,K-140核潜艇上的事故,就是因为自动化系统失误导致核反应堆未经批准的起动而引起。

  临界状态下核反应堆内核过程的监测(修理或建造时安装了脉冲起动设备的几个型号的核潜艇除外);

  到七十年代末,应用核动力装置的安全规定被研制出台。在制定这一安全规定时,其他国家的经验,包括国际原子能机构的建议都被参考了进去。

  上世纪七十年代初,苏联开始设计第三代核动力装置。核能的发展在这一时期的主要特点就是:人们已经将核动力装置当作了一个危险性相当高的客体来研究。建立包括应急冷却系统以及事故定位系统在内的安全系统概念已经形成。而上述安全系统则考虑到了最大的设计性事故--防止最大参数工段上的载热介质管道发生瞬时断裂。

  第三代核动力装置采用了组合式的布局系统。从安全角度讲,其可以解决一系列的重要问题。首先就是这种系统允许在反应堆功率足够大的水平上有自然式一回路循环工况的存在。这一点,对于在全艇断电或是部分断电情况下载热介质与活性带的组织非常重要。这种布局配置彻底改变了连接主要设备(反应堆、蒸汽发电机、泵)的管道短而粗的状况。

  第三代核动力装置还配备了无电池冷却系统,这一系统可以在失去电源的情况下自动进入工作状态。

  此外,反应堆的控制及防护系统也发生了变化。一系列的提高使用安全的设备及措施被应用。脉冲式起动设备可以在任何功率水平上监视反应堆的状态,其中包括在临界状态下。补偿机关上则安装有“自行”机械装置,其在失去电源的情况下可以确保隔断处于沉下状态。于此同时,反应堆完全消音,即使是潜艇处于完全翻转的情况之下。

  核动力装置的组合式布局不仅减小了设备的外观尺寸,而且同时还加大了功率等应用参数。

  从安全的角度讲,第三代核动力装置的主要问题仍是在于主要设备的可靠性,活性区、清洁及冷却组件的可靠性问题则首当其冲。而主要设备的可靠性问题,则基本上与核动力装置在应用过程中其内所发生的流程循环性太高有关。

  第四代的核潜艇暂时还没有应用到实践之中:已在北德文斯克市“北方机器制造企业”内建造了多年的885型多攻能攻击核潜艇仍然还在建之中,起步更晚的“北风”级战略核潜艇的出厂日期,也仍然是俄罗斯海军计划中的一个数字。

  第四代核动力装置是整体式的,或者说是综合式的布局配置。这种布局配置明显的优点就是一回路在一个空间里(综合体的壳体里)进行载热介质的定位,而且还没有大口径的管道和连接管。这种动力装置在设计时,已经考虑到了所有现代化的核安全要求。由于这种布局让接近反应堆里面的设备更加困难,所以,第四代核动力装置应当应用可靠性更强的设备。

  带有液态金属载热介质的核动力装置应当属于核动力装置中一个比较特别的类别。第一个安装了这种核动力装置的K-27核潜艇发生了事情。事故的原因则是合金氧化物污染了工艺性管道并导致活性区蚀断。

  705型(阿尔法级)核潜艇是原苏联海军司令海军上将戈尔什科夫的倡议下建造的。首艇(艇长为普希金亚历山大谢尔盖耶维奇上校)建成之后,因为在厂试期间及不长的试验性应用阶段里频出大型的事故,其最终被拆毁。没有拆出活性区、浇注性糠醛的反应堆被放置在了北德文斯克的“星”造船厂。这一系列的其他六条潜艇则用了大约十年。

  这种带液态金属载热介质的核反应堆由“液压机”设计局及ОКБМ设计局共同研制,该型核动力装置的主要优势就在于其动力系数。由于主动力网是建在400赫兹的频率上,所以,这将设备的外观尺寸减小了两倍,但是这种设备的应用却复杂化了。

  掌控核反应堆带液态金属载热介质的核潜艇是非常困难的一件事情。而最难的地方就在于合金存在固化的危险,那有可能导致核动力装置出事。在阿尔法级核潜艇驻泊的西里察海军基地上建有一整套的岸上设施供其应用,不仅有专门向艇上供蒸汽的锅炉房,而且码头还建有兵营,并驻泊有可以通过自己的锅炉供汽的驱逐舰。但是,由于岸上设施的可靠性较低,潜艇容易因为本身的热度变热,也就是说,核反应堆是在功率处于最小监测水平上工作。

  此外,这些艇的高度自动化也让应用成为了一件复杂的事情。除两个舱之外,艇上的舱室都是无人舱。全艇所有系统及设备的控制程序,都需要在位于中央操控战位上的控制台上完成。

  尽管说反应堆还有液态金属载热介质的核潜艇也曾发生过两次事故,但较之水-水反应堆,这种反应堆装置还是被认为是较为安全的一种装置。其安全性则主要是体现在下列特性方面:

  在一回路低压情况下载热介质的沸点比较高--1679°C,这可以防止一回路过压、核反应堆的热爆炸以及活性质外溢;

  在密封失去的时候,合金能迅速固化(合金熔解的温度约为125 °С),借此可以避免发生载势介质损失这种大型事故;

  没有钋的出路,但与此同时却存在中性的放射性钋辐射(半衰期为138昼夜);

  液态金属载热介质还可以在外壳受损及失去密封性的时候控制放射性碘的大部分活性,这对于艇员免受放射危险有极大的益处;

  动力装置回路间的压力梯弟是从二回路指向一回路,这样可以防止放射性的载热介质溢出回路的范围。

  所有这些证据都说明这一方向还是很有前景的。现在,核动力装置的设计师们已经解决了装置上合金的“冻凝”及“解冻”问题,但反应堆带有液态金属载热介质的核潜艇却已经不再建造了,而且到了上世纪九十年代中期,仍在现役的这种核潜艇也就只剩下了一条经过了厂修的艇:驻泊在西里察的K-123艇。万博网页版

  水面舰上的核动力装置 КН-3(活性区的型号为ВМ-16型),是在建造及应用破冰船核动力装置的基础上建造而成的。在设计上,其实际上与ОК-900 型“俄罗斯”级核动力装置没有任何区别。从安全的角度上讲,这些装置在设计上的缺点与第三代核潜艇的缺点基本上一致。

  现在,水面核舰艇和核潜艇一样,也拥有很多问题。但最主要的还是在于建造水面核舰时,没有解决好配套驻泊基地这一问题。结果,纳赫莫夫号及乌沙科夫号核舰很长一段时间没有投入使用,就是因为基地上的配套设施不能为军舰提供必要的电力、蒸汽等基本需求。

  设备的使用时限很快就被消耗光了,修理资金又跟不上,结果军舰很快就退出了现役。

  图六:“北极号”破冰船上的核动力装置位置示意图,核动力巡洋舰上的动力装置与之类似

  对于这些军舰而言,核反应堆的再装问题也没有解决。按计划,这一步骤应当在“北方海路工厂”进行,但是企业却没有配备必要的设备。后来,又决定将燃料的转载工作在北德文斯克进行,但是,海湾的深度却又限制了军舰不能进入工厂的水域。因此,彼得大帝号核动力舰也就成了这一系列的最后一艘战舰。

  带水-水反应堆的核潜艇,其燃料的收集是在莫斯科州的埃列克拉斯达里市机器制造厂准备完成的。阿尔法级核潜艇的燃料收集,以及唯一一艘载热介质为液态金属的十一月级核潜艇K-27的燃料收集,则是在乌斯特卡明诺戈尔斯克市的乌里宾斯克金属厂进行的。

  根据反应堆型号的不同,俄罗斯核潜艇反应堆的活性区在248-252个核组之间。俄罗斯大部分核潜艇有两个反应堆。每个核组包括几十个燃料元素。燃料组的外壳是由钢或是锆制成,不过,由锆制成的燃料组外壳并不多。

  对于第一代及第二代核潜艇而言,铀-235水水反应堆的浓缩度为21%,对于第三代核潜艇而言,则是43-45%。1993年安德烈耶夫湾被盗的核组的浓缩度就是36%-供第三代潜艇用的。当然,也有一些水水反应堆的浓缩度要大些。比如,太平洋舰队的1941型水面通讯舰(卡布斯达级)铀-235燃料的浓缩度就达到了55-90%。而带液态金属载热介质的反应堆燃料则可以达到90%。

  从核潜艇上带液态金属载热介质反应堆上弄出来的废弃核燃料,被存放在格雷米赫的一个专用贮柜里。此外,还有两个阿尔法级带金属载热介质的核潜艇位于西里察,他们上面的燃料并没有被取出,还有一个存放有燃料的反应堆舱被保存在北德文斯克市的伊戈拉岛。

  第三代核潜艇的活性区其实是由浓缩度不同的燃料组织成。活性区中心的核组铀-235浓缩度为21%,而那些位于活性区外部的则高达45%。第三代核潜艇活性区铀-235数量为115公斤,第二代--70公斤(铀总数为350公斤)。第一代核潜艇活性区包括50公斤铀-235(铀总数--250公斤)。

  在所有类型的核动力装置上,都有一系列具有潜在放射威胁及核威胁的工作。比如,那些容易导致发生放射事故及核事故的工作。所有这些工作的清单根据核及放射安全指南性文件确定,而核事故则具备下列两个特点:

  发生核事故之后,不仅有员将会受到放射性的威胁,而且核反应堆也很有可能不能继续使用。因此,在进行那些具有潜在威胁的工作时,应当严格遵守反应堆设计者所制造的技术及组织措施。而负责核安全及放射安全的机构负责监督这些工作的执行情况。

  核动力装置应用过程中,属核危险的工作主要包括对一回路进行液压试验、对一回路进行水质抽样调查等工作。应用经验还显示,将核燃料装进或运出反应堆以及相关其他工作,也都属于比较危险的工作。原因则如下:这此工作通常是在人烟密集的地方进行(修船厂);参加工作的人员也比较多(不仅有军人,也有平民);重装时大约要进行50多道各式各样的技术工序,其中四分之一的工作存在核威胁及放射性威胁。

  总之,对控制及防护系统的执行机械进行安装及拆除、安装或拆除核反应堆的盖子、装拆活性区、给一回路充填载势介质并对之进行液压试验、对控制及保护系统进行检测及调节、检查补偿机构的移动、物理起动核反应堆等工作都属于具有潜在危险的工作,都应当由专业人员来完成。

  其中最危险的工作是拆除反应堆的盖子。经验显示,如果发生事故,就有可能让放射性物质进入大自然。于此同时,还会在很大的区域范围内产生非常复杂的高辐射环境。

  现在,将废弃的核燃料较为安全地从反应堆中弄出来的工艺已经研制出来了:在破坏反应堆盖子之前,将反应堆里的载热介质(高频的水,同时也是中和延迟剂)进行干燥处理。这样,在反应堆里就不可能发生链式的分裂反应了。当然,这一方法也有其缺点:水是防止中性辐射的,如果将之排出,那么活性区的放射性辐射水平将剧增,这样,就要采取补充措施来防止工作人员受到辐射的威胁。因此,这种“干燥”工艺通常只用于那些即将被处理掉的废艇。

  当然,核潜艇在建造、修理及改良时,也存在一系列具有潜在威胁的工作,比如,对反应堆所进行的密封测试、系泊测试以及海试都属于比较危险的工作。万博网页版。另外,保存、转载、运输废弃的核燃料也都属于较具潜在威胁的工作,必须严防有害物质进入大自然并危及到工作人员及居民的生活。

  核潜艇应用时对安全规定的遵守情况,由国防部及海军来进行控制及监察。民用监察机构是没有权力接近海军的的。

  代号为ОПБ-75的安全条令,是对民用进行监察的指导性文件,负责这项工作的则有“核能应用委员会”、卫生部特别处、国家核监察委员会等三个机构。所有这三家机构都从属于苏联部长会议。90年代,国家核监察委员会的地位发生了变化,其成为归俄联邦总统管辖的联邦机构,并开始获得监察国防部所属的权力。但是,1995年,叶利钦又下令取消该委员会监察国防的权力。

  在上世纪八十年代中期,归国防部所属的核动力装置达到了200个,他们都不归属上述三个机构监察。因为早在1971年,苏联国防部就建立了负责及放射性设施监察事务的监察机构,该机构归海军司令管辖。

  切尔诺贝利核电站事故发生之后,苏联关于核安全及放射安全的规定被重新定义。但是苏联国防部所属的一切,仍然没对非军方的监测机关及国际原子能机构开放。对于这些规则的监督,仍然属于了国防部监察机关的工作范畴。

  其实,苏联(俄罗斯)国防部对监察机关对所有核潜艇的制造及应用进行监督,从最初的设计直至最后的消毁。上世纪八十年代,新的核潜艇安全要求--ПБЯ-13.08-88--终于出台。因此,苏联(俄罗斯)在设计第三代及第四代新艇的时候,设计局已经遵守了这些要求提高了的规定。

所属类别: 化学品船