1.一回路结构系统的小型化设计要求
与陆基核动力一回路系统相比，对船用压水堆一回路结构要求集中、紧凑。
例如对一艘大、中型核潜艇来说，艇体耐压壳（图5-24、图5-25）直径约为8～10m，一回路的主要设备要求只能布置在直径有限的圆形耐压壳体内。因此，设计艇用反应堆和蒸发器等主要设备时，应根据潜艇特点，降低高度并充分利用空间，以使整个核动力系统的管路紧凑。集中紧凑也利于核屏蔽结构的设计。
图5-24 潜艇（英Tireless）反应堆系统的安装布置图（横剖面）
图5-25 OK—150型船用核反应堆（俄）一回路的安装布置图（纵剖面）
对空间相对较大的水面舰船来说，例如核动力商船、航空母舰、破冰船，因其吃水深度一般不超过12～13m，因此也要求一回路系统的小型化设计。例如，图5-26是核动力商船（Savannah号）的压水核反应堆一回路结构。整个结构被包容在高度不超过12m的椭圆状屏蔽壳内。其中包括：1台压水型核反应堆、2台套蒸汽发生器、1台一回路稳压器、3台一回路主泵和一回路主管道系统。
图5-26 Savannah核动力系统的一回路
在图5-27中，显示了美国核动力航空母舰CVN—75的庞大动力系统（其中包括核动力的一回路结构、汽轮机、齿轮减速器及飞机弹射所需的蒸汽发生系统等）都布置在吃水线以下。
图5-27 CVN—75航空母舰（美）核动力布置（舰体中部）
2.船用压水堆功率/体积比要求
根据美国和俄罗斯两国历来使用船用压水堆的统计，其单台功率范围为70～250MW；图5-28、图5-29给出了两种型号的船用压水堆结构尺寸和性能参数。
与陆基核电用压水堆相比，船用压水堆属于中小功率输出的压水堆，虽说是中小功率，其70～250MW的功率输出已是一般陆基核电站的1/10～1/5；但是反应堆单台体积（特别是高度）不能过大，以宜船用；就是如此大的单台功率输出，对一些核动力船舶来说仍不够用，例如美国的企业号航空母舰就用了8台A1W压水堆，使总功率已达到中型核电站的水平；而俄罗斯的大型的核潜艇往往使用2台180MW的反应堆。解决“海量”的功率需求和单台体积偏大的矛盾，就是是采用一台以上的反应堆，可以不增加船舶核动力舱的高度。
图5-28 Savannah压水堆压力壳的近似尺寸
图5-29 俄OK—150船用压水堆的结构
图5-30是俄反应堆KLT—140剖面图，KLT—140反应堆属于俄罗斯第二代船用反应堆；图5-31是俄罗斯近年来开发的一种船用反应堆的结构外形和内部结构尺寸的估计。
图5-30 反应堆KLT—140（俄）剖面图
图5-31 俄罗斯的一种船用反应堆的尺寸
图5-32是美国西屋公司的船用反应堆的尺寸和外形。
图5-32 美国西屋公司的船用反应堆的尺寸
因为压水堆结构属于高压容器制造技术，其技术含量很高，因此，美国和俄罗斯两国对该单元的设计和承造，多由以高压容器制造为特长的专业对口公司承担。如美国，主要由西屋（Westinghous）和通用（GenericElectric）两家公司承揽全部船用（包括核潜艇、核动力航空母舰及其他核动力水面舰船）核动力单元部分的工程项目。
俄罗斯船用核动力的工程项目也是由前苏联有长期开发历史的设计局和大量生产制造经验的高压容器制造厂承造。下面，是几种船用（核动力潜艇、航母、破冰船、）反应堆功率，列于表5-1、表5-2。
表5-1 俄罗斯核动力破冰船及浮动核电站、海水淡化站一览表
注：1hp=0.7457kW。
表5-2 几种典型核动力舰船反应堆
3.压水堆耐压壳结构安全性要求
压水堆耐压壳结构是最重要的核辐射屏蔽和堆内高压的承载体，工作温度一般处于300～360℃、工作压力16～20MPa，考虑出余量，还要考虑到最严重的可能故障，最后，可能达到5～6倍于工作压力的耐压壳壁厚设计；除此之外，设计上还要考虑核燃料的第一次装添、核燃料更换、压水堆工作状态的监测、耐压壳制造、焊接工艺与材料等一系列重大技术问题。
4.一回路管路系统的安全性要求
从核动力船舶发生核事故的历史事件看，压水堆一回路管路系统发生核泄漏的事故有多起，而压水堆一回路管路系统主要用焊接工艺来完成，可见管接头的焊接质量与核动力船舶的核安全密切相关。
裂纹是最严重的焊接质量问题，如果裂纹出现在压水堆一回路管路的某个部位上，那更是十分严重的，因为对核动力船舶来说，一般都不具备在发生核泄漏情况下，能进行现场维修条件。例如，2000年发生在英国Tireless号核潜艇上的核泄漏事故就是因压水堆一回路主管路上（图5-33、图5-34）连接稳压器的支管焊缝上的裂纹扩展而发生的；在早期与近年的核动力潜艇上，也曾发生过因蒸汽发生器的一回路管束的管子裂纹而引起泄漏的事故。
图5-33 Tireless号一回路核泄漏部位
图5-34 一回路支管焊缝裂纹扩展(www.xing528.com)
因为对压水堆型的核动力系统来说，一回路与二回路之间就是靠蒸汽发生器的一回路管束的管子来进行核辐射隔离的，一旦蒸汽发生器的管子有裂纹（图5-35），有核辐射的一回路水就会跑到核动力系统的二回路中来，于是造成严重的事故。
陆基核电站也曾发生过类似的事故。
造成早期蒸汽发生器的一回路管束的管子裂纹原因现今已查明，其中，既有蒸汽发生器管子使用材料问题，也有制造、特别是与焊接工艺相关的问题。
综上，可以明确：为什么在核动力系统的建造中，会涉及大量的管子焊接工艺、焊接材料问题。换句话说，必须从焊接工程的角度出发确保一回路管路系统的安全性。
图5-35 早期蒸汽发生器上可能发生的裂纹
5.反应堆冷却水可靠性要求
压水反应堆的工作特点是：在任何情况下，堆内的冷却水绝对不允许断流，就是将控制棒插到使反应堆停止工作的状态，也要继续维持一次冷却水的流动，以便把停堆后的余热带出反应堆，防止堆芯因过热而熔化，否则，那将会发生灾难性后果。为此，压水反应堆都有使一次冷却水流动的盈余设计：即除主冷却泵用两套以上外，还考虑一台紧急冷却泵（图5-36），该紧急冷却泵即使在全船停电的状态下，也要有独立的供电系统为其供电，确保一次冷却水的流动。
图5-36 俄罗斯第一代OK—150型压水堆一回路示意图
1—压水反应堆 2—蒸汽发生器 3—主循环泵 4—紧急冷却泵 5—稳压器 6—过滤器 7—过滤器冷凝器
6.对一回路核屏蔽系统可靠性要求
由于空间有限，像陆地核电站那样的巨大安全壳对船舶已不适用。但船舶上，人员与压水反应堆的一回路系统接触却更为接近，因而对核辐射的防护也提出较高要求。
核动力船舶设计一般用密封的安全屏蔽层，船用安全屏蔽层包括两到三层：由多层铅板、钢板、或水层（内加入吸收核辐射的化学溶剂）构成的包敷核反应堆的屏蔽层称为“一次屏蔽”；而核反应堆舱的前后墙壁、顶层和底层也是由多层厚铅、钢和聚乙烯组成，称为“二次屏蔽”。
7.对船用一回路蒸汽发生器的结构要求
由于核动力船舶结构高度不能过高，因此核动力船舶上多采用“卧式”蒸汽发生器，见图5-37。蒸汽发生器本质上属于一种换热器，而换热器由两部分结构组成：换热器结构和集汽结构。换热器以管束换热结构（图5-38）最为常见。
例如，Savannah号的换热器压力容器（图5-39～图5-41）内，是由800根17.8mm不锈钢管构成的U形管束。整个换热器容器就相当于核电站蒸汽发生器的热交换部分；而高压蒸汽的集汽装置则是通过管子与换热器容器连通的锅筒。
图5-37 一种卧式蒸汽发生器
图5-38 管束换热结构的蒸汽发生器
图5-39 分体式蒸汽发生器原理
图5-40 分体式蒸汽发生器的结构
Savannah号用的锅筒长：3.75m；外径：1.25m；两台套的蒸汽发生器每小时可产生4.6MPa\265℃蒸汽110t。这样的设计，无非是将高度尺寸过大的核电站用蒸汽发生器，分解成高度尺寸适合于船舶应用的蒸汽发生器。
船用蒸汽发生器，还有一体式的结构形式（图5-42），是将换热器和集汽装置同时置于同一个“卧式”压力容器内构成的。
图5-41 Savannah号安装蒸汽发生器换热器
图5-42 一体式蒸汽发生器的结构
这种设计，进一步缩简了整体结构的尺寸，也简化了蒸汽发生器现场安装的大量焊接工作量，有利于提高核动力部分的安全性。
8.对船用反应堆的其他重要技术要求
船用反应堆的整体一回路系统、二回路系统（主要是指汽轮机的主蒸汽的冷凝、和冷凝水的循环系统）、三回路系统整体建成后，就要进行带核运转试验，其中又包括堆芯部件检查（图5-43）、首次核燃料的装添（图5-44）、启动核燃料的装添（图5-45）等重大带核运转启动程序，这些运转程序都是危险性较高的工作任务，因此要求船用反应堆的设计要满足带核运转启动程序的要求。
图5-43 Savannah检查堆芯部件
图5-44 Savannah装添首次核燃料
除此之外，一般船用反应堆的核燃料虽然装添一次后可用10多年，但毕竟需更换，这就是核燃料的再次更换装添（图5-46），而核燃料的再次更换装添也是一件危险性较高的工作，这也就要求船用反应堆的设计要满足核燃料的再次更换装添安全性要求。
图5-45 Savannah装添起动核燃料
图5-46 Savannah更换核燃料时吊装核反应堆部件
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