核动力装置-船舶标准网

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1、、 定义：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：核反应堆将核能转化为热能，再利用冷却剂将热能输出堆芯，冷却剂携带的热量通过蒸汽发生器传递给二回路工质，工质受热形成蒸汽，蒸汽进入透平作功，带动螺旋桨转动。舰艇核动力装置技术是指在舰艇核动力装置的建造、使用中所应用的技术。 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

2、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。 2、续航力不受限制。核反应堆一次装料，可运行几年甚至几十年，如美国正在建造的弗吉尼亚级潜艇上使用的S9G反应堆，其寿命可达33年。从而使核潜艇具有无限的续航力。 3、大功率。现在已运行的舰艇动力反应堆，单堆功率在30300兆瓦（MW）之间，有的核动力舰艇（如航空母舰）装有多个反应堆，强大的动力使得这些庞然大物能以2050节的高航速航行。二、国外舰艇核动力装置的应用概况目前，国外有美国、俄罗斯、英国和法国拥有了核动力潜艇，美国和法国拥有核动力航母，美国和俄罗斯拥有核动力巡洋舰。表一给出了国外舰艇核动

3、力装置的数量。 1、美国核动力装置的情况美国的舰艇核动力，基本上是在西屋公司和通用电气公司两大企业之间的竞争中发展的。西屋公司设计和建造的是SW系列，包括一座陆上模式堆S1W，及S2W、S3W、S4W、S5W、S5Wa、S5W-、S6W等装艇堆。通用电气公司设计和建造的是SG系列，包括S1G、S3G（双堆）、S5G、S7G、S8G六座陆上模式堆和S2G、S4G、S5G、S6G、S8G、S9G等装艇堆。由燃烧公司设计和建造的是SC系列，只建造了一座陆上模式堆S1C和一座装艇堆S2C。所有反应堆中，除S1G和S2G以外，都是压水堆。美国舰艇核反应堆，无论是SW系列还是SG系列都采用板状燃料元件。

4、2、俄罗斯/前苏联舰艇核反应堆的发展。俄罗斯/前苏联舰艇核反应堆的发展按时间大致可分为四代。第一代为50年代至60年代中期，研制船用压水堆核动力装置，建造了BM-A型陆上模式堆，反应堆为双流程，热功率为75MW，轴功率1.75万马力，采用盘管式管外直流蒸汽发生器，主要装备于H级和E-级弹道导弹核潜艇、E-级飞航导弹核潜艇、N级攻击型核潜艇。同时研制的液态金属冷却剂（铅-铋合金）快中子反应堆也建造了PM-1型陆上模式堆，热功率为74MW，轴功率为1.75万马力，装备于阿尔法级攻击型核潜艇。第一代核动力装置的压水堆和液态金属冷却堆分别建造了陆上模式堆。第二代核动力装置为60年代至70年代末研制，为

5、紧凑式分散布置，热功率为177MW，轴功率4万马力，反应堆改为单流程，简化了堆内结构，采用了螺旋管式管内直流蒸汽发生器。主要装备于Y级和D级弹道导弹核潜艇、C级飞航导弹核潜艇、V级攻击型核潜艇。第三代核动力装置为80年代初至90年代末期研制，是第二代的改进完善，初步实现了通用化、模块化设计，增加了可靠性和可维修性。反应堆仍为紧凑布置，热功率为177190MW，轴功率为44.5万马力，采用了列管式直流蒸汽发生器。主要装备于台风级弹道导弹核潜艇、奥斯卡级飞航导弹核潜艇、S级和阿库拉级攻击型核潜艇。在此期间，前苏联还研制了水面舰艇用的压水堆，功率为300MW，装备于基洛夫级核动力巡洋舰上。 90年代

6、至下世纪初研制、建造的北德文斯克级攻击型核潜艇上使用的反应堆仍为紧凑布置压水堆，采用了直管式高效直流蒸汽发生器。是第四代反应堆，结构与第三代基本相同，但安静性有了飞跃性改进。总的来说前苏联的舰用核反应堆基本上都采用了压水堆。根据装艇技术要求不同，装置稍有差异。 3、英国舰艇核动力装置的发展英国于1958年在购买的美国S5W潜艇压水堆的基础上，设计建造了陆上模式堆PWR-1。通过PWR-1模式堆，成功地研制了A、B、Z三种型号的堆芯，分别装备于勇士级、快速级和特拉法尔加级攻击型核潜艇和决心级弹道导弹核潜艇。 1987年，英国建成第二代潜艇动力堆PWR-2的陆上模式堆STF-2并投入运行，研制成功

7、了G型堆芯，已装备前卫级弹道导弹核潜艇。 4、法国舰艇核动力的发展法国1960年开始建造PAT陆上模式堆。PAT型分散布置压水堆通过蒸汽透平、减速齿轮带动螺旋桨，轴功率为1.6万马力。新研制的K-15型自然循环一体化压水堆，单堆功率为150MW，轴功率为4.1万马力。该堆已装备凯旋级弹道导弹核潜艇和戴高乐号核动力航母。 1971年开始建造攻击型核潜艇上使用的CAP型陆上模式堆，燃料元件采用棒状。1983年开始服役的红宝石级攻击型核潜艇装备了CAS-48一体化压水堆，热功率为48MW，轴功率为9500马力，燃料元件采用板状。三、核动力装置技术的发展趋势 1、提高核安全可靠性。提高核反应堆的安全性

8、是各国发展的重点，主要有以下几个方面：（1）提高反应堆的固有安全性。（2）提高反应堆的自然循环能力。目标是在额定功率下，可在全船断电、冷却剂断流等情况下，保证堆芯的安全，并可在停堆后依靠自然循环导出堆芯余热。（3）应用非能动安全系统，彻底解决安全系统只能依靠艇上电力才能投入使用的问题，使核动力装置在各种事故条件下，不需人为操作，能自动保证反应堆的安全。（4）提高反应堆的自动控制水平，减少误操作。 2、增长堆芯寿命反应堆一次装料所使用的时间称为堆芯寿命。核潜艇反应堆采用长寿命堆芯可以减少艇的换料次数，提高潜艇的在航率，从而提高战斗力。减少更换核燃料的次数，还可以减少放射性废物的排出量，减少对艇壳

9、进行大切口的次数，提高核燃料利用率等。长寿命堆芯的关键是设计长寿命燃料元件，研制耐腐蚀、耐辐照材料。国外潜艇普遍采用高浓铀、锆包壳、片状和板状元件；燃料元件采用稠密栅布置；精心设计元件结构等措施。美国研制的S9G反应堆的寿命已达33年。 3、提高自然循环能力。现代舰艇反应堆装置不断提高自然循环能力，利用冷却剂在一回路中的温升而造成的密度差作为动力进行循环，而不是使用循环泵作动力进行强制循环。自然循环压水堆装置分为两类，一是分散布置自然循环压水堆，如美国的S5G、S6G、S8G等；二是一体化自然循环压水堆，如法国的CAP和K-15。自然循环压水堆有如下优点：（1）提高反应堆的固有安全性。在反应堆

10、装置一回路中实现自然循环，在不启动主循环泵的情况下，反应堆仍可发出相当功率，可使潜艇在低速、低噪声的工况下航行，增强了核潜艇的隐蔽性。核潜艇在中低速工况下采用自然循环，在高速、满功率时使用循环泵，这样，即使发生主循环泵故障、失水事故和断电事故，一回路中的冷却剂仍能带走剩余热量。因此能保证事故情况下反应堆的安全，避免堆芯融化。由于冷却剂是被动地靠流体的密度差进行循环，因此不存在误操作问题。（2）降低噪声。不开动主循环泵，从而消除了潜艇一大噪声源，提高了潜艇的安静性。（3）简化系统和设备。核潜艇采用自然循环压水堆装置降低了反应堆的运行及安全系统对主循环泵供电可靠性要求的依赖程度，可以简化电网供电、

11、节省电能，提高机械和电气设备的可靠性。提高自然循环能力的主要措施：（1）蒸汽发生器的安装位置相对于反应堆中心位置应尽量高。（2）减小一回路及其相应设备的流动阻力。尽量缩短冷却剂在反应堆及蒸汽发生器中的流经路程，简化其内部结构，减少管道弯头数量及其长度，改进逆止阀。一体化压水堆装置取消了连接反应堆和蒸汽发生器的管道，显然对降低阻力有利。而分散式压水堆装置，将反应堆、蒸汽发生器、稳压器和主循环泵紧凑布置，采用短管连接，因而流程短，流动阻力也小。（3）强化蒸汽发生器的换热特性。在不增加一次侧流阻的条件下减少热阻。（4）改进反应堆结构。采用单流程堆芯，可简化堆内结构，流动阻力较小，冷却剂流量大，有利于

12、增大自然循环能力。 4、减振降噪核潜艇的辐射噪声主要包括机械噪声、螺旋桨噪声和水动力噪声。从核动力装置本身降低噪声，主要是降低机械噪声。主要措施有：（1）采用自然循环压水堆。（2）采用活筏式整体减振装置。（3）采用合理的隔声减振和吸声结构。（4）降低管路产生的噪声。（5）降低齿轮噪声。 5、二回路采用双机单缸。双机单缸是指二回路系统推进主汽轮机由两台独立的单缸汽轮机并联所组成，配有两台主冷凝器等辅助设备，两台汽轮机可并联运行，也可单独运行，简称为双机方案。二回路采用双机方案的优点是：（1）提高二回路系统的生命力。两台汽轮机并联或独立运行，一台出现故障时，系统仍能运转。（2）简化二回路系统、设备

13、。双机方案中配有两台主冷凝器，在设计上可以将两台发电汽轮机的排汽分别排入两台主冷凝器内，可取消单机双缸方案中的两台发电辅冷凝器、辅凝水泵、辅抽汽器等设备和管系，简化二回路系统，有利于舰艇的操作和管理。（3）提高二回路的机动性。两台汽轮机可并联运行，也可单独运行，对于调节艇的航速非常有利。影响 核动力装置在舰艇上的应用，大大提高了舰艇的续航力等作战性能，随着核动力技术的发展，核动力舰艇的性能将进一步提高。技术难点 核动力装置的安全性有待提高，各国核潜艇已发生过136起严重事故，其中13起沉没事故；反应堆的自然循环能力尚不够理想等。一、美国S6W压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生美海军从

14、20世纪70年代末期开始发展海狼级攻击型核潜艇，是为了替换洛杉矶级攻击型核潜艇，在21世纪初期使用，故首艇代号为SSN-21。海狼级核潜艇的使命，主要是为了和当时前苏联核潜艇在北极冰下抗衡。因此，艇的吨位大至9137t，航速高。39h，机动能力强，适于在北极冰下作战，对装艇反应堆提出了十分苛刻的要求。在核动力装置选型中，备选方案有两个：S6W压水堆，是由威斯汀豪斯电气公司在S5W标准型压水堆和大型核动力巡洋舰用D2W反应堆基础上研制的新型堆。S7G自然循环压水堆，是由通用电气公司在S6G自然循环压水堆基础上研制的一体化自然循环压水堆。最终，SSN-21海狼级攻击型核潜艇选择了S6W压水堆装置。

15、2。研制计划美海军于1968年在里科弗领导下开始发展21世纪使用的潜艇堆。该型装置的研制目标是：，提高声隐蔽性，大幅度降低噪声；提高堆功率，以满足艇提高战斗力，装备大量武器装备，提高航速的要求；适于在北极冰下航行；满足较大下潜深度的要求。美海军于1986年正式确定先进反应堆设备和系统发展计划(PE-0603570N)，明确制定了S6W核推进计划(S1914)，用于推进SSN-21海狼级攻击型核潜艇。为实现上述目标，发展了新型泵、仪表和控制设备、阀门、传热设备、屏蔽等，还制做了反应堆装置的1：1模型，以确定系统最佳布置方案。在研制蒸汽发生器的过程中，采用了新型设计，高强度材料，以及遥控检查系统，

16、包括采用微机和图像显示系统。S6W压水堆装置于1997年7月，随着海狼号核潜艇服役正式投入运行。3.使命任务与装艇情况S6W压水堆装置的使命是装备SSN-21海狼级攻击型核潜艇。该级艇决定建造3艘，前两艘已经服役，第三艘将于2005年12月服役。(二)系统组成S6W压水堆装置按美海军标准的压水堆装置热线图设计。该装置设有一台反应堆，两条一回路冷却剂支回路，每条支回路中有一台蒸汽发生器和一台冷却剂主循环泵。一台稳压器与反应堆相连。二回路系统也有两条支回路，每条支回路中有一台蒸汽轮机和一台凝汽器。采用单轴，泵喷射推进。S6W反应堆采用钚基新燃料，热功率为250MW，功率密度为70MWm3，可提供轴

17、功率44.1MW(60000hp)。一回路系统压力为16MPa，冷却剂的平均温度为290C。堆芯可满功率运行13000h，换料周期为30年。蒸汽发生器为自然循环式，一回路冷却剂流经蒸汽发生器的U型管内，二回路工质流经管外，并产生蒸汽。它的主要特点是，在蒸汽发生器的入口处不必安装节流装置，因而改善了声学特性，可减少非生产能量的消耗；可提高蓄能能力；蒸汽压力和流量的调节非常简单；制造简单，维修方便。(三)技术特点分析及述评S6W反应堆成功地满足了设计要求，成为美海军海狼级攻击型核潜艇反应堆。S6W反应堆具有下列特点：?功率大。S6W反应堆热功率达到250MW，可提供轴功率44.1MW(60000h

18、p)，为单堆功率最大的反应堆。噪声低。S6W反应堆装置采用浮筏减振，动力装置与艇体之间不是刚性连接，噪声不易辐射传出。艇上设备采用吊挂防振、抑制噪声、隔声减振等措施，使辐射噪声降低50dB，尤其是使核潜艇低噪声的航速比过去提高一倍。安全可靠性好。S6W反应堆改善了燃料元件和整个堆芯的结构，在整个堆芯体积内均匀释热，堆芯采用新的结构材料，因而安全可靠性好。运行成本低。该装置采用CADCAM计算机辅助设计、制造，并采用模块化结构，加工质量较高，设备布置合理，艇内工作方便，运行成本较低。在S6W反应堆制造成本比S6G反应堆提高一倍的情况下，运行成本仅提高14。二、美国S8G压水堆装置(一)研制背景与

19、计划1.型号的产生美海军从20世纪60年代开始发展俄亥俄级三叉戟弹道导弹核潜艇，于1971年正式批准三叉戟计划。该型潜艇装备24枚三叉戟弹道导弹，艇的排水量增至18700t，需要高航速，同时要求提高安全可靠性和降低噪声。因此，在S5G自然循环反应堆的基础上，进行功率放大和性能改进，开始设计新型反应堆装置，命名为S8G自然循环压水堆装置。为了全面研究新型堆的特性，并且验证设计方案，在西米尔顿建造了S8G陆上模式堆。根据该模式堆的建造经验，建造了艇用SSG自然循环压水堆装置。2.研制计划S8G模式堆由美国通用电气公司研制，建在西米尔顿凯塞林基地，建造费约为12.5亿美元。美海军建造S8G陆上模式堆

20、的主要目的：通过S8G模式堆的试验作用，提高美海军压水堆设计质量、装置性能、建造技术和运行水平。模拟潜艇在各种工况下的运行情况，试验反应堆的运行特性，积累S8G的运行资料，为制定艇用堆的运行程序提供依据。在单项设备试验满足设计标准的基础上，进行整个动力装置的联调，鉴定其运行性能。?试验艇用堆可能发生的各种异常工况，验证S8G反应堆的有效性和安全可靠性。在S8G反应堆装置的设计过程中，主要遵循下述安全原则：具有较大的安全裕度。尽量减少放射性废物的排放，采用先进的换热技术，释放反应堆的剩余热量。采用高性能结构材料，提高耐冲击震动性能。尽量采用已经取得的压水堆先进技术和经验。采用完善的安全保护系统，

21、以预防事故为主，并能够有效地限制事故扩大及发展。S8G陆上模式堆于1978年12月开始运行，进行了堆芯的物理性能试验和装置在事故工况下的性能研究，测试了舱室环境的辐射情况。1981年3月，S8G模式堆达到满功率运行，在某些工况下超过设计功率值。该模式堆还在继续运行。根据模式堆的经验，按艇用堆的要求，对S8G反应堆装置的原设计进行了必要的修改，按照运行要求制定了运行程序，特别重视事故处理程序的完善，以避免产生放射性事故危害。3.使命任务与装艇情况S8G自然循环反应堆装置，用于推进美海军俄亥俄级弹道导弹核潜艇。俄亥俄级潜艇共18艘，至1997年已全部服役。该级艇每艘装备1台S8G压水堆装置，总计装

22、备18台。(二)系统组成S8G压水堆装置采用美海军标准压水堆装置热线图(见图5.5-1)，采用一台反应堆，两个动力循环分系统，每个分系统中包含一、二回路支回路，共用减速齿轮箱，单轴，推进一部七叶大侧斜螺旋桨。1.一回路系统S8G自然循环压水堆，热功率250MW，堆芯直径1.6m，高度1.7m，燃料元件约60盒。采用板状元件，铀锆合金燃料，铀235富集度为40，包壳材料为锆-4合金，铀235燃料初始装载量约为140kg。堆芯功率密度为80MWm3。反应堆采用铪控制棒，碳化硼作可燃毒盼，用于控制后备反应性，使堆芯具有长寿命。一回路系统压力为16MPa，冷却剂进入反应堆人口温度280C，出口320C

23、，冷却剂流量约3600th，主循环泵功率169kW，备用主循环泵功率118kW。堆舱直径12.8m，长度为10.1m。一回路系统总重900t。2.二回路系统二回路系统有两个支回路，每个支回路有一台蒸汽发生器、蒸汽轮机、给水泵、凝汽器等。蒸汽产量为280th，主凝汽器蒸汽耗量为115th，主凝汽器压力为0.018MPa。螺旋桨转速为150rmin。机舱长度为36.8m。核动力装置总重量为1500t，单位功率比重量约为34kSkW。3.屏蔽与减振为了保护艇员的健康和安全，整个动力装置设置了足够的生物屏蔽层。铅水屏蔽重550t，约占整个动力装置总重的13。艇上装有吸声材料，覆盖机械设备，同时还包覆在

24、甲板及隔舱板的紧固件上，有的设备还布置在特殊的隔声网罩内。对于压缩机、泵等设备，在降低功率运行时，处于无噪声工况。二回路设备如主汽轮机、齿轮箱、凝汽器和汽轮发电机组放在一个整体筏式基座上+每一块基座与艇体之间不是刚性连接，而借助于吸声结构，吊挂在艇体上。(三)技术特点分析及述评1.反应堆功率大S8G反应堆热功率为250MW，使轴功率达到44.1MW(60000hp)，成为现代潜艇用单堆功率最大的反应堆。主要是采用高性能燃料元件和新型结构，具有较大的堆芯，并装备了足够的可燃毒物和控制材料。2.自然循环能力强S8G压水堆装置自然循环能力强，在中低速工况时不用主循环泵，在发生断电事故，或主循环泵出现

25、故障时仍可带走剩余热量。3.堆芯寿命长S8G压水堆堆芯寿命长达15年，在整个核潜艇服役期内，只需更换一次核燃料。装一次核燃料能使艇的续航力达1000000nmile以上。4.噪声低S8G压水堆装置采用了自然循环措施，在中低速工况不用主泵，各种机械设备广泛采取隔声减振措施，采用整体浮筏减振，因而噪声低，无噪声航速可达10h。5.设备模块化S8G压水堆装置电气和控制设备模块化，容易进行维修和更换。为了方便地吊装和更换任一层甲板上的设备，在堆舱还设有一个直径为1.83m的设备进出口。6.安全性好S8G压水堆装置采用了许多非能动安全措施，依靠自然循环力、重力等自然力保证反应堆装置的安全，因而安全可靠性

26、好。三、美国S6G压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生20世纪60年代，苏联查理级飞航导弹核潜艇服役，它可以发射反舰导弹，构成了对美海军反潜兵力的威胁。为了增强反潜能力，接替SSN594帕米特级和SSN637鲟鱼级攻击型核潜艇，美海军决定发展SSN688洛杉矶级攻击型核潜艇。该级艇的技术改进目标之一是增大吨位，水下排水量6927t，提高航速至32-35h，为此提出了发展大功率反应堆的要求。为了满足洛杉矶级核潜艇对动力的要求，反应堆的选型有三个方案：SSW型反应堆的放大型；SSG型自然循环反应堆的放大型；D2G型核动力导弹巡洋舰反应堆的潜艇改进型。根据多方面研究，最终选定D2G反应堆的改

27、进型设计，并吸收S5G自然循环压水堆提高自然循环能力的经验，定名为S6G自然循环反应堆。2.研制计划洛杉矶级攻击型核潜艇是美海军研制的第二代高速攻击型核潜艇。主要性能指标之一是恢复由于帕米特级和鲟鱼级攻击型核潜艇为了降低噪声而牺牲了的高速性能。因此，对于S6G压水堆提出了主要设计目标：建成继SSW压水堆之后的第二代标准型反应堆；具有大功率的高性能反应堆；降低噪声；为了满足该级艇与航空母舰编队协同作战的能力，力求机动性好。由于洛杉矶级核潜艇最初计划建造90艘，一直延续到21世纪，因此，建堆数量大。经过多次缩减，最后确定建造62艘，装堆62台。S6G压水堆由通用电气公司和诺尔斯核动力研究所负责研制

28、。由于采用D2G、S5G反应堆的经验，所以没有建造陆上模式堆。该型堆的研制大约用了8年的时间。随着首艇洛杉矶”号的研制进度，从1968年开始设计，至1976年11月13日服役。S6G压水堆装置造价约为3600万美元。3.使命任务与装艇情况S6G自然循环压水堆为装备SSN688“洛杉矶”级攻击型核潜艇而研制。该级艇在1972年1月至1992年7月间，共建造62艘，装备了62台反应堆。(二)系统组成S6G自然循环压水堆装置，采用传统的压水堆单堆热线图，包括一台反应堆，两个由一、二回路组成的动力分系统。每个支系统内各有一台蒸汽发生器、两台主循环泵、一台蒸汽轮机、凝汽器，共用减速齿轮，单轴，推进一个七

29、叶大侧斜螺旋桨。S6G压水堆，热功率160MW，可提供轴功率33.1MW(45000hp)。反应堆采用U02-Zr4板状燃料元件，高性能结构材料和新型结构，堆芯寿命500满功率天，一次装料可使用15年，续航力1000000nmile。反应堆舱分为三层甲板，上层设有人行通道。反应堆与一回路放射性设备布置在铁水屏蔽池内。机舱的大部分舱段也有三层甲板，布置2台主汽轮机组，2台功率为3000kW的主汽轮发电机组及相关设备等，包括辅助机械设备和减振降噪设施。(三)技术特点分析及述评1。单堆功率大S6G自然循环压水堆，热功率160MW，在20世纪70年代是单堆功率最大的反应堆，比S5W压水堆的功率几乎提高

30、一倍，满足了高航速的要求。2。自然循环能力高S6G压水堆继承了S5G自然循环压水堆的特点，自然循环能力高，不仅保证了在任何情况下都能带走堆芯剩余热量，而且不用主循环泵取消了一个噪声源。高速航行起动主泵，中、低速航行不用主泵，满足了艇执行高速追击和低速航行任务的要求，机动性好。3.隐身性好S6G压水堆装置在中低速工况采用自然循环方式，采取了浮筏减振等一系列降噪措施，因而动力装置噪声低。该级艇是80年代隐蔽性最好的攻击型核潜艇。4.堆芯寿命长S6G压水堆是美海军最早实现长寿命堆芯的潜艇堆。最早的设计目标是堆芯寿命10-13年，目前已达到15年，为现代潜艇堆30年寿命打下了良好的基础。5.安全可靠性

31、好S6G压水堆装置采用了自然循环、高性能材料等一系列措施，安全可靠性好。该型堆投入运行20多年来未发生过严重事故。四、美国S5W压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生美国第一艘核潜艇“鹦鹉螺”号的S1W陆上模式堆，于1953年6月达到满功率运行。根据该堆的设计、建造与运行经验，研制了S2W压水堆装置，装备了“鹦鹉螺”号攻击型核潜艇，于1954年9月服役。该堆的研制，成功地解决了压水堆装置应用于核潜艇的一系列重大技术问题。美海军在S2W压水堆的基础上，发展了S3W、S4W压水堆。期望最大限度地减少潜艇堆的体积与重量，并正确选择生物屏蔽的结构与材料。在S2W、S3W、S4W压水堆的基础上，美

32、海军研制了S5W标准型压水堆。研制S5W压水堆，主要是为了满足提高核潜艇航速的要求。美海军研制第一代高速攻击型核潜艇“飞鱼”级，首次采用水滴线型，装备大功率的S5W压水堆，航速达到30h，成为当时世界上航速最高的核潜艇。鉴于S5W压水堆的优良性能，美海军将其定为标准型压水堆，广泛装备弹道导弹型和攻击型核潜艇。2.研制计划“飞鱼”级攻击型核潜艇是美海军研制的第一代高速攻击型核潜艇。主要性能指标之一是取得了30kn的高航速。因此，对于SSW压水堆提出了主要设计目标：建成弹道导弹型和攻击型核潜艇统一使用的标准型压水堆；提高堆功率；降低噪声；增大堆芯寿命。S5W压水堆装置由威斯汀豪斯电气公司和贝蒂斯核

33、动力研究所研制。由于采用S2W、S3W和S4W反应堆的经验，所以没有建造陆上模式堆。该型堆从1955年美海军正式订购“飞鱼”级攻击型核潜艇开始研制，至1959年4月15日“飞鱼”。号核潜艇服役，历时4年完成研制。S5W压水堆当时造价1200万美元。”3.使命任务与装艇情况S5W标准型压水堆装置是美海军潜艇堆中影响最大，使用最广，装艇数量最多的潜艇堆，并且出口转让至英国，总计装艇100艘，包括：“长尾鲨”级、“鲟鱼”级攻击型核潜艇，“乔治?华盛顿”级、“伊桑?艾伦”级、“拉菲特”级弹道导弹核潜艇等。1956年5月至1961年10月建造的“飞鱼”级攻击型核潜艇6艘，装备SSW-I反应堆。1958年

34、5月至1967年12月建造的“长尾鲨”级攻击型核潜艇14艘，装备S5W-反应堆。1963年8月至1975年2月建造的“鲟鱼”级攻击型核潜艇37艘，装备S5W-反应堆。1957年11月至1961年3月建造的“乔治?华盛顿”级弹道导弹核潜艇5艘，装备S5W-I反应堆。1959年9月至1961年2月建造的“伊桑?艾伦”级弹道导弹核潜艇5艘，装备S5W-反应堆。1961年1月至1967年4月建造的?“拉菲特”级弹道导弹核潜艇31艘，装备S5W-反应堆。1971年6月至1974年12月建造的“利普斯科姆”号攻击型核潜艇1艘，装备S5W-反应堆。?1959年4月至1963年4月建造的英国“无畏”号攻击型核

35、潜艇1艘，装备S5W-反应堆。目前，还有2艘“鲟鱼”级攻击型核潜艇和1艘“拉菲特”级改装的攻击型核潜艇“本杰明?富兰克林”号在役，共装堆3台。(二)系统组成S5W压水堆装置共有两型。S5W-I型装备“飞鱼”级和“乔治?华盛顿”级核潜艇；S5W-型装备其余各级核潜艇。两种型号只是功率不同，性能上型比I型稍有改进。S5W压水堆装置采用美海军标准压水堆热线周(见图5.5-2)，采用一台反应堆，两个动力分系统，每个分系统中包含一、二回路支回路，共用减速齿轮箱，单轴，推进一个螺旋桨。1.一回路系统两条一回路支回路中，各有一台蒸汽发生器，两台主循环泵，共用一台反应堆、稳压器和一台备用泵，其在堆舱中的布置见

36、图5.5-3。S5W反应堆压力容器高2.8m，直径2.4m，重量25t。圆柱形堆芯高1.07m，直径1.2m，体积比功率80MWm3。采用铀锆合金板状元件，包壳为锆-4合金，厚0.6mm，富集度40，铀235装载量为120kg。为了控制后备反应性，在反应堆堆芯中采用了以ZrO2为基体的D4C可燃毒物。堆芯设计寿命5000h，工作寿命5年，后增长为7000h寿命，工作10年，即艇在航行10年后更换一次核燃料。一回路系统压力16MPa，堆人口冷却剂温度250，出口280，冷却剂流量2400th，在堆芯内平均流速l0ms，堆升温速度180h。蒸汽发生器为立式自然循环型。一回路冷却剂在U型管内流动，二

37、回路水在管外流动，产生的蒸汽经汽水分离器两次分离后，湿度低于0.25。2.二回路系统每条二回路支回路中有一台汽轮机、凝汽器、凝水泵、给水泵、过滤器和汽轮发电机组。由汽轮机中排出的乏汽进入凝汽器。凝汽器考虑了潜艇下潜400m时水深对艇舷的压力。当水温180时，凝汽器压力0.017MPa。在两条二回路支回路中有两台汽轮机，通过两级减速器，当轴的转速为150rmin时，轴功率最大可达18.38MW(25000hP)。采用两台单机倒转汽轮机，可以缩短机舱长度，提高机组可靠性。当蒸汽压力为2.3MPa时，蒸汽耗量为82th。主减速器为双级减速器，齿轮采用高硬度钢，由于提高了加工精度和光洁度，因此，增强了

38、抗冲击载荷能力，噪声低。3.电力系统和应急动力系统全艇由两台汽轮发电机组供电，频率601Hz，电压450V，功率为2250kW。应急动力系统包括一台低速直流电动机，功率368kW，由柴油发电机或蓄电池组供电。柴油发电机功率600kW，蓄电池容量7000Ah(5h放电)，由126块铅酸电池组成，每块体积为356X457X1170(mm3)，重450kg，蓄电池总重64.6t。应急航速可达6kn，续航力2000nmile。 (三)技术特点分析及述评S5W压水堆装置是美海军标准型潜艇堆，应用范围广，运行时间长达40年，使用中不断改进，始终保持了先进性：1.功率大S2W反应堆热功率60MW，可提供轴功

39、率9849kW(13400hp)，而S3W、S4W反应堆热功率30MW，可提供轴功率5145kW(7000hp)。S5W-I、型反应堆热功率为80?100MW，可提供14.7?18.38MW(20000-25000hp)，满足了高速艇的需要。2.体积小、重量轻S5W压水堆装置总体积1230m3，总重800t，堆舱长只有6.1m，满足了艇用堆最基本的要求。这主要是堆本身性能好，设备布置紧凑。3.安全可靠性好S5W反应堆首次采用板状元件，换热性能好，采用可燃毒物控制性能好。设备配置双套备份，生物屏蔽设置足够与合理。因而设备与艇员都安全。4.堆芯寿命长S2W反应堆两年换一次核燃料。S5W反应堆燃耗率

40、设计值1，燃耗深度10000MWd/t，堆芯可工作5年不换料，现已达10年寿期。5.噪声低S5W反应堆装置采取一系列减振降噪措施，配合艇体采用水滴形，首次采用围壳舵等措施，使艇的辐射噪声比“鹦鹉螺”号核潜艇低很多。6.堆的性能有局限性限于当时的技术水平，反应堆的性能有局限性，如冷却剂双流程流经堆芯，一回路自然循环能力低，设备冗余度大等。五、俄罗斯KLT-40压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生前苏联发展潜艇压水堆，主要是以核动力破冰船反应堆为母型，发展了三代潜艇堆。第一代船用堆OK-150型，装备了“列宁”。号核动力破冰船，据此发展了VM2潜艇堆；第二代船用堆OK-900型，装备了“北

41、极”级核动力破冰船，据此发展了VM4潜艇堆；第三代船用堆KLT-40型，装备了“北方航线”级核动力破冰船，据此发展了VM5潜艇堆，装备了第三代核潜艇。2.研制计划KLT-40型压水堆装置是在OK-900型压水堆装置的基础上发展的新型堆，性能有较大改进，其主要发展目标是：提高功率，单堆功率达到36.75MW(50000hp)；增长堆芯寿命，争取25年不换核燃料；布置更加紧凑，减小体积和重量；?提高安全可靠性。该型堆在OK-900A型反应堆装置70年代服役后开始研制，80年代服役，共发展了KLT-40和KLT-40M两型。3.使命任务与装艇情况KLT-40型压水堆装置装备了“北方航线”号核动力破冰

42、船。该船满载排水量61800t，装备一台KLT-40型压水堆，轴功率29.4MW(40000hp)，额定航速20.5kn，于1984年开工建造，1988年投入使用。KLT-40M型压水堆装置装备了“泰米尔”级核动力破冰船。该级船满载排水量23500t，装备一台KLT-40M型压水堆，轴功率38.2MW(52000hp)，额定航速18.5kn。“泰米尔”号于1988年投入使用。根据KLT40及KLT-40M型压水堆的设计经验研制了VM5改进型压水堆装置，装备了80年代服役的第三代核潜艇“鲨鱼”级、“塞拉”级攻击型核潜艇、“奥斯卡”级核潜艇及台风”级弹道导弹型核潜艇共38艘，装堆57台。“奥斯卡”

43、级的“库尔斯克”号核潜艇在2000年8月在巴伦支海演习时沉没。(二)系统组成KLT-40反应堆装置包括一回路系统、二回路系统、电力系统、自动控制系统及辐射安全系统等。1.一回路系统一回路系统包括一台反应堆、4台直流蒸汽发生器、4台双速主循环泵和4台稳压器。它们组成4条支回路，通过短套管紧密地布置于反应堆周围(见图5.5-4及图5.5-5)。KLT-40型压水堆热功率135MW，采用铀锆合金燃料，H-1锆合金包壳，棒状元件，燃料棒外径5.8mm，铀235富集度5，初始装载量约150kg。堆芯高1000mm，当量直径1212rain。堆芯共有241盒燃料组件，燃料组件以72mm间距正三角形栅格布置

44、。为了控制后备反应性，燃料组件内装有钆可燃毒物棒。堆芯寿期100130满功率小时，可运行25年不换燃料。一回路设计压力16.5MPa，设计温度350。在直流蒸汽发生器中，人口给水温度165，过热蒸汽出口温度290，出口蒸汽压力4.0MPa，每台蒸汽产量54th。直流蒸汽发生器由圆柱形螺旋管组成，分成20个独立部分来供应给水，产生过热蒸汽。主循环泵为离心式单级双速无填料泵，在3000rmin转速时，流量为870m3h，在1000rmin转速时，流量为290m3h。泵的电机为感应双速电机。稳压器用于保证一回路压力不超过额定压力16.5MPa，设计温度为230，材料为耐压不锈钢。2。二回路系统蒸汽发

45、生器出口蒸汽参数为4.0MPa，290，进入高压蒸汽轮机后，再进人中间汽水分离器，随后进入低压蒸汽轮机。额定工况运行时，主齿轮减速装置推进螺旋桨转动，转速115rmin。KLT-40型装置轴功率29.4MW(40000hP)，KLT-40M型为38.2MW(52000hp)。在主蒸汽发生装置出现故障时，启动应急锅炉，保证船以10.5h的速度航行2000nmile。启动应急锅炉时间约为30min。应急锅炉有一台，容量50th，蒸汽压力2.5MPa，过热温度355t。二回路水质的含盐量1mgL，氯离子含量0，51mgL。3.电力系统电力系统在各种运行工况和应急工况下，为蒸汽发生装置和船上设备提供动

46、力，包括由3台汽轮发电机、两台备用柴油发电机和两个主配电盘组成。应急电力系统由两台应急柴油发电机和两个应急配电盘组成。4.辐射安全系统核燃料和船员居住区之间设有四道屏障，包括燃料元件包壳、一回路设备和管道的压力边界，防护壳和船体防护板，以保证船员的安全。核动力装置操纵员所接受的剂量限值为0.05Sv年(5rem年)，其余人员的安全限值为其110。一回路设备包括反应堆、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器等布置在铁水屏蔽水池内：生物屏蔽的材料为钢、蛇纹石混凝土、水、铅和聚乙烯。(三)技术特点分析及述评KLT-40型压水堆是前苏联20世纪80年代的产品，具有如下技术特点：1.单堆功率大KLT-40型反应堆

47、热功率135MW，可提供轴功率29.4MW(40000hp)；KLT-40M型反应堆热功率171MW，可提供轴功率38.2MW(52000hp)。2.结构紧凑布置合理一回路系统主要设备采用短管连接紧凑布置，使整个动力装置体积小。主要设备布置在铁水屏蔽水池中，需操纵与维修部分置于上层，易于接近，便于维修。3.采用直流蒸汽发生器热效率高采用4台直流蒸汽发生器，每台有20个独立的管簇，一回路水走管间隙，二回路水和蒸汽走管内，最终提供过热蒸汽，热效率高。4.堆芯寿命长采用新型堆芯和高性能材料，使堆芯寿命达1460天，为“列宁”号反应堆的3倍，可运行25年不换料。5.安全可靠性好该型堆的一回路系统采用4

48、条支回路，设备冗余度大，采取一系列排除剩余热措施，接收“列宁”号反应堆的教训，不会再发生堆芯熔化事故，并采取较好的辐射屏蔽措施。6.自动控制程度高该型装置控制系统和动力设备的自动化复合装置由中央控制台操纵，而机舱和堆舱无人操作。对影响装置核安全最重要的设备，用三个通道同时控制与监督，实现动力装置设备与系统状态的自动和远距离控制、监测和指示及运行检查。六、俄罗斯OK-900型压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生前苏联“列宁”号核动力破冰船于1959年12月3日服役，采用了3台OK-150压水堆，单堆功率90MW，轴功率32。34MW(44000hp)。该船利用OK-150反应堆曾六次安全

49、航行北极。前苏联并以其为模式堆建造了VM2潜艇压水堆，装备了第一代核潜艇80艘，装堆160台。但是，在1966年OK-150压水堆发生了堆芯熔化事故，致使30名船员死亡。为此，对该船和反应堆装置进行了为期5年的大修改装，研制了OK-900压水堆装置，提高了堆功率，改进了一回路主要设备布置方式，增强了安全可靠性，并以该堆为母型研制了VM4潜艇压水堆，装备了第二代核潜艇。2.研制计划1966年装载在“列宁”号核动力破冰船上的OK-150型压水堆装置发生堆芯熔化事故后，开始研制OK-900型压水堆，其发展目标是：提高单堆功率，将单堆功率90MW提高到159MW；简化系统和设备，将每船装备3台反应堆改

50、为2台，减少备用设备和仪表，减小体积和重量；采用短管连接紧凑型布置；提高安全可靠性，避免发生失水事故，一旦发生事故能够及时有效地处理。经过5年的工作，由100多个科研单位和350多个q-V参加研制，完成30多项重大课题，重新研制了40多种机械设备，于1971年装备“列宁”号核动力破冰船。经进一步改进后，研制出OK-900A型反应堆，装备“北极”号核动力破冰船，于1974年12月投入运行。3.使命任务与装艇情况(1)使命任务OK-900型压水堆装置为替换OK-150型压水堆装置而研制，装备了改进后的“列宁”号核动力破冰船，以及“北极”级核动力破冰船。同时，以该型堆为模式堆，研制了VNl4潜艇堆，

51、装备了第二代核潜艇。(2)装艇情况OK-900型反应堆装备了改装的“列宁”号核动力破冰船；OK-900A型反应堆装备了“北极”级核动力破冰船，已服役5艘，在建1艘。以上共装船7艘，装堆14台。以OK-900A型反应堆为模式堆研制的VM4潜艇堆，装备了V、C、P、Y、D?及D-IV级核潜艇，共123艘，装堆228台。(二)系统组成OK-900A型与OK-900型压水堆装置是设计思想相同的第二代船用核动力装置，但性能参数有较大改进。现仅介绍其一、二回路系统及自动控制系统。1.一回路系统OK-900A型压水堆装置一回路系统，包括两套设备组成相同的一回路分系统。每个分系统包括一台反应堆、4台蒸汽发生器

52、、4台主循环泵、4台稳压器及一台离子交换器，一台离子交换冷却器等(见图5.5-6)。一回路系统包括四条主冷却剂系统和若干辅助系统。整个一回路系统布置在密闭的反应堆舱中，保证设备安全可靠地运行，一旦发生事故也不会污染环境。该舱分为上、下两层，下层为反应堆，上层为设备室。上下层之间由生物屏蔽和密封板隔开。需要操纵、管理及维修部分(蒸发器堵管及换料等)均设于上层，可达性好。下层布置不需维修部分，安全性好。一回路主要设备之间采用短管连接，紧凑布置，并置于铁水屏蔽水池内(见图5.5-7)。反应堆额定功率171MW。压力容器由低合金耐热钢制成。冷却剂进出口均设在压力容器上部，从而避免管道破裂时冷却剂流失。

53、燃料元件为uo=细棒束元件，三角形排列，共有241盒燃料元件。铀235富集度为5，包壳材料为锆合金，堆芯中装有可燃毒物控制后备反应性，工作寿期为1050满工作天，可运行11.5年。蒸汽发生器为直流过热式。在具有椭圆形底的立式圆筒内，装有耐腐蚀合金制成的传热管束。二回路工质流经管内，一回路冷却剂流经管外。蒸汽总产量为2X2奶tho进入蒸汽轮机的蒸汽初参数为3.0Mh，300。一回路主循环泵由离心泵和双速密封电机组成。电机的定子与转子用镍铬套隔开。因此，冷却剂不会漏至外部空间。冷却剂对泵内部件进行冷却和润滑。2.二回路系统二回路系统采用合理的蒸汽?凝水循环系统，利用废蒸汽在除气器中对给水进行预热。

54、主汽轮机采用单缸、双流，一个辐流式冲动级，15个反动级。主汽轮发电机能适应大幅度的负荷变化。没有齿轮减速器，采用电力推进。主发电机为三台交流发电机，主推进电机输出功率为55.13MW(75000hp)。3.自动控制系统综合自动控制系统包括反应堆的自动控制与保护，蒸汽动力装置的自动调节、控制与保护，数据的收集、处理与显示，船舶系统的遥控与自控以及电力装置系统的自动化。由于自动化水平较高，堆舱、机舱可无固定人员值班，定期巡视即可。(三)技术特点分析及述评OK-900A型压水堆装置和以其为模式堆建造的潜艇堆，建造数量大，约占俄罗斯潜艇堆的一半，具有显著的技术特点。1.堆功率大，性能好OK-900A型

55、压水堆，每台可提供171MW热功率，比第一代压水堆提高约80，堆芯寿命增长一倍，堆内燃料和堆芯结构均有较大改进，是当时先进的压水堆。2.设备布置合理，结构紧凑该型装置采用短管连接紧凑布置，省掉了大直径管道及相关设备。主要设备置于铁水屏蔽水池内，分上、下两层布置，便于维修。既节省了屏蔽重量，设备又可起到屏蔽作用。整个装置体积小、重量轻。3.采用直流蒸汽发生器采用直流蒸汽发生器，可提供过热蒸汽，热效率高，结构紧凑，易于检修。4.安全可靠性好该型装置为避免发生失水事故，采取了一系列有效措施，包括堆内冷却剂单流程，出人口接管布置在压力容器上部，采取安全注水、硼酸盐系统及安全控制措施等。5.自动化程度高

56、采用中央监测及综合自动控制系统，简化了控制与操作，动力舱可无人值班，提高了运行可靠性。、七、英国PWR-2压水堆装置(一)研制背景与计划1.型号的产生1980年，英国政府决定建造新一代“先锋”级弹道导弹核潜艇，研制新型反应堆，装备4艘该级核潜艇，实施“三叉戟”核潜艇计划。同年，英国开始研究新一代攻击型核潜艇SSN-20(W)级，至1987年海军占维克斯造船公司签订设计SSN-20级多用途核潜艇合同，同时决定采用新型反应堆。“先锋”级和SSN-20(W)级核潜艇将使用共同的新型反应堆，海军委托罗尔斯?罗伊斯联合在PWR-1型压水堆基础上，研制PWR-2压水堆装置。1990年，SSN-20(W)级

57、攻击型核潜艇研制计划撤消，决定建造“特拉法加”级第二批攻击型核潜艇，也决定采用PWR-2型压水堆装置。2.研制计划(1)计划内容PWR-2压水堆装置的主要研制目标是：增大单堆功率，由PWR-1反应堆的100MW提高至140MW；增长堆芯寿命，提高水下续航力；进一步降低噪声。英国从20世纪70年代中期开始探讨研究大功率潜艇堆，主要是研究新的堆芯，装备新型燃料元件和新设计的芯部结构，以及压力容器等。80年代中期正式开始设计，制造，并在模式堆上试运行。90年代初完成PWR-2反应堆试制，装备新一级核潜艇。(2)研制单位PWR-2压水堆装置由罗尔斯?罗伊斯联合负责研究设计，并以PWR-2反应堆堆芯在S

58、TF-2陆上模式堆上作试验运行研究；维克斯造船工程公司巴罗造船厂负责PWR-2压水堆装置设备的制造和安装。(3)研制时间表1976年开始探讨大功率反应堆的研究工作。1980年决定建造装载“三叉戟”弹道导弹的新一代战略核潜艇；开始研究SSN20(W)级新一代攻击型核潜艇。1985年英国海军与罗尔斯?罗伊斯公司签订发展PWR-2反应堆合同，开始设计装备“先锋”级弹道导弹核潜艇的新堆。1986年“先锋”号核潜艇开工建造。在PWR-1反应堆装置冷却回路中发现裂纹，为PWR-2的研制提供了经验教训。1987年PWR-2反应堆C型堆芯开始在STF-2陆上模式堆上进行运行试验。英海军与罗尔斯?罗伊斯公司签订

59、合同，修改PWR-2反应堆设计，拟装备SSN20攻击型核潜艇。1990年SSN20核潜艇计划取消。1992年完成PWR-2压水堆装置在“先锋”号核潜艇上的安装工作，该艇开始试航。1993年“先锋”号核潜艇服役。决定建造“特拉法加”级第二批攻击型核潜艇，装备PWR-2压水堆装置(该级艇三年后被定名为“机敏”级)。1995年完成在STF-2模式堆中C型堆芯的试验工作，着手准备H型堆芯的试验工作。1996年开始订购“机敏”级攻击型核潜艇。(4)经费PWR-2压水堆装置的研制经费共4.85亿美元。3.使命任务与装艇情况(1)使命任务PWR-2压水堆装置，作为英国自行研制的第二代潜艇压水堆，统一装备“先

60、锋”级弹道导弹核潜艇和“机敏”级攻击型核潜艇。(2)装艇情况英国“先锋”级弹道导弹核潜艇共建造4艘，使用4台PWR-2压水堆装置。4艘“先锋”级核潜艇已在1999年11月全部建成并服役。英国为了替换“敏捷”级攻击型核潜艇，使攻击型核潜艇维持在12艘的水平，决定建造“机敏”级攻击型核潜艇，即“特拉法加”级第二批艇。1994年7月开始招标，1997年3月签订开始先建造3艘艇的合同，1999年10月，首艇“机敏”号已开工建造，2005年服役，另外两艘“伏击”号和“机巧”号，也将分别在2001年和2002年开始安放龙骨。还要建造另外两艘的计划已在1998年得到确认。(二)系统组成PWR-2压水堆装置采

61、用西方传统的潜艇压水堆装置热线图，包括一台反应堆，一、二回路系统，两台蒸汽轮机，单轴，泵喷射推进。1。一回路系统该装置一回路系统包括一台反应堆、2台蒸汽发生器、4台主循环泵和一台稳压器。反应堆热功率140MW，可提供轴功率25.73MW(35000hp)。堆的尺寸和PWR-1型反应堆大致相同，由此推算，堆芯功率密度约为80MWm3。堆芯采用板状燃料元件，铀锆合金燃料，铀235富集度约为70。C型堆芯工作寿期为10年，正在研究的H型堆芯工作寿期为25年，在艇的服役期内可不用更换核燃料。反应堆压力容器采用高疲劳特性和高强度材料锻造。新反应堆改进了事故状态下补给水喷淋的方法。一回路冷却剂进入反应堆的

62、温度为265，离开反应堆的温度为280。蒸汽发生器为立式自然循环型，冷却剂流经管内，二回路工质流经管外，产生2.4MPa，250的饱和蒸汽，经汽水分离器分离后，蒸汽湿度不超过0.25，其他设备基本采用PWR-1型压水堆装置一回路设备。2，二回路系统二回路系统包括两台蒸汽轮机、主凝汽器、冷凝泵、给水泵、循环泵及汽轮发电机组。对蒸汽轮机进行了改进，并在STF-2模式堆上进行了两年的试验才装艇实用。主凝汽器及其冷凝循环系统也进行了改进。主凝汽器采用U型管式单管板结构，钛合金管材，采用镍铝铜合金制造循环系统构件。主冷凝循环泵的轴密封问题得到解决，而且减小了振动。简化了凝汽器附属设备，提高了抗腐蚀性，减

63、小了尺寸和重量。二回路设备置于整体浮筏机座上，进一步减小了辐射噪声。它由PWR-1压水堆装置采用的半浮筏结构改进为全浮筏结构，即在高速工况下不必将浮筏锁定。(三)技术特点分析及述评1.堆功率明显增大PWR-2压水堆功率比PWR-1增大40，装置效率为18，输出轴功率在25.73MW(35000hF)以上。2.增长了堆芯寿命C型堆芯寿命比第一代潜艇堆堆芯寿命增长了50。如果H型堆芯试验成功，可达到与艇同寿命，提高燃料利用率，改善经济性。3.大幅度降低噪声该型装置采用了英国多年对潜艇核动力减振降噪的研究成果，包括主要设备选型、选材、加工精度、配置方式、以及设备的支撑、吊挂与管路连接等都考虑了降噪效果。二回路采用全浮筏减振机座，高频硬化减速齿轮，采用泵喷射推进等，使辐射噪声很低。?A简化系统和设备，减小体积和重量该型装置较PWR-1型压水堆装置简化系统和设备，主要是二回路系统，如主冷凝系统的设