蒸汽发生器单根传热管断裂 一回路系统单相状态下超压 反应堆冷却剂系统小管道断裂 堆芯冷却剂流量全部丧失主蒸汽流量全部丧失
发生这类事故后，不应导致反应堆结构完整性的严重破坏， 堆芯燃料元件的损坏不得超过规定值，但在相当长的一段
时间内核动力装置仍不能恢复力装置》
6
Ⅳ类工况——极限事故工况
7 船舶核动力装置运行与控制
7.1 运行工况 7.2 核动力装置的静态特性 7.3 反应堆功率控制 7.4 反应堆冷却剂系统压力控制 7.5 反应堆冷却剂系统液位控制 7.6 核动力装置的启动 7.7 核动力装置的功率运行 7.8 核动力装置的停闭
5/23/2020
《核动力装置》
1
7.1 运行工况
能够顺利返回基地。
5/23/2020
《核动力装置》
12
停闭工况
冷停堆：将功率运行的反应堆停闭，使之处于次临界并有 足够的停堆深度，将反应堆冷却剂系统冷却至接近环境温 度的过程。 正常冷停堆 维修冷停堆 换料冷停堆
热停堆：将功率运行的反应堆停闭，处于次临界并有足够 的停堆深度，维持反应堆冷却剂系统的温度和压力仍接近 运行状态的过程。 稳压器保留蒸汽汽腔 热停堆主要用于船舶的临时停泊或特殊情况
分为变工况和稳定工况 稳定工况：核电厂相似 变工况：船舶反应堆的一种重要运行方式。 在变工况运行时尤其要监督堆内各主要参数的变化，使其
在较短时间内完成达到预定的运行功率任务。
5/23/2020
《核动力装置》
11
异常运行
异常工况运行：指系统或设备在局部故障情况下的运行。 确保船舶动力装置生命力的一个重要手段。 在航行中，一旦发生局部故障（在一定的措施下）使舰船
指核动力装置在规定的正常运行限值和条件范围内的运行 装换料 启动 临界 稳态功率运行 线性或阶跃升降负荷 允许限额内的超功率运行 热备用 停堆以及日常维修等工况
负荷的线性升降速率和阶跃变化幅度在规定的允许范围内
5/23/2020
《核动力装置》
4
Ⅱ类工况——一般事故工况
核动力装置试验运行和装置寿期内在役运行时以中等频率 发生的事故—中等频率事件
冷启动：指反应堆处于常温常压下的例行启动。在这个过程中 必须严格按照最佳提棒程序和温压限制图进行，重点预防短周
热启动：指一回路系统的稳压器保留蒸汽汽腔状态下的启动运 行，由于船舶的机动性，其特点是预防在碘坑下启动和在停堆
5/23/2020
《核动力装置》
10
功率运行
功率运行工况一般指反应堆的功率在1%~100%额定功率 范围内的运行
安全系统整定值
触发各类安全系统和保护装置自动投入运行的控制参数阈值，以限制预计
瞬态过程、防止超过安全限值或减轻事故的后果。
中子通量密度及其分布
反应堆冷却剂流量变化速率
中子通量密度变化速率
主泵故障
反应性保护
安全注射
轴向功率分布因子
蒸汽发生器液位
燃料包壳温度
主蒸汽管道隔离
反应堆冷却剂温度
主汽轮机脱扣
5/23/2020
《核动力装置》
14
1.运行限值和条件
安全限值 ➢ 指过程变量（如功率、温度、压力、放射性物质排放等）
的各种限值，核动力装置在这些限值范围内运行是安全的。 ➢ 安全限值的确定以防止核动力装置发生不可接受的放射性
物质释放为依据 基本的安全限值 ➢ 燃料温度 ➢ 燃料包壳温度 ➢ 反应堆冷却剂压力
发生全船沉没的假想事故和在遭遇到海难情况下，应采取
5/23/2020
《核动力装置》
8
7.1.1 运行工况的划分
主要工况
启动工况 功率运行工况 异常工况 停闭工况
5/23/2020
《核动力装置》
9
启动工况
初次启动：指反应堆初次装料（或换料）。需要检查和考核系 统及设备的可靠性，校核理论计算及零功率堆上的试验数据，
7.1.1 运行工况的划分 7.1.2 核动力装置运行技术规格书
5/23/2020
《核动力装置》
2
7.1.1 运行工况的划分
四类基本工况
Ⅰ类工况——正常运行工况 Ⅱ类工况——一般事故工况 Ⅲ类工况——严重事故工况 Ⅳ类工况——极限事故工况
5/23/2020
《核动力装置》
3
Ⅰ类工况——正常运行工况
5/23/2020
《核动力装置》
13
7.1.2 核动力装置运行技术规格书
为了满足船舶机动性的要求，核动力装置必须根据航行需 要及时、准确地改变运行状态，从而使得系统与设备的主 要运行参数也相应发生变化。
从核动力装置运行的安全性考虑，对参数的变化范围和变 化速率必须加以限定。
某些关键参数的变化可能会危及到运行安全，核动力装置 中的安全和保护系统将迅速投入，预防事故的发生或减轻 事故的后果。
控制棒组误提出 控制棒掉棒 反应堆功率与汽轮机负荷失配 失去正常给水 失去正常电源
发生这类事故后，允许反应堆停堆，在采取纠正措施后便 能很快排除事故，使核动力装置恢复功率运行状态。
5/23/2020
《核动力装置》
5
Ⅲ类工况——严重事故工况
核动力装置试验运行和在装置寿期内在役运行时可能偶然 发生的后果严重的事故—低概率事件
反应堆冷却剂升温/降温速率 给水隔离
反应堆冷却剂系统压力
正常电源断电
稳压器液位
蒸汽管道的辐射水平
反应堆冷却剂流量
二回路蒸汽压力排放
5/23/2020
《核动力装置》
17
正常运行限制条件
目的：保证安全运行，使安全系统处于备用状态，以及规 定为保持运行的必要条件。
核动力装置进行试验运行和装置寿期内在役运行时发生的 机率极小、后果非常严重的事故
反应堆冷却剂系统主管道断裂 主蒸汽管道断裂 全部主泵转子卡死 弹棒事故
5/23/2020
《核动力装置》
7
Ⅳ类工况——极限事故工况
发生这类事故后，专设安全设施应能正常工作，实现冷停 堆
反应堆内放射性物质会大量释放，但不会对海区产生严重 污染，不会对艇员的健康和安全有过份的危害
5/23/2020
《核动力装置》
15
安全限值
燃料包壳：如偏离泡核沸腾比（DNBR）和燃料最大线功
一回路系统承压边界：反应堆冷却剂系统的最大绝对压力 以及反应堆冷却剂系统的最高温度；
安全壳（或堆舱）：如相对压力、最高平均温度和LOCA 峰值压力下的最大泄漏率。
5/23/2020
《核动力装置》
16