核潜艇的核反应堆

目前核潜艇的反应堆基本上都是压水反应堆，主要结构如下

核燃料组件：他是核燃料进行链式反应的核心部件。一般制作成二氧化铀，其中只有百分之几的铀235，而绝大部分是不直接参与核裂变的铀238.二氧化铀被烧结成圆柱形的小块，装入不锈钢或锆合金做的金属管中，称为燃料棒或燃料原件，然后把若干燃料棒有序的装入金属筒里组成燃料组件，最后把许多燃料组件垂直分布在核反应堆内

压力容器 是核反应堆的外壳，用来盛装核燃料及堆内部件，用高强度的优质合金钢制造而成，可承受几十兆帕的压力。在压力容器上有冷却剂的进出口。

压力容器的顶部封盖，可用来安置和固定控制棒驱动机构，压力容器顶盖有半圆形的，平顶的。

顶盖螺栓：用来连接、锁紧压力容器顶盖，使之与筒体组成一个完全密封的容器。

吊篮：是一个大圆筒，因为它是倒挂在压力容器里的，又像个篮子，因此称为吊篮 。采用吊篮一方面是易于固定反应堆内的部件，另外可以一次整篮子吊装核反应堆内的大部分部件，提高了装卸速度和减少了对人员的辐射时间。

中子源：插在核反应堆里，可提供足够的中子，是核燃料的点火器，达到启动核反应堆和提升核功率的作用。中子源一般由镭，钋，铍，锑等制作。中子源和核反应堆裂变产生的中子都是快中子，不能引起铀235的裂变，为了将其减速，需要在核反应堆中充满减速剂----纯净水。

控制棒：具有很强的吸收中子的能力，由控制棒驱动机构带动，可使控制棒在核反应堆内核燃料中上下移动，用来启动、关闭核反应堆，并可维持、调节核反应堆功率。控制棒一般用铪、银、铟、镉等金属制作。它们能够吸收中子，失去了中子核反应堆就无法燃烧，因此它能够控制反应。开始时控制棒插在核反应堆中，将中子源的中子吸收，反应堆处于关闭状态。如果要点燃核反应堆，开启核反应堆或让其火势加强，只需将一部分控制棒从核反应堆中拔出来即可，反之。如果要降低功率（核反应堆极少关闭，很麻烦），则将其插得更深。插得越深，吸收中子越多，反应速率越慢。

控制棒驱动机构：他是核反应堆的操作系统和安全保护系统 的执行机构，它严格按照系统或操作员的要求驱动控制棒在核反应堆内做上下移动，对核反应堆的功率进行有效控制。在危机情况下，还可以快速吧控制棒完全插入核反应堆以达到紧急停堆的目的

上下支撑板：用来固定燃料组件。核反应堆内充满了高温高压的纯净水(所以称为压水型核反应堆)，他一方面流经核反应堆的堆芯，冷却核燃料，充当冷却剂，另一方面积存在压力容器里起到慢化中子的作用，充当慢化剂。冷却剂由核反应堆入口进入顺着压力容器四周的内壁下行，然后从吊篮下端上行经过核燃料对其进行冷却，最后从核反应堆出口流出

核反应堆一般都配置十几个辅助系统，共同组成一回路系统。

主冷却剂系统：核反应堆最主要的辅助系统是主冷却剂系统，它直接与核反应堆连接，在冷却核反应堆的同时也 带出热量，并通过蒸汽发生器传给二回路制造蒸汽，该系统是一条完全封闭的循环回路，主要设备除了核反应堆以外，还有冷却剂泵和一些大阀门，由于这个系统是一回路的大动脉，十分重要。

其他辅助系统基本都是从主冷却剂系统引出的分支，不直接与核反应堆连接。

净化系统：该系统可以连续取出一部分主冷却剂中的冷却水，通过离子交换等过滤手段，出去其中的杂质（包括可溶性和不可溶性的杂质），然后在输送回冷却剂系统，使核反应堆里的运行水质不断得到净化，始终保持纯净。净化的目的有两个，一是避免被污染的水对设备、管壁的腐蚀，减少设备故障，二是降低水中的放射性水平（因为水中有的金属杂质流经核反应堆时会被活化，使金属杂质本身也具有了放射性，致使核反应堆舱的放射性水平增高）。

水质监测取样系统：该辅助系统用于在核反应堆整个运行期间及时的取出主冷却剂系统的液体或气体样品进行水质分析、以便通过分析结果，监测装置运行情况，指导运行操作，主要分析项目是固体不溶杂质、氯离子、酸度值、氧离子、裂变产物在水中的含量。

化学物添加系统：在正常情况下，用于向主冷却剂系统添加联氨 、氢气、酸碱控制剂 等，主要目的是除去和减少冷却剂中的氧，抑制含氧过高的水对设备管壁的腐蚀（通常在高温状态下用氢气除氧，低温状态下特别是在启动核反应堆的过程中用添加联氨除氧）；当核反应堆的控制棒因故卡死不能停堆时，通过该系统可以向核反应堆中注入中子吸收剂（如硼酸溶液），实施紧急停堆，以确保核潜艇的安全。

补水系统：一回路在工作时里面的水会减少，比如取样分析用水、设备泄露、停堆过程因为热胀冷缩冷却水减少等。该系统的作用便是制造、贮存和及时补充符合一回路用的高纯水。主要工作流程是：从船上的水箱取水 经过冷却器冷却 在专门的过滤器里进行过滤净化 由高压泵注入回路系统。

设备冷却水系统：在一回路中有一些设备在工作时会发热，如电机绕组、机械轴承、传动机构、压缩机汽缸等，为防止其过热烧坏，由该系统专门提供冷却后的淡水对发热部件进行不间断的冷却循环。该系统主要由设备冷却水泵、热交换器和辅助海水泵等组成

压力安全系统:核反应堆主冷却剂系统的压力可能由于某种原因迅速变化，必须进行有效的控制。如果压力过大，可能使一回路的设备遭到破坏，所以当压力值超过某个安全限值时，该系统的稳压器会自动喷放低温水进行降压，如果降不下来就会自动打开泄压阀进一步降压。当压力过低时，可能会使核反应堆内的水出现沸腾（气压越低，水的沸点越低），由于沸腾的水含有大量的不导热的气泡敷在核燃料棒的表面，影响核燃料的热量导出。严重时会烧毁核燃料棒，造成堆芯融化事故，因此必须及时提高压力。措施是开启稳压器中的电炉，加热冷却水。必要时也可以临时启动增压泵。

余热排出系统：核反应堆可能因事故紧急停堆，比如当主冷却剂系统的蒸汽发生器中的热交换管破损，就必须紧急关闭核反应堆，但是此时核反应堆内的裂变碎片还在继续衰变，并会维持很长时间，同时可以产生相当多的衰变热，这就需要通过余热排出系统及时带出这些热量，以保证核反应堆和整个装置的安全，即使在正常关闭核反应堆时也要启动该系统，以加快核反应堆的冷却速度。余热排出系统是一个单独的冷却水回路，该系统从主冷却剂系统引出一部分海水冷却器里冷却后，再送回主冷却剂系统。

安全注射系统：当一回路的设备或管路发生较大的破损，冷却水大量向系统外泄露（即失水事故）时，为了保证核反应堆不被烧坏，该系统强迫向核反应堆中注入大量低温水以除去衰变热。该系统的主要设备是高压注射泵。

放射性废物处理系统：主要用途是收集、贮存、排放来自一回路的放射性废水、废气、固体废物。废物的主要来源是一回路中多余的冷却水或设备泄露水。设备去污冲洗及人员洗涤用水、过滤后的废树脂、被污染的工具和擦拭物等。该系统主要设备是废水贮存箱，一般放在核反应堆舱的底部

去污系统：用于除去设备、阀门、管道和附件等表面的放射性沉积物