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核动力装置船舶标准网
、[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30~300兆瓦（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20~50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-Ⅱ、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。
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-Ⅰ级弹道导弹核潜艇、E-Ⅱ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177~190MW，轴功率为4~4.5万马力，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、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。
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：
①S6W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。
②S7G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。
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：
，
①提高声隐蔽性，大幅度降低噪声；
②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；
③适于在北极冰下航行；
④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，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70MW／m3，可提供轴功率44.1MW（60000hp）。
一回路系统压力为16MPa，冷却剂的平均温度为290~C。
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：
?
①功率大。
S6W反应堆热功率达到250MW，可提供轴功率44.1MW（60000hp），为单堆功率最大的反应堆。
②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。
③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。
④运行成本低。
该装置采用CAD／CAM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陆上模式堆的主要目的：
①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。
②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。
③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。
?
?
④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：
①具有较大的安全裕度。
②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。
③采用高性能结构材料，提高耐冲击震动性能。
④尽量采用已经取得的压水堆先进技术和经验。
⑤采用完善的安全保护系统，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80MW／m3。
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280~C，出口320~C，冷却剂流量约3600t／h，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280t／h，主凝汽器蒸汽耗量为115t／h，主凝汽器压力为0.018MPa。
螺旋桨转速为150r／min。
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34kS／kW。
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1／3。
艇上装有吸声材料，覆盖机械设备，同时还包覆在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：
①SSW型反应堆的放大型；
②SSG型自然循环反应堆的放大型；
③D2G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：
①建成继SSW压水堆之后的第二代标准型反应堆；
②具有大功率的高性能反应堆；
③降低噪声；
④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。
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
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