1、蘇聯(lián) 4 代核反應(yīng)堆詳解：鉛俄羅斯 /前蘇聯(lián)從 1952 年開始研發(fā)潛艇核反應(yīng)堆，以破冰船核反應(yīng)堆為母型，發(fā)展了四代潛艇反應(yīng)堆。第一代潛艇反應(yīng)堆 BM-A 主要解決了核動力與潛艇的適應(yīng)性問題，母型為 OK-150 型破冰船反應(yīng)堆，陸上模式堆為27/BM 。 1957年正式投入使用。第一代反應(yīng)堆重點突破了堆芯冷卻優(yōu)化、中子控制、壓水堆堆芯中子特征描述、鈾-235 裂變產(chǎn)物堆積、堆芯傳熱模型、堆芯自動控制等技術(shù)，但存在的最大問題在于一回路管道尺寸過大，反應(yīng)堆易泄漏。第二代反應(yīng)堆BM-44 重點解決了核動力系統(tǒng)可靠性問題，母型為OK-900型破冰船反應(yīng)堆，1967 年投入使用。第二代反應(yīng)堆的緊湊程度

2、大幅優(yōu)于第一代，主要的改進包括優(yōu)化一回路中的管道排列，大幅降低體積和重量；改進堆芯監(jiān)控、 自動控制系統(tǒng)，實現(xiàn)汽輪發(fā)電機的自動化控制；將第一代反應(yīng)堆使用的直流電制改為交流電制，降低了相關(guān)設(shè)備的體積。第三代反應(yīng)堆OK-650 型借鑒了第二代反應(yīng)堆BM-4 的研發(fā)經(jīng)驗，重點解決了緊湊式布置和堆芯應(yīng)急冷卻、加大堆功率問題，母型為KLT-40 型破冰船核反應(yīng)堆，陸上模式堆為OK-650BK ，裝備“阿庫拉”、“臺風”、“奧斯卡”、“塞拉”級核潛1980艇，年投入使用。第三代堆的技術(shù)特點，首先是實現(xiàn)了通用性、模塊化設(shè)計，改變了反應(yīng)堆內(nèi)連接管道短而粗的情況，布置更加緊湊。反應(yīng)堆與蒸發(fā)器、反應(yīng)堆與主泵間均釆用

3、短動力套管連接，反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)包絡(luò)成獨立的單元，形成密閉的短循環(huán)回路。同時配備整體組合式的直流蒸汽發(fā)生器。此外，主泵耗電減少了5% 。第二，裝備了無電池冷卻系統(tǒng)，反應(yīng)堆可在斷電情況下自動進入工作狀態(tài)，強化了堆芯應(yīng)急冷卻能力。第三，采用脈沖式啟動裝置，可在任意功率下（包括臨界狀態(tài)）監(jiān)視反應(yīng)堆的運行狀態(tài)，可快速響應(yīng)堆芯故障、補償蒸汽氣體壓力，防止泄露。第三代反應(yīng)堆功率密度為170MW/ 立方米 ,的發(fā)電機功率為 3.2MW, 另外還配備 1 臺 750kW 油發(fā)電機。第四代反應(yīng)堆 KTM-6 型結(jié)構(gòu)與第三代反應(yīng)堆基本相同，為改進型緊湊型布置壓水堆，1995 年完成設(shè)計，裝備于“亞森”級和“北風”級

4、核潛艇。KTM-6 反應(yīng)堆熱功率為 195MW ，釆用兩臺主泵，主泵下方設(shè)旁通閥，使系統(tǒng)簡化、小型化，并提高了自然循環(huán)能力。運行壓力15.5Mpa ，反應(yīng)堆出口溫度320° C，冷卻劑流量 2672t/h, 主蒸汽壓力3.14Mpa 、主蒸汽溫度290° C。主要技術(shù)特點包括：主泵轉(zhuǎn)速低于 16.6r/m, 進一步改進了控制棒驅(qū)動機構(gòu)、簡化其結(jié)構(gòu)提高運行可靠性，一旦失去電源，可確保控制棒插入堆芯、快速停堆； 系統(tǒng)進一步簡化，主栗由 4 臺減為 2 臺；在 30%額定工況下，反應(yīng)堆自然循環(huán)運行；采用了新的電子系統(tǒng)進行綜合的檢測、操縱和控制。俄羅斯海軍艦艇反應(yīng)堆研發(fā)分為兩條主線

5、， 一是基于潛艇模式堆，二是基于破冰船原型堆。堆型分為壓水堆和液態(tài)金屬反應(yīng)堆兩種，兩種堆型同時研制。俄羅斯共建造了五座潛艇陸上模式堆，分別為27BM( 又稱27VM) 、 27BT( 又稱 27VT) 、KM-l 、 0K-650BK 、KTM-6, 其中 27VT 和 KM-1 為液態(tài)金屬反應(yīng)堆。 1952 年秋，斯大林正式批準建造核潛艇。 27BM 模式堆由庫爾恰托夫原子能研究院負責研制， 特種機械設(shè)計局 （ OKBM) 承擔反應(yīng)堆堆芯設(shè)計與建造。該裝置在物理與動力工程院（IPPE) 運行了 47 年，目前已被永久性關(guān)閉。當時研討了多種核反應(yīng)堆方案，包括鈾-石墨堆、氧化鈹堆、液態(tài)金屬堆（鉛

6、-鉍）和壓水堆，最終選定了研發(fā)時間短、技術(shù)風險低的壓水堆，稱為27BM 模式堆，相應(yīng)的潛艇反應(yīng)堆為前蘇聯(lián)第一代潛艇反應(yīng)堆BM-A,為前蘇聯(lián)第一代核反應(yīng)堆。 27BM 模式堆為雙流程，釆用盤管式管外直流蒸汽發(fā)生器。隨后，蘇聯(lián)在奧勃寧斯克市化工機械制造研究所的轄區(qū)內(nèi)建造了27BM 的陸上模式堆， 為實際尺寸的潛艇反應(yīng)堆艙和主汽輪機艙，但其中僅安裝了右舷一舷的蒸汽發(fā)生裝置和住汽輪機齒輪減速裝置。模式堆由潛艇系統(tǒng)的中央控制臺進行控制，殼體的尾部浸放在專門的水池中。在水池中，在螺旋槳軸上用水力制動器消耗功率。1955年 7 月，模式堆試驗設(shè)施建設(shè)完畢，并由專門的化工機械安裝公司來進行臺架上的核動力裝置的

7、設(shè)備安裝。試驗設(shè)施主要包括三個艙，由三個反應(yīng)堆、汽輪機、換熱器、泵、單推進軸等構(gòu)成。 1956 年 3 月 8 日，試驗臺架的反應(yīng)堆提升至動力級功率。 627 潛艇和陸上模式堆的試驗和運行同時進行。在陸上模式堆試驗結(jié)束前，為安全起見，艇上核動力裝置的功率被限制在額定功率的60% 。27BM 模式堆對蘇聯(lián)潛艇反應(yīng)堆產(chǎn)生了重要影響。蘇聯(lián)第一代潛艇核反應(yīng)堆最終選定的方案為：采用壓水堆、兩環(huán)路過熱蒸汽、氣密焊接的一回路（加熱到工作溫度時沒有水排放，并且冷卻時不用補給水）、直流蒸汽發(fā)生器、堆芯燃料溫度較精制反應(yīng)堆溫度低、全密封泵和控制棒驅(qū)動、氣體系統(tǒng)用來補償壓力變化、無壓降冷卻劑凈化系統(tǒng)等。 27BT

8、于 1957 年由水壓機實驗設(shè)計局在物理與動力工程院設(shè)計建造，1959 年 1 月開始運行， 1961 年1 月達到臨界， 1976 年被拆除。與美國類似，蘇聯(lián)科學家認為液態(tài)金屬反應(yīng)堆熱交換能力強、效率高，運行壓力低，可簡化系統(tǒng)設(shè)備；此外，與美國使用的鈉金屬相比，雖然鉛-鉍熱力學特性差， 但化學活性低， 發(fā)生事故時的危害也較小。27BT 模式堆裝艇代號為RM-1 ，蒸汽發(fā)生器裝置代號為VT-1 ，功率為 70 腳，裝備于645 試驗艇。試驗艇的主要目的是測試液態(tài)金屬反應(yīng)堆技術(shù)，裝備兩座VT-1 核反應(yīng)堆，釆用直徑 1.8m 、高 3.7m 、壁厚 30mm的圓柱形不銹鋼反應(yīng)堆壓力容器，堆芯裝載

9、 90kg 、富集度為90% 的鈾 -235, 堆芯燃料為陶瓷燃料細棒組成的三角形柵格。試驗艇于 1963 年服役， 5年后退役。27BT 模式堆采用鉛 -鉍共晶合金為一回路冷卻劑，釆用高濃度鈾燃料元件，并將鈹 - 鈾合金分散在鈹基體中為反應(yīng)堆燃料，由細棒形燃料元件密封在鋼包殼內(nèi)堆芯內(nèi)共有2600 個燃料元件，反應(yīng)堆熱功率為70MW 。 1959-1961年間完成了約2000 個有效小時的第一座堆芯的壽命驗證。27BT 為俄羅斯海軍液態(tài)金屬核反應(yīng)堆的研發(fā)基地和試驗設(shè)施，該設(shè)施上運行了2 個不同的堆芯，共持續(xù)運行17 年。第二個堆芯運行后，研究人員發(fā)現(xiàn)堆芯雜質(zhì)含量過高，鉛-鉍冷卻劑回路區(qū)域出現(xiàn)冷

10、卻劑凝固和泄漏問題。KM-1液態(tài)金屬模式堆于1978-1986年間在NITI內(nèi)建造，主要目的是為計劃建造的小型、高速自動化程度高的705 和705K型核潛艇服務(wù)。KM-1模式堆的裝艇型號為BM-40和BM-40A，由水壓機試驗設(shè)計局研制；蒸汽供汽系統(tǒng)為0K-550 型，由0KBM 研制。 BM-40A 裝備 705K 潛艇，釆用 2 個獨立的蒸汽回路和 2 個循環(huán)泵。 KM-1 模式堆釆用鉛 -鉍液態(tài)金屬冷卻劑和 OK-550 核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)。 OK-550 采用三重循環(huán)回路和泵，額定功率為 150MW 。KM-1 反應(yīng)堆堆芯以 105% 的設(shè)計壽命運行，共產(chǎn)生了 78000CMW 的熱量。

11、1987 年，衰變熱排出后，卸料耗時 18 個月。蘇聯(lián)第二代潛艇核反應(yīng)堆代號為 BM4 ，1967-1987 年間研制，目前未見相關(guān)模式堆報道。第三代反應(yīng)堆 OK-650BK 模式堆（ KB-1 臺架）于 1968 年開工建造，主要目的是驗證蘇聯(lián)第三代潛艇 0K-650B 核反應(yīng)堆技術(shù)。此前， OK-650B 型潛艇核反應(yīng)堆早在 1963 年就開始在蘇聯(lián)實驗設(shè)計局研制， 1964 年完成技術(shù)設(shè)計， 1965年完成科研技術(shù)所內(nèi)的試驗臺架 KB-1(OK-650BK 模式堆的試驗臺架）技術(shù)設(shè)計和建造， 1976 年完成試驗。 OK-650BK 模式堆對應(yīng)潛艇核反應(yīng)堆代號為 BM5, 單堆功率為 190MWtO 第三代潛艇核反應(yīng)堆為緊湊布置，初步實現(xiàn)了通用化、模塊化設(shè)計， 組合了鐵 -水屏蔽箱及其他輔助設(shè)備， 增加了可維修性， 滿足裝艦沖擊、 振動、壽期等方面要求。 1981年 2 月，俄羅斯政府決定研制第四代潛艇核動力裝置。為研制出先進的艇用反應(yīng)堆，有關(guān)部分提出一體化裝置的方案，這種一體化反應(yīng)堆既能在各功率下進行載熱劑的自然循環(huán)，也可用于強迫循環(huán)與自然循環(huán)的組合方式進行循環(huán)。為此，俄羅斯在科研技術(shù)所內(nèi)建造了 KB-2 臺架試驗系統(tǒng)，開展綜合試驗并完成一體化