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      國外陸上模式堆建設(shè)情況及其對艦艇核動力裝備發(fā)展的貢獻(xiàn)分析

      2015-02-07 02:56:28劉相春
      中國艦船研究 2015年3期
      關(guān)鍵詞:核動力反應(yīng)堆艦艇

      劉相春

      海軍裝備部,北京100071

      0 引 言

      所謂陸上模式堆,是指在建造一套新型艦艇核動力裝置之前,先在陸上建造的,其功能、性能、尺寸、環(huán)境條件等與之一樣、相近或近似相同的,能夠進(jìn)行性能試驗的核動力裝置。

      陸上模式堆的目的是驗證設(shè)計,考驗系統(tǒng)設(shè)備,暴露問題和摸清核動力裝置的性能。陸上模式堆可以開展單項試驗設(shè)施所無法開展的系統(tǒng)性試驗,并且能夠進(jìn)行新型核動力裝置的陸上演示驗證。

      在建設(shè)范圍上,陸上模式堆不僅是一個反應(yīng)堆,還是以反應(yīng)堆為中心的一套核動力裝置。陸上模式堆實質(zhì)上包括2 部分:一是未來裝船的動力裝置原型;二是針對這個原型動力裝置的試驗設(shè)施。

      根據(jù)國外的慣例,大多數(shù)核動力艦艇的新型核反應(yīng)堆在正式裝備之前,都需要提前在陸地上建造這樣一座模式反應(yīng)堆,待試驗成功后再裝入核動力艦艇。

      1 國外陸上模式堆的建設(shè)情況

      美、俄、英、法等國為發(fā)展本國的艦艇核動力,均在不同時期不同程度地建設(shè)過陸上模式堆。其中,美國建造了9 座,前蘇聯(lián)/俄羅斯建造了6 座,英國建造了2 座,法國建造了4座。

      雖然各國海軍的核動力發(fā)展水平不盡相同,但均有自己的艦艇核動力發(fā)展層次。根據(jù)核動力裝置技術(shù)特征與性能的區(qū)別,可將潛艇和水面艦船核動力裝置分為不同的技術(shù)代次。為便于敘述,在介紹各國陸上模式堆的建設(shè)情況時,按照艦艇核動力技術(shù)代次進(jìn)行。實際上,在不同的技術(shù)代次的研發(fā)過程中,有的建有陸上模式堆,有的則沒有建設(shè)。

      1.1 美 國

      到目前為止,美國共建造了9 座陸上模式堆,帶動了海軍反應(yīng)堆技術(shù)的重大創(chuàng)新。其中,STR(S1W),SIR(S1G),S3G,SRS(S1C),NRTS(S5G),ART(S7G)和AFR(S8G)為潛艇核動力陸上模式堆[1-3],LSR 和DRP 為水面艦船核動力陸上模式堆。

      美國潛艇核動力裝置的發(fā)展可以劃分為4 代。

      第1 代(1946~1960年)該階段共建造了4座陸上模式堆,分別為STR(S1W),SIR(S1G),S3G和SRS(S1C)[1-6],驗證后的直接型號應(yīng)用為S2W,S2C,S2G 和S4G,裝艇數(shù)量均為1 艘,主要用于實艇試驗。

      第2 代(1960~1970年)該階段未建造陸上模式堆,主要是在第1 代核動力陸上模式堆的基礎(chǔ)上進(jìn)一步提高了核動力裝置的性能,形成了標(biāo)準(zhǔn)型的S5W-I 和S5W-II[1-2]。S5W 堆芯于1966年裝入STR 陸上模式堆進(jìn)行長期的運行和試驗[7]。

      第3 代(1970~1980年)該階段共建造了3座陸上模式堆,分別為NRTS(S5G),ART(S7G)和AFR(S8G)[1-2,8]。S5G 為自然循環(huán)反應(yīng)堆,直接型號應(yīng)用為1艘,即“一角鯨”號試驗艇。S7G 沒有直接的型號應(yīng)用。S8G 被應(yīng)用于16 艘“俄亥俄”級核潛艇。

      第4 代(1980年至今)該階段未建造新的陸上模式堆。利用在運行的陸上模式堆上進(jìn)行的新技術(shù)驗證,研發(fā)了S6W 和S9G 這兩型核動力裝置[1-2],分別裝備于“海狼”級和“弗吉尼亞”級核潛艇。S6W 堆芯于1994年裝入AFR 陸上模式堆,運行至今。

      在水面艦船核動力方面,美國共發(fā)展了4 個型號的航母核動力裝置,即A2W,A4W,A1G 和A1B。1956年,建成了唯一一座航母用陸上模式堆LSR,首試堆型為A1W,并以此為基礎(chǔ)研制了A2W和A3W 型反應(yīng)堆,前者被裝備于“企業(yè)”級航母[1-3,9-11]。隨后的A4W 和A1G 反應(yīng)堆堆芯也 在LSR 上進(jìn)行了試驗,隨后裝備于“尼米茲”級航母。目前,美國新一代“福特”級航母核動力A1B反應(yīng)堆主要是在“尼米茲”級航母核動力裝置和S9G 的基礎(chǔ)上改進(jìn)而來。

      美國針對核動力巡洋艦研制了C1W 型反應(yīng)堆,但未建造陸上模式堆;針對核動力驅(qū)逐艦研制了D2G 型壓水反應(yīng)堆,并建造了陸上模式堆DRP,首試堆型為D1G。DRP 陸上模式堆是在SIR 的基礎(chǔ)上改建而成,運行使用時間為1962~1996年[1-2]。

      根據(jù)以上情況,針對美國艦艇核動力模式堆的建造與型號核動力裝置的發(fā)展關(guān)系(圖1),簡要分析如下:

      1)美國早期建造的陸上模式堆除了解決技術(shù)驗證外,更重要的是進(jìn)行多堆型論證,以確定艦艇核動力技術(shù)的發(fā)展方向。通過S1W 和S1G 陸上模式堆的建造和試驗驗證,以及S2W 和S2G 的實艇驗證,確定了壓水堆為美國核動力艦艇的主要發(fā)展方向。

      圖1 美國陸上模式堆與艦艇核動力裝置發(fā)展情況Fig.1 US land-based naval nuclear power plant prototypes and nuclear ships'development

      2)在早期發(fā)展階段,除建造模式堆外,美國還致力于試驗艇的研制和實艇運行試驗,用以確保技術(shù)成熟度能得到充分的驗證,固化技術(shù)狀態(tài),最大可能地降低批量型號建造可能存在的技術(shù)風(fēng)險。

      3)水面艦船與潛艇模式堆設(shè)計經(jīng)驗以及實艇使用經(jīng)驗互為借鑒,盡可能減少模式堆建造數(shù)量。

      4)“一堆多用”與“多堆建設(shè)”這兩種模式堆建設(shè)方式并存。西屋公司的SW 系列僅建造了S1W 這一座陸上模式堆,其他型號反應(yīng)堆都是在該模式堆的基礎(chǔ)上或進(jìn)一步利用該模式堆發(fā)展起來的。而通用公司的SG 系列,除S1G 為金屬反應(yīng)堆外,還建造了S3G,S5G,S7G 和S8G 等陸上模式堆,走的是多建模式堆之路。

      5)從美國S5W,S6W,S6G 以及S9G 等幾種成熟、批量建造的壓水堆型號來看,均沒有直接對應(yīng)的模式堆,是在其他模式堆和型號成功經(jīng)驗的基礎(chǔ)上開發(fā)的。由此可見,美國建造艦艇核動力模式堆主要用于技術(shù)開發(fā)和技術(shù)驗證,或者說其重要依據(jù)是技術(shù)成熟度。

      6)隨著反應(yīng)堆物理、熱工水力等仿真分析技術(shù)的日趨成熟并得以廣泛應(yīng)用,自S8G 建成后,美國再未建設(shè)過陸上模式堆,而是利用已有的模式堆開展單項關(guān)鍵技術(shù)驗證試驗。

      1.2 俄羅斯/前蘇聯(lián)

      至目前為止,俄羅斯/前蘇聯(lián)共建造有6 座陸上模式堆(均為艇用),發(fā)展了10 多個艦艇核動力型號。根據(jù)實驗機(jī)械設(shè)計局(OKBM)的分類,將其潛艇核動力發(fā)展及陸上模式堆建造劃分為了4 代。

      第1 代(1952~1960年)建造了2 座陸上模式堆,分別為27BM 和27BT[12],其中,前者采用壓水堆,后者采用鉛—鉍合金堆。

      第2 代(1960~1965年)在第2 代壓水堆核動力裝置研制過程中,未建造陸上模式堆,直接采用的是OKBM 提出的緊湊式技術(shù)方案,該方案大量借鑒了第1 代潛艇壓水堆BM-A 和“列寧”號破冰船壓水堆OK-150 的設(shè)計、建造、試驗與運行經(jīng)驗。在第2 代鉛—鉍合金堆核動力裝置研制過程中,建造了2 座陸上模式堆,分別為OK550KM 和KM-1[12-14]。

      第3 代(1965~1985年)基于壓水堆技術(shù)路線,建造了OK650BK(KB-l 臺架)陸上模式堆,發(fā)展了OK650B-3 和OK650/1-01 兩個型號[15-17]。

      第4 代(1985年至今)基于壓水堆技術(shù)路線,建造了KTП-6(KB-2 臺架)陸上模式堆[12],研制了全自然循環(huán)的一體化核蒸汽發(fā)生裝置,然后于1996年完成了歷時10年的試驗。

      此外,在水面艦船核動力裝置方面,主要依托潛艇核動力技術(shù)發(fā)展,未建造陸上模式堆。在軍用方面,先后研發(fā)了KH-43 和KH-43-3 這2 個型號的核動力裝置,分別裝備到了“基洛夫”級巡洋艦和“烏里揚(yáng)諾夫斯克”號核動力航母上[15-17]。在破冰船方面,發(fā)展了4 代核動力裝置。

      1.3 法 國

      法國先后研發(fā)了4 代軍用艦艇核動力裝置,同步建設(shè)了4 座陸上模式堆。

      第1 代于1964年建成了陸上模式堆PAT,為分散布置的壓水堆,用于第1 代“可畏”級彈道導(dǎo)彈核潛艇[1]。

      第2代于1975年建成了第2代核動力陸上模式堆CAP[1,18],為一體化布置。CAP堆運行成功后,研發(fā)了K48 型,用于“紅寶石”級攻擊型核潛艇。

      第3 代1987年開始對CAP 堆進(jìn)行改造,于1989年改成第3 代核動力陸上模式堆RNG,發(fā)展了K15 型[1,18],裝備到了“凱旋”級彈道導(dǎo)彈核潛艇及“戴高樂”號核動力航母上。

      第4代2010年建成了第4代潛艇核動力陸上模式堆RES,以用于下一代“梭魚”級攻擊型核潛艇[19]。

      1.4 英 國

      英國以引進(jìn)美國的S5W 開始起步,先后建造了DSMP 和STF-2 兩型陸上模式堆[1],研發(fā)了2 代潛艇核動力裝置。

      第1 代1961年建成DSMP 陸上模式堆,研發(fā)了PWR-1 反應(yīng)堆,先后裝備到了“勇士”級、“敏捷”級攻擊型核潛艇和“剛毅”級彈道導(dǎo)彈核潛艇上[1,20]。1973~1974年,對DSMP 陸上模式堆進(jìn)行改裝,據(jù)此研發(fā)的反應(yīng)堆裝備到了1983年3月開始服役的“特拉法爾加”級攻擊型核潛艇上。

      第2 代1987年建成STF-2 潛艇陸上模式堆,研發(fā)了第2 代PWR-2 反應(yīng)堆,裝備到了“前衛(wèi)”級彈道導(dǎo)彈核潛艇上,經(jīng)改進(jìn)后的反應(yīng)堆則裝備到了“機(jī)敏”級攻擊型核潛艇上[1,21]。

      國外核動力模式堆的建設(shè)情況及特點分別如表1 和表2所示。

      表1 國外核動力模式堆建設(shè)情況簡表Tab.1 Construction instances of foreign naval nuclear power plant prototypes

      表1(續(xù))

      表2 國外核動力模式堆特點Tab.2 Characteristics of foreign naval nuclear power plant prototypes

      2 國外陸上模式堆建設(shè)特點分析

      從國外艦艇核動力裝置的發(fā)展、陸上模式堆的建設(shè)與試驗以及核動力裝置的裝艦情況可以看出,在核動力裝置發(fā)展過程中,國外陸上模式堆的特點如下:隨著艦艇核動力技術(shù)的發(fā)展,陸上模式堆的形式逐步由“與型號一致”向“多樣化用途”方向發(fā)展;此外,陸上模式堆在各國艦艇核動力技術(shù)發(fā)展初期建設(shè)較多,后期逐漸減少甚至是停建。

      在艦艇核動力技術(shù)發(fā)展初期,核動力裝置發(fā)生重大技術(shù)變化時,通常選擇建造陸上模式堆進(jìn)行試驗和驗證。在這一階段,陸上模式堆是新型艦艇核動力裝置研發(fā)過程中的必經(jīng)途徑。在建設(shè)形式上,未來型號的目標(biāo)牽引效果明顯,陸上模式堆建設(shè)與未來型號應(yīng)用的核動力裝置高度一致。例如:STR 陸上模式堆試驗的S1W 反應(yīng)堆與裝備于“鸚鵡螺”號潛艇的S2W 反應(yīng)堆基本一致[1-6];LSR 陸上模式堆試驗的A1W 反應(yīng)堆與裝備于“企業(yè)”號航母的A2W 反應(yīng)堆基本一致[1-2,9]。

      隨著艦艇核動力技術(shù)的日趨成熟,通過前期陸上模式堆試驗與實船使用積累的大量數(shù)據(jù)與經(jīng)驗,傳統(tǒng)系統(tǒng)與設(shè)備的關(guān)鍵性技術(shù)均得到了突破,瞄準(zhǔn)型號和解決有無的目的不再凸顯。此時,陸上模式堆的功能呈現(xiàn)多樣化,有的陸上模式堆僅用于工程應(yīng)用研究和技術(shù)驗證,并沒有直接的型號應(yīng)用。例如:NRTS(S5G)陸上模式堆主要用于驗證海洋環(huán)境條件下核動力裝置的自然循環(huán)能力[1-2,8];ART(S7G)陸上模式堆主要用于試驗新型堆功率控制技術(shù)[1-3]。

      陸上模式堆的建設(shè)本身因涉及核安全等重大問題,且周期長、投入大,因此各國政府在決策時都非常慎重。一方面,由于前期陸上模式堆和實船使用而形成的成熟技術(shù)基礎(chǔ),目前核動力新技術(shù)的研發(fā)需求大大降低;另一方面,冷戰(zhàn)后國際形勢舒緩,海軍核動力的競爭式發(fā)展局面減弱,因此,美、俄等海軍核動力強(qiáng)國于冷戰(zhàn)后不僅未建設(shè)新的陸上模式堆,還大量關(guān)停了已有陸上模式堆,例如,美國就已由8 座陸上模式堆運行減為2 座陸上模式堆運行[1-2]。

      3 國外陸上模式堆對艦艇裝備建設(shè)的貢獻(xiàn)分析

      國外通過對陸上模式堆的研究、設(shè)計、建造和運行,對有重大關(guān)鍵技術(shù)應(yīng)用或改進(jìn)的核動力裝置進(jìn)行了綜合演示驗證和試驗,檢驗了核動力裝置的設(shè)計和制造工藝,驗證了各系統(tǒng)、設(shè)備的運行性能及安全可靠性,化解了核動力系統(tǒng)上艦的技術(shù)風(fēng)險,保障了核動力艦艇的研制進(jìn)度,積累了運行和使用維護(hù)經(jīng)驗,培訓(xùn)了運行操作人員,同時也推動了艦船核動力技術(shù)的持續(xù)發(fā)展與進(jìn)步。

      國外陸上模式堆對艦艇裝備發(fā)展的貢獻(xiàn)主要有3 個方面:

      1)在新型艦艇核動力裝置研發(fā)過程中提供技術(shù)支撐;

      2)在核動力艦艇研制過程中保障甚至縮短工程進(jìn)度;

      3)通過陸上長期運行和試驗積累運行經(jīng)驗,進(jìn)行艦員培訓(xùn)和技術(shù)改造。

      3.1 陸上模式堆在新型核動力裝置研發(fā)中的技術(shù)作用

      陸上模式堆在新型核動力裝置研發(fā)過程中的主要技術(shù)作用包括:試驗解決反應(yīng)堆單項技術(shù)、試驗解決系統(tǒng)性技術(shù)、核動力系統(tǒng)的演示驗證。

      在單項技術(shù)方面,陸上模式堆試驗?zāi)軌蝌炞C解決反應(yīng)堆物理、結(jié)構(gòu)、熱工、屏蔽、運行特性、安全性、可靠性、自然循環(huán)能力及堆控技術(shù)等多方面的技術(shù)。其中,很多涉核技術(shù)的研發(fā)和驗證只能通過陸上模式堆試驗開展。

      除此外,在核動力裝置研發(fā)過程中,陸上模式堆是解決系統(tǒng)性技術(shù)難題和進(jìn)行系統(tǒng)性演示驗證的唯一手段,其他試驗手段均無法勝任。例如:美國S3G 陸上模式堆主要是為了試驗驗證雙堆設(shè)計的可行性[4-5];LSR 陸上模式堆中的反應(yīng)堆技術(shù)源于成熟的S5W[9],主機(jī)也采用“福萊斯特”航母成熟的7 萬馬力主機(jī)技術(shù),整個陸上模式堆試驗的主要目的是為了驗證雙堆單機(jī)這一特殊的系統(tǒng)形式。

      但是,陸上模式堆試驗并非新型核動力裝置研發(fā)的獨門利器。一方面,并不是所有的新堆型都需要利用與其一致的陸上模式堆進(jìn)行試驗驗證。例如,美國應(yīng)用最為成熟的S5W 的研制并未建造陸上模式堆[2],但不可否認(rèn),S5W 的研發(fā)離不開S1W 系列技術(shù)的延續(xù)及在STR 上進(jìn)行的多型堆芯試驗而獲得的大量數(shù)據(jù)和經(jīng)驗。另一方面,并不是經(jīng)過陸上模式堆試驗驗證后的核動力裝置就是成熟可行的核動力裝置。例如,由SIR 陸上模式堆試驗驗證的鈉冷反應(yīng)堆S1G/S2G 在裝艇后又被放棄,從此終止了鈉冷堆的開發(fā),SIR 也被改建成為DRP[1]。

      3.2 陸上模式堆在加快工程進(jìn)度方面的作用

      對于必須開展試驗和演示驗證的新型艦艇核動力裝置的研制,其研發(fā)過程中的陸上模式堆因集成了系統(tǒng)試驗與演示驗證兩項功能,因而可以縮短工程研制進(jìn)度。

      如圖2 所示,A 路線為按照傳統(tǒng)的艦艇工程流程所提出的按部就班式的核動力裝置上艦路線。該路線是保守漸進(jìn)的路線,其每一個步驟都是在前一個步驟取得完全成功的基礎(chǔ)上進(jìn)行的。將A路線轉(zhuǎn)變?yōu)锽 路線,即將試驗臺式反應(yīng)堆和裝船的原型堆合二為一成為陸上模式堆,陸上模式堆完全按照裝艇(艦)要求進(jìn)行布置,這樣,雖然損失了試驗部件的機(jī)會,但卻省掉了試驗臺架階段。

      圖2 艦船核動力工程進(jìn)度Fig.2 Ship nuclear power program schedules

      在美國核動力裝置發(fā)展初期,曾對新興的B路線進(jìn)行過爭論,但最終還是否決了A 路線。這就是陸上模式堆建設(shè)的最初目的:建造與實船核動力裝置基本一致的、具備一定試驗功能的、可用于演示驗證的陸上核動力裝置,以較短的工程周期化解主要技術(shù)風(fēng)險。

      甚至由于陸上模式堆就幾乎等于艦(艇)上的核動力裝置,于是就有了C 路線——“同時上馬”路線,即在陸上模式堆建成之前就開始實船的建造,將來實船上使用的核動力裝置即為陸上模式堆的復(fù)制品的微小改進(jìn)。這雖然有一定的風(fēng)險,存在一旦陸上模式堆遇到不可逾越的致命性困難,實船設(shè)計與建造工作將前功盡棄的可能,但可進(jìn)一步加快工程進(jìn)度。

      實際上,在美國核動力艦艇發(fā)展過程中,其從最初的“鸚鵡螺”號潛艇就開始全部采用C 路線。從表1 可以看出,由于采用了C 路線,美國首制艦(艇)入列的時間均十分接近陸上模式堆開始試驗的時間,例如,STR 陸上模式堆的S1W 反應(yīng)堆試驗1953年才開始,而裝備S2W 反應(yīng)堆的“鸚鵡螺”號潛 艇1954年就服役了[1-2,6];LSR 陸上模式堆的A1W 反應(yīng)堆試驗1958年才開始,而裝備A2W 反應(yīng)堆的“企業(yè)”號航母1961年就服役了[1-3,9-10]。

      3.3 陸上模式堆在型號工程后的多樣化、綜合性作用

      陸上模式堆的建設(shè)初衷是研發(fā)新型核動力裝置,但其功能遠(yuǎn)不止于此。在完成對新型核動力裝置的一系列試驗和演示驗證后,多數(shù)的陸上模式堆還將長期運行,以發(fā)揮其在后續(xù)研發(fā)階段的作用。

      1)可以對新型核動力裝置進(jìn)行長期的考核,特別是對反應(yīng)堆進(jìn)行長期的燃耗試驗。

      2)陸上模式堆的長期運行可以積累大量的運行經(jīng)驗。

      3)可以為改型核動力裝置的艇上維修與小規(guī)模改進(jìn)提供技術(shù)支撐。

      4)可以用于艦員的培訓(xùn)與執(zhí)照的考取,這也是許多國外陸上模式堆的做法。

      5)標(biāo)準(zhǔn)化程度高的陸上模式堆還可以改裝其他堆芯甚至是堆型以進(jìn)行新一輪的驗證試驗。例如:LSR 陸上模式堆在進(jìn)行了A1W 的試驗之后,又于1972~1980年裝入A4W/A1G 堆芯進(jìn)行了試驗;S8G 陸上模式堆于1994年更換了S6W 堆芯并進(jìn)行了試驗。

      事實上,在陸上模式堆的整個運行壽命里,多數(shù)是這種多樣化、綜合性的用途。

      4 結(jié) 語

      海軍核動力裝置發(fā)展半個多世紀(jì)以來,各核海軍大國通過陸上模式堆的建設(shè)、試驗和運行,逐步發(fā)展起不同程度的海軍核動力技術(shù)。陸上模式堆在突破技術(shù)、保障進(jìn)度和積累經(jīng)驗等方面為艦艇核動力裝備的發(fā)展做出了不可或缺的貢獻(xiàn)。在各國海軍核動力裝置發(fā)展初期,陸上模式堆是必不可少的系統(tǒng)性試驗與演示驗證設(shè)施;在海軍核動力裝置發(fā)展的成熟平穩(wěn)期,陸上模式堆通過長期的運行可提供大量的數(shù)據(jù)和運行經(jīng)驗,支撐海軍核動力技術(shù)的改進(jìn)與革新。雖然,基于技術(shù)的成熟、軍事需求的降溫、成本與安全性的顧慮等多方面因素,陸上模式堆的建設(shè)與維持熱度下降了,但是其對海軍核動力裝置發(fā)展的貢獻(xiàn)毋庸置疑。在未來新型核動力裝置研發(fā)過程中,陸上模式堆仍將是最有效的研發(fā)手段之一。

      [1]程子君,王海洋.美國艦艇陸上模式堆發(fā)展歷程及啟示[J].艦船科學(xué)技術(shù),2013,35(11):151-153.CHENG Zijun,WANG Haiyang. The development his?tory and indication of the land-based prototype of nu?clear reactor for US naval ship[J]. Ship Science and Technology,2013,35(11):151-153.

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