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

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。

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