第一代到第四代核动力装置

　　3.1 第一代核动力装置

　　前苏联有很多设计局、工厂及企业都曾从事过核船舶的研制工作。1952年，第一条核潜艇的研制工作开始时，有大量的新工程－设计任务需要完成。首先则是建设核舰艇的动力组，也就是说建设反应装置以及确保其工作的系统及机械装置。

科学院院士 А.П.亚历山德罗夫被任命为课题攻关领导人，Н.А.多列日阿里院士则被任命为了动力装置的总设计师。

　　苏联科学家为核潜艇选择的是水－水反应堆，类似的反应堆当时在苏联还没有－－核电站中类似的反应堆只是在1955年才开始研制。

　　在研制水－水反应堆时，产生了一系列对于铀－－石墨反应堆所没有的、重要的新问题。这些问题首先是与下列因素相关：

　　核反应堆热系统的优化处理以及参数的确定；

　　核反应堆里中子过程调节系统；

　　水－水反应堆中子－物理计算的方法；

　　核燃料的深度燃烧问题以及U-235积压残余问题；

　　核动力装置热工艺模型的建造；

　　核动力装置自动控制系统的研究。

　　不过，苏联科学家最终还是制造出了符合潜艇安装要求的小尺寸、高压及高机动性的核动力装置。随后，在这种核动力装置的基础上，苏联制造了四代核动力装置及其一系列的改型产品。

　　制造出输送性的核装置，对于当时而言，是一个巨大的技术进步。但是，从核动力装置的核安全及放射安全方面而言，新式的核动力装置还有一系列重大的缺点，这成为一系更事故的诱发原因。

　　第一代核动力装置应用期间，水－水反应堆共发生了五次核事故：1961年的K－19艇，1965年的K－11艇；1980年的1－222艇；1985年的K－143艇；1989年的K－192艇。除此之外，核动力装置发生的一些事情，还大大破坏了潜艇各舱内的放射环境。

　　从核安全以及放射安全角度来讲，第一代核潜艇主要有下列主要缺点：

　　一级回路的体积及空间分配器太大；连接各主要设备－－反应堆、蒸汽发电机、泵、热交换器、体积补偿器－－的管路口径太大。在一级回路失去密封性的情况下，这些缺点会让组织防护成为巨大的难题（见K－192核潜艇上的事故），同时，无数连接一回路与监视－检测仪器的脉冲管发生断裂进，防护工作也是同样的困难（K－19艇上的事故）。

　　一方面艇上设备可靠性不够而且其外形尺寸太大－尤其是那些应用直流电的电力设备，另一方面技术参数及应用参数又太高，一回路温度高达300°С, 一回路的压力约为200 атм，蒸汽温度约250 °С 等等。而且，艇上没有核动力装置的控制过程没有实现自动化，监视检测仪表可靠性及可信性较低（见K－27、K－222艇上的事故）；核反应堆上的控制及保护系统也存在着同样的问题（见K－11艇上的事故）。

　　第三级安全壁垒（机器、蒸汽发电机及泵的隔断等）的稳固性不够。这样，在一回路上述的隔断失去密封性之后，就会发生潜艇舱内的污染（K－192上的事故）。

　　反应堆内核变过程的监视系统不够可靠。起动设备只有在超出其最低功率监测值时才会对反应堆里的核变过程进行监测。而在达到这个最低值之前，核反应堆的起动则完全凭操作员制定的程序自然起动，但这种程序却有可能是错的。发生在北德文斯的K－222艇事故以及发生在恰日玛的K－143艇事故，就是因为设备过载及艇员的漫不经心引发的。

　　第一代核动力装置还有其他一系列的缺点，尽管说在现在的技术条件下，这些缺点都不会产生任何的影响，但当时其后果却是非常严重的。

　　现在，所有第一代核潜艇都已经退出现役，正在等待被拆毁的命运。因此，其核动力装置上的这些缺点，只能会影响到从反应堆中将核燃料弄出、消除反应舱放射性污染、处理掉这些艇上的放射性设备等后续工作了。但解决这些问题，却不是在短时间内所能做到的事情。

　　3.2 第二代核动力装置

　　上世纪六十年代，苏联设计制造了第二代核潜艇：667、670及671型核潜艇。这一代潜艇属于最大系列的一代潜艇，其建造工作一直持续到了1990年。1967年，第二代潜艇中的首艇在北方舰队列装。

　　第二代核动力装置是在第一代核动力装置的基础上并充分考虑其缺点之后建造而成的。第二代核动力装置建造期间，苏联（俄罗斯）核装置安全概念正处于自己发展的初级阶段：世界上并不知道发生了1978年的美国三里岛压水堆核电站事故以及苏联1986年的切尔诺贝利核电站事故。

　　第二代核动力装置通过加强核动力装置的管路、设备及其他元件的质量，基本上可以避免发生特别重大的事故。但是，由于将有限的载热介质泄漏视作第一代及第二代核潜艇上最大的设计性缺陷，所以，苏联当时并没有对事故定位系统提出严格的要求，也没有提供在潜艇完全断电情况下如何对核动力装置进行冷却的可能。

　　由于第一代核动力装置的应用过程中，最主要的麻烦是因为一回路中的水漏到二回路当中（主要是通过蒸汽发电机）或是漏到外面（进入泵及蒸汽发电机隔断中），因此，第二代核动力装置对其布局配置进行了更改，成为了环形的，但一回路的容积及空间分配器却被大大减小了。此外，第二代核动力装置还采用了管中管系统，到蒸汽发电机的一回路泵也采取了悬挂式的泵，连接各基本部件（一回路过滤器、体积补偿器等）的大尺寸管道也减少了。实际上，所有一回路的管道，无论直径大小，都被置于了无人的地方而且还配备上了生物防护措施。监视－检测仪器系统以及核动力装置的自动化系统也发生了根本性的变化。遥控设备（阀门、滑阀、挡板等）的数量大大增加。第二代核潜艇改用了交流电。供应主电力的涡轮发电机也变成了自动的。

　　但是，核安全及放射安全问题并没有彻底解决，所以事故还是时有发生。从1967年到1996年，苏联海军带水－水核反应堆的核潜艇共发生了三起重大事故：1968年K－140艇，1970年K－320艇，1983年K－134艇。

　　从核安全以及放射安全角度而言，第二代核潜艇的主要缺点在于主要设备（活性带、蒸汽发电机、自动化系统）的不可靠性。因此，艇上所发生的故障及事故基本上都与密封性缺失、一回路水通过蒸汽发电机进入二回路的漏水等现象有关，或者是与自动化系统失灵、其工况设定方面出错有关。比如，K－140核潜艇上的事故，就是因为自动化系统失误导致核反应堆未经批准的起动而引起。

　　其他与核安全有关却未能解决的问题则与下列因素有关：

　　艇上完全断电时核反应堆的应急冷却问题；

　　临界状态下核反应堆内核过程的监测（修理或建造时安装了脉冲起动设备的几个型号的核潜艇除外）；

　　一回路断裂时防止活性带完全脱水。

　　到七十年代末，应用核动力装置的安全规定被研制出台。在制定这一安全规定时，其他国家的经验，包括国际原子能机构的建议都被参考了进去。

　　3.3第三代核动力装置

　　上世纪七十年代初，苏联开始设计第三代核动力装置。核能的发展在这一时期的主要特点就是：人们已经将核动力装置当作了一个危险性相当高的客体来研究。建立包括应急冷却系统以及事故定位系统在内的安全系统概念已经形成。而上述安全系统则考虑到了最大的设计性事故－－防止最大参数工段上的载热介质管道发生瞬时断裂。

　　第三代核动力装置采用了组合式的布局系统。从安全角度讲，其可以解决一系列的重要问题。首先就是这种系统允许在反应堆功率足够大的水平上有自然式一回路循环工况的存在。这一点，对于在全艇断电或是部分断电情况下载热介质与活性带的组织非常重要。这种布局配置彻底改变了连接主要设备（反应堆、蒸汽发电机、泵）的管道短而粗的状况。

　　第三代核动力装置还配备了无电池冷却系统，这一系统可以在失去电源的情况下自动进入工作状态。

　　此外，反应堆的控制及防护系统也发生了变化。一系列的提高使用安全的设备及措施被应用。脉冲式起动设备可以在任何功率水平上监视反应堆的状态，其中包括在临界状态下。补偿机关上则安装有“自行”机械装置，其在失去电源的情况下可以确保隔断处于沉下状态。于此同时，反应堆完全消音，即使是潜艇处于完全翻转的情况之下。

　　核动力装置的组合式布局不仅减小了设备的外观尺寸，而且同时还加大了功率等应用参数。

　　从安全的角度讲，第三代核动力装置的主要问题仍是在于主要设备的可靠性，活性区、清洁及冷却组件的可靠性问题则首当其冲。而主要设备的可靠性问题，则基本上与核动力装置在应用过程中其内所发生的流程循环性太高有关。

　　3.4第四代核动力装置

　　第四代的核潜艇暂时还没有应用到实践之中：已在北德文斯克市“北方机器制造企业”内建造了多年的885型多攻能攻击核潜艇仍然还在建之中，起步更晚的“北风”级战略核潜艇的出厂日期，也仍然是俄罗斯海军计划中的一个数字。

　　第四代核动力装置是整体式的，或者说是综合式的布局配置。这种布局配置明显的优点就是一回路在一个空间里（综合体的壳体里）进行载热介质的定位，而且还没有大口径的管道和连接管。这种动力装置在设计时，已经考虑到了所有现代化的核安全要求。由于这种布局让接近反应堆里面的设备更加困难，所以，第四代核动力装置应当应用可靠性更强的设备。