带液态金属载热介质的核动力装置

　　3.5带液态金属载热介质的核动力装置

　　带有液态金属载热介质的核动力装置应当属于核动力装置中一个比较特别的类别。第一个安装了这种核动力装置的K－27核潜艇发生了事情。事故的原因则是合金氧化物污染了工艺性管道并导致活性区蚀断。

　　705型（阿尔法级）核潜艇是原苏联海军司令海军上将戈尔什科夫的倡议下建造的。首艇（艇长为普希金•亚历山大•谢尔盖耶维奇上校）建成之后，因为在厂试期间及不长的试验性应用阶段里频出大型的事故，其最终被拆毁。没有拆出活性区、浇注性糠醛的反应堆被放置在了北德文斯克的“星”造船厂。这一系列的其他六条潜艇则用了大约十年。

　　这种带液态金属载热介质的核反应堆由“液压机”设计局及ОКБМ设计局共同研制，该型核动力装置的主要优势就在于其动力系数。由于主动力网是建在400赫兹的频率上，所以，这将设备的外观尺寸减小了两倍，但是这种设备的应用却复杂化了。

　　掌控核反应堆带液态金属载热介质的核潜艇是非常困难的一件事情。而最难的地方就在于合金存在固化的危险，那有可能导致核动力装置出事。在阿尔法级核潜艇驻泊的西里察海军基地上建有一整套的岸上设施供其应用，不仅有专门向艇上供蒸汽的锅炉房，而且码头还建有兵营，并驻泊有可以通过自己的锅炉供汽的驱逐舰。但是，由于岸上设施的可靠性较低，潜艇容易因为本身的热度变热，也就是说，核反应堆是在功率处于最小监测水平上工作。

　　此外，这些艇的高度自动化也让应用成为了一件复杂的事情。除两个舱之外，艇上的舱室都是无人舱。全艇所有系统及设备的控制程序，都需要在位于中央操控战位上的控制台上完成。

　　尽管说反应堆还有液态金属载热介质的核潜艇也曾发生过两次事故，但较之水－水反应堆，这种反应堆装置还是被认为是较为安全的一种装置。其安全性则主要是体现在下列特性方面：

　　在一回路低压情况下载热介质的沸点比较高－－1679°C，这可以防止一回路过压、核反应堆的热爆炸以及活性质外溢；

　　在密封失去的时候，合金能迅速固化（合金熔解的温度约为125 °С），借此可以避免发生载势介质损失这种大型事故；

　　没有钋的出路，但与此同时却存在中性的放射性钋辐射（半衰期为138昼夜）；

　　液态金属载热介质还可以在外壳受损及失去密封性的时候控制放射性碘的大部分活性，这对于艇员免受放射危险有极大的益处；

　　在发生事故的情况下，核反应堆能够自行减小功率；

　　动力装置回路间的压力梯弟是从二回路指向一回路，这样可以防止放射性的载热介质溢出回路的范围。

　　所有这些证据都说明这一方向还是很有前景的。现在，核动力装置的设计师们已经解决了装置上合金的“冻凝”及“解冻”问题，但反应堆带有液态金属载热介质的核潜艇却已经不再建造了，而且到了上世纪九十年代中期，仍在现役的这种核潜艇也就只剩下了一条经过了厂修的艇：驻泊在西里察的K－123艇。

　　3.6 水面舰上的核动力装置

　　水面舰上的核动力装置 КН-3（活性区的型号为ВМ-16型），是在建造及应用破冰船核动力装置的基础上建造而成的。在设计上，其实际上与ОК-900 型“俄罗斯”级核动力装置没有任何区别。从安全的角度上讲，这些装置在设计上的缺点与第三代核潜艇的缺点基本上一致。

　　现在，水面核舰艇和核潜艇一样，也拥有很多问题。但最主要的还是在于建造水面核舰时，没有解决好配套驻泊基地这一问题。结果，纳赫莫夫号及乌沙科夫号核舰很长一段时间没有投入使用，就是因为基地上的配套设施不能为军舰提供必要的电力、蒸汽等基本需求。

　　设备的使用时限很快就被消耗光了，修理资金又跟不上，结果军舰很快就退出了现役。

　　图六：　“北极号”破冰船上的核动力装置位置示意图，核动力巡洋舰上的动力装置与之类似

　　其分六部分：

　　1、反应堆

　　2、防护箱

　　3、防护罩

　　4、应急出口

　　5、、设备舱

　　6、蒸汽发电机

　　7、反应堆舱

　　对于这些军舰而言，核反应堆的再装问题也没有解决。按计划，这一步骤应当在“北方海路工厂”进行，但是企业却没有配备必要的设备。后来，又决定将燃料的转载工作在北德文斯克进行，但是，海湾的深度却又限制了军舰不能进入工厂的水域。因此，彼得大帝号核动力舰也就成了这一系列的最后一艘战舰。