苏联4代核反应堆详解：铅-铋液态金属堆曾领先世界

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俄罗斯/前苏联从1952年开始研发潜艇核反应堆，以破冰船核反应堆为母型，发展了四代潜艇反应堆。第一代潜艇反应堆BM-A主要解决了核动力与潜艇的适应性问题，母型为OK-150型破冰船反应堆，陆上模式堆为27/BM。1957年正式投入使用。第一代反应堆重点突破了堆芯冷却优化、中子控制、压水堆堆芯中子特征描述、铀-235裂变产物堆积、堆芯传热模型、堆芯自动控制等技术，但存在的最大问题在于一回路管道尺寸过大，反应堆易泄漏。

第二代反应堆BM-44重点解决了核动力系统可靠性问题，母型为OK-900型破冰船反应堆反应堆，1967年投入使用。第二代反应堆的紧凑程度大幅优于第一代，主要的改进包括优化一回路中的管道排列，大幅降低体积和重量；改进堆芯监控、自动控制系统，实现汽轮发电机的自动化控制；将第一代反应堆使用的直流电制改为交流电制，降低了相关设备的体积。

第三代反应堆OK-650型借鉴了第二代反应堆BM-4的研发经验，重点解决了紧凑式布置和堆芯应急冷却、加大堆功率问题，母型为KLT-40型破冰船核反应堆，陆上模式堆为OK-650BK，装备“阿库拉”、“台风”、“奥斯卡”、“塞拉”级核潜艇，1980年投入使用。

第三代堆的技术特点，首先是实现了通用性、模块化设计，改变了反应堆内连接管道短而粗的情况，布置更加紧凑。反应堆与蒸发器、反应堆与主泵间均釆用短动力套管连接，反应堆冷却系统包络成独立的单元，形成密闭的短循环回路。同时配备整体组合式的直流蒸汽发生器。此外，主泵耗电减少了5%。第二，装备了无电池冷却系统，反应堆可在断电情况下自动进入工作状态，强化了堆芯应急冷却能力。第三，采用脉冲式启动装置，可在任意功率下（包括临界状态）监视反应堆的运行状态，可快速响应堆芯故障、补偿蒸汽气体压力，防止泄露。第三代反应堆功率密度为170MW/立方米,的发电机功率为3.2MW,另外还配备1台750kW油发电机。

第四代反应堆KTM-6型结构与第三代反应堆基本相同，为改进型紧凑型布置压水堆，1995年完成设计，装备于“亚森”级和“北风”级核潜艇。

KTM-6反应堆热功率为195MW，釆用两台主泵，主泵下方设旁通阀，使系统简化、小型化，并提高了自然循环能力。运行压力15.5Mpa，反应堆出口温度320°C，冷却剂流量2672t/h,主蒸汽压力3.14Mpa、主蒸汽温度290°C。主要技术特点包括：主泵转速低于16.6r/m,进一步改进了控制棒驱动机构、简化其结构提高运行可靠性，一旦失去电源，可确保控制棒插入堆芯、快速停堆；系统进一步简化，主栗由4台减为2台；在30%额定工况下，反应堆自然循环运行；采用了新的电子系统进行综合的检测、操纵和控制。

俄罗斯海军舰艇反应堆研发分为两条主线，一是基于潜艇模式堆，二是基于破冰船原型堆。堆型分为压水堆和液态金属反应堆两种，两种堆型同时研制。俄罗斯共建造了五座潜艇陆上模式堆，分别为27BM(又称27VM)、27BT(又称27VT)、KM-l、0K-650BK、KTM-6,其中27VT和KM-1为液态金属反应堆。

1952年秋，斯大林正式批准建造核潜艇。27BM模式堆由库尔恰托夫原子能研究院负责研制，特种机械设计局（OKBM)承担反应堆堆芯设计与建造。该装置在物理与动力工程院（IPPE)运行了47年，目前已被永久性关闭。

当时研讨了多种核反应堆方案，包括铀-石墨堆、氧化铍堆、液态金属堆（铅-铋）和压水堆，最终选定了研发时间短、技术风险低的压水堆，称为27BM模式堆，相应的潜艇反应堆为前苏联第一代潜艇反应堆BM-A,为前苏联第一代核反应堆。27BM模式堆为双流程，釆用盘管式管外直流蒸汽发生器。

随后，苏联在奥勃宁斯克市化工机械制造研究所的辖区内建造了27BM的陆上模式堆，为实际尺寸的潜艇反应堆舱和主汽轮机舱，但其中仅安装了右舷一舷的蒸汽发生装置和住汽轮机齿轮减速装置。模式堆由潜艇系统的中央控制台进行控制，壳体的尾部浸放在专门的水池中。在水池中，在螺旋桨轴上用水力制动器消耗功率。

1955年7月，模式堆试验设施建设完毕，并由专门的化工机械安装公司来进行台架上的核动力装置的设备安装。试验设施主要包括三个舱，由三个反应堆、汽轮机、换热器、泵、单推进轴等构成。

1956年3月8日，试验台架的反应堆提升至动力级功率。627潜艇和陆上模式堆的试验和运行同时进行。在陆上模式堆试验结束前，为安全起见反应堆，艇上核动力装置的功率被限制在额定功率的60%。

27BM模式堆对苏联潜艇反应堆产生了重要影响。苏联第一代潜艇核反应堆最终选定的方案为：采用压水堆、两环路过热蒸汽、气密焊接的一回路（加热到工作温度时没有水排放，并且冷却时不用补给水）、直流蒸汽发生器、堆芯燃料温度较精制反应堆温度低、全密封泵和控制棒驱动、气体系统用来补偿压力变化、无压降冷却剂净化系统等。

27BT于1957年由水压机实验设计局在物理与动力工程院设计建造，1959年1月开始运行，1961年1月达到临界，1976年被拆除。与美国类似，苏联科学家认为液态金属反应堆热交换能力强、效率高，运行压力低，可简化系统设备；此外，与美国使用的钠金属相比，虽然铅-铋热力学特性差，但化学活性低，发生事故时的危害也较小。

27BT模式堆装艇代号为RM-1，蒸汽发生器装置代号为VT-1，功率为70腳，装备于645试验艇。试验艇的主要目的是测试液态金属反应堆技术，装备两座VT-1核反应堆，釆用直径1.8m、高3.7m、壁厚30mm的圆柱形不锈钢反应堆压力容器，堆芯装载90kg、富集度为90%的铀-235,堆芯燃料为陶瓷燃料细棒组成的三角形栅格。试验艇于1963年服役，5年后退役。

27BT模式堆采用铅-铋共晶合金为一回路冷却剂，釆用高浓度铀燃料元件，并将铍-铀合金分散在铍基体中为反应堆燃料，由细棒形燃料元件密封在钢包壳内^堆芯内共有2600个燃料元件，反应堆热功率为70MW。1959-1961年间完成了约2000个有效小时的第一座堆芯的寿命验证。

27BT为俄罗斯海军液态金属核反应堆的研发基地和试验设施，该设施上运行了2个不同的堆芯，共持续运行17年。第二个堆芯运行后，研究人员发现堆芯杂质含量过高，铅-铋冷却剂回路区域出现冷却剂凝固和泄漏问题。

KM-1液态金属模式堆于1978-1986年间在NITI内建造，主要目的是为计划建造的小型、高速自动化程度高的705和705K型核潜艇服务。

KM-1模式堆的装艇型号为BM-40和BM-40A，由水压机试验设计局研制；蒸汽供汽系统为0K-550型，由0KBM研制。BM-40A装备705K潜艇，釆用2个独立的蒸汽回路和2个循环泵。

KM-1模式堆釆用铅-铋液态金属冷却剂和OK-550核蒸汽供应系统。OK-550采用三重循环回路和泵，额定功率为150MW。KM-1反应堆堆芯以105%的设计寿命运行，共产生了78000CMW的热量。1987年，衰变热排出后，卸料耗时18个月。苏联第二代潜艇核反应堆代号为BM4，1967-1987年间研制，目前未见相关模式堆报道。

第三代反应堆——OK-650BK模式堆（KB-1台架）于1968年开工建造，主要目的是验证苏联第三代潜艇0K-650B核反应堆技术。此前，OK-650B型潜艇核反应堆早在1963年就开始在苏联实验设计局研制，1964年完成技术设计，1965年完成科研技术所内的试验台架KB-1(OK-650BK模式堆的试验台架）技术设计和建造，1976年完成试验。

OK-650BK模式堆对应潜艇核反应堆代号为BM5,单堆功率为190MWtO第三代潜艇核反应堆为紧凑布置，初步实现了通用化、模块化设计，组合了铁-水屏蔽箱及其他辅助设备，增加了可维修性，满足装舰冲击、振动、寿期等方面要求。

1981年2月，俄罗斯政府决定研制第四代潜艇核动力装置。为研制出先进的艇用反应堆，有关部分提出一体化装置的方案，这种一体化反应堆既能在各功率下进行载热剂的自然循环，也可用于强迫循环与自然循环的组合方式进行循环。为此，俄罗斯在科研技术所内建造了KB-2台架试验系统，开展综合试验并完成一体化试验和动力装置的实样。1996年3月完成KB-2台架试验，并由此建造了KBM-6陆上模式堆。

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