國外陸上模式堆建設情況及其對艦艇核動力裝備發展的貢獻分析

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、環境條件等與之一樣、相近或近似相同的，能夠進行性能試驗的核動力裝置。

陸上模式堆的目的是驗證設計，考驗系統設備，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施所無法開展的系統性試驗，并且能夠進行新型核動力裝置的陸上演示驗證。

在建設范圍上，陸上模式堆不僅是一個反應堆，還是以反應堆為中心的一套核動力裝置。陸上模式堆實質上包括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施。

根據國外的慣例，大多數核動力艦艇的新型核反應堆在正式裝備之前，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情況

美、俄、英、法等國為發展本國的艦艇核動力，均在不同時期不同程度地建設過陸上模式堆。其中，美國建造了9 座，前蘇聯/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展水平不盡相同，但均有自己的艦艇核動力發展層次。根據核動力裝置技術特征與性能的區別，可將潛艇和水面艦船核動力裝置分為不同的技術代次。為便于敘述，在介紹各國陸上模式堆的建設情況時，按照艦艇核動力技術代次進行。實際上，在不同的技術代次的研發過程中，有的建有陸上模式堆，有的則沒有建設。

1.1 美 國

到目前為止，美國共建造了9 座陸上模式堆，帶動了海軍反應堆技術的重大創新。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用為S2W，S2C，S2G 和S4G，裝艇數量均為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上進一步提高了核動力裝置的性能，形成了標準型的S5W-I 和S5W-II［1-2］。S5W 堆芯于1966年裝入STR 陸上模式堆進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 為自然循環反應堆，直接型號應用為1艘，即“一角鯨”號試驗艇。S7G 沒有直接的型號應用。S8G 被應用于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行的新技術驗證，研發了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，并以此為基礎研制了A2W和A3W 型反應堆，前者被裝備于“企業”級航母［1-3，9-11］。隨后的A4W 和A1G 反應堆堆芯也 在LSR 上進行了試驗，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反應堆主要是在“尼米茲”級航母核動力裝置和S9G 的基礎上改進而來。

美國針對核動力巡洋艦研制了C1W 型反應堆，但未建造陸上模式堆；針對核動力驅逐艦研制了D2G 型壓水反應堆，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 的基礎上改建而成，運行使用時間為1962～1996年［1-2］。

根據以上情況，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展關系（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驗證外，更重要的是進行多堆型論證，以確定艦艇核動力技術的發展方向。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展方向。

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

2）在早期發展階段，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，用以確保技術成熟度能得到充分的驗證，固化技術狀態，最大可能地降低批量型號建造可能存在的技術風險。

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

4）“一堆多用”與“多堆建設”這兩種模式堆建設方式并存。西屋公司的SW 系列僅建造了S1W 這一座陸上模式堆，其他型號反應堆都是在該模式堆的基礎上或進一步利用該模式堆發展起來的。而通用公司的SG 系列，除S1G 為金屬反應堆外，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，均沒有直接對應的模式堆，是在其他模式堆和型號成功經驗的基礎上開發的。由此可見，美國建造艦艇核動力模式堆主要用于技術開發和技術驗證，或者說其重要依據是技術成熟度。

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

1.2 俄羅斯/前蘇聯

至目前為止，俄羅斯/前蘇聯共建造有6 座陸上模式堆（均為艇用），發展了10 多個艦艇核動力型號。根據實驗機械設計局（OKBM）的分類，將其潛艇核動力發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 的設計、建造、試驗與運行經驗。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）基于壓水堆技術路線，建造了OK650BK（KB-l 臺架）陸上模式堆，發展了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］，研制了全自然循環的一體化核蒸汽發生裝置，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發展，未建造陸上模式堆。在軍用方面，先后研發了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“烏里揚諾夫斯克”號核動力航母上［15-17］。在破冰船方面，發展了4 代核動力裝置。

1.3 法 國

法國先后研發了4 代軍用艦艇核動力裝置，同步建設了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 堆進行改造，于1989年改成第3 代核動力陸上模式堆RNG，發展了K15 型［1，18］，裝備到了“凱旋”級彈道導彈核潛艇及“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，研發了PWR-1 反應堆，先后裝備到了“勇士”級、“敏捷”級攻擊型核潛艇和“剛毅”級彈道導彈核潛艇上［1，20］。1973～1974年，對DSMP 陸上模式堆進行改裝，據此研發的反應堆裝備到了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，研發了第2 代PWR-2 反應堆，裝備到了“前衛”級彈道導彈核潛艇上，經改進后的反應堆則裝備到了“機敏”級攻擊型核潛艇上［1，21］。

國外核動力模式堆的建設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情況簡表Tab.1 Construction instances of foreign naval nuclear power plant prototypes

表1（續）

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特點分析

從國外艦艇核動力裝置的發展、陸上模式堆的建設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的發展，陸上模式堆的形式逐步由“與型號一致”向“多樣化用途”方向發展；此外，陸上模式堆在各國艦艇核動力技術發展初期建設較多，后期逐漸減少甚至是停建。

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

隨著艦艇核動力技術的日趨成熟，通過前期陸上模式堆試驗與實船使用積累的大量數據與經驗，傳統系統與設備的關鍵性技術均得到了突破，瞄準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多樣化，有的陸上模式堆僅用于工程應用研究和技術驗證，并沒有直接的型號應用。例如：NRTS（S5G）陸上模式堆主要用于驗證海洋環境條件下核動力裝置的自然循環能力［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［1-3］。

陸上模式堆的建設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基礎，目前核動力新技術的研發需求大大降低；另一方面，冷戰后國際形勢舒緩，海軍核動力的競爭式發展局面減弱，因此，美、俄等海軍核動力強國于冷戰后不僅未建設新的陸上模式堆，還大量關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的貢獻分析

國外通過對陸上模式堆的研究、設計、建造和運行，對有重大關鍵技術應用或改進的核動力裝置進行了綜合演示驗證和試驗，檢驗了核動力裝置的設計和制造工藝，驗證了各系統、設備的運行性能及安全可靠性，化解了核動力系統上艦的技術風險，保障了核動力艦艇的研制進度，積累了運行和使用維護經驗，培訓了運行操作人員，同時也推動了艦船核動力技術的持續發展與進步。

國外陸上模式堆對艦艇裝備發展的貢獻主要有3 個方面：

1）在新型艦艇核動力裝置研發過程中提供技術支撐；

2）在核動力艦艇研制過程中保障甚至縮短工程進度；

3）通過陸上長期運行和試驗積累運行經驗，進行艦員培訓和技術改造。

3.1 陸上模式堆在新型核動力裝置研發中的技術作用

陸上模式堆在新型核動力裝置研發過程中的主要技術作用包括：試驗解決反應堆單項技術、試驗解決系統性技術、核動力系統的演示驗證。

在單項技術方面，陸上模式堆試驗能夠驗證解決反應堆物理、結構、熱工、屏蔽、運行特性、安全性、可靠性、自然循環能力及堆控技術等多方面的技術。其中，很多涉核技術的研發和驗證只能通過陸上模式堆試驗開展。

除此外，在核動力裝置研發過程中，陸上模式堆是解決系統性技術難題和進行系統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計的可行性［4-5］；LSR 陸上模式堆中的反應堆技術源于成熟的S5W［9］，主機也采用“福萊斯特”航母成熟的7 萬馬力主機技術，整個陸上模式堆試驗的主要目的是為了驗證雙堆單機這一特殊的系統形式。

但是，陸上模式堆試驗并非新型核動力裝置研發的獨門利器。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行試驗驗證。例如，美國應用最為成熟的S5W 的研制并未建造陸上模式堆［2］，但不可否認，S5W 的研發離不開S1W 系列技術的延續及在STR 上進行的多型堆芯試驗而獲得的大量數據和經驗。另一方面，并不是經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堆S1G/S2G 在裝艇后又被放棄，從此終止了鈉冷堆的開發，SIR 也被改建成為DRP［1］。

3.2 陸上模式堆在加快工程進度方面的作用

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，其研發過程中的陸上模式堆因集成了系統試驗與演示驗證兩項功能，因而可以縮短工程研制進度。

如圖2 所示，A 路線為按照傳統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上進行的。將A路線轉變為B 路線，即將試驗臺式反應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）要求進行布置，這樣，雖然損失了試驗部件的機會，但卻省掉了試驗臺架階段。

圖2 艦船核動力工程進度Fig.2 Ship nuclear power program schedules

在美國核動力裝置發展初期，曾對新興的B路線進行過爭論，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風險。

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制品的微小改進。這雖然有一定的風險，存在一旦陸上模式堆遇到不可逾越的致命性困難，實船設計與建造工作將前功盡棄的可能，但可進一步加快工程進度。

實際上，在美國核動力艦艇發展過程中，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 反應堆試驗1953年才開始，而裝備S2W 反應堆的“鸚鵡螺”號潛 艇1954年就服役了［1-2，6］；LSR 陸上模式堆的A1W 反應堆試驗1958年才開始，而裝備A2W 反應堆的“企業”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

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

1）可以對新型核動力裝置進行長期的考核，特別是對反應堆進行長期的燃耗試驗。

2）陸上模式堆的長期運行可以積累大量的運行經驗。

3）可以為改型核動力裝置的艇上維修與小規模改進提供技術支撐。

4）可以用于艦員的培訓與執照的考取，這也是許多國外陸上模式堆的做法。

5）標準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行新一輪的驗證試驗。例如：LSR 陸上模式堆在進行了A1W 的試驗之后，又于1972～1980年裝入A4W/A1G 堆芯進行了試驗；S8G 陸上模式堆于1994年更換了S6W 堆芯并進行了試驗。

事實上，在陸上模式堆的整個運行壽命里，多數是這種多樣化、綜合性的用途。

4 結 語

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

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