航空母艦核動力系統技術特點研究及未來發展趨勢展望

摘要：介紹了航空母艦核動力系統的組成、技術特點及主要功能，并重點對其未來技術發展趨勢進行了展望。就目前而言，針對核動力航母的技術發展仍需不斷提高核反應堆的安全性、可靠性及功率密度，并延長堆芯壽命，同時仍需增強反應堆的自然循環能力，改善核動力系統自控水平，實現系統總體集成化設計，合理優化系統配置。目前核動力航空母艦的相關技術領域依然有待優化及完善，針對其開展的科學研究對于未來有著重大戰略意義。

關鍵詞：航空母艦;核動力;核反應堆;核裂變;汽輪機

0? ? 引言

2009年5月12日，美國“小鷹”號常規動力航空母艦結束了長達48年的服役期，正式退出現役，給美國海軍常規動力航空母艦時代畫上了句號。至此，美國海軍現役航空母艦已全部為核動力航空母艦，開始步入全核動力航空母艦時代。

1? ? 航空母艦核動力系統組成

現役的核動力航空母艦，如美國的“尼米茲”級、“福特”級和法國的“戴高樂”號，使用的都是壓水型反應堆。其核動力系統由反應堆及一回路系統、二回路系統、綜合控制系統、專設安全與輻射防護系統、推進系統等幾部分組成，包括反應堆、蒸汽發生器、穩壓器、主冷卻劑泵、主汽輪齒輪機組、推進軸系等主要設備，以及維持核動力系統正常運行、保證對人員健康和安全不會造成特別危害所需的其他結構、系統和部件[1-4]。

2? ? 航空母艦核動力系統的技術特點

航空母艦核動力系統可將核裂變能轉換為推進航空母艦的動力，與常規蒸汽動力系統相比，具有以下幾個顯著特點[5]：

（1）核燃料具有極高的能量密度，燃料重量占全艦載重量的比例較小。核燃料的能量密度是常規燃料的幾百萬倍，核動力航空母艦不需要攜帶大量燃料，也不需要頻繁補給燃料，提高了自持力和戰斗力。

（2）可為航空母艦提供較大的續航力和推進功率。航空母艦反應堆一次裝載的核燃料，可以保證航空母艦連續全速航行300天以上，美國三代核動力航空母艦的推進功率都達到了206 MW（28萬馬力），航行速度在30 kn以上。

（3）核裂變反應不需要氧氣，有利于提高航空母艦的隱蔽性。核動力航空母艦不需要像常規動力航空母艦那樣設置龐大的進氣、排氣系統，簡化了船體結構設計，減少了航空母艦的紅外特征。

（4）核動力系統較為穩定、易于控制。與常規蒸汽動力系統相比，壓水堆核動力系統具有自穩自調特性，負荷跟蹤特性比較好。

（5）核裂變反應具有一定放射性，增加了核動力系統的復雜性。由于必須考慮核裂變放射性屏蔽、反應堆停堆后的衰變熱導出及高溫高壓的冷卻劑管道破裂的防護，核動力系統與常規動力系統相比更為復雜，運行和管理的要求更高。

3? ? 航空母艦核動力系統的主要功能

（1）以艦用大功率核反應堆為能源，產生的飽和蒸汽為本艦推進主機、發電機等提供熱能。

（2）通過蒸汽熱能推動主汽輪機組、軸系帶動螺旋槳為本艦提供推進功率，通過汽輪發電機組為本艦提供電能[6]。

（3）向海水淡化裝置、液艙加熱系統和日用蒸汽系統等全艦相關用戶提供工作蒸汽。

（4）設置核安全設施，用以保證反應堆安全停堆、堆芯充分冷卻，限制事故的進展并減輕事故后果。

（5）設置輻射防護系統，使核動力航空母艦艦員輻射劑量符合相關標準規定并保持在合理可行盡量低的水平，使公眾和環境免受放射性危害。

4? ? 航空母艦核動力系統技術發展趨勢

航空母艦動力系統未來可能存在多種動力型式，但核動力仍將是其中主要的動力型式。航空母艦核動力系統最新發展的趨勢和特點主要表現在以下幾個方面[7]：

4.1? ? 提高安全性與可靠性

提高反應堆的固有安全性。固有安全性是指反應堆在運行參數偏離正常時能依靠自身物理規律趨向安全狀態的性能。例如，壓水堆的慢化劑溫度系數和燃料多普勒系數一般為負值，在功率波動時，反應堆具有一定的自穩自調能力，這就是固有安全性的一種體現。在反應堆設計中引入固有安全性，是保證反應堆安全的重要方法。

應用非能動安全系統，彌補安全系統只有依靠艦上電力才能投入使用的缺陷，使核動力系統在各種事故條件下，不需人為操作，就能自動保證反應堆的安全。依靠重力、對流、蒸發等自然過程自動處理各種事件，即使在發生嚴重失水事故時，也能保證堆芯得到充分冷卻;由于不需要運行人員操作，可以避免人為誤操作的發生。

“尼米茲”級航空母艦反應堆主要基于20世紀60年代的核技術，受當時的計算能力、測試數據以及所使用的設計規則限制，其建模能力十分有限，因此為了保證安全性，只能執行保守的工藝和程序?！案Ｌ亍奔壍腁116反應堆在保證安全的前提下降低了設計保守性，通過改進方法并開發新模型，進行結構力學、流體力學、動態結構負載的預測和分析，建立新的堆芯性能規范，使堆芯運行效率最大化，通過計算模型的精確化，在保證核安全的基礎上，有效提高了核動力系統的使用性能。

4.2? ? 提高功率密度

單堆熱功率增大，反應堆數量減少，將有助于減小動力系統的安裝復雜度，降低核動力系統的控制復雜度，減輕動力系統的總重量。如“企業”號航空母艦的A2W單堆功率僅為150 MW;“尼米茲”級航空母艦的A4W/A1G則已達到500 MW;而最新的A116反應堆據稱比A4W/A1G又提高了25%的能量，由此計算，單堆功率應該達到625 MW。

4.3? ? 延長堆芯壽命

堆芯壽命是指一個新堆芯或換料后的堆芯在滿功率運行條件下有效增殖因子降到1所需的時間;換言之，堆芯壽命是指反應堆一次裝料后滿功率運行所使用的時間。長壽命堆芯的主要優點是可提高在航率，減少艦殼的大切口次數，增加艦殼的可靠性，減少放射性廢物對操作人員和環境的影響，提高燃料利用率，降低換料費用。

長壽命堆芯的關鍵是設計長壽命燃料元件，研制耐腐蝕、耐輻照材料;優化燃料元件和堆芯結構，提高轉換比和堆芯中子經濟性，燃料元件采用稠密柵布置，采用可燃毒物控制對控制棒進行程序控制，適當加大燃料的初始裝載量。

為延長堆芯壽期，美國始終堅持發展板型燃料技術，從A2W、A4W的UZr含金板型燃料組件逐步發展到A1G的UO2-Zr彌散板型燃料組件和A116基于TTC技術的UO2-Zr彌散板型燃料組件，大幅減少了換料次數和對母艦強力甲板的切割次數，提高了航空母艦在航率，降低了保障費用，減少了放射性廢物的數量和危害。從堆芯壽命來看，“企業”號第一次換料僅隔3年時間，之后的間隔時間逐漸拉長，而目前“尼米茲”級實際換料間隔時間已達23年?！案Ｌ亍奔壓娇漳概炞畛踉O計時，希望在全壽期內反應堆不用換料，但目前用于CVN 78的A116反應堆堆芯提供的能量雖然比“尼米茲”級航空母艦反應堆堆芯高25%，但“福特”級航空母艦的功率需求比“尼米茲”級航空母艦明顯更高，因此A116反應堆堆芯的使用壽命很難達到50年，即CVN 78可能仍需在全壽期中進行換料，而且在“福特”級航空母艦維修計劃時間表中，在航空母艦服役22年之后也仍有“換料大修”（RCOH）這個環節。當然，反應堆堆芯實際使用壽命的長短還與艦艇在壽命期中的運行情況密切相關。

4.4? ? 增強反應堆的自然循環能力

現代航空母艦壓水堆核動力系統正不斷提高反應堆的自然循環能力，利用反應堆冷卻劑循環回路中熱段和冷段內冷卻劑的密度差所產生的驅動壓頭實現冷卻劑的循環。提高自然循環能力的主要措施有：

（1）蒸汽發生器的安裝位置相對于堆芯位置可盡量高，以增大蒸汽發生器和反應堆堆芯之間的熱中心位差，但其受堆艙尺寸限制。

（2）減小反應堆及一回路系統內的流動阻力，如采用單流程堆芯，簡化堆內結構，流動阻力小，冷卻劑流量大，有利于增強自然循環能力;盡量縮短冷卻劑在蒸汽發生器、主管道中流經的路程，簡化系統及設備的內部結構，減少彎道彎頭數量及其長度;反應堆冷卻劑系統采用緊湊式或一體化布置。

（3）強化蒸汽發生器的換熱特性，在不增加一次側流阻的條件下減少熱阻。

（4）增大堆芯進、出口冷卻劑的溫差，適當提高堆芯含汽量，以提高反應堆冷卻劑系統中冷卻劑的密度差，但其受反應堆熱工安全性限制。

（5）采取適當的控制措施，減小海洋條件對自然循環的不利影響。

4.5? ? 提高核動力系統自控水平，減少人員誤操作概率

核動力系統的自動化對全艦的自動化具有重要意義。衡量核動力系統自動化水平的主要標志是大量采用微型與小型計算機，對反應堆控制的信息進行綜合處理、綜合顯示，指導操作人員在正常和異常工況下的正確操作，防止事故的發生和縮小事故的范圍。

控制室是航空母艦核動力系統的運行管理中心，可從控制室布置、控制盤臺設計、控制室環境的人因化設計上提高控制室的人因化程度，降低艦員的誤操作概率;并可通過開發先進的運行支持系統，提高控制室的智能化程度，減輕艦員的操作量，為艦員執行正確的操作提供智能化的支持。

4.6? ? 注重系統總體集成化設計，系統配置更加優化

將傳統的不同分系統的功能進行分析、整合、優化，力圖以最少數量的物理系統與設備達到最大的功效，從功能上做到系統集成、優化，以簡化系統構成及設備組成。核動力系統將持續向簡化和集成的方向發展，“福特”級航空母艦核動力系統比“尼米茲”級減少了約50%的閥門、管道和泵等設備，同時提高了系統設備的可靠性，使相應運行人員減少50%，維修量減少20%，全壽期費用降低20%。

5? ? 結論及展望

在當前世界局勢日益復雜，各國海防武備力量水平與日俱增的背景下，核動力航空母艦依然有其不可替代的技術優勢，其對鞏固國防安全、提升國家地位均有著顯著的促進功效。盡管目前國際上充分掌握核動力航空母艦技術的國家依然寥寥可數，但隨著相關技術的不斷完善與發展，其終將在世界舞臺上得以綻放華彩。

[參考文獻]

[1] 伍賽特.核動力艦船發展前景展望[J].節能，2019，38（3）：117-120.

[2] 伍賽特.核動力破冰船的發展前景展望[J].能源與環境，2019（4）：97-98.

[3] 伍賽特.海上浮動式核電站應用前景展望[J].能源研究與管理，2019（2）：11-14.

[4] 伍賽特.核動力裝置應用于民用商船的可行性分析研究[J].中國水運（下半月），2018，18（10）：97-98.

[5] 王景富.蒸汽冷卻器運行特性分析[D].哈爾濱：哈爾濱工程大學，2012.

[6] 伍賽特.汽輪機技術研究現狀及發展趨勢[J].能源研究與管理，2019（4）：7-13.

[7] 吳曉光.航空母艦設計概論（下）[M].北京：國防工業出版社，2018.

收稿日期：2020-03-26

作者簡介：伍賽特（1990—），男，湖南邵陽人，工學碩士，助理工程師，研究方向：艦船動力裝置研究與開發。