国外陆上模式堆建设情况及其对舰艇核动力装备发展的贡献分析

刘相春

海军装备部，北京100071

0 引 言

所谓陆上模式堆，是指在建造一套新型舰艇核动力装置之前，先在陆上建造的，其功能、性能、尺寸、环境条件等与之一样、相近或近似相同的，能够进行性能试验的核动力装置。

陆上模式堆的目的是验证设计，考验系统设备，暴露问题和摸清核动力装置的性能。陆上模式堆可以开展单项试验设施所无法开展的系统性试验，并且能够进行新型核动力装置的陆上演示验证。

在建设范围上，陆上模式堆不仅是一个反应堆，还是以反应堆为中心的一套核动力装置。陆上模式堆实质上包括2 部分：一是未来装船的动力装置原型；二是针对这个原型动力装置的试验设施。

根据国外的惯例，大多数核动力舰艇的新型核反应堆在正式装备之前，都需要提前在陆地上建造这样一座模式反应堆，待试验成功后再装入核动力舰艇。

1 国外陆上模式堆的建设情况

美、俄、英、法等国为发展本国的舰艇核动力，均在不同时期不同程度地建设过陆上模式堆。其中，美国建造了9 座，前苏联/俄罗斯建造了6 座，英国建造了2 座，法国建造了4座。

虽然各国海军的核动力发展水平不尽相同，但均有自己的舰艇核动力发展层次。根据核动力装置技术特征与性能的区别，可将潜艇和水面舰船核动力装置分为不同的技术代次。为便于叙述，在介绍各国陆上模式堆的建设情况时，按照舰艇核动力技术代次进行。实际上，在不同的技术代次的研发过程中，有的建有陆上模式堆，有的则没有建设。

1.1 美 国

到目前为止，美国共建造了9 座陆上模式堆，带动了海军反应堆技术的重大创新。其中，STR（S1W），SIR（S1G），S3G，SRS（S1C），NRTS（S5G），ART（S7G）和AFR（S8G）为潜艇核动力陆上模式堆［1-3］，LSR 和DRP 为水面舰船核动力陆上模式堆。

美国潜艇核动力装置的发展可以划分为4 代。

第1 代（1946～1960年）该阶段共建造了4座陆上模式堆，分别为STR（S1W），SIR（S1G），S3G和SRS（S1C）［1-6］，验证后的直接型号应用为S2W，S2C，S2G 和S4G，装艇数量均为1 艘，主要用于实艇试验。

第2 代（1960～1970年）该阶段未建造陆上模式堆，主要是在第1 代核动力陆上模式堆的基础上进一步提高了核动力装置的性能，形成了标准型的S5W-I 和S5W-II［1-2］。S5W 堆芯于1966年装入STR 陆上模式堆进行长期的运行和试验［7］。

第3 代（1970～1980年）该阶段共建造了3座陆上模式堆，分别为NRTS（S5G），ART（S7G）和AFR（S8G）［1-2，8］。S5G 为自然循环反应堆，直接型号应用为1艘，即“一角鲸”号试验艇。S7G 没有直接的型号应用。S8G 被应用于16 艘“俄亥俄”级核潜艇。

第4 代（1980年至今）该阶段未建造新的陆上模式堆。利用在运行的陆上模式堆上进行的新技术验证，研发了S6W 和S9G 这两型核动力装置［1-2］，分别装备于“海狼”级和“弗吉尼亚”级核潜艇。S6W 堆芯于1994年装入AFR 陆上模式堆，运行至今。

在水面舰船核动力方面，美国共发展了4 个型号的航母核动力装置，即A2W，A4W，A1G 和A1B。1956年，建成了唯一一座航母用陆上模式堆LSR，首试堆型为A1W，并以此为基础研制了A2W和A3W 型反应堆，前者被装备于“企业”级航母［1-3，9-11］。随后的A4W 和A1G 反应堆堆芯也 在LSR 上进行了试验，随后装备于“尼米兹”级航母。目前，美国新一代“福特”级航母核动力A1B反应堆主要是在“尼米兹”级航母核动力装置和S9G 的基础上改进而来。

美国针对核动力巡洋舰研制了C1W 型反应堆，但未建造陆上模式堆；针对核动力驱逐舰研制了D2G 型压水反应堆，并建造了陆上模式堆DRP，首试堆型为D1G。DRP 陆上模式堆是在SIR 的基础上改建而成，运行使用时间为1962～1996年［1-2］。

根据以上情况，针对美国舰艇核动力模式堆的建造与型号核动力装置的发展关系（图1），简要分析如下：

1）美国早期建造的陆上模式堆除了解决技术验证外，更重要的是进行多堆型论证，以确定舰艇核动力技术的发展方向。通过S1W 和S1G 陆上模式堆的建造和试验验证，以及S2W 和S2G 的实艇验证，确定了压水堆为美国核动力舰艇的主要发展方向。

图1 美国陆上模式堆与舰艇核动力装置发展情况Fig.1 US land-based naval nuclear power plant prototypes and nuclear ships'development

2）在早期发展阶段，除建造模式堆外，美国还致力于试验艇的研制和实艇运行试验，用以确保技术成熟度能得到充分的验证，固化技术状态，最大可能地降低批量型号建造可能存在的技术风险。

3）水面舰船与潜艇模式堆设计经验以及实艇使用经验互为借鉴，尽可能减少模式堆建造数量。

4）“一堆多用”与“多堆建设”这两种模式堆建设方式并存。西屋公司的SW 系列仅建造了S1W 这一座陆上模式堆，其他型号反应堆都是在该模式堆的基础上或进一步利用该模式堆发展起来的。而通用公司的SG 系列，除S1G 为金属反应堆外，还建造了S3G，S5G，S7G 和S8G 等陆上模式堆，走的是多建模式堆之路。

5）从美国S5W，S6W，S6G 以及S9G 等几种成熟、批量建造的压水堆型号来看，均没有直接对应的模式堆，是在其他模式堆和型号成功经验的基础上开发的。由此可见，美国建造舰艇核动力模式堆主要用于技术开发和技术验证，或者说其重要依据是技术成熟度。

6）随着反应堆物理、热工水力等仿真分析技术的日趋成熟并得以广泛应用，自S8G 建成后，美国再未建设过陆上模式堆，而是利用已有的模式堆开展单项关键技术验证试验。

1.2 俄罗斯/前苏联

至目前为止，俄罗斯/前苏联共建造有6 座陆上模式堆（均为艇用），发展了10 多个舰艇核动力型号。根据实验机械设计局（OKBM）的分类，将其潜艇核动力发展及陆上模式堆建造划分为了4 代。

第1 代（1952～1960年）建造了2 座陆上模式堆，分别为27BM 和27BT［12］，其中，前者采用压水堆，后者采用铅—铋合金堆。

第2 代（1960～1965年）在第2 代压水堆核动力装置研制过程中，未建造陆上模式堆，直接采用的是OKBM 提出的紧凑式技术方案，该方案大量借鉴了第1 代潜艇压水堆BM-A 和“列宁”号破冰船压水堆OK-150 的设计、建造、试验与运行经验。在第2 代铅—铋合金堆核动力装置研制过程中，建造了2 座陆上模式堆，分别为OK550KM 和KM-1［12-14］。

第3 代（1965～1985年）基于压水堆技术路线，建造了OK650BK（KB-l 台架）陆上模式堆，发展了OK650B-3 和OK650/1-01 两个型号［15-17］。

第4 代（1985年至今）基于压水堆技术路线，建造了KTП-6（KB-2 台架）陆上模式堆［12］，研制了全自然循环的一体化核蒸汽发生装置，然后于1996年完成了历时10年的试验。

此外，在水面舰船核动力装置方面，主要依托潜艇核动力技术发展，未建造陆上模式堆。在军用方面，先后研发了KH-43 和KH-43-3 这2 个型号的核动力装置，分别装备到了“基洛夫”级巡洋舰和“乌里扬诺夫斯克”号核动力航母上［15-17］。在破冰船方面，发展了4 代核动力装置。

1.3 法 国

法国先后研发了4 代军用舰艇核动力装置，同步建设了4 座陆上模式堆。

第1 代于1964年建成了陆上模式堆PAT，为分散布置的压水堆，用于第1 代“可畏”级弹道导弹核潜艇［1］。

第2代于1975年建成了第2代核动力陆上模式堆CAP［1，18］，为一体化布置。CAP堆运行成功后，研发了K48 型，用于“红宝石”级攻击型核潜艇。

第3 代1987年开始对CAP 堆进行改造，于1989年改成第3 代核动力陆上模式堆RNG，发展了K15 型［1，18］，装备到了“凯旋”级弹道导弹核潜艇及“戴高乐”号核动力航母上。

第4代2010年建成了第4代潜艇核动力陆上模式堆RES，以用于下一代“梭鱼”级攻击型核潜艇［19］。

1.4 英 国

英国以引进美国的S5W 开始起步，先后建造了DSMP 和STF-2 两型陆上模式堆［1］，研发了2 代潜艇核动力装置。

第1 代1961年建成DSMP 陆上模式堆，研发了PWR-1 反应堆，先后装备到了“勇士”级、“敏捷”级攻击型核潜艇和“刚毅”级弹道导弹核潜艇上［1，20］。1973～1974年，对DSMP 陆上模式堆进行改装，据此研发的反应堆装备到了1983年3月开始服役的“特拉法尔加”级攻击型核潜艇上。

第2 代1987年建成STF-2 潜艇陆上模式堆，研发了第2 代PWR-2 反应堆，装备到了“前卫”级弹道导弹核潜艇上，经改进后的反应堆则装备到了“机敏”级攻击型核潜艇上［1，21］。

国外核动力模式堆的建设情况及特点分别如表1 和表2所示。

表1 国外核动力模式堆建设情况简表Tab.1 Construction instances of foreign naval nuclear power plant prototypes

表1（续）

表2 国外核动力模式堆特点Tab.2 Characteristics of foreign naval nuclear power plant prototypes

2 国外陆上模式堆建设特点分析

从国外舰艇核动力装置的发展、陆上模式堆的建设与试验以及核动力装置的装舰情况可以看出，在核动力装置发展过程中，国外陆上模式堆的特点如下：随着舰艇核动力技术的发展，陆上模式堆的形式逐步由“与型号一致”向“多样化用途”方向发展；此外，陆上模式堆在各国舰艇核动力技术发展初期建设较多，后期逐渐减少甚至是停建。

在舰艇核动力技术发展初期，核动力装置发生重大技术变化时，通常选择建造陆上模式堆进行试验和验证。在这一阶段，陆上模式堆是新型舰艇核动力装置研发过程中的必经途径。在建设形式上，未来型号的目标牵引效果明显，陆上模式堆建设与未来型号应用的核动力装置高度一致。例如：STR 陆上模式堆试验的S1W 反应堆与装备于“鹦鹉螺”号潜艇的S2W 反应堆基本一致［1-6］；LSR 陆上模式堆试验的A1W 反应堆与装备于“企业”号航母的A2W 反应堆基本一致［1-2，9］。

随着舰艇核动力技术的日趋成熟，通过前期陆上模式堆试验与实船使用积累的大量数据与经验，传统系统与设备的关键性技术均得到了突破，瞄准型号和解决有无的目的不再凸显。此时，陆上模式堆的功能呈现多样化，有的陆上模式堆仅用于工程应用研究和技术验证，并没有直接的型号应用。例如：NRTS（S5G）陆上模式堆主要用于验证海洋环境条件下核动力装置的自然循环能力［1-2，8］；ART（S7G）陆上模式堆主要用于试验新型堆功率控制技术［1-3］。

陆上模式堆的建设本身因涉及核安全等重大问题，且周期长、投入大，因此各国政府在决策时都非常慎重。一方面，由于前期陆上模式堆和实船使用而形成的成熟技术基础，目前核动力新技术的研发需求大大降低；另一方面，冷战后国际形势舒缓，海军核动力的竞争式发展局面减弱，因此，美、俄等海军核动力强国于冷战后不仅未建设新的陆上模式堆，还大量关停了已有陆上模式堆，例如，美国就已由8 座陆上模式堆运行减为2 座陆上模式堆运行［1-2］。

3 国外陆上模式堆对舰艇装备建设的贡献分析

国外通过对陆上模式堆的研究、设计、建造和运行，对有重大关键技术应用或改进的核动力装置进行了综合演示验证和试验，检验了核动力装置的设计和制造工艺，验证了各系统、设备的运行性能及安全可靠性，化解了核动力系统上舰的技术风险，保障了核动力舰艇的研制进度，积累了运行和使用维护经验，培训了运行操作人员，同时也推动了舰船核动力技术的持续发展与进步。

国外陆上模式堆对舰艇装备发展的贡献主要有3 个方面：

1）在新型舰艇核动力装置研发过程中提供技术支撑；

2）在核动力舰艇研制过程中保障甚至缩短工程进度；

3）通过陆上长期运行和试验积累运行经验，进行舰员培训和技术改造。

3.1 陆上模式堆在新型核动力装置研发中的技术作用

陆上模式堆在新型核动力装置研发过程中的主要技术作用包括：试验解决反应堆单项技术、试验解决系统性技术、核动力系统的演示验证。

在单项技术方面，陆上模式堆试验能够验证解决反应堆物理、结构、热工、屏蔽、运行特性、安全性、可靠性、自然循环能力及堆控技术等多方面的技术。其中，很多涉核技术的研发和验证只能通过陆上模式堆试验开展。

除此外，在核动力装置研发过程中，陆上模式堆是解决系统性技术难题和进行系统性演示验证的唯一手段，其他试验手段均无法胜任。例如：美国S3G 陆上模式堆主要是为了试验验证双堆设计的可行性［4-5］；LSR 陆上模式堆中的反应堆技术源于成熟的S5W［9］，主机也采用“福莱斯特”航母成熟的7 万马力主机技术，整个陆上模式堆试验的主要目的是为了验证双堆单机这一特殊的系统形式。

但是，陆上模式堆试验并非新型核动力装置研发的独门利器。一方面，并不是所有的新堆型都需要利用与其一致的陆上模式堆进行试验验证。例如，美国应用最为成熟的S5W 的研制并未建造陆上模式堆［2］，但不可否认，S5W 的研发离不开S1W 系列技术的延续及在STR 上进行的多型堆芯试验而获得的大量数据和经验。另一方面，并不是经过陆上模式堆试验验证后的核动力装置就是成熟可行的核动力装置。例如，由SIR 陆上模式堆试验验证的钠冷反应堆S1G/S2G 在装艇后又被放弃，从此终止了钠冷堆的开发，SIR 也被改建成为DRP［1］。

3.2 陆上模式堆在加快工程进度方面的作用

对于必须开展试验和演示验证的新型舰艇核动力装置的研制，其研发过程中的陆上模式堆因集成了系统试验与演示验证两项功能，因而可以缩短工程研制进度。

如图2 所示，A 路线为按照传统的舰艇工程流程所提出的按部就班式的核动力装置上舰路线。该路线是保守渐进的路线，其每一个步骤都是在前一个步骤取得完全成功的基础上进行的。将A路线转变为B 路线，即将试验台式反应堆和装船的原型堆合二为一成为陆上模式堆，陆上模式堆完全按照装艇（舰）要求进行布置，这样，虽然损失了试验部件的机会，但却省掉了试验台架阶段。

图2 舰船核动力工程进度Fig.2 Ship nuclear power program schedules

在美国核动力装置发展初期，曾对新兴的B路线进行过争论，但最终还是否决了A 路线。这就是陆上模式堆建设的最初目的：建造与实船核动力装置基本一致的、具备一定试验功能的、可用于演示验证的陆上核动力装置，以较短的工程周期化解主要技术风险。

甚至由于陆上模式堆就几乎等于舰（艇）上的核动力装置，于是就有了C 路线——“同时上马”路线，即在陆上模式堆建成之前就开始实船的建造，将来实船上使用的核动力装置即为陆上模式堆的复制品的微小改进。这虽然有一定的风险，存在一旦陆上模式堆遇到不可逾越的致命性困难，实船设计与建造工作将前功尽弃的可能，但可进一步加快工程进度。

实际上，在美国核动力舰艇发展过程中，其从最初的“鹦鹉螺”号潜艇就开始全部采用C 路线。从表1 可以看出，由于采用了C 路线，美国首制舰（艇）入列的时间均十分接近陆上模式堆开始试验的时间，例如，STR 陆上模式堆的S1W 反应堆试验1953年才开始，而装备S2W 反应堆的“鹦鹉螺”号潜 艇1954年就服役了［1-2，6］；LSR 陆上模式堆的A1W 反应堆试验1958年才开始，而装备A2W 反应堆的“企业”号航母1961年就服役了［1-3，9-10］。

3.3 陆上模式堆在型号工程后的多样化、综合性作用

陆上模式堆的建设初衷是研发新型核动力装置，但其功能远不止于此。在完成对新型核动力装置的一系列试验和演示验证后，多数的陆上模式堆还将长期运行，以发挥其在后续研发阶段的作用。

1）可以对新型核动力装置进行长期的考核，特别是对反应堆进行长期的燃耗试验。

2）陆上模式堆的长期运行可以积累大量的运行经验。

3）可以为改型核动力装置的艇上维修与小规模改进提供技术支撑。

4）可以用于舰员的培训与执照的考取，这也是许多国外陆上模式堆的做法。

5）标准化程度高的陆上模式堆还可以改装其他堆芯甚至是堆型以进行新一轮的验证试验。例如：LSR 陆上模式堆在进行了A1W 的试验之后，又于1972～1980年装入A4W/A1G 堆芯进行了试验；S8G 陆上模式堆于1994年更换了S6W 堆芯并进行了试验。

事实上，在陆上模式堆的整个运行寿命里，多数是这种多样化、综合性的用途。

4 结 语

海军核动力装置发展半个多世纪以来，各核海军大国通过陆上模式堆的建设、试验和运行，逐步发展起不同程度的海军核动力技术。陆上模式堆在突破技术、保障进度和积累经验等方面为舰艇核动力装备的发展做出了不可或缺的贡献。在各国海军核动力装置发展初期，陆上模式堆是必不可少的系统性试验与演示验证设施；在海军核动力装置发展的成熟平稳期，陆上模式堆通过长期的运行可提供大量的数据和运行经验，支撑海军核动力技术的改进与革新。虽然，基于技术的成熟、军事需求的降温、成本与安全性的顾虑等多方面因素，陆上模式堆的建设与维持热度下降了，但是其对海军核动力装置发展的贡献毋庸置疑。在未来新型核动力装置研发过程中，陆上模式堆仍将是最有效的研发手段之一。

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