航母核反应堆有哪些技术难点？

说到核动力航母，大家都知道其“心脏”就是舰载核反应堆。这个“心脏”性能的好坏，直接影响着核动力航母的技战指标。

众所周知，航母的核反应堆并非新鲜事物，它问世已有60多年历史。尽管如此，但其核心技术一直是一座难以攀登的高峰。

那么，这个被誉为航母“心脏”的核反应堆系统都有哪些技术难点呢？

我们将从两大方面来进行阐述，内容如下：

一、航母核反应堆的原理及发展历程压水反应堆的工作原理

航母核反应堆主要有两种类型，即金属堆和压水堆。前者是早期核潜艇的反应堆，后者则是目前航母与潜艇的主流反应堆。

金属堆使用液态金属作冷却剂，整体体积较小，但结构复杂，可靠性低。压水堆用水作冷却剂，技术成熟，可靠性高不少。

压水堆，全称“加压水慢化冷却反应堆”，其工作原理也不复杂。

简而言之，就是锅炉反复烧开水的模式。如图所示，压水堆大的框架主要分为两部分，即第一回路与第二回路。

第一回路的主要工作是产生高压、高温的热水，就是通过调节控制棒在核燃料中的插入深度来控制压水堆的热输出量。

核裂变产生的巨大能量将第一回路中的水加热，在加热的同时还要给这些水加压，使水的温度持续升高而不沸腾。

这些热水通过相应装置引入第二回路，请注意，这里只有热交换，两个回路中的水是不发生任何交流的，以避免核泄露。

热量将第二回路中蒸汽发生器里面的水加热，这时热交换完成。

蒸汽发生器产生的蒸汽驱动蒸汽轮机，继而带动发电机发电，这就是核动力航母电力的输出源头。

另一路蒸汽由蒸汽轮机直接驱动航母的轴产生动力。

每个蒸汽轮机都配一个冷凝器，海水直接进入冷凝器，一方面给蒸汽轮机降温，另一方面给蒸汽发生器补充水量。

上述工作模式一直循环下去，航母就有了源源不断的电力和动力保障。

压水反应堆的发展历程

咱们直接从A4W核反应堆说起，这个反应堆是尼米兹级航母的核反应堆，其输出轴功率是20.9万KW，发电功率6.4万KW。

每艘尼米兹级航母配备2座A4W核反应堆，几乎都是满负荷运行，用专业术语来讲，就是A4W的设计留有的裕度非常小。

这个A4W很难适应新一代的福特级航母，于是新型核反应堆A1B应运而生。

A4W是西屋电气公司设计的，“A”代表航母，“W”代表西屋电气公司。A1B中的“B”代表主承包商贝切特公司。

洛杉矶级、俄亥俄级、弗吉尼亚级核潜艇与初期尼米兹级航母的核反应堆，承包商都是通用电气公司，由诺尔实验室研制。

企业号、后期尼米兹级航母与海狼级核潜艇的核反应堆，承包商是西屋电气公司，由贝蒂实验室研制。

福特级航母配备两座A1B核反应堆，单台轴功率为62.5万KW，两台总的轴功率为41.2万KW，发电功率近20万KW。

A1B的这个输出功率可能是目前最强的航母核反应堆功率，它在设计研发当中都有哪些技术难点呢？

二、航母核反应堆的技术难点

A1B核反应堆是在A4W的基础上研制的，A1B需要的功率更大、维护人员更少、使用寿命更长。主要有以下难点：

堆芯的设计与核燃料材料

A1B的设计首先考虑的是安全性，其次才是设计方法和性能指标。

A1B要实现输出功率翻一倍，甚至两倍，在反应堆体积不变或者变小的情况下，就必须要提高燃料浓缩度与重新设计堆芯。

体积不变，要使堆芯运行最大化，需要进行核、水力学、结构力学、流体力学、动态结构负载等预测和分析才能实现。

这是一个综合性系统过程，新的堆芯模型要有新的核燃料元件材料与之匹配，目标是减少过热点数量，能够承受堆芯以更高的功率运行。

因此，材料、工艺、模型就是堆芯设计的重中之重。这里对核燃料浓缩度提出更高要求，至少要达到93%。

这也是A1B目前的浓缩度，实际上，A4W的燃料浓缩度还要高（97.3%），仅是由于浓缩厂的原因，就全部采用93%。

93%的浓缩度完全可以满足设计要求，并能提供高功率密度。

改进堆芯设计软件也是一个难点，用以减少计算中子传输方程的时间，并提高计算精度。

反应堆的建模与部件材料

反应堆寿命的延长，意味着系统各部件可靠性需要提高。反应堆的运行环境非常恶劣，首先考验的是这些部件的材料。

在高辐射、高腐蚀、高温、高压的环境下，既要考虑部件的材料工艺，又要考虑全寿命周期内的系统性能寿命模型。

比如第一回路中的温度可达300摄氏度以上，气压可达150个标准气压，再加上高辐射，部件材料的强度很容易出现损伤。

堆芯使用的材料有核燃料、毒物、包壳、结构件等，反应堆运行时，这些材料必须保证其物理完整性，能抗住恶劣的运行环境。

这时就需要一系列的预测模型，如辐照裂纹生长模型，用来预测部件材料在高温高辐射环境下的裂纹产生及蔓延趋势。

承压部件大多使用钴合金，尽管这种合金的强度很高，但随着辐射的增强，其辐射残留时间也随之增长，报废后不好处理。

这就需要低钴含量的合金来替代，就需要大量的物理分析与预测模型，这个并不容易。

控制棒系统与蒸汽发生器

反应堆的实际输出功率与控制棒的驱动控制系统有着密不可分的关系，其控制驱动精度越高，输出功率也就随之增长。

驱动系统里面的电机需选用固态电机，可有效消除紧急停堆情况，提高系统可靠性和安全性，继而提升驱动使用寿命。

驱动系统在机械设计上也有一定难度，需要诸如轴承等的核心部件寿命都要达到60年以上，几乎是与舰同寿。

此外，蒸汽发生器里面的水蒸气要不被第一回路中的核辐射所污染，就必须要有完整的结构，主要是防腐蚀设计。

这一设计牵扯到高温腐蚀、水化学和腐蚀效应的估算，避免设计中存在低速流动区域，防止杂质的集中沉淀以减少腐蚀。

另外，还有管道的材料选择，腐蚀控制方法，换热方法，蒸汽分离预测工具等，都具有一定的难度，不容易实现。

反应堆回路系统与可维修性

反应堆回路讲究结构简单，运行效率、可靠性和安全性要更高。比如冷却泵，主要是防磨损，还有类似部件都要提高可靠性。

反应堆回路部件要增大维修周期，这些东西一旦投入运营，一般在全寿命周期里都不维护，要做到与舰同寿的要求。

此外，反应堆回路的流动特性也异常重要，冷却剂在每个部件的压降都要避免对堆芯产生影响，否则将会影响堆芯热平衡。

增压器等部件也有类似的需求。

目前，A1B反应堆在维修性方面要很高，设计寿命是50年，几乎要做到与舰同寿，加上设计裕度，最大寿命应在60年以上。

三、航母核反应堆技术小结

上述仅是具有代表性的技术难点，没有囊括全部。

总的来讲，航母核反应堆的设计重点有：延长堆芯寿命，使用浓缩度高的核燃料，更优的自动控制技术，新的三抗（抗腐蚀、抗高温、抗辐射）材料等技术。

在安全性方面，要增强自然循环能力，即便出现突发事故，也能保证堆芯有水。尽量减少人为操纵，避免误操作导致恶果。

总而言之，航母核反应堆是一系列复杂的系统工程，不仅要突破各种技术壁垒，还要注重设计的可靠性和安全性。