航空母舰核动力系统技术特点研究及未来发展趋势展望

摘要：介绍了航空母舰核动力系统的组成、技术特点及主要功能，并重点对其未来技术发展趋势进行了展望。就目前而言，针对核动力航母的技术发展仍需不断提高核反应堆的安全性、可靠性及功率密度，并延长堆芯寿命，同时仍需增强反应堆的自然循环能力，改善核动力系统自控水平，实现系统总体集成化设计，合理优化系统配置。目前核动力航空母舰的相关技术领域依然有待优化及完善，针对其开展的科学研究对于未来有着重大战略意义。

关键词：航空母舰;核动力;核反应堆;核裂变;汽轮机

0    引言

2009年5月12日，美国“小鹰”号常规动力航空母舰结束了长达48年的服役期，正式退出现役，给美国海军常规动力航空母舰时代画上了句号。至此，美国海军现役航空母舰已全部为核动力航空母舰，开始步入全核动力航空母舰时代。

1    航空母舰核动力系统组成

现役的核动力航空母舰，如美国的“尼米兹”级、“福特”级和法国的“戴高乐”号，使用的都是压水型反应堆。其核动力系统由反应堆及一回路系统、二回路系统、综合控制系统、专设安全与辐射防护系统、推进系统等几部分组成，包括反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主冷却剂泵、主汽轮齿轮机组、推进轴系等主要设备，以及维持核动力系统正常运行、保证对人员健康和安全不会造成特别危害所需的其他结构、系统和部件[1-4]。

2    航空母舰核动力系统的技术特点

航空母舰核动力系统可将核裂变能转换为推进航空母舰的动力，与常规蒸汽动力系统相比，具有以下几个显著特点[5]：

（1）核燃料具有极高的能量密度，燃料重量占全舰载重量的比例较小。核燃料的能量密度是常规燃料的几百万倍，核动力航空母舰不需要携带大量燃料，也不需要频繁补给燃料，提高了自持力和战斗力。

（2）可为航空母舰提供较大的续航力和推进功率。航空母舰反应堆一次装载的核燃料，可以保证航空母舰连续全速航行300天以上，美国三代核动力航空母舰的推进功率都达到了206 MW（28万马力），航行速度在30 kn以上。

（3）核裂变反应不需要氧气，有利于提高航空母舰的隐蔽性。核动力航空母舰不需要像常规动力航空母舰那样设置庞大的进气、排气系统，简化了船体结构设计，减少了航空母舰的红外特征。

（4）核动力系统较为稳定、易于控制。与常规蒸汽动力系统相比，压水堆核动力系统具有自稳自调特性，负荷跟踪特性比较好。

（5）核裂变反应具有一定放射性，增加了核动力系统的复杂性。由于必须考虑核裂变放射性屏蔽、反应堆停堆后的衰变热导出及高温高压的冷却剂管道破裂的防护，核动力系统与常规动力系统相比更为复杂，运行和管理的要求更高。

3    航空母舰核动力系统的主要功能

（1）以舰用大功率核反应堆为能源，产生的饱和蒸汽为本舰推进主机、发电机等提供热能。

（2）通过蒸汽热能推动主汽轮机组、轴系带动螺旋桨为本舰提供推进功率，通过汽轮发电机组为本舰提供电能[6]。

（3）向海水淡化装置、液舱加热系统和日用蒸汽系统等全舰相关用户提供工作蒸汽。

（4）设置核安全设施，用以保证反应堆安全停堆、堆芯充分冷却，限制事故的进展并减轻事故后果。

（5）设置辐射防护系统，使核动力航空母舰舰员辐射剂量符合相关标准规定并保持在合理可行尽量低的水平，使公众和环境免受放射性危害。

4    航空母舰核动力系统技术发展趋势

航空母舰动力系统未来可能存在多种动力型式，但核动力仍将是其中主要的动力型式。航空母舰核动力系统最新发展的趋势和特点主要表现在以下几个方面[7]：

4.1    提高安全性与可靠性

提高反应堆的固有安全性。固有安全性是指反应堆在运行参数偏离正常时能依靠自身物理规律趋向安全状态的性能。例如，压水堆的慢化剂温度系数和燃料多普勒系数一般为负值，在功率波动时，反应堆具有一定的自稳自调能力，这就是固有安全性的一种体现。在反应堆设计中引入固有安全性，是保证反应堆安全的重要方法。

应用非能动安全系统，弥补安全系统只有依靠舰上电力才能投入使用的缺陷，使核动力系统在各种事故条件下，不需人为操作，就能自动保证反应堆的安全。依靠重力、对流、蒸发等自然过程自动处理各种事件，即使在发生严重失水事故时，也能保证堆芯得到充分冷却;由于不需要运行人员操作，可以避免人为误操作的发生。

“尼米兹”级航空母舰反应堆主要基于20世纪60年代的核技术，受当时的计算能力、测试数据以及所使用的设计规则限制，其建模能力十分有限，因此为了保证安全性，只能执行保守的工艺和程序。“福特”级的A116反应堆在保证安全的前提下降低了设计保守性，通过改进方法并开发新模型，进行结构力学、流体力学、动态结构负载的预测和分析，建立新的堆芯性能規范，使堆芯运行效率最大化，通过计算模型的精确化，在保证核安全的基础上，有效提高了核动力系统的使用性能。

4.2    提高功率密度

单堆热功率增大，反应堆数量减少，将有助于减小动力系统的安装复杂度，降低核动力系统的控制复杂度，减轻动力系统的总重量。如“企业”号航空母舰的A2W单堆功率仅为150 MW;“尼米兹”级航空母舰的A4W/A1G则已达到500 MW;而最新的A116反应堆据称比A4W/A1G又提高了25%的能量，由此计算，单堆功率应该达到625 MW。

4.3    延长堆芯寿命

堆芯寿命是指一个新堆芯或换料后的堆芯在满功率运行条件下有效增殖因子降到1所需的时间;换言之，堆芯寿命是指反应堆一次装料后满功率运行所使用的时间。长寿命堆芯的主要优点是可提高在航率，减少舰壳的大切口次数，增加舰壳的可靠性，减少放射性废物对操作人员和环境的影响，提高燃料利用率，降低换料费用。

长寿命堆芯的关键是设计长寿命燃料元件，研制耐腐蚀、耐辐照材料;优化燃料元件和堆芯结构，提高转换比和堆芯中子经济性，燃料元件采用稠密栅布置，采用可燃毒物控制对控制棒进行程序控制，适当加大燃料的初始装载量。

为延长堆芯寿期，美国始终坚持发展板型燃料技术，从A2W、A4W的UZr含金板型燃料组件逐步发展到A1G的UO2-Zr弥散板型燃料组件和A116基于TTC技术的UO2-Zr弥散板型燃料组件，大幅减少了换料次数和对母舰强力甲板的切割次数，提高了航空母舰在航率，降低了保障费用，减少了放射性废物的数量和危害。从堆芯寿命来看，“企业”号第一次换料仅隔3年时间，之后的间隔时间逐渐拉长，而目前“尼米兹”级实际换料间隔时间已达23年。“福特”级航空母舰最初设计时，希望在全寿期内反应堆不用换料，但目前用于CVN 78的A116反应堆堆芯提供的能量虽然比“尼米兹”级航空母舰反应堆堆芯高25%，但“福特”级航空母舰的功率需求比“尼米兹”级航空母舰明显更高，因此A116反应堆堆芯的使用寿命很难达到50年，即CVN 78可能仍需在全寿期中进行换料，而且在“福特”级航空母舰维修计划时间表中，在航空母舰服役22年之后也仍有“换料大修”（RCOH）这个环节。当然，反应堆堆芯实际使用寿命的长短还与舰艇在寿命期中的运行情况密切相关。

4.4    增强反应堆的自然循环能力

现代航空母舰压水堆核动力系统正不断提高反应堆的自然循环能力，利用反应堆冷却剂循环回路中热段和冷段内冷却剂的密度差所产生的驱动压头实现冷却剂的循环。提高自然循环能力的主要措施有：

（1）蒸汽发生器的安装位置相对于堆芯位置可尽量高，以增大蒸汽发生器和反应堆堆芯之间的热中心位差，但其受堆舱尺寸限制。

（2）减小反应堆及一回路系统内的流动阻力，如采用单流程堆芯，简化堆内结构，流动阻力小，冷却剂流量大，有利于增强自然循环能力;尽量缩短冷却剂在蒸汽发生器、主管道中流经的路程，简化系统及设备的内部结构，减少弯道弯头数量及其长度;反应堆冷却剂系统采用紧凑式或一体化布置。

（3）强化蒸汽发生器的换热特性，在不增加一次侧流阻的条件下减少热阻。

（4）增大堆芯进、出口冷却剂的温差，适当提高堆芯含汽量，以提高反应堆冷却剂系统中冷却剂的密度差，但其受反应堆热工安全性限制。

（5）采取适当的控制措施，减小海洋条件对自然循环的不利影响。

4.5    提高核动力系统自控水平，减少人员误操作概率

核动力系统的自动化对全舰的自动化具有重要意义。衡量核动力系统自动化水平的主要标志是大量采用微型与小型计算机，对反应堆控制的信息进行综合处理、综合显示，指导操作人员在正常和异常工况下的正确操作，防止事故的发生和缩小事故的范围。

控制室是航空母舰核动力系统的运行管理中心，可从控制室布置、控制盘台设计、控制室环境的人因化设计上提高控制室的人因化程度，降低舰员的误操作概率;并可通过开发先进的运行支持系统，提高控制室的智能化程度，减轻舰员的操作量，为舰员执行正确的操作提供智能化的支持。

4.6    注重系统总体集成化设计，系统配置更加优化

将传统的不同分系统的功能进行分析、整合、优化，力图以最少数量的物理系统与设备达到最大的功效，从功能上做到系统集成、优化，以简化系统构成及设备组成。核动力系统将持续向简化和集成的方向发展，“福特”级航空母舰核动力系统比“尼米兹”级减少了约50%的阀门、管道和泵等设备，同时提高了系统设备的可靠性，使相应运行人员减少50%，维修量减少20%，全寿期费用降低20%。

5    结论及展望

在当前世界局势日益复杂，各国海防武备力量水平与日俱增的背景下，核动力航空母舰依然有其不可替代的技术优势，其对巩固国防安全、提升国家地位均有着显著的促进功效。尽管目前国际上充分掌握核动力航空母舰技术的国家依然寥寥可数，但随着相关技术的不断完善与发展，其终将在世界舞台上得以绽放华彩。

[参考文献]

[1] 伍赛特.核动力舰船发展前景展望[J].节能，2019，38（3）：117-120.

[2] 伍赛特.核动力破冰船的发展前景展望[J].能源与环境，2019（4）：97-98.

[3] 伍賽特.海上浮动式核电站应用前景展望[J].能源研究与管理，2019（2）：11-14.

[4] 伍赛特.核动力装置应用于民用商船的可行性分析研究[J].中国水运（下半月），2018，18（10）：97-98.

[5] 王景富.蒸汽冷却器运行特性分析[D].哈尔滨：哈尔滨工程大学，2012.

[6] 伍赛特.汽轮机技术研究现状及发展趋势[J].能源研究与管理，2019（4）：7-13.

[7] 吴晓光.航空母舰设计概论（下）[M].北京：国防工业出版社，2018.

收稿日期：2020-03-26

作者简介：伍赛特（1990—），男，湖南邵阳人，工学硕士，助理工程师，研究方向：舰船动力装置研究与开发。