解析前蘇聯核潛艇動力裝置【3】

安全問題並未徹底解決

第二代核動力裝置是在第一代核動力裝置的基礎上並充分考慮其缺點之后建造而成的。第二代核動力裝置通過加強核動力裝置的管路、設備及其他元件的質量，基本上可以避免發生特別重大的事故。但核安全及放射安全問題並沒有徹底解決，所以事故還是時有發生。從1967年到1996年，蘇聯海軍帶水-水核反應堆的核潛艇共發生了三起重大事故：1968年K-140艇，1970年K-320艇，1983年K-134艇。

從核安全以及放射安全角度而言，第二代核潛艇的主要缺點在於活性帶、蒸汽發電機、自動化系統等主要設備不可靠。因此，艇上所發生的故障及事故基本上都與密封性缺失、一回路水通過蒸汽發電機進入二回路的漏水等現象有關，或者是與自動化系統失靈、其工況設定方面出錯有關。比如，K-140核潛艇上的事故，就是因為自動化系統失誤導致核反應堆未經批准的起動而引起。

帶液態金屬載熱介質的核動力裝置

至於帶有液態金屬載熱介質的核動力裝置應當屬於核動力裝置中一個比較特別的類別。

掌握液態金屬冷卻核反應堆是非常困難的一件事情。而最難的地方就在於合金存在固化的危險，有可能導致核動力事故。但較之水-水反應堆，這種反應堆裝置還是被認為是較為安全的一種裝置。

其安全性主要體現在下列特性方面：

在一回路低壓情況下載熱介質的沸點比較高——1679 ℃，這可以防止一回路過壓、核反應堆的熱爆炸以及活性質外溢﹔

在密封失去的時候，合金能迅速固化（合金熔解的溫度約為125 ℃），借此可以避免發生載勢介質損失這種大型事故﹔

沒有釙的出路，但與此同時卻存在中性的放射性釙輻射（半衰期為138晝夜）﹔

液態金屬載熱介質還可以在外殼受損及失去密封性的時候控制放射性碘的大部分活性，這對於艇員免受放射危險有極大的益處﹔

在發生事故的情況下，核反應堆能夠自行減小功率﹔

動力裝置回路間的壓力梯度是從二回路指向一回路，這樣可以防止放射性的載熱介質溢出回路的范圍。

所有這些証據都說明這一方向還是很有前景的。現在，核動力裝置的設計師們已經解決了裝置上合金的“凍凝”及“解凍”問題，但反應堆帶有液態金屬載熱介質的核潛艇卻已經不再建造了，而且到了上世紀90年代中期，最后駐泊在西裡察的K-123艇也退出現役。(施征 稿件來源：《當代海軍》雜志)

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