安全問題并未徹底解決

第二代核動力裝置是在第一代核動力裝置的基礎(chǔ)上并充分考慮其缺點(diǎn)之后建造而成的。第二代核動力裝置通過加強(qiáng)核動力裝置的管路、設(shè)備及其他元件的質(zhì)量，基本上可以避免發(fā)生特別重大的事故。但核安全及放射安全問題并沒有徹底解決，所以事故還是時(shí)有發(fā)生。從1967年到1996年，蘇聯(lián)海軍帶水-水核反應(yīng)堆的核潛艇共發(fā)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(diǎn)在于活性帶、蒸汽發(fā)電機(jī)、自動化系統(tǒng)等主要設(shè)備不可靠。因此，艇上所發(fā)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(fā)電機(jī)進(jìn)入二回路的漏水等現(xiàn)象有關(guān)，或者是與自動化系統(tǒng)失靈、其工況設(shè)定方面出錯(cuò)有關(guān)。比如，K-140核潛艇上的事故，就是因?yàn)樽詣踊�系統(tǒng)失誤導(dǎo)致核反應(yīng)堆未經(jīng)批準(zhǔn)的起動而引起。

帶液態(tài)金屬載熱介質(zhì)的核動力裝置

至于帶有液態(tài)金屬載熱介質(zhì)的核動力裝置應(yīng)當(dāng)屬于核動力裝置中一個(gè)比較特別的類別。

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

其安全性主要體現(xiàn)在下列特性方面：

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

在密封失去的時(shí)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(fā)生載勢介質(zhì)損失這種大型事故；

沒有釙的出路，但與此同時(shí)卻存在中性的放射性釙輻射（半衰期為138晝夜）；

液態(tài)金屬載熱介質(zhì)還可以在外殼受損及失去密封性的時(shí)候控制放射性碘的大部分活性，這對于艇員免受放射危險(xiǎn)有極大的益處；

在發(fā)生事故的情況下，核反應(yīng)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(zhì)溢出回路的范圍。

所有這些證據(jù)都說明這一方向還是很有前景的�，F(xiàn)在，核動力裝置的設(shè)計(jì)師們已經(jīng)解決了裝置上合金的“凍凝”及“解凍”問題，但反應(yīng)堆帶有液態(tài)金屬載熱介質(zhì)的核潛艇卻已經(jīng)不再建造了，而且到了上世紀(jì)90年代中期，最后駐泊在西里察的K-123艇也退出現(xiàn)役。(施征 稿件來源：《當(dāng)代海軍》雜志)

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