以前我正好做过一张苏联/俄罗斯四代核潜艇反应堆汇总表，一张图表基本就能看到俄罗斯核潜艇用反应堆的发展情况，需要电子版图表的可以关注我并留言。目前来说，艇用核反应堆技术还是美国比较先进，俄罗斯虽然经费紧张，但是一直也没有放松对核反应堆的技术研究，但是总体来说还是有一定差距。法国的核反应堆技术中规中矩，但好在保有独立研发能力，而英国目前在用的罗·罗公司PWR-2型核反应堆，以及未来的PWR-3型堆，对美国的高质量技术转移依赖性越来越强。
由上图可以看出，苏联的第一代核反应堆主要解决了能不能上艇的问题，而第二代核反应堆主要改进第一代堆型的可靠性和功率提升。苏联当时决定压水反应堆和液态金属反应堆两种堆型同时研制，1952年后由库尔恰科夫原子能研究院负责压水堆型陆上模式堆（27BM）的研制，以此为基础，以OK-150型破冰船核反应堆为母型，苏联开发了第一代压水堆（艇用代号BM-A型），这一型反应堆解决了苏联核动力上艇最基础的问题，对后来的反应堆技术发展产生深远影响。1957年，苏联开始建设液态金属反应堆型陆上模式堆（27BT），以此开发了第一代潜艇用液态金属堆RM-1型。虽然当时美国也经行了液态金属反应堆的研究，但是认为其技术风险过高而放弃，苏联坚持发展了两型，后来证明液态金属堆虽然具有效率高、压力低、热交换强的优点，但是其可靠性却不尽如人意。
苏联的第一代核反应堆（压水堆单堆热功率70兆瓦左右），总体来说可靠性低、事故率高，因此其第一代核潜艇多次发生一回路泄露、堆芯熔化等严重事故。故此，苏联的第二代核反应堆研究重点在于提高安全性和可靠性、降低重量和体积、优化管路、有限的提升功率，因此反应堆事故在苏联二代艇上并不多发，其单堆热功率在72-90兆瓦。
上世纪60年代，苏联开始研制第三代核潜艇用反应堆，苏联实验设计局开发了OK-650BK陆上模式堆，除了继续完善可靠性外，提高性能成为了研制重点，初步实现通用化、模块化设计，提高可维修性。三代堆在体积和重量较二代没有太大变化的情况，单堆功率提高了一倍多达到190兆瓦。
俄罗斯第四代艇用一体化反应堆的研制工作基本与第四代核潜艇一同展开，用于装备“亚森”级核潜艇，整个装置高度紧凑化，拥有比第三代艇用反应堆更简单的操作性和更高的安全性，且具备一定的事故保护措施。反应堆与一回路安装在一起，一旦后者出现泄漏，对外界环境的污染可以有效控制。虽然四代堆单堆功率达到195兆瓦，但是无论是功率还是技术水平与美制核反应堆还有较大差距。美国俄亥俄级核潜艇使用的S8G反应堆，单堆功率220兆瓦，后期改进型寿命超过20年，此外美国最新一代的核反应堆性能更强劲。
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