游爾勝，石 磊，鄭艷華，張作義

（清華大學(xué) 核能與新能源技術(shù)研究院，先進核能技術(shù)協(xié)同創(chuàng)新中心，先進反應(yīng)堆工程與安全教育部重點實驗室，北京 100084）

隨著空間安全和空間探索領(lǐng)域的進一步拓寬，研究高功率、安全、可靠的航天器電源將變得越來越重要。目前，為星際活動、深空探測、載人航天等飛行任務(wù)提供動力的能源形式有化學(xué)燃料、太陽能電池、放射性同位素電池和空間核反應(yīng)堆。其中，繼前蘇聯(lián)1988年3月發(fā)射最后一個BUK 型反應(yīng)堆［1］后，一直無其他的核反應(yīng)堆動力系統(tǒng)發(fā)射。但美國和前蘇聯(lián)進行了大量的概念設(shè)計和地面驗證性試驗，包括SP-100、TOPAZ-Ⅱ等。美國國家航空宇航局在對載人火星任務(wù)的評估報告［2］中提到3種可能的技術(shù)方案：1）擁有多次啟動能力的固態(tài)堆芯氣體核熱推進反應(yīng)堆，主要用于核動力火箭，較普通化學(xué)火箭擁有更大的推力和比沖；2）具有高比沖特點的核電推進系統(tǒng)，包括核反應(yīng)堆、先進的低質(zhì)量輻射器和電源管理技術(shù)；3）用于載人火星飛行的高功率、長壽命電推進器。

空間核動力系統(tǒng)的技術(shù)進展對應(yīng)于具體的飛行任務(wù)，包括核電推進和核熱推進兩個方面。核電推進技術(shù)的發(fā)展主要以SP-100計劃為基礎(chǔ)，而核熱推進技術(shù)的發(fā)展主要以NERVA 系列固體反應(yīng)堆為基礎(chǔ)。從核熱推進到核電推進的技術(shù)轉(zhuǎn)變一直是降低核電推進研究費用的重要方面，其中球床堆即是滿足這一標(biāo)準(zhǔn)的最好例證。從布魯克海文實驗室提出固定式和旋轉(zhuǎn)式顆粒床反應(yīng)堆開始，球床堆概念在核熱推進中受到廣泛研究［3-4］，其中一些反應(yīng)堆和燃料元件設(shè)計方案可用于核電推進中，只需在堆芯布置、材料選擇等方面進行適當(dāng)變化。本文在調(diào)研國外球床堆供電和推進技術(shù)研究的基礎(chǔ)上，對動力系統(tǒng)主要組成部分進行簡單介紹，并重點描述反應(yīng)堆設(shè)計方案和物理、安全等方面特性，為今后我國空間核動力系統(tǒng)的研究和設(shè)計提供一定的借鑒作用。

1 球床堆空間核動力系統(tǒng)

1.1 系統(tǒng)組成

球床堆空間核動力系統(tǒng)［4］（圖1）包括核反應(yīng)堆、輻射屏蔽層、能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)、熱輻射器、電源管理裝置和其他負(fù)載等部分。

圖1 球床堆空間核動力系統(tǒng)結(jié)構(gòu)布置Fig.1 Layout of PeBR space nuclear power system

能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)選用閉式布雷頓循環(huán)，通過高溫氣體推動透平葉片旋轉(zhuǎn)，從而帶動發(fā)電機發(fā)電，廢熱依靠輻射器表面熱輻射向太空排放。一般情況下，輻射器對系統(tǒng)重量貢獻最大，且考慮到放熱溫度與系統(tǒng)效率和輻射面積等參數(shù)的關(guān)系，需重點對輻射器進行優(yōu)化設(shè)計。輻射器熱管內(nèi)裝有不同種類的工質(zhì)以覆蓋430～1 100K大范圍散熱溫度的需要。根據(jù)不同工質(zhì)的相變溫度、飽和蒸汽壓等物性參數(shù)，可選用堿金屬、水和硫-碘化合物，其中水熱管用于低溫區(qū)域、鉀或鈉熱管用于高溫區(qū)域、硫-碘熱管用于中溫區(qū)域。

系統(tǒng)中輻射屏蔽層用于阻止反應(yīng)堆運行過程中產(chǎn)生的快中子和γ射線，可通過分層布置鎢和氫化鋰層以減輕屏蔽重量。球床堆堆芯直徑僅90cm 左右，使得屏蔽層的錐角小于10°，從而進一步降低其重量。除屏蔽中子和γ射線外，屏蔽層還能對太空中宇宙射線、太陽耀斑等放射源進行有效防護，從而保證航天員和科學(xué)儀器免受放射性危害。

1.2 球床堆概念方案

根據(jù)特定功率需求和具體飛行任務(wù)，球床堆在設(shè)計上可分為核熱推進、核電推進和雙模式等［4-6］。核熱推進一般選用8～10 mm 燃料球，氫氣作冷卻劑和推進劑，液氫從儲存罐內(nèi)依次流經(jīng)噴管、反射層和堆芯區(qū)域，加熱到3 000K左右出口溫度后從噴管噴出，產(chǎn)生幾十到幾百kN 推力。為克服高溫條件下燃料中心融化、氫氣對燃料球腐蝕等問題，燃料球外表面涂有一層碳化鋯涂層，燃料顆粒彌散在碳化鋯基體中，其核心為碳化鈾鋯合金材料，并依次包覆一層碳化鈮和碳化鋯層。

核電推進與核熱推進中核燃料的結(jié)構(gòu)相似，均為彌散型燃料元件，但核電推進中冷卻劑出口溫度相對較低，一般在1 200～1 600K 之間，因此不需采用碳化鈮、碳化鋯等陶瓷材料。核電推進中燃料元件以地面高溫氣冷堆［7-8］中TRISO 型燃料顆粒為基礎(chǔ)，將其彌散在石墨基體中做成8～10 mm 燃料球?？紤]到穩(wěn)定性、化學(xué)惰性等，冷卻劑一般采用氦-氙混合氣體。氣體從壓氣機進入堆芯后與堆芯進行換熱，通過管道進入透平做功，從而帶動發(fā)電機發(fā)電。

為滿足多樣性空間應(yīng)用需求，可將球床堆設(shè)計成雙模式反應(yīng)堆，能同時提供電力和推進，如圖2［4］所示。根據(jù)具體的飛行任務(wù)，雙模式反應(yīng)堆可分為功率驅(qū)動和推進驅(qū)動兩種設(shè)計方式。

圖2 雙模式球床堆概念設(shè)計方案Fig.2 Conceptual design program of bimodal PeBR

功率驅(qū)動中，動力系統(tǒng)需按功率和任務(wù)進行優(yōu)化，包括電功率水平、運行壽命、壽期初剩余反應(yīng)性、總體發(fā)射重量、系統(tǒng)尺寸等設(shè)計指標(biāo)。推進驅(qū)動中，動力系統(tǒng)主要按熱推進性能進行優(yōu)化，包括反應(yīng)堆熱功率、滿功率工作時間、比推力、比沖等。推進劑同樣選擇氫氣，出口溫度在2 000K 以上，因此核燃料與結(jié)構(gòu)材料的腐蝕，以及其與高溫氫氣的相容性是設(shè)計中需考慮的基本問題。

2 堆芯結(jié)構(gòu)布置和物理分析

球床堆典型結(jié)構(gòu)布置［6］如圖3所示。堆芯由內(nèi)、外兩層篩板圍成，球形燃料元件在環(huán)形堆芯區(qū)域內(nèi)隨機堆積。篩板上開有大小不同的圓形小孔，孔徑通常較燃料球直徑小10%～20%，其分布取決于反應(yīng)堆軸向功率分布。內(nèi)、外篩板根據(jù)溫度高低，也被稱為熱篩板和冷篩板。

圖3 球床堆典型結(jié)構(gòu)布置Fig.3 Layout of PeBR typical structure

堆芯分為3個同等大小的獨立區(qū)域，區(qū)域與區(qū)域之間可通過分界面?zhèn)鬟f中子和熱量，但無冷卻劑流量的轉(zhuǎn)移。每個區(qū)域與一套獨立的閉式布雷頓循環(huán)能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)相連，從而滿足單一故障準(zhǔn)則。為進一步增強系統(tǒng)的可靠性，將3套閉式布雷頓循環(huán)發(fā)電系統(tǒng)皆與熱輻射器連接，且每個動力循環(huán)在輻射器內(nèi)保持各自獨立的流動通道。因此，在某個堆芯區(qū)域發(fā)生失流事故時，系統(tǒng)可充分利用整個輻射器的散熱面積，從而將其他兩個堆芯區(qū)域產(chǎn)生的熱量及時排出。

當(dāng)設(shè)計成雙模式球床堆時，堆芯內(nèi)同時存在氦-氙混合物和氫氣兩種氣體，因此需在結(jié)構(gòu)上將這兩種氣體進行隔離。這種情況下，可將劃分堆芯區(qū)域的金屬平板設(shè)計成氫氣通道，通過金屬壁面與堆芯換熱，隨后通過管道輸送到尾部噴管產(chǎn)生推力。氦-氙混合氣體在壓氣機中壓縮后進入冷篩板與堆芯壓力容器圍成的環(huán)形區(qū)域，通過冷篩板上的小孔進行流量分配后沿徑向流過堆芯，加熱后通過熱篩板進入中心熱氣導(dǎo)管，隨后推動透平做功，乏氣通過管道再次進入壓氣機，從而完成一個熱力循環(huán)過程。

2.1 核燃料與燃料元件

1）核燃料

二氧化鈾和碳化鈾被廣泛用作地面反應(yīng)堆的核燃料，二者在物理性質(zhì)和輻照特性等方面具有可靠的實驗數(shù)據(jù)，表1列出兩種核燃料的部分物理、熱工性質(zhì)。

表1 UO2 和UC的物理、熱工性質(zhì)對比［5］Table 1 Comparison of physical and thermal properties for UO2and UC［5］

從表1可看出，碳化鈾較二氧化鈾具有更高的原子密度和導(dǎo)熱系數(shù)，有利于減小球床堆的臨界尺寸和質(zhì)量，并在一定程度上降低燃料元件的最高溫度。由于碳化鈾的導(dǎo)熱系數(shù)較二氧化鈾高出1個量級，因此在相同功率密度情況下，碳化鈾燃料中心溫度將比二氧化鈾燃料中心溫度低。發(fā)生失冷事故后，碳化鈾燃料有利于保證燃料元件的充分冷卻，同時提高堆芯衰變熱的被動載出能力。由于碳化鈾在中子物理、傳熱和結(jié)構(gòu)強度等方面的優(yōu)勢，因此通常將其作為球床堆核燃料的理想選擇。

2）燃料元件

球床堆根據(jù)概念方案和設(shè)計功率可選用兩種不同結(jié)構(gòu)的燃料元件，分別稱為燃料球和TRISO 型小球，如圖4［6］所示。對于功率驅(qū)動的雙模式球床堆，在小于400kW 熱功率及超過10年的工作壽命時，推薦使用TRISO 型小球。這種燃料元件在設(shè)計上能提供更多的核燃料裝量以滿足壽期初剩余反應(yīng)性的要求，同時也能減小堆芯尺寸和重量。在低功率下選用燃料球，會使初始剩余反應(yīng)性很小，甚至無法達到臨界。TRISO 型小球與TRISO 型燃料顆粒具有相似的包覆結(jié)構(gòu)，只是將燃料核心直徑從500μm 左右擴大到4～6mm，并在碳化硅層外增加一層5μm 厚熱解碳緩沖層，以起到保護碳化硅層的作用。

圖4 TRISO 顆粒和小型燃料球截面示意圖Fig.4 Cross-sectional views of TRISO particle and mini-sphere fuel pellet

對于核熱推進、核電推進和推進驅(qū)動的雙模式球床堆，推薦使用8～10 mm 燃料球。這種燃料元件以高溫氣冷堆中使用的TRISO 型燃料顆粒［9］為基礎(chǔ)，并將TRISO 顆粒彌散在石墨基體中?？紤]到燃料裝量、傳熱性能和破損率等因素，一般將燃料顆粒的填充率控制在50%以下。球形結(jié)構(gòu)為冷卻劑與燃料元件間提供了足夠大的換熱面積，從而在相同情況下可提高反應(yīng)堆的功率密度。燃料球直徑可根據(jù)球床堆的設(shè)計功率進行調(diào)整，以滿足燃料最高溫度低于1 600K。同時，也能根據(jù)反應(yīng)堆設(shè)計功率調(diào)整燃料球直徑，從而使設(shè)計簡化。

2.2 反應(yīng)性控制方式

為滿足獨立性和冗余性要求，球床堆可采用兩套不同工作原理的控制系統(tǒng)，以安全、可靠地控制堆芯內(nèi)反應(yīng)性?？刂苹瑝K因控制價值大、設(shè)計簡單，一般作為主要的控制系統(tǒng)，其材料與反射層材料相同，通過控制中子泄漏量來控制反應(yīng)性。第1套控制系統(tǒng)由9個控制滑塊組成，每個堆芯區(qū)域布置3個，并等距離分布在徑向反射層內(nèi)。當(dāng)反應(yīng)堆處于發(fā)射或停堆狀態(tài)時，控制滑塊全部抽出，從而使中子泄漏量最大，最大限度地降低反應(yīng)性。

第2套控制系統(tǒng)由15個碳化鈹／碳化硼控制鼓組成，每個堆芯區(qū)域布置5個，可使反應(yīng)堆在發(fā)射過程中維持一定的次臨界?？刂乒脑?20°球形區(qū)域外表面涂有碳化硼材料，其中10B對熱中子有很大的吸收截面，因此主要通過控制熱中子的吸收量以控制反應(yīng)性。當(dāng)需要降低反應(yīng)性時，碳化硼區(qū)域向堆芯側(cè)旋轉(zhuǎn)；當(dāng)旋轉(zhuǎn)至碳化硼完全面對堆芯時，控制鼓控制價值最大?？紤]驅(qū)動裝置失效、控制鼓卡死等可能事故，要求設(shè)計中只需80%以上控制鼓正常工作，即能滿足反應(yīng)堆啟動和停堆時的反應(yīng)性控制。

2.3 安全停堆及余熱載出

在空間核動力裝置事故分析中，重點關(guān)注發(fā)射故障時反應(yīng)堆掉進水中和發(fā)生進水事故或浸沒在水和泥沙組成的濕土中兩類工況。一般需分析4種事故場景：1）堆芯未解體且完全浸沒在水中；2）堆芯未解體、完全浸沒在水中，且發(fā)生堆芯進水事故；3）徑向反射層脫離，剩余堆芯完全浸沒在水中，且發(fā)生堆芯進水事故；4）徑向反射層脫離，剩余堆芯完全浸沒在濕土中，且發(fā)生堆芯進水事故。

為保證反應(yīng)堆在任何事故中都能安全停堆，一般在堆芯內(nèi)布置9根直徑35mm 左右的碳化硼安全棒，每個區(qū)域3根，環(huán)形布置在距堆芯中心0.08m 的圓周上。當(dāng)發(fā)生反應(yīng)性引入事故時，安全棒全部插入堆芯，通過吸收熱中子以維持反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)。但當(dāng)安全棒全部插入時，由于其布置在同一圓周上，因此會影響堆芯內(nèi)冷卻劑流動，從而容易產(chǎn)生熱點。設(shè)計時可將傳統(tǒng)圓周布置改為交叉布置，即將每個區(qū)域中1根控制棒向靠近堆芯或遠離堆芯方向移動，以同時滿足物理和熱工要求。

球床堆在反射層和屏蔽層外設(shè)計有一輔助的鉀熱管輻射器，用于帶出反應(yīng)堆停堆后產(chǎn)生的衰變熱。當(dāng)發(fā)生失流事故或失冷事故時，堆芯溫度升高，并將熱量傳遞給壓力容器和反射層。輔助輻射器與反射層接觸，在不依靠外部動作和能量供應(yīng)的情況下，能通過導(dǎo)熱和輻射等方式帶走堆芯任何區(qū)域產(chǎn)生的熱量，具有被動安全特性。

3 球床堆特點和應(yīng)用前景

球床堆具有許多獨特的設(shè)計和安全特性，其堆芯由燃料球隨機堆積而成，無其他內(nèi)部結(jié)構(gòu)，從而使裝料過程更加方便。為減小發(fā)射過程中發(fā)生事故的可能性，可將反應(yīng)堆與燃料球分開發(fā)射，當(dāng)反應(yīng)堆進入預(yù)定軌道后再進行在軌裝料，提高系統(tǒng)安全性。堆芯分為3個相同的120°區(qū)域，每個區(qū)域相互獨立并有各自的冷卻系統(tǒng)和能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)，從而消除單一故障，有利于提高系統(tǒng)的冗余度。當(dāng)某一區(qū)域冷卻系統(tǒng)發(fā)生事故時，熱量通過分界面的導(dǎo)熱傳遞給相鄰區(qū)域，從而保證系統(tǒng)正常工作。

反應(yīng)堆冷卻劑選用氦-氙混合氣體，具有化學(xué)性質(zhì)穩(wěn)定、相容性好等優(yōu)點。冷卻劑在壓氣機作用下進入堆芯上部分區(qū)域后，沿著冷篩板與壓力容器間的空隙向下流動，其中大部分冷卻劑從冷篩板上的小孔進入堆芯并沿徑向流動，與燃料球進行換熱后從熱篩板上的小孔進入中心熱氣導(dǎo)管。另一部分冷卻劑向下與底反射層換熱后進入熱氣導(dǎo)管。球床堆中冷卻劑沿徑向流動，從而減小堆芯內(nèi)壓力損失，進而減小系統(tǒng)壓力，一般在1～5 MPa之間。系統(tǒng)壓力降低不僅有利于減小壓氣機耗功量，提高能量轉(zhuǎn)化效率，而且可減輕管道、壓力容器等承壓設(shè)備重量，從而降低系統(tǒng)尺寸和重量。

球床堆空間核動力系統(tǒng)具有功率密度大、熱源溫度高等優(yōu)點，應(yīng)用范圍可覆蓋電力供應(yīng)、深空推進、空間探索和空間安全等領(lǐng)域。當(dāng)電功率達到幾十 MW 時，比功率可能達到100 We／kg甚至更高，因此特別適合MW 級空間核動力應(yīng)用。同時，其具有其他反應(yīng)堆型無法實現(xiàn)的在軌裝、換料特點，在核動力空間站、地外星體電源基站建設(shè)等方面具有潛在的應(yīng)用優(yōu)勢。

4 總結(jié)

球床堆空間核動力系統(tǒng)是在地面高溫氣冷堆技術(shù)的基礎(chǔ)上提出的一種空間核反應(yīng)堆概念，具有模塊化好、安全性高、應(yīng)用范圍廣等優(yōu)點。本文介紹了3種球床堆概念設(shè)計方案，分別對應(yīng)于核熱推進、核電推進和雙模式運行，其中雙模式運行包括功率驅(qū)動和推進驅(qū)動。不同設(shè)計概念間堆芯結(jié)構(gòu)布置大體相同，皆包括球床區(qū)域、冷篩板、熱篩板、徑向反射層、軸向反射層、壓力容器、熱氣導(dǎo)管等部分。但為滿足設(shè)計功率和工作壽命等要求，功率驅(qū)動模式球床堆需采用TRISO 型小球方能保證壽期初具有足夠的剩余反應(yīng)性，從而使反應(yīng)堆壽命達10年以上。本文對球床堆核燃料和燃料元件選擇、反應(yīng)性控制、停堆方式和余熱載出等物理、熱工特性進行了簡要分析，這對今后空間核動力系統(tǒng)的設(shè)計和研究工作具有一定的借鑒意義。

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