安偉健，宋 健，解家春，胡 古，趙守智，孫 征

（中國原子能科學研究院反應堆工程研究設計所，北京 102413）

用于磁流體發(fā)電的超高溫反應堆堆芯設計

安偉健，宋 健，解家春，胡 古，趙守智，孫 征

（中國原子能科學研究院反應堆工程研究設計所，北京 102413）

本文對磁流體反應堆的堆芯方案進行了探索，對石墨基體燃料和金屬陶瓷燃料進行了比較，選擇了金屬陶瓷燃料進行磁流體反應堆的設計，給出了堆芯方案及堆芯物理、熱工計算結(jié)果，并對發(fā)射掉落事故進行了計算和分析。計算結(jié)果可滿足設計要求。

磁流體發(fā)電；超高溫反應堆；金屬陶瓷燃料；堆芯設計

隨著深空探測技術的發(fā)展，航天器需大功率、長壽命、高可靠性的電源?？臻g反應堆電源與其他電源相比有著不可替代的技術優(yōu)勢，它具有比功率高、體積小、重量輕、壽命長、隱蔽性好、可靠性高、機動靈活、可全天候工作等特點，是深空探測的理想電源，具有廣闊的應用前景。

熱電轉(zhuǎn)換效率問題是空間反應堆電源的核心問題之一，熱電轉(zhuǎn)換效率的提升，可提高空間反應堆電源的競爭力，降低其經(jīng)濟成本。磁流體發(fā)電是目前為止理論轉(zhuǎn)換效率最高的發(fā)電技術，其理論轉(zhuǎn)換效率較通常的靜態(tài)轉(zhuǎn)換技術（溫差和熱離子轉(zhuǎn)換技術）和動態(tài)轉(zhuǎn)換技術（斯特林、布雷頓和朗肯轉(zhuǎn)換技術）高得多。將超高溫空間反應堆和磁流體發(fā)電裝置（以下簡稱磁流體反應堆）相結(jié)合是一種極具前景的空間電源技術方案，可支持大功率空間應用任務。該技術方案的工作原理為：通過超高溫反應堆將He工質(zhì)加熱至2 000 K以上的高溫，使之電離為高溫等離子體，工質(zhì)進入發(fā)電通道，在高強磁場產(chǎn)生的洛倫茲力作用下，產(chǎn)生感生電動勢實現(xiàn)發(fā)電，發(fā)電后的工質(zhì)在冷卻加壓后進入下一循環(huán)。

磁流體反應堆屬于新型核電技術，目前國際上還無此類反應堆的具體設計。該反應堆最主要的設計難點在于需要滿足長時間、超高溫的運行要求，目前能滿足如此超高溫要求的反應堆只有核熱推進反應堆。本工作參考美國的兩種核熱推進反應堆方案，設計基于金屬陶瓷燃料的磁流體反應堆堆芯方案，給出堆芯物理和熱工計算結(jié)果，并對發(fā)射掉落事故進行計算和分析。

1 設計指標要求

磁流體反應堆的堆芯設計指標要求如下：熱功率25 MW；He工質(zhì)入口溫度為800～1 000 K，出口溫度不低于2 200 K；反應堆連續(xù)運行壽期不少于2 a；發(fā)射掉落事故下，應確保反應堆不能進入臨界狀態(tài)。

2 燃料選擇

美國在1955—1973年進行了Rover／NERVA項目研究，期間對（U，Zr）C石墨基體燃料進行了大量研究，建造和測試了多達22座反應堆［1］。但直到項目結(jié)束時，仍有一些問題未能解決。其中較為突出的問題是燃料冷卻劑通道內(nèi)的Zr C涂層容易破損，這會導致燃料和石墨的大量泄漏，因此嚴重影響反應堆的運行壽命［2－3］。該燃料的最長測試運行時間在100 min左右［1，4］，而磁流體反應堆所需要的運行壽期長達2 a，因此認為（U，Zr）C石墨基體燃料不適用于磁流體反應堆。

美國在1965—1972年開展了GE－710項目和ANL核火箭項目，研究核熱推進的快堆方案，作為Rover／NERVA項目的后備方案［5］，該方案采用W基金屬陶瓷燃料。目前該燃料也是美國核熱推進領域的研究重點，NASA馬歇爾太空飛行中心（MSFC）正在開展相關研究工作［6］。研究表明，該燃料的高溫材料性能優(yōu)于石墨基體燃料，該燃料的W－Re合金包殼在高溫下不易破損，這使它具備長時間高溫運行的潛力。另外，該燃料可承受多個熱循環(huán)的沖擊，這使它具備多次停堆和再啟動的功能［7］。

基于以上比較和分析，本文選取金屬陶瓷燃料進行磁流體反應堆的設計。

3 方案描述

3.1 燃料元件

本文選取GE－710燃料（圖1）［8］，燃料元件呈六棱柱結(jié)構，燃料基體的組成為 W－60%UO2－6%Gd2O3，即將體積份額為60%的UO2及6%的Gd2O3彌散在W基體里，Gd2O3作為UO2的氧穩(wěn)定劑，用來防止燃料的泄漏。燃料內(nèi)切圓直徑為2.361 cm，軸向長度為60.96 cm，燃料內(nèi)包含91個冷卻劑通道，通道直徑為0.914 mm，冷卻劑包殼及燃料外包殼均為W－25%Re，厚度分別為0.204 mm和0.415 mm。

圖1 GE－710金屬陶瓷燃料Fig.1 GE－710 cermet fuel

3.2 堆芯

磁流體反應堆的活性區(qū)半徑為21 cm，包含246根GE－710金屬陶瓷燃料元件，其中最內(nèi)兩圈燃料元件的235U富集度為70%，其余燃料元件的235U富集度為93%。燃料與中心安全棒孔道及堆芯容器之間包含66個填充體元件，其基體材料為W，幾何結(jié)構和燃料元件一致，堆芯容器采用W－25%Re，中心安全棒的半徑為2.0 cm，其材料為80%10B富集度的B4C，軸向反射層和徑向反射層材料均為BeO，徑向反射層中包含16個轉(zhuǎn)鼓，轉(zhuǎn)鼓半徑為5 cm，轉(zhuǎn)鼓吸收體材料為B4C，其厚度為2 cm，張角為120°。堆芯總質(zhì)量約為1.6 t。堆芯結(jié)構示于圖2（為方便觀看，圖中已將冷卻劑流道省去）。

圖2 堆芯結(jié)構Fig.2 Reactor core configuration

4 堆芯物理計算

壽期初臨界計算采用MCNP程序。經(jīng)計算得出，系統(tǒng)keff在轉(zhuǎn)鼓吸收體轉(zhuǎn)向堆內(nèi)和堆外時分別為1.041 7和0.983 5。圖3為1／4堆芯的相對功率分布，熱通道位于第3圈燃料，其功率為0.113 6 MW，平均1個燃料元件（以下簡稱平均通道）的功率為0.091 6 MW。圖4為熱通道及平均通道的軸向功率密度分布。

圖3 1／4堆芯相對功率分布Fig.3 Relative power distribution of 1／4 reactor core

采用MVP－BURN程序?qū)Χ研具M行燃耗計算，得到該堆芯可滿足2 a的運行壽期要求（圖5）。壽期末235U的消耗量占初始裝量的9.06%。由于堆內(nèi)中子能譜很硬，因此壽期末Gd的消耗量非常小，只占初始裝量的0.17%。

圖4 熱通道和平均通道的軸向功率密度分布Fig.4 Axial power density distributions of hot channel and average channel

圖5 keff隨運行時間的變化Fig.5 keffvs operation time

5 熱工計算

本文熱工計算主要針對磁流體反應堆的平均通道和熱通道，采用ANSYS－CFX程序進行計算，并用FLUENT程序進行校核。

對平均通道的計算表明，在堆芯流量為3.099 6 kg／s時，冷卻劑可將堆芯熱量安全導出，此時平均通道冷卻劑入口溫度為800 K，出口平均溫度為2 217 K，滿足設計要求；冷卻劑入口壓力為2.225 MPa，出口壓力為1 MPa，堆芯壓降為1.225 MPa；燃料基體和包殼的最高溫度為2 287 K，軸向反射層最高溫度為880 K，均低于限值溫度；冷卻劑最高流速為1 095 m／s，最大馬赫數(shù)為0.39，堆芯內(nèi)未出現(xiàn)超音速流動。

對熱通道的計算表明，熱通道冷卻劑出口平均溫度為2 558 K，燃料基體和包殼的最高溫度為2 648 K，軸向反射層最高溫度為897 K，均低于限值溫度。冷卻劑最高流速為1 258 m／s，最大馬赫數(shù)為0.422 7，壓降為1.328 MPa，未出現(xiàn)超音速流動及流動阻塞。圖6為熱通道的軸向及徑向溫度分布。

圖6 熱通道的軸向（a）及徑向（b）溫度分布Fig.6 Axial temperature（a）and radial temperature（b）distributions of hot channel

正常運行工況下冷卻劑的最低流量為2.51 kg／s，此時熱通道燃料基體和包殼的最高溫度為3 110 K，接近溫度上限值，堆芯壓降為1.081 MPa。因此，反應堆具有23.5%的安全裕度。

采用FLUENT程序?qū)ζ骄ǖ肋M行校核計算，其結(jié)果與ANSYS－CFX的計算結(jié)果非常接近，燃料基體最高溫度的相對偏差僅為4.1%。

6 發(fā)射掉落事故分析

發(fā)射掉落事故是空間反應堆的設計基準事故。一般要求發(fā)射掉落事故時，反應堆的有效增殖因數(shù)不得超過0.98。由于反應堆因發(fā)射事故重返地面時存在較多的不確定性因素，本文在事故分析時做如下假設：1）反應堆不因運載火箭爆炸而發(fā)生解體，在返回地面時，堆芯結(jié)構無改變，轉(zhuǎn)鼓和安全棒均能卡鎖在控制價值最大的位置；2）反應堆未啟動，處于冷初始狀態(tài)。

反應堆返回地面的臨界安全問題與掉落環(huán)境密切相關，本次計算針對以下兩種情況。

1）反應堆掉進水中，完全被水覆蓋，周圍水的厚度為50 cm（此厚度大于中子在水里的3倍擴散長度，其反射效果與無限厚相當［9］），堆內(nèi)冷卻劑通道及其他空隙均充滿水，轉(zhuǎn)鼓和安全棒均卡鎖在控制價值最大位置。采用MCNP程序計算得到此時系統(tǒng)的keff為0.965 2，其可很好地滿足臨界安全要求。

2）反應堆掉進濕沙中，完全被濕沙覆蓋，周圍濕沙的厚度為50 cm（此厚度也已大于中子在濕沙中的3倍擴散長度），堆內(nèi)冷卻劑通道及其他空隙均充滿水，轉(zhuǎn)鼓和安全棒均卡鎖在控制價值最大位置。計算模型示于圖7，此時系統(tǒng)的keff為0.966 4，亦可很好地滿足臨界安全要求。

圖7 反應堆浸入濕沙Fig.7 Reactor submerged in wet sand

7 結(jié)論

磁流體反應堆的熱電轉(zhuǎn)換效率很高，是未來極具潛力的空間反應堆電源。本文對磁流體反應堆的堆芯方案進行了探索，比較了石墨基體燃料和金屬陶瓷燃料，最終選擇金屬陶瓷燃料進行堆芯的設計，給出了堆芯方案及堆芯物理、熱工計算結(jié)果，并對發(fā)射掉落事故進行了初步計算。計算結(jié)果可滿足設計指標的要求。

該反應堆的主要難點在于需承受長時間的超高溫運行，金屬陶瓷燃料雖進行過超高溫測試，但最長測試時間僅為幾十小時［10］，遠未達到2 a的時間量級，且還未建造實際的反應堆。對于磁流體反應堆，這種燃料及其他結(jié)構材料能否承受得住如此超高溫、長時間的運行，有待進一步的研究和驗證。

［1］HOUTS M G，KIM T，EMRICH W J，et al.The nuclear cryogenic propulsion stage［C］∥Proceedings of Nuclear and Emerging Technologies for Space.America：Infinity Science Center，2014.

［2］STEWART M E M，SCHNITZLER B G.A comparison of materials issues for cermet and graphite－based NTP fuels［C］∥49th AIAA／ASME／SAE／ASEE Joint Propulsion Conference.San Jose CA：［s.n.］，2013.

［3］BENENSKY K.Summary of historical solid core nuclear thermal propulsion fuels［C］∥Thoshiba Westinghouse Undergraduate Fellows Program.America：［s.n.］，2013.

［4］GERRISH H P，Jr.Nuclear thermal propulsion ground test history［C］∥Proceedings of Nuclear and Emerging Technologies for Space.America：Infinity Science Center，2014.

［5］SCHNITZLER B G，BOROWSKI S K.Small fast spectrum reactor designs suitable for direct nuclear thermal propulsion［C］∥48th AIAA／ASME／SAE／ASEE Joint Propulsion Conference＆Exhibit.Atlanta：［s.n.］，2012.

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［7］LAWRENCE T J.Nuclear thermal rocket propulsion systems［C］∥IAA White Paper.Paris：［s.n.］，2005.

［8］FITTJE J E，SCHNITZLER B G.Analysis of NTR engines utilizing prismatic fuel elements derived from the GE－710 program［C］∥49th AIAA／ASME／SAE／ASEE Joint Propulsion Conference.San Jose：［s.n.］，2013.

［9］謝仲生，尹邦華.核反應堆物理分析（上）［M］.北京：原子能出版社，1994：85.

［10］HICKMAN R，PANDA B，SHAH S.Fabrication of high temperature cermet materials for nuclear thermal propulsion［C］∥53nd JANNAF Propulsion Meeting／1st Spacecraft Propulsion Subcommittee Meeting.Monterey：［s.n.］，2005.

Core Design of Ultra－h(huán)igh Temperature Reactor for MHD Power Generation

AN Wei－jian，SONG Jian，XIE Jia－chun，HU Gu，ZHAO Shou－zhi，SUN Zheng
（China Institute of Atomic Energy，P.O.Box 275－33，Beijing 102413，China）

The research work about magneto hydrodynamics（MHD）reactor core was performed in this paper.After a comparison between the graphite－based fuel and the cermet fuel，the cermet fuel was chosen for the MHD reactor design.A MHD reactor core scheme was presented as well as the calculation results of the reactor core physics and thermal－h(huán)ydraulics.The calculation and analysis of launch crash accident were also carried out.The calculation result can meet the design requirement.

MHD power generation；ultra－h(huán)igh temperature reactor；cermet fuel；core design

TL371

：A

：1000－6931（2015）12－2212－05

10.7538／yzk.2015.49.12.2212

2014－11－18；

：2015－01－20

國家高技術研究發(fā)展計劃資助項目（2012AA050908）

安偉?。?987—），男，浙江臺州人，博士研究生，核能科學與工程專業(yè)