劉凱旋，張威震，解家春，呂 征

（中國(guó)原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程技術(shù)研究部，北京 102413）

0 引言

隨著人類空間探索需求的日益增加和載人航天技術(shù)的逐漸成熟，載人登陸月球和建設(shè)月球基地已經(jīng)成為了各國(guó)近期重點(diǎn)目標(biāo)。受到太陽(yáng)光照的影響，長(zhǎng)周期大型月球基地必須采用核能作為能量來(lái)源。月球表面核電站不受日照條件和地理?xiàng)l件的限制，環(huán)境適應(yīng)性強(qiáng)，能量密度高，結(jié)構(gòu)緊湊，被認(rèn)為是月球基地最理想的能源供給方案［1-2］。美國(guó)、俄羅斯在太空探測(cè)的星表核電源方面開展了大量的研究：美國(guó)提出了諸多創(chuàng)造性的月面核電站方案，如SNAP-8［3］、SNAP-3［4］、SP-100［5］、HOMER［6-7］、HOMER-15［8］、Kilopower［9］、FSP［10］等，其 中電功率約40 kWe、采用斯特林轉(zhuǎn)換的星表裂變電源（FSP）方案和電功率為1～10 kWe的Kilopower空間核電源方案為美國(guó)近期研究的重點(diǎn)；俄羅斯則一直把熱離子型空間核反應(yīng)堆電源和兆瓦級(jí)核電推進(jìn)空間核動(dòng)力飛船作為主要工作內(nèi)容。

本文在分析國(guó)內(nèi)外星表核電源方案的基礎(chǔ)上，結(jié)合國(guó)內(nèi)核反應(yīng)堆技術(shù)發(fā)展水平，側(cè)重經(jīng)濟(jì)性和技術(shù)成熟度，開展電功率100 kWe、壽期大于10 a的月面核電站系統(tǒng)方案研究，進(jìn)行反應(yīng)堆方案和系統(tǒng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)，并對(duì)方案關(guān)鍵參數(shù)進(jìn)行初步分析，以期為月面核電站研究奠定一定的基礎(chǔ)。

1 系統(tǒng)選型研究

1.1 堆型

反應(yīng)堆按中子能譜可分為熱中子堆、超熱中子堆和快中子堆。這三種堆型各有其特點(diǎn)，一般情況下都能滿足設(shè)計(jì)需求?？於巡恍枰瘎?，布置更加緊湊，這樣堆芯的質(zhì)量和體積較小，還可以減少?gòu)较蚍瓷鋵拥暮穸扰c質(zhì)量，而且快堆中子泄漏率最大，更適合采用堆外控制方式進(jìn)行控制，可以簡(jiǎn)化堆芯結(jié)構(gòu)，提高可靠性。因此，本方案采用快中子譜反應(yīng)堆。

1.2 核燃料

根據(jù)調(diào)研，目前用于星表核反應(yīng)堆的燃料主要有UO2、UN和U-ZrH燃料。為獲得較高的熱電轉(zhuǎn)換效率，星表核反應(yīng)堆的運(yùn)行溫度一般高于1 000 K，從安全考慮不宜使用U-ZrH燃料。而UN燃料目前還處于研發(fā)階段，技術(shù)成熟度較低。UO2的國(guó)內(nèi)加工制造技術(shù)更加成熟，實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)和性能參數(shù)更加全面，應(yīng)用經(jīng)驗(yàn)也更多。因此，本方案首先使用UO2作為燃料材料。

1.3 結(jié)構(gòu)材料

為了簡(jiǎn)化堆內(nèi)不同結(jié)構(gòu)材料與冷卻劑、不同金屬材料之間的接觸相容問(wèn)題，考慮將燃料包殼和其他結(jié)構(gòu)部件使用相同的材料?？臻g核反應(yīng)堆對(duì)結(jié)構(gòu)材料的要求，需要具有良好的中子物理特性和合適的熱物理特性，還必須具有高強(qiáng)度、耐高溫、抗蠕變、相容性好、耐受輻照效應(yīng)等性能。316不銹鋼輻射性能好，來(lái)源廣泛，易加工成型，被廣泛應(yīng)用于核電站的反應(yīng)堆中。經(jīng)綜合考慮，本方案反應(yīng)堆部分使用316不銹鋼作為包殼和結(jié)構(gòu)材料的首選材料。

1.4 冷卻劑

一般可用于快堆冷卻劑的液態(tài)金屬有Li、Na、K、NaK-78（22%Na+78%K，質(zhì)量分?jǐn)?shù)）。空間核反應(yīng)堆常用的冷卻劑熱物理性質(zhì)參數(shù)見表1 。

表1 空間堆常用冷卻劑熱物理性質(zhì)參數(shù)Tab.1 Thermophysical property parameters of common coolant used for space nuclear reactors

NaK-78合金室溫下為液態(tài)，這使得NaK-78合金具有充裝方便和易于保持液態(tài)并避免熔化-凝固問(wèn)題的特點(diǎn)，簡(jiǎn)化了試驗(yàn)操作。月表如果需要加熱，NaK-78所需的熱量也是最少的，且NaK-78合金與SS-316在材料相容性較好，本方案擬采用NaK-78作為首選堆芯冷卻劑。

1.5 反射層材料

選擇徑向反射層時(shí)，需要盡量保持堆芯體積小，易于地面處理，并滿足發(fā)射安全要求。目前大多數(shù)空間堆采用Be和BeO作為反射層材料。遵循盡量簡(jiǎn)化堆芯結(jié)構(gòu)的原則，本方案反應(yīng)堆部分計(jì)劃只采用轉(zhuǎn)鼓控制反應(yīng)性。與BeO相比，Be的宏觀散射截面更低，但Be的延展性更好，對(duì)溫度、輻照引起的膨脹和開裂不敏感，因此，采用Be作為反射層的主要材料。而對(duì)于燃料棒內(nèi)的軸向反射層，由于溫度更高且為了減小溫度引起的材料膨脹效應(yīng)，擬采用BeO作為軸向反射層材料。

1.6 反應(yīng)性控制

反應(yīng)性控制方式可分為堆內(nèi)控制和堆外控制。堆外控制鼓方式，通過(guò)改變徑向反射層內(nèi)的中子泄漏和吸收反應(yīng)速率實(shí)現(xiàn)對(duì)堆芯的反應(yīng)性控制，在機(jī)械結(jié)構(gòu)上更易實(shí)現(xiàn)，技術(shù)比較成熟。因此，本方案首選控制鼓作為主要的反應(yīng)性控制方式。Be/B4C控制鼓在空間堆中較為常見，通常將B4C吸收體做成橫截面放置在圓柱形控制鼓的一側(cè)，吸收體轉(zhuǎn)到靠近堆芯的一側(cè)時(shí)，中子吸收增強(qiáng)，反應(yīng)性下降；吸收體轉(zhuǎn)到遠(yuǎn)離堆芯的一側(cè)時(shí)，中子吸收減弱，反應(yīng)性上升。通過(guò)堆芯物理和控制程序的設(shè)計(jì)，控制鼓既能調(diào)節(jié)堆芯功率，也能實(shí)現(xiàn)啟動(dòng)和迅速關(guān)停反應(yīng)堆等操作。

1.7 能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)

本方案的功率指標(biāo)為100 kWe，考慮到傳輸損耗和系統(tǒng)內(nèi)部負(fù)載，能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)實(shí)際輸出的電功率應(yīng)該大于100 kWe。參考FSP能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)83.3%的電輸出效率，得出能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)應(yīng)產(chǎn)生不低于120 kWe的電功率。本方案使用斯特林循環(huán)將堆芯熱能轉(zhuǎn)換為電能。國(guó)內(nèi)在自由活塞式斯特林發(fā)電機(jī)的研制上已經(jīng)開展相關(guān)論證和技術(shù)分析工作，目前已經(jīng)在研自由活塞式斯特林發(fā)電機(jī)的功率大于15 kW，轉(zhuǎn)換效率大于25%，如圖1所示。因此，能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)擬采用8臺(tái)電功率不低于15 kWe的自由活塞式斯特林發(fā)動(dòng)機(jī)，熱電轉(zhuǎn)換效率擬定不低于25%，算出堆芯熱功率為480 kWe。

圖1 15 kWe斯特林發(fā)電機(jī)結(jié)構(gòu)圖Fig.1 Structure of 15 kWe Stirling generator

2 方案設(shè)計(jì)

2.1 堆芯結(jié)構(gòu)

反應(yīng)堆筒體簡(jiǎn)單考慮為圓筒形，包絡(luò)尺寸為Ф52.0 cm×78.4cm，如圖2所示。堆芯方案采用199根兩種235U富集度的UO2燃料棒，外層48根燃料棒的235U富集度為50%，內(nèi)部151根燃料棒的235U富集度為89%。為保證反射掉落事故下能滿足臨界安全要求，在燃料芯塊中添加質(zhì)量分?jǐn)?shù)為3.2%的Gd2O3作為譜移吸收體材料，可滿足在最壞的掉落環(huán)境中，堆芯有效增殖因數(shù)keff仍然小于0.98。

圖2 堆芯結(jié)構(gòu)Fig.2 Structure of the reactor core

6個(gè)較大的圓柱形轉(zhuǎn)動(dòng)控制鼓組成反應(yīng)性控制系統(tǒng)，控制鼓主體材料使用和徑向反射層相同的金屬Be，表面覆蓋陽(yáng)極氧化處理的BeO薄膜。吸收體主體材料為B4C，厚度1.0 cm?？刂乒闹車腂e反射層使用0.5 mm的316不銹鋼筒體包裹，控制鼓筒體與反射層筒體之間留有0.5 mm的空隙，填充He氣。計(jì)算確定徑向反射層厚度為13.8 cm，軸向反射層厚度為10.0 cm，控制鼓吸收體厚度為0.5 cm。

2.2 反應(yīng)堆物理分析

計(jì)算出反應(yīng)堆的初始剩余反應(yīng)性和停堆深度，見表2。初始剩余反應(yīng)性約為3.555 9%Δk/k，停堆深度約為12.479 6%Δk/k，兩種情況下的keff都能滿足設(shè)計(jì)準(zhǔn)則。

表2 壽期初剩余反應(yīng)性和停堆深度Tab.2 Excess reactivity and shutdown margin at the beginning of service life

根據(jù)反應(yīng)性溫度效應(yīng)計(jì)算結(jié)果，全堆多普勒效應(yīng)/能譜效應(yīng)為0.788%Δk/k，材料膨脹效應(yīng)為-1.051%Δk/k，全堆總的溫度效應(yīng)僅為-0.256%Δk/k。與其他小型快堆相比，本方案全堆負(fù)溫度效應(yīng)較小，主要因?yàn)槿剂鲜褂脺囟容^低，側(cè)反射層使用了較多的金屬Be，燃料溫度低的正多普勒效應(yīng)不大，而側(cè)反射層的負(fù)能譜效應(yīng)明顯。因此，全堆具有較小的負(fù)溫度效應(yīng)，這種特點(diǎn)有利于反應(yīng)堆反應(yīng)性控制。

計(jì)算得出燃料芯塊內(nèi)最大快中子累計(jì)注量為1.873 8×1022n/cm2。堆芯筒體和反應(yīng)堆容器內(nèi)的最大快中子累計(jì)注量分別為9.879 2×1022n/cm2和2.807 4×1022n/cm2，小于設(shè)計(jì)限值（中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆反應(yīng)堆容器內(nèi)大于0.1 MeV的中子注量限值為1022n/cm2）。燃料燃耗深度在壽期內(nèi)直線上升，燃料總體燃耗為19.89 GWd/t（U），相對(duì)較淺，且壽期末keff下降到1.022 63±0.000 26，大于1.02，滿足設(shè)計(jì)要求。

根據(jù)MCNP軸向功率密度計(jì)算結(jié)果，可得到如圖3所示的功率密度軸向分布情況。軸向功率密度曲線以z=0處為軸呈對(duì)稱分布，最高約63 W/cm3，功率密度數(shù)值沿原理活性區(qū)中平面方向迅速下降，但靠近軸向反射層處略有上升。軸向功率不均勻因子壽期初為1.192 1，壽期末為1.191 2，均小于1.2。堆芯總的功率不均勻因子壽期初為1.323 8和1.320 1，堆芯功率分布展平效果良好，對(duì)熱工計(jì)算較為有利。

2.3 系統(tǒng)結(jié)構(gòu)與布置

圖3 堆芯軸向功率密度分布（熱態(tài)，壽期初-壽期末）Fig.3 Axial power density distribution of the reactor core（hot state，beginning-end of service life）

月面核電站系統(tǒng)結(jié)構(gòu)如圖4所示。每個(gè)控制鼓采用獨(dú)立驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)，以增強(qiáng)反應(yīng)性控制的靈活性。屏蔽體材料初步考慮采用鎢金屬、水或B4C粉末等。熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)擬采用4臺(tái)斯特林轉(zhuǎn)換器，每臺(tái)轉(zhuǎn)換器包括兩臺(tái)15 kWe自由活塞式斯特林發(fā)動(dòng)機(jī)，采用雙機(jī)對(duì)置的方式，以減少工作時(shí)可能產(chǎn)生的震動(dòng)。余熱排放系統(tǒng)包括4片熱管式輻射器翼板，單片翼板展開總長(zhǎng)約為18 m，高度為4 m，完全折疊后最大寬度小于4 m。

圖4 星表核電源系統(tǒng)結(jié)構(gòu)Fig.4 Schematic diagram of the structure of lunar surface nuclear power system

2.4 初步熱工分析

初步熱工分析的目的為驗(yàn)證反應(yīng)堆方案的合理性，計(jì)算結(jié)果如圖5所示。燃料棒最高溫度約為987 K，芯塊整體平均溫度約為892 K，最低溫度約為801 K，與冷卻劑入口溫度持平，這也間接表明下端反射層在軸向溫度變化很小。燃料包殼最高溫度約為872 K，小于873 K，中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆采用316類不銹鋼燃料包殼，運(yùn)行狀態(tài)最高可使用溫度不超過(guò)973 K，可認(rèn)為本方案燃料包殼溫度滿足許用限值。

NaK冷卻劑流道入口溫度800 K，出口溫度約862 K，流體域平均溫度約為835 K，由燃料棒入口至出口產(chǎn)生約36.8 kPa的壓降。FSP相關(guān)研究表明，NaK回路在小于140 kPa壓降和低于850 K溫度的工作條件下，對(duì)回路的腐蝕較弱，不會(huì)影響系統(tǒng)正常運(yùn)行。因此，可認(rèn)為本方案堆芯冷卻劑運(yùn)行壓力、堆芯壓降和流量較為合理。

圖5 通道中平面溫度分布云圖Fig.5 Contours of the plane temperature in the channel

2.5 特殊臨界安全分析

反應(yīng)堆電源在發(fā)射過(guò)程中可能發(fā)生事故而掉落，由于掉落之后周圍環(huán)境的復(fù)雜性，可能導(dǎo)致堆芯發(fā)生臨界安全問(wèn)題。美國(guó)在FSP、HOMER等星表堆的設(shè)計(jì)方案中均要求反應(yīng)堆掉落地面時(shí)keff小于0.985。保守考慮，本方案將此設(shè)計(jì)準(zhǔn)則定為keff小于0.98。初步考慮最壞的情況，即反應(yīng)堆容器發(fā)生破損，反射層和控制鼓脫落，堆芯NaK冷卻劑流失，且滲入淡水或海水，堆芯筒體外被濕沙或干沙包圍。計(jì)算結(jié)果見表3。

表3 掉落事故臨界計(jì)算結(jié)果Tab.3 Critical calculation results of crash accidents

計(jì)算時(shí)，干沙密度取1.7 g/cm3，海水密度取1.023 343 g/cm3（25 ℃）；濕沙假設(shè)為64% 干沙和36% 海水的混合物，密度為2.06 g/cm3（參考FSP［13］）；河水或淡水則直接使用純水的參數(shù)，密度為1.0 g/cm3。對(duì)于含水的材料，使用MCNP計(jì)算時(shí)考慮其熱化截面。對(duì)于被堆外包裹材料的模型，徑向、軸向均按50 cm厚度處理，該厚度大于中子在介質(zhì)中3倍擴(kuò)散長(zhǎng)度以上，因此，可認(rèn)為是無(wú)限厚度介質(zhì)。

針對(duì)發(fā)射掉落事故下各種反應(yīng)堆模型的臨界計(jì)算結(jié)果表明：在合理假設(shè)而不過(guò)度保守考慮的各種計(jì)算模型中，keff始終小于0.98的設(shè)計(jì)限值，且具有一定裕量。

3 結(jié)束語(yǔ)

本文提出了一套采用NaK-78冷卻快堆、斯特林活塞式發(fā)電機(jī)熱電轉(zhuǎn)換、月表土壤屏蔽、電功率100 kWe適用于月球基地或火星基地的核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)方案，并重點(diǎn)針對(duì)反應(yīng)堆模塊，展開了方案選型、常規(guī)物理參數(shù)分析等工作。計(jì)算分析結(jié)果表明：本方案反應(yīng)堆能夠滿足各項(xiàng)技術(shù)指標(biāo)和設(shè)計(jì)準(zhǔn)則，具有安全可靠、技術(shù)研發(fā)風(fēng)險(xiǎn)低等特點(diǎn)。