核反应堆空间应用研究

张明 蔡晓东 杜青 雷英俊 胡古 陈宋

（1 北京空间飞行器总体设计部，北京 100094）（2 中国原子能科学研究院，北京 102413）

1 引言

随着我国空间探测计划的开展与实施，探测器将面临更为复杂、严峻的空间环境。以无人值守的月球基地为例，要经历长达14个地球日无光照的月夜，以及极端高低温条件（低温达到-180 ℃，高温达到＋145 ℃）。在此条件下，传统航天器采用的“太阳电池阵＋蓄电池组”的电源系统配置已经无法满足任务需求。不受环境影响、长寿命、安全可靠的核能源成为空间探测的必然选择。

空间核能源主要包括放射性同位素和核反应堆两种类型。放射性同位素热源（Radioisotope Heater Unit，RHU）已经在我国探月工程中得到应用，其中着陆器和巡视器均使用了基于Pu-238 核原料的RHU。RHU 利用固有的核衰变反应产生热量，可靠性高，寿命长达数十年。放射性同位素电源（Radioisotope Thermoelectric Generator，RTG）利用塞贝克效应温差原理产生电能，但其热电转换效率低，输出电功率最大也仅能达到百瓦级。相比RTG，核反应堆优势明显，电功率可以达到百千瓦级甚至更高。核反应堆主要由堆本体、热电转换装置、热管辐射器组成。美国、俄罗斯、日本等国家均对核反应堆的空间应用产生了浓厚的兴趣，研究并提出了数十种空间核反应堆系统方案。我国在空间核反应堆的研究方面才刚刚起步，如对日本提出的月球反应堆方案的固有安全特性（无保护超功率事故和无保护失流事故）的分析［1］，以及对月球表面应用核反应堆电源的一些初步概念性研究。由于地面核反应堆的规模、质量和体积较大，不适用于航天领域，因此空间核反应堆的研究、设计、建造、调试及飞行试验将是一个长期过程。

本文通过调研国外研究情况，对空间核反应堆的选型与设计进行了分析，总结了其空间应用的关键技术，可为月球基地能源系统方案设计提供技术支撑，同时也为其他空间探测任务的能源系统设计提供借鉴与参考。

2 国外研究情况

2.1 美国

自20世纪60年代开始，美国投入大量精力对可用于月球或火星基地的空间核反应堆能源系统进行大量研究，提出了多种具有代表性的研究方案，包括SNAP-8系列［2］，SP-100布雷顿能量系统［3-4］，可升级碱金属热电转换空间核反应堆系统（SAIRS）［5］，热管冷却多级热电偶转换反应堆能源系统（HP-STMCs）［6］，扇区紧凑型空间反应堆能源系统（SCoRe），淹没次临界安全空间核反应堆系统（S＾4）［7］，火星表面反应堆（MSR）［8-9］，热管火星／月球探测反应堆（HOMER）［8-9］，基于现有压水堆技术的紧凑、小质量空间核动力系统（SUSEE），星球表面经济裂变能源系统（AFSPS）［10］，月球革新优化反应堆-月壤集群反应堆系统（LEGO-LRCS）［10］等。本文重点对其中具有代表性的SNAP-8 系列、SP-100布雷顿能量系统、MSR、HOMER 和AFSPS系统进行介绍。

2.1.1 SNAP-8系列

美国从20世纪60年代开始研究将SNAP-8系列反应堆用于月球探测。SNAP-8系列可提供几十千瓦的电功率，供6～12人的有人月球基地使用，寿命大于1年。它为氢化锆慢化、液态NaK金属冷却、转鼓控制热中子堆，堆芯采用U-ZrHx燃料元件。如果应用于月球基地，可采用朗肯循环热电转换系统或热电偶转换系统。针对这两种转换系统，分别设计了两种模式。SNAP-8系列详细参数见表1。

表1 SNAP-8系列反应堆技术参数Table 1 Technical parameters of SNAP-8nuclear reactor

2.1.2 SP-100布雷顿能量系统

SP-100布雷顿能量系统将反应堆和布雷顿（Brayton）循环能量转换系统结合在一起，在反应堆与能量转换系统之间采用液态金属-气热交换器。SP-100为高温液态金属冷却快堆，采用UN 燃料棒，包壳材料为难熔铌合金PWC-11，内表面采用金属铼，寿命初末期燃料棒峰值运行温度分别为1400 K和1450K。它采用模块化设计，通过改变燃料组件数量可以提供多种等级的能量输出，即8～15 000kW电功率。SP-100布雷顿能量系统共完成了2个版本设计，反应堆详细参数见表2。

表2 SP-100布雷顿能量系统技术参数Table 2 Technical parameters of SP-100Brayton energy system

2.1.3 MSR

MSR 采用快堆方式，堆芯热功率为1.2 MW，能量转换系统包括能量转换单元、传输系统和热交换器。能量转换单元的转换效率大于10%，全堆共产生125kW 的直流电功率，可转换成100kW 的交流电功率；传输系统包含25个独立的直流-交流转换器，以提高传输电压；其余约900kW 的热量通过包在热离子元件外的环形热管传输至钾热管辐射器（辐射温度达940K）。MSR 系统结构为锥形，最大直径4.8m，高3m，总质量6.5t，比功率约为15.4W／kg。图1为MSR系统设想图。

图1 MSR 系统设想图Fig.1 Imaginative diagram of MSR system

2.1.4 HOMER

HOMER 可以产生百千瓦量级的电功率，以供火星或月球任务的生命支持、推进剂生产和科学实验，并为作物生长提供高强度照明等。HOMER系统秉承低成本、短研发周期和高可靠性的设计理念。其中的HOMER-15采用富集度97%的UN 燃料，包壳材料为不锈钢，热功率15kW，可产生3kW 电功率，效率20.0%，堆芯直径18.1cm，堆本体（不含屏蔽体）质量0.21t，系统总质量0.78t，比功率约3.9 W／kg。HOMER-25设计寿命5年，热功率94.5kW，电功率25kW，采用富集度93%的UO2燃料和钾热管，包含屏蔽体在内的堆本体质量为1.26t，系统总质量2.13t，效率约26.5%，比功率约11.7 W／kg。

2.1.5 AFSPS

AFSPS系统采用UO2燃料、NaK 液态金属冷却、斯特林循环及水冷热管辐射器，可提供40kW电功率，设计寿命8年，分为月壤屏蔽模式和全集成模式。月壤屏蔽模式AFSPS系统的总质量为4.9t（包含反应堆、屏蔽体、能量转换系统、能量调控及分布系统、废热排放及20%富余质量），系统效率约22.9%，比功率约为8.1 W／kg。全集成模式AFSPS系统的总质量约为8.8t，比功率约为4.5 W／kg。图2为AFSPS堆芯截面图及屏蔽体结构简图。

图2 AFSPS堆芯截面及屏蔽体结构简图Fig.2 Core section and shield structure of AFSPS

2.2 俄罗斯

近年来，俄罗斯开始不断加强对空间核动力的研究力度，提出了多种用于星球表面（月球、火星）能源供应的反应堆系统方案。总体来说，堆本体基本上采用液态金属冷却快堆；热电转换基本上采用热离子转换技术及动态转换技术，对于热离子转换技术的研究，集中在提高热离子元件寿命及单个热离子元件电功率输出上。用于月面的反应堆系统，采用辐射器废热排放方式；用于火星的反应堆系统，可采用辐射器废热排放方式，或者火星大气空冷废热排放方式。系统电功率输出根据任务需求不同，从数十至数百千瓦不等；系统可设计成移动式或固定式，移动式采用全向集成屏蔽模式，固定式采用月壤／火星壤屏蔽模式；设计寿命一般为10年。“能源”火箭航天企业联合俄罗斯物理动力研究院及其他研究单位完成的Акация 核反应堆，电功率为150kW，寿命不低于10年，质量为7～9t。该装置可建在距离居民区1km 以外的地方，并将堆芯深埋到月壤3m 以下的位置，以降低反应堆对周围环境的辐射。

2.3 日本

日本提出了一种适合于月球表面的锂冷快中子核反应堆电源系统［1］，称为可换料全集成式设计系统-L（RAPID-L）。该系统采用一体化设计思想，能够自主运行和管理，可以提供200kW 的电功率，反应堆热功率为5 MW 左右。考虑到月球基地的负载功率等级，在能量转换方式上选取技术成熟的热电偶转换技术（转换效率为4%～5%），整个系统效率约3%。其换料方式是将整个燃料组件一次性更换，每个燃料组件可持续运行10年，整体换料后又可运行10年。这种换料方式可提高反应堆结构的长期可靠性，并可减少运行期间的检查，非常适合应用于月球基地。

2.4 小结

表3为国外空间核反应堆汇总。总体来看，美国处于遥遥领先的地位，投入了很多人力物力，对大量方案进行了深入、系统的研究；俄罗斯及其他国家也不甘落后，表现出浓厚的兴趣。从发展趋势来看，反应堆堆型，特别是大功率等级的核反应堆，基本都采用快中子反应堆；能量转换方式多种多样，但侧重点有所不同，美国以动态转换为主，在静态转换方面，热电偶转换方式研究得多些，俄罗斯则以静态热离子转换为主；美俄两国在空间核动力方面均有较为成熟及雄厚的技术储备，具备在8～10年内研制出月球表面应用核电站的技术能力。

表3 空间核反应堆典型方案的技术参数Table 3 Technical parameters of representative schemes of space nuclear reactor

3 空间应用分析

随着空间应用需求的逐渐加强和空间技术的逐渐成熟，研究月球或火星基地，已提上我国空间探测的日程，其中首先要研究基地能源供给问题。虽然核反应堆是一种理想的解决方案，但其空间飞行经验仍然很少，目前国际上也处于概念与方案研究阶段，在设计和实现上都面临极大的挑战。基于应用前景，下面从堆型选择、堆芯冷却方式、热电转换方式、废热排放方式和辐射屏蔽模式5个方面进行分析，为未来我国空间核反应堆的发展提供参考。

3.1 堆型选择

反应堆的堆芯设计首先要选择堆型，可选堆型包括热堆、超热堆、快堆。堆型选择的要求如下。

1）小质量、小尺寸

堆型的尺寸大小会影响燃料装载质量，以寿命5年的空间反应堆为例，热堆装载燃料质量最小，而快堆最多。不同能谱的堆型需要不同数量的慢化剂及反射层，快堆不需要慢化剂，热堆和超热堆均需要慢化剂，体积较大。另外，快堆堆芯外部包覆的反射层质量较小。综合考虑，快堆在质量和尺寸方面最具优势。

2）可发射性／事故安全性

能谱选择要考虑发射事故中的临界风险。设计时要保证在最差的情况下，反应堆堆芯保持次临界。相对于热堆，超热堆和快堆的中子被水慢化后存在反应性增加的现象（因为裂变截面随中子能量减小而增加），因此超热堆和快堆的设计安全性不及热堆。不过，快堆结构最紧凑，因此更易于安置在运载中。

3）可操控性

随着反应堆的运行，易裂变的核素浓度逐渐降低，造成的反应性变化要由一些控制装置（控制棒、转鼓、滑移反射层）来补偿。相对于超热堆和热堆，快堆能最大程度地将可裂变核素转化成易裂变核素，在一定程度上弥补易裂变核素浓度减小产生的影响，且快堆的燃料装载量最大，可以在寿命期内获得更平坦有效增值系数，不需要复杂地移动控制设备。快堆的中子泄漏率最大，可以通过堆芯外围的控制装置对反应性进行干预。因此，与超热堆和热堆相比，快堆更适合采用堆外控制方式进行控制，堆外控制方式可以简化堆芯结构，提高可靠性。

4）高可靠性及低保养

由于存在较高的辐射剂量，航天员不方便对反应堆进行直接维护，因此必须着力提高反应堆自身的可靠性，尽量减少堆芯的运动部件。快堆的中子泄漏率最大，对堆内移动式控制装置需求较小，可以简化控制结构。但是，快中子能量最高，对反应堆材料的辐射损伤最严重，屏蔽体质量也最大，因此，在辐照损伤及辐射防护方面，快堆较差，而热堆具有最佳特性。

参照美国的堆芯选择评判标准［8-9］，快堆用于空间及星球表面具有最优性能；但需要注意的是，反应堆堆芯的设计应重点关注发射事故临界安全特性和辐照损伤的影响。表4为堆型性能评定表。

表4 堆型性能评定Table 4 Assessment of reactor performance

3.2 堆芯冷却方式

可选的冷却方式主要包括热管冷却、液态金属冷却和气冷。

1）小质量、小尺寸

一般意义上，液态金属冷却方式质量最小，但是另外两种冷却方式质量也不大，可以忽略差别。在尺寸上，由于冷却工质密度及冷却方式结构上的差别，气冷体积最大，液态金属冷却体积最小，热管冷却体积居中。

2）可操控性

由于热传输特性的差异，热管冷却方式具有最优的热瞬态反馈性能；气冷方式热容最小，其热瞬态反馈性能最差；液态金属冷却方式性能居中。

3）高可靠性及低保养

热管冷却方式的每根热管各自独立，其热传输设计裕量较大，单根热管或数根热管损坏后，热量可以通过临近热管传出堆外，对反应堆系统不产生影响；气冷方式及液态金属冷却方式，由于存在回路管道泄漏失效模式，其系统失效概率远大于热管冷却方式。因此，热管冷却方式具有最优的可靠性及最低保养需求。

液态金属冷却或气冷，一般使用泵或风机驱动冷却工质，存在冷却剂丧失而造成系统单点失效的风险，可能导致堆芯熔化，任务失败。因此，热管冷却方式具有最优性能。表5为冷却方式性能评定表。

表5 冷却方式性能评定Table 5 Assessment of core cooling reactor performance

3.3 热电转换方式

在选择热电转换方式时，须综合考虑系统尺寸、质量、安全性、可操控性、可靠性及维护等因素。目前，热电转换方式可划分为静态转换和动态转换两种。静态转换方式主要有热电偶转换、热离子转换、碱金属转换等，其中热离子转换和碱金属转换寿命较短，不能满足需求。动态转换方式主要包括斯特林循环、闭式布雷顿循环及朗肯循环，都具有较高的转换效率（23%～35%），其中朗肯循环由于在循环中有工质相变，在低重力的空间环境下存在如何实现工质冷凝和气液相分离等技术难点。下面分别针对热电偶转换、斯特林循环及闭式布雷顿循环进行分析。

1）小质量、小尺寸

主要从能量转换单元自身尺寸、外围辅助设备尺寸和能量转换单元冷端温度3个方面进行分析。

（1）能量转换单元自身尺寸：热电偶转换最小，斯特林循环最大。例如：美国在20世纪90年代开发的25kW 斯特林发动机，其转换效率为25%，质量约为0.8t。一个100kW 电功率的斯特林循环系统，要配备4 台这样的发动机，质量达3.2t；100kW的闭式布雷顿循环系统，其质量仅约为2t；而多级热电偶转换系统质量更小，约0.5t。

（2）外围辅助设备：一般而言，斯特林循环系统及闭式布雷顿循环系统需要两台热交换器，一台安装在反应堆端，另一台位于热辐射器端；热电偶转换系统仅需要一台DC-AC 转换设备。经初步分析，斯特林循环系统及闭式布雷顿循环系统的外围辅助设备尺寸及质量相当，热电偶转换系统最少。

（3）能量转换单元冷端温度：高温多级热电偶（HP-STMCs）冷端工作温度超过700K，斯特林循环（如HOMER）及闭式布雷顿循环（如S＾4）冷端温度约400K，很明显，热电偶转换方式所需的散热面最小，在尺寸和质量方面最具优势，斯特林循环及闭式布雷顿循环性能相当。

2）可发射性／事故安全性

如果在斯特林循环及闭式布雷顿循环中，均采用氦气作为工作介质，3种能量转换方式在出现发射事故时，均不会产生有毒物质释放到环境中。可发射性／事故安全性主要考虑发射阶段和月球表面着陆阶段的振动冲击，以及其结构形式是否方便安置在火箭中等因素。发射阶段和着陆阶段的振动冲击越大，反应堆系统中的运动部件数目越多，其稳定性越差。热电偶转换方式没有运动部件，性能最优，斯特林循环次之，闭式布雷顿循环最差。在质量及尺寸方面，斯特林循环系统最大，热电偶转换系统最小，因此热电偶转换系统最方便安置在火箭中，斯特林循环系统在这方面最差。

3）可操控性

斯特林循环系统及闭式布雷顿循环系统均要控制工作压力，此外，闭式布雷顿循环系统还要控制汽轮机转速；热电偶转换系统最为简单，只要控制外围的AC-DC转换设备。

4）高可靠性及低保养

考虑到3种系统的特点，在高可靠性及低保养方面主要分析4方面因素：运动部件数目、抗辐照能力、单点失效和热电转换单元热端温度。①运动部件数目：闭式布雷顿循环系统运动部件数目最多，斯特林循环系统次之，热电偶转换指纹没有运动部件，因此热电偶转换系统抗机械损伤能力最强。②抗辐照能力：热电偶转换系统抗辐照能力最差，闭式布雷顿循环系统及斯特林循环系统抗辐照能力相当。③单点失效：热电偶转换系统不存在单点失效问题；斯特林循环系统装有多台斯特林发动机（HOMER-25有6台斯特林发动机），单台斯特林发动机失效仅影响总电功率输出；闭式布雷顿循环系统可以布设多个回路（S＾4为3个回路），单个回路失效仅影响总电功率输出，不会造成单点失效。④热电转换单元热端温度：热电转换单元的热端温度不仅影响热电转换单元本身，还影响反应堆本体，温度越高，造成系统的机械应力越大；为了达到较高的转换效率，会采用高温热电偶转换方式，如HP-STMCs系统的热端工作温度约1300K，而斯特林循环（HOMER-25）热端平均工作温度为847.8 K，闭式布雷顿循环（S＾4）热端平均工作温度约1050K。

经过综合对比分析，热电偶转换方式具有最优性能。表6为热电转换方式性能评定表。

表6 热电转换方式性能评定Table 6 Assessment of thermoelectric conversion reactor performance

3.4 废热排放方式

从国外空间核反应堆系统的方案来看，除SUSEE系统采用冷凝热辐射器外，其他全部采用热管辐射器排出废热。因此，热管辐射器将作为未来核反应堆系统废热排放方式的研究方向。

3.5 辐射屏蔽模式

以月球应用为例，目前有全集成屏蔽、天然地形屏蔽和月壤屏蔽3种辐射屏蔽模式可供选择。全集成屏蔽模式质量巨大，不具备可行性；天然地形屏蔽模式利用天然地形（环形坑等）进行屏蔽，只需部分人造屏蔽，所需质量较小，但受地形限制明显，约束较大；月壤屏蔽模式的质量很小，可达到良好的屏蔽效果，缺点是需要专用的月壤移动或挖掘设备，以及一定布置时间，有一定风险。

3.6 小结

综合考虑尺寸、质量、发射安全性、可靠性和无人自主维护等应用要求，未来空间核反应堆系统采用锂热管冷却快堆，多级热电偶进行热电转换，钾热管辐射器进行废热排放，利用月壤实现辐射屏蔽防护。

4 启示

空间核反应堆是空间探测任务（特别是月球基地）能源系统电能和热能的理想选择。近年来，美国、俄罗斯和日本等国家都对核反应堆系统的空间应用方案开展了研究，而我国在这方面的研究还处于初步阶段，基础较为薄弱。本文对空间核反应堆的关键指标，如堆型选择、堆芯冷却方式、热电转换方式、废热排放方式和辐射屏蔽模式等进行对比分析，给出优选顺序。结合空间应用背景，在后续的研究中，须着重考虑以下几方面。

（1）发射安全。当出现发射事故时，必须保证反应堆处于次临界状态，不发生核反应，不应有核物质泄漏，不应对环境产生放射性危害，这就要采用相应的模块化技术、轻小型化技术和安全性技术。

（2）无人自主管理。由于受实际应用条件限制，航天员无法开展反应堆系统的复杂维护保养工作，因此，核反应堆必须具有很高的自主可靠性，能够在无保养条件下实现长期稳定运行，实现无人自主管理。

（3）空间低重力环境适应性。在设计中，必须考虑空间环境的低重力特性，反应堆内各部组件的设计均须满足低重力运行要求，特别是换热设备（热管、冷却剂回路等）应考虑低重力条件带来的一系列安全问题。

（4）辐射防护。在核反应堆设计中，要考虑对周围设备和人员的辐射防护问题，包括采取距离防护、时间防护和屏蔽防护等。在满足防护要求的前提下，要尽可能减小辐射屏蔽体的质量。

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