40 kWe 低浓铀月表堆堆芯方案研究

姜 硕，胡 古，安伟健，王 傲

（中国原子能科学研究院，北京 102413）

月球具有丰富的资源和重要的经济价值，是大国竞争的战略高地。中国目前通过探月工程一期、二期、三期的科学实践为月球科考与载人登月奠定基础，下一阶段将开展月球基地（包括无人月球科考站与有人月球科研试验站）的建设[1]。对于月球基地，首要解决的就是能源供应问题。考虑到月球昼夜时长和温差以及带电月尘的影响，具有不依赖阳光、环境适应性强、寿命长等优势的月表核反应堆电源将成为月球基地理想可靠的能源[2]。

作为空间核反应堆电源的一种，出于对质量和体积的考虑，以往的月表核反应堆电源方案均采用高浓铀燃料方案。近些年来，受到国际政策和形势的影响，国际上开始提出基于低浓铀燃料的空间核反应堆电源方案。

从地面研究堆进行燃料低浓化开始，截至2022 年的RERTR Program（the Reduced Enrichment for Research and Test Reactor Program，降低研究堆和实验堆燃料富集度计划）的国际会议，全球共有108 个高浓铀的研究堆和医用同位素设施转为低浓铀或者关闭。最近数十年已有近3 500 kg 高浓铀燃料从世界各地的研究堆场址运回其原产国。上述2 项工作大幅减少了高浓铀的使用，降低了由此带来的扩散风险[3]。

2020 年，美国发布的《第六号太空政策指令——空间核电源和核推进国家战略》[4]规定，“高浓铀的使用，应仅限于用其他核燃料或非核电源无法实现的任务，并必须做出方案评估”，这意味着美国在将来的空间核动力研究中会优先考虑低浓铀。

本文分析了目前国内外星表核电源方案，并调研低浓铀燃料的发展情况，结合国内空间核动力发展水平，设计功率为40 kWe、寿期大于10 年的基于铀钼合金低浓铀燃料的月表核反应堆堆芯方案，并进行物理特性研究、特殊临界安全分析和初步热工分析。

1 堆芯方案选型

1.1 堆型

根据反应堆按照中子能谱的软硬程度和不同能区的中子对裂变反应的贡献比例大小，可以将反应堆分为热中子堆、超热中子堆和快中子堆。相对于其他2 种堆型，快中子堆不需要慢化剂，堆芯布置更加紧凑，可以减小堆芯的体积和质量，并且快中子堆的中子泄漏最大，比较适合采用堆外控制的方式进行反应性的控制，可以进一步简化堆芯的结构，提高系统可靠性。从目前国内外空间核动力技术的发展趋势来看，目前已发射的空间核反应堆电源大多采用快中子堆方案。因此，本方案采用快中子反应堆。

1.2 燃料

月表核反应堆燃料需要具备高熔点、高导热率、相容性好、原料易得、易于加工和成本低等普遍性特点。目前用于快中子堆的U-235 燃料主要有UAl、UMo、UZrH等金属合金燃料，UO2、（U，Pu）O2、（U，Pu）C 和（U，Pu）N等陶瓷燃料，UN、UC 等碳化物以及氮化物燃料。

对于陶瓷燃料，由于O、N、C 等核素挤占了U 的空间，使得这些燃料的U 密度均不是很高。所有燃料中，U 密度最高的是纯金属U，其U 密度达到19.05 g/cm3，但其高温材料性能无法满足长周期应用需求。在U 中加入一些金属材料形成合金可有效提升其高温材料性能。美国Kilopower 反应堆比较了UMo、UZr 和UV 等金属合金燃料。在快中子堆内，Zr 的中子学性能比Mo稍差，且在相同U 质量分数时，UZr 合金的铀密度也更低。V 的中子学性能也稍差于Mo，研究相对不充分，技术成熟度较低。因此，最终选择UMo 合金作为美国Kilopower 反应堆的燃料。因此，本方案也选择UMo 合金作为燃料[5]。

1.3 堆芯冷却方式

堆芯冷却方式可大致分为回路式与热管式2 种：回路式冷却可以使用主泵来驱动冷却剂流动，冷却能力强，相关技术成熟，但在冷却剂主管道破裂或主泵故障时会出现LOCA/LOFA 事故从而导致单点失效，从安全角度考虑必须设置应急冷却和堆芯淹没系统。热管式冷却依靠气液相变、毛细作用等实现非能动冷却，不需要任何能动设备驱动，单根热管失效不影响其他热管传热（在传热极限许可范围内），可有效避免单点失效，但热管存在特定的传热极限，难以应用于高功率反应堆，另外热管对于工质、管材及运行温度有特定要求，在某些温区未必存在可实际选用的热管[6]。

本课题涉及的月表核反应堆电源系统功率水平较低，对总体冷却能力要求宽松，同时考虑到热管冷却在安全可靠性方面具有突出优势，因此选择热管式冷却方式。

1.4 反射层材料

在堆芯燃料外部布置具有反照率的反射层可以减小堆芯的质量和尺寸，从而减少燃料的装量并使得堆芯更加紧凑[7]。

目前大多数空间核反应堆采用Be 和BeO 作为反射层材料。遵循尽量简化堆芯结构的原则，本方案中堆芯采用转鼓控制反应性，其他的反射层候选材料都无法提供足够的反应性价值。与BeO 相比，Be 的宏观散射截面更低，但Be 的延展性更好，对温度和辐照引起的膨胀和开裂不敏感，因此采用Be 作为径向反射层的主要材料。而对于轴向反射层，为了减小温度引起的材料膨胀效应，采用BeO 作为轴向反射层材料。

1.5 控制方式

对于月表核反应堆，需要采取各种有效的控制方式，在保证反应堆安全的前提下，控制反应堆的剩余反应性，以满足反应堆长期运行的需要。目前空间堆使用的控制方式主要为控制棒、滑移反射层和控制鼓。

相对于其他2 种控制手段，控制鼓通过改变鼓体上的中子吸收体相对于堆芯的位置来改变对中子的吸收，从而控制堆芯反应性，在调节反应性的过程中，运动幅度较小，对整个系统的稳定性影响较小，同时对堆芯功率分布的扰动也较小，能够避免出现较大的功率峰因子。因此，本方案采用控制鼓进行反应性的控制。

1.6 结构材料

空间热管堆的材料选型聚焦热管管壳用结构材料，针对约800 ℃的服役温度，综合考虑可制造性、可焊性、中子特性、热物理性能、机械性能、蠕变性能、相容性、耐辐照性和性能稳定性等要求，选定镍基合金作为热管堆首选的结构材料类型。

2 方案设计

2.1 堆芯结构

堆芯部分由一整块燃料组成，燃料的设计参考了美国的Kilopower 方案，由内径为3.3 cm、外径为17.6 cm，长度40 cm 的UMo 合金燃料和厚度为0.05 cm 的Haynes 230 合金包壳组成。包壳和燃料中间预留0.3 cm的空隙，以满足燃料的径向膨胀和肿胀。U-235 的富集度为19.75%，密度约为17.476 g/cm3。燃料芯块的两端为长度为10 cm 的BeO 反射层，在上端反射层的上方放置支撑弹簧，以压紧反射层和燃料芯块并在燃料芯块轴向肿胀时提供缓冲。燃料的径向反射层为厚度14.3 cm 的金属Be，为防止金属Be 在受热时发生软化和升华，在径向反射层和燃料之间布置一层隔热层。同时，为了防止反应堆受到撞击，在径向反射层外围包裹一层Haynes 230 合金。

为满足传热的要求，本方案中采用60 根热管，热管直径为2 cm，分别以3 圈的方式进行布置。其中，最内圈热管共11 根，中圈热管共18 根，外圈热管共31 根。

控制鼓的主体材料为和径向反射层相同的金属Be，吸收体为B4C，厚度1.0 cm。为降低控制鼓的价值，选择10B 的富集度为80%。控制鼓使用0.05 cm 的Haynes 230 合金筒体包裹，控制鼓筒体与反射层之间留有0.05 cm 的空隙，填充氦气。

为保证特殊临界安全，在堆芯内布置一根控制棒。控制棒半径为3.2 cm，高度为41 cm，主体材料为B4C，在其外部预留一层0.05 cm 的空隙，并包裹一层0.05 cm 的Haynes 230 合金。为了更好地吸收掉落事故下的中子，采用富集度为90%的10B。具体堆芯结构如图1 所示。

图1 反应堆堆芯设计方案

2.2 反应堆对性能物理特性分析

利用RMC 程序对反应堆的初始剩余反应性和停堆深度进行计算，结果见表1。计算得到堆芯初始剩余反应性为3.021 8%Δk/k，停堆深度为12.019 7%Δk/k，2种情况下的keff 都能满足设计准则。

分别改变堆芯材料的尺寸、密度和温度截面，计算不同温度下的反应性，计算可得全堆的多普勒效应/能谱反应性为0.042 303%Δk/k，材料膨胀反应性为-0.659 973%Δk/k，反应堆全堆总的温度反应性仅为-0.629 476%Δk/k。与其他小型快中子堆相比，本方案中的全堆负温度系数较小，有利于反应堆反应性控制。

根据堆芯内引起裂变反应的中子能量分布计算可以得出堆芯内能谱偏硬，其中，快中子引起的裂变约70%，而热中子引起的裂变数份额不到2%。

2.3 燃耗分析

装入堆芯的单位质量核燃料所产生的总能量称为燃耗深度，燃耗深度表征了燃料贫化程度，其单位为MWD/KgHM（MegaWatt-Day/Kilogram of Heavy Metal）。在计算燃耗以及功率分布时，将堆芯燃料内部划分为径向22 环和轴向16 层，一共划分了352 个燃料区，取堆芯燃料平均功率为240 kWt，运行时间为10年，等分为10 个燃耗步长。

计算结果表明，反应堆以额定功率运行期间，keff近乎线性下降。相比于寿期初热态的工况，寿期末热态工况下的keff 下降到1.020 82±0.000 446，反应性为2.039 5%Δk/k，减少约0.352 4%Δk/k。寿期末热态keff大于1.015，且仍有部分裕量符合设计准则。反应堆运行10 年后，排除误差因素后，仍有足够的后备反应性，可满足寿期末功率调节要求。

反应堆的平均燃耗约为1.815 MWD/KgHM，通过计算可知，消耗的U-235 的质量为989.069 7 g，对应的燃耗深度为0.205%，最大燃耗深度为0.357%，小于目前铀钼合金要求的平均燃耗深度0.5%和最大燃耗深度的0.8%。

2.4 特殊临界安全分析

月表核反应堆电源在发射过程中可能会因为发生事故而掉落返回地球，由于掉落环境的复杂性，可能会导致反应堆的堆芯发生临界安全问题。美国在所有星表堆电源的设计方案中均要求反应堆在掉落地球后有效增殖系数小于0.985。出于保守考虑，本方案将此设计准则为有效增殖系数小于0.98。

在计算时，假设掉落环境的外围尺寸为2 m×2 m，反应堆置于反射材料的中心位置，因为其厚度已经超过中子扩散长度的3 倍，反照率与无限厚的材料相当。在所有掉落环境中，热管内部均按照进水而非沙计算，因为热管位于燃料内部，引入慢化剂的水会比沙更危险。

根据以上假设，共分为5 种计算工况，分别为：①径向反射层、上下端部反射层均未失去，控制鼓朝向里锁死；②径向反射层与控制鼓一同失去，上下端部反射层未失去；③径向反射层与控制鼓一同失去，下端部反射层失去，上端部反射层未失去；④径向反射层与控制鼓一同失去，上端部反射层失去，下端部反射层未失去；⑤径向反射层、控制鼓、上下端部反射层一同失去。

在计算时，干沙子的密度设置为1.7 g/cm3；水直接使用纯水的参数，密度设置为1.0 g/cm3；湿沙子则假设为64%的干沙子和36%的水直接进行混合，整体的密度设置为2.06 g/cm3（参考Fission Surface Power（FSP）[8]）。计算结果见表2。

表2 特殊临界安全计算结果

针对发射失败掉落事故下各种反应堆假设模型的临界计算结果表明在各种情况下，有效增殖系数始终小于0.98，满足反应堆特殊临界安全的设计限值。

2.5 初步热工分析

初步热工分析的重点为稳态工况和单点失效工况下燃料的温度分布，计算是否满足许用限值和设计经验准则等。在正常工况下，60 根热管的壁面设置为恒温壁面，温度设置为950 K。在单点失效工况下，分别将内、中、外3 圈热管中的某一根热管设置为绝热壁面。计算结果如图2—5 所示。

图2 正常工况下燃料温度分布云图

图3 内圈热管失效下燃料温度分布云图

图4 中圈热管失效下燃料温度分布云图

图5 外圈热管失效下燃料温度分布云图

计算结果表明稳态工况下燃料的最高温度为1 060 K，在设计限值范围内，满足设计准则。方案进一步计算了3 种热管单点失效情况，燃料最高温度分别为1 110、1 160 和1 130 K，均满足燃料最高温度限值1 170 K，满足热管冷却反应堆的系统固有安全性要求。

3 结束语

本文提出了一套基于低浓铀铀钼合金燃料采用热管冷却快堆、自由活塞式斯特林发电机热电转换、功率40 kWe、适用于月球基地的核电源堆芯方案，并重点针对反应堆模块，展开了方案选型、物理特性参数分析、特殊临界安全分析和热工计算分析等工作。计算分析的结果表明，本方案中设计的反应堆堆芯可以满足各项设计指标和准则，具有安全可靠、技术成熟度高等特点。