核反應堆空間應用研究

張明 蔡曉東 杜青 雷英俊 胡古 陳宋

（1 北京空間飛行器總體設計部，北京 100094）（2 中國原子能科學研究院，北京 102413）

1 引言

隨著我國空間探測計劃的開展與實施，探測器將面臨更為復雜、嚴峻的空間環境。以無人值守的月球基地為例，要經歷長達14個地球日無光照的月夜，以及極端高低溫條件（低溫達到-180 ℃，高溫達到＋145 ℃）。在此條件下，傳統航天器采用的“太陽電池陣＋蓄電池組”的電源系統配置已經無法滿足任務需求。不受環境影響、長壽命、安全可靠的核能源成為空間探測的必然選擇。

空間核能源主要包括放射性同位素和核反應堆兩種類型。放射性同位素熱源（Radioisotope Heater Unit，RHU）已經在我國探月工程中得到應用，其中著陸器和巡視器均使用了基于Pu-238 核原料的RHU。RHU 利用固有的核衰變反應產生熱量，可靠性高，壽命長達數十年。放射性同位素電源（Radioisotope Thermoelectric Generator，RTG）利用塞貝克效應溫差原理產生電能，但其熱電轉換效率低，輸出電功率最大也僅能達到百瓦級。相比RTG，核反應堆優勢明顯，電功率可以達到百千瓦級甚至更高。核反應堆主要由堆本體、熱電轉換裝置、熱管輻射器組成。美國、俄羅斯、日本等國家均對核反應堆的空間應用產生了濃厚的興趣，研究并提出了數十種空間核反應堆系統方案。我國在空間核反應堆的研究方面才剛剛起步，如對日本提出的月球反應堆方案的固有安全特性（無保護超功率事故和無保護失流事故）的分析［1］，以及對月球表面應用核反應堆電源的一些初步概念性研究。由于地面核反應堆的規模、質量和體積較大，不適用于航天領域，因此空間核反應堆的研究、設計、建造、調試及飛行試驗將是一個長期過程。

本文通過調研國外研究情況，對空間核反應堆的選型與設計進行了分析，總結了其空間應用的關鍵技術，可為月球基地能源系統方案設計提供技術支撐，同時也為其他空間探測任務的能源系統設計提供借鑒與參考。

2 國外研究情況

2.1 美國

自20世紀60年代開始，美國投入大量精力對可用于月球或火星基地的空間核反應堆能源系統進行大量研究，提出了多種具有代表性的研究方案，包括SNAP-8系列［2］，SP-100布雷頓能量系統［3-4］，可升級堿金屬熱電轉換空間核反應堆系統（SAIRS）［5］，熱管冷卻多級熱電偶轉換反應堆能源系統（HP-STMCs）［6］，扇區緊湊型空間反應堆能源系統（SCoRe），淹沒次臨界安全空間核反應堆系統（S＾4）［7］，火星表面反應堆（MSR）［8-9］，熱管火星／月球探測反應堆（HOMER）［8-9］，基于現有壓水堆技術的緊湊、小質量空間核動力系統（SUSEE），星球表面經濟裂變能源系統（AFSPS）［10］，月球革新優化反應堆-月壤集群反應堆系統（LEGO-LRCS）［10］等。本文重點對其中具有代表性的SNAP-8 系列、SP-100布雷頓能量系統、MSR、HOMER 和AFSPS系統進行介紹。

2.1.1 SNAP-8系列

美國從20世紀60年代開始研究將SNAP-8系列反應堆用于月球探測。SNAP-8系列可提供幾十千瓦的電功率，供6～12人的有人月球基地使用，壽命大于1年。它為氫化鋯慢化、液態NaK金屬冷卻、轉鼓控制熱中子堆，堆芯采用U-ZrHx燃料元件。如果應用于月球基地，可采用朗肯循環熱電轉換系統或熱電偶轉換系統。針對這兩種轉換系統，分別設計了兩種模式。SNAP-8系列詳細參數見表1。

表1 SNAP-8系列反應堆技術參數Table 1 Technical parameters of SNAP-8nuclear reactor

2.1.2 SP-100布雷頓能量系統

SP-100布雷頓能量系統將反應堆和布雷頓（Brayton）循環能量轉換系統結合在一起，在反應堆與能量轉換系統之間采用液態金屬-氣熱交換器。SP-100為高溫液態金屬冷卻快堆，采用UN 燃料棒，包殼材料為難熔鈮合金PWC-11，內表面采用金屬錸，壽命初末期燃料棒峰值運行溫度分別為1400 K和1450K。它采用模塊化設計，通過改變燃料組件數量可以提供多種等級的能量輸出，即8～15 000kW電功率。SP-100布雷頓能量系統共完成了2個版本設計，反應堆詳細參數見表2。

表2 SP-100布雷頓能量系統技術參數Table 2 Technical parameters of SP-100Brayton energy system

2.1.3 MSR

MSR 采用快堆方式，堆芯熱功率為1.2 MW，能量轉換系統包括能量轉換單元、傳輸系統和熱交換器。能量轉換單元的轉換效率大于10%，全堆共產生125kW 的直流電功率，可轉換成100kW 的交流電功率；傳輸系統包含25個獨立的直流-交流轉換器，以提高傳輸電壓；其余約900kW 的熱量通過包在熱離子元件外的環形熱管傳輸至鉀熱管輻射器（輻射溫度達940K）。MSR 系統結構為錐形，最大直徑4.8m，高3m，總質量6.5t，比功率約為15.4W／kg。圖1為MSR系統設想圖。

圖1 MSR 系統設想圖Fig.1 Imaginative diagram of MSR system

2.1.4 HOMER

HOMER 可以產生百千瓦量級的電功率，以供火星或月球任務的生命支持、推進劑生產和科學實驗，并為作物生長提供高強度照明等。HOMER系統秉承低成本、短研發周期和高可靠性的設計理念。其中的HOMER-15采用富集度97%的UN 燃料，包殼材料為不銹鋼，熱功率15kW，可產生3kW 電功率，效率20.0%，堆芯直徑18.1cm，堆本體（不含屏蔽體）質量0.21t，系統總質量0.78t，比功率約3.9 W／kg。HOMER-25設計壽命5年，熱功率94.5kW，電功率25kW，采用富集度93%的UO2燃料和鉀熱管，包含屏蔽體在內的堆本體質量為1.26t，系統總質量2.13t，效率約26.5%，比功率約11.7 W／kg。

2.1.5 AFSPS

AFSPS系統采用UO2燃料、NaK 液態金屬冷卻、斯特林循環及水冷熱管輻射器，可提供40kW電功率，設計壽命8年，分為月壤屏蔽模式和全集成模式。月壤屏蔽模式AFSPS系統的總質量為4.9t（包含反應堆、屏蔽體、能量轉換系統、能量調控及分布系統、廢熱排放及20%富余質量），系統效率約22.9%，比功率約為8.1 W／kg。全集成模式AFSPS系統的總質量約為8.8t，比功率約為4.5 W／kg。圖2為AFSPS堆芯截面圖及屏蔽體結構簡圖。

圖2 AFSPS堆芯截面及屏蔽體結構簡圖Fig.2 Core section and shield structure of AFSPS

2.2 俄羅斯

近年來，俄羅斯開始不斷加強對空間核動力的研究力度，提出了多種用于星球表面（月球、火星）能源供應的反應堆系統方案。總體來說，堆本體基本上采用液態金屬冷卻快堆；熱電轉換基本上采用熱離子轉換技術及動態轉換技術，對于熱離子轉換技術的研究，集中在提高熱離子元件壽命及單個熱離子元件電功率輸出上。用于月面的反應堆系統，采用輻射器廢熱排放方式；用于火星的反應堆系統，可采用輻射器廢熱排放方式，或者火星大氣空冷廢熱排放方式。系統電功率輸出根據任務需求不同，從數十至數百千瓦不等；系統可設計成移動式或固定式，移動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；設計壽命一般為10年。“能源”火箭航天企業聯合俄羅斯物理動力研究院及其他研究單位完成的Акация 核反應堆，電功率為150kW，壽命不低于10年，質量為7～9t。該裝置可建在距離居民區1km 以外的地方，并將堆芯深埋到月壤3m 以下的位置，以降低反應堆對周圍環境的輻射。

2.3 日本

日本提出了一種適合于月球表面的鋰冷快中子核反應堆電源系統［1］，稱為可換料全集成式設計系統-L（RAPID-L）。該系統采用一體化設計思想，能夠自主運行和管理，可以提供200kW 的電功率，反應堆熱功率為5 MW 左右。考慮到月球基地的負載功率等級，在能量轉換方式上選取技術成熟的熱電偶轉換技術（轉換效率為4%～5%），整個系統效率約3%。其換料方式是將整個燃料組件一次性更換，每個燃料組件可持續運行10年，整體換料后又可運行10年。這種換料方式可提高反應堆結構的長期可靠性，并可減少運行期間的檢查，非常適合應用于月球基地。

2.4 小結

表3為國外空間核反應堆匯總。總體來看，美國處于遙遙領先的地位，投入了很多人力物力，對大量方案進行了深入、系統的研究；俄羅斯及其他國家也不甘落后，表現出濃厚的興趣。從發展趨勢來看，反應堆堆型，特別是大功率等級的核反應堆，基本都采用快中子反應堆；能量轉換方式多種多樣，但側重點有所不同，美國以動態轉換為主，在靜態轉換方面，熱電偶轉換方式研究得多些，俄羅斯則以靜態熱離子轉換為主；美俄兩國在空間核動力方面均有較為成熟及雄厚的技術儲備，具備在8～10年內研制出月球表面應用核電站的技術能力。

表3 空間核反應堆典型方案的技術參數Table 3 Technical parameters of representative schemes of space nuclear reactor

3 空間應用分析

隨著空間應用需求的逐漸加強和空間技術的逐漸成熟，研究月球或火星基地，已提上我國空間探測的日程，其中首先要研究基地能源供給問題。雖然核反應堆是一種理想的解決方案，但其空間飛行經驗仍然很少，目前國際上也處于概念與方案研究階段，在設計和實現上都面臨極大的挑戰。基于應用前景，下面從堆型選擇、堆芯冷卻方式、熱電轉換方式、廢熱排放方式和輻射屏蔽模式5個方面進行分析，為未來我國空間核反應堆的發展提供參考。

3.1 堆型選擇

反應堆的堆芯設計首先要選擇堆型，可選堆型包括熱堆、超熱堆、快堆。堆型選擇的要求如下。

1）小質量、小尺寸

堆型的尺寸大小會影響燃料裝載質量，以壽命5年的空間反應堆為例，熱堆裝載燃料質量最小，而快堆最多。不同能譜的堆型需要不同數量的慢化劑及反射層，快堆不需要慢化劑，熱堆和超熱堆均需要慢化劑，體積較大。另外，快堆堆芯外部包覆的反射層質量較小。綜合考慮，快堆在質量和尺寸方面最具優勢。

2）可發射性／事故安全性

能譜選擇要考慮發射事故中的臨界風險。設計時要保證在最差的情況下，反應堆堆芯保持次臨界。相對于熱堆，超熱堆和快堆的中子被水慢化后存在反應性增加的現象（因為裂變截面隨中子能量減小而增加），因此超熱堆和快堆的設計安全性不及熱堆。不過，快堆結構最緊湊，因此更易于安置在運載中。

3）可操控性

隨著反應堆的運行，易裂變的核素濃度逐漸降低，造成的反應性變化要由一些控制裝置（控制棒、轉鼓、滑移反射層）來補償。相對于超熱堆和熱堆，快堆能最大程度地將可裂變核素轉化成易裂變核素，在一定程度上彌補易裂變核素濃度減小產生的影響，且快堆的燃料裝載量最大，可以在壽命期內獲得更平坦有效增值系數，不需要復雜地移動控制設備。快堆的中子泄漏率最大，可以通過堆芯外圍的控制裝置對反應性進行干預。因此，與超熱堆和熱堆相比，快堆更適合采用堆外控制方式進行控制，堆外控制方式可以簡化堆芯結構，提高可靠性。

4）高可靠性及低保養

由于存在較高的輻射劑量，航天員不方便對反應堆進行直接維護，因此必須著力提高反應堆自身的可靠性，盡量減少堆芯的運動部件。快堆的中子泄漏率最大，對堆內移動式控制裝置需求較小，可以簡化控制結構。但是，快中子能量最高，對反應堆材料的輻射損傷最嚴重，屏蔽體質量也最大，因此，在輻照損傷及輻射防護方面，快堆較差，而熱堆具有最佳特性。

參照美國的堆芯選擇評判標準［8-9］，快堆用于空間及星球表面具有最優性能；但需要注意的是，反應堆堆芯的設計應重點關注發射事故臨界安全特性和輻照損傷的影響。表4為堆型性能評定表。

表4 堆型性能評定Table 4 Assessment of reactor performance

3.2 堆芯冷卻方式

可選的冷卻方式主要包括熱管冷卻、液態金屬冷卻和氣冷。

1）小質量、小尺寸

一般意義上，液態金屬冷卻方式質量最小，但是另外兩種冷卻方式質量也不大，可以忽略差別。在尺寸上，由于冷卻工質密度及冷卻方式結構上的差別，氣冷體積最大，液態金屬冷卻體積最小，熱管冷卻體積居中。

2）可操控性

由于熱傳輸特性的差異，熱管冷卻方式具有最優的熱瞬態反饋性能；氣冷方式熱容最小，其熱瞬態反饋性能最差；液態金屬冷卻方式性能居中。

3）高可靠性及低保養

熱管冷卻方式的每根熱管各自獨立，其熱傳輸設計裕量較大，單根熱管或數根熱管損壞后，熱量可以通過臨近熱管傳出堆外，對反應堆系統不產生影響；氣冷方式及液態金屬冷卻方式，由于存在回路管道泄漏失效模式，其系統失效概率遠大于熱管冷卻方式。因此，熱管冷卻方式具有最優的可靠性及最低保養需求。

液態金屬冷卻或氣冷，一般使用泵或風機驅動冷卻工質，存在冷卻劑喪失而造成系統單點失效的風險，可能導致堆芯熔化，任務失敗。因此，熱管冷卻方式具有最優性能。表5為冷卻方式性能評定表。

表5 冷卻方式性能評定Table 5 Assessment of core cooling reactor performance

3.3 熱電轉換方式

在選擇熱電轉換方式時，須綜合考慮系統尺寸、質量、安全性、可操控性、可靠性及維護等因素。目前，熱電轉換方式可劃分為靜態轉換和動態轉換兩種。靜態轉換方式主要有熱電偶轉換、熱離子轉換、堿金屬轉換等，其中熱離子轉換和堿金屬轉換壽命較短，不能滿足需求。動態轉換方式主要包括斯特林循環、閉式布雷頓循環及朗肯循環，都具有較高的轉換效率（23%～35%），其中朗肯循環由于在循環中有工質相變，在低重力的空間環境下存在如何實現工質冷凝和氣液相分離等技術難點。下面分別針對熱電偶轉換、斯特林循環及閉式布雷頓循環進行分析。

1）小質量、小尺寸

主要從能量轉換單元自身尺寸、外圍輔助設備尺寸和能量轉換單元冷端溫度3個方面進行分析。

（1）能量轉換單元自身尺寸：熱電偶轉換最小，斯特林循環最大。例如：美國在20世紀90年代開發的25kW 斯特林發動機，其轉換效率為25%，質量約為0.8t。一個100kW 電功率的斯特林循環系統，要配備4 臺這樣的發動機，質量達3.2t；100kW的閉式布雷頓循環系統，其質量僅約為2t；而多級熱電偶轉換系統質量更小，約0.5t。

（2）外圍輔助設備：一般而言，斯特林循環系統及閉式布雷頓循環系統需要兩臺熱交換器，一臺安裝在反應堆端，另一臺位于熱輻射器端；熱電偶轉換系統僅需要一臺DC-AC 轉換設備。經初步分析，斯特林循環系統及閉式布雷頓循環系統的外圍輔助設備尺寸及質量相當，熱電偶轉換系統最少。

（3）能量轉換單元冷端溫度：高溫多級熱電偶（HP-STMCs）冷端工作溫度超過700K，斯特林循環（如HOMER）及閉式布雷頓循環（如S＾4）冷端溫度約400K，很明顯，熱電偶轉換方式所需的散熱面最小，在尺寸和質量方面最具優勢，斯特林循環及閉式布雷頓循環性能相當。

2）可發射性／事故安全性

如果在斯特林循環及閉式布雷頓循環中，均采用氦氣作為工作介質，3種能量轉換方式在出現發射事故時，均不會產生有毒物質釋放到環境中。可發射性／事故安全性主要考慮發射階段和月球表面著陸階段的振動沖擊，以及其結構形式是否方便安置在火箭中等因素。發射階段和著陸階段的振動沖擊越大，反應堆系統中的運動部件數目越多，其穩定性越差。熱電偶轉換方式沒有運動部件，性能最優，斯特林循環次之，閉式布雷頓循環最差。在質量及尺寸方面，斯特林循環系統最大，熱電偶轉換系統最小，因此熱電偶轉換系統最方便安置在火箭中，斯特林循環系統在這方面最差。

3）可操控性

斯特林循環系統及閉式布雷頓循環系統均要控制工作壓力，此外，閉式布雷頓循環系統還要控制汽輪機轉速；熱電偶轉換系統最為簡單，只要控制外圍的AC-DC轉換設備。

4）高可靠性及低保養

考慮到3種系統的特點，在高可靠性及低保養方面主要分析4方面因素：運動部件數目、抗輻照能力、單點失效和熱電轉換單元熱端溫度。①運動部件數目：閉式布雷頓循環系統運動部件數目最多，斯特林循環系統次之，熱電偶轉換指紋沒有運動部件，因此熱電偶轉換系統抗機械損傷能力最強。②抗輻照能力：熱電偶轉換系統抗輻照能力最差，閉式布雷頓循環系統及斯特林循環系統抗輻照能力相當。③單點失效：熱電偶轉換系統不存在單點失效問題；斯特林循環系統裝有多臺斯特林發動機（HOMER-25有6臺斯特林發動機），單臺斯特林發動機失效僅影響總電功率輸出；閉式布雷頓循環系統可以布設多個回路（S＾4為3個回路），單個回路失效僅影響總電功率輸出，不會造成單點失效。④熱電轉換單元熱端溫度：熱電轉換單元的熱端溫度不僅影響熱電轉換單元本身，還影響反應堆本體，溫度越高，造成系統的機械應力越大；為了達到較高的轉換效率，會采用高溫熱電偶轉換方式，如HP-STMCs系統的熱端工作溫度約1300K，而斯特林循環（HOMER-25）熱端平均工作溫度為847.8 K，閉式布雷頓循環（S＾4）熱端平均工作溫度約1050K。

經過綜合對比分析，熱電偶轉換方式具有最優性能。表6為熱電轉換方式性能評定表。

表6 熱電轉換方式性能評定Table 6 Assessment of thermoelectric conversion reactor performance

3.4 廢熱排放方式

從國外空間核反應堆系統的方案來看，除SUSEE系統采用冷凝熱輻射器外，其他全部采用熱管輻射器排出廢熱。因此，熱管輻射器將作為未來核反應堆系統廢熱排放方式的研究方向。

3.5 輻射屏蔽模式

以月球應用為例，目前有全集成屏蔽、天然地形屏蔽和月壤屏蔽3種輻射屏蔽模式可供選擇。全集成屏蔽模式質量巨大，不具備可行性；天然地形屏蔽模式利用天然地形（環形坑等）進行屏蔽，只需部分人造屏蔽，所需質量較小，但受地形限制明顯，約束較大；月壤屏蔽模式的質量很小，可達到良好的屏蔽效果，缺點是需要專用的月壤移動或挖掘設備，以及一定布置時間，有一定風險。

3.6 小結

綜合考慮尺寸、質量、發射安全性、可靠性和無人自主維護等應用要求，未來空間核反應堆系統采用鋰熱管冷卻快堆，多級熱電偶進行熱電轉換，鉀熱管輻射器進行廢熱排放，利用月壤實現輻射屏蔽防護。

4 啟示

空間核反應堆是空間探測任務（特別是月球基地）能源系統電能和熱能的理想選擇。近年來，美國、俄羅斯和日本等國家都對核反應堆系統的空間應用方案開展了研究，而我國在這方面的研究還處于初步階段，基礎較為薄弱。本文對空間核反應堆的關鍵指標，如堆型選擇、堆芯冷卻方式、熱電轉換方式、廢熱排放方式和輻射屏蔽模式等進行對比分析，給出優選順序。結合空間應用背景，在后續的研究中，須著重考慮以下幾方面。

（1）發射安全。當出現發射事故時，必須保證反應堆處于次臨界狀態，不發生核反應，不應有核物質泄漏，不應對環境產生放射性危害，這就要采用相應的模塊化技術、輕小型化技術和安全性技術。

（2）無人自主管理。由于受實際應用條件限制，航天員無法開展反應堆系統的復雜維護保養工作，因此，核反應堆必須具有很高的自主可靠性，能夠在無保養條件下實現長期穩定運行，實現無人自主管理。

（3）空間低重力環境適應性。在設計中，必須考慮空間環境的低重力特性，反應堆內各部組件的設計均須滿足低重力運行要求，特別是換熱設備（熱管、冷卻劑回路等）應考慮低重力條件帶來的一系列安全問題。

（4）輻射防護。在核反應堆設計中，要考慮對周圍設備和人員的輻射防護問題，包括采取距離防護、時間防護和屏蔽防護等。在滿足防護要求的前提下，要盡可能減小輻射屏蔽體的質量。

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