兆瓦級大型天基核動力系統方案設計研究

文青龍, 秦 晟, 段振剛, 張瑞謙

(1.重慶大學 能源與動力工程學院核工程與核技術系, 重慶 400044; 2.重慶大學 低品位能源利用技術及系統教育部重點實驗室, 重慶 400044; 3.兩江新能源(核能與動力)實驗室, 重慶 400044;4.中國核動力研究設計院,四川 成都 610213)

0 引言

空間探索對于消除地球人口過剩、克服地球資源減少的問題有巨大的意義。 空間探索任務遇到的挑戰之一就是航天器的能源,它需要更強大、耐用和可靠的動力來源。 空間核反應堆是空間推進能量密度最高的方式之一,因此空間核動力逐漸成為空間探索的最佳選擇。 隨著深空探索技術的發展,對空間反應堆的輕量化、高效率、大功率提出了更高的要求,一些新式空間核反應堆概念方案也相繼被提出。 關注度較高的包括熱管冷卻反應堆[1]、氣冷空間堆[2]和液態金屬冷卻堆[3]等,其中氣冷空間堆與其他反應堆相比有許多優點。 它可以消除腐蝕問題從而延長使用壽命。 它的設計很靈活,不需要很多修改就可以輕松拓展。 它還擁有有限的系統總質量、復雜性和高轉換效率。 其中,使用He-Xe 混合氣體冷卻的反應堆具有效率高、質量輕的獨特優勢[4]。 此外,空間反應堆使用的能量轉換方式主要包括靜態轉換和動態轉換等,其中靜態轉換技術比較成熟,但轉換效率相對較低。 在大功率空間核反應堆中,使用動態循環進行動力轉換是合理的,動態轉換方式包括朗肯循環、斯特林循環和布雷頓循環[5],其中,當功率在百千萬級及以上時使用布雷頓循環更加合適。

雖然國際上已經提出一些He-Xe 氣冷空間堆的概念,但仍未有一項技術方案取得大家的認可,一些關鍵技術仍然在激烈討論之中。 因此,為了獲得更優異的He-Xe 氣冷堆性能,本研究將開展新型兆瓦級空間氣冷堆推進系統[6]的堆芯物理及輻射屏蔽概念設計,分析堆芯的熱工水力性能,評價系統的能量轉換方式及其性能,在此基礎上開展了兆瓦級大型天基核動力系統桁架及廢熱排放關鍵設備的結構設計。

1 氦氙堆核動力系統簡介

圖1 氦氙冷卻空間堆核動力系統結構

反應堆可在3.6 MWe 滿功率下運行10 年,該設計壽命可滿足太陽系內的空間運輸任務或地面任務的要求、風險以及成本。 采用Xe-He 混合氣體冷卻反應堆堆芯,通過B4C 控制棒實現反應性控制,為了獲得較大的反應性控制并減少控制棒夾持組件,控制棒的尺寸相對燃料棒大。 輻射屏蔽采用不銹鋼包裹的屏蔽材料進行屏蔽,由于中子屏蔽材料LiH 容易出現腫脹,應限制其工作溫度。 伽馬屏蔽采用W-B4C,具有較好的屏蔽和質量減輕效果[8]。

為盡量獲得兆瓦級空間核動力系統較大的功率輸出,采用閉式布雷頓循環[9]進行動力轉換。 散發大量廢熱是實現高功率(兆瓦級)大型空間反應堆結構(Large Space Reactor Structure, LSS)必須考慮的技術問題之一,液滴輻射器(Liquid Droplet Radiator,LDR)是目前解決此問題最重要的方法之一,其輕巧的結構、對隕石撞擊的高抵抗力、發射時所需的存儲空間小以及易于在空間展開等優點,使其成為LSS 極具吸引力的散熱系統。 因此,本設計選用液滴輻射器產生液滴的方式向太空排出系統余熱,液滴能與太空進行更充分的熱交換。

2 設計方案

2.1 計算方法

本文使用清華大學工物系REAL 團隊自主研發的堆用蒙特卡洛程序(Reactor Monte Carlo code,RMC)進行堆芯物理計算。 RMC 針對反應堆計算分析中的基本需求,同時結合先進與新概念反應堆設計時幾何結構靈活、中子能譜復雜及材料組分多樣、各向異性及泄露強等特點進行研發,是多物理多尺寸耦合核能系統數值分析平臺的物理計算核心。 本文利用RMC 對所設計的兆瓦級空間氣冷堆進行了徑向中子通量展平,并進行了臨界計算、燃耗計算及控制棒積分價值計算。 燃耗計算選擇的源迭代參數為每代10 000 個粒子,共320 代,忽略前20 代,其余計算選擇的源迭代參數均為每代粒子數50 000,共320 代,忽略前20 代,計算結果表明誤差在0.02%以內。

2.2 中子物理

堆芯的橫截面如圖2 所示,設計17 圈共612 根燃料棒,燃料棒呈正三角形排列,間距為16 cm,如圖3 所示。 從內到外對稱分布有3 圈共計19 根控燃料棒制棒,每根控制棒占據7 根燃料棒的位置,控制棒導向管及堆內壁結構材料均制成與燃料棒相同尺寸的外形,用以防止冷卻劑旁通以更好地冷卻堆芯。

圖2 堆芯橫截面

圖3 燃料棒布置

本設計的堆芯包含612 根燃料棒,且還有控制棒、結構材料和反射層等,若進行全堆芯建模則計算量太大,會浪費大量計算機資源、大大降低計算效率。本文選擇對堆芯1/12 部分進行建模。 邊界上由于對稱性設置為全反射邊界條件,該1/12 堆芯活性區模型有44 根整燃料棒和14 根半燃料棒,有第一圈1 根控制棒的1/12 部分,有第二圈6 根控制棒中1 根的1/2 部分,有第三圈12 根控制棒中2 根的各1/2 部分,其余材料均為全堆芯的1/12。 這樣處理后可極大地減小計算量,節省計算機資源,提高計算效率。

保證反應堆內中子通量盡可能地分布均勻是反應堆設計中一個重要的問題。 為了更直觀地分析各種工況下的中子通量分布,通過將各工況下每個柵元的中子通量除以該工況下柵元中子通量的最大值以對數據進行歸一化處理,得到一個更為直觀的相對中子通量分布圖。 功率峰因子是燃料區域內中子通量的最大值與中子通量平均值的比值,設計時應盡量降低功率峰因子。 為研究不同位置的控制棒對徑向中子通量分布及功率峰因子的影響,初始研究共設計了4 組工況,分別為不插入控制棒、第一圈控制棒完全插入、第二圈控制棒完全插入、第三圈控制棒完全插入,所得徑向中子通量分布如圖4 所示,各工況下的徑向功率峰因子如表1 所示。 結果表明,未插入控制棒時,中心區域的中子通量較高,向外逐漸減小,此時功率峰因子為1.237;第一圈控制棒完全插入后,中心區域的中子通量降低,尤其是在靠近控制棒的區域,由于原本中心區域中子通量很高,此時中子通量降低得很多,中子通量分布變得更平坦一些,功率峰因子降低到1.174;第二圈控制棒完全插入后,控制棒附近區域的中子通量受到抑制,整體的中子通量分布更加平坦,功率峰因子降為1.185;第三圈控制棒完全插入后,外部區域的中子通量受到抑制而降低,中心區域的中子通量仍然很高,此時中子通量分布更加不均勻,功率峰因子并未降低反而增加到1.458。

表1 不同工況下的徑向功率峰因子

圖4 不同工況下中子通量分布

本文還對所設計的反應堆進行了臨界計算,研究了燃料富集度對反應性的影響。 燃料富集度區間為84%到98%,以2%為步長,對初始有效增殖系數和完全停堆時有效增殖系數共進行了16 組計算。 反應堆初始有效增殖系數隨燃料富集度變化關系曲線如圖5 所示,可以看出初始有效增殖系數隨燃料富集度的增加基本上呈線性變化,燃料富集度每增加2%,初始有效增殖系數增加0.010 641。 反應堆完全停堆時有效增殖系數隨燃料富集度變化關系曲線如圖6 所示,可以看出反應堆完全停堆時有效增殖系數隨燃料富集度的增加也基本上呈線性變化,燃料富集度每增加2%,完全停堆時有效增殖系數增加0.010 911。 本文最終選擇的燃料富集度為92%,初始有效系數為1.152 219,能保證反應堆具有較大的剩余反應性,可運行足夠長時間,控制棒完全插入反應堆時有效增殖系數為0.879 481,能保證反應堆具有足夠的停堆深度,可保證反應堆的安全。

圖5 初始Keff 隨燃料富集度變化關系

圖6 停堆Keff 隨燃料富集度變化關系

2.3 燃耗計算

燃耗計算所選擇的燃料富集度為92%,反應堆總的熱功率為3.6 MWt,共進行73 個燃耗步計算,每個燃耗步長為100 天。

——堅持節約資源和保護環境基本國策，科學規劃生產空間、生活空間、生態空間，不斷探索創新自然資源管理利用方式，大力推進資源節約集約和高效利用，為全省經濟社會發展提供了有力保障。

有效增殖系數隨滿功率運行時間的變化如圖7 所示,可以看出,隨著反應堆滿功率運行,Keff 隨運行時間基本呈負線性變化。 計算結果表明,初始Keff 為1. 152 342 ,滿功率運行20 年后Keff 為1. 056 452 ,此時燃耗深度達到72. 781 MWd/kg。由計算結果分析,該反應堆的設計使用壽命應當超過20 年。

圖7 燃耗計算

2.4 熱工水力

采用子通道程序對1/12 模型進行數值模擬,獲得反應堆的流動和傳熱特性。 1/12 堆芯的流量分配和溫度分布如圖8 和圖9 分別所示。 通過調整流量分配達到溫度展平,而改變控制棒棒位及整體流量對溫度展平的作用不太明顯。 調整流量分配后的最高溫度和最低溫度差為98.66 ℃。 如圖7 所示,燃料棒區域分配比較大的流量,而控制棒區域分配相對小的流量,這是為了讓冷卻劑更好地帶走燃料芯塊產生的熱量,從而達到溫度展平的目的。 通過上述措施,溫度分布比較均勻,得到了良好的展平效果如圖9所示。

圖8 流量分配

圖9 堆芯徑向溫度分布

冷卻劑、包殼、芯塊溫度沿軸向的分布如圖10 所示。 芯塊最高溫度出現在堆芯軸向中心位置,約為1 785.5 ℃,低于UO2所允許的最高溫度1 800 ℃。 包殼最高溫度出現在中心與出口之間,且比堆芯的最高溫度靠后。 冷卻劑溫度沿著軸向位置逐漸升高,冷卻劑入口溫度為480 ℃,出口溫度為1 000 ℃。

圖10 燃料芯塊、冷卻劑、包殼軸向溫度變化

2.5 動力轉換

動力轉換系統采用兩個閉式布雷頓循環回路作為熱電轉換系統,將反應堆中產生的熱量轉化為電能,廢熱排放采用液滴輻射換熱器,液滴直接與空間低溫環境接觸,如圖11 所示。

圖11 閉式布雷頓循環系統模擬流程

本文模擬閉式布雷頓循環,給定的基準工況為反應堆出口溫度T4= 1 326 K,反應堆入口壓力p4=3 MPa,壓縮機入口溫度T1=300 K,He-Xe 工質質量流量qm=20 kg/s,此時壓縮機壓縮比為2.155,考慮到回熱度過高會導致系統質量增大,所以選取回熱度ε=0.85。 閉式布雷頓循環系統計算如圖12 所示。通過計算可知,系統電功率可達到1.511 MW,系統效率為37.42%。

圖12 閉式布雷頓循環系統

2.6 輻射屏蔽

在空間核反應堆工作過程中,反應堆堆芯會產生大量的輻射并向外釋放,為防止系統的結構材料和儀器設備在受到照射后發熱、活化以及性能劣化,需要對其進行輻射屏蔽。 阿爾法粒子、電子、低能量的中子很容易受到堆芯材料阻擋,運動距離短,因此輻射屏蔽的對象主要是伽馬射線和快中子。 空間核動力通常采用影子屏蔽的方式進行輻射屏蔽。 一般要求屏蔽后的劑量平面上的中子注量容許限值為1×1012n·cm-2·s-1(快中子,能量大于0.1 Mev),伽馬射線吸收劑量的容許極限分別為1.0 M rad,因此輻射防護的要求就是在設計壽命內,屏蔽后的劑量平面輻射值不能超過輻射量的容許極限。 為了確保儀器設備的安全性,在劑量平面輻射值與容許極限之間設置了10%的余量。 本設計的He-Xe 氣冷空間快堆的預期壽命是10 年,因此要求中子注量和伽馬射線吸收劑量在劑量平面的限值分別為2.853 882×103n·cm-2·s-1和2.853 882×10-3rad。

可見空間核動力系統的影子屏蔽的位置如圖13所示,屏蔽層遮擋住反應堆產生的輻射,動力轉換設備以及電子設備等處于屏蔽層的陰影之下,從而得到保護。 反應堆堆芯產生的快中子和伽馬射線在到達屏蔽層之前,軸向上會經過反射層,冷卻劑、熱屏蔽層、結構材料也會對輻射劑量產生一些影響。 屏蔽層的外圍具有B4C 層,其中設置有冷卻劑管道,可以降低He-Xe 混合氣體的輻射劑量。 對反應堆本體結構做出簡化,保留尺寸較大和對輻射劑量有較大影響的結構和材料。 對于屏蔽層,忽略徑向外圍結構,只保留起主要屏蔽功能的結構。 簡化后的空間核動力系統影子屏蔽布局如圖13 所示。 影子屏蔽的結構組成,分為中子屏蔽材料與伽馬屏蔽材料兩部分。伽馬屏蔽材料置于中子屏蔽材料內部,有利于質量優化。 由于徑向上遠離中心處輻射劑量降低,為了避免外圍過度屏蔽及減輕質量,對屏蔽層外圍進行一部分切割。 劑量平面位于距堆芯底部182 cm 處。反射層材料為BeO,冷卻劑為He-Xe 混合氣體,熱屏蔽使用B4C 材料,結構材料為不銹鋼。 由于LiH 具有密度低和中子屏蔽能力強的特點,所以選擇LiH作為中子屏蔽材料。 伽馬屏蔽材料選用W-B4C 復合材料。

圖13 空間核動力系統影子屏蔽布局

如圖14 所示,輻射屏蔽只要求在軸向劑量平面上的中子和光子滿足容許極限,而在徑向上不做嚴格的要求。 中子和光子在到達劑量平面前,會經過反射層、冷卻劑、結構材料、熱屏蔽層、屏蔽層。 將這些結構在軸向上取設計尺寸,徑向取相同尺寸建立計算模型。

圖14 軸向中子通量分布

2.7 廢熱排放

大型天基核動力系統各子系統之間均有密切聯系,而熱控制系統幾乎和所有分系統相互影響。 熱控制既要保證航天器上各種儀器設備、各個分系統零部件所需要的熱環境條件,反過來任何分系統的技術方案和參數的確定,又直接影響熱控制系統的設計。

液滴式輻射器是熱控系統中的關鍵部件之一,液滴式輻射發生器必須能形成設計好的液滴層。 研究表明,比較合適的液滴流的數量在105 到107 之間,對于MW 級的LDR,每條液滴流中應含有約105 個液滴,液滴速度的合理范圍是3 到30 m/s 之間,其直徑在50 到500 μm 之間。

為形成具有均勻速度和直徑的液滴,最合適的是外加周期性擾動崩解毛細射流,本設計采用壓電轉換器與孔板相接,通過振動孔板,使其與流體產生相對運動而給射流施加擾動。 產生的液滴速度不超過8 m/s 時,液滴損失率不超過1/106,對于3×10 的孔陣,液滴速度在4～5 m/s 時,液滴損失率小于1/108。

設計后的液滴式輻射器,液滴飛行距離為22 m,液滴飛行速度約5 m/s。 液滴發生器孔數約416 000個,液滴數約為91 520 000 000 個,單個液滴直徑約100 μm。

3 結語

本文提出了一種新的3.6 MW 的空間高溫氣冷反應堆的概念設計,它具有效率高、重量輕等獨特優勢。 本文以該高溫氣冷堆為研究對象,對其進行了中子學、熱工水力、動力轉換系統和輻射防護計算分析。計算結果表明:(1)堆芯能夠順利達到臨界狀態,并且控制棒在完全插入堆芯的Keff 為0.879 481 ,可以保證反應堆具有足夠的停堆深度。 同時,在3.6 MW熱功率下運行20 年后的Keff 大于1,能夠保證反應堆在設計壽命內的正常運行。 (2)在進行流量分配后,19 kg/s 流量下的堆芯溫度展平效果比較好,最高和最低溫度相差91.08 ℃。 冷卻劑入口流速29.1 m/s,出口流速42 m/s,壓強變化在0.2 bar 左右。 包殼和芯塊的溫度沿軸向有先增加后降低,燃料芯塊的溫度沿軸向變化比較大,最高溫度在堆芯的軸向中心位置,為1 900 ℃。 冷卻劑入口溫度為640 ℃,出口溫度為1 000 ℃。 傳熱系數總體呈現上升趨勢。 (3)以He-Xe 混合氣體為工質的閉式布雷頓動力轉換系統回熱度為0.8,質量流量為19 kg/s,壓縮比為2.3,熱電轉換效率為25.2%,發電功率為0.988 MW。(4)以LiH 為中子屏蔽材料、W-B4C 為光子屏蔽材料,在設計壽命內劑量平面的中子通量小于2 000 n/cm2·s,滿足對輻射屏蔽的要求。