核反應(yīng)堆空間應(yīng)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(shè)計(jì)部，北京 100094）（2 中國(guó)原子能科學(xué)研究院，北京 102413）

1 引言

隨著我國(guó)空間探測(cè)計(jì)劃的開(kāi)展與實(shí)施，探測(cè)器將面臨更為復(fù)雜、嚴(yán)峻的空間環(huán)境。以無(wú)人值守的月球基地為例，要經(jīng)歷長(zhǎng)達(dá)14個(gè)地球日無(wú)光照的月夜，以及極端高低溫條件（低溫達(dá)到-180 ℃，高溫達(dá)到＋145 ℃）。在此條件下，傳統(tǒng)航天器采用的“太陽(yáng)電池陣＋蓄電池組”的電源系統(tǒng)配置已經(jīng)無(wú)法滿足任務(wù)需求。不受環(huán)境影響、長(zhǎng)壽命、安全可靠的核能源成為空間探測(cè)的必然選擇。

空間核能源主要包括放射性同位素和核反應(yīng)堆兩種類型。放射性同位素?zé)嵩矗≧adioisotope Heater Unit，RHU）已經(jīng)在我國(guó)探月工程中得到應(yīng)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(yīng)產(chǎn)生熱量，可靠性高，壽命長(zhǎng)達(dá)數(shù)十年。放射性同位素電源（Radioisotope Thermoelectric Generator，RTG）利用塞貝克效應(yīng)溫差原理產(chǎn)生電能，但其熱電轉(zhuǎn)換效率低，輸出電功率最大也僅能達(dá)到百瓦級(jí)。相比RTG，核反應(yīng)堆優(yōu)勢(shì)明顯，電功率可以達(dá)到百千瓦級(jí)甚至更高。核反應(yīng)堆主要由堆本體、熱電轉(zhuǎn)換裝置、熱管輻射器組成。美國(guó)、俄羅斯、日本等國(guó)家均對(duì)核反應(yīng)堆的空間應(yīng)用產(chǎn)生了濃厚的興趣，研究并提出了數(shù)十種空間核反應(yīng)堆系統(tǒng)方案。我國(guó)在空間核反應(yīng)堆的研究方面才剛剛起步，如對(duì)日本提出的月球反應(yīng)堆方案的固有安全特性（無(wú)保護(hù)超功率事故和無(wú)保護(hù)失流事故）的分析［1］，以及對(duì)月球表面應(yīng)用核反應(yīng)堆電源的一些初步概念性研究。由于地面核反應(yīng)堆的規(guī)模、質(zhì)量和體積較大，不適用于航天領(lǐng)域，因此空間核反應(yīng)堆的研究、設(shè)計(jì)、建造、調(diào)試及飛行試驗(yàn)將是一個(gè)長(zhǎng)期過(guò)程。

本文通過(guò)調(diào)研國(guó)外研究情況，對(duì)空間核反應(yīng)堆的選型與設(shè)計(jì)進(jìn)行了分析，總結(jié)了其空間應(yīng)用的關(guān)鍵技術(shù)，可為月球基地能源系統(tǒng)方案設(shè)計(jì)提供技術(shù)支撐，同時(shí)也為其他空間探測(cè)任務(wù)的能源系統(tǒng)設(shè)計(jì)提供借鑒與參考。

2 國(guó)外研究情況

2.1 美國(guó)

自20世紀(jì)60年代開(kāi)始，美國(guó)投入大量精力對(duì)可用于月球或火星基地的空間核反應(yīng)堆能源系統(tǒng)進(jìn)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(tǒng)［3-4］，可升級(jí)堿金屬熱電轉(zhuǎn)換空間核反應(yīng)堆系統(tǒng)（SAIRS）［5］，熱管冷卻多級(jí)熱電偶轉(zhuǎn)換反應(yīng)堆能源系統(tǒng)（HP-STMCs）［6］，扇區(qū)緊湊型空間反應(yīng)堆能源系統(tǒng)（SCoRe），淹沒(méi)次臨界安全空間核反應(yīng)堆系統(tǒng)（S＾4）［7］，火星表面反應(yīng)堆（MSR）［8-9］，熱管火星／月球探測(cè)反應(yīng)堆（HOMER）［8-9］，基于現(xiàn)有壓水堆技術(shù)的緊湊、小質(zhì)量空間核動(dòng)力系統(tǒng)（SUSEE），星球表面經(jīng)濟(jì)裂變能源系統(tǒng)（AFSPS）［10］，月球革新優(yōu)化反應(yīng)堆-月壤集群反應(yīng)堆系統(tǒng)（LEGO-LRCS）［10］等。本文重點(diǎn)對(duì)其中具有代表性的SNAP-8 系列、SP-100布雷頓能量系統(tǒng)、MSR、HOMER 和AFSPS系統(tǒng)進(jìn)行介紹。

2.1.1 SNAP-8系列

美國(guó)從20世紀(jì)60年代開(kāi)始研究將SNAP-8系列反應(yīng)堆用于月球探測(cè)。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(tài)NaK金屬冷卻、轉(zhuǎn)鼓控制熱中子堆，堆芯采用U-ZrHx燃料元件。如果應(yīng)用于月球基地，可采用朗肯循環(huán)熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)或熱電偶轉(zhuǎn)換系統(tǒng)。針對(duì)這兩種轉(zhuǎn)換系統(tǒng)，分別設(shè)計(jì)了兩種模式。SNAP-8系列詳細(xì)參數(shù)見(jiàn)表1。

表1 SNAP-8系列反應(yīng)堆技術(shù)參數(shù)Table 1 Technical parameters of SNAP-8nuclear reactor

2.1.2 SP-100布雷頓能量系統(tǒng)

SP-100布雷頓能量系統(tǒng)將反應(yīng)堆和布雷頓（Brayton）循環(huán)能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)結(jié)合在一起，在反應(yīng)堆與能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)之間采用液態(tài)金屬-氣熱交換器。SP-100為高溫液態(tài)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(nèi)表面采用金屬錸，壽命初末期燃料棒峰值運(yùn)行溫度分別為1400 K和1450K。它采用模塊化設(shè)計(jì)，通過(guò)改變?nèi)剂辖M件數(shù)量可以提供多種等級(jí)的能量輸出，即8～15 000kW電功率。SP-100布雷頓能量系統(tǒng)共完成了2個(gè)版本設(shè)計(jì)，反應(yīng)堆詳細(xì)參數(shù)見(jiàn)表2。

表2 SP-100布雷頓能量系統(tǒng)技術(shù)參數(shù)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(zhuǎn)換系統(tǒng)包括能量轉(zhuǎn)換單元、傳輸系統(tǒng)和熱交換器。能量轉(zhuǎn)換單元的轉(zhuǎn)換效率大于10%，全堆共產(chǎn)生125kW 的直流電功率，可轉(zhuǎn)換成100kW 的交流電功率；傳輸系統(tǒng)包含25個(gè)獨(dú)立的直流-交流轉(zhuǎn)換器，以提高傳輸電壓；其余約900kW 的熱量通過(guò)包在熱離子元件外的環(huán)形熱管傳輸至鉀熱管輻射器（輻射溫度達(dá)940K）。MSR 系統(tǒng)結(jié)構(gòu)為錐形，最大直徑4.8m，高3m，總質(zhì)量6.5t，比功率約為15.4W／kg。圖1為MSR系統(tǒng)設(shè)想圖。

圖1 MSR 系統(tǒng)設(shè)想圖Fig.1 Imaginative diagram of MSR system

2.1.4 HOMER

HOMER 可以產(chǎn)生百千瓦量級(jí)的電功率，以供火星或月球任務(wù)的生命支持、推進(jìn)劑生產(chǎn)和科學(xué)實(shí)驗(yàn)，并為作物生長(zhǎng)提供高強(qiáng)度照明等。HOMER系統(tǒng)秉承低成本、短研發(fā)周期和高可靠性的設(shè)計(jì)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(chǎn)生3kW 電功率，效率20.0%，堆芯直徑18.1cm，堆本體（不含屏蔽體）質(zhì)量0.21t，系統(tǒng)總質(zhì)量0.78t，比功率約3.9 W／kg。HOMER-25設(shè)計(jì)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(nèi)的堆本體質(zhì)量為1.26t，系統(tǒng)總質(zhì)量2.13t，效率約26.5%，比功率約11.7 W／kg。

2.1.5 AFSPS

AFSPS系統(tǒng)采用UO2燃料、NaK 液態(tài)金屬冷卻、斯特林循環(huán)及水冷熱管輻射器，可提供40kW電功率，設(shè)計(jì)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(tǒng)的總質(zhì)量為4.9t（包含反應(yīng)堆、屏蔽體、能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)、能量調(diào)控及分布系統(tǒng)、廢熱排放及20%富余質(zhì)量），系統(tǒng)效率約22.9%，比功率約為8.1 W／kg。全集成模式AFSPS系統(tǒng)的總質(zhì)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(jié)構(gòu)簡(jiǎn)圖。

圖2 AFSPS堆芯截面及屏蔽體結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)圖Fig.2 Core section and shield structure of AFSPS

2.2 俄羅斯

近年來(lái)，俄羅斯開(kāi)始不斷加強(qiáng)對(duì)空間核動(dòng)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(yīng)的反應(yīng)堆系統(tǒng)方案?？傮w來(lái)說(shuō)，堆本體基本上采用液態(tài)金屬冷卻快堆；熱電轉(zhuǎn)換基本上采用熱離子轉(zhuǎn)換技術(shù)及動(dòng)態(tài)轉(zhuǎn)換技術(shù)，對(duì)于熱離子轉(zhuǎn)換技術(shù)的研究，集中在提高熱離子元件壽命及單個(gè)熱離子元件電功率輸出上。用于月面的反應(yīng)堆系統(tǒng)，采用輻射器廢熱排放方式；用于火星的反應(yīng)堆系統(tǒng)，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(tǒng)電功率輸出根據(jù)任務(wù)需求不同，從數(shù)十至數(shù)百千瓦不等；系統(tǒng)可設(shè)計(jì)成移動(dòng)式或固定式，移動(dòng)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(shè)計(jì)壽命一般為10年。“能源”火箭航天企業(yè)聯(lián)合俄羅斯物理動(dòng)力研究院及其他研究單位完成的Акация 核反應(yīng)堆，電功率為150kW，壽命不低于10年，質(zhì)量為7～9t。該裝置可建在距離居民區(qū)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(yīng)堆對(duì)周圍環(huán)境的輻射。

2.3 日本

日本提出了一種適合于月球表面的鋰?yán)淇熘凶雍朔磻?yīng)堆電源系統(tǒng)［1］，稱為可換料全集成式設(shè)計(jì)系統(tǒng)-L（RAPID-L）。該系統(tǒng)采用一體化設(shè)計(jì)思想，能夠自主運(yùn)行和管理，可以提供200kW 的電功率，反應(yīng)堆熱功率為5 MW 左右?？紤]到月球基地的負(fù)載功率等級(jí)，在能量轉(zhuǎn)換方式上選取技術(shù)成熟的熱電偶轉(zhuǎn)換技術(shù)（轉(zhuǎn)換效率為4%～5%），整個(gè)系統(tǒng)效率約3%。其換料方式是將整個(gè)燃料組件一次性更換，每個(gè)燃料組件可持續(xù)運(yùn)行10年，整體換料后又可運(yùn)行10年。這種換料方式可提高反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)的長(zhǎng)期可靠性，并可減少運(yùn)行期間的檢查，非常適合應(yīng)用于月球基地。

2.4 小結(jié)

表3為國(guó)外空間核反應(yīng)堆匯總?？傮w來(lái)看，美國(guó)處于遙遙領(lǐng)先的地位，投入了很多人力物力，對(duì)大量方案進(jìn)行了深入、系統(tǒng)的研究；俄羅斯及其他國(guó)家也不甘落后，表現(xiàn)出濃厚的興趣。從發(fā)展趨勢(shì)來(lái)看，反應(yīng)堆堆型，特別是大功率等級(jí)的核反應(yīng)堆，基本都采用快中子反應(yīng)堆；能量轉(zhuǎn)換方式多種多樣，但側(cè)重點(diǎn)有所不同，美國(guó)以動(dòng)態(tài)轉(zhuǎn)換為主，在靜態(tài)轉(zhuǎn)換方面，熱電偶轉(zhuǎn)換方式研究得多些，俄羅斯則以靜態(tài)熱離子轉(zhuǎn)換為主；美俄兩國(guó)在空間核動(dòng)力方面均有較為成熟及雄厚的技術(shù)儲(chǔ)備，具備在8～10年內(nèi)研制出月球表面應(yīng)用核電站的技術(shù)能力。

表3 空間核反應(yīng)堆典型方案的技術(shù)參數(shù)Table 3 Technical parameters of representative schemes of space nuclear reactor

3 空間應(yīng)用分析

隨著空間應(yīng)用需求的逐漸加強(qiáng)和空間技術(shù)的逐漸成熟，研究月球或火星基地，已提上我國(guó)空間探測(cè)的日程，其中首先要研究基地能源供給問(wèn)題。雖然核反應(yīng)堆是一種理想的解決方案，但其空間飛行經(jīng)驗(yàn)仍然很少，目前國(guó)際上也處于概念與方案研究階段，在設(shè)計(jì)和實(shí)現(xiàn)上都面臨極大的挑戰(zhàn)?；趹?yīng)用前景，下面從堆型選擇、堆芯冷卻方式、熱電轉(zhuǎn)換方式、廢熱排放方式和輻射屏蔽模式5個(gè)方面進(jìn)行分析，為未來(lái)我國(guó)空間核反應(yīng)堆的發(fā)展提供參考。

3.1 堆型選擇

反應(yīng)堆的堆芯設(shè)計(jì)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(zhì)量、小尺寸

堆型的尺寸大小會(huì)影響燃料裝載質(zhì)量，以壽命5年的空間反應(yīng)堆為例，熱堆裝載燃料質(zhì)量最小，而快堆最多。不同能譜的堆型需要不同數(shù)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(zhì)量較小。綜合考慮，快堆在質(zhì)量和尺寸方面最具優(yōu)勢(shì)。

2）可發(fā)射性／事故安全性

能譜選擇要考慮發(fā)射事故中的臨界風(fēng)險(xiǎn)。設(shè)計(jì)時(shí)要保證在最差的情況下，反應(yīng)堆堆芯保持次臨界。相對(duì)于熱堆，超熱堆和快堆的中子被水慢化后存在反應(yīng)性增加的現(xiàn)象（因?yàn)榱炎兘孛骐S中子能量減小而增加），因此超熱堆和快堆的設(shè)計(jì)安全性不及熱堆。不過(guò)，快堆結(jié)構(gòu)最緊湊，因此更易于安置在運(yùn)載中。

3）可操控性

隨著反應(yīng)堆的運(yùn)行，易裂變的核素濃度逐漸降低，造成的反應(yīng)性變化要由一些控制裝置（控制棒、轉(zhuǎn)鼓、滑移反射層）來(lái)補(bǔ)償。相對(duì)于超熱堆和熱堆，快堆能最大程度地將可裂變核素轉(zhuǎn)化成易裂變核素，在一定程度上彌補(bǔ)易裂變核素濃度減小產(chǎn)生的影響，且快堆的燃料裝載量最大，可以在壽命期內(nèi)獲得更平坦有效增值系數(shù)，不需要復(fù)雜地移動(dòng)控制設(shè)備?？於训闹凶有孤┞首畲螅梢酝ㄟ^(guò)堆芯外圍的控制裝置對(duì)反應(yīng)性進(jìn)行干預(yù)。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(jìn)行控制，堆外控制方式可以簡(jiǎn)化堆芯結(jié)構(gòu)，提高可靠性。

4）高可靠性及低保養(yǎng)

由于存在較高的輻射劑量，航天員不方便對(duì)反應(yīng)堆進(jìn)行直接維護(hù)，因此必須著力提高反應(yīng)堆自身的可靠性，盡量減少堆芯的運(yùn)動(dòng)部件。快堆的中子泄漏率最大，對(duì)堆內(nèi)移動(dòng)式控制裝置需求較小，可以簡(jiǎn)化控制結(jié)構(gòu)。但是，快中子能量最高，對(duì)反應(yīng)堆材料的輻射損傷最嚴(yán)重，屏蔽體質(zhì)量也最大，因此，在輻照損傷及輻射防護(hù)方面，快堆較差，而熱堆具有最佳特性。

參照美國(guó)的堆芯選擇評(píng)判標(biāo)準(zhǔn)［8-9］，快堆用于空間及星球表面具有最優(yōu)性能；但需要注意的是，反應(yīng)堆堆芯的設(shè)計(jì)應(yīng)重點(diǎn)關(guān)注發(fā)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(píng)定表。

表4 堆型性能評(píng)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(tài)金屬冷卻和氣冷。

1）小質(zhì)量、小尺寸

一般意義上，液態(tài)金屬冷卻方式質(zhì)量最小，但是另外兩種冷卻方式質(zhì)量也不大，可以忽略差別。在尺寸上，由于冷卻工質(zhì)密度及冷卻方式結(jié)構(gòu)上的差別，氣冷體積最大，液態(tài)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(yōu)的熱瞬態(tài)反饋性能；氣冷方式熱容最小，其熱瞬態(tài)反饋性能最差；液態(tài)金屬冷卻方式性能居中。

3）高可靠性及低保養(yǎng)

熱管冷卻方式的每根熱管各自獨(dú)立，其熱傳輸設(shè)計(jì)裕量較大，單根熱管或數(shù)根熱管損壞后，熱量可以通過(guò)臨近熱管傳出堆外，對(duì)反應(yīng)堆系統(tǒng)不產(chǎn)生影響；氣冷方式及液態(tài)金屬冷卻方式，由于存在回路管道泄漏失效模式，其系統(tǒng)失效概率遠(yuǎn)大于熱管冷卻方式。因此，熱管冷卻方式具有最優(yōu)的可靠性及最低保養(yǎng)需求。

液態(tài)金屬冷卻或氣冷，一般使用泵或風(fēng)機(jī)驅(qū)動(dòng)冷卻工質(zhì)，存在冷卻劑喪失而造成系統(tǒng)單點(diǎn)失效的風(fēng)險(xiǎn)，可能導(dǎo)致堆芯熔化，任務(wù)失敗。因此，熱管冷卻方式具有最優(yōu)性能。表5為冷卻方式性能評(píng)定表。

表5 冷卻方式性能評(píng)定Table 5 Assessment of core cooling reactor performance

3.3 熱電轉(zhuǎn)換方式

在選擇熱電轉(zhuǎn)換方式時(shí)，須綜合考慮系統(tǒng)尺寸、質(zhì)量、安全性、可操控性、可靠性及維護(hù)等因素。目前，熱電轉(zhuǎn)換方式可劃分為靜態(tài)轉(zhuǎn)換和動(dòng)態(tài)轉(zhuǎn)換兩種。靜態(tài)轉(zhuǎn)換方式主要有熱電偶轉(zhuǎn)換、熱離子轉(zhuǎn)換、堿金屬轉(zhuǎn)換等，其中熱離子轉(zhuǎn)換和堿金屬轉(zhuǎn)換壽命較短，不能滿足需求。動(dòng)態(tài)轉(zhuǎn)換方式主要包括斯特林循環(huán)、閉式布雷頓循環(huán)及朗肯循環(huán)，都具有較高的轉(zhuǎn)換效率（23%～35%），其中朗肯循環(huán)由于在循環(huán)中有工質(zhì)相變，在低重力的空間環(huán)境下存在如何實(shí)現(xiàn)工質(zhì)冷凝和氣液相分離等技術(shù)難點(diǎn)。下面分別針對(duì)熱電偶轉(zhuǎn)換、斯特林循環(huán)及閉式布雷頓循環(huán)進(jìn)行分析。

1）小質(zhì)量、小尺寸

主要從能量轉(zhuǎn)換單元自身尺寸、外圍輔助設(shè)備尺寸和能量轉(zhuǎn)換單元冷端溫度3個(gè)方面進(jìn)行分析。

（1）能量轉(zhuǎn)換單元自身尺寸：熱電偶轉(zhuǎn)換最小，斯特林循環(huán)最大。例如：美國(guó)在20世紀(jì)90年代開(kāi)發(fā)的25kW 斯特林發(fā)動(dòng)機(jī)，其轉(zhuǎn)換效率為25%，質(zhì)量約為0.8t。一個(gè)100kW 電功率的斯特林循環(huán)系統(tǒng)，要配備4 臺(tái)這樣的發(fā)動(dòng)機(jī)，質(zhì)量達(dá)3.2t；100kW的閉式布雷頓循環(huán)系統(tǒng)，其質(zhì)量?jī)H約為2t；而多級(jí)熱電偶轉(zhuǎn)換系統(tǒng)質(zhì)量更小，約0.5t。

（2）外圍輔助設(shè)備：一般而言，斯特林循環(huán)系統(tǒng)及閉式布雷頓循環(huán)系統(tǒng)需要兩臺(tái)熱交換器，一臺(tái)安裝在反應(yīng)堆端，另一臺(tái)位于熱輻射器端；熱電偶轉(zhuǎn)換系統(tǒng)僅需要一臺(tái)DC-AC 轉(zhuǎn)換設(shè)備。經(jīng)初步分析，斯特林循環(huán)系統(tǒng)及閉式布雷頓循環(huán)系統(tǒng)的外圍輔助設(shè)備尺寸及質(zhì)量相當(dāng)，熱電偶轉(zhuǎn)換系統(tǒng)最少。

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

2）可發(fā)射性／事故安全性

如果在斯特林循環(huán)及閉式布雷頓循環(huán)中，均采用氦氣作為工作介質(zhì)，3種能量轉(zhuǎn)換方式在出現(xiàn)發(fā)射事故時(shí)，均不會(huì)產(chǎn)生有毒物質(zhì)釋放到環(huán)境中?？砂l(fā)射性／事故安全性主要考慮發(fā)射階段和月球表面著陸階段的振動(dòng)沖擊，以及其結(jié)構(gòu)形式是否方便安置在火箭中等因素。發(fā)射階段和著陸階段的振動(dòng)沖擊越大，反應(yīng)堆系統(tǒng)中的運(yùn)動(dòng)部件數(shù)目越多，其穩(wěn)定性越差。熱電偶轉(zhuǎn)換方式?jīng)]有運(yùn)動(dòng)部件，性能最優(yōu)，斯特林循環(huán)次之，閉式布雷頓循環(huán)最差。在質(zhì)量及尺寸方面，斯特林循環(huán)系統(tǒng)最大，熱電偶轉(zhuǎn)換系統(tǒng)最小，因此熱電偶轉(zhuǎn)換系統(tǒng)最方便安置在火箭中，斯特林循環(huán)系統(tǒng)在這方面最差。

3）可操控性

斯特林循環(huán)系統(tǒng)及閉式布雷頓循環(huán)系統(tǒng)均要控制工作壓力，此外，閉式布雷頓循環(huán)系統(tǒng)還要控制汽輪機(jī)轉(zhuǎn)速；熱電偶轉(zhuǎn)換系統(tǒng)最為簡(jiǎn)單，只要控制外圍的AC-DC轉(zhuǎn)換設(shè)備。

4）高可靠性及低保養(yǎng)

考慮到3種系統(tǒng)的特點(diǎn)，在高可靠性及低保養(yǎng)方面主要分析4方面因素：運(yùn)動(dòng)部件數(shù)目、抗輻照能力、單點(diǎn)失效和熱電轉(zhuǎn)換單元熱端溫度。①運(yùn)動(dòng)部件數(shù)目：閉式布雷頓循環(huán)系統(tǒng)運(yùn)動(dòng)部件數(shù)目最多，斯特林循環(huán)系統(tǒng)次之，熱電偶轉(zhuǎn)換指紋沒(méi)有運(yùn)動(dòng)部件，因此熱電偶轉(zhuǎn)換系統(tǒng)抗機(jī)械損傷能力最強(qiáng)。②抗輻照能力：熱電偶轉(zhuǎn)換系統(tǒng)抗輻照能力最差，閉式布雷頓循環(huán)系統(tǒng)及斯特林循環(huán)系統(tǒng)抗輻照能力相當(dāng)。③單點(diǎn)失效：熱電偶轉(zhuǎn)換系統(tǒng)不存在單點(diǎn)失效問(wèn)題；斯特林循環(huán)系統(tǒng)裝有多臺(tái)斯特林發(fā)動(dòng)機(jī)（HOMER-25有6臺(tái)斯特林發(fā)動(dòng)機(jī)），單臺(tái)斯特林發(fā)動(dòng)機(jī)失效僅影響總電功率輸出；閉式布雷頓循環(huán)系統(tǒng)可以布設(shè)多個(gè)回路（S＾4為3個(gè)回路），單個(gè)回路失效僅影響總電功率輸出，不會(huì)造成單點(diǎn)失效。④熱電轉(zhuǎn)換單元熱端溫度：熱電轉(zhuǎn)換單元的熱端溫度不僅影響熱電轉(zhuǎn)換單元本身，還影響反應(yīng)堆本體，溫度越高，造成系統(tǒng)的機(jī)械應(yīng)力越大；為了達(dá)到較高的轉(zhuǎn)換效率，會(huì)采用高溫?zé)犭娕嫁D(zhuǎn)換方式，如HP-STMCs系統(tǒng)的熱端工作溫度約1300K，而斯特林循環(huán)（HOMER-25）熱端平均工作溫度為847.8 K，閉式布雷頓循環(huán)（S＾4）熱端平均工作溫度約1050K。

經(jīng)過(guò)綜合對(duì)比分析，熱電偶轉(zhuǎn)換方式具有最優(yōu)性能。表6為熱電轉(zhuǎn)換方式性能評(píng)定表。

表6 熱電轉(zhuǎn)換方式性能評(píng)定Table 6 Assessment of thermoelectric conversion reactor performance

3.4 廢熱排放方式

從國(guó)外空間核反應(yīng)堆系統(tǒng)的方案來(lái)看，除SUSEE系統(tǒng)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(lái)核反應(yīng)堆系統(tǒng)廢熱排放方式的研究方向。

3.5 輻射屏蔽模式

以月球應(yīng)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(zhì)量巨大，不具備可行性；天然地形屏蔽模式利用天然地形（環(huán)形坑等）進(jìn)行屏蔽，只需部分人造屏蔽，所需質(zhì)量較小，但受地形限制明顯，約束較大；月壤屏蔽模式的質(zhì)量很小，可達(dá)到良好的屏蔽效果，缺點(diǎn)是需要專用的月壤移動(dòng)或挖掘設(shè)備，以及一定布置時(shí)間，有一定風(fēng)險(xiǎn)。

3.6 小結(jié)

綜合考慮尺寸、質(zhì)量、發(fā)射安全性、可靠性和無(wú)人自主維護(hù)等應(yīng)用要求，未來(lái)空間核反應(yīng)堆系統(tǒng)采用鋰熱管冷卻快堆，多級(jí)熱電偶進(jìn)行熱電轉(zhuǎn)換，鉀熱管輻射器進(jìn)行廢熱排放，利用月壤實(shí)現(xiàn)輻射屏蔽防護(hù)。

4 啟示

空間核反應(yīng)堆是空間探測(cè)任務(wù)（特別是月球基地）能源系統(tǒng)電能和熱能的理想選擇。近年來(lái)，美國(guó)、俄羅斯和日本等國(guó)家都對(duì)核反應(yīng)堆系統(tǒng)的空間應(yīng)用方案開(kāi)展了研究，而我國(guó)在這方面的研究還處于初步階段，基礎(chǔ)較為薄弱。本文對(duì)空間核反應(yīng)堆的關(guān)鍵指標(biāo)，如堆型選擇、堆芯冷卻方式、熱電轉(zhuǎn)換方式、廢熱排放方式和輻射屏蔽模式等進(jìn)行對(duì)比分析，給出優(yōu)選順序。結(jié)合空間應(yīng)用背景，在后續(xù)的研究中，須著重考慮以下幾方面。

（1）發(fā)射安全。當(dāng)出現(xiàn)發(fā)射事故時(shí)，必須保證反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)，不發(fā)生核反應(yīng)，不應(yīng)有核物質(zhì)泄漏，不應(yīng)對(duì)環(huán)境產(chǎn)生放射性危害，這就要采用相應(yīng)的模塊化技術(shù)、輕小型化技術(shù)和安全性技術(shù)。

（2）無(wú)人自主管理。由于受實(shí)際應(yīng)用條件限制，航天員無(wú)法開(kāi)展反應(yīng)堆系統(tǒng)的復(fù)雜維護(hù)保養(yǎng)工作，因此，核反應(yīng)堆必須具有很高的自主可靠性，能夠在無(wú)保養(yǎng)條件下實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)期穩(wěn)定運(yùn)行，實(shí)現(xiàn)無(wú)人自主管理。

（3）空間低重力環(huán)境適應(yīng)性。在設(shè)計(jì)中，必須考慮空間環(huán)境的低重力特性，反應(yīng)堆內(nèi)各部組件的設(shè)計(jì)均須滿足低重力運(yùn)行要求，特別是換熱設(shè)備（熱管、冷卻劑回路等）應(yīng)考慮低重力條件帶來(lái)的一系列安全問(wèn)題。

（4）輻射防護(hù)。在核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)中，要考慮對(duì)周圍設(shè)備和人員的輻射防護(hù)問(wèn)題，包括采取距離防護(hù)、時(shí)間防護(hù)和屏蔽防護(hù)等。在滿足防護(hù)要求的前提下，要盡可能減小輻射屏蔽體的質(zhì)量。

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