空間鋰冷核反應堆鋰解凍方案探析

李 清，李來冬，劉金宏，葛思淼，胡 古

（中國原子能科學研究院 反應堆工程技術研究部，北京102413）

為了進一步提高空間核反應堆電源輸出功率和能量轉化率效率，需要大幅度提高反應堆出口溫度，鋰工質成為高溫反應堆的重要選擇之一。鋰作為空間核反應的冷卻工質有相當多的優點：載熱密度大，沸點高，密度低，導熱性能好等等。鋰冷堆并不是一個特別新穎的課題，對于鋰冷堆國內外亦有許多相關的工作或研究。與Na-K工質相比，使用鋰作為冷卻劑需面對一個問題：鋰高達454K的熔點使其常溫下成固態，為了保證反應堆正常啟動到達額定功率，必須首先對鋰進行解凍工作。鋰的地面解凍不存在技術難度，用密閉容器電加熱即可，然而在太空之中對鋰冷堆的解凍則存在諸多問題[1-4]。

對于液體金屬鋰冷卻劑在空間堆領域的解凍研究，國內基本處于空白狀態，國際上也只有美國在空間核反應堆電源SP-100的研制過程中開展了部分相關工作。核反應堆的鋰工質解凍涉及到金屬凝固學、熱學、力學、反應堆物理、系統布局和設計等方方面面的問題，具有較高的實現難度和較復雜的系統集成問題。本文主要針對美國在SP-100研制過程中所取得的相關研究成果進行簡要介紹，而后提出可能的解凍方案設想，并對其優缺點進行了比較和分析。

1 SP-100的解凍方案

SP-100太空核反應堆電源最初的任務是為20世紀80年代美國的戰略防御計劃（SDI）提供軌道電源。其設計可覆蓋的功率范圍為10kWe到100kWe，在研制過程中將100kWe作為典型設計方案。該方案采用鋰冷卻核反應堆和靜態熱電轉換技術，通過主要組件和子系統的模塊化設計滿足用戶的重量限制和功率水平要求。在研發過程中設計和開發團隊針對系統功能在制造和測試技術方面取得了很多重大的進展，這些工作對于滿足任務的性能、壽命、安全性和可靠性要求來講至關重要。

SP-100系統和設備的功能布局如圖1和圖2。12個滑動反射層確定了反應堆的中子狀態，并由單獨的驅動機構分別控制，3個安全棒為一組由單個驅動器驅動。反應堆通訊多路轉換器（MUX）單元與遠程系統控制器硬連線，既接收傳感器信息，又向反射層和安全棒驅動器提供控制電源。流入主傳熱系統（PHTS）的冷卻劑鋰首先通過氣體分離/收集器（GSA），該氣體分離器清除了反應堆內產生的氦氣氣泡。然后，冷卻劑鋰通過兩個并聯的熱電電磁泵（TEM）流經兩個平行的功率轉換器（PCA），在此處，大部分鋰傳輸的熱量被消耗，以熱電方式產生系統電力，PCA是包含發電SiGe熱電電池的組件。主冷卻劑熱量通過PCA傳給次級熱傳輸系統（SHTS），次級熱量傳輸系統隨后將廢熱傳輸到熱管散熱器，熱管散熱器將廢熱傳遞到太空。除PHTS、SHTS和散熱器外，還存在輔助冷卻和解凍（ACT）系統，可以解凍固態鋰從而使反應堆啟動，并防止在冷卻劑意外損失（LOCA）期間損壞燃料元件。PHTS和SHTS系統使用鋰作為冷卻劑，可以降低系統質量，而ACT系統使用NaK作為冷卻劑以便獲得較低的熔點使其保持液體狀態。

圖1 SP-100功能布局

圖2 SP-100功能布局

SP-100在環境溫度（300 K）下發射，PHTS和SHTS系統中的鋰為固態，固態鋰提供了剛性管道和組件，消除了液體晃動，從而提供了更安全的發射條件。進入軌道后必須先解凍整個系統，然后才能實現反應堆的正常運行。當系統解凍并加熱到工作溫度1375K時，其體積膨脹超過25%，然后在反應堆停堆時因為凝固體積收縮超過20%。為了應對如此劇烈的變化，系統需要設計相應的功能設備來適應鋰的膨脹和收縮。在PHTS和STHS熱傳輸系統中，設計了用于重復冷凍和解凍循環的體積補償器。如圖3所示，SP-100設置這些體積補償器包括：反應堆本體1個解凍/體積補償器、用于PHTS的12個PCA解凍/體積補償器、用于SHTS的12個PCA解凍/體積補償器，以及另外用于STHS的12個固定散熱器處的解凍/體積補償器。正如Cho等人所公開的那樣，通過使用占PHTS總體積的1/3和占SHTS總體積的1/8的體積補償器，來實現PHTS系統和SHTS系統的工作壓力在整個使用壽命中的穩定和調節。

圖3 SP-100氣體分離器/收集器和體積補償器布局

SP-100設置了輔助冷卻解凍回路（ACT），ACT系統具有6條獨立的主回路和12條獨立的次級回路，它們均使用NaK作為冷卻劑。如圖4所示，由一條主回路和兩條次級回路組成一套解凍回路系統，分別與PHTS系統和SHTS系統相對應，其中兩條次級管路通過TEM泵和熱電轉換器組件（PCA）連接到一條主管路。通過沿PHTS系統和SHTS系統管路布局的主、次級ACT系統，可以實現鋰的解凍和輔助冷卻。ACT系統回路的冗余設置使得其中任何一條回路發生故障均不會損害解凍功能，同時可保證LOCA（失水事故）之后排出反應堆殘留熱量。由于NaK的低熔點（260K），ACT回路不會凍結，并且在反應堆啟動后立即起作用，僅3個小時后，SP-100即可利用ACT系統的PCA提供的電力自我維持，不再需要電池支持。ACT系統使除反應堆容器和輻射器之外的所有SP-100組件解凍。反應堆容器通過堆芯核加熱融化，輻射器通過孔板（bleed-hole）融化[5-6]。

圖4 輔助冷卻和解凍（ACT）回路

堆芯容器的解凍，通過核加熱將溫度升高至900K。熱量通過堆芯內部ACT主回路的52個U型管傳遞出來，堆芯結構布置見圖5。這些高溫工質沿PHTS管道加熱。二級ACT回路通過ACT的TEM泵和ACT的PCA從主回路接收熱量，并在SHTS管道和固定散熱器處加熱。一旦PHTS回路完全融化，就會開始流動，但是由于SHTS流動散熱不充分，PHTS和SHTS之間的溫差接近零，因此壓頭很低。隨著SHTS系統解凍前沿成功地解凍散熱器解凍孔板，回路冷熱端打通完成循環。SHTS回路解凍并且通過固定散熱器開始散熱，系統流量增加，反應堆熱功率即可隨之增加。之所以在散熱器處添加孔板結構，主要是因為SP-100的解凍控制是全自動的，依靠溫差發電的電磁泵會根據系統的溫度對流量進行自動控制。此時為了保證系統的解凍速率與流量相匹配，在散熱器處采取了被稱為“bleed-hole”的孔板結構，來對解凍過程中的系統流量和解凍速度進行調節。

圖5 堆芯結構布置

NaK的低熔點使ACT回路在反應堆停堆后仍可保持足夠時間的熔融狀態，以便PHTS系統和SHTS系統的鋰重新解凍，保障反應堆可重新啟動。例如，SP-100在滿負荷運行一年后，由于反應堆衰變熱，ACT回路在停機后2至6個月仍可繼續運行。另外，反應堆再次啟動時ACT系統的PCA可為所有系統提供初期電源[5,7]。

在SP-100的PHTS回路中，為324L的總容量提供了106L的解凍/體積補償容量，為SHTS回路372L的總容量提供了48L的解凍/體積補償容量。這些解凍/體積補償器的作用是在10年的使用壽命中使得PHTS系統壓力保持在9Psi至22Psi，SHTS系統壓力保持在5Psi。由于在反應堆堆芯中的鋰輻照會產生氦氣，因此PHTS系統壓力會從開始的9Psi逐漸升高，壽期末達到22Psi。但只要系統中有任何GSA連接到液態鋰，就可以保持系統的無空泡狀態。當反應堆熱功率降低時，鋰的溫度也降低并且收縮，解凍/體積補償器中較低的溫度和較大的氣體體積會降低系統壓力。反應堆停堆后，溫度降低，隨著冷凍前沿的發展，液態鋰數量將減少，而解凍/體積補償器的數量也將減少。當最后一個解凍/體積補償器凍結時，剩余的少量液態鋰在沒有解凍/體積補償器的情況下開始凍結，并在功率轉換器熱交換器中形成小的空泡。這樣形成的空泡可在融化期間容納鋰膨脹。PHTS系統以類似的方式從換熱器開始逐步向反應堆堆芯進行凝固，凍結的最后位置是反應堆堆芯，體積收縮產生的空泡集中在堆芯處[2]。啟動系統解凍后，反應堆堆芯中的小空泡會容納鋰膨脹，直到反應堆解凍/體積補償器正常工作為止。一旦解凍/體積補償器正常工作，它們就可以控制PHTS系統壓力，并且液態鋰中不會存在空泡。SHTS回路在功率轉換器處開始加熱，并且在冷凍過程中形成的小空泡容納鋰膨脹，直到SHTS系統管路的解凍/體積補償器起作用為止。正確設計解凍/體積補償器可確保其在凝固和融化過程中都能充分發揮功能。使用解凍/體積補償器設計，可保證初始解凍和任何反應堆停堆后重啟解凍。

2 鋰的解凍和凝固特性

SP-100在環境溫度約300K下發射，此時其PHTS系統和SHTS系統的冷卻劑鋰均為固態。進入軌道后必須先解凍整個系統，然后才能實現反應堆的正常運行。SP-100額定功率運行時PHTS與SHTS系統的溫度分別約為1350～1375K和800～850K?？紤]鋰的熔點為454K，空間環境溫度為250K的情況下，反應堆停堆后其熱傳輸系統液態工質鋰必將發生凝固現象。在鋰工質凝固過程中體積收縮和工質中溶解的氦氣原子的氣泡成核會導致多孔或有空隙的結構?？紤]凝固時形成的空隙分布方式可能不會和解凍順序相一致，系統再啟動解凍時，可能存在冷卻劑管道、燃料棒以及堆芯容器壁的應力超過材料失效或損壞的應力限值隱患；以及熔化過程中形成熱斑引起結構材料的熱失效。所以要了解空隙的形成機理及其在重新融化期間對系統安全的影響是非常重要的。

美國在SP-100研發時期曾進行了一系列的鋰解凍和凝固特性測試，下面對其所做的相關工作和取得的結果進行簡要介紹。

測試設備如圖6所示，以確認凍結時反應堆堆芯或功率轉換器熱交換器中鋰的凝固/融化行為[8]。這個特定的測試系統對反應堆燃料束的一部分進行了建模。這些測試結果同樣適用于功率轉換器熱交換器。

圖6 鋰融化/凝固特性測試裝置

這次測試主要得出了以下結論：

（1）當固體鋰收縮時，隨著溫度降低，不會形成可見的空泡。固態鋰體積收縮看來會產生均勻分布的微觀空泡。

（2）液態鋰的體積變化，由于從液態到固態的相變而引起的體積變化形成可見的空泡。

（3）可見空泡的位置受凍結方向的強烈影響。不論幾何形狀和方向如何，始終在最后凍結的區域中發現空泡。

圖7 所示為通過中子射線照相獲得的鋰在700K下充裝而凝固的空泡分布型式圖[8]。

圖7 空隙在凝固鋰中的分布型式

該實驗結果顯示，當鋰從底部朝頂部冷凍時，大多數空泡出現在頂部。當從頂部朝底部凍結時，盡管有重力的作用，大部分空泡仍會出現在底部。還應注意的是分布在較寬區域的小空泡，這些小空泡的總體積不是很大，小于總空泡體積的10%。與燃料束幾何形狀相關的大表面積和小間隙不允許這些空泡向高溫區域移動。當測試具有較小暴露表面積的簡單矩形風管幾何形狀時，大多數小空泡消失了。

鋰凝固過程中空泡形成的機理研究表明，其主要有兩種來源：（1）溫度降低后鋰的體積減小帶來的收縮；（2）液態鋰中溶解氣體原子的氣泡成核[9]。

在SP-100系統中，反應堆裂變中子與鋰（n-Li）相互作用產生氦（He）和氚原子。氚很容易通過結構材料PWC-11（Nb-1Zr）壁面擴散到外層空間，但由于He的擴散率很小，大多數He原子將保留在PHTS中。根據研究顯示，在運行幾天后PHTS系統中He氣將飽和，并且GSA只會去除超過飽和濃度的He。因此，預計在鋰冷凍過程中，He可能會形成空泡[9]。

He氣空泡形成的機理主要有三種[10]：（1）均相成核（HN），指遠離容器壁或懸浮顆粒的大量液體中的成核行為，氣泡的HN所需的氣體濃度可能比Li中的飽和濃度高幾個數量級；（2）異相成核（HTN），指在壁面或懸浮的雜質上形成氣核，在富含懸浮雜質的系統中，液態鋰中HTN氣泡所需的氣體濃度可能低至飽和濃度；（3）溶解在鋰中的氦氣偏析，偏析是在冷凍過程中的溶質再分布現象。當溶質在固相中的溶解度極限小于液相中的溶質濃度時，隨著液體的凝固，固液界面會發生溶質排斥，導致溶質在固液界面之前堆積。Yang等人研究了液態Li中溶解的He原子的七種不同類型的偏析[11]，包括：（1）正常偏析；（2）晶界偏析；（3）細胞偏析；（4）樹突偏析；（5）逆偏析；（6）結晶和結晶間的偏析；（7）重力偏析。在微重力作用下，最后一種機理將不會發生，但其他六種能否發生，具體取決于固化過程。偏析機制（2）-（6）要求的固化速度要高于正常偏析（類型1）的預期速度。由于Li的高熱容量和熔化潛熱，冷卻和凍結過程預計將非常緩慢，因此正常的偏析（1）將是SP-100系統中形成He氣空泡更可能的機制。通過正常偏析形成的He氣空泡將伴隨著冷凍時Li的體積收縮，從而刺激收縮空泡的形成。這些空泡可能發生在固體/壁界面或液體/壁界面，這主要與液體鋰與結構材料的浸潤特性有關。根據研究表明[12]PHTS系統中HN均相成核和HTN異相成核均不會形成氦氣泡，溶解在鋰中的氦氣經過偏析之后，有可能發生氦氣泡的均勻成核，但實驗結果表明和鋰的收縮相比，氦氣泡所占的體積份額很小，僅占體積收縮的2%左右。

針對反應堆再啟動時，冷卻劑鋰熔化過程中是否會形成熱斑引起結構材料熱失效，如圖8所示，李華琪，楊寧等人[13-14]進行了計算，結論如下：

圖8 鋰凝固形成收縮空隙示意圖

（1）鋰的凝固速率幾乎不隨時間變化，約為3.8×10-6m/s，空隙位置對鋰凝固速率的影響可忽略，凝固過程中鋰空隙內主要是以導熱為主。

（2）在中心空隙下鋰熔化速率是單調減小的，而在壁面空隙下由于空隙的存在使鋰熔化速率先增大后減小。在壁面空隙下鋰熔化過程中管壁壁面溫度的最大值約為990K，鋰熔化過程中的壁面溫度遠小于壁面材料的熔點；在中心空隙條件下，鋰熔化過程不受空隙傳熱的影響，使壁面溫度及液體溫度一直單調增加，管壁壁面最大溫度約為588K；鋰熔化過程中開始階段導熱與輻射傳熱相當，隨空隙的減小及溫度的升高導熱起主要作用。因此在空間堆系統冷卻劑鋰熔化過程中不會形成熱斑。

3 SP-100解凍方案分析及空間鋰冷核反應堆解凍方案設想

通過上文對SP-100鋰冷堆解凍過程以及鋰凝固和解凍特性的介紹，使得我們對于空間鋰冷核反應堆冷卻工質鋰的解凍有了初步認識。鋰冷空間堆的解凍應考慮兩種工況：一是反應堆進入太空軌道的首次啟動，二是在軌反應堆停堆后再次啟動。

空間鋰冷核反應堆在環境溫度約300K下發射，此時其堆芯容器，PHTS系統和SHTS系統的冷卻劑鋰均為固態。進入太空軌道后首先進行鋰解凍，而后逐步提升反應堆功率，直到工作溫度達到1375K穩定工況。其解凍過程分為兩個階段，第一階段是鋰不斷升溫由固態變為液態，設定其溫度由300K升至455K（鋰的熔點為454K），第二階段液態鋰繼續升溫，溫度由455K升至1375K。依據公式（1）和公式（2）[10]分別進行計算，第一階段體積變化率約為4.4%，第二階段體積變化率約為18.1%。

固態鋰的密度與溫度的函數關系為：

式中，ρ為固態鋰的密度，kg/m3；T為絕對溫度，K。

飽和液態鋰和過冷液態鋰的密度為：

式中，ρ為液態鋰的密度，kg/m3；T為絕對溫度，K。

考慮系統設置了體積補償器，第二階段由液態鋰體積膨脹所帶來的系統壓力變化可得到平衡，第一階段則是固態鋰升溫到發生相變而成為液態過程，所發生的體積膨脹是可能導致容器、管路等結構材料失效或損壞的主要因素。因此對于系統解凍第一階段是考慮的重點。一般來說，系統的凝固和解凍是一對可逆的過程，所以要想制定系統的解凍策略，就不得不考慮系統的凝固策略。對于鋰冷堆的整體方案設計而言，一個較大的難點就在于由于系統復雜的幾何機構會使得空泡的形成和運動行為難以準確預測，此外凝固和加熱解凍時的熱流方向不同，會破壞凝固-融化這個可逆過程，使其在凝固和融化過程中的行為表現出現偏差。因此，我們在設計考慮解凍方案之前不得不考慮反應堆的整體凝固策略。目前來看，最完美、最理想的解凍方案就是充分控制凝固過程中的每一個細節，然后再根據其凝固過程中的能量流動情況，結合相應的空泡產生和運動，確定一個完全為其凝固過程逆過程的解凍方案，這樣我們就可以做到原地凝固、原地解凍，即在整個鋰冷快堆啟動運行的同時進行解凍操作，可以獲得極高的解凍效率。管道的凝固和解凍順序是相反的，反應堆堆芯的凝固順序和解凍順序是一致的。取出堆芯中央一點在融化和凝固時的溫度變化，我們可以得到圖9的凝固-加熱過程中某點的溫度變化圖。如果二者是一個完全的逆過程，那么二者的曲線應該是基本重合的。實際上兩者有較大的差別，在凝固階段，我們無法通過啟動反應堆的形式來加熱控制凝固速度，堆芯也很難放入額外的加熱措施來進行溫度控制，在融化過程中，雖然反應堆的功率可以調節，但受到其功率分布的限制，很難對細節進行調整。因此，我們唯一的手段就是在凝固過程中用各種方法來達到對凝固過程的控制。目前來看，在缺少對鋰的凝固機理和空泡產生、遷移行為的進一步研究的基礎上，想要對其進行完美控制還缺乏足夠的實驗和數據進行支撐。同時其控制過程也將十分復雜，不利于工程實踐。

圖9 凝固和融化過程中同一位置溫度-時間關系圖

鑒于就地凝固，就地解凍的最高效解凍方法目前難以實現，同時其凝固行為難以精準控制并且精準的控制代價也十分高昂，我們可以考慮采用：以相對復雜和低效的加熱解凍方案為代價換取一個相對粗放的凝固方案，從而擺脫對凝固行為無法精準預測的影響。根據前文提及的鋰凝固行為實驗研究成果可以得知，鋰的空泡會遷移并且集中到鋰的最后凝固區域，同時在地球上凝固時，重力會對空泡的分布和遷移產生影響。整個系統可以考慮采用風冷的方式輔助冷卻。凝固時保證堆芯容器位于整個裝置的上方，然后在下方采用風扇吹入冷空氣的方式輔助冷卻。這樣可以保證在重力和金屬凝固機理的雙重作用下，絕大部分空泡會集中在堆芯區域，從而為堆芯解凍時提供足夠的體積補償。依據上文的介紹，解凍時因為鋰具有良好的導熱性，空泡集中在堆芯處并不會引發熱點問題。同時，只要空泡的體積補償掉堆芯加熱引發的體積膨脹，就可以避免堆芯解凍帶來的應力問題，從而安全地完成堆芯的解凍工作。

下面我們分析一下美國的SP-100所采取的解凍方案設計。該方案針對主傳熱系統PHTS和次級傳熱系統SHTS設計了一套采用NaK合金作為工質的輔助冷卻和解凍系統ACT。這套管路完全按照PHTS和SHTS的回路布局進行“影子”設計，并在關鍵部位（換熱器、體積補償器等）設計輔助加熱環，以保證整個系統可以通過ACT加熱回路完成解凍工作。這個設計的主要優點在于：（1）針對解凍功能無需特別地設置控制措施。反應堆啟動后，通過ACT回路加熱使得SP-100系統的主、次級鋰回路熔化。（2）NaK工質因為其低熔點（約260K）的特性，使其在大多數應用環境中保持液態，同時ACT回路在反應堆停堆后將保持熔融足夠的時間，以允許反應堆重新啟動時鋰回路的重新融化。（3）ACT回路可執行多種功能。其一承擔著鋰回路的解凍；其二作為一套額外的循環管路是反應堆熱排放系統的冗余設計，起到相當的安全作用；其三ACT的PCA提供正常運行期間的輔助發電以及反應堆初次啟動和反應堆停堆后重啟時從電池電源的過渡。（4）采用了6條輔助的ACT回路設計，即使某一條回路失效也可以完成解凍工作，提高了解凍的可靠性。但以現在的眼光看來，該套系統亦有許多缺點：（1）兩套并行、不同工質的回路使得系統設計特別復雜，整個系統的結構和布局設計不得不為解凍方案進行大規模的調整和讓步，增加了整體設計難度。如在有限的堆芯空間內要同時考慮布置兩套熱排出系統，極大地增加了結構設計的難度，同時對堆芯的中子學設計也會產生很大影響。（2）系統的質量會有明顯的增加。（3）NaK回路的存在使其在發射階段回路系統并非完全是固態發射，相對地降低了發射的安全性。（4）為了避免解凍帶來系統結構的應力問題，ACT一、二回路的工況、功率必須與PHTS和SHTS狀態相匹配，完成該項工作需要大量的計算和相關實驗。

SP-100選擇解凍方案時對于NaK輔助回路、直接電加熱等多個方案進行過全面的評估，最終在眾多方案設計中選擇了輔助回路方案。直接電加熱方案未被選擇的一個主要因素是其質量無法滿足發射要求。然而SP-100計劃主要發生在20世紀八九十年代，方案的質量評估主要基于當時的技術水平。當時主要以鉛酸電池為主，鋰電池尚未發展成熟，因此電加熱方案在當時不占優勢，這其中的主要原因在于鉛酸電池能量密度太低，難以在發射質量上滿足設計要求。然而隨著鋰電池技術的不斷成熟，電池能量密度將達到鉛酸電池的5～10倍，目前已達到160 wh/kg左右，根據《中國制 造2025》，2020年 要 達 到300wh/kg，2025年 達 到400wh/kg，2030年將達到500wh/kg。由此可以預見，輔助回路和電加熱相比在質量上已經失去了當時的顯著競爭優勢。另外，電加熱在系統布置和加熱控制方式上會更加靈活，電池的循環充放電可以保證反應堆停堆后重啟的需求。

基于以上論述，作者認為在空間鋰冷核反應堆鋰解凍工藝設計時可充分考慮基于鋰電池的電加熱解凍。下面提出兩種設計方案：方案1，純電加熱的解凍方案。即堆芯和回路全部使用電加熱進行解凍。方案2，堆芯核加熱、回路電加熱的核電耦合解凍方案。堆芯利用反應堆核裂變熱解凍，回路采用電加熱進行解凍。

方案1的主要思路是依靠電加熱對堆芯和管路采用電加熱進行加熱解凍。對堆芯進行外部加熱的方式，使得堆芯液相區和體積補償器保持聯通，從而使其避免熱應力帶來的系統故障。具體的做法是通過在堆芯外部進行電加熱，優先解凍堆芯所配置的堆芯體積補償器，然后采用由外向內的方式對堆芯進行加熱，這里主要考慮在反應堆堆芯的容器壁附近嵌入電加熱絲進行加熱處理。這樣可以保證堆芯的融化區域始終與體積補償器存在液相鏈接?？梢员苊舛研救剂习艏訜釙r整個反應堆由內向外解凍，使得鋰在有限的空間內解凍融化，帶來的巨大壓力導致燃料棒管壁破裂或者堆芯結構件損壞。本方案最大的優點在于解凍方案更加保守穩定。缺點主要在于堆芯結構緊湊且封閉，電加熱不易布局；電加熱對堆芯這種大體積低表面積（這里指的是與外界反應堆容器接觸的大表面而非與工質接觸的整體表面積）的整體不易加熱，這種由外向內加熱大型塊狀金屬的加熱模式加熱效率很低。最后，純電加熱使得電池負擔嚴重，需要攜帶的電池質量很高，供電壓力也很大。

方案2的思路是基于回路電加熱和堆芯核加熱的核電耦合解凍方案。本方案依靠核加熱完成堆芯部分的解凍，而對于一回路，則采用電加熱的方式輔助其進行解凍。本方案主要有以下優點：（1）熱利用率高，解凍效率高。通過電加熱+核加熱的方式，可以保證解凍的同步進行，而不是像SP-100一樣采用堆芯-一回路-二回路這樣固定的解凍順序進行?？沙浞掷梅磻押肆炎儺a生的熱能解凍堆芯容器。通過對一回路直接纏繞電阻絲的方式使得傳統的熱輻射加熱變為了熱傳導為主的熱傳導+熱輻射加熱，從而極大地提高回路系統的解凍效率。（2）控制輕松，能量分配精準。為了保證解凍工作能夠按照設想順利進行，而不會發生部分管路溫度過高帶來的系統應力問題，SP-100采用NaK回路必須進行大量的設計和實驗，來保證解凍的進度與回路的溫度相匹配，同時不得不采用類似于bleedhole之類的額外裝置來控制解凍進程。這些部件裝配在管路中，不僅繁瑣，還影響了系統性能和流體運動，為了微調相關孔板的空洞大小和位置，為了調整合理的輔助加熱回路溫度分布，也不得不進行大量的計算和實驗，時間成本和實驗成本都很高。NaK回路在循環過程中溫度必然是下降的，這意味著解凍順序受到了嚴格的限制。而通過電加熱絲進行電加熱，可以通過對電流精確控制來控制熱量的流動，從而可以實現優先解凍重點區域和多點同時解凍，從解凍效果和解凍效率上來看都會有明顯的優勢。（3）系統質量低。與SP-100采用六套NaK輔助加熱回路相比，只要付出電池和加熱絲之類加熱組件的質量，采用電加熱的方式可以明顯降低系統質量。（4）對結構設計影響小。電加熱絲這種外部加熱的手段對整個系統是非侵入式的，基本上不需要系統設計為解凍功能做出額外的讓步和妥協就可實現系統的解凍功能。本方案的主要缺點在于：對于解凍的過程和順序來說，電加熱可以實現精準控制，但對于整個系統的凝固過程來說，其通常是由散熱器-熱交換器-一回路-反應堆堆芯這樣的固定順序進行的，而非按照我們設計好的加熱順序。這意味著我們失去了凝固-加熱-凝固這個過程的可逆性，也就是說對于反應堆在軌停堆后重新啟動，就必須對系統的加熱和凝固行為進行系統的設計和處理。

使用電加熱方案應重點關注和考慮以下方面：（1）加熱器件和保溫的合理布置，已達到能量精準分配提高解凍效率，減小系統質量。（2）電池配電方案設計。與第一條相結合，合理設計電池充放電方案，以及電池使用數量，一塊或多塊。（3）緊密結合反應堆啟動過程分段、分時逐步解凍，充分發揮堆芯核裂變熱能。分段是指堆芯、管路、設備（重點是體積補償器）。分時是指解凍的先后順序，解凍時長。（4）對于停堆后再解凍的設計。應充分利用電池循環充放電特性、布置的靈活性、控制的精準性。

4 結束語

目前來看，鋰冷堆的技術并不是非常成熟，而其在太空領域的應用也是一個全新的課題。其中鋰冷卻劑的空間解凍問題是鋰冷堆空間應用必須解決的關鍵技術之一，對其展開研究是十分必要的。本文在極其有限的參考資料情況下，對一個全新的領域開展了初步探索。文章重點介紹了美國空間核反應堆電源SP-100鋰解凍的設計方案，以及針對鋰解凍所開展的部分實驗工作，而后對SP-100鋰解凍方案優缺點進行了分析，并提出可能的解凍方案和研究思路。作者希望通過本文能為解決空間鋰冷核反應堆的鋰解凍提供有益的借鑒。