核電推進用100 kWe級反應(yīng)堆電源方案研究

高 劍，解家春,*，周 成，李楊柳

(1.中國原子能科學(xué)研究院，北京 102413；2.北京控制技術(shù)研究所，北京 100190)

核電推進(NEP)是將反應(yīng)堆熱能轉(zhuǎn)化為電能(即空間反應(yīng)堆電源的電能)再轉(zhuǎn)化為推進劑定向動能的裝置。一個典型核電推進系統(tǒng)的關(guān)鍵部件包括空間反應(yīng)堆電源系統(tǒng)、功率管理與配電系統(tǒng)以及電推進系統(tǒng)。核電推進作為一種先進推進技術(shù)，與化學(xué)推進相比具有比沖高、壽命長等優(yōu)勢，可以滿足航天任務(wù)對更高比沖、更長壽命的推進系統(tǒng)的需求，因而成為空間推進領(lǐng)域發(fā)展和應(yīng)用最為馴熟的技術(shù)方向[1]。核電推進相較于核熱推進(NTP)和雙模式推進(BN-TEP)具有比沖高(缺點推力小)、技術(shù)成熟等優(yōu)點，能大大降低長期探測任務(wù)所需推進劑的質(zhì)量，適合用于深空和載人探測任務(wù)。

隨著航空航天領(lǐng)域?qū)δ茉葱枨蟮牟粩鄶U大，核能的空間應(yīng)用迎來了新的發(fā)展高潮[2]。核電推進預(yù)計將在深空探索領(lǐng)域打開新的大門[3]。人類探測太空的能力主要受空間推進技術(shù)的限制[4]，核推進系統(tǒng)具有推力較大、壽命長、比沖高、不受環(huán)境限制等優(yōu)點，將成為未來空間探索和星際航行任務(wù)的優(yōu)選動力系統(tǒng)[5]。國際上，核電推進系統(tǒng)的研究主要集中在歐盟的MEGAHIT工程、俄羅斯的兆瓦級核動力航天器項目、美國NASA-GRC小組正在研發(fā)的MWe級核電推進系統(tǒng)，歐盟DiPoP項目重點開發(fā)200～300 kWe的核電推進系統(tǒng)，美國NASA-GRC小組進行了30 kWe核電推進系統(tǒng)可行性方面的研究。

我國在空間核電推進領(lǐng)域已完成100 kWe級磁等離子體動力推力器(MPDT)原理樣機研制和性能點火實驗，最大點火功率為114 kWe，推力為3 N，最高比沖為5 360 s，效率為69%[6]。針對核電推進技術(shù)應(yīng)用需求，本文參考國外FSP[7]和SP100[8]等類似空間核電源的設(shè)計，開展100 kWe級核電推進反應(yīng)堆電源系統(tǒng)方案研究，以期為我國深空探測以及載人航天的跨越式發(fā)展奠定堅實基礎(chǔ)。

1 總體方案

核電推進反應(yīng)堆電源結(jié)構(gòu)示意圖如圖1所示，具有工作溫度高、轉(zhuǎn)換效率高、可靠性高、尺寸小、結(jié)構(gòu)緊湊等特點。電源系統(tǒng)主要由反應(yīng)堆堆芯、陰影屏蔽、熱傳輸系統(tǒng)、熱排放系統(tǒng)、熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)等組成。其中，反應(yīng)堆采用液態(tài)金屬鋰作為冷卻劑的快中子堆，熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)采用閉式布雷頓循環(huán)發(fā)電機，熱排放系統(tǒng)采用熱管式輻射器。方案選型和材料選擇上進行過充分論證，適合我國國情并且充分考慮可實現(xiàn)性，安全與可靠性高，研發(fā)成本和周期可接受。

圖1 核電推進反應(yīng)堆電源系統(tǒng)結(jié)構(gòu)示意圖Fig.1 Structural diagram of NEP reactor power system

核電推進反應(yīng)堆部分主要由反應(yīng)堆堆芯、反應(yīng)性控制系統(tǒng)、陰影屏蔽體等構(gòu)成。反應(yīng)堆堆芯包括堆芯容器、燃料元件、上下柵板、堆內(nèi)構(gòu)件、反射層等。核電推進反應(yīng)堆電源的反應(yīng)性控制方式采用位于反射層內(nèi)的控制轉(zhuǎn)鼓系統(tǒng)。陰影屏蔽由輕屏蔽體和重屏蔽體組成，輕屏蔽體為氫化鋰和碳化硼，重屏蔽體為鎢。

熱傳輸系統(tǒng)主要由鋰?yán)鋮s劑、電磁泵、體積補償器、氣體收集器和流體管路等組成。熱排放系統(tǒng)(輻射器)主要由集流環(huán)、熱管、翅片、支撐結(jié)構(gòu)等組成，可采用固定式輻射器(輻射器面積大但結(jié)構(gòu)簡單)或折疊式輻射器(輻射器面積小但結(jié)構(gòu)復(fù)雜)。

熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)主要由熱交換器、渦輪機、壓氣機、回?zé)崞鳌⒗鋮s器、輔熱交換器以及渦輪發(fā)電機組成。熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)內(nèi)工質(zhì)流量為3.785 kg/s，工質(zhì)為氦氙混合氣體，其平均摩爾質(zhì)量為40 g/mol。壓氣機絕熱效率為85%，出口壓力為1 999 kPa，增壓比為2.05；渦輪機絕熱效率為90%，出口壓力為1 028 kPa，落壓比為1.9；發(fā)電機效率為94%，轉(zhuǎn)速為45 000 r/min。熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)總體參數(shù)列于表1。

表1 熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)總體參數(shù)Table 1 General parameter of thermal-electric conversion system

核電推進反應(yīng)堆電源系統(tǒng)技術(shù)方案如圖2所示。正常運行時，通過控制閥門開閉，使兩個布雷頓電機以及與其相連的兩個熱排放系統(tǒng)是相互獨立的系統(tǒng)，兩個布雷頓電機分別運行在50%滿功率狀態(tài)(降低渦輪轉(zhuǎn)速來實現(xiàn))，輸出電功率為125 kWe，輸出電壓為400 V，輸出頻率為1.0 kHz。當(dāng)1組布雷頓電機失效時，通過控制閥門開閉，將失效電機的熱排放系統(tǒng)切換到另一臺布雷頓電機，并使這臺布雷頓電機100%滿功率工作，此時系統(tǒng)的輸出電功率仍為125 kWe，輸出電壓為600 V，輸出頻率為1.5 kHz。

圖2 核電推進反應(yīng)堆電源系統(tǒng)技術(shù)方案原理Fig.2 Scheme diagram of NEP reactor power system

100 kWe級核電推進反應(yīng)堆電源系統(tǒng)(不包括航天器和推進系統(tǒng))總質(zhì)量為4.1 t，發(fā)射時航天器總長度為7.2 m、最大直徑為4 m，屏蔽體的最大錐角為17°，航天器展開后長度為24 m。核動力航天器尺寸示意圖如圖3所示，設(shè)計指標(biāo)滿足長征五號火箭發(fā)射質(zhì)量和包絡(luò)尺寸要求。核電推進反應(yīng)堆電源系統(tǒng)的總體設(shè)計參數(shù)列于表2。

圖3 核動力航天器尺寸示意圖Fig.3 Dimension scheme of nuclear power spacecraft

表2 核電推進反應(yīng)堆電源系統(tǒng)總體設(shè)計參數(shù)Table 2 Overall design parameter of NEP reactor power system

續(xù)表2

2 方案分析

電源方案分析主要針對反應(yīng)堆的物理、屏蔽、熱工、安全計算展開。物理及屏蔽計算采用MCNP程序，數(shù)據(jù)庫采用ENDF/B-Ⅶ.1，同時在計算時以NJOY軟件為工具，制作可供MCNP使用的高溫截面庫；熱工及安全計算采用CFD方法。除簡化了一些體積小、形狀復(fù)雜且對反應(yīng)堆中子物理特性或熱工特性影響很小的結(jié)構(gòu)外，其計算模型是依據(jù)設(shè)計參數(shù)的精確描述。

2.1 堆芯描述

反應(yīng)堆堆芯活性區(qū)為正六邊形結(jié)構(gòu)，堆芯由87根燃料元件、4根氧化釓安全棒、譜移吸收體(SSA)結(jié)構(gòu)材料以及鋰?yán)鋮s劑組成。核燃料為二氧化鈾燃料，235U富集度為90%。堆芯筒體材料為鉬錸合金(Mo14Re)，反射層的材料為BeO，6個轉(zhuǎn)鼓布置在反射層內(nèi)，轉(zhuǎn)鼓中的中子吸收體材料為碳化硼，其中10B的富集度為90%，反射層外筒體為ODS不銹鋼材料。反應(yīng)堆堆芯截面如圖4所示。

圖4 反應(yīng)堆堆芯截面圖Fig.4 Section view of reactor core

反應(yīng)堆冷卻劑管道采用四進四出布置(4個出口管道出堆芯之后分為兩組，正常運行時相互獨立，事故工況下能相互切換)，堆內(nèi)4根氧化釓安全棒在各種運行工況和事故工況下都位于堆內(nèi)，不參與反應(yīng)堆正常運行時的反應(yīng)性控制，反應(yīng)堆運行時反應(yīng)性調(diào)節(jié)全部由控制轉(zhuǎn)鼓完成。核電推進反應(yīng)堆堆芯參數(shù)列于表3。

表3 堆芯參數(shù)Table 3 Core parameter

2.2 反應(yīng)性計算

表4列出反應(yīng)堆在各種工況下的反應(yīng)性及反應(yīng)性效應(yīng)計算、卡棒卡鼓時的反應(yīng)堆計算及掉落事故(指反應(yīng)堆發(fā)射失敗掉落環(huán)境中水或沙時可能發(fā)生意外超臨界)時的反應(yīng)性計算。

表4 反應(yīng)性計算Table 4 Reactivity calculation

由表4可看出，溫度-功率反應(yīng)性系數(shù)為-1.08 Δk/k/%，燃耗反應(yīng)性系數(shù)為-1.98 Δk/k/%，空泡系數(shù)為-0.12 Δk/k/%。反應(yīng)性計算結(jié)果表明，反應(yīng)堆留有的剩余反應(yīng)性足夠，停堆深度也足夠深，溫度-功率反應(yīng)性系數(shù)和冷卻劑空泡系數(shù)均為負(fù)數(shù)，反應(yīng)堆固有安全性好。反應(yīng)堆在卡住1組價值最大的安全棒或轉(zhuǎn)鼓時，keff均低于0.99的限值，滿足卡棒準(zhǔn)則。

核電推進反應(yīng)堆采用快中子堆型，設(shè)計時必須考慮掉落事故時的臨界安全(反應(yīng)堆在任何掉落事故工況下的keff<0.98限值)問題。

如圖5所示，正常工況下堆內(nèi)絕大部分中子能量大于0.1 MeV，中子能譜較硬，而掉落事故工況下，假設(shè)反應(yīng)堆堆內(nèi)進水堆外也被水或沙包覆，使得反應(yīng)堆內(nèi)中子被慢化，中子能譜明顯軟化，中能中子份額出現(xiàn)了較明顯的增加，反應(yīng)堆引入較大的正反應(yīng)性。為防止反應(yīng)堆在掉落事故中發(fā)生意外超臨界，設(shè)計時堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料及安全棒材料使用譜移吸收體材料(鉬錸合金、氧化釓)，這種材料快中子吸收截面小，對中能中子共振吸收的截面大，堆內(nèi)使用合理布置能很好地控制掉落事故反應(yīng)性。

圖5 中子能譜Fig.5 Neutron energy spectrum

通過分析假想了15種可能的反應(yīng)堆嚴(yán)重掉落事故，計算得出核電推進反應(yīng)堆最嚴(yán)重的掉落事故工況為裸堆(反射層摔掉，堆內(nèi)進水)掉入濕沙中，計算得出此工況keff=0.966 87，小于0.98限值，滿足掉落事故臨界安全設(shè)計要求。

燃耗計算時把整個壽期分為9個燃耗步長，每個步長對應(yīng)的時間間隔分別是20、50、80、100、200、400、800、1 000、1 000 d。表5列出燃耗計算結(jié)果。

表5 燃耗計算結(jié)果Table 5 Calculation result of burnup

由表5可看出，反應(yīng)堆壽期末剩余反應(yīng)性為1.005 37，大于1.005的限值，滿足10 a壽期要求且有一定的裕度。隨著反應(yīng)堆運行時間的增加，燃耗不斷加深，滿功率運行10 a后的燃耗深度為25.72 GW·d/tU(低于壓水堆核電站核燃料的燃耗深度)。隨運行時間的增加堆內(nèi)燃料不斷消耗，為保持反應(yīng)堆熱功率不變，堆內(nèi)中子通量密度不斷增大。

2.3 功率分布及屏蔽計算

通過計算得出反應(yīng)堆徑向功率峰因子為1.05，軸向功率峰因子為1.20，可以看出核電推進反應(yīng)堆相較于壓水堆核電站，其徑向和軸向的功率分布較為平緩，功率輸出能力好。核電推進反應(yīng)堆全堆相對功率分布如圖6所示。由圖6可看出，反應(yīng)堆最外圈燃料元件的相對功率高于內(nèi)圈，主要是因為外圈燃料元件靠近氧化鈹反射層，該材料既是很好的中子反射材料也是很好的中子慢化材料，通過反射層反射回來的中子同時也被慢化，這部分慢化中子主要被外圈燃料吸收，而慢化中子與核燃料發(fā)生裂變反應(yīng)的截面更大。

圖6 全堆相對功率分布Fig.6 Relative power distribution of whole reactor

通常情況下，反應(yīng)堆運行時產(chǎn)生的放射性射線主要有中子和γ。對于中子通常采用原子序數(shù)小的材料來屏蔽，如LiH、水等；對于γ射線，在介質(zhì)中的衰減主要依賴于其直接與原子核發(fā)生反應(yīng)，因此在高密度材料中的衰減更快，通常反應(yīng)堆屏蔽γ射線主要采用貧鈾、鎢、鉛、含硼不銹鋼等重金屬。考慮到太空環(huán)境的特殊性，屏蔽方案設(shè)計時采用碳化硼、LiH、鎢等作為屏蔽材料。

屏蔽體建模圖如圖7所示。屏蔽體采用異形設(shè)計，這有利于降低屏蔽體總質(zhì)量。屏蔽體設(shè)計時，采用輕重材料及中子吸收材料分多層布置的屏蔽效果較好。在屏蔽優(yōu)化計算時，發(fā)現(xiàn)本方案輕重材料及中子吸收材料分3層布置屏蔽效果最佳、屏蔽體質(zhì)量最輕。優(yōu)化后的屏蔽計算結(jié)果列于表6。

圖7 屏蔽體建模圖Fig.7 Modeling diagram of shielding

表6 屏蔽計算結(jié)果Table 6 Shielding calculation result

由表6計算結(jié)果可見，屏蔽計算結(jié)果均低于設(shè)計限值，滿足屏蔽設(shè)計要求。

2.4 熱工計算

熱工設(shè)計要求為：1) 在正常運行工況和失流事故工況下，燃料芯塊中心最高溫度、包殼最高溫度均低于融化溫度，冷卻劑最高溫度低于沸點；2) 在壽期10 a條件下，保證反應(yīng)堆熱功率為532 kWt；3) 熱電轉(zhuǎn)換效率大于24%。

失流事故工況下，反應(yīng)堆停堆后的衰變熱僅靠反應(yīng)堆自身輻射散熱。停堆后反應(yīng)堆衰變產(chǎn)生的最大熱功率為反應(yīng)堆額定總熱功率的6%，失流事故工況計算時假設(shè)衰變功率維持最大功率不變。通過對全堆芯進行CFD建模計算，計算正常運行工況和失流事故工況下溫度場分布，如圖8、9所示。表7列出正常運行工況和失流事故工況的CFD溫度場計算結(jié)果。

圖8 正常運行工況溫度場分布Fig.8 Temperature field distribution under normal operation condition

圖9 失流事故工況溫度場分布Fig.9 Temperature field distribution under loss of flow accident condition

表7計算結(jié)果表明，正常運行和失流事故工況下，核電推進反應(yīng)堆的冷卻劑、燃料和包殼最高溫度均低于各自限值，滿足熱工設(shè)計要求。

表7 溫度場計算結(jié)果Table 7 Calculation result of temperature field

對于熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)，渦輪機進口溫度是影響系統(tǒng)性能的關(guān)鍵參數(shù)。根據(jù)系統(tǒng)的性能指標(biāo)及國內(nèi)材料研發(fā)現(xiàn)狀綜合考慮，渦輪機入口溫度選用1 150 K，在該溫度下，可以采用鎳基合金作為高溫段部件材料。國外類似研究成果表明，隨著壓氣機入口溫度的提高，由于平均輻射溫度提高，從而使得所需輻射面積減小；但同時循環(huán)效率降低，導(dǎo)致所需反應(yīng)堆功率增加；熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)的質(zhì)量則是先減小后增大，在壓氣機入口溫度為410 K左右時達(dá)極小值[9]。因而該方案的壓氣機入口溫度選為410 K。

根據(jù)熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)設(shè)計方案得出熱源熱交換器、回?zé)崞鳌怏w冷卻器熱工計算結(jié)果列于表8。

表8 轉(zhuǎn)換系統(tǒng)主要分部件熱工參數(shù)Table 8 Thermal-hydraulic parameter of main component of conversion system

熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)熱交換器獲得的總熱功率為509 kWt，在滿足渦輪發(fā)電機輸出125 kWe電功率情況下，通過計算得出熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)的交換器、回?zé)崞鳌⒗鋮s器的最終壓降均小于允許壓降，且熱電轉(zhuǎn)換效率大于24%，滿足熱工設(shè)計要求。

3 結(jié)論

本文結(jié)合國際上類似空間堆設(shè)計及大功率布雷頓電機研發(fā)進展，提出了一種用于核電推進的100 kWe級反應(yīng)堆系統(tǒng)方案，并從物理、屏蔽、熱工、安全及結(jié)構(gòu)等方面對系統(tǒng)進行了初步設(shè)計、計算分析及優(yōu)化。研究結(jié)果表明，該核電源系統(tǒng)方案合理可行，滿足相關(guān)設(shè)計指標(biāo)要求，系統(tǒng)尺寸和質(zhì)量滿足長征五號火箭最大包絡(luò)尺寸和發(fā)射質(zhì)量的要求，可為將來核電推進電源系統(tǒng)工程化設(shè)計提供技術(shù)支撐。