100 kWe月面核電站方案研究

劉凱旋，張威震，解家春，呂 征

（中國原子能科學研究院反應堆工程技術(shù)研究部，北京 102413）

0 引言

隨著人類空間探索需求的日益增加和載人航天技術(shù)的逐漸成熟，載人登陸月球和建設月球基地已經(jīng)成為了各國近期重點目標。受到太陽光照的影響，長周期大型月球基地必須采用核能作為能量來源。月球表面核電站不受日照條件和地理條件的限制，環(huán)境適應性強，能量密度高，結(jié)構(gòu)緊湊，被認為是月球基地最理想的能源供給方案［1-2］。美國、俄羅斯在太空探測的星表核電源方面開展了大量的研究：美國提出了諸多創(chuàng)造性的月面核電站方案，如SNAP-8［3］、SNAP-3［4］、SP-100［5］、HOMER［6-7］、HOMER-15［8］、Kilopower［9］、FSP［10］等，其 中電功率約40 kWe、采用斯特林轉(zhuǎn)換的星表裂變電源（FSP）方案和電功率為1～10 kWe的Kilopower空間核電源方案為美國近期研究的重點；俄羅斯則一直把熱離子型空間核反應堆電源和兆瓦級核電推進空間核動力飛船作為主要工作內(nèi)容。

本文在分析國內(nèi)外星表核電源方案的基礎上，結(jié)合國內(nèi)核反應堆技術(shù)發(fā)展水平，側(cè)重經(jīng)濟性和技術(shù)成熟度，開展電功率100 kWe、壽期大于10 a的月面核電站系統(tǒng)方案研究，進行反應堆方案和系統(tǒng)系統(tǒng)設計，并對方案關鍵參數(shù)進行初步分析，以期為月面核電站研究奠定一定的基礎。

1 系統(tǒng)選型研究

1.1 堆型

反應堆按中子能譜可分為熱中子堆、超熱中子堆和快中子堆。這三種堆型各有其特點，一般情況下都能滿足設計需求?？於巡恍枰瘎贾酶泳o湊，這樣堆芯的質(zhì)量和體積較小，還可以減少徑向反射層的厚度與質(zhì)量，而且快堆中子泄漏率最大，更適合采用堆外控制方式進行控制，可以簡化堆芯結(jié)構(gòu)，提高可靠性。因此，本方案采用快中子譜反應堆。

1.2 核燃料

根據(jù)調(diào)研，目前用于星表核反應堆的燃料主要有UO2、UN和U-ZrH燃料。為獲得較高的熱電轉(zhuǎn)換效率，星表核反應堆的運行溫度一般高于1 000 K，從安全考慮不宜使用U-ZrH燃料。而UN燃料目前還處于研發(fā)階段，技術(shù)成熟度較低。UO2的國內(nèi)加工制造技術(shù)更加成熟，實驗數(shù)據(jù)和性能參數(shù)更加全面，應用經(jīng)驗也更多。因此，本方案首先使用UO2作為燃料材料。

1.3 結(jié)構(gòu)材料

為了簡化堆內(nèi)不同結(jié)構(gòu)材料與冷卻劑、不同金屬材料之間的接觸相容問題，考慮將燃料包殼和其他結(jié)構(gòu)部件使用相同的材料?？臻g核反應堆對結(jié)構(gòu)材料的要求，需要具有良好的中子物理特性和合適的熱物理特性，還必須具有高強度、耐高溫、抗蠕變、相容性好、耐受輻照效應等性能。316不銹鋼輻射性能好，來源廣泛，易加工成型，被廣泛應用于核電站的反應堆中。經(jīng)綜合考慮，本方案反應堆部分使用316不銹鋼作為包殼和結(jié)構(gòu)材料的首選材料。

1.4 冷卻劑

一般可用于快堆冷卻劑的液態(tài)金屬有Li、Na、K、NaK-78（22%Na+78%K，質(zhì)量分數(shù)）?？臻g核反應堆常用的冷卻劑熱物理性質(zhì)參數(shù)見表1 。

表1 空間堆常用冷卻劑熱物理性質(zhì)參數(shù)Tab.1 Thermophysical property parameters of common coolant used for space nuclear reactors

NaK-78合金室溫下為液態(tài)，這使得NaK-78合金具有充裝方便和易于保持液態(tài)并避免熔化-凝固問題的特點，簡化了試驗操作。月表如果需要加熱，NaK-78所需的熱量也是最少的，且NaK-78合金與SS-316在材料相容性較好，本方案擬采用NaK-78作為首選堆芯冷卻劑。

1.5 反射層材料

選擇徑向反射層時，需要盡量保持堆芯體積小，易于地面處理，并滿足發(fā)射安全要求。目前大多數(shù)空間堆采用Be和BeO作為反射層材料。遵循盡量簡化堆芯結(jié)構(gòu)的原則，本方案反應堆部分計劃只采用轉(zhuǎn)鼓控制反應性。與BeO相比，Be的宏觀散射截面更低，但Be的延展性更好，對溫度、輻照引起的膨脹和開裂不敏感，因此，采用Be作為反射層的主要材料。而對于燃料棒內(nèi)的軸向反射層，由于溫度更高且為了減小溫度引起的材料膨脹效應，擬采用BeO作為軸向反射層材料。

1.6 反應性控制

反應性控制方式可分為堆內(nèi)控制和堆外控制。堆外控制鼓方式，通過改變徑向反射層內(nèi)的中子泄漏和吸收反應速率實現(xiàn)對堆芯的反應性控制，在機械結(jié)構(gòu)上更易實現(xiàn)，技術(shù)比較成熟。因此，本方案首選控制鼓作為主要的反應性控制方式。Be/B4C控制鼓在空間堆中較為常見，通常將B4C吸收體做成橫截面放置在圓柱形控制鼓的一側(cè)，吸收體轉(zhuǎn)到靠近堆芯的一側(cè)時，中子吸收增強，反應性下降；吸收體轉(zhuǎn)到遠離堆芯的一側(cè)時，中子吸收減弱，反應性上升。通過堆芯物理和控制程序的設計，控制鼓既能調(diào)節(jié)堆芯功率，也能實現(xiàn)啟動和迅速關停反應堆等操作。

1.7 能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)

本方案的功率指標為100 kWe，考慮到傳輸損耗和系統(tǒng)內(nèi)部負載，能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)實際輸出的電功率應該大于100 kWe。參考FSP能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)83.3%的電輸出效率，得出能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)應產(chǎn)生不低于120 kWe的電功率。本方案使用斯特林循環(huán)將堆芯熱能轉(zhuǎn)換為電能。國內(nèi)在自由活塞式斯特林發(fā)電機的研制上已經(jīng)開展相關論證和技術(shù)分析工作，目前已經(jīng)在研自由活塞式斯特林發(fā)電機的功率大于15 kW，轉(zhuǎn)換效率大于25%，如圖1所示。因此，能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)擬采用8臺電功率不低于15 kWe的自由活塞式斯特林發(fā)動機，熱電轉(zhuǎn)換效率擬定不低于25%，算出堆芯熱功率為480 kWe。

圖1 15 kWe斯特林發(fā)電機結(jié)構(gòu)圖Fig.1 Structure of 15 kWe Stirling generator

2 方案設計

2.1 堆芯結(jié)構(gòu)

反應堆筒體簡單考慮為圓筒形，包絡尺寸為Ф52.0 cm×78.4cm，如圖2所示。堆芯方案采用199根兩種235U富集度的UO2燃料棒，外層48根燃料棒的235U富集度為50%，內(nèi)部151根燃料棒的235U富集度為89%。為保證反射掉落事故下能滿足臨界安全要求，在燃料芯塊中添加質(zhì)量分數(shù)為3.2%的Gd2O3作為譜移吸收體材料，可滿足在最壞的掉落環(huán)境中，堆芯有效增殖因數(shù)keff仍然小于0.98。

圖2 堆芯結(jié)構(gòu)Fig.2 Structure of the reactor core

6個較大的圓柱形轉(zhuǎn)動控制鼓組成反應性控制系統(tǒng)，控制鼓主體材料使用和徑向反射層相同的金屬Be，表面覆蓋陽極氧化處理的BeO薄膜。吸收體主體材料為B4C，厚度1.0 cm?？刂乒闹車腂e反射層使用0.5 mm的316不銹鋼筒體包裹，控制鼓筒體與反射層筒體之間留有0.5 mm的空隙，填充He氣。計算確定徑向反射層厚度為13.8 cm，軸向反射層厚度為10.0 cm，控制鼓吸收體厚度為0.5 cm。

2.2 反應堆物理分析

計算出反應堆的初始剩余反應性和停堆深度，見表2。初始剩余反應性約為3.555 9%Δk/k，停堆深度約為12.479 6%Δk/k，兩種情況下的keff都能滿足設計準則。

表2 壽期初剩余反應性和停堆深度Tab.2 Excess reactivity and shutdown margin at the beginning of service life

根據(jù)反應性溫度效應計算結(jié)果，全堆多普勒效應/能譜效應為0.788%Δk/k，材料膨脹效應為-1.051%Δk/k，全堆總的溫度效應僅為-0.256%Δk/k。與其他小型快堆相比，本方案全堆負溫度效應較小，主要因為燃料使用溫度較低，側(cè)反射層使用了較多的金屬Be，燃料溫度低的正多普勒效應不大，而側(cè)反射層的負能譜效應明顯。因此，全堆具有較小的負溫度效應，這種特點有利于反應堆反應性控制。

計算得出燃料芯塊內(nèi)最大快中子累計注量為1.873 8×1022n/cm2。堆芯筒體和反應堆容器內(nèi)的最大快中子累計注量分別為9.879 2×1022n/cm2和2.807 4×1022n/cm2，小于設計限值（中國實驗快堆反應堆容器內(nèi)大于0.1 MeV的中子注量限值為1022n/cm2）。燃料燃耗深度在壽期內(nèi)直線上升，燃料總體燃耗為19.89 GWd/t（U），相對較淺，且壽期末keff下降到1.022 63±0.000 26，大于1.02，滿足設計要求。

根據(jù)MCNP軸向功率密度計算結(jié)果，可得到如圖3所示的功率密度軸向分布情況。軸向功率密度曲線以z=0處為軸呈對稱分布，最高約63 W/cm3，功率密度數(shù)值沿原理活性區(qū)中平面方向迅速下降，但靠近軸向反射層處略有上升。軸向功率不均勻因子壽期初為1.192 1，壽期末為1.191 2，均小于1.2。堆芯總的功率不均勻因子壽期初為1.323 8和1.320 1，堆芯功率分布展平效果良好，對熱工計算較為有利。

2.3 系統(tǒng)結(jié)構(gòu)與布置

圖3 堆芯軸向功率密度分布（熱態(tài)，壽期初-壽期末）Fig.3 Axial power density distribution of the reactor core（hot state，beginning-end of service life）

月面核電站系統(tǒng)結(jié)構(gòu)如圖4所示。每個控制鼓采用獨立驅(qū)動機構(gòu)，以增強反應性控制的靈活性。屏蔽體材料初步考慮采用鎢金屬、水或B4C粉末等。熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)擬采用4臺斯特林轉(zhuǎn)換器，每臺轉(zhuǎn)換器包括兩臺15 kWe自由活塞式斯特林發(fā)動機，采用雙機對置的方式，以減少工作時可能產(chǎn)生的震動。余熱排放系統(tǒng)包括4片熱管式輻射器翼板，單片翼板展開總長約為18 m，高度為4 m，完全折疊后最大寬度小于4 m。

圖4 星表核電源系統(tǒng)結(jié)構(gòu)Fig.4 Schematic diagram of the structure of lunar surface nuclear power system

2.4 初步熱工分析

初步熱工分析的目的為驗證反應堆方案的合理性，計算結(jié)果如圖5所示。燃料棒最高溫度約為987 K，芯塊整體平均溫度約為892 K，最低溫度約為801 K，與冷卻劑入口溫度持平，這也間接表明下端反射層在軸向溫度變化很小。燃料包殼最高溫度約為872 K，小于873 K，中國實驗快堆采用316類不銹鋼燃料包殼，運行狀態(tài)最高可使用溫度不超過973 K，可認為本方案燃料包殼溫度滿足許用限值。

NaK冷卻劑流道入口溫度800 K，出口溫度約862 K，流體域平均溫度約為835 K，由燃料棒入口至出口產(chǎn)生約36.8 kPa的壓降。FSP相關研究表明，NaK回路在小于140 kPa壓降和低于850 K溫度的工作條件下，對回路的腐蝕較弱，不會影響系統(tǒng)正常運行。因此，可認為本方案堆芯冷卻劑運行壓力、堆芯壓降和流量較為合理。

圖5 通道中平面溫度分布云圖Fig.5 Contours of the plane temperature in the channel

2.5 特殊臨界安全分析

反應堆電源在發(fā)射過程中可能發(fā)生事故而掉落，由于掉落之后周圍環(huán)境的復雜性，可能導致堆芯發(fā)生臨界安全問題。美國在FSP、HOMER等星表堆的設計方案中均要求反應堆掉落地面時keff小于0.985。保守考慮，本方案將此設計準則定為keff小于0.98。初步考慮最壞的情況，即反應堆容器發(fā)生破損，反射層和控制鼓脫落，堆芯NaK冷卻劑流失，且滲入淡水或海水，堆芯筒體外被濕沙或干沙包圍。計算結(jié)果見表3。

表3 掉落事故臨界計算結(jié)果Tab.3 Critical calculation results of crash accidents

計算時，干沙密度取1.7 g/cm3，海水密度取1.023 343 g/cm3（25 ℃）；濕沙假設為64% 干沙和36% 海水的混合物，密度為2.06 g/cm3（參考FSP［13］）；河水或淡水則直接使用純水的參數(shù)，密度為1.0 g/cm3。對于含水的材料，使用MCNP計算時考慮其熱化截面。對于被堆外包裹材料的模型，徑向、軸向均按50 cm厚度處理，該厚度大于中子在介質(zhì)中3倍擴散長度以上，因此，可認為是無限厚度介質(zhì)。

針對發(fā)射掉落事故下各種反應堆模型的臨界計算結(jié)果表明：在合理假設而不過度保守考慮的各種計算模型中，keff始終小于0.98的設計限值，且具有一定裕量。

3 結(jié)束語

本文提出了一套采用NaK-78冷卻快堆、斯特林活塞式發(fā)電機熱電轉(zhuǎn)換、月表土壤屏蔽、電功率100 kWe適用于月球基地或火星基地的核反應堆電源系統(tǒng)方案，并重點針對反應堆模塊，展開了方案選型、常規(guī)物理參數(shù)分析等工作。計算分析結(jié)果表明：本方案反應堆能夠滿足各項技術(shù)指標和設計準則，具有安全可靠、技術(shù)研發(fā)風險低等特點。