低浓铀核热火箭堆芯研究设计进展

赵润喆，霍红磊，赵爱虎，解家春，吕 征

(中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所，北京 102413)

核热火箭的原理是利用核反应堆产生的裂变热能把工作介质(推进剂)加热到极高温度，然后将高温高压的工作介质从喷管高速喷出，从而产生巨大推力[1].这种推进方式具有推力大、比冲高的特点，可以很好的满足一些长距离、高载荷的空间任务需求.历史上美国和前苏联开展过核热火箭相关研究，比较著名的有ROVER、NERVA计划.核热火箭反应堆属于空间堆，其堆芯的质量和体积越小越好，高浓铀快堆方案结构简单，在这方面有着性能上的优势，美俄早期设计和发射的空间堆均采用这种堆型.而如今国际上开始提出低浓铀方案，也就是要求燃料中235U富集度小于20%，主要是受到当前低浓化趋势及研究需求等方面的影响.本文将介绍核热火箭低浓化的起因，并对现有的低浓铀核热火箭方案进行整理，总结其设计特点与趋势，旨在为今后开展设计工作提供参考.

1 低浓化趋势

低浓化最早是从地面堆开始，是出于防核扩散的考虑.1978年印度进行了核试验，美国受此影响启动了RERTR项目，用于开发转换研究实验堆和医用同位素生产堆所用的低浓铀燃料元件所需的必要技术，来减少甚至消除民用高浓铀的使用[2].截止2005年完成了106个研究堆和试验堆的低浓化.我国虽然没有参与RERTR项目，但作为负责任的核大国，在国内完成原型微堆低浓化，在国际上帮助巴基斯坦、加纳、尼日利亚等国家进行微堆低浓化工作.

核热火箭作为空间堆，其低浓化除了防核扩散外，也有着特殊的原因.1988年里根政府制定政策，要求提高商业机构在政府太空项目中的参与度，典型案例如SpaceX与NASA的合作[3-4].在空间核动力领域也有公司开始提出自己的堆型方案[5]，而对于商业公司而言，高浓铀政治风险和成本都太高了.另一方面美国和韩国在进行核热火箭方案研究合作[6]，而在和无核武国家技术合作时，低浓铀方案是唯一选择.2020年，美国发布的《第六号太空政策指令——空间核电源和核推进国家战略》规定[7]，“在空间核电源和核推进系统中，使用高浓铀应限于使用其他核燃料或非核动力源无法完成任务的应用场景”.这意味着美国在将来的空间核动力研究中会优先考虑低浓铀.

核热火箭堆芯的低浓化研究是国际上近年来提出的新兴研究方向，目前还没有统一的原则与要求.这里参考地面堆低浓化原则[8]，对核热火箭低浓化从安全、可靠和性能三方面提出要求：(1)保证特殊临界安全，热工温度限值基本不变；(2)尽量采用较为成熟的堆芯燃料、慢化剂，保证其可靠性；(3)反应堆体积质量增加在合理范围以内.

2 堆芯方案的发展

目前公开进行低浓铀核热火箭研究的主要有美国和韩国，近年在国际会议、期刊上提出了多种堆芯方案.本节将对已有方案进行汇总，并介绍几种典型设计.

2.1 方案整理

将现有方案的主要参数进行整理，如表1所示.表中NERVA型Cermet[9]，SCCTE[10-11]，NERVA型Composite[12]，SULEU[13]和Cer20[14]五个方案是基于NERVA时期的成果改进而来，而KANUTER-LEU[15]，INsTAR[16]，极高温型[17]和平板型[18]四个堆型是立足于新技术提出的新型方案.其中Cer20和Cer93是David Poston在进行高浓铀和低浓铀比较时设计的堆型，Cer93是用于对比的235U富集度为93%的高浓铀方案，另外由于两者的堆芯质量在文献中只有包含屏蔽时的数据，注意表中给出的是含屏蔽的质量值.

表1 各种低浓铀核热火箭堆芯方案主要参数对比

改进型方案的特点是燃料元件和慢化剂元件均为六棱柱型，两者根据一定的排布规律构成堆芯活性区，而新型方案则在燃料材料或元件结构上有一定创新，如INsTAR属于球床堆.改进型方案由于有高浓铀技术基础，可行性较高且方案设计也更为完整，而新型方案大部分处于概念研究阶段，可行性有待进一步验证，方案中也有较多参数没有给出.接下来对其中几个代表堆型进行介绍.

2.2 SCCTE与SULEU

SCCTE(Space Capable Cryogenic Thermal Engine)是美国太空核研究中心(CSNR)和NASA的马歇尔太空飞行中心(Marshall Space Flight Center，MSFC)于2015年合作提出的方案[10-11].该方案采用低浓铀钨基Cermet燃料，燃料元件为六棱柱结构，对边距3.1 cm，长97 cm，其中留有61个冷却剂孔道，孔道外壁有0.17 mm厚的W涂层.燃料成分为40%体积的W，60%体积的氧化物(UO2和ThO2).U-235富集度在13.13%～19.75%之间，W-184的富集度为98%.慢化剂元件外型尺寸与燃料元件相同，内部为筒状结构，具体结构及材料组成如图1所示，其中慢化剂材料为ZrH1.8，而作为热绝缘的碳化锆为多孔材料，材料密度为理论密度的50%.

图1 SCCTE燃料元件与慢化剂元件截面图

该方案几何结构如图2所示.活性区由151根燃料元件和150根慢化剂元件按照靶型排布而成，堆芯容器材料为Al-2024.活性区轴向上方反射层材料为BeO，径向反射层材料为Be，同时内部均匀分布着14个转鼓作为控制机构，转鼓表层吸收体为B4C.

图2 SCCTE几何结构图

SULEU(Superb Use of Low Enriched Uranium)是韩国高等科学技术研究所(KAIST)于2015年提出的方案[13].该方案提出的契机是为了与SCCTE方案做对比，两者在结构上有很多相似之处，设计比冲、推力、功率和燃料最高温度也基本一致.双方最大区别是选用的燃料不同，SULEU采用的是(U，Zr)C-石墨复合燃料.

燃料元件和慢化剂元件如图3所示.在(U，Zr)C-石墨复合燃料中，碳化物占体积比35%，U-235富集度19.75%.燃料元件为六棱柱，对边距1.905 cm，其中开了19个冷却剂孔道，孔洞直径0.115 cm.由于石墨复合燃料结构强度较低，这里的慢化剂元件也起到支撑堆芯的作用，因而也可以称为支撑管.

图3 SULEU燃料元件和慢化剂元件横截面

反应堆的截面图如图4所示.堆芯内侧燃料元件与慢化剂元件为2比1排布，靠近外侧为1比1靶型排布，总共采用了600根燃料元件和472根慢化剂元件，整个活性区半径33 cm.径向反射层厚度为11 cm，内有16个转鼓作为控制系统.

图4 SULEU堆型截面图

SULEU与SCCTE参数对比如表2所示.SULEU显著降低了堆芯中易裂变核素的质量，U-235总质量为18.1 kg，同时没有184W富集的问题，堆芯质量(不含屏蔽)比SCCTE略轻[19].两者作为基于高浓铀堆型进行低浓化改造的方案，主要改变是加装了慢化剂以软化能谱，并替换部分结构材料以降低热中子吸收，如将因科镍替换为锆合金.相比高浓铀方案体积、质量均有所增大.

表2 SULEU与SCCTE参数对比

2.3 KANUTER-LEU

韩国先进核热火箭发动机(KANUTER-LEU)是由韩国KAIST于2015年设计提出的方案[15]，采用极高温气冷反应堆(EHTGR)作为堆芯.这是一个双模反应堆，除推进剂供应系统外还包含发电机回路，既可以推进又可以发电，其系统结构如图5所示.该反应堆采用W-UO2Cermet燃料，7LiH作为慢化剂.

该反应堆采用了集成化燃料组件设计，如图6所示.Cermet燃料的组成为45vol%的W、55vol%的UO2，UO2中有6mol%的ThO2作为粘合剂，U-235富集度为19.5%.组件中央是栅格型燃料元件，栅格中有方形燃料冷却剂通道(FCC)；外侧为慢化剂区域，由两层压力管作为结构支撑，其中分布了环形慢化剂冷却通道(MCC).

其堆芯结构如图7所示，EHTGR的堆芯由61个集成的燃料组件以六棱柱模式排布而成，外围有Be作为垫片.Be垫片中有结构材料冷却通道(SCC)，用来冷却燃料元件外面的结构部件和慢化剂.为了减少中子泄漏，堆芯外环绕着7LiH -Be-C/C材料的反射层.另一方面，Be-C/C反射层也充当反应堆压力容器.反射层中有环形的反射层冷却通道(RCC)，位于7LiH和Be之间.在反射层中布置了12个控制鼓，吸收体为碳化硼.EHTGR-LEU(堆芯)和KANUTER-LEU(系统)的设计参数，如表3、表4所示.

图7 EHTGR 堆芯布置图

表3 EHTGR-LEU设计参数

表4 KANUTER-LEU设计参数

该方案的特点是质量很轻，这是因为采用了紧凑的换热结构，且使用LiH作为慢化剂.由于其在堆芯各区域布置了丰富的冷却通道，可以更为有效地导出燃料裂变产生的热量，并避免慢化剂等材料过热.慢化剂采用LiH相比传统的氢化锆密度更低，但同时带来的问题是需要进行Li-7富集，因为Li-6会与中子反应，造成很强的负反应性.

3 总 结

通过对国外已开展相关研究工作的调研与分析，可以得到以下几点启示：

(1)大部分方案在已有的高浓铀方案上改进而来.在降低U-235富集度后，U-235密度变低，为提高反应率需要软化能谱.和高浓铀方案相比，低浓铀方案的堆芯总质量有所提高，但U-235装量大幅减少.

(2)慢化剂装量提高.提高的方法有：在堆芯中加入更多慢化剂元件；增大慢化剂元件中慢化剂体积；提高氢化锆含氢量，原来采用的是ZrH1.6，有的方案提高到了ZrH2.0.

(3)部分材料需要富集.为了降低材料热中子吸收，堆芯中对部分材料都进行了同位素富集，如184W，7Li.

(4)火箭系统性能与燃料形式密切相关.燃料形式影响其最高工作温度，进而影响工质出口温度，从而影响系统比冲.Cermet燃料和碳化物复合燃料堆芯系统比冲在900s左右，带W包壳的金属U颗粒球床堆可以达到1 000 s.

(5)采用全新设计思路的堆型在体积质量、简化结构等方面具有一定优势，但相对技术成熟度较低.

目前低浓铀核热火箭仍属于初步研究阶段，在向实际应用推进过程中会面临许多问题.ROVER、NERVA时期的高浓铀方案做出了地面试验装置，其燃料和其它部件是经过实践验证的，而低浓化改造方案对材料进行一系列修改，如SCCTE方案中W-184的富集达到了98%，这在实际生产中经济成本高昂.对于新型方案，其采用的特殊燃料材料、元件及换热结构更是需要进一步研究验证.

核热火箭是未来空间探索必不可少的技术.随着空间探索的深入，化学能和太阳能越来越难以满足推进要求，核热火箭则能很好的承担这项任务.低浓铀方案可以减轻核扩散压力，降低安防成本，也是商业化、民用化方向应用的切入点.目前低浓铀核热火箭技术尚处于概念或初步设计阶段，开展相关设计研究可以及时占据国际领先地位，助力我国空间核动力事业发展.