月球基地核电源系统方案研究

月球基地的建立首先需解决能源供给问题,核电源系统具有功率大、寿命长、环境适应性强等优点,是月球基地及其他深空探测任务中理想的能源提供方案。本文分析了目前可用于月球基地的能源情况,有针对性地提出40 kWe月球基地核电源系统的设计理念,经初步优化设计,给出了该系统的流程和总体设计参数,并从物理、屏蔽、热工以及结构方面对系统进行了分析和论证。结果表明,该系统方案合理可行,能满足安全和寿期要求。     

热管空间核反应堆电源的研究进展

随着人类对宇宙太空的深入探索,对于提供能量的电源要求也在逐步提高,空间核反应堆电源在执行深空探测任务中脱颖而出。热管核反应堆由于具备非能动性、寿期长、可靠性高等优势,成为目前空间核反应堆领域的研究热点。本文通过重点介绍典型热管堆的概念设计系统以及在Kilopower中的应用,对热管电源系统(Heatpipe Power System,HPS)、由热管控制的火星探索反应堆(The Heatpipe-operated Mars Exploration Reactor,HOMER)、安全可负担裂变引擎方案(Safe Affordable Fission Engine,SAFE)以及Kilopower进行了重点调研,归纳总结了各个反应堆的结构设计、燃料选择、热管排布、功率设计等,以期对未来热管空间核反应堆电源的设计研究提供思路和参考。     

火星熔盐堆堆芯概念设计

火星探测近来成为空间研究的一个主流趋势。建立火星基地是人类研究和开发火星的必然选择。与太阳能储能系统相比,核反应堆作为火星基地的能源系统,在系统质量、操作灵活性和环境适应性等方面具有显著优势。给出了火星熔盐堆(Mars Molten Salt Reactor,M~2SR-1)的堆芯设计方案,并建立堆芯计算模型,以MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)和ORIGEN为计算工具,从物理、安全、热工等方面对M~2SR-1进行了计算分析。分析结果表明:M~2SR-1在满功率运行下可满足8 a的寿期要求,在不同假设掉落环境下,有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。本研究可以为星球表面熔盐堆设计提供参考。     

星球表面用核反应堆临界安全分析

核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点，可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题，提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型，并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明，不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98，满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd₂O₃涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。     

火星表面环境对核反应堆屏蔽性能的影响分析

针对核反应堆电源在火星表面运行时对周边工作人员和系统设备产生辐照问题,提出人员和设备的剂量限值要求及计算条件,并结合火星表面环境情况,计算分析了火星土壤、大气等对核反应堆屏蔽性能的影响。计算结果表明,火星土壤对核反应堆可起到很好的屏蔽作用,火星大气对中子和γ射线具有一定的散射作用,影响核反应堆的屏蔽效果。核反应堆置于火星坑中时,火星表面大气的散射作用对外围剂量的影响较大。火星坑回填土壤密度的增加可减小核反应堆外围剂量。核反应堆置于1.5 m深的火星坑中,采用相对密度为0.9的土壤进行回填时,距离核反应堆100 m处的年剂量值以及斯特林发动机下表面的剂量值均可满足剂量限值要求。     

火星表面环境对核反应堆屏蔽性能的影响分析

针对核反应堆电源在火星表面运行时对周边工作人员和系统设备产生辐照问题，提出人员和设备的剂量限值要求及计算条件，并结合火星表面环境情况，计算分析了火星土壤、大气等对核反应堆屏蔽性能的影响。计算结果表明，火星土壤对核反应堆可起到很好的屏蔽作用，火星大气对中子和γ射线具有一定的散射作用，影响核反应堆的屏蔽效果。核反应堆置于火星坑中时，火星表面大气的散射作用对外围剂量的影响较大。火星坑回填土壤密度的增加可减小核反应堆外围剂量。核反应堆置于1.5 m深的火星坑中，采用相对密度为0.9的土壤进行回填时，距离核反应堆100 m处的年剂量值以及斯特林发动机下表面的剂量值均可满足剂量限值要求。     

空间核反应堆电源需求分析研究

空间电源技术是开展空间探测的核心技术之一，空间核反应堆电源具有能量密度大、功率覆盖范围广、受太空环境影响小等特点，是未来空间电源的理想选择。本文从空间任务适用对象、系统比质量两方面对现有空间电源进行对比，阐述了空间核反应堆电源在未来空间活动的可能应用场合。基于对未来民用与军用空间任务的调研，归纳了空间核反应堆电源的功率需求。针对不同功率量级，对比分析了公开发表的不同空间核反应堆电源技术方案，给出了不同功率量级相对优化的技术路线选择。本研究可为空间核反应堆电源研究设计提供参考。     

基于蒙特卡罗和CFD耦合模拟的空间锂冷核反应堆设计分析

为了满足未来深空探测的需求,中科院核能安全技术研究所提出5.2 MWt轻量化的空间锂冷核反应堆初步设计方案.该方案采用-体化式堆芯设计、非均匀锂冷却剂流道,以及由硼粉和控制棒组成的控制系统.在SuperMC多物理耦合框架下,基于随机逼近耦合求解策略,通过蒙特卡罗中子输运和计算流体力学CFD耦合的高保真耦合模拟方法对该空...     

空间核反应堆电源热工水力特性研究综述

随着空间探索领域的快速发展，研究高功率、安全、可靠的空间核反应堆电源将变得愈发重要。本文针对国内外空间核反应堆电源的热工水力关键问题，即空间堆系统稳态和事故瞬态研究、堆芯单冷却剂通道及全堆芯的三维流动换热、静态与动态热电转换装置分析、热工水力特性试验研究等进行研究，分析了空间核反应堆电源热工水力研究的趋势。本文结果可为空间核反应堆电源设计分析及热工水力安全特性研究提供帮助和指导。     

空间核反应堆电源热工水力特性研究综述

随着空间探索领域的快速发展,研究高功率、安全、可靠的空间核反应堆电源将变得愈发重要。本文针对国内外空间核反应堆电源的热工水力关键问题,即空间堆系统稳态和事故瞬态研究、堆芯单冷却剂通道及全堆芯的三维流动换热、静态与动态热电转换装置分析、热工水力特性试验研究等进行研究,分析了空间核反应堆电源热工水力研究的趋势。本文结果可为空间核反应堆电源设计分析及热工水力安全特性研究提供帮助和指导。     

Research on Space Nuclear Reactor Power Demand Analysis

Space power is one of the core technologies for space exploration. Space nuclear reactor power is characterized by high energy density, wide power coverage and small dependence on space environment, which is a promising choice for future space power. In this paper, the existing space power systems in view of mission targets and system specific mass were compared, potential application of space nuclear reactor power in future space activities was presented. Based on the investigation of the future civil and military space missions, the power requirement of space nuclear reactor power was summarized. According to different powers, the various technology schemes for space nuclear reactor power in the open literatures were compared, and the relatively optimized technical roadmaps for different power levels were given. This study can provide guidance for the space nuclear reactor power system design.     

棱柱式高温气冷空间核反应堆初步方案设计与中子物理分析

空间核反应堆电源将核裂变能转换为电能,与太阳能、化学燃料电池等其他形式的电源相比,具有电功率大、系统比功率高、使用寿命长等优点,在太空探索中具有广阔的应用前景。以高温气冷堆技术为基础,提出了以氦氙混合气体作冷却剂,直接布雷顿循环的空间核反应堆电源方案。核反应堆是采用包覆颗粒燃料的小型棱柱式高温气冷堆,热功率为5 MW。采用蒙特卡罗方法进行了中子物理分析。结果表明,设计的反应堆满足10a以上的满功率运行寿期,具有负的反应性温度系数。通过布置B4C安全棒,使反应堆在发射失败引起的堆芯进水事故中能保证次临界。     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

The safety of the floating nuclear power plant is closely related to the merits of the reactor power supply system. In order to improve the safety factor of floating nuclear power plant, it is necessary to analyze the reactor power supply system. In this paper, the configuration of the reactor power supply system of the floating nuclear power plant is analyzed, and the auxiliary power system and nuclear emergency power system under two schemes are compared. The results show that the optimized scheme 2 is better than scheme 1 in reliability and safety, and scheme 2 is more economical. The optimization scheme proposed in this paper can provide a direction for the design of the reactor power supply system of the subsequent nuclear powered ships and has a strong reference significance.     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连，为提高浮动核电厂的安全系数，需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点，分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置，对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明，优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优，且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。      

Space reactor power systems with no single point failures

Nuclear reactor power systems could revolutionize space exploration and support human outpost on the moon and Mars. This paper reviews various energy conversion technologies for use in space reactor power systems and provides estimates of the system's net efficiency and specific power, and the specific area of the radiator. The suitable combinations of the energy conversion technologies and the nuclear reactors, classified based on the coolant type and cooling method, for best system performance and highest specific power, are also discussed. In addition, a number of power system concepts with both static and dynamic energy conversion, but with no single point failures in reactor cooling, energy conversion and heat rejection, and for nominal electrical powers up to 110 kW_e, are presented. The first two power systems employ reactors cooled with lithium and sodium heat pipes, SiGe thermoelectric (TE) and alkali-metal thermal-to-electric conversion (AMTEC), and potassium heat pipes radiators. The reactors heat pipes operate at a fraction of the prevailing capillary or sonic limit, and in the case of a multiple heat pipes failure, those in the adjacent modules remove the additional heat load, thus maintaining the reactor adequately cooled and the power system operating at a reduced power. The third power system employs SiGe TE converters and a liquid metal cooled reactor with a divided core into six sectors that are neurotically and thermally coupled, but hydraulically decoupled. Each sector has a separate energy conversion loop, a heat rejection loop, and a rubidium heat pipes radiator panel. When a core sector experiences a loss-of-coolant, the fission power of the reactor is reduced, and that generated in the sector in question is removed by the circulating coolant in the adjacent sectors. The fourth power system employs a gas cooled reactor with a core divided into three identical sectors, and each sector is coupled to a separate Closed Brayton Cycle (CBC) loop with He-Xe binary mixture (40 g/mol) working fluid, a secondary loop with circulating liquid Nak-78, and two water heat pipes radiator panels.     

空间气冷堆堆芯初步物理特性分析

为满足未来空间探测活动的大功率用电及轻质量载荷需求，以美国、俄罗斯空间气冷反应堆方案为基础，提出一个亚MW级空间气冷堆堆芯初步设计方案，并使用蒙特卡罗程序对该方案进行堆芯物理计算与分析，给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。计算结果表明，该设计方案可满足反应堆的安全性要求，能实现紧急停堆，并可保证在堆芯被水淹没等设计基准事故条件下维持反应堆次临界，确保反应堆安全。此外，通过在堆芯局部燃料棒中添加热中子吸收材料，对堆芯径向功率分布进行优化，以展平径向功率分布。