热管冷却反应堆的兴起和发展

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程;分析了热管冷却反应堆的技术特点,包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势;归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状,并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战,从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势,为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言,热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景,有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。      

热管反应堆燃料经济性影响因素初步探索

热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量,系统设计本身就极为简化,较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据,为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响,本文初步建立热管反应堆燃料经济性影响因素分析模型,以eVinci反应堆为例,开展了燃料循环经济性影响因素探索研究,获得了总体方案功率规模、堆芯运行温度等因素对热管堆燃料经济性的影响变化趋势。结果表明受燃料价格、铀装量、富集度等综合影响,热管反应堆燃料经济性相对较好的优选热功率规模区间在约1~5 MW。提高堆芯运行温度可使燃料经济性大幅提升,经济性最佳功率区间向高功率规模扩展。      

温差热电转换型空间热管冷却反应堆瞬态分析程序开发及验证

热管冷却反应堆采用固态堆芯设计、高温热管传热,具有结构简单、非能动、高可靠性等优点。为研究温差热电转换型空间热管冷却反应堆电源系统的瞬态特性,本文针对该型电源系统中最主要的系统(包括堆本体、高温热管、温差热电转换系统)建立了详细的数学物理模型,并开发了系统瞬态分析程序,其中堆本体模型基于OpenFOAM进行模块开发,耦合了点堆动力学模型和反应性反馈模型。通过文献和试验数据分别验证了高温热管及温差热电转换模型,结果与参考值符合较好,其中温差热电转换模块发电功率与试验值的相对偏差小于2.75%。采用该程序对KRUSTY进行了建模分析,开展了反应性引入、热电转换模块失效、负荷跟踪、主动冷却丧失工况下的瞬态分析,并与试验值进行了对比。结果表明,在上述瞬态工况下堆芯燃料表面温度与试验值的偏差小于4.1 K,程序计算结果与试验值符合较好。     

热管冷却空间反应堆系统启动特性研究

为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转换装置（AMTEC）能量转换模型和散热板模型。将TAPIRS程序各模块和系统稳态计算结果与参考文献计算值比较分析,验证了本文模型和求解方法的合理性。启动特性研究表明,通过控制控制鼓的转动速率,可实现反应堆从次临界到满功率、热管和AMTEC从固态到正常运行状态的启动过程。热管冷却空间堆依靠核热启动具有可行性,热管最高温度不超过1 250 K,满功率参数与相关文献的最大相对误差不超过6%。     

新型热管反应堆堆芯热工安全分析

针对新型空间热管反应堆,采用商用CFD软件FLUENT对其堆芯进行了稳态热工安全分析。根据MCNP物理计算的堆芯功率分布,选取功率份额最高的相邻3个燃料元件作为分析对象,对控制转鼓7种不同转动角度下的正常工况以及单根热管失效的事故工况进行计算分析,得到最热通道各层材料的温度分布。采用二维热管分析程序计算得到蒸汽区的温度分布,并作为三维计算模型的温度边界。堆芯功率分布采用用户自定义程序UDF进行添加。计算结果表明,在额定功率4.0 MW水平下,在正常工况以及单根热管失效事故工况下,热管具有足够的传热能力将堆芯裂变热导出,同时,堆芯最热通道各层材料温度均低于安全限值,且具有较大的安全裕度,满足设计要求。     

TOPAZ-Ⅱ空间电源系统辐射器改进研究

针对前苏联TOPAZ-Ⅱ反应堆系统所采用回路式辐射器存在单点失效的问题,采用热管式辐射器对其进行改进以提高系统安全性。根据系统废热排出的要求及冷却剂工作温度,选取高温钾热管,对结构材料及相关参数进行了设计,同时设计了辐射器的结构、热管的布置方式及铜翅片的参数。热管中心蒸汽区通过一维流动方程进行了求解,采用有限元方法分析了热管管壁与吸液芯结构的导热,采用有限差分法对翅片的辐射导热进行了计算。对热管与翅片组成的辐射单元与集流环进行了耦合计算,得出了辐射器设计工况下的稳态结果,对其进行了分析并与回路式辐射器进行了相应比较。计算结果表明,所设计热管式辐射器满足TOPAZ-Ⅱ正常运行情况下的废热排出要求,并具有较多裕度,同时热管式辐射器的安全性与等温性也优于回路式辐射器。     

空间核电推进球床反应堆热工水力特性数值分析

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明,燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量,冷孔板孔隙率对堆芯流量分配几乎没有影响,孔隙率峰值比为2.0的热孔板可有效避免堆芯热点,此外增大冷却剂入口压力会减小堆芯的压损。本文结果可为空间核电推进球床反应堆的设计及安全特性分析提供建议与指导。     

空间核电推进球床反应堆热工水力特性数值分析

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明,燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量,冷孔板孔隙率对堆芯流量分配几乎没有影响,孔隙率峰值比为2.0的热孔板可有效避免堆芯热点,此外增大冷却剂入口压力会减小堆芯的压损。本文结果可为空间核电推进球床反应堆的设计及安全特性分析提供建议与指导。     

兆瓦级热管反应堆堆芯核热特性研究

基于美国MegaPower兆瓦级热管反应堆设计方案,本文利用蒙特卡罗软件OpenMC与有限元分析软件COMSOL开展堆芯核热特性研究。研究表明：堆芯轴向功率分布呈先升高后降低趋势,且下半段功率水平比上半段高。径向功率随径向距离的增大而降低,在靠近径向反射层处出现反弹升高,且这些区域的功率分布明显受转鼓组件的影响。“大小转鼓”的设计方案不利于兆瓦级热管反应堆的反应性控制。边界区域位置热管失效会造成更高程度的基体/燃料温度上升。3根热管失效工况下的燃料棒温升是2根热管失效的32倍。即使3根热管失效的极端事故工况下,堆芯基体及燃料棒峰值温度仍在安全限值内,表明兆瓦级热管反应堆这种固态导热堆芯的优越安全性。     

NUSTER-100电功率串级控制方法研究

热管冷却反应堆（简称热管堆）采用固态堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量,具有结构简单紧凑、安全性高、噪音低、工作时间长的优势。本文以100 kW静默式热管堆（NUSTER-100）为研究对象,基于MATLAB/Simulink平台搭建了非线性动态模型,根据微扰理论获得了传递函数模型。基于动态特性分析,提出电功率串级控制方法,其中内环为核功率调节,外环为电功率控制。以反应性与核功率、核功率与电功率之间的传递函数为基础,设计了电功率串级控制系统,并采用增益调度解决其非线性问题。采用典型工况进行控制性能仿真验证,仿真结果表明,所设计的串级控制系统满足控制性能要求,可以实现反应堆的安全可靠运行。     

不凝性气体对高温锂热管传热特性的影响研究

热管作为一种具有高热导率的传热装置,工作核心在于其内部工作流体的蒸发和冷凝。若热管工作过程中气腔内存在不凝性气体,主流区中蒸气和不凝性气体在对流运动的作用下将一起移动到气-液分界面,不凝性气体的存在阻碍了工作流体在气-液交界面处的正常冷凝。本文基于热阻网络法添加了不凝性气体区域传热模型,研究了不凝性气体对高温锂热管稳态传热特性的影响。结果表明,热管达到稳态时不凝性气体的存在缩短了热管的有效传热长度,破坏了热管的等温性和良好的传热效率。此外随着不凝性气体体积份额的增大,不凝性气体区域温度降低幅度越大;随着热管蒸发段输入功率的增大,热管正常工作区域整体温度越高,相同质量的不凝性气体占据的体积份额越小,热管壁面温度出现明显温度梯度降低的位置随着功率升高而向下游移动。     

Study on startup characteristics of heat pipe cooled and AMTEC conversion space reactor system

Future exploration of deep space requires space power with high power density, light weight, low cost and high reliability. Space reactor is an excellent candidate with its unique characteristics of high specific power, low cost, strong environment adaptability and so on. Among all types of space reactors, heat pipe cooled space reactor, which adopts the passive heat pipe as core cooling component, is considered as one of the most promising choice and is widely studied all over the world. Startup characteristics of this type space reactor are an active topic.Previous studies mainly focused on the startup from high temperature rather than environmental temperature. In order to simulate the transient startup process from frozen state, a transient analysis code (TAPIRS) for heat pipe cooled space reactor power system (HPS) has been developed and applied to investigate the system transient performance during a startup from zero cold power to full power. The code integrates separately validated point reactor kinetics model, lumped parameter core heat transfer model, combined heat pipe (HP) model (self-diffusion model, flat-front startup model and network model), energy conversion model of alkali metal thermal-to-electric conversion units (AMTEC), and HP radiator model. By comparing the simulation results of the models and steady state with those in the references, the rationality of the models and the solution method is validated. It is found that by adjusting the control drum's rotational speed, the reactor can startup from subcritical state to full power state while the heat pipe and AMTEC from solid state to normal operational state. HPS can startup entirely depending on the nuclear power, and the maximum temperature of the heat pipe does not exceed 1250 K in the whole startup process. The maximum errors of the parameters between the simulation results of this paper and those in the literature at the full power condition are less than 5%. Under the accident of control drum failure with largest reactivity insertion, the fuel temperature can be controlled within the safety limits. These show that the reactor system has characteristics of no single-point failures, the self-stabilization capability under accident conditions.     

兆瓦级空间气冷堆系统启停堆瞬态分析

本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态工况进行数值模拟。结果显示,通过分两阶段、阶梯式引入正反应性和提高涡轮机械的转轴速度,堆芯流量和功率匹配良好,系统可在3.5 h内完成启动过程,达到反应堆功率3 406 kW、流量14.2 kg/s的稳态运行。系统停堆过程中,反应堆可依靠自身的非能动余热排出能力,确保芯块和包壳温度与熔点间存在较大安全裕量,实现安全停堆。     

热管堆中分段式温差发电器的仿真分析

温差发电器（TEG）是一种能够直接将热能转化为电能的器件设备,因此可在热管堆中将TEG作为能量转换系统。但当热管堆堆芯的平均或最高温度超过1 000 K后,TEG的缺陷就会暴露出来。分段式温差发电器（STEG）可解决这一问题。本文在COMSOL软件中搭建了STEG模型,确定了数值模拟方法,并对STEG的几何形状和热电性能进行了优化设计,将热管与STEG组合成单通道模型来进行仿真计算。对STEG进行了稳态的仿真计算,得到STEG的几何优化设计,并探究了热电和热力性能,热电转换效率最高可达15.75%,最大应力约为270 MPa。在单通道模型中,结合STEG的最优几何设计,热电转换效率最高可达15.63%。本文工作可为STEG与热管堆结合的数值模拟提供相应的基础。     

水下航行器微型核电源堆芯设计

热管冷却反应堆因其体积小、功率密度高、使用寿命长、环境适应性强的特点,在飞行器、水下航行器动力系统等领域具有广泛的应用前景,具有重要研究意义。本文在调研国内外相关研究的基础上,针对水下航行器静默式微型核电源,提出了一种热功率2.4 MW、长寿命、低噪声的锂热管冷却堆芯设计方案。采用蒙特卡罗程序进行中子学计算,得到堆芯功率分布、反应性反馈与临界安全特性;采用MCNP5与点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序MCORE计算堆芯寿期。结果表明,堆芯最大功率峰因子为1.42,堆芯寿期达到14 a,堆芯参数符合设计要求,为该型核电源的设计与应用提供了一定的参考。     

MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器分析及优化

空间核反应堆是空间核电源和核推进的研究基础,大功率核反应堆的体积和质量一直是限制航空航天设计的重要因素。针对这一问题,本文对MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器进行建模和分析,建立热管式辐射散热器的热阻模型,利用穷举法和遗传算法在给定工况下探讨裸碳纤维翅片长度L_f和厚度δ_f、冷却剂质量流量m、辐射散热器入口温度T_f1对散热器质量M的影响。结果表明,当T_f1＝800 K、L_f＝5 cm、δ_f＝0.16 mm、m＝9 kg/s时,M达到最优,为906.593 kg,优化了0.63%的系统质量。     

海洋静默式热管反应堆热工水力特性研究

安全可靠的能源供给是无人水下潜航器（UUV）发展的关键基础,本研究面向我国重型海洋UUV研发的能源需求,提出了海洋静默式热管反应堆（NUSTER-100）小型核电源概念设计。建立了包括堆芯功率模型、堆芯通道传热模型、热管传热模型、热电转换模型及冷端换热模型等热管反应堆系统数学物理模型,基于高效稳健的数值算法和模块化编程思想,开发了具有自主知识产权的热管反应堆稳态和瞬态热工水力特性分析程序HEART,采用热管实验、温差发电实验等数据对HEART程序关键模块进行了验证与确认。采用HEART程序对NUSTER-100的稳态、冷启动瞬态及反应性引入瞬态工况进行了计算分析,获得了NUSTER-100满功率稳态工况下的热工水力特性,基于冷启动瞬态热工水力分析,提出了具有较高安全性的三段式热管反应堆启动方案,评估了反应性引入瞬态工况下热管反应堆的自稳特性和安全性。本研究可为我国UUV及热管反应堆技术的发展提供理论和技术支持。