在过去的几十年里，对太阳系的探索给各个国家的科学和工程领域带来了巨大的收获。随着人类不断对宇宙太空的深入探索，对于提供能量的电源的要求也在逐步提高，传统的化学电源、太阳能电源等方案由于使用寿命短、依赖阳光等缺点，无法满足长距离的深空探测。核反应堆电源由于具有工作寿期长、无需光照和氧化剂等优点，是实现深空探测的首选方案之一。

从20世纪50年代起，美、俄设计了多种核反应堆电源方案[1]，例如俄罗斯的ROMASHK、BUK、TOPAZ和TOPAZ-2[2]；美国的核辅助动力系统（Systems for Nuclear Auxiliary Power-10A,SNAP-10A）和Kilopower等。其中，美国目前正在研究的新型Kilopower具备非能动性、寿期长（连续运行寿命可达15 a）、可靠性高等优势，其采用的热管堆成为了目前空间核反应堆领域的研究重点。通过对热管堆的研究，对于进一步研究和优化未来空间核动力电源具有深刻的意义。本文通过介绍几种典型的热管堆应用，来进一步了解热管研究堆的发展和研究方向。

1、热管的工作原理和优点

热管是1963年美国洛斯阿拉莫斯国家实验室（LANL）的Grover发明的一种传热元件[3]，其主要通过管内工质的相变，利用汽化和冷凝的高潜热和毛细抽吸现象，无需外界动力便可以进行传热。在热管中，工作流体保持在芯与壁之间的间隙内，在中心区域留下一个空隙。热管沿轴向由三个不同的区域组成：蒸发区、绝热区和冷凝区。当蒸发区被加热时，工质开始沸腾并蒸发，蒸汽从多孔芯中逸出，扩散到中心空隙，压力沿热管轴向发生不同变化，蒸汽向较低压力的冷凝区域移动，该区域温度较低，导致蒸汽凝结，释放出汽化潜热，这些热量通过热管管壁传递到外部环境，冷凝液体通过毛细管作用回到蒸发区域，在那里再次蒸发。图1显示了工作热管中蒸汽和液体的流动情况。

图1  热管工作示意图

热管传热具有下述优点：1）非能动性，不用热泵驱动；2）传热能力强；3）可变换热通量。热管中的蒸发和冷凝过程在通道空间中是分开的，所以可以独立改变加热面积，从而改变热流密度；4）优良的等温性。由于从蒸发段流向冷凝端的压降很小，根据热力学方程可知，其温降也很小；5）热管传热系统安全可靠性高。在热管换热系统中，少数热管损坏对整个热管换热系统的影响较小。

2、几种典型的热管式核反应堆

2.1 HPS核反应堆电源

火星作为地球的近邻，一直是人类进行深空探测和开发的首选目标，所需电源要能够在极端条件下长期发电。美国在火星星表电源方面开展了大量研究，通过借鉴美国40年的开发经验，美国洛斯阿拉莫斯国家实验室（LANL）希望能够开发出一种成本低于1亿美元的系统。热管电源系统（HPS）是一种结构紧凑的空间裂变电源，该系统具有研发周期短、费用低、安全简单等特点。HPS的反应堆截面示意图和燃料元件与热管布置图如图2所示[4]。

图2  HPS的反应堆截面示意图[4]

堆芯由12个独立的模块组成，每个模块分别由4个燃料棒组成，连接到一个中央钠热管，通过钠热管将热量传递到一个能量转换系统，多余的热量从能量转换器的冷端辐射进入太空。HPS燃料组件包壳材料为铼钼合金或铌锆合金，前期设计有两种燃料类型可供选择：氮化铀（UN）和二氧化铀（Uranium Oxide,UO2）。氮化铀的铀含量相对较高，可以保证堆芯的结构紧凑，燃料温度峰值大约限制在1800 K。二氧化铀的铀含量比氮化铀低，可以在高于氮化铀燃料元件的温度下运行。

HPS各个模块在正常运行过程中是独立的，如果一个模块热管发生故障，热量将传导到临近模块。紧凑的堆芯和低功率密度可以满足多种理想的设计属性，例如安全性、可靠性、长寿命、模块化（HPS由独立的模块组成，大多数潜在的工程问题可以通过电加热模块测试来解决）、可测试性、通用性（HPS可以使用多种燃料形式和能量转换器）、可制造性、短期系统、多重用途（军事、商业、民用）、质量、进度、成本[5]。5个典型的反应堆设计如表1所示[6]。

表1  典型HPS设计描述

2.2 HOMER（热管式火星探测反应堆）

美国洛斯阿拉莫斯国家实验室提出开发HPS项目的4年里，进行了三次HPS概念验证技术演示，每次都非常成功。热管式火星探测反应堆（HOMER）是为在火星表面发电而设计的HPS的派生项目。图3为一个125 kWt的HOMER堆芯截面图。

图3  125-kWt HOMER堆芯横截面[7]

HOMER包含不锈钢包覆的二氧化铀燃料元件，这些燃料元件连接到不锈钢/钠热管上，热量从燃料传导到热管，然后热管将热量输送到一个堆外能量转换系统。能量转换系统可以考虑采用布雷顿循环、斯特林循环、朗肯循环及碱金属等热电转化模式。

在核性能方面，HOMER采用一种坚固、可靠的外壳/燃料形式（不锈钢/UO2）设计。包壳厚度和燃料元件直径比为0.05，燃料的理论密度为90%。HOMER设计的初始keff为1.03；在热性能方面，HOMER设计具有较大的热裕度，反应堆的最大功率是由材料的温度限制决定的，HOMER的限制要求是不锈钢峰值温度低于1 250 K（不锈钢峰值温度约为1 120 K）；在开发时间和成本方面，HOMER主要通过使用现有的技术设计廉价的电气测试系统（从而最大限度地减少或消除核试验，除了零功率临界测试），最大限度地减少开发时间和成本。此外几乎所有的堆芯组件结构材料均是不锈钢，因此材料的制造成本会很低。

美国针对该项目进行了多种设计，其中最典型的方案为20 kWe HOMER设计。该反应堆的设计目标是在堆芯温度达到1 000 K时，将125 kWt的热量传递至斯特林发电机。堆芯有57根热管、152个棒束燃料元件和8根BeO柱，每个元件的外径为1.7 cm，壁厚为0.85 mm。热管由不锈钢网/环形芯和液态钠组成。热管伸出堆芯50 cm（这个长度将取决于热量如何输送到能量转换系统）。堆芯区域（包括两端各有4 cm BeO轴向反射层）长度为54 cm,BeO径向反射层外径为45 cm。燃料的理论密度为90%UO2，富集度为97%(128 kg UO2）。该设计的反应堆质量为385 kg，仪表和控制系统的质量为50 kg，能量转换系统质量为475 kg，辐射散热体的质量为145 kg，屏蔽体质量为100 kg，核应急设施质量为330 kg，整个系统的总质量为1 385 kg。

此外，该团队又设计了另外两种方案。HOMER-15堆芯包含19根热管和102根燃料元件，采用富集度97%的UN燃料，包壳材料为不锈钢，热功率11.5 k Wt，采用钠热管将热量传输至1台斯特林电机，可产生3 kWe的电功率，效率为26%。该反应堆堆芯直径为18.1 cm，系统重量为775 kg。HOMER-25堆芯包含61根钾热管和156根燃料元件，采用富集度93%的UO2燃料，热功率94.5 kWt，钾热管冷却堆芯（平均温度880 K），采用6台斯特林电机（正常运行投入4台，两台备用）进行热电转换，净电功率为25 kWe，效率为26.5%[7]。

2.3 SAFE相关研究

在HPS概念的基础上，LANL的研究团队提出了安全可负担裂变引擎（SAFE）方案，该方案用于空间及星表环境的热管堆电源系统，采用系列化设计，可覆盖较大功率范围。

2.3.1 SAFE-30实验

SAFE-30端到端系统演示（end-to-end system demonstration）针对热管堆电源系统搭配离子推进器的技术方案进行原理演示和技术验证，SAFE-30试验装置采用不锈钢模拟堆芯，共包含12个模块，每个模块由4根石墨电阻加热棒和1个不锈钢-钠热管构成。实际试验时只有三个位置使用了全长119 cm的不锈钢-钠热管，剩余热管均被替换为外形尺寸与不锈钢-钠热管一致的封闭金属管。2001年12月SAFE-30模拟试验取得成功，电加热棒产生的热能经热管、铜块换热器由斯特林发电机转换为电能，最后由氙离子推进器转换为氙离子的动能，试验的成功证明了采用热管堆电源系统为离子推进器供电的核电推进系统在技术原理上是可行的[8,9]。

2.3.2 SAFE-100a实验

在SAFE-30模拟试验取得成功的基础上，研究团队针对热管堆耦合气体布雷顿循环发电的电源系统技术方案，开展了SAFE-100a模拟试验。SAFE-100a不锈钢模拟堆芯仅采用19个堆芯模块，即19根热管和57根模拟燃料棒的石墨电阻加热棒。SAFE-100a的石墨电阻加热棒在室温下启动时限定最大输入功率为33 kW，模拟堆芯达到1 023 K时最大输入功率可随之提升至60 kW。热管伸出模拟堆芯后插入专门设计的热管-气体换热器中，在热管-气体换热器内通过固-气表面对流换热传给气体回路。试验的结果初步验证了热管堆耦合气体布雷顿循环发电的电源系统方案的可行性，并且反映了该型电源系统的典型热工响应性质[10,11]。

2.3.3 SAFE-400

作为典型SAFE方案，SAFE-400是一种热功率400 kWt、电功率100 kW的热管堆电源系统，采用氮化铀燃料、钠热管和气体布雷顿循环发电系统。SAFE-400堆芯横截面如图4所示，全堆共采用127根钠热管和381根碳化铀燃料棒，在靠近活性区边缘的位置还有39根与燃料棒外形尺寸一致的反射棒，反应性控制机构是侧反射层内的6个控制鼓。与HPS不同之处在于，SAFE-400中每个堆芯模块由3根燃料棒和1根热管构成。

图4  SAFE-400堆芯横截面[12]

SAFE-400氮化铀富集度97%，燃料棒采用含铼衬层的钼包壳，堆芯基体采用钼，热管采用钼管壳和钼铼合金丝网。SAFE-400正常运行时燃料平均温度1 247 K，燃料最高温度1 280 K，中央单根热管失效时燃料平均温度升至1 250 K，燃料最高温度升至1 784 K，反应堆仍留有足够余量可安全平稳运行。SAFE-400设计满功率寿期可达10 a以上[12]。

2.4 Kilopower相关研究

针对未来的太空运输和星表电力应用，美国宇航局格伦研究中心（GRC）研究了一种小型裂变电力系统—Kilopower空间核反应堆，用于提供1～10 kW的电力，比功率为2.5～6.5 W∙kg-[1]。该技术十分适用于深空探测任务，也可以用于为载人登月或火星任务提供动力[13]。Kilopower核反应堆堆芯产生的热量通过一系列高温钠热管转移到斯特林转换器的热端，斯特林转换器冷端余热通过钛-水热管转移到散热器面板，最终排放到太空环境。Kilopower的整体概念结构设计图如图5所示。

图5  Kilopower核裂变系统和热管理系统[15]

对于电功率为1 kW的Kilopower，其堆芯热功率为4 k Wt，从该装置的功率特性和加工性能方面考虑，采用U-7%Mo合金，燃料周围设置8根钠热管导出堆芯热量，通过8台125 W先进斯特林发电机进行动态热电转换，斯特林转换器冷端工作温度应保持在398 K左右，钛-水热管与散热面板连接，用于散掉废热。最终废热通过钛-水热管和辐射器向空间排放。每根热管在额定运行期间至少要传递125 W的余热。

Kilopower钛-水热管示意图如图6所示，是由先进冷却技术公司（ACT）在NASA SBIR II期项目中开发出来的一种新型热管。这种水热管的特点是蒸发段有双孔芯，其余部分采用筛网槽混合芯，这种设计方案可以使Kilopower在以下4种不同条件下工作：1）零重力空间操作；2）进行地面试验时蒸发器略高于冷凝器，以模拟零重力运行时的性能；3）星表操作与重力辅助情况下操作；4）在发射升空时反重力定向，即热管的方向是反重力的，并且下沉温度低于工作流体（即水）的冰点[14,15,16,17]。

图6  Kilopower钛-水热管[15]

为了更好地验证Kilopower的可行性，美国进行了多次试验进行验证，其中比较典型的两个实验为使用平顶裂变演示（DUFF）实验和使用斯特林技术的千瓦级反应堆（KRUSTY）实验。DUFF实验是为验证Kilopower方案原理可行性而开展的带核模拟试验。试验时平顶装置达到核临界后，堆芯裂变热通过水热管导出，经换热器传递至自由活塞式斯特林发电机转换为电能，成功产生24 W电能[18]。

在DUFF的基础上，美国国家航空航天局（NASA）与美国能源部国家核安全管理局等利用现有设施开发和测试一个原型反应堆和电力系统，被称为KRUSTY实验。KRUSTY装置作为Kilopower的全尺寸原型堆，可验证这种反应堆的技术可行性及其在异常工况下的运行特性等，其使用与Kilopower堆芯一致的高浓铀-钼合金，直接令堆芯实现临界和加热，钠热管在673 K左右开始启动，到873 K时开始传输热量，导出的热量经换热器传递至自由活塞式斯特林发电机并转换为电能。该装置采用了两台80 W斯特林，为节省成本（Kilopower设计的单台斯特林125 W），其余6台采用热模拟机，热模拟机主要通过控制流经热端交换器的气体流量，模拟从系统中获得的热量。试验验证了非能动控制，即启动后不需要人或计算机的干预或控制，最终各项结果均达到团队预期[19]。

2.5 其他热管堆研究

进入21世纪以来，热管堆进入了快速发展阶段，各个国家针对热管堆进行了深入研究，并建立了相应的理论模型，例如可升级碱金属热电转换空间核反应堆系统（SAIRS）采用多根Na热管冷却和碱金属热电转换[20]；固体堆芯的月球表面核反应堆电源系统研究，采用K热管冷却和热电偶进行热电转换[21]；热管冷却多级热电偶转换电源系统（HP-STMCs）采用液态金属Li热管冷却和多级热电偶进行热电转换[22]等。

3、结语

本文针对不同的热管核反应堆进行了调研，期望通过本文可以帮助人们加深对热管核反应堆的认识，进一步推动热管空间核反应堆的研究工作，主要结论总结如下：1）热管式反应堆具有研发周期短、费用低、安全简单等特点，可以满足小型深空探测任务对电源的要求，是未来深空探测的首选方式之一。2）热管式反应堆与传统的反应堆设计方式不同，采用模块化设计，分别针对不同模块进行改进，降低了整体系统质量，提高了系统安全性。3）热管反应堆设计具有极强的灵活性和创新性，采用不同的碱金属热管和热电转换方式对于系统功率和整个系统质量等各方面都有着直接的影响，其中热电转换器对于整个系统的寿命起着决定性因素，可以尝试热管与多种不同热电转换方式结合，所以热管反应堆在未来还有极大的发展空间和潜力。4）除了Kilopower项目，热管核反应堆大多停留在理论研究和概念设计阶段，各国仍需要进行深入的研究使其在未来深空探测任务中承担更加重要的角色。

参考文献：

[1]苏著亭,杨继材,柯国土.空间核动力[M].上海:上海交通大学出版社,2016.

[3]王晓博.千瓦级空间核反应堆电源发展现状[J].工程技术研究,2017,(10):1-3.

[21]姚成志,胡古,赵守智,等.火星表面核反应堆电源方案研究[J].原子能科学技术,2016,50(8):1449-1455.

王傲,申凤阳,胡古,郭键,安伟健.热管空间核反应堆电源的研究进展[J].核技术,2020,43(06):9-15.