國發射使用的惟一的一個空間核反應堆電源，電功率500w，在空間運行了43天，它被放置于可運行4000年的軌道上。栗子網
www.lizi.tw到本世紀初，美國已在25次空間任務，例如用于探測太陽、木星衛星等“先驅號”、“伽利略”、“卡西尼”號飛船上使用了放射性同位素電源系統，最大的電功率達300w。
到20世紀末，美國執行過的、與研發空間核動力有關的重要計劃還有︰
1核火箭發動機研究計劃roveerva19551973年，建造了20座全尺寸的、用于核火箭試驗的固相核反應堆包括顆粒床反應堆，對“nerva”核火箭進行了除飛行試驗之外的多種試驗。顆粒床反應堆成為上世紀80年代初期“森林之風”項目、也即後來的“空間核熱推進”項目的基礎。
2戰略防御計劃上世紀80年代中期至90年代初期，其中包括“sp100”計劃，即研制電功率100千瓦、壽命710年、重量3噸的熱電直接轉換的空間核反應堆電源，應用方向是空間武器和核電推進。sp100計劃是1983年美國開始實施的一項空間動力計劃。1988年，美國熊源部、戰略防御倡議組織和國家航空航天管理局與武裝力量合作為sp100籌資7500萬美元，能源部提供了其中的23。該計劃打算于1992年在地面對美國通用電氣公司提供的堆進行試驗，目標是在90年代中期獲得一個經過驗證的反應堆。sp100發電艙的一端是反應堆，另一端是連結反應堆與儀表艙的懸臂。這個懸臂支承電源電纜，並使衛星座與堆輻射和熱端分開。
sp100設計包括一個由高溫耐火鈮合金與氮化鈾陶瓷燃料制成的快堆。這種反應堆由泵上來的液體金屬鋰循環冷卻，它將熱量傳遞給固態的熱電轉換組件。鋰泵和能量轉換方式都將使用固態 鍺熱電裝置直接將第一鋰循環中的熱轉換成電而不移動部件。因為能量轉換模式在反應堆外部，所以設計可以適合于支持動態範圍或靜態動力轉換的選擇。除了不移動部件外，液態金屬泵還是自身驅動的，提供了一個附加的可靠性系數。泵循環的第二組裝置將動力轉換模式的廢熱傳送到將廢熱散發到空間去的廢熱散熱器。該項目開始時，安全是該項目的首要考慮，而該系統是按美國安全標準設計的。1991年地面工程系統“初試安全性分析報告”為該反應堆的安全特性提供了文件證明。該反應堆被設計成冷發射，因此冷卻劑是固態的，增加了結構支撐。1993年，sp100系統已達到詳細設計和部件驗證階段，所有與反應堆有關的可行性問題都成功地得到解決；燃料元件的關鍵測試已經完成，制造工藝和性能證明是合格的；材料考驗回路運行了數千小時而沒有損壞，驗證了傳熱系統材料和設計的適用性；電磁泵的磁性試驗已經完成，設計已通過最終審定；控制系統軟件已經被確認；熱電轉換材料的研發已達到設計水平。sp100的研究成果為“空間探索計劃”sei的核電推進方案提供了強有力的技術支撐。
3空間探索計劃sei上世紀90年代初期，即老布什總統鼓吹的人類登陸火星計劃。該計劃的初步實施，明確了人類登陸火星任務的基本要求，以及滿足這些要求相應的核熱推進系統所應達到的性能指標。
這幾個計劃都沒有最終完成。栗子網
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從2003年起，美國開始執行所謂“普羅米修斯”protheus計劃。在技術層面上該計劃包括研發新一代放射性同位素電源系統、以裂變核反應堆為基礎的空間電源系統和先進的電推器、“木星冰復衛星軌道器”jijupterisobiter3項內容。目標任務是研究帶有核電推進系統的星際宇宙飛船以探測木星最大的天然衛星。美國對三種空間核反應堆電源系統進行了評價︰液態金屬冷卻的核反應堆、熱管冷卻的反應堆，以及氣體直接冷卻的核反應堆。這三個系統都是以高濃鈾為燃料的快堆，采取動態能量轉換方式。
可以說，“普羅米修斯”計劃是“snap”計劃和“roveerva”計劃的綜合與繼續。
俄羅斯雖然很早就成功研發和應用了放射性同位素電池，但發展重點卻是空間核反應堆電源和核熱推進。從1961年起，俄羅斯研發了四種型號的空間核反應堆電源系統︰roshka轉換器反應堆、buk型空間核反應堆電源、topaz1型空間核反應堆電源和topaz2型空間核反應堆電源。前兩種為小型快堆，熱電偶直接轉換；後兩種為超熱中子堆，熱離子直接轉換。從1967年開始，俄羅斯先後把31個buk型空間核反應堆電源成功應用在宇宙飛船的海上雷達觀測上。1987年，兩個topaz1型空間核反應堆電源在ss1818和ss1867宇宙飛船上成功地進行了試驗。俄羅斯的topaz型熱離子空間核反應堆電源被認為是世界上迄今為止最先進的空間核電源。
俄羅斯研發核推進的工作始于1950年。在1965年，決定建造沖力36kn、比沖大于900s的核火箭發動機rd041011b91。為了提供與核熱推進系統實際運行工況一致的試驗條件，專門建立了“igr”高通量石墨脈沖堆、“ivgi”實驗反應堆和“irgit”實驗性原型堆。在“igr”反應堆上完成了核熱推進系統燃料元件的動態試驗，在“ivg1”反應堆上完成了燃料組件的壽命考驗，把“irgit”實驗性原型堆運行到90的功率水平。俄羅斯在核熱推進方面取得的重大成就在于，成功研制了核火箭發動機的燃料元件和燃料組件，建造出了rd0410型核火箭發動機試驗樣機，在著名貝加爾試驗台架上完成了全尺寸核火箭發動機反應堆的幾個試驗系列，驗證了建造核火箭發動機以及雙模式電源推進空間核動力系統的可行性。
甦聯解體後，俄羅斯政府在1998年發布了俄宇航核動力發展構想，強調要繼續保持在空間核動力領域的國際領先地位，明確指出空間核動力主要用于發展基礎軍事技術，滿足國防軍用的需要。重點技術任務是建立科學技術基礎，保證在2010年前後研制出電功率為100ko.2120”，設計雙模式電源推進核火箭發動機系統和雙模式核電推進系統，用于載人和載物的登陸火星的宇宙飛船。早在2003年，俄羅斯航空航天局就已經開始了“火星xxi”研究計劃。
雖然說空間堆發送出去了，但還是有不少的風險要考慮，如發射台，升空，運行各個階段都要進行核安全分析和評價。發射過程中爆炸了如何處理，在地球軌道上運行出了故障又如何處理，返回大氣層以何種方式回收或是自毀。栗子小說 m.lizi.tw如果自毀不徹底又如何應對......
1978年1月24日，甦聯軍用衛星“宇宙954”號因控制機構失靈而墜入大氣層，變成許多小碎片，散落在加拿大的西北部地區。加拿大政府就此向甦聯提出抗議，並要求賠償損失。
怎麼衛星墜毀于他國，竟引起抗議和糾紛呢原來在甦聯這顆軍用衛星上裝有核反應堆，衛星失事後變成碎片散落在地面上，就會產生污染。人們由此知道，核反應堆已被搬上太空，成為當時超級大國爭奪空間的重要工具。
其實，美國在這方面也毫不示弱。早在1965年，它就發射了一顆裝有核反應堆的衛星。
迄今為止，美俄兩國已向空間發射了80多台空間核電源，包括同位素電池和反應堆電源。
第二十六章空間裂變堆safe
如果大家對前後介紹的空間堆還不過隱的話，林向陽手里還有幾篇有關空間堆核設計的資料，不少是他親自翻譯的，網上你可能也找不到這樣的資料，如果沒有興趣就不要看了，如果你有點好奇，不妨與林向陽一起來一個小小的“穿越”吧。下面就是空間裂變反應堆safe400的核設計有關的考慮。
裂變反應堆在空間的首先預期應用之一是飛船裝載的核電力推進裝置。
不遠的將來，宏大的太陽系探測任務需要10200kwe範圍的耐用電源。裂變動力系統能適合在這個範圍內提供安全、可靠和經濟的電力。常規的化學系統已接近理論性能的限制和比較低的能量密度。太陽能系統在遠離太陽時，很快就會失去作用，並且要受到定向、輻射場、宇宙碎片和日食的影響。放射性同位素系統的能量密度比裂變堆低許多數量級，且長期的鐶238的供給也是說不清的事。上述的每一個電源在太空探索中有各自的有價值的地位，但是在近期，只有裂變反應堆能在真正意義上支持這麼宏大的探索。
裂變反應堆在空間的首先預期應用之一是飛船裝載的核電力推進nep裝置。nep的核動力系統為電力推進器提供的電力能將飛船推出太陽系外，並且在任務的整個過程中的任何時候，它所提供的充足電力足夠科學實驗的使用。美國航天航空局nasa已確定幾項任務可以通過使用nep裝置得以成為可能，盡管有些項目需要更先進的系統相比于其它項目要更高的質能比。
裂變動力在空間的應用的“第一步”跨得小一點是非常重要的。大量的空間裂變動力項目的失敗在于做得太多、太快。幸好近期在功率轉換、散熱器、電子學、飛船和推進技術的進展讓帶有相對技術低反應堆的nep飛船的研發有較高的可能。因此，只有成功研發適度的nep裝置才能使許多近期的nasa任務得以完成。
近期空間裂變系統的成功研發和利用為開發更先進的系統提供了所需的基礎結構和經驗。
熱管動力系統hps可能是近期用作nep飛船的動力的低成本空間裂變動力系統。hps的構思是源于1994年losalas國家實驗室lanl感興趣于空間裂變動力復興而努力的結果。hps被lanl所選擇是由于其概念能最好地滿足下列特性︰安全性、可靠性、易測性、可加工成形性、性能質量、功率、壽命，並且最重要的是可以快速研發和承擔得起。過去5年，lanl和nasa的rshall空間飛行中心fc進行了三次的hps概念試驗的技術驗證，每一次都有非常成功。
除了一回路冷卻技術以外，其它值得考慮的可作為近期的空間裂變系統反應堆概念與hps非常相似緊湊、快中子、外部控制、u235反應堆。考慮堆芯冷卻技術的一個選擇與在1990年初就作出結論的sp100項目類似泵送li，其它的選擇是考慮較低溫度、較低性能的nak冷卻系統，這將促進近期的開發。如果brayton布雷頓系統被應用于功率轉換，那麼堆芯可用braytonhexe氣體直接作為堆芯冷卻劑，這也是被考慮的一點。
safesafeaffordablefissionengine是一種hps反應堆設計，作為100kon系統提供10年以上的400k的反應堆功率下，能產生100kwe的電力。
lanl工作小組和sandia國家實驗室snl工程師已在研究如何將空間反應堆與brayton系統結合起來。
safe400總特征
safe400反應堆由127個相同的鈮和佔重量1鋯nb1zr組件組成。nb1za熱管置于每一個組件的中心，由3個nb1zr管圍繞，每一個nb1zr管含錸re包殼氮化鈾un燃料套管。裂變能從燃料芯塊傳向熱管，之後將能量送至brayton熱交換器。下面是對safe400設計提出的主要特征描述。
安全︰當要進行hps的設計，安全是首先要考慮的問題。safe400要設計成在所有可信的發射或重返大氣層事故時是非能動安全的，發射後不需要運行，只是將反應堆置于準備啟動狀態沒安全棒、可移動毒物、發射後裝料，這個設計使用re作為燃料套管。即使堆芯內腔用水淹沒包括熱管和燃料芯塊的空隙以及系統被濕沙最壞的情景也就是水浸事故包裹，反應堆仍要保持在次臨界狀態。非能動次臨界度要增加考慮質量對于系統的因素，但同時它提供了絕對的安全和最可靠的系統運行。safe400也具有非能動余熱導出系統，它在運行前根本沒有放射性。
可靠性和壽命︰safe400通過冗余熱管進行非能動冷卻，因此反應堆不需要密封容器或任何需要泵回路系統的裝置。除此之外，safe400允許對brayton單元的**性和冗余進行整合。另一個對于可靠性有益的是可以在開發系統和實際飛行器上進行非核試驗。對于熱管的熱工要求正好附合在現有的技術水平內；最大的軸向和徑向熱通量比現有技術限制高出三倍。一些其它的因素對于系統的高可靠性和壽命有貢獻︰適當的溫度、低燃耗、低通量、驗證過的燃料結構、組件方式和整體系統簡化。象safe400這樣高可靠的系統對于載人飛行任務是非常重要的，可靠性與安全是等價的。
safe400反應堆設計
safe400在大約1200k的蒸汽溫度熱管傳輸400k3，峰值燃料溫度達1290k，峰值包殼溫度達1285k。
safe400使用re包殼氮化鈾un燃料芯塊，將其放置于127個相同的nb1zr熱管組件內。熱管在堆芯上延伸出75c熱管氣熱交換器連接。反應堆是由帶有nb1zr包殼和含有b4c吸收層的鈹be控制棒控制，控制圓筒安裝在一個nb1zr包殼be徑向反射體內。
結構材料︰nb1zr是safe400基本結構材料，很多的難熔金屬可以被考慮，包括了和re合金。選用nb1zr是由于進行sp100項目時對其測試具有的良好輻射特性數據，這種材料相對來說容易焊接和加工，在室溫下它有相對好的延展性對于處理發射裝載很重要。合金可以提供給更高性能的系統，因為它們在高溫下要更強、要具有更好的中子特性高能時更高的低吸收率、低能時更高的吸收率，同時合金對氧和雜質很不敏感，這樣真空測試要求不受拘束，通常也減少了對材料間相互作用的考慮。
燃料芯塊︰在safe400中，燃料包含在一個re套管內，依次它又被包含在nb1zr包殼。這一點與sp100不同，sp100的燃料包含在一個擴散結合的nb1zrre包殼內。safe400燃料芯塊的外徑是1.02的包殼內，每一端裝有4長的氣腔。燃料顆粒長度設置的尺寸能使用加工和裝填最優化。整個燃料芯的長度為70c這包括了一些附加長度，用于調節燃料膨脹和給端帽留出點的空間。
熱管︰nb1zr熱管與燃料管具有相同的徑向尺寸︰外徑1.02c厚度為0.64。有效的蒸發器長度與燃料的長度相同為56c有效的冷凝器長度聯合熱交換器環面長度相同為50c總熱管的長度為145c熱管內的工作流體為na，並且使用了nb1zr環形網孔芯。
組件加工︰safe400組件內的管道的連焊接是沿著整長度經由三切點區縫隙進行。在不銹鋼的safe30堆芯中，管道三切點區縫隙的焊接用是的鎳合金銅焊。safe400是一個較高溫度的難熔金屬堆芯，所以銅焊可能不是一個最好的技術盡管這樣它仍還是一種選擇。熱等靜壓hiping可能是優先的選擇，因為它可提供堅固可靠的連焊接可能在輻射環境中更是如此。放電加工ed能也是一個很有吸引力的組件加工法，特別是加工容差要求非常嚴的部件。
堆芯固定︰現在堆芯固定系統使用2厚的nb1zr堆芯隔板由6塊六角型板組成鎧裝在一起。隔板內三角形定位保持堆芯的幾何尺寸和在水浸事故期間減小反應性。使用比nb1zr更低熱膨脹系數的材料可能是值得的，這能使堆芯得到緊固的連結。其他的一些固定方法也可以被考慮，對于堆芯支撐結構的選擇必須考慮組件如何隨著溫度而變化，如此可能影響反應性。
徑向反射體︰safe400的徑向反射體由6個包覆著nb1zr的be截面組成。從接近堆芯的表面到外部半徑，反射體的厚度為11b1zr包覆層的厚度為1。這樣反射體外徑為48c。反射體延伸出燃料的範圍3c下，總高為62c徑向反射體也是采用同樣的連接結構，在頂部和底部與堆芯固定在一起。
控制棒︰控制棒也是由包覆nb1zr層的be組成。棒的直徑為13b1zr包覆層厚度為1。它們配合徑向反射體截面，留有1的間隙。棒的高度為56c徑向反射體短6c這樣不用進一步增加屏蔽體的錐角，同時可以很好地確定反射體的結構。從反作用棒的未端起總的直徑為51c中子吸收體是厚度為1.25cb4c，包
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