正文 第17节
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国发射使用的惟一的一个空间核反应堆电源，电功率500，在空间运行了43天，它被放置于可运行4000年的轨道上。到本世纪初，美国已在25次空间任务，例如用于探测太阳c木星卫星等“先驱号”c“伽利略”c“卡西尼”号飞船上使用了放射性同位素电源系统，最大的电功率达300。
到20世纪末，美国执行过的c与研发空间核动力有关的重要计划还有：
1核火箭发动机研究计划r一veerva19551973年，建造了20座全尺寸的c用于核火箭试验的固相核反应堆包括颗粒床反应堆，对“nerva”核火箭进行了除飞行试验之外的多种试验。颗粒床反应堆成为上世纪80年代初期“森林之风”项目c也即后来的“空间核热推进”项目的基础。
2战略防御计划上世纪80年代中期至90年代初期，其中包括“sp100”计划，即研制电功率100千瓦c寿命710年c重量3吨的热电直接转换的空间核反应堆电源，应用方向是空间武器和核电推进。sp100计划是1983年美国开始实施的一项空间动力计划。1988年，美国熊源部c战略防御倡议组织和国家航空航天管理局与武装力量合作为sp100筹资7500万美元，能源部提供了其中的23。该计划打算于1992年在地面对美国通用电气公司提供的堆进行试验，目标是在90年代中期获得一个经过验证的反应堆。sp100发电舱的一端是反应堆，另一端是连结反应堆与仪表舱的悬臂。这个悬臂支承电源电缆，并使卫星座与堆辐射和热端分开。
sp100设计包括一个由高温耐火铌合金与氮化铀陶瓷燃料制成的快堆。这种反应堆由泵上来的液体金属锂循环冷却，它将热量传递给固态的热电转换组件。锂泵和能量转换方式都将使用固态硅锗热电装置直接将第一锂循环中的热转换成电而不移动部件。因为能量转换模式在反应堆外部，所以设计可以适合于支持动态范围或静态动力转换的选择。除了不移动部件外，液态金属泵还是自身驱动的，提供了一个附加的可靠性系数。泵循环的第二组装置将动力转换模式的废热传送到将废热散发到空间去的废热散热器。该项目开始时，安全是该项目的首要考虑，而该系统是按美国安全标准设计的。1991年地面工程系统“初试安全性分析报告”为该反应堆的安全特性提供了文件证明。该反应堆被设计成冷发射，因此冷却剂是固态的，增加了结构支撑。1993年，sp100系统已达到详细设计和部件验证阶段，所有与反应堆有关的可行性问题都成功地得到解决；燃料元件的关键测试已经完成，制造工艺和性能证明是合格的；材料考验回路运行了数千小时而没有损坏，验证了传热系统材料和设计的适用性；电磁泵的磁性试验已经完成，设计已通过最终审定；控制系统软件已经被确认；热电转换材料的研发已达到设计水平。sp100的研究成果为“空间探索计划”sei的核电推进方案提供了强有力的技术支撑。
3空间探索计划sei上世纪90年代初期，即老布什总统鼓吹的人类登陆火星计划。该计划的初步实施，明确了人类登陆火星任务的基本要求，以及满足这些要求相应的核热推进系统所应达到的性能指标。
这几个计划都没有最终完成。
从2003年起，美国开始执行所谓“普罗米修斯”pr一the计划。在技术层面上该计划包括研发新一代放射性同位素电源系统c以裂变核反应堆为基础的空间电源系统和先进的电推器c“木星冰复卫星轨道器”jijuptericy一nbiter3项内容。目标任务是研究带有核电推进系统的星际宇宙飞船以探测木星最大的天然卫星。美国对三种空间核反应堆电源系统进行了评价：液态金属冷却的核反应堆c热管冷却的反应堆，以及气体直接冷却的核反应堆。这三个系统都是以高浓铀为燃料的快堆，采取动态能量转换方式。
可以说，“普罗米修斯”计划是“snap”计划和“r一veerva”计划的综合与继续。
俄罗斯虽然很早就成功研发和应用了放射性同位素电池，但发展重点却是空间核反应堆电源和核热推进。从1961年起，俄罗斯研发了四种型号的空间核反应堆电源系统：r一shka转换器反应堆cbuk型空间核反应堆电源caz1型空间核反应堆电源和az2型空间核反应堆电源。前两种为小型快堆，热电偶直接转换；后两种为超热中子堆，热离子直接转换。从1967年开始，俄罗斯先后把31个buk型空间核反应堆电源成功应用在宇宙飞船的海上雷达观测上。1987年，两个az1型空间核反应堆电源在ss1818和ss1867宇宙飞船上成功地进行了试验。俄罗斯的az型热离子空间核反应堆电源被认为是世界上迄今为止最先进的空间核电源。
俄罗斯研发核推进的工作始于1950年。在1965年，决定建造冲力36knc比冲大于900s的核火箭发动机rd041011b91。为了提供与核热推进系统实际运行工况一致的试验条件，专门建立了“igr”高通量石墨脉冲堆c“ivgi”实验反应堆和“irgit”实验性原型堆。在“igr”反应堆上完成了核热推进系统燃料元件的动态试验，在“ivg1”反应堆上完成了燃料组件的寿命考验，把“irgit”实验性原型堆运行到90的功率水平。俄罗斯在核热推进方面取得的重大成就在于，成功研制了核火箭发动机的燃料元件和燃料组件，建造出了rd0410型核火箭发动机试验样机，在著名贝加尔试验台架上完成了全尺寸核火箭发动机反应堆的几个试验系列，验证了建造核火箭发动机以及双模式电源推进空间核动力系统的可行性。
苏联解体后，俄罗斯政府在1998年发布了俄宇航核动力发展构想，强调要继续保持在空间核动力领域的国际领先地位，明确指出空间核动力主要用于发展基础军事技术，满足国防军用的需要。重点技术任务是建立科学技术基础，保证在2010年前后研制出电功率为100kc项目n一2120”，设计双模式电源推进核火箭发动机系统和双模式核电推进系统，用于载人和载物的登陆火星的宇宙飞船。早在2003年，俄罗斯航空航天局就已经开始了“火星xxi”研究计划。
虽然说空间堆发送出去了，但还是有不少的风险要考虑，如发射台，升空，运行各个阶段都要进行核安全分析和评价。发射过程中爆炸了如何处理，在地球轨道上运行出了故障又如何处理，返回大气层以何种方式回收或是自毁。如果自毁不彻底又如何应对
1978年1月24日，苏联军用卫星“宇宙954”号因控制机构失灵而坠入大气层，变成许多小碎片，散落在加拿大的西北部地区。加拿大政府就此向苏联提出抗议，并要求赔偿损失。
怎么卫星坠毁于他国，竟引起抗议和纠纷呢原来在苏联这颗军用卫星上装有核反应堆，卫星失事后变成碎片散落在地面上，就会产生污染。人们由此知道，核反应堆已被搬上太空，成为当时超级大国争夺空间的重要工具。
其实，美国在这方面也毫不示弱。早在1965年，它就发射了一颗装有核反应堆的卫星。
迄今为止，美俄两国已向空间发射了80多台空间核电源，包括同位素电池和反应堆电源。
第二十六章空间裂变堆safe
如果大家对前后介绍的空间堆还不过隐的话，林向阳手里还有几篇有关空间堆核设计的资料，不少是他亲自翻译的，网上你可能也找不到这样的资料，如果没有兴趣就不要看了，如果你有点好奇，不妨与林向阳一起来一个小小的“穿越”吧。下面就是空间裂变反应堆safe400的核设计有关的考虑。
裂变反应堆在空间的首先预期应用之一是飞船装载的核电力推进装置。
不远的将来，宏大的太阳系探测任务需要10200ke范围的耐用电源。裂变动力系统能适合在这个范围内提供安全c可靠和经济的电力。常规的化学系统已接近理论性能的限制和比较低的能量密度。太阳能系统在远离太阳时，很快就会失去作用，并且要受到定向c辐射场c宇宙碎片和日食的影响。放射性同位素系统的能量密度比裂变堆低许多数量级，且长期的钚238的供给也是说不清的事。上述的每一个电源在太空探索中有各自的有价值的地位，但是在近期，只有裂变反应堆能在真正意义上支持这么宏大的探索。
裂变反应堆在空间的首先预期应用之一是飞船装载的核电力推进nep装置。nep的核动力系统为电力推进器提供的电力能将飞船推出太阳系外，并且在任务的整个过程中的任何时候，它所提供的充足电力足够科学实验的使用。美国航天航空局nasa已确定几项任务可以通过使用nep装置得以成为可能，尽管有些项目需要更先进的系统相比于其它项目要更高的质能比。
裂变动力在空间的应用的“第一步”跨得小一点是非常重要的。大量的空间裂变动力项目的失败在于做得太多c太快。幸好近期在功率转换c散热器c电子学c飞船和推进技术的进展让带有相对技术低反应堆的nep飞船的研发有较高的可能。因此，只有成功研发适度的nep装置才能使许多近期的nasa任务得以完成。
近期空间裂变系统的成功研发和利用为开发更先进的系统提供了所需的基础结构和经验。
热管动力系统hps可能是近期用作nep飞船的动力的低成本空间裂变动力系统。hps的构思是源于1994年l一sas国家实验室nl感兴趣于空间裂变动力复兴而努力的结果。hps被nl所选择是由于其概念能最好地满足下列特性：安全性c可靠性c易测性c可加工成形性c性能质量c功率c寿命，并且最重要的是可以快速研发和承担得起。过去5年，nl和nasa的rshall空间飞行中心fc进行了三次的hps概念试验的技术验证，每一次都有非常成功。
除了一回路冷却技术以外，其它值得考虑的可作为近期的空间裂变系统反应堆概念与hps非常相似紧凑c快中子c外部控制cu235反应堆。考虑堆芯冷却技术的一个选择与在1990年初就作出结论的sp100项目类似泵送li，其它的选择是考虑较低温度c较低性能的nak冷却系统，这将促进近期的开发。如果brayt一n布雷顿系统被应用于功率转换，那么堆芯可用brayt一nhexe气体直接作为堆芯冷却剂，这也是被考虑的一点。
safesafeaff一rdablefissi一nenge是一种hps反应堆设计，作为100k一n系统提供10年以上的400k的反应堆功率下，能产生100ke的电力。
nl工作小组和sandia国家实验室snl工程师已在研究如何将空间反应堆与brayt一n系统结合起来。
safe400总特征
safe400反应堆由127个相同的铌和占重量1锆nb1zr组件组成。nb1za热管置于每一个组件的中心，由3个nb1zr管围绕，每一个nb1zr管含铼re包壳氮化铀un燃料套管。裂变能从燃料芯块传向热管，之后将能量送至brayt一n热交换器。下面是对safe400设计提出的主要特征描述。
安全：当要进行hps的设计，安全是首先要考虑的问题。safe400要设计成在所有可信的发射或重返大气层事故时是非能动安全的，发射后不需要运行，只是将反应堆置于准备启动状态没安全棒c可移动毒物c发射后装料，这个设计使用re作为燃料套管。即使堆芯内腔用水淹没包括热管和燃料芯块的空隙以及系统被湿沙最坏的情景也就是水浸事故包裹，反应堆仍要保持在次临界状态。非能动次临界度要增加考虑质量对于系统的因素，但同时它提供了绝对的安全和最可靠的系统运行。safe400也具有非能动余热导出系统，它在运行前根本没有放射性。
可靠性和寿命：safe400通过冗余热管进行非能动冷却，因此反应堆不需要密封容器或任何需要泵回路系统的装置。除此之外，safe400允许对brayt一n单元的性和冗余进行整合。另一个对于可靠性有益的是可以在开发系统和实际飞行器上进行非核试验。对于热管的热工要求正好附合在现有的技术水平内；最大的轴向和径向热通量比现有技术限制高出三倍。一些其它的因素对于系统的高可靠性和寿命有贡献：适当的温度c低燃耗c低通量c验证过的燃料结构c组件方式和整体系统简化。象safe400这样高可靠的系统对于载人飞行任务是非常重要的，可靠性与安全是等价的。
safe400反应堆设计
safe400在大约1200k的蒸汽温度热管传输400k3，峰值燃料温度达1290k，峰值包壳温度达1285k。
safe400使用re包壳氮化铀un燃料芯块，将其放置于127个相同的nb1zr热管组件内。热管在堆芯上延伸出75c热管气热交换器连接。反应堆是由带有nb1zr包壳和含有b4c吸收层的铍be控制棒控制，控制圆筒安装在一个nb1zr包壳be径向反射体内。
结构材料：nb1zr是safe400基本结构材料，很多的难熔金属可以被考虑，包括了和re合金。选用nb1zr是由于进行sp100项目时对其测试具有的良好辐射特性数据，这种材料相对来说容易焊接和加工，在室温下它有相对好的延展性对于处理发射装载很重要。合金可以提供给更高性能的系统，因为它们在高温下要更强c要具有更好的中子特性高能时更高的低吸收率c低能时更高的吸收率，同时合金对氧和杂质很不敏感，这样真空测试要求不受拘束，通常也减少了对材料间相互作用的考虑。
燃料芯块：在safe400中，燃料包含在一个re套管内，依次它又被包含在nb1zr包壳。这一点与sp100不同，sp100的燃料包含在一个扩散结合的nb1zrre包壳内。safe400燃料芯块的外径是102的包壳内，每一端装有4长的气腔。燃料颗粒长度设置的尺寸能使用加工和装填最优化。整个燃料芯的长度为70c这包括了一些附加长度，用于调节燃料膨胀和给端帽留出点的空间。
热管：nb1zr热管与燃料管具有相同的径向尺寸：外径102c厚度为064。有效的蒸发器长度与燃料的长度相同为56c有效的冷凝器长度联合热交换器环面长度相同为50c总热管的长度为145c热管内的工作流体为na，并且使用了nb1zr环形网孔芯。
组件加工：safe400组件内的管道的连焊接是沿着整长度经由三切点区缝隙进行。在不锈钢的safe30堆芯中，管道三切点区缝隙的焊接用是的镍合金铜焊。safe400是一个较高温度的难熔金属堆芯，所以铜焊可能不是一个最好的技术尽管这样它仍还是一种选择。热等静压hipg可能是优先的选择，因为它可提供坚固可靠的连焊接可能在辐射环境中更是如此。放电加工ed能也是一个很有吸引力的组件加工法，特别是加工容差要求非常严的部件。
堆芯固定：现在堆芯固定系统使用2厚的nb1zr堆芯隔板由6块六角型板组成铠装在一起。隔板内三角形定位保持堆芯的几何尺寸和在水浸事故期间减小反应性。使用比nb1zr更低热膨胀系数的材料可能是值得的，这能使堆芯得到紧固的连结。其他的一些固定方法也可以被考虑，对于堆芯支撑结构的选择必须考虑组件如何随着温度而变化，如此可能影响反应性。
径向反射体：safe400的径向反射体由6个包覆着nb1zr的be截面组成。从接近堆芯的表面到外部半径，反射体的厚度为11b1zr包覆层的厚度为1。这样反射体外径为48c。反射体延伸出燃料的范围3c下，总高为62c径向反射体也是采用同样的连接结构，在顶部和底部与堆芯固定在一起。
控制棒：控制棒也是由包覆nb1zr层的be组成。棒的直径为13b1zr包覆层厚度为1。它们配合径向反射体截面，留有1的间隙。棒的高度为56c径向反射体短6c这样不用进一步增加屏蔽体的锥角，同时可以很好地确定反射体的结构。从反作用棒的未端起总的直径为51c中子吸收体是厚度为125cb4c，包
到20世纪末，美国执行过的c与研发空间核动力有关的重要计划还有：
1核火箭发动机研究计划r一veerva19551973年，建造了20座全尺寸的c用于核火箭试验的固相核反应堆包括颗粒床反应堆，对“nerva”核火箭进行了除飞行试验之外的多种试验。颗粒床反应堆成为上世纪80年代初期“森林之风”项目c也即后来的“空间核热推进”项目的基础。
2战略防御计划上世纪80年代中期至90年代初期，其中包括“sp100”计划，即研制电功率100千瓦c寿命710年c重量3吨的热电直接转换的空间核反应堆电源，应用方向是空间武器和核电推进。sp100计划是1983年美国开始实施的一项空间动力计划。1988年，美国熊源部c战略防御倡议组织和国家航空航天管理局与武装力量合作为sp100筹资7500万美元，能源部提供了其中的23。该计划打算于1992年在地面对美国通用电气公司提供的堆进行试验，目标是在90年代中期获得一个经过验证的反应堆。sp100发电舱的一端是反应堆，另一端是连结反应堆与仪表舱的悬臂。这个悬臂支承电源电缆，并使卫星座与堆辐射和热端分开。
sp100设计包括一个由高温耐火铌合金与氮化铀陶瓷燃料制成的快堆。这种反应堆由泵上来的液体金属锂循环冷却，它将热量传递给固态的热电转换组件。锂泵和能量转换方式都将使用固态硅锗热电装置直接将第一锂循环中的热转换成电而不移动部件。因为能量转换模式在反应堆外部，所以设计可以适合于支持动态范围或静态动力转换的选择。除了不移动部件外，液态金属泵还是自身驱动的，提供了一个附加的可靠性系数。泵循环的第二组装置将动力转换模式的废热传送到将废热散发到空间去的废热散热器。该项目开始时，安全是该项目的首要考虑，而该系统是按美国安全标准设计的。1991年地面工程系统“初试安全性分析报告”为该反应堆的安全特性提供了文件证明。该反应堆被设计成冷发射，因此冷却剂是固态的，增加了结构支撑。1993年，sp100系统已达到详细设计和部件验证阶段，所有与反应堆有关的可行性问题都成功地得到解决；燃料元件的关键测试已经完成，制造工艺和性能证明是合格的；材料考验回路运行了数千小时而没有损坏，验证了传热系统材料和设计的适用性；电磁泵的磁性试验已经完成，设计已通过最终审定；控制系统软件已经被确认；热电转换材料的研发已达到设计水平。sp100的研究成果为“空间探索计划”sei的核电推进方案提供了强有力的技术支撑。
3空间探索计划sei上世纪90年代初期，即老布什总统鼓吹的人类登陆火星计划。该计划的初步实施，明确了人类登陆火星任务的基本要求，以及满足这些要求相应的核热推进系统所应达到的性能指标。
这几个计划都没有最终完成。
从2003年起，美国开始执行所谓“普罗米修斯”pr一the计划。在技术层面上该计划包括研发新一代放射性同位素电源系统c以裂变核反应堆为基础的空间电源系统和先进的电推器c“木星冰复卫星轨道器”jijuptericy一nbiter3项内容。目标任务是研究带有核电推进系统的星际宇宙飞船以探测木星最大的天然卫星。美国对三种空间核反应堆电源系统进行了评价：液态金属冷却的核反应堆c热管冷却的反应堆，以及气体直接冷却的核反应堆。这三个系统都是以高浓铀为燃料的快堆，采取动态能量转换方式。
可以说，“普罗米修斯”计划是“snap”计划和“r一veerva”计划的综合与继续。
俄罗斯虽然很早就成功研发和应用了放射性同位素电池，但发展重点却是空间核反应堆电源和核热推进。从1961年起，俄罗斯研发了四种型号的空间核反应堆电源系统：r一shka转换器反应堆cbuk型空间核反应堆电源caz1型空间核反应堆电源和az2型空间核反应堆电源。前两种为小型快堆，热电偶直接转换；后两种为超热中子堆，热离子直接转换。从1967年开始，俄罗斯先后把31个buk型空间核反应堆电源成功应用在宇宙飞船的海上雷达观测上。1987年，两个az1型空间核反应堆电源在ss1818和ss1867宇宙飞船上成功地进行了试验。俄罗斯的az型热离子空间核反应堆电源被认为是世界上迄今为止最先进的空间核电源。
俄罗斯研发核推进的工作始于1950年。在1965年，决定建造冲力36knc比冲大于900s的核火箭发动机rd041011b91。为了提供与核热推进系统实际运行工况一致的试验条件，专门建立了“igr”高通量石墨脉冲堆c“ivgi”实验反应堆和“irgit”实验性原型堆。在“igr”反应堆上完成了核热推进系统燃料元件的动态试验，在“ivg1”反应堆上完成了燃料组件的寿命考验，把“irgit”实验性原型堆运行到90的功率水平。俄罗斯在核热推进方面取得的重大成就在于，成功研制了核火箭发动机的燃料元件和燃料组件，建造出了rd0410型核火箭发动机试验样机，在著名贝加尔试验台架上完成了全尺寸核火箭发动机反应堆的几个试验系列，验证了建造核火箭发动机以及双模式电源推进空间核动力系统的可行性。
苏联解体后，俄罗斯政府在1998年发布了俄宇航核动力发展构想，强调要继续保持在空间核动力领域的国际领先地位，明确指出空间核动力主要用于发展基础军事技术，满足国防军用的需要。重点技术任务是建立科学技术基础，保证在2010年前后研制出电功率为100kc项目n一2120”，设计双模式电源推进核火箭发动机系统和双模式核电推进系统，用于载人和载物的登陆火星的宇宙飞船。早在2003年，俄罗斯航空航天局就已经开始了“火星xxi”研究计划。
虽然说空间堆发送出去了，但还是有不少的风险要考虑，如发射台，升空，运行各个阶段都要进行核安全分析和评价。发射过程中爆炸了如何处理，在地球轨道上运行出了故障又如何处理，返回大气层以何种方式回收或是自毁。如果自毁不彻底又如何应对
1978年1月24日，苏联军用卫星“宇宙954”号因控制机构失灵而坠入大气层，变成许多小碎片，散落在加拿大的西北部地区。加拿大政府就此向苏联提出抗议，并要求赔偿损失。
怎么卫星坠毁于他国，竟引起抗议和纠纷呢原来在苏联这颗军用卫星上装有核反应堆，卫星失事后变成碎片散落在地面上，就会产生污染。人们由此知道，核反应堆已被搬上太空，成为当时超级大国争夺空间的重要工具。
其实，美国在这方面也毫不示弱。早在1965年，它就发射了一颗装有核反应堆的卫星。
迄今为止，美俄两国已向空间发射了80多台空间核电源，包括同位素电池和反应堆电源。
第二十六章空间裂变堆safe
如果大家对前后介绍的空间堆还不过隐的话，林向阳手里还有几篇有关空间堆核设计的资料，不少是他亲自翻译的，网上你可能也找不到这样的资料，如果没有兴趣就不要看了，如果你有点好奇，不妨与林向阳一起来一个小小的“穿越”吧。下面就是空间裂变反应堆safe400的核设计有关的考虑。
裂变反应堆在空间的首先预期应用之一是飞船装载的核电力推进装置。
不远的将来，宏大的太阳系探测任务需要10200ke范围的耐用电源。裂变动力系统能适合在这个范围内提供安全c可靠和经济的电力。常规的化学系统已接近理论性能的限制和比较低的能量密度。太阳能系统在远离太阳时，很快就会失去作用，并且要受到定向c辐射场c宇宙碎片和日食的影响。放射性同位素系统的能量密度比裂变堆低许多数量级，且长期的钚238的供给也是说不清的事。上述的每一个电源在太空探索中有各自的有价值的地位，但是在近期，只有裂变反应堆能在真正意义上支持这么宏大的探索。
裂变反应堆在空间的首先预期应用之一是飞船装载的核电力推进nep装置。nep的核动力系统为电力推进器提供的电力能将飞船推出太阳系外，并且在任务的整个过程中的任何时候，它所提供的充足电力足够科学实验的使用。美国航天航空局nasa已确定几项任务可以通过使用nep装置得以成为可能，尽管有些项目需要更先进的系统相比于其它项目要更高的质能比。
裂变动力在空间的应用的“第一步”跨得小一点是非常重要的。大量的空间裂变动力项目的失败在于做得太多c太快。幸好近期在功率转换c散热器c电子学c飞船和推进技术的进展让带有相对技术低反应堆的nep飞船的研发有较高的可能。因此，只有成功研发适度的nep装置才能使许多近期的nasa任务得以完成。
近期空间裂变系统的成功研发和利用为开发更先进的系统提供了所需的基础结构和经验。
热管动力系统hps可能是近期用作nep飞船的动力的低成本空间裂变动力系统。hps的构思是源于1994年l一sas国家实验室nl感兴趣于空间裂变动力复兴而努力的结果。hps被nl所选择是由于其概念能最好地满足下列特性：安全性c可靠性c易测性c可加工成形性c性能质量c功率c寿命，并且最重要的是可以快速研发和承担得起。过去5年，nl和nasa的rshall空间飞行中心fc进行了三次的hps概念试验的技术验证，每一次都有非常成功。
除了一回路冷却技术以外，其它值得考虑的可作为近期的空间裂变系统反应堆概念与hps非常相似紧凑c快中子c外部控制cu235反应堆。考虑堆芯冷却技术的一个选择与在1990年初就作出结论的sp100项目类似泵送li，其它的选择是考虑较低温度c较低性能的nak冷却系统，这将促进近期的开发。如果brayt一n布雷顿系统被应用于功率转换，那么堆芯可用brayt一nhexe气体直接作为堆芯冷却剂，这也是被考虑的一点。
safesafeaff一rdablefissi一nenge是一种hps反应堆设计，作为100k一n系统提供10年以上的400k的反应堆功率下，能产生100ke的电力。
nl工作小组和sandia国家实验室snl工程师已在研究如何将空间反应堆与brayt一n系统结合起来。
safe400总特征
safe400反应堆由127个相同的铌和占重量1锆nb1zr组件组成。nb1za热管置于每一个组件的中心，由3个nb1zr管围绕，每一个nb1zr管含铼re包壳氮化铀un燃料套管。裂变能从燃料芯块传向热管，之后将能量送至brayt一n热交换器。下面是对safe400设计提出的主要特征描述。
安全：当要进行hps的设计，安全是首先要考虑的问题。safe400要设计成在所有可信的发射或重返大气层事故时是非能动安全的，发射后不需要运行，只是将反应堆置于准备启动状态没安全棒c可移动毒物c发射后装料，这个设计使用re作为燃料套管。即使堆芯内腔用水淹没包括热管和燃料芯块的空隙以及系统被湿沙最坏的情景也就是水浸事故包裹，反应堆仍要保持在次临界状态。非能动次临界度要增加考虑质量对于系统的因素，但同时它提供了绝对的安全和最可靠的系统运行。safe400也具有非能动余热导出系统，它在运行前根本没有放射性。
可靠性和寿命：safe400通过冗余热管进行非能动冷却，因此反应堆不需要密封容器或任何需要泵回路系统的装置。除此之外，safe400允许对brayt一n单元的性和冗余进行整合。另一个对于可靠性有益的是可以在开发系统和实际飞行器上进行非核试验。对于热管的热工要求正好附合在现有的技术水平内；最大的轴向和径向热通量比现有技术限制高出三倍。一些其它的因素对于系统的高可靠性和寿命有贡献：适当的温度c低燃耗c低通量c验证过的燃料结构c组件方式和整体系统简化。象safe400这样高可靠的系统对于载人飞行任务是非常重要的，可靠性与安全是等价的。
safe400反应堆设计
safe400在大约1200k的蒸汽温度热管传输400k3，峰值燃料温度达1290k，峰值包壳温度达1285k。
safe400使用re包壳氮化铀un燃料芯块，将其放置于127个相同的nb1zr热管组件内。热管在堆芯上延伸出75c热管气热交换器连接。反应堆是由带有nb1zr包壳和含有b4c吸收层的铍be控制棒控制，控制圆筒安装在一个nb1zr包壳be径向反射体内。
结构材料：nb1zr是safe400基本结构材料，很多的难熔金属可以被考虑，包括了和re合金。选用nb1zr是由于进行sp100项目时对其测试具有的良好辐射特性数据，这种材料相对来说容易焊接和加工，在室温下它有相对好的延展性对于处理发射装载很重要。合金可以提供给更高性能的系统，因为它们在高温下要更强c要具有更好的中子特性高能时更高的低吸收率c低能时更高的吸收率，同时合金对氧和杂质很不敏感，这样真空测试要求不受拘束，通常也减少了对材料间相互作用的考虑。
燃料芯块：在safe400中，燃料包含在一个re套管内，依次它又被包含在nb1zr包壳。这一点与sp100不同，sp100的燃料包含在一个扩散结合的nb1zrre包壳内。safe400燃料芯块的外径是102的包壳内，每一端装有4长的气腔。燃料颗粒长度设置的尺寸能使用加工和装填最优化。整个燃料芯的长度为70c这包括了一些附加长度，用于调节燃料膨胀和给端帽留出点的空间。
热管：nb1zr热管与燃料管具有相同的径向尺寸：外径102c厚度为064。有效的蒸发器长度与燃料的长度相同为56c有效的冷凝器长度联合热交换器环面长度相同为50c总热管的长度为145c热管内的工作流体为na，并且使用了nb1zr环形网孔芯。
组件加工：safe400组件内的管道的连焊接是沿着整长度经由三切点区缝隙进行。在不锈钢的safe30堆芯中，管道三切点区缝隙的焊接用是的镍合金铜焊。safe400是一个较高温度的难熔金属堆芯，所以铜焊可能不是一个最好的技术尽管这样它仍还是一种选择。热等静压hipg可能是优先的选择，因为它可提供坚固可靠的连焊接可能在辐射环境中更是如此。放电加工ed能也是一个很有吸引力的组件加工法，特别是加工容差要求非常严的部件。
堆芯固定：现在堆芯固定系统使用2厚的nb1zr堆芯隔板由6块六角型板组成铠装在一起。隔板内三角形定位保持堆芯的几何尺寸和在水浸事故期间减小反应性。使用比nb1zr更低热膨胀系数的材料可能是值得的，这能使堆芯得到紧固的连结。其他的一些固定方法也可以被考虑，对于堆芯支撑结构的选择必须考虑组件如何随着温度而变化，如此可能影响反应性。
径向反射体：safe400的径向反射体由6个包覆着nb1zr的be截面组成。从接近堆芯的表面到外部半径，反射体的厚度为11b1zr包覆层的厚度为1。这样反射体外径为48c。反射体延伸出燃料的范围3c下，总高为62c径向反射体也是采用同样的连接结构，在顶部和底部与堆芯固定在一起。
控制棒：控制棒也是由包覆nb1zr层的be组成。棒的直径为13b1zr包覆层厚度为1。它们配合径向反射体截面，留有1的间隙。棒的高度为56c径向反射体短6c这样不用进一步增加屏蔽体的锥角，同时可以很好地确定反射体的结构。从反作用棒的未端起总的直径为51c中子吸收体是厚度为125cb4c，包