星球表面探测用核反应堆电源初步研究

彭 磊,谢奇林,范晓强,梁文峰,任保国

(1.中国电子科技集团公司第十八研究所，天津300384；2.中国工程物理研究院核物理与化学研究所，绵阳621900)

星球表面探测用核反应堆电源初步研究

彭 磊1,谢奇林2,范晓强2,梁文峰2,任保国1

(1.中国电子科技集团公司第十八研究所，天津300384；2.中国工程物理研究院核物理与化学研究所，绵阳621900)

空间核反应堆电源能在缺乏太阳光照的环境中满足大功率、长时间供电的需求，美国和俄罗斯均将其确定为空间技术中优先发展的重点。对此背景，以安全可靠、技术可行和整体最优为原则，结合美国、苏/俄研发经验，对用于星球表面探测的空间核反应堆电源进行了初步研究。通过对反应堆、控制与保护、屏蔽，以及热电能量转换和传热散热的分析，提出了采用UO2燃料的快堆、液体碱金属或热管冷却、斯特林或温差电能量转换的初步选型，并提出了核反应堆电源发射和在星球表面布置的初步实现过程，可为星球表面核反应堆电源设计提供基础。

空间电源；核反应堆；深空探测；星球表面

1 引言

星球表面探测是深空探测的重要内容。我国正在开展月球探测工程，火星探测也在论证过程中[1，2]。在星球表面探测中，由于弱太阳光照、极端高低温、尘暴等恶劣环境的影响，以及可能高达数十千瓦的电功率和长达十年以上的任务周期的要求，传统的太阳电池-蓄电池电源往往不能满足需要。对于约50 kW以上的电功率需求，空间核反应堆电源通常比太阳电池有更高的比功率[3]，能在缺乏太阳光照的环境中满足大功率、长时间供电的需求[4]。

尽管目前核反应堆电源还未被应用于星球表面探测任务，但美国、苏/俄已经对空间核反应堆电源进行了大量的研究和开发工作。20世纪50年代至2005年，美国先后开展了核辅助电源系统项目(SNAP)、SP-100核反应堆电源系统、兆瓦级空间堆(MMW)、空间探索倡议(SEI)、核能推进空间测试项目(NEPSTP)、依靠热管运行的火星探测反应堆(HOMER)、安全经济核引擎(SAFE)以及普罗米修斯计划等项目[5]。SNAP项目中的SNAP-10A核反应堆电源是美国迄今发射的唯一的空间核反应堆电源。2006年至今，美国主要围绕星球表面裂变能源项目(FSP)开展工作，目标是研制2022年左右可供发射的用于月球基地的核反应堆电源系统[6]。20世纪50至80年代，苏联先后开展了地面试验的Romashka核反应堆电源、BUK空间核反应堆电源、TOPAZ空间核反应堆电源、Yenisey(西方称TOPAZ-2)核反应堆电源等研究项目。其中BUK核反应堆电源进行了32次发射，TOPAZ核反应堆电源也进行了飞行测试[3]。本世纪以来，在苏联研制空间核反应堆电源的基础上，俄罗斯也提出了其空间核反应堆电源计划。

美国《NASA空间技术路线图与优先发展领域》选出的重要的空间技术发展领域中，核反应堆电源技术被赋予了优先发展级别[7]，俄罗斯1998年发布的《俄宇航核动力发展构想》则强调要保持在空间核动力领域的国际领先地位[8]，可见空间核反应堆电源仍是航天大国优先发展的重点。

空间核反应堆电源主要包括核反应堆、控制与保护、屏蔽体、电源管理、热传输回路、热电能量转换、散热器和其他结构部件等。反应堆通过受控核裂变释放出热量，热传输回路将热量传送至热电转换单元，热电转换单元将部分热能转换为电能，剩余热量通过散热器辐射到空间环境。为了将辐射损伤降到可以接受的水平，常在反应堆与元器件和人员之间设置屏蔽体。

本文以安全可靠、技术可行和整体最优为原则，结合美国、苏/俄等研发空间核反应堆电源的经验，对用于星球表面探测的空间核反应堆电源进行了初步研究，分析了核反应堆及屏蔽、热电能量转换、传热散热等的相关技术，提出了初步方案选型，还提出了其发射和在星球表面布置的初步实现过程，可为星球表面核反应堆电源设计提供基础。

2 星球表面核反应堆电源的主要需求

星球表面核反应堆电源的主要需求包括:

1)输出电功率不小于40 kW[9]；

2)寿命不小于8年[9]；

3)质量不超出火箭和着陆器的运载能力；

4)尺寸不超出火箭整流罩约束；

5)能可靠地启动、运行和停止；

6)符合《关于在外层空间使用核动力源的原则》[10]等国际上对空间核反应堆安全的一般要求。

3 核反应堆及屏蔽

3.1 反应堆技术选型

3.1.1 反应堆堆型

热中子引发裂变反应的截面较大，因而采用热中子或超热中子能谱设计的热堆所需的铀燃料较少(如SNAP-10A中的235U仅为4.7 kg[11])，更适用于短时间、低功率的空间任务，但由于需要大量慢化体对裂变中子进行慢化，因此具有较大的尺寸。

快中子引发裂变反应的截面比热中子低2～3个量级，因而采用快中子能谱设计的快堆所需燃料比热堆高数倍以上(如BUK堆需235U约30 kg[12])，能够满足高功率、长寿期的燃耗要求。由于不需要慢化体，堆体更紧凑、尺寸更小。

考虑到减小质量和尺寸以及满足未来更高功率、更长寿期的需求，本文选择快中子反应堆作为星球表面核反应堆的堆型。

3.1.2 堆芯工作温度

堆芯工作温度与系统效率、可靠性和安全性密切相关。从理论上讲，较高的堆芯温度可以实现较高的能量转换效率，并且能提高散热温度从而降低散热体的尺寸和质量。但较高的堆芯温度(比如1000 K以上)需要采用高温合金材料和耐高温的燃料元件，图1给出了部分空间核反应堆结构材料的使用温度[13]。这些高温合金通常密度较大、难以加工、脆韧性转变温度高、辐射或氧气环境下可能失去韧性，而且缺乏可靠的研究数据和成熟的加工工艺，因此可能有较大的研发风险。另外，当前获得广泛关注的斯特林和布雷顿能量转换单元热端容许的最高温度分别为1050 K和1150 K[14]，因此堆芯出口温度还受制于能量转换单元。

图1 空间核反应堆结构材料的使用温度Fig.1 Operation temperature range of structure materials in space nuclear reactor

从技术成熟度角度考虑，可采用经过考核的、有可靠研究数据的核反应堆结构材料(比如316不锈钢)和燃料元件，可容许约900 K的堆芯温度。镍基高温合金或ODS钢作为结构材料分别可容许1200 K和1400 K的最高堆芯温度[13]，也具有较大应用潜力，但它们在高温和辐照作用下的性能以及与碱金属工质的相容性尚需确认，可作为备选材料。

经过比较，本文选取900 K左右的工作温度。

3.1.3 燃料

目前国际上所有发射的空间堆和概念设计无一例外均采用高浓铀作为燃料。《关于在外层空间使用核动力源的原则》也指出，空间核反应堆只能用高浓缩235U燃料[10]。出于对高功率、长寿期、尽可能小的质量和尺寸以及燃耗补偿的考虑，反应堆燃料选择235U浓缩度为90%以上的高浓铀。

具体燃料类型则根据反应堆堆型、堆芯工作温度和堆体质量和尺寸要求来选取，同时还要考虑其技术成熟度。空间核反应堆一般选取密度较大、力学性能和热学性能较好的燃料。可选的核燃料包括陶瓷(UO2、UN、UC)、合金(U-Mo、U-Zr、U-ZrH)、金属陶瓷(W-UN)等。从抗辐照角度考虑采用陶瓷型燃料。而考虑到可靠性和技术成熟度，本文选取UO2陶瓷作为燃料。

3.1.4 结构材料

结构材料选取与堆芯工作温度、功率和寿命密切相关，主要考虑屈服强度、最大拉伸强度、蠕变强度、延展性、断裂韧性、化学兼容性、弹性模量、韧脆转变温度、导热性和热膨胀系数、焊接性能、密度、中子学性能等。可选的材料包括不锈钢、镍基高温合金、ODS钢和耐高温合金等，如图1所示。

由于选取的900 K左右的工作温度不高，本文采用技术成熟、经过长期考验的304不锈钢或316不锈钢作为燃料棒的包壳材料和堆体结构材料。

3.1.5 反射体材料

在堆芯外设计具有较高反应性价值的反射体，可以进一步减小堆芯的质量和尺寸，从而实现更少的燃料装量和更紧凑的设计。Be和BeO是良好的慢化体和弱吸收反射体。另外，由于Be具有较大的(n，2n)反应截面，同时发生(γ，n)的能量阈值较低，因此对中子还具有增殖作用。与BeO相比，高温下中子辐照对Be材料性能的影响更小(肿胀和产生裂纹等)。因而本文选取Be作为反射体材料。

3.1.6 反应堆控制

采用金属Be作为反射体材料，采用B4C作为中子吸收材料，通过改变中子泄漏率和中子吸收率来实现反应性调节。可采用的反应性调节方式主要有控制鼓、控制滑块等。采用控制鼓具有更高的可靠性，而控制滑块更易实现紧急情形的快速停堆。考虑到控制的可靠性，本文采用控制鼓方式。表1给出了发射阶段以及反应堆启动、运行及停堆阶段的反应性控制及反应堆的状态。

表1 反应性控制及反应堆的状态Table 1 Reactivity control and reactor states

3.1.7 堆芯热交换

热交换技术是制约反应堆功率的关键因素。目前的热交换技术主要包括气冷、液态碱金属冷却[6]和热管冷却[15]三种，其中气冷主要用于高温气冷堆-布雷顿直接循环发电，而液态碱金属冷却和热管冷却则可以与斯特林、温差电等多种热电能量转换方式相结合。液态碱金属冷却需要电磁泵驱动，传热效率高，与地面的钠冷快堆等设计相似，技术相对成熟，但对于低功率系统其质量较大。热管冷却方式对整个堆芯和一回路系统的密封要求最低，其结构简单，技术成熟，并且各个热管独立工作能避免单点失效。对于星球表面数十千瓦至百千瓦电功率需求，液态碱金属冷却和热管冷却均是可选的方案，具体选择还需进一步分析。

3.1.8 反应堆初步选型

针对40 kW电功率的星球表面核反应堆初步方案示意图如图2所示。

图2 星球表面核反应堆初步方案示意图Fig.2 Preliminary scheme of a nuclear reactor for planetary surface

采用快中子能谱设计使其结构更为紧凑，活性区采用柱形分区结构，燃料元件选用技术成熟的UO2陶瓷燃料棒，活性区燃料棒之间布置热中子可燃毒物以确保事故条件下不超临界，反射体采用金属Be全反射设计以减少燃料质量，反应性控制通过改变中子泄漏率和中子吸收率来实现(图中所示为转动的涂B4C的Be控制鼓)，堆芯热交换采用液态碱金属冷却[6](图2a)或热管冷却[15](图2b)。

3.2 控制与保护

控制系统用于实现核反应堆的启动、高功率稳态运行和停止。通过热电偶、小型中子或γ探测器、位置传感器、电流电压传感器等实时获取温度、中子注量率、反应性调节部件位置、电流、电压等闭环控制量，通过控制鼓等执行机构实现反应性和功率的调节以及安全保护。

由于星球表面核反应堆维护困难，在保证安全性的基础上，尽可能简化控制系统结构、控制对象和步骤以提高可靠性。传感器与执行机构需解决高温、强辐射场下的长寿命问题。控制电路设备、执行机构、传感器通过冗余设计避免单点失效，并考虑通过选用抗辐照加固器件或筛选商用器件以满足抗辐照要求。此外，考虑将传感器置于屏蔽体外，电子设备置于离堆芯更远的位置，并采用局部辐射屏蔽、多机容错、电路冗余设计、轮换工作、冷热备份、冗余指令等提高控制电路的抗辐照能力。

反应性控制鼓采用独立、冗余的设计，一部分控制鼓设计为粗调控制鼓，能同步快速旋转，使堆逼近临界，另一部分控制鼓为精细调节控制鼓，独立慢速旋转，使堆达到临界并完成功率提升和燃耗补偿。通过温度、中子注量率测量实现反应性实时监测，通过限制反应性添加速度以限制温度变化率，避免反应性过大发生临界事故。控制鼓的驱动电机置于屏蔽体外，通过穿过屏蔽体的连杆与控制鼓连接。

反应堆控制框图如图3所示。

图3 反应堆控制框图Fig.3 Block diagram of reactor control

反应堆在星球表面初次启动时，可根据地面刻度的临界点对应的控制鼓位置寻找初次临界点。工作一段时间以后再重新启动时，由于燃耗和裂变产物使得临界点对应的控制鼓位置变化，考虑采用中子倍增实验原理寻找冷临界点。当出现异常情况或地面发送停堆指令时，快速转动控制鼓至反应性最小位置，使反应堆处于深次临界而将功率降至零值。也可通过控制鼓调节功率，使反应堆处于次临界但仍持续产生一定余热以避免冷却流体凝固。

3.3 屏蔽

屏蔽体设计选取B4C、LiH等中子吸收材料和钨、铅、贫化铀等γ射线屏蔽材料。

为了尽可能减小屏蔽体质量，同时保证人员长期驻留位置的辐射剂量不超出限值，星球表面核反应堆电源经常就地实施其它屏蔽措施。比如美国FSP核反应堆电源设计提出了多种屏蔽方案[6]，包括:①核反应堆电源从着陆器卸下，反应堆埋入星球表土之下(地洞屏蔽)；②核反应堆电源从着陆器卸下，反应堆置于星球表面凸起的表土梁之后(梁屏蔽)；③核反应堆电源停留在着陆器上，无其它措施；④核反应堆电源停留在着陆器上，反应堆周围包覆星球表土(包覆屏蔽)。

为了达到理想的屏蔽效果，本文采用将反应堆埋入星球表土的地洞屏蔽方式，并与屏蔽体相结合实现对反应堆上方和水平方向的屏蔽。

4 热电能量转换

星球表面核反应堆电源采用的热电能量转换方式必须考虑长寿命和高可靠性，同时还要实现尽可能高的转换效率。

动态热电能量转换方式的转换效率较高，但国际上还没有在空间任务中应用的经验，这主要是受到其寿命和可靠性的制约。目前，斯特林发电是适合空间应用的、技术成熟度较高的一种方式。

自由活塞式斯特林发电在TH/TC(热端温度与冷端温度之比)为2～2.5时能达到30%以上的效率，而采用布雷顿或郎肯循环的发电技术则需要TH/TC达到3以上。在相同的热端输入温度下，这意味着斯特林发电的散热温度更高，从而能减少散热器的质量和尺寸。此外，斯特林发电可采用两个发电机热端相对、直线排列的对置式安装形式，能实现动力学平衡而减小振动。NASA面向月球表面核反应堆电源提出了5 kW电功率的斯特林发电机设计方案，工作在热端温度650 K下，比功率目标为140 W/kg[16]。采用不锈钢堆芯设计时，斯特林、布雷顿和温差电能量转换方式的比较如图4所示[14]。

图4 不同能量转换方式比较Fig.4 Comparison of different energy conversion options

为达到40 kW电功率的要求，本文热电能量转换部分采用四组斯特林发电机，每组由两台电功率5 kW的对置式排布的斯特林发电机组成。

静态热电能量转换方式效率较低，但能实现较高的可靠性，因而也是可选的方案。比如苏联TOPAZ核反应堆电源采用了热离子能量转换方式，而美国SNAP-10A核反应堆电源则采用了温差电能量转换方式，两者均是经过了空间飞行试验的典型的核反应堆电源。特别是温差电能量转换方式的高可靠性在国外已经经过大量同位素温差电源的空间飞行验证，而且我国在其材料和器件研究方面的基础也相对较好，因而也可作为星球表面核反应堆电源热电能量转换的一项方案。

近期可达到应用水平的高效温差发电技术是采用SiGe等高温温差电材料或PbTe等中温温差电材料的级联温差发电方式，其单个温差发电模块可输出10 W量级的电功率，应用于核反应堆电源时则采用数千个模块组合使用。

5 传热散热

传热方式可选择液态碱金属电磁泵或热管冷却。采用液态碱金属电磁泵传热效率高，堆芯更为紧凑[6]；而热管具有非能动安全性，但传热效率受温度限制，堆芯所需热管较多[15]。进一步的分析将结合反应堆设计和热学计算，分析评估两者的传热性能、质量、尺寸及可靠性，确定总体最优的技术途径。

散热方式则采用铝合金材料的散热肋片辐射散热。受火箭整流罩尺寸限制，散热肋片采用折叠方式，到达星球表面后再展开到工作状态。散热肋片与热电能量转换部件冷端通过热管连接，每个散热肋片的可折叠的各段之间也采用热管传热。

6 实现过程

受火箭和星球表面着陆器运载能力的限制，考虑将核反应堆电源分两次投送以减轻单次发射质量。第一次发射结构相对独立的辅助部分，包括辅助电源、电源管理、电缆、电子仪控设备等，其中辅助电源将提供完成地洞挖掘以及核反应堆电源的布置、展开和启动过程所需能量。第二次发射主体部分，包括核反应堆、屏蔽体、传热回路、热电转换单元和散热器等。表2给出了核反应堆电源发射和在星球表面布置的初步实现过程。

表2 核反应堆电源发射和在星球表面布置的过程Table 2 Procedure for the launch and deployment on planetary surface of nuclear reactor power sources

7 结论

1)面向星球表面核反应堆电源应用，以安全可靠、技术可行和整体最优为原则，分析并提出了采用UO2燃料的快中子反应堆、液体碱金属或热管冷却、斯特林或温差电能量转换的初步方案选型；

2)提出了核反应堆电源发射和在星球表面布置的初步实现过程。

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Preliminary Study on Nuclear Reactor Power Source for Planetary Surface Explorations

PENG Lei1，XIE Qilin2，FAN Xiaoqiang2，LIANG Wenfeng2，REN Baoguo1
(1.Tianjin Institute of Power Sources，Tianjin 300384，China；2.Institute of Nuclear Physics and Chemistry，China Academy of Engineering Physics，Mianyang 621900，China)

Space nuclear reactor power source can satisfy the electrical power demands for high power levels and long periods in the environment where sunlight is lacking.It is identified by US and Russia as a key of high-priority in space technologies.Nuclear reactor power source for planetary surface explorations was preliminarily studied based on the principle of safety and reliability，technical feasibility and systemic optimization，considering the research and development experiences of US and Soviet Union/Russia.The reactor，control and protection，shield，thermal to electrical energy conversion and heat transfer and dissipation were analyzed.A preliminary scheme adopting fast reactor using UO2fuels，liquid alkali-metal or heat pipe cooling，and Stirling or thermoelectric energy conversion was proposed，and the preliminary procedure for the launch and deployment on planetary surfaces of nuclear reactor power source was also put forward，which could provide a basis for the design of nuclear reactor power sources for planetary surfaces.

space power source；nuclear reactor；deep space exploration；planetary surface

V442

A

1674-5825(2015)03-0237-06

2014-09-12；；

2015-04-13

彭磊(1982－)，男，硕士，工程师，研究方向为温差发电和空间电源技术。E-mail:l-peng＠189.cn