彭 磊,謝奇林,范曉強,梁文峰,任保國

(1.中國電子科技集團公司第十八研究所，天津300384；2.中國工程物理研究院核物理與化學研究所，綿陽621900)

星球表面探測用核反應(yīng)堆電源初步研究

彭 磊1,謝奇林2,范曉強2,梁文峰2,任保國1

(1.中國電子科技集團公司第十八研究所，天津300384；2.中國工程物理研究院核物理與化學研究所，綿陽621900)

空間核反應(yīng)堆電源能在缺乏太陽光照的環(huán)境中滿足大功率、長時間供電的需求，美國和俄羅斯均將其確定為空間技術(shù)中優(yōu)先發(fā)展的重點。對此背景，以安全可靠、技術(shù)可行和整體最優(yōu)為原則，結(jié)合美國、蘇/俄研發(fā)經(jīng)驗，對用于星球表面探測的空間核反應(yīng)堆電源進行了初步研究。通過對反應(yīng)堆、控制與保護、屏蔽，以及熱電能量轉(zhuǎn)換和傳熱散熱的分析，提出了采用UO2燃料的快堆、液體堿金屬或熱管冷卻、斯特林或溫差電能量轉(zhuǎn)換的初步選型，并提出了核反應(yīng)堆電源發(fā)射和在星球表面布置的初步實現(xiàn)過程，可為星球表面核反應(yīng)堆電源設(shè)計提供基礎(chǔ)。

空間電源；核反應(yīng)堆；深空探測；星球表面

1 引言

星球表面探測是深空探測的重要內(nèi)容。我國正在開展月球探測工程，火星探測也在論證過程中[1，2]。在星球表面探測中，由于弱太陽光照、極端高低溫、塵暴等惡劣環(huán)境的影響，以及可能高達數(shù)十千瓦的電功率和長達十年以上的任務(wù)周期的要求，傳統(tǒng)的太陽電池-蓄電池電源往往不能滿足需要。對于約50 kW以上的電功率需求，空間核反應(yīng)堆電源通常比太陽電池有更高的比功率[3]，能在缺乏太陽光照的環(huán)境中滿足大功率、長時間供電的需求[4]。

盡管目前核反應(yīng)堆電源還未被應(yīng)用于星球表面探測任務(wù)，但美國、蘇/俄已經(jīng)對空間核反應(yīng)堆電源進行了大量的研究和開發(fā)工作。20世紀50年代至2005年，美國先后開展了核輔助電源系統(tǒng)項目(SNAP)、SP-100核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)、兆瓦級空間堆(MMW)、空間探索倡議(SEI)、核能推進空間測試項目(NEPSTP)、依靠熱管運行的火星探測反應(yīng)堆(HOMER)、安全經(jīng)濟核引擎(SAFE)以及普羅米修斯計劃等項目[5]。SNAP項目中的SNAP-10A核反應(yīng)堆電源是美國迄今發(fā)射的唯一的空間核反應(yīng)堆電源。2006年至今，美國主要圍繞星球表面裂變能源項目(FSP)開展工作，目標是研制2022年左右可供發(fā)射的用于月球基地的核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)[6]。20世紀50至80年代，蘇聯(lián)先后開展了地面試驗的Romashka核反應(yīng)堆電源、BUK空間核反應(yīng)堆電源、TOPAZ空間核反應(yīng)堆電源、Yenisey(西方稱TOPAZ-2)核反應(yīng)堆電源等研究項目。其中BUK核反應(yīng)堆電源進行了32次發(fā)射，TOPAZ核反應(yīng)堆電源也進行了飛行測試[3]。本世紀以來，在蘇聯(lián)研制空間核反應(yīng)堆電源的基礎(chǔ)上，俄羅斯也提出了其空間核反應(yīng)堆電源計劃。

美國《NASA空間技術(shù)路線圖與優(yōu)先發(fā)展領(lǐng)域》選出的重要的空間技術(shù)發(fā)展領(lǐng)域中，核反應(yīng)堆電源技術(shù)被賦予了優(yōu)先發(fā)展級別[7]，俄羅斯1998年發(fā)布的《俄宇航核動力發(fā)展構(gòu)想》則強調(diào)要保持在空間核動力領(lǐng)域的國際領(lǐng)先地位[8]，可見空間核反應(yīng)堆電源仍是航天大國優(yōu)先發(fā)展的重點。

空間核反應(yīng)堆電源主要包括核反應(yīng)堆、控制與保護、屏蔽體、電源管理、熱傳輸回路、熱電能量轉(zhuǎn)換、散熱器和其他結(jié)構(gòu)部件等。反應(yīng)堆通過受控核裂變釋放出熱量，熱傳輸回路將熱量傳送至熱電轉(zhuǎn)換單元，熱電轉(zhuǎn)換單元將部分熱能轉(zhuǎn)換為電能，剩余熱量通過散熱器輻射到空間環(huán)境。為了將輻射損傷降到可以接受的水平，常在反應(yīng)堆與元器件和人員之間設(shè)置屏蔽體。

本文以安全可靠、技術(shù)可行和整體最優(yōu)為原則，結(jié)合美國、蘇/俄等研發(fā)空間核反應(yīng)堆電源的經(jīng)驗，對用于星球表面探測的空間核反應(yīng)堆電源進行了初步研究，分析了核反應(yīng)堆及屏蔽、熱電能量轉(zhuǎn)換、傳熱散熱等的相關(guān)技術(shù)，提出了初步方案選型，還提出了其發(fā)射和在星球表面布置的初步實現(xiàn)過程，可為星球表面核反應(yīng)堆電源設(shè)計提供基礎(chǔ)。

2 星球表面核反應(yīng)堆電源的主要需求

星球表面核反應(yīng)堆電源的主要需求包括:

1)輸出電功率不小于40 kW[9]；

2)壽命不小于8年[9]；

3)質(zhì)量不超出火箭和著陸器的運載能力；

4)尺寸不超出火箭整流罩約束；

5)能可靠地啟動、運行和停止；

6)符合《關(guān)于在外層空間使用核動力源的原則》[10]等國際上對空間核反應(yīng)堆安全的一般要求。

3 核反應(yīng)堆及屏蔽

3.1 反應(yīng)堆技術(shù)選型

3.1.1 反應(yīng)堆堆型

熱中子引發(fā)裂變反應(yīng)的截面較大，因而采用熱中子或超熱中子能譜設(shè)計的熱堆所需的鈾燃料較少(如SNAP-10A中的235U僅為4.7 kg[11])，更適用于短時間、低功率的空間任務(wù)，但由于需要大量慢化體對裂變中子進行慢化，因此具有較大的尺寸。

快中子引發(fā)裂變反應(yīng)的截面比熱中子低2～3個量級，因而采用快中子能譜設(shè)計的快堆所需燃料比熱堆高數(shù)倍以上(如BUK堆需235U約30 kg[12])，能夠滿足高功率、長壽期的燃耗要求。由于不需要慢化體，堆體更緊湊、尺寸更小。

考慮到減小質(zhì)量和尺寸以及滿足未來更高功率、更長壽期的需求，本文選擇快中子反應(yīng)堆作為星球表面核反應(yīng)堆的堆型。

3.1.2 堆芯工作溫度

堆芯工作溫度與系統(tǒng)效率、可靠性和安全性密切相關(guān)。從理論上講，較高的堆芯溫度可以實現(xiàn)較高的能量轉(zhuǎn)換效率，并且能提高散熱溫度從而降低散熱體的尺寸和質(zhì)量。但較高的堆芯溫度(比如1000 K以上)需要采用高溫合金材料和耐高溫的燃料元件，圖1給出了部分空間核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料的使用溫度[13]。這些高溫合金通常密度較大、難以加工、脆韌性轉(zhuǎn)變溫度高、輻射或氧氣環(huán)境下可能失去韌性，而且缺乏可靠的研究數(shù)據(jù)和成熟的加工工藝，因此可能有較大的研發(fā)風險。另外，當前獲得廣泛關(guān)注的斯特林和布雷頓能量轉(zhuǎn)換單元熱端容許的最高溫度分別為1050 K和1150 K[14]，因此堆芯出口溫度還受制于能量轉(zhuǎn)換單元。

圖1 空間核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料的使用溫度Fig.1 Operation temperature range of structure materials in space nuclear reactor

從技術(shù)成熟度角度考慮，可采用經(jīng)過考核的、有可靠研究數(shù)據(jù)的核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料(比如316不銹鋼)和燃料元件，可容許約900 K的堆芯溫度。鎳基高溫合金或ODS鋼作為結(jié)構(gòu)材料分別可容許1200 K和1400 K的最高堆芯溫度[13]，也具有較大應(yīng)用潛力，但它們在高溫和輻照作用下的性能以及與堿金屬工質(zhì)的相容性尚需確認，可作為備選材料。

經(jīng)過比較，本文選取900 K左右的工作溫度。

3.1.3 燃料

目前國際上所有發(fā)射的空間堆和概念設(shè)計無一例外均采用高濃鈾作為燃料?！蛾P(guān)于在外層空間使用核動力源的原則》也指出，空間核反應(yīng)堆只能用高濃縮235U燃料[10]。出于對高功率、長壽期、盡可能小的質(zhì)量和尺寸以及燃耗補償?shù)目紤]，反應(yīng)堆燃料選擇235U濃縮度為90%以上的高濃鈾。

具體燃料類型則根據(jù)反應(yīng)堆堆型、堆芯工作溫度和堆體質(zhì)量和尺寸要求來選取，同時還要考慮其技術(shù)成熟度?？臻g核反應(yīng)堆一般選取密度較大、力學性能和熱學性能較好的燃料。可選的核燃料包括陶瓷(UO2、UN、UC)、合金(U-Mo、U-Zr、U-ZrH)、金屬陶瓷(W-UN)等。從抗輻照角度考慮采用陶瓷型燃料。而考慮到可靠性和技術(shù)成熟度，本文選取UO2陶瓷作為燃料。

3.1.4 結(jié)構(gòu)材料

結(jié)構(gòu)材料選取與堆芯工作溫度、功率和壽命密切相關(guān)，主要考慮屈服強度、最大拉伸強度、蠕變強度、延展性、斷裂韌性、化學兼容性、彈性模量、韌脆轉(zhuǎn)變溫度、導熱性和熱膨脹系數(shù)、焊接性能、密度、中子學性能等?？蛇x的材料包括不銹鋼、鎳基高溫合金、ODS鋼和耐高溫合金等，如圖1所示。

由于選取的900 K左右的工作溫度不高，本文采用技術(shù)成熟、經(jīng)過長期考驗的304不銹鋼或316不銹鋼作為燃料棒的包殼材料和堆體結(jié)構(gòu)材料。

3.1.5 反射體材料

在堆芯外設(shè)計具有較高反應(yīng)性價值的反射體，可以進一步減小堆芯的質(zhì)量和尺寸，從而實現(xiàn)更少的燃料裝量和更緊湊的設(shè)計。Be和BeO是良好的慢化體和弱吸收反射體。另外，由于Be具有較大的(n，2n)反應(yīng)截面，同時發(fā)生(γ，n)的能量閾值較低，因此對中子還具有增殖作用。與BeO相比，高溫下中子輻照對Be材料性能的影響更小(腫脹和產(chǎn)生裂紋等)。因而本文選取Be作為反射體材料。

3.1.6 反應(yīng)堆控制

采用金屬Be作為反射體材料，采用B4C作為中子吸收材料，通過改變中子泄漏率和中子吸收率來實現(xiàn)反應(yīng)性調(diào)節(jié)?？刹捎玫姆磻?yīng)性調(diào)節(jié)方式主要有控制鼓、控制滑塊等。采用控制鼓具有更高的可靠性，而控制滑塊更易實現(xiàn)緊急情形的快速停堆。考慮到控制的可靠性，本文采用控制鼓方式。表1給出了發(fā)射階段以及反應(yīng)堆啟動、運行及停堆階段的反應(yīng)性控制及反應(yīng)堆的狀態(tài)。

表1 反應(yīng)性控制及反應(yīng)堆的狀態(tài)Table 1 Reactivity control and reactor states

3.1.7 堆芯熱交換

熱交換技術(shù)是制約反應(yīng)堆功率的關(guān)鍵因素。目前的熱交換技術(shù)主要包括氣冷、液態(tài)堿金屬冷卻[6]和熱管冷卻[15]三種，其中氣冷主要用于高溫氣冷堆-布雷頓直接循環(huán)發(fā)電，而液態(tài)堿金屬冷卻和熱管冷卻則可以與斯特林、溫差電等多種熱電能量轉(zhuǎn)換方式相結(jié)合。液態(tài)堿金屬冷卻需要電磁泵驅(qū)動，傳熱效率高，與地面的鈉冷快堆等設(shè)計相似，技術(shù)相對成熟，但對于低功率系統(tǒng)其質(zhì)量較大。熱管冷卻方式對整個堆芯和一回路系統(tǒng)的密封要求最低，其結(jié)構(gòu)簡單，技術(shù)成熟，并且各個熱管獨立工作能避免單點失效。對于星球表面數(shù)十千瓦至百千瓦電功率需求，液態(tài)堿金屬冷卻和熱管冷卻均是可選的方案，具體選擇還需進一步分析。

3.1.8 反應(yīng)堆初步選型

針對40 kW電功率的星球表面核反應(yīng)堆初步方案示意圖如圖2所示。

圖2 星球表面核反應(yīng)堆初步方案示意圖Fig.2 Preliminary scheme of a nuclear reactor for planetary surface

采用快中子能譜設(shè)計使其結(jié)構(gòu)更為緊湊，活性區(qū)采用柱形分區(qū)結(jié)構(gòu)，燃料元件選用技術(shù)成熟的UO2陶瓷燃料棒，活性區(qū)燃料棒之間布置熱中子可燃毒物以確保事故條件下不超臨界，反射體采用金屬Be全反射設(shè)計以減少燃料質(zhì)量，反應(yīng)性控制通過改變中子泄漏率和中子吸收率來實現(xiàn)(圖中所示為轉(zhuǎn)動的涂B4C的Be控制鼓)，堆芯熱交換采用液態(tài)堿金屬冷卻[6](圖2a)或熱管冷卻[15](圖2b)。

3.2 控制與保護

控制系統(tǒng)用于實現(xiàn)核反應(yīng)堆的啟動、高功率穩(wěn)態(tài)運行和停止。通過熱電偶、小型中子或γ探測器、位置傳感器、電流電壓傳感器等實時獲取溫度、中子注量率、反應(yīng)性調(diào)節(jié)部件位置、電流、電壓等閉環(huán)控制量，通過控制鼓等執(zhí)行機構(gòu)實現(xiàn)反應(yīng)性和功率的調(diào)節(jié)以及安全保護。

由于星球表面核反應(yīng)堆維護困難，在保證安全性的基礎(chǔ)上，盡可能簡化控制系統(tǒng)結(jié)構(gòu)、控制對象和步驟以提高可靠性。傳感器與執(zhí)行機構(gòu)需解決高溫、強輻射場下的長壽命問題。控制電路設(shè)備、執(zhí)行機構(gòu)、傳感器通過冗余設(shè)計避免單點失效，并考慮通過選用抗輻照加固器件或篩選商用器件以滿足抗輻照要求。此外，考慮將傳感器置于屏蔽體外，電子設(shè)備置于離堆芯更遠的位置，并采用局部輻射屏蔽、多機容錯、電路冗余設(shè)計、輪換工作、冷熱備份、冗余指令等提高控制電路的抗輻照能力。

反應(yīng)性控制鼓采用獨立、冗余的設(shè)計，一部分控制鼓設(shè)計為粗調(diào)控制鼓，能同步快速旋轉(zhuǎn)，使堆逼近臨界，另一部分控制鼓為精細調(diào)節(jié)控制鼓，獨立慢速旋轉(zhuǎn)，使堆達到臨界并完成功率提升和燃耗補償。通過溫度、中子注量率測量實現(xiàn)反應(yīng)性實時監(jiān)測，通過限制反應(yīng)性添加速度以限制溫度變化率，避免反應(yīng)性過大發(fā)生臨界事故?？刂乒牡尿?qū)動電機置于屏蔽體外，通過穿過屏蔽體的連桿與控制鼓連接。

反應(yīng)堆控制框圖如圖3所示。

圖3 反應(yīng)堆控制框圖Fig.3 Block diagram of reactor control

反應(yīng)堆在星球表面初次啟動時，可根據(jù)地面刻度的臨界點對應(yīng)的控制鼓位置尋找初次臨界點。工作一段時間以后再重新啟動時，由于燃耗和裂變產(chǎn)物使得臨界點對應(yīng)的控制鼓位置變化，考慮采用中子倍增實驗原理尋找冷臨界點。當出現(xiàn)異常情況或地面發(fā)送停堆指令時，快速轉(zhuǎn)動控制鼓至反應(yīng)性最小位置，使反應(yīng)堆處于深次臨界而將功率降至零值。也可通過控制鼓調(diào)節(jié)功率，使反應(yīng)堆處于次臨界但仍持續(xù)產(chǎn)生一定余熱以避免冷卻流體凝固。

3.3 屏蔽

屏蔽體設(shè)計選取B4C、LiH等中子吸收材料和鎢、鉛、貧化鈾等γ射線屏蔽材料。

為了盡可能減小屏蔽體質(zhì)量，同時保證人員長期駐留位置的輻射劑量不超出限值，星球表面核反應(yīng)堆電源經(jīng)常就地實施其它屏蔽措施。比如美國FSP核反應(yīng)堆電源設(shè)計提出了多種屏蔽方案[6]，包括:①核反應(yīng)堆電源從著陸器卸下，反應(yīng)堆埋入星球表土之下(地洞屏蔽)；②核反應(yīng)堆電源從著陸器卸下，反應(yīng)堆置于星球表面凸起的表土梁之后(梁屏蔽)；③核反應(yīng)堆電源停留在著陸器上，無其它措施；④核反應(yīng)堆電源停留在著陸器上，反應(yīng)堆周圍包覆星球表土(包覆屏蔽)。

為了達到理想的屏蔽效果，本文采用將反應(yīng)堆埋入星球表土的地洞屏蔽方式，并與屏蔽體相結(jié)合實現(xiàn)對反應(yīng)堆上方和水平方向的屏蔽。

4 熱電能量轉(zhuǎn)換

星球表面核反應(yīng)堆電源采用的熱電能量轉(zhuǎn)換方式必須考慮長壽命和高可靠性，同時還要實現(xiàn)盡可能高的轉(zhuǎn)換效率。

動態(tài)熱電能量轉(zhuǎn)換方式的轉(zhuǎn)換效率較高，但國際上還沒有在空間任務(wù)中應(yīng)用的經(jīng)驗，這主要是受到其壽命和可靠性的制約。目前，斯特林發(fā)電是適合空間應(yīng)用的、技術(shù)成熟度較高的一種方式。

自由活塞式斯特林發(fā)電在TH/TC(熱端溫度與冷端溫度之比)為2～2.5時能達到30%以上的效率，而采用布雷頓或郎肯循環(huán)的發(fā)電技術(shù)則需要TH/TC達到3以上。在相同的熱端輸入溫度下，這意味著斯特林發(fā)電的散熱溫度更高，從而能減少散熱器的質(zhì)量和尺寸。此外，斯特林發(fā)電可采用兩個發(fā)電機熱端相對、直線排列的對置式安裝形式，能實現(xiàn)動力學平衡而減小振動。NASA面向月球表面核反應(yīng)堆電源提出了5 kW電功率的斯特林發(fā)電機設(shè)計方案，工作在熱端溫度650 K下，比功率目標為140 W/kg[16]。采用不銹鋼堆芯設(shè)計時，斯特林、布雷頓和溫差電能量轉(zhuǎn)換方式的比較如圖4所示[14]。

圖4 不同能量轉(zhuǎn)換方式比較Fig.4 Comparison of different energy conversion options

為達到40 kW電功率的要求，本文熱電能量轉(zhuǎn)換部分采用四組斯特林發(fā)電機，每組由兩臺電功率5 kW的對置式排布的斯特林發(fā)電機組成。

靜態(tài)熱電能量轉(zhuǎn)換方式效率較低，但能實現(xiàn)較高的可靠性，因而也是可選的方案。比如蘇聯(lián)TOPAZ核反應(yīng)堆電源采用了熱離子能量轉(zhuǎn)換方式，而美國SNAP-10A核反應(yīng)堆電源則采用了溫差電能量轉(zhuǎn)換方式，兩者均是經(jīng)過了空間飛行試驗的典型的核反應(yīng)堆電源。特別是溫差電能量轉(zhuǎn)換方式的高可靠性在國外已經(jīng)經(jīng)過大量同位素溫差電源的空間飛行驗證，而且我國在其材料和器件研究方面的基礎(chǔ)也相對較好，因而也可作為星球表面核反應(yīng)堆電源熱電能量轉(zhuǎn)換的一項方案。

近期可達到應(yīng)用水平的高效溫差發(fā)電技術(shù)是采用SiGe等高溫溫差電材料或PbTe等中溫溫差電材料的級聯(lián)溫差發(fā)電方式，其單個溫差發(fā)電模塊可輸出10 W量級的電功率，應(yīng)用于核反應(yīng)堆電源時則采用數(shù)千個模塊組合使用。

5 傳熱散熱

傳熱方式可選擇液態(tài)堿金屬電磁泵或熱管冷卻。采用液態(tài)堿金屬電磁泵傳熱效率高，堆芯更為緊湊[6]；而熱管具有非能動安全性，但傳熱效率受溫度限制，堆芯所需熱管較多[15]。進一步的分析將結(jié)合反應(yīng)堆設(shè)計和熱學計算，分析評估兩者的傳熱性能、質(zhì)量、尺寸及可靠性，確定總體最優(yōu)的技術(shù)途徑。

散熱方式則采用鋁合金材料的散熱肋片輻射散熱。受火箭整流罩尺寸限制，散熱肋片采用折疊方式，到達星球表面后再展開到工作狀態(tài)。散熱肋片與熱電能量轉(zhuǎn)換部件冷端通過熱管連接，每個散熱肋片的可折疊的各段之間也采用熱管傳熱。

6 實現(xiàn)過程

受火箭和星球表面著陸器運載能力的限制，考慮將核反應(yīng)堆電源分兩次投送以減輕單次發(fā)射質(zhì)量。第一次發(fā)射結(jié)構(gòu)相對獨立的輔助部分，包括輔助電源、電源管理、電纜、電子儀控設(shè)備等，其中輔助電源將提供完成地洞挖掘以及核反應(yīng)堆電源的布置、展開和啟動過程所需能量。第二次發(fā)射主體部分，包括核反應(yīng)堆、屏蔽體、傳熱回路、熱電轉(zhuǎn)換單元和散熱器等。表2給出了核反應(yīng)堆電源發(fā)射和在星球表面布置的初步實現(xiàn)過程。

表2 核反應(yīng)堆電源發(fā)射和在星球表面布置的過程Table 2 Procedure for the launch and deployment on planetary surface of nuclear reactor power sources

7 結(jié)論

1)面向星球表面核反應(yīng)堆電源應(yīng)用，以安全可靠、技術(shù)可行和整體最優(yōu)為原則，分析并提出了采用UO2燃料的快中子反應(yīng)堆、液體堿金屬或熱管冷卻、斯特林或溫差電能量轉(zhuǎn)換的初步方案選型；

2)提出了核反應(yīng)堆電源發(fā)射和在星球表面布置的初步實現(xiàn)過程。

（

）

[1]夏光，王寰宇.火星探測中國深空探測新征程[J].國際太空，2010(11):49-51.Xia Guang，Wang huanyu.Mars exploration，new march of deep space exploration in China[J].Space International，2010(11):49-51.(in Chinese)

[2]衡崗，侯建文，陳昌亞，等.螢火一號火星探測器研制經(jīng)驗總結(jié)[J].上海航天，2013(4):6-11.Heng Gang，Hou Jianwen，Chen Changya，et al.YH-1 Mars probe development experience[J].Aerospace Shanghai，2013(4):6-11.(in Chinese)

[3]International Atomic Energy Agency.The role of nuclear power and nuclear propulsion in the peaceful exploration of space [M].Vienna:International Atomic Energy Agency，2005: 3-4，23-34.

[4]Akimov V N，Koroteev A A，Koroteev A S.Space nuclear power systems:Yesterday，today，and tomorrow[J].Thermal Engineering，2012，59(13):953-959.

[5]Knorkator.Nuclear reactors and radioisotopes for space[DB/OL].(2012)[2014].http://www.world-nuclear.org/info/Non-Power-Nuclear-Applications/Transport/Nuclear-Reactorsfor-Space/.

[6]Fission Surface Power Team.Fission surface power system initial concept definition[R].NASA/TM-2010-216772，Cleveland，Ohio，AIAA，2010.

[7]National Research Council.NASA space technology roadmaps and priorities[M].Washington:National Academies Press，2012:29-30.

[8]蘇著亭，柯國土.美俄兩國空間核動力發(fā)展概覽[EB/OL].(2014)[2015].http://www.cnnc.com.cn/tabid/283/InfoID/80948/frtid/446/Default.aspx.Su Zhuting，Ke Guotu.An overview of space nuclear power development in US and Russia[EB/OL].(2014)[2015].http://www.cnnc.com.cn/tabid/283/InfoID/80948/frtid/446/Default.aspx.(in Chinese)

[9]Lee S M，David I P.A Summary of NASA architecture studies utilizing fission surface power technology[R].NASA/TM-2011-216819，Cleveland，Ohio，AIAA，2011.

[10]聯(lián)合國大會.關(guān)于在外層空間使用核動力源的原則[C/OL].1993.[2014].http://documents-dds-ny.un.org/doc/UNDOC/GEN/N93/104/17/img/N9310417.pdf？OpenElement.United Nations General Assembly.Principles relevant to the use of nuclear power sources in outer space[C/OL].1993.[2014].http://documents-dds-ny.un.org/doc/UNDOC/GEN/N93/104/17/img/N9310417.pdf？OpenElement.(in Chinese)

[11]Voss S S.SNAP reactor overview[R].AFWL-TN-84-14，Air Force Weapons Laboratory，Kirtland Air Force Base，New Mexico，1984.

[12]El-Genk M S.Deployment history and design considerations for space reactor power systems[J].Acta Astronautica，2009，64(9-10):833-849.

[13]El-Genk M S，Tournier J M.A review of refractory metal alloys and mechanically alloyed-oxide dispersion strengthened steels for space nuclear power systems[J].Journal of Nuclear Materials，2005，340(1):93-112.

[14]Mason L S.A comparison of fission power system options for lunar and Mars surface applications[R].NASA/TM—2006-214120，Cleveland，Ohio，AIAA，2006.

[15]Poston D I.The heatpipe-operated Mars exploration reactor (HOMER)[C]//Space Technology and Applications International Forum-2001.AIP Publishing，2001，552(1):797-804.

[16]Henry W B.Development of a 5 kW free-piston Stirling space convertor[C]//5th International Energy Conversion Engineering Conference and Exhibit.St.Louis，Missouri:AIAA，2007.

Preliminary Study on Nuclear Reactor Power Source for Planetary Surface Explorations

PENG Lei1，XIE Qilin2，F(xiàn)AN 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，碩士，工程師，研究方向為溫差發(fā)電和空間電源技術(shù)。E-mail:l-peng＠189.cn