星表核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)熱工概念設(shè)計(jì)

葛攀和，郭 鍵，高 劍，胡 古

（中國(guó)原子能科學(xué)研究院，北京 102413）

星表核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)熱工概念設(shè)計(jì)

葛攀和，郭 鍵，高 劍，胡 古

（中國(guó)原子能科學(xué)研究院，北京 102413）

在調(diào)研國(guó)外研究的基礎(chǔ)上，針對(duì)一個(gè)星表核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)進(jìn)行了熱工概念設(shè)計(jì)，就該系統(tǒng)開展了穩(wěn)態(tài)和熱管失效工況下的熱工分析。系統(tǒng)采用液態(tài)金屬鋰熱管冷卻堆芯，自由活塞式斯特林發(fā)電機(jī)熱電轉(zhuǎn)換、汞熱管輻射器廢熱排放的設(shè)計(jì)，鋰熱管將熱量從堆芯導(dǎo)出，通過(guò)鉬錸合金固體換熱器與斯特林熱端連接進(jìn)行熱電轉(zhuǎn)換，廢熱通過(guò)汞熱管輻射器排出。熱工分析結(jié)果表明，在系統(tǒng)正常功率輸出時(shí)，燃料芯塊、包殼及其他結(jié)構(gòu)材料溫度均低于限值；當(dāng)堆芯某一位置處熱管發(fā)生失效，在不降低輸出功率的情況下，其余熱管仍能將堆芯熱量導(dǎo)出，滿足熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則。該系統(tǒng)采用熱管冷卻堆芯，固體換熱器實(shí)現(xiàn)斯特林與熱管熱交換的設(shè)計(jì)，具有非能動(dòng)、可避免單點(diǎn)失效等優(yōu)點(diǎn)。

星表核反應(yīng)堆電源；固體換熱器；斯特林；鋰熱管；汞熱管輻射器

1 引言

隨著深空探測(cè)技術(shù)的發(fā)展，深空探測(cè)任務(wù)首先需要解決的就是能源動(dòng)力問(wèn)題，星表基地所需電功率一般為10～100 kWe，壽期在5年以上［1］，且要求能源系統(tǒng)具有高安全、長(zhǎng)壽命、高比功率和高環(huán)境適應(yīng)性、能夠在極端環(huán)境條件下長(zhǎng)期運(yùn)行的特點(diǎn)。與化學(xué)電源、太陽(yáng)能電源以及同位素電池相比，核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)具有功率大、效率高、壽命長(zhǎng)且環(huán)境承受能力強(qiáng)的優(yōu)點(diǎn)，是星表基地及其他深空探測(cè)任務(wù)中的最理想可靠的方案之一。

美國(guó)從上個(gè)世紀(jì)60年代開始研究發(fā)展了多型可用于深空探測(cè)任務(wù)及星表基地使用的空間核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)，其中最具有代表意義的為SNAP系列［2］、SP-100系列等［3］。之后陸續(xù)提出了HPS［4］、HOMER［5］、SAIRS［6］、HP-STMCs［7］、SCoRe［8］、AFSPS［1］等電源系統(tǒng)方案。其中，HPS和HOMER是火星表面基地用熱管冷卻型的核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)。AFSPS［1］以降低研發(fā)風(fēng)險(xiǎn)及成本為設(shè)計(jì)理念，是一個(gè)可提供低溫、高性能、低重量的電源供應(yīng)系統(tǒng)。在設(shè)計(jì)中采用冗余配置及平行冷卻劑回路，在發(fā)生單點(diǎn)失效時(shí)系統(tǒng)還可繼續(xù)在低功率水平下運(yùn)行，是目前美國(guó)星表核反應(yīng)堆電源研究的重點(diǎn)。俄羅斯在上世紀(jì)90年代以后著重開展了布雷頓循環(huán)動(dòng)態(tài)熱電轉(zhuǎn)換的空間反應(yīng)堆電源設(shè)計(jì)，但由于經(jīng)費(fèi)縮減，只能在科學(xué)研究范疇開展?，F(xiàn)階段俄羅斯主要致力于開發(fā)用于行星之間的載人或無(wú)人任務(wù)的兆瓦級(jí)空間核動(dòng)力飛行器［9］。

本文在調(diào)研國(guó)外星表基地用核反應(yīng)堆電源設(shè)計(jì)特點(diǎn)的基礎(chǔ)上，提出電功率為40 kWe、采用高溫?zé)峁芾鋮s堆芯的星表基地用核電源方案，并通過(guò)熱工計(jì)算證明該方案的合理性和可行性。

2 系統(tǒng)方案

星球表面核反應(yīng)堆電源采用鋰熱管導(dǎo)出堆芯熱量、自由活塞式斯特林發(fā)動(dòng)機(jī)進(jìn)行熱電轉(zhuǎn)換。系統(tǒng)設(shè)計(jì)熱功率為180 kW，斯特林發(fā)電機(jī)熱端溫度為1300 K，冷端溫度為700 K，電功率為48 kWe，效率為26.7%，考慮傳輸損耗及系統(tǒng)自耗電后，可提供40 kWe電功率給負(fù)載。斯特林熱端與堆芯鋰熱管之間采用鉬錸合金固體換熱器連接。系統(tǒng)的廢熱由汞熱管輻射器排放，汞熱管與斯特林冷端同樣采用固體換熱器連接。整個(gè)系統(tǒng)壽期為8年，系統(tǒng)結(jié)構(gòu)緊湊，采用熱管導(dǎo)熱和固體換熱器的設(shè)計(jì)極大地提高了系統(tǒng)的固有安全性。

2.1 堆芯設(shè)計(jì)

系統(tǒng)采用熱管冷卻的堆芯設(shè)計(jì)，堆芯熱量由36根鉬錸合金管壁的鋰熱管導(dǎo)出。燃料采用技術(shù)成熟的UO2燃料，富集度90%，密度10 420 kg／m3（95%理論密度）。燃料元件直徑18.2 mm，長(zhǎng)度388 mm，包殼厚度為0.5 mm。燃料芯塊直徑17.1 mm，芯塊與包殼之間填充氦氣。包殼采用Nb-1Zr合金，考慮到芯塊與包殼的相容性，在包殼內(nèi)壁涂有Re作為襯層。熱管與燃料元件以正三角形柵格排布，燃料元件與燃料元件或燃料元件與熱管之間的圓切三棱柱形空間填充Nb-1Zr合金，在一定程度上增強(qiáng)了燃料元件與熱管的換熱。反射層采用BeO，軸向上分為三段，中間為圓柱形，上下為圓臺(tái)形，熱管從上端反射層穿出。圖1給出了熱管式反應(yīng)堆橫向示意圖。

采用熱管冷卻堆芯優(yōu)勢(shì)在于高的可靠性。每個(gè)燃料元件與兩根熱管相鄰，其中一根熱管失效后，熱量可以由另一個(gè)熱管全部導(dǎo)出，盡管燃料芯塊與結(jié)構(gòu)材料溫度會(huì)有所上升，但仍在限值以下。

2.2 換熱器設(shè)計(jì)

反應(yīng)堆系統(tǒng)堆芯采用鋰熱管冷卻，鋰熱管冷凝端與斯特林熱端通過(guò)一個(gè)鉬錸合金固體換熱器相連接，通過(guò)鉬錸合金換熱器將熱量傳導(dǎo)至斯特林熱端進(jìn)行熱電轉(zhuǎn)換。

輻射器熱管采用汞作為工質(zhì)，汞熱管蒸發(fā)端與銅換熱器相連接。整個(gè)銅換熱器套在斯特林冷端，與斯特林冷端連為一體。銅換熱器將熱量傳導(dǎo)至汞熱管蒸發(fā)端，通過(guò)汞熱管輻射器排放。

整個(gè)換熱系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)如圖2所示。斯特林發(fā)電機(jī)的熱端頭直接嵌入至鉬錸合金換熱器中，冷端與銅換熱器相連接。每四個(gè)斯特林發(fā)動(dòng)機(jī)為一組，兩兩反向布置，單臺(tái)斯特林電功率6 kWe，考慮傳輸損耗以及系統(tǒng)自耗電情況，核電源系統(tǒng)需要2組共8個(gè)斯特林發(fā)動(dòng)機(jī)才可以滿足40 kWe的發(fā)電功率要求。兩組斯特林發(fā)動(dòng)機(jī)采用上下平行對(duì)齊的方式布置，從堆芯出來(lái)的熱管將同時(shí)與兩組鉬錸合金換熱器接觸，將熱量傳導(dǎo)至8臺(tái)斯特林。汞熱管同樣與上下兩個(gè)固體換熱器相接觸，將廢熱導(dǎo)出。采用反向?qū)ΨQ布置可以確保斯特林運(yùn)動(dòng)時(shí)機(jī)械平衡、減小振動(dòng)、具有冗余性、可避免單點(diǎn)失效。

3 系統(tǒng)熱工概念設(shè)計(jì)

3.1 計(jì)算方法

根據(jù)物理計(jì)算所確定的結(jié)構(gòu)，堆芯共布置90根燃料元件，36根熱管。燃料元件和熱管固定在鈮鋯合金基體上的定位孔道中，鈮鋯合金基體外包一層鈮鋯合金包殼作為堆芯筒體。鋰熱管設(shè)計(jì)采用環(huán)隙型絲網(wǎng)結(jié)構(gòu)，熱管冷凝段與鉬錸合金熱交換器連接。輻射器熱管采用汞作為工質(zhì)，設(shè)計(jì)同樣采用環(huán)隙型絲網(wǎng)結(jié)構(gòu)。汞熱管蒸發(fā)段與銅熱交換器連接，冷凝段連接輻射器。斯特林電機(jī)熱端溫度1300 K，冷端溫度700 K，作為初始計(jì)算的溫度邊界。使用計(jì)算流體動(dòng)力學(xué)仿真軟件ANSYS-CFX 14.5，軟件采用有限體積法進(jìn)行熱工流體力學(xué)計(jì)算，模擬得到穩(wěn)態(tài)的各項(xiàng)參數(shù)分布。

在初始計(jì)算時(shí)保持斯特林熱端溫度為1300 K不變，相應(yīng)計(jì)算鋰熱管冷凝段、蒸發(fā)段溫度分布，將蒸發(fā)段溫度分布作為堆芯熱管恒溫邊界進(jìn)行堆芯溫度分布計(jì)算。利用堆芯計(jì)算結(jié)果，計(jì)算出不同位置處每個(gè)熱管的熱流密度及相應(yīng)熱管的蒸發(fā)段溫度，再次計(jì)算鋰熱管冷凝段溫度，將鋰熱管冷凝段溫度作為鉬錸合金換熱器輸入邊界計(jì)算斯特林熱端溫度。如此不斷循環(huán)迭代直到斯特林熱端溫度保持在1300 K左右不變，計(jì)算終止。計(jì)算流程見圖3。以下的計(jì)算結(jié)果均為進(jìn)行三次迭代計(jì)算之后相應(yīng)的溫度分布。

3.2 熱排放系統(tǒng)熱工計(jì)算結(jié)果

斯特林冷端平均溫度為700 K，Hg熱管排放廢熱總功率132 kW，平均每根熱管廢熱排放功率為3300 W，計(jì)算結(jié)果如圖4所示。斯特林冷端最遠(yuǎn)的Hg熱管蒸發(fā)段平均溫度為620 K，依次往里為628 K，最靠近斯特林冷端的熱管蒸發(fā)段平均溫度為633 K，保守起見，取Hg熱管蒸發(fā)段的溫度為620 K進(jìn)行熱管冷凝段溫度以及輻射器溫度計(jì)算。

熱管的溫度采用等效傳熱熱阻的方法［10］計(jì)算，計(jì)算得到熱管冷凝段平均溫度為609 K?？紤]到各組件傳熱中的損失量，輻射器的散熱功率定為132 kW。

輻射器翅片溫度分布如圖5所示。輻射器翅片的最低溫度為587 K，平均溫度為600 K?？紤]到輻射器與熱管冷凝段之間的焊接等其它接觸熱阻以及輻射器的失效，并留一定的裕度，最終確定輻射器的散熱面積為30 m2，質(zhì)量約為100 kg。整個(gè)熱排放系統(tǒng)的熱工參數(shù)如表1所示，熱排放系統(tǒng)采用了保守的計(jì)算，留有一定的裕量。熱排放系統(tǒng)最大的溫差出現(xiàn)在斯特林冷端換熱器部分，減小這部分溫差將有助于提高輻射器的平均溫度，大大減小輻射器和全系統(tǒng)的質(zhì)量。

表1 熱排放系統(tǒng)熱工參數(shù)Table 1 Parameters of waste heat rejection system

3.3 堆芯熱工計(jì)算結(jié)果

根據(jù)反應(yīng)堆的對(duì)稱性，取六分之一堆芯進(jìn)行堆芯穩(wěn)態(tài)熱工計(jì)算。當(dāng)堆內(nèi)某一位置處熱管失效時(shí)，取全堆模型進(jìn)行堆芯熱管失效工況計(jì)算。堆芯燃料的功率由物理計(jì)算給出。根據(jù)燃料在堆芯中的不同位置，對(duì)燃料進(jìn)行分組。同時(shí)根據(jù)堆芯的對(duì)稱性，以及熱管在鉬錸合金熱交換器中位置的不同，將堆芯內(nèi)熱管共分為6類，通過(guò)對(duì)每一類熱管在換熱器中合理的布置使得換熱器的溫度分布盡可能得均勻，同時(shí)也使得對(duì)稱位置斯特林發(fā)電機(jī)受熱條件一致，進(jìn)而保證系統(tǒng)的穩(wěn)定性。計(jì)算得到鉬錸合金熱交換器的溫度分布見圖6。

圖6的計(jì)算結(jié)果表明四個(gè)斯特林熱端溫度分布較為一致，其平均溫度都保持在1301 K左右。計(jì)算得到堆芯內(nèi)每組熱管的冷凝段和蒸發(fā)段平均溫度如表2所示，每組熱管由于在換熱器和堆芯中位置不同，其換熱量以及溫差也有所不同，堆芯不同位置處熱管蒸發(fā)段的溫度最大相差26 K，溫度分布相對(duì)比較均勻。

表2 鋰熱管平均溫度Table 2 Average temperature of lithium heat pipes

在堆芯熱工計(jì)算過(guò)程中，六分之一堆芯左右兩側(cè)設(shè)為對(duì)稱邊界，堆芯上下表面均采用絕熱邊界。保守起見，堆芯筒體外側(cè)設(shè)為絕熱邊界。鋰熱管采用擬合的恒溫邊界，氦氣間隙采用薄材料邊界設(shè)定。經(jīng)過(guò)三次迭代之后計(jì)算結(jié)果如圖7所示。

結(jié)果表明堆芯燃料芯塊最高溫度為1722 K，包殼最高溫度為1588 K，氦氣間隙溫降約為20 K左右，堆芯最高溫度低于燃料元件溫度限值。

當(dāng)堆芯內(nèi)某一位置處的熱管失效時(shí)，熱量將無(wú)法從此熱管導(dǎo)出，在計(jì)算中較為保守地將失效熱管的邊界條件設(shè)為絕熱，分別計(jì)算幾個(gè)位置處熱管失效后堆芯內(nèi)的溫度分布。

假設(shè)中心1號(hào)熱管失效，保守認(rèn)為該熱管的邊界絕熱，計(jì)算結(jié)果表明燃料的最高溫度為1820 K，包殼的最高溫度為1681 K，低于燃料和包殼的溫度限值，反應(yīng)堆仍可在不降低輸出功率的情況下繼續(xù)工作。堆芯溫度分布見圖8。

假設(shè)中心2號(hào)熱管失效，同樣保守地將該熱管的邊界設(shè)為絕熱進(jìn)行計(jì)算。計(jì)算結(jié)果表明燃料的最高溫度為1823 K，包殼的最高溫度為1685 K，低于燃料和包殼的溫度限值，堆芯溫度分布見圖9。

假設(shè)6號(hào)熱管失效，同樣設(shè)置該熱管的邊界為絕熱，計(jì)算表明燃料的最高溫度為1800 K，包殼的最高溫度為1651 K，低于燃料和包殼的溫度限值。堆芯溫度分布如圖10所示。

假設(shè)全堆外圍六個(gè)5號(hào)熱管全部失效，計(jì)算結(jié)果表明，在此情況下，燃料的最高溫度為1880 K，包殼的最高溫度為1758 K。燃料元件與燃料元件或燃料元件與熱管之間的圓切三棱柱形空間填充的Nb-1Zr合金的最高溫度為1751 K，燃料溫度和結(jié)構(gòu)材料溫度均在可接受的范圍內(nèi)，計(jì)算結(jié)果見圖11。

表3列出了整個(gè)熱管反應(yīng)堆堆芯熱工計(jì)算參數(shù)，包括正常運(yùn)行工況和單根熱管失效工況下堆芯燃料和包殼的最高溫度。

表3 堆芯熱工參數(shù)Table 3 Thermal parameters of reactor core

表3中給出的計(jì)算結(jié)果表明，核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)的堆芯熱工設(shè)計(jì)能夠滿足設(shè)計(jì)要求和反應(yīng)堆熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則，整個(gè)系統(tǒng)在正常運(yùn)行工況和堆芯某位置處熱管失效的情況下均能夠有效地將熱量傳出，保證燃料元件和堆內(nèi)構(gòu)件得到冷卻，并留有一定安全裕量。即使外圍六個(gè)熱管失效，堆芯熱量仍然能夠安全導(dǎo)出，燃料溫度依然在溫度限值以下。但分析以上計(jì)算結(jié)果，可以看出斯特林熱端與堆芯熱管之間的溫差依然很大，最大溫差達(dá)到122 K，這個(gè)溫差可以通過(guò)進(jìn)一步優(yōu)化換熱器的結(jié)構(gòu)，減小斯特林加熱器與熱管冷凝段的熱阻，通過(guò)設(shè)計(jì)斯特林加熱器的結(jié)構(gòu)，將斯特林加熱器與外部固體換熱器進(jìn)行一體化設(shè)計(jì)，從而減小斯特林熱端與換熱器的熱阻。

4 結(jié)論

1）本文給出的核電源系統(tǒng)采用液態(tài)金屬鋰熱管冷卻堆芯、鉬錸合金和銅熱交換器傳熱、斯特林發(fā)電機(jī)進(jìn)行熱電轉(zhuǎn)換的方案。整個(gè)方案采用了非能動(dòng)的設(shè)計(jì)理念，堆芯熱管導(dǎo)熱以及固體換熱器的設(shè)計(jì)有效地避免了單點(diǎn)失效問(wèn)題。

2）本文對(duì)該系統(tǒng)進(jìn)行了穩(wěn)態(tài)熱工概念設(shè)計(jì)，在整個(gè)壽期內(nèi)的正常運(yùn)行工況下，反應(yīng)堆堆芯熱量可以安全地導(dǎo)出，保證燃料元件和堆內(nèi)構(gòu)件充分冷卻。當(dāng)堆芯內(nèi)某處熱管失效時(shí)，堆芯熱量均能導(dǎo)出，堆芯溫度均低于燃料的限值。系統(tǒng)的總體設(shè)計(jì)參數(shù)能夠滿足設(shè)計(jì)要求和反應(yīng)堆熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則，并且還留有一定安全裕量。

3）本方案對(duì)于換熱器的設(shè)計(jì)均進(jìn)行了初步的優(yōu)化，尤其是斯特林熱端和冷端換熱器中熱管的布置以及換熱器的幾何，但是還具有一定的優(yōu)化空間，通過(guò)優(yōu)化可進(jìn)一步降低堆芯溫度，提高系統(tǒng)的安全性，減小輻射器的質(zhì)量，減輕整個(gè)系統(tǒng)的質(zhì)量，這部分的工作還需進(jìn)一步完善。

（References）

［1］ Mason L，Poston D，Qualls L.System concepts for affordable fission surface power［R］.NASA／TM—2008-215166.

［2］ Voss S S.Snap reactor overview［R］.US AFWL AFWL-TN-84-14，1984.

［3］ Demuth S F.SP-100 space reactor design［J］.Progress in Nuclear Energy，2003，42（3）：323-359.

［4］ Poston D I，Voit S L，Reid R S，et al.The heatpipe power system（HPS）for Mars outpost and manned Mars mission［C］／／Space Technology and Application International Forum，New York，2000：1327-1334.

［5］ Poston D I，Kapernick R J，Guffee R M，et al.Design of a heatpipe-cooled Mars-surface fissionreactor［C］／／Space Technology and Applications International Forum，Albuquerque，2002：1096-1106.

［6］ El-Genk M S，Tournier J M.SAIRS：scalable AMTEC integrated reactor space power system［J］.Progress in Nuclear Energy，2004，1（45）：25-69.

［7］ El-Genk M S，Tournier J M.Conceptual design of HP-STMCS space reactor power system for 110 kWe［J］.American Institute of Physics，2004，699（1）：658-672.

［8］ Hatton S A，EL-GENK M S.Sectored compact space reactor（SCoRe）concepts with a supplementary lunar regolith reflector［J］.Progress in Nuclear Energy，2009，51：93-108.

［9］ Koroteev A S.New stage in the use of atomic energy in space［J］.Atomic Energy，2010，108（3）：170-173.

［10］ 方彬.熱管節(jié)能減排換熱器設(shè)計(jì)與應(yīng)用［M］.北京：化學(xué)工業(yè)出版社，2012.Fang Bin.Design and Application of Heat Pipe Energy-Saving Emission Reduction Heat Exchanger［M］.Beijing：Chemical Industry Press，2012.（in Chinese）

Thermal Concept Design of Surface Nuclear Power System

GE Panhe，GUO Jian，GAO Jian，HU Gu
（China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413，China）

Based on the investigation of foreign researches，a thermal analysis was conducted for a surface reactor power system where the heat pipe was used to transfer heat from the reactor core，thus the thermoelectric conversion with the Stirling engine was realized and the waste heat was rejected by the radiator heat pipe under both the stable and the failure operation conditions of the heat pipe.The lithium heat pipe was used in the system to transfer heat from the reactor core which was directly connected with the hot end of the Stirling generator by a solid molybdenum-rhenium alloy heat exchanger to conduct thermoelectric conversion.The waste heat was removed by mercury heat pipe radiator.Thermal analysis of the whole system indicated that the temperatures of the fuel pellet，the shell and other construction materials were far from the temperature limit under the normal operation conditions.In case of heat pipe failure at somewhere of the core，the other heat pipes were still capable of transferring the heat of the core without any reduction of the reactor core power while the temperatures of the fuel pellet，the shell and other construction materials were still far from the temperature limit which satisfied the reactor thermal design criteria.The concept design of exchanging heat between the heat pipes and the solid heat exchangers has the advantage of passive heat transfer and avoidance of Single-Point Failure.

surface nuclear power system；solid heat exchangers；Stirling；lithium heat pipe；mercury heat pipe radiator

TL328

A

1674-5825（2017）06-0784-06

2016-06-01；

2017-09-19

葛攀和，男，碩士研究生，研究方向?yàn)榉磻?yīng)堆熱工分析。E-mail：gphljj＠163.com

（責(zé)任編輯：龐迎春）