核熱推進(jìn)反應(yīng)堆燃料元件發(fā)展概述

房玉良,劉 林,孫海亮，王成龍,章 靜,蘇光輝,武俊梅，田文喜

(1. 西安交通大學(xué) 核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院, 西安 710049;2. 西安交通大學(xué) 航天航空學(xué)院, 西安 710049；3. 北京宇航系統(tǒng)工程研究所,北京 100076)

0 引言

深空探測(cè)作為人類(lèi)目前最前沿的科技探索活動(dòng)之一,代表著一個(gè)國(guó)家的科技水平和經(jīng)濟(jì)實(shí)力,不僅可以拓展人類(lèi)對(duì)宇宙空間的認(rèn)知,還能推動(dòng)空間科學(xué)技術(shù)及相關(guān)學(xué)科的發(fā)展,對(duì)空間資源的開(kāi)發(fā)和利用具有重要的影響[1-2]。目前,我國(guó)在深空探測(cè)領(lǐng)域較歐美等航天強(qiáng)國(guó)還有著一定的差距,主要表現(xiàn)在深空探測(cè)任務(wù)的經(jīng)費(fèi)投入有限和推進(jìn)技術(shù)的落后。為了縮小與歐美之間的差距,我國(guó)提出并規(guī)劃了月球探測(cè)、小行星與火星采樣返回、木星系及行星際穿越、太陽(yáng)系邊際探測(cè)等任務(wù),多種型號(hào)運(yùn)載火箭也在有序研制、測(cè)試、生產(chǎn)過(guò)程中。隨著我國(guó)對(duì)空間探測(cè)的深度和規(guī)模不斷擴(kuò)大,探測(cè)器的質(zhì)量和尺寸也在不斷增加,對(duì)具有高比沖、大推力、長(zhǎng)運(yùn)行壽命、可重復(fù)啟動(dòng)等高性能特點(diǎn)的空間推進(jìn)系統(tǒng)需求也越來(lái)越大,推進(jìn)系統(tǒng)作為空間探測(cè)的基本保障顯得尤為重要[3-4]。

傳統(tǒng)化學(xué)推進(jìn)系統(tǒng)受化學(xué)能和材料耐溫性能限制,導(dǎo)致最有潛力的氫氧發(fā)動(dòng)機(jī)比沖仍低于500s,推進(jìn)劑的利用效率較低,無(wú)法滿足未來(lái)深空探測(cè)任務(wù)的需求。電推進(jìn)系統(tǒng)雖然比沖可高達(dá)上千秒,推進(jìn)劑的利用效率較高,但是其推力水平僅為幾毫牛到幾牛量級(jí),作為主發(fā)動(dòng)機(jī)提供動(dòng)力會(huì)延長(zhǎng)空間探測(cè)任務(wù)的時(shí)間。相較而言,具有高能量密度的核熱推進(jìn)系統(tǒng)比沖可達(dá)到850s以上,可根據(jù)具體空間探測(cè)任務(wù)設(shè)計(jì)不同堆芯功率并提供幾十到幾百千牛的推力。此外,采用供電-推進(jìn)雙模式的核熱推進(jìn)系統(tǒng)可源源不斷地提供能量,可以勝任更長(zhǎng)時(shí)間的空間探測(cè)任務(wù)。美國(guó)NASA在載人火星探測(cè)報(bào)告DRA 5.0 中明確提出了將核熱推進(jìn)火箭作為太空擺渡車(chē)的首選方案[5],相比于化學(xué)火箭往返火星任務(wù)的3年周期,核熱推進(jìn)火箭僅需要9～12個(gè)月。20世紀(jì)50年代以來(lái)的大量研究表明,核熱推進(jìn)技術(shù)是未來(lái)最有希望實(shí)現(xiàn)載人深空探測(cè)任務(wù)的技術(shù)之一。

核熱推進(jìn)反應(yīng)堆燃料元件作為產(chǎn)生能量的重要組成部分,其性能特點(diǎn)關(guān)乎著核熱推進(jìn)系統(tǒng)的性能指標(biāo)。本文圍繞核熱推進(jìn)反應(yīng)堆系統(tǒng)中燃料元件發(fā)展歷史及現(xiàn)狀進(jìn)行概述,歸納了燃料元件關(guān)鍵技術(shù),可為核熱推進(jìn)燃料元件技術(shù)的發(fā)展提供借鑒。

1 核熱推進(jìn)技術(shù)簡(jiǎn)介

核熱推進(jìn)是利用核反應(yīng)堆產(chǎn)生的裂變能將推進(jìn)劑(冷卻劑)加熱到高溫狀態(tài),高溫高壓工質(zhì)在噴管內(nèi)膨脹加速?lài)姵霎a(chǎn)生推力的新型推進(jìn)方式,這種推進(jìn)方式具有大推力、高比沖、長(zhǎng)壽命、可重復(fù)啟動(dòng)等特點(diǎn)。根據(jù)堆芯形態(tài)的不同,核熱推進(jìn)系統(tǒng)堆芯可分為固態(tài)堆芯、液態(tài)堆芯、氣態(tài)堆芯,其中,固態(tài)堆芯核熱推進(jìn)被研究得最多,技術(shù)成熟度和可實(shí)現(xiàn)性最高。根據(jù)堆芯中子能譜的不同,核熱推進(jìn)系統(tǒng)堆芯可分為熱中子堆芯和快中子堆芯。以固態(tài)堆芯核熱推進(jìn)系統(tǒng)為例,其主要由核反應(yīng)堆、輻射屏蔽結(jié)構(gòu)、渦輪泵系統(tǒng)、噴管系統(tǒng)、推進(jìn)劑儲(chǔ)箱及相關(guān)配套系統(tǒng)等組成,如圖1所示。核反應(yīng)堆包括壓力室、燃料元件、徑向與軸向反射層、控制鼓、支撐元件等(熱堆存在慢化劑),如圖2所示。

圖1 核熱推進(jìn)系統(tǒng)結(jié)構(gòu)示意圖Fig.1 Structure of nuclear thermal propulsion system

圖2 核熱推進(jìn)系統(tǒng)核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)示意圖Fig.2 Nuclear reactor structure of nuclear thermal propulsion system

(1)

由式(1)可知，比沖與工質(zhì)分子量呈負(fù)相關(guān),因此,通常選擇小分子量的氣體工質(zhì)(如氫氣)作為推進(jìn)劑(冷卻劑),通過(guò)提高推進(jìn)室推進(jìn)劑溫度來(lái)獲得更高的比沖。核熱推進(jìn)系統(tǒng)熱力循環(huán)方案主要有3種：熱抽氣循環(huán)(Hot Bleed Cycle)、冷抽氣循環(huán)(Cold Bleed Cycle)以及閉式膨脹循環(huán)(Expander Cycle)[6-9],如圖3所示。其中熱抽氣循環(huán)方案在美國(guó)NERVA、Tomberwind計(jì)劃中被采用,并在NERVA計(jì)劃核熱推進(jìn)發(fā)動(dòng)機(jī)全系統(tǒng)地面測(cè)試中取得成功[6-7]。

核熱推進(jìn)系統(tǒng)工作流程如下：當(dāng)發(fā)動(dòng)機(jī)啟動(dòng)工作時(shí),液氫泵將液氫從推進(jìn)劑貯箱中抽出,增壓后依次進(jìn)入噴管的再生冷卻環(huán)腔、堆芯徑向反射層等進(jìn)行預(yù)熱,然后進(jìn)入渦輪作功驅(qū)動(dòng)氫泵運(yùn)轉(zhuǎn)。從渦輪排出的氫氣迅速通過(guò)反應(yīng)堆堆芯吸收裂變反應(yīng)熱量,高溫高壓氫氣經(jīng)噴管膨脹加速后排出,產(chǎn)生反沖推力[6,10]。

(a) 熱抽氣循環(huán)

(b) 冷抽氣循環(huán)

(c) 閉式膨脹循環(huán)圖3 核熱推進(jìn)系統(tǒng)熱力循環(huán)示意圖Fig.3 Nuclear thermal propulsion thermodynamics cycles

2 燃料元件發(fā)展

核熱推進(jìn)系統(tǒng)比沖一般超過(guò)800s,反應(yīng)堆堆芯最高溫度為3000K以上,為了滿足安全性能需要,燃料元件需長(zhǎng)時(shí)間(～1000s)耐受3000K以上的高溫,由于燃料元件內(nèi)溫度高且溫度梯度大,確保燃料元件結(jié)構(gòu)強(qiáng)度和完整性至關(guān)重要。此外,燃料元件質(zhì)量尺寸、耐輻照性能、與推進(jìn)劑在高溫環(huán)境下的相容性等也必須考慮。因此,燃料元件通常選擇耐高溫、耐輻照的特殊核材料,幾何結(jié)構(gòu)大多設(shè)計(jì)為比表面積較大的形狀以保證換熱充分,從而降低推進(jìn)劑與燃料元件溫差,最大程度地提升比沖、推力等性能。

自20世紀(jì)50年代起,美、蘇/俄在其核熱推進(jìn)研究計(jì)劃中相繼研制、發(fā)展、測(cè)試了數(shù)種核熱推進(jìn)系統(tǒng)堆芯燃料元件方案[10-12],包括六棱柱石墨基燃料元件、扭曲條帶(Twisted-ribbon)燃料元件、六棱柱金屬陶瓷(Ceramic-metallic,CERMET)燃料元件、球形包覆顆粒燃料(TRISO)元件、MITEE(Miniature Reactor Engine)型燃料元件、SLHC(Square Lattice Honeycomb)型燃料元件、Grooved Ring型燃料元件等,各種燃料元件的結(jié)構(gòu)形式和特點(diǎn)如表1所示。

早期提出的燃料元件流道以軸流式為主,一般為多孔棱柱型結(jié)構(gòu),其優(yōu)點(diǎn)在于燃料元件幾何結(jié)構(gòu)規(guī)則,流道簡(jiǎn)單,易于加工制造；缺點(diǎn)是為保證結(jié)構(gòu)強(qiáng)度,冷卻流道的孔不能太密,導(dǎo)致?lián)Q熱效果受限。后期提出了徑流式或多孔介質(zhì)型的燃料元件,這種新形式的燃料元件流道更加復(fù)雜,具有換熱比表面積大,流動(dòng)壓降損失小等優(yōu)點(diǎn)；但是由于徑向距離短,燃料元件的溫度梯度大,容易導(dǎo)致元件因熱應(yīng)力過(guò)大而破裂,破壞燃料元件完整性。

表1 核熱推進(jìn)反應(yīng)堆燃料元件形式

受當(dāng)時(shí)技術(shù)水平、經(jīng)濟(jì)因素等限制,上述燃料元件的性能并未實(shí)現(xiàn)充分挖掘,若將燃料元件性能繼續(xù)開(kāi)發(fā)達(dá)到更高性能,核熱推進(jìn)系統(tǒng)運(yùn)行安全將會(huì)得到進(jìn)一步保障。Rover/NERVA計(jì)劃驗(yàn)證了六棱柱石墨基體復(fù)合燃料地面整堆測(cè)試的成功,而其他的燃料元件方案有待進(jìn)一步的地面測(cè)試?？紤]到全尺寸原型堆地面測(cè)試成本昂貴、研究經(jīng)費(fèi)有限,可能會(huì)阻礙燃料元件形式的發(fā)展。因此，在原型堆測(cè)試之前需要進(jìn)行燃料元件非核測(cè)試和帶核測(cè)試。目前，NASA與美國(guó)相關(guān)國(guó)家實(shí)驗(yàn)室已進(jìn)行了多種燃料元件的測(cè)試工作,搭建了HHTF(Hot Hydrogen Test Facility)[24]、AHF(Arc-Heater Facility)[25]、NTREES(Nuclear Thermal Rocket Element Environmental Simulator)[26-27]、CFEET (Compact Fuel Element Environment Test)[28-29]等多臺(tái)非核實(shí)驗(yàn)裝置,對(duì)熱氫環(huán)境燃料元件耐高溫性能與腐蝕機(jī)理等有了深刻認(rèn)識(shí),如圖4所示CFEET實(shí)驗(yàn)裝置測(cè)試W-UO2樣品電鏡結(jié)構(gòu)。

圖4 CERMET燃料樣品(W-UO2)部分測(cè)試結(jié)果[28]Fig.4 The test results of CERMET (W-UO2) fuel sample[28]

現(xiàn)有研究表明[28],金屬陶瓷(CERMET)燃料形式將具有更安全、更經(jīng)濟(jì)的優(yōu)勢(shì),有潛力達(dá)到比石墨基體復(fù)合燃料形式更高的性能水平。各種燃料材料選擇,如UO2、UN、單一碳化物、二元碳化物、三元碳化物等形式,相比較來(lái)看,先進(jìn)的混合多元碳化物燃料形式性能更加優(yōu)越。美國(guó)Rover/NERVA計(jì)劃和蘇聯(lián)核熱推進(jìn)計(jì)劃原型堆測(cè)試驗(yàn)證了在高溫、高輻照環(huán)境中,三元碳化物燃料長(zhǎng)時(shí)間、多次啟動(dòng)運(yùn)行可行且可靠。上述研究為今后核熱推進(jìn)系統(tǒng)堆芯燃料元件的發(fā)展積累了寶貴經(jīng)驗(yàn)。

國(guó)內(nèi)有關(guān)核熱推進(jìn)的研究仍處于概念設(shè)計(jì)與方案論證階段,堆芯燃料元件的的研制、測(cè)試也剛剛起步。借鑒國(guó)內(nèi)球床高溫氣冷堆的研究基礎(chǔ),其TRISO顆粒燃料元件與美國(guó)徑流式粒子球床堆芯型核熱推進(jìn)系統(tǒng)的燃料元件形式類(lèi)似[30],如圖5所示。500 μm左右TRISO顆粒彌散在球形石墨基體中,形成8mm～10mm左右的燃料球元件。為了保證燃料元件在高溫?zé)釟洵h(huán)境下的完整性,燃料球元件表面涂覆一層熱解碳緩沖層和一層ZrC保護(hù)層。王金宇等[31]、張良等[32]對(duì)球形包覆顆粒燃料耐高溫?zé)釠_擊性能開(kāi)展了實(shí)驗(yàn)研究,研究表明,TRISO燃料顆粒能保證2000K以下的結(jié)構(gòu)完整性,2200K時(shí)顆粒破損率已高達(dá)70%(破損情況如圖6所示),距離3000K的溫度極限還有相當(dāng)大的差距。張良等[32]還提出溫度超過(guò)2000K 時(shí),SiC 平均晶粒尺寸明顯增大,晶界遷移能力增強(qiáng),顆粒包覆層壓碎強(qiáng)度急劇降低,并建議采用耐熱沖擊更好的碳化鋯材料進(jìn)一步研究測(cè)試。

圖5 TRISO顆粒和小型燃料球截面示意圖Fig.5 Schematic diagram of TRISO particle and small fuel pellet cross section

圖6 TRISO顆粒高溫?zé)釠_擊前后表面顯微圖像Fig.6 Surface microscopic images of TRISO fuel particles before and after thermal shock test

3 燃料元件關(guān)鍵技術(shù)

燃料元件作為堆芯能量的來(lái)源,其結(jié)構(gòu)性能、耐高溫性能、耐輻照性能、耐腐蝕性能等關(guān)乎堆芯的運(yùn)行壽命,進(jìn)而影響核熱推進(jìn)系統(tǒng)推力和比沖,因此燃料元件的地位十分重要。為了保障核熱推進(jìn)反應(yīng)堆的正常運(yùn)行,燃料元件應(yīng)滿足以下幾點(diǎn)要求[11,33-36]：

1) 核燃料與基體材料需耐受 3000 K 以上高溫。堆芯內(nèi)燃料元件的最高溫度可能高出堆芯出口推進(jìn)劑溫度幾百度,為保證發(fā)動(dòng)機(jī)比沖、推力性能,燃料元件必須采用耐高溫材料。

2) 包殼與基體材料在高溫氫氣流動(dòng)環(huán)境下必須能夠保持完整性,以避免燃料顆粒的流失，滿足對(duì)放射性的包容。

3) 設(shè)計(jì)換熱比表面積盡可能大,通過(guò)增加冷卻劑與燃料元件的換熱面積,降低冷卻劑與燃料元件之間的溫差,提高換熱效率,縮小堆芯體積。

4) 盡量減少堆芯質(zhì)量與體積。堆芯在滿足臨界質(zhì)量和臨界體積的要求下,其燃料元件材料密度應(yīng)盡可能小,可通過(guò)提高235U的裝量提高堆芯整體性能。

5) 燃料元件材料必須有很好的化學(xué)相容性。核燃料與基體材料之間、包殼與推進(jìn)劑(氫氣)之間在高溫環(huán)境下必須化學(xué)相容,避免材料之間的相互腐蝕。

6) 燃料元件必須具有足夠的機(jī)械/結(jié)構(gòu)強(qiáng)度。在高溫、振動(dòng)等極端條件下保證燃料元件的結(jié)構(gòu),不發(fā)生彎曲變形阻塞冷卻劑流道；制造工藝可行,能夠在可接受的質(zhì)量保證和控制下制造。

7) 基體材料必須具有良好的核性能。一方面中子吸收截面小,提高中子的經(jīng)濟(jì)性；另一方面耐輻照性能強(qiáng),避免材料的輻照腫脹和蠕變變形。

綜上所述,核熱推進(jìn)固態(tài)堆芯燃料元件需掌握高性能換熱結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)技術(shù),耐高溫、高強(qiáng)度材料加工制造技術(shù),燃料元件物理-熱工-應(yīng)力耦合分析技術(shù),高溫?zé)釟洵h(huán)境、高輻照環(huán)境材料實(shí)驗(yàn)測(cè)試技術(shù)以及燃料元件性能優(yōu)化技術(shù)等關(guān)鍵技術(shù),為我國(guó)核熱推進(jìn)堆芯燃料元件的研制提供有力支撐。

4 結(jié)論

核熱推進(jìn)技術(shù)經(jīng)過(guò)了60余年的發(fā)展,已經(jīng)基本滿足人類(lèi)進(jìn)行深空探測(cè)等任務(wù)的需要,技術(shù)成熟度最高的固態(tài)堆芯核熱推進(jìn)系統(tǒng)已于20世紀(jì)六七十年代在美國(guó)、蘇聯(lián)進(jìn)行了全系統(tǒng)地面測(cè)試,獲得了大量的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)和研制測(cè)試經(jīng)驗(yàn)。燃料元件方案包括六棱柱石墨基燃料元件、扭曲條帶燃料元件、六棱柱金屬陶瓷燃料元件、球形包覆顆粒燃料元件、MITEE型燃料元件、SLHC型燃料元件、Grooved Ring型燃料元件等,其中軸流式結(jié)構(gòu)大多已經(jīng)過(guò)性能實(shí)驗(yàn)臺(tái)架、原型堆測(cè)試,六棱柱三元碳化物石墨基燃料元件和CERMET(W-UO2)燃料元件最有希望應(yīng)用到下一代核熱推進(jìn)火箭發(fā)動(dòng)機(jī)中。通過(guò)掌握核熱推進(jìn)固態(tài)堆芯燃料元件的設(shè)計(jì)、研制、分析、優(yōu)化等關(guān)鍵技術(shù),可保障我國(guó)核熱推進(jìn)火箭發(fā)動(dòng)機(jī)研制、深空探測(cè)航天任務(wù)順利開(kāi)展。