核熱推進地面試驗技術研究

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(反應堆工程技術研究部，中國原子能科學研究院，北京 102413)

0 引言

核熱推進(Nuclear Thermal Propulsion，NTP)是空間核動力的應用形式之一，利用核熱推進原理制造的火箭稱為核熱火箭(Nuclear Thermal Rocket，NTR)。NTP的基本原理如圖1所示，利用核反應堆裂變產生的熱能，把工質加熱到極高的溫度，然后使高溫高壓的工質通過收縮擴張噴管后噴出，從而產生巨大的推力。和傳統的化學火箭相比，核熱推進具有比沖高、推力大、所需工質少和工作時間長等特點，更加適用于大質量、高增速的發(fā)射任務。對于火星探測任務，核熱推進能夠降低近地軌道的初始質量并增大載荷質量份額。在美國最新的載人火星參考文件(DRA5.0)[1-2]中，核熱推進被認為是載人登陸火星的最佳動力選擇。在DRA5.0文件中，核熱火箭的比沖達到950s(約為氫氧化學火箭的2倍)，將近地軌道的出發(fā)質量從1250t降低至約800t，總飛行時間減少到約350d[2]。由此可見，核熱推進技術能夠極大降低載人深空探測任務和星際貨運任務的發(fā)射成本和時間成本，是未來空間探測任務的理想動力選擇之一。

圖1 核熱推進原理示意圖Fig.1 Schematic diagram of NTP principle

為了開發(fā)安全可靠長壽命的核熱火箭發(fā)動機，需要進行大量地面試驗以驗證其各子系統與整機設計的合理性。除了傳統化學火箭發(fā)動機所需的部件制造檢測試驗、部件功能試驗、靜態(tài)火箭系統試驗，以及靜態(tài)條件和飛行條件的熱試車試驗外[3]，核熱火箭發(fā)動機的地面試驗還包括對燃料元件、發(fā)動機組件和其他支持系統的非核與帶核試驗。安全有效地開展地面試驗能夠加快核熱推進技術的研發(fā)速度，提前暴露設計缺陷和安全隱患，提高其安全性和可靠性，是核熱推進技術研發(fā)過程中必不可少的重要環(huán)節(jié)。

本文將對核熱推進地面試驗的國外發(fā)展現狀進行總結，對地面試驗的技術路線進行梳理與分析。在此基礎上，針對我國研究人員提出的一種使用鎢基金屬陶瓷燃料的小型核火箭發(fā)動機(CERMET-SNRE)方案[4]，研究燃料元件非核試驗、燃料元件輻照考驗試驗和帶核整機地面試驗等關鍵試驗技術，并基于我國國情提出以上試驗的初步方案。最后對我國開展核熱推進地面試驗提出一些建議。

1 核熱推進地面試驗技術發(fā)展

20紀40年代，隨著“曼哈頓”計劃的成功，人們認識到了核能的巨大威力，一些科學家開始論證將核能應用于空間的可行性。二戰(zhàn)后，美國和蘇聯進入冷戰(zhàn)時期，在強烈的戰(zhàn)略需求的推動下，從20世紀50年代開始進行核熱推進的技術研究并開展地面試驗。

1.1 美國核熱推進地面試驗的發(fā)展

美國核熱推進的技術研究與地面試驗發(fā)展依托于國家政策進行，其過程大致可分為三個階段。

第一階段從20世紀50年代開始到70年代結束。1955年，美國啟動漫游者(Rover)計劃，以大型洲際彈道導彈為應用背景，研制大型核熱火箭發(fā)動機。1961年，Rover計劃取得了較快的進展，美國國家航天航空局(NASA)馬歇爾太空飛行中心提出將核熱火箭發(fā)動機應用到空間任務，于1962年啟動了核火箭發(fā)動機應用(NERVA)計劃，以期利用Rover計劃取得的成果，研制空間核熱火箭發(fā)動機。Rover/NERVA計劃期間，美國在拉斯維加斯西北的內華達試驗場的沙漠上建立了核火箭研發(fā)中心。科研人員建造了大量地面試驗支持設施，以及KIWI、Phoebus 和Pewee 系列的20余臺試驗反應堆和6臺核熱火箭發(fā)動機原型，完成了多次推進系統臺架試驗，取得了豐碩成果[5]。圖2是Rover/NERVA計劃期間的幾種核熱火箭發(fā)動機原型示意圖。

圖2 Rover/NERVA計劃期間的核熱火箭發(fā)動機原型Fig.2 NTR prototype engines during Rover/NERVA program

第二階段主要依托于20世紀80年代末到90年代初的空間核熱推進(SNTP)項目[6-7]和太空探索倡議(SEI)計劃[8]。1987年美國制定了Timberwind計劃，冷戰(zhàn)結束后更名為SNTP項目。該項目計劃研究結構更為緊湊、推重比更高的空間核熱火箭發(fā)動機。SNTP計劃深入研究了顆粒球床反應堆(PBR)技術，但并未進行全規(guī)模的地面試驗，而是通過一系列小型試驗證明了該技術的可行性，并設計了綜合性地面試驗系統，即球床堆元件綜合性能測試系統(PIPET)[9]。1989年，時任美國總統喬治·布什發(fā)布了SEI計劃，并提出要重返月球和探索火星。該計劃期間，研究人員論證了核熱推進的若干技術方案，認為NERVA改進型(NDR)方案、金屬陶瓷(CERMET)燃料方案以及與俄羅斯合作的CIS(Commonwealth of Independent States)方案最具有應用前景[10]。SEI計劃主要停留在方案論證階段，沒有開展地面試驗。

第三階段從2010年開始并延續(xù)至今。2010年，美國政府頒布了新的國家太空政策。據此，NASA于2011年在探索技術發(fā)展和演示(ETDD)計劃下重啟了核熱推進技術的研究工作，進行基礎技術研究和演示驗證，該項目后來演變?yōu)楹说蜏赝七M級(NCPS)項目[11-12]。目前該項目已完成燃料元件模擬器的升級改造并開始進行試驗[13]，針對發(fā)動機地面帶核試驗的廢氣處理問題設計了地面集中處理和地表下主動廢氣過濾[14]兩種試驗方案。

1.2 蘇聯/俄羅斯核熱推進地面試驗的發(fā)展

蘇聯在20世紀50年代設計了用于洲際彈道導彈的核熱火箭發(fā)動機，后由于常規(guī)液體火箭發(fā)動機很快被成功應用于洲際彈道導彈而終止。此后，隨著載人火星探測構想的提出，以及在低溫液氫推進劑研究上取得的進展，從1961年起，蘇聯開始設計以液氫為推進劑的核熱火箭發(fā)動機。1965年，蘇聯決定建造推力為36kN、比沖大于900s的核熱火箭發(fā)動機RD-0410。為了提供與核熱推進系統實際運行工況一致的試驗條件，蘇聯專門建立了3座重要的研究堆，即高通量石墨脈沖堆IGR、實驗反應堆IVG-I和實驗性原型堆IRGIT[15]?；谶@3座研究堆，完成了以下研究工作：1) 在IGR反應堆上完成燃料元件動態(tài)試驗，受測燃料元件的功率密度達到30kW/cm3；2) 在IVG-1反應堆上對大約300個全尺寸燃料組件開展了壽命考驗試驗；3)把IRGIT原型堆運行到了90MW的功率水平，氫氣出口溫度超過3000K。

圖3 蘇聯核熱火箭發(fā)動機RD-0410原型[16]Fig.3 Soviet NTR engine prototype RD-0410[16]

蘇聯在1970-1988年共進行了30次原理樣機試驗，證明了核熱火箭發(fā)動機設計方案的可行性，完成了RD-0410發(fā)動機樣機。推力約為35.28kN、比沖約為900s)的研制工作，并在試驗臺架上開展了電加熱試驗，如圖3所示。1989年，蘇聯還開展了用于火星探測器的核熱核電雙模式發(fā)動機的研究工作，后隨蘇聯解體而終止。此后，雖然大規(guī)模的核熱火箭發(fā)動機研制工作不再持續(xù)，但與核熱推進技術相關的研究工作并未停止。

1.3 國外核熱推進地面試驗技術發(fā)展總結

美國在核熱推進技術發(fā)展過程中對多種技術方案(NERVA、PBR、CERMET和CIS等)分別開展了不同程度的地面試驗，積累了豐富的經驗，具有重要的借鑒意義。

蘇聯核熱推進的技術研發(fā)更注重基礎性研究，著重在元件或組件級別進行試驗，最終對整個反應堆原理樣機進行試驗。目前俄羅斯已經研制出工作溫度高于3000K的材料，這將有助于進一步提高核熱火箭發(fā)動機的性能指標。

總體來說，美俄兩國都取得了重大進展，完成核熱火箭發(fā)動機地面臺架試驗和演示驗證，具備開展反應堆燃料元件非核模擬試驗、發(fā)動機整機試驗和飛行試驗的能力，為核熱推進的空間應用奠定了堅實的基礎。

2 核熱推進地面試驗技術分類

按照核熱推進的技術原理組成，核熱推進技術可分為總體設計技術、燃料元件制備技術、工質輸送技術、整機試驗技術和運行控制技術等5類關鍵技術領域[17]，這5大關鍵技術領域又可進一步細分為若干項關鍵技術。每種關鍵技術的攻關都需要進行相應的地面試驗，并根據試驗結果的分析，不斷改進方案設計。參考美國和俄羅斯的核熱推進技術研發(fā)路線和地面試驗經驗[18]，經過仔細梳理和分析，可將核熱火箭發(fā)動機地面試驗劃分為近20個子試驗。核熱推進地面試驗需要依托地面設施進行,有些地面試驗可以利用已有的反應堆或核設施，例如核燃料或材料的輻照考驗試驗，但大多數地面試驗需要規(guī)劃建設專有的地面設施。核熱推進系統的一些關鍵技術研發(fā)必須在其他基礎技術研發(fā)成功的基礎上進行，因此在開展地面試驗時，需要根據技術路線考慮各類試驗的優(yōu)先級。參考美國核熱推進地面試驗技術的研究結果[18]，給出表1所示的各類地面設施的簡要介紹和技術研發(fā)的優(yōu)先級，以及圖4所示的邏輯關系。

表1 核熱推進地面設施功能描述[18]

圖4 核熱推進地面設施試驗邏輯[18]Fig.4 Nuclear thermal propulsion ground facilities and test logic[18]

從圖4和表1不難看出，核熱推進技術研發(fā)所需要的地面試驗設施龐大而復雜，而且?guī)Ш嗽囼炏鄬τ跓o核試驗成本更高、周期更長，優(yōu)先級更高。對于核熱推進地面試驗的各類技術而言，燃料元件試驗技術及其地面設施是發(fā)展核熱推進技術的核心，而整機地面試驗技術方案是研發(fā)核熱推進的關鍵。

3 核熱推進地面試驗初步方案設計

燃料元件的研發(fā)是核熱推進技術研發(fā)過程中最為核心和難度最大的工作，同時也是必須首先開展的基礎性研究工作。核熱推進反應堆的燃料元件運行環(huán)境極其惡劣。一方面，為了保證較大的推力和較高的比沖，反應堆運行的功率和溫度都非常高(～3000K)，因此燃料元件需要承受高熱流密度、高運行溫度和高輻射的工作環(huán)境，以及多次停堆和再啟動過程帶來的熱循環(huán)沖擊。另一方面，為了獲得較大的比沖，核熱推進一般采用氫氣作為推進劑，因此燃料元件必須能夠抵抗在接觸換熱過程中，由高溫高速的氫氣流帶來的物理侵蝕和化學腐蝕。

3.1 燃料元件非核試驗

在燃料元件的研發(fā)過程中，首先制造一些燃料元件樣品并通過非核試驗測試其基本性能，然后根據實驗結果進行篩選，能夠極大地節(jié)省燃料研發(fā)成本，減少放射性污染，這是燃料元件研發(fā)的重要環(huán)節(jié)。

霍紅磊等曾提出一種基于鎢基金屬陶瓷燃料的核熱火箭發(fā)動機(CERMET-SNRE)方案[4，20]。該方案反應堆使用192根燃料元件和36根填充元件，堆芯活性區(qū)高度為60.96cm，其結構如圖5所示。CERMET-SNRE方案反應堆額定運行功率為500MW，推力為100kN，理想比沖為922s。針對CERMET-SNRE反應堆方案，制定了燃料元件非核試驗初步方案。試驗所需技術指標如表2所示。

圖5 CERMET-SNRE堆芯截面示意圖Fig.5 Section of CERMET-SNRE reactor core

參數值最高燃料元件樣品試驗溫度≥ 3000K最高氫氣溫度≥ 2800K最大氫氣質量流量≥ 65g/s最高運行壓力≥ 10MPa最高燃料元件樣品加熱功率≥ 2.7MW最大測試燃料元件長度≥80cm最大測試燃料元件直徑≥3cm

目前國內沒有可以滿足表2技術指標要求的裝置，需要建立專用試驗裝置。該裝置需要考慮一些特殊要求：1)燃料元件及氫氣試驗溫度極高，難以采用接觸式電阻加熱方法，應采用非接觸式電感加熱方法；2)要注意高溫氫氣的處理，加熱后的高溫高流速的氫氣必須進行冷卻凈化或充分燃燒。綜合考慮各種特殊要求，參考美國NASA設計建造的核熱推進燃料元件環(huán)境模擬器(NTREES)[21]，初步制定了圖6所示的試驗裝置方案。

圖6 燃料元件非核試驗方案原理圖Fig.6 Schematic diagram of fuel element non-nuclear testing

燃料元件非核試驗裝置的主要部件包括壓力容器、電感加熱器、紅外測溫系統等。

壓力容器最大允許壓力為10MPa，設計壓力為12MPa，試驗運行時內部充滿氬氣以提供保護。容器壁留有觀測孔供紅外測溫使用和方便肉眼觀測試驗現象。電感加熱器為線圈提供交流電，線圈通過電磁感應在測試件內產生渦流，從而將測試件加熱到極高的溫度。電感加熱器工作頻率范圍為30kHz～100kHz，這一頻率范圍能夠使電感線圈和測試樣品最有效地進行電磁耦合。

紅外測溫系統用來測量溫度。之所以不選用熱電偶測溫計，是因為測試樣品暴露于約3000K的高溫環(huán)境中，超出了熱電偶的工作溫度范圍。而且紅外測溫儀能夠遠距離測量溫度，其性能優(yōu)于熱電偶。

進行試驗時應循序漸進地逐步逼近核熱推進反應堆內部真實的環(huán)境條件(輻射條件除外)，其步驟如下:1)使用替代氣體(He、N2或Ar)和替代元件(不銹鋼、鎢、鉭、石墨等)分別進行冷流測試和熱流測試。通過測試獲得裝置內氣體流動情況、樣品的功率和溫度分布，并檢查試驗設計的合理性和裝置密封性等。2)然后使用氫氣和替代元件分別進行冷流測試和熱流測試，以檢驗安全設備和程序，研究燃料元件的形狀變化如何影響單根燃料元件管道內的傳熱和氫氣流動特性，以及燃料元件內氫氣電離特性。3)最后使用氫氣和測試元件進行熱流測試，測量燃料在真實反應堆條件下的耐受性，并據此評估核熱火箭發(fā)動機的行為特性。

3.2 燃料元件輻照考驗試驗

在進行燃料元件非核試驗之后，需要開展燃料元件輻照考驗，以測試輻照效應對燃料元件整體性能的影響，研究燃料元件的堆內性能模型，確定燃料的功率、溫度、蠕變和裂變氣體釋放率等性能數據，然后不斷改進燃料元件設計，提升其性能。

針對CERMET-SNRE反應堆方案，制定了如表3所示的燃料元件輻照考驗試驗技術指標。

表3 燃料元件輻照考驗試驗技術要求

目前國內現有的反應堆設施都無法完全滿足表3所示的苛刻條件。針對這種情況有以下兩種解決方案:

一種解決方案是設計建造新的核熱推進燃料元件專用試驗反應堆。美國和蘇聯在20世紀都曾建造過專門用于核熱推進燃料元件輻照考驗的原型反應堆，例如美國的NF-1反應堆和蘇聯的IVG-1反應堆等。圖7是美國Rover/NERVA計劃末期建成的NF-1(Nuclear Furnace 1)試驗反應堆[19]的橫截面示意圖，可為我國設計原型堆提供重要參考。

圖7 NF-1反應堆橫截面示意圖Fig.7 Cross section of NF-1 reactor

另一種解決方案是以現有反應堆的輻照考驗加上輻照后電加熱試驗代替原型堆內的輻照考驗試驗。其具體方案如下:首先在已有的試驗堆中進行燃料元件的輻照考驗，若無法模擬原型堆內的氫氣流動，則在輻照期間使用靜態(tài)的氫氣環(huán)境。然后將輻照試驗后的燃料元件再次置于電加熱設備的原型溫度和氫氣流速條件下進行試驗。基于此試驗組合測試得到的燃料元件性能，亦具有較高的可信度，能夠支持完整的發(fā)動機設計與試驗。這種試驗方案相對于原型堆內輻照考驗試驗，能夠節(jié)省大量的研發(fā)時間與經費成本。

針對CERMET-SNRE反應堆方案，按照第二種試驗方案思路，制定了以下的初步試驗方案。現有反應堆的輻照考驗可以在中國實驗快堆(CEFR)上進行。CEFR是我國目前唯一一座快中子譜實驗反應堆，其熱功率為65MWt，采用鈉-鈉-水三回路設計，堆芯入口溫度360℃，出口溫度530℃，于2010年7月21日首次達到臨界。CEFR相比常規(guī)壓水堆，具有中子通量密度高，中子能譜硬等特點，最大中子注量率可達3.2×1015n/(cm2s)，快中子(能量大于0.1MeV)份額超過75%，適合用于燃料和材料的快中子輻照考驗。在CEFR中進行核熱推進燃料元件的輻照考驗試驗時，需要設計專用的輻照靶件。在燃料元件輻照考驗試驗完成后再次進行電加熱試驗，最后取出運送至熱室進行輻照后檢驗。

初步輻照考驗試驗方案如圖8所示。輻照靶件放置于反射層第2排，此處快中子注量率約為1.125×1015n/(cm2s)，功率輻照67h即可滿足技術指標要求。該位置允許的燃料元件輻照樣品的最大直徑為5.56cm，最大高度為80cm，基本滿足需求。

圖8 現有反應堆(CEFR)內燃料元件輻照考驗初步方案Fig.8 Preliminary scheme of fuel element irradiation testing in an existing reactor(CEFR)

3.3 整機地面試驗

整機地面試驗是將核熱火箭發(fā)動機的各子系統集成為一個整體，針對全系統開展啟動、運行等一系列試驗操作，驗證核熱火箭發(fā)動機的整體性能與可靠性。整機地面試驗按照熱量產生方式可分為非核整機地面試驗和帶核整機地面試驗。非核整機地面試驗利用電加熱或者燃氣加熱的反應堆模擬器來模擬核裂變反應產生的熱量。與非核整機地面試驗相比，帶核整機地面試驗使用與真實核熱火箭發(fā)動機的反應堆結構、功率完全一致的模擬樣機來進行，試驗復雜度高、難度大，是核熱推進地面試驗的關鍵環(huán)節(jié)。這里主要介紹帶核整機地面試驗。

帶核整機地面試驗需要使用高濃鈾核燃料和大量液氫，危險性高，因此需要設計并建造專門地面設施并加入多種安全保障措施，以應對可能造成的核泄漏問題。在試驗設施選址方面，根據文獻調研，世界上僅有的兩個進行過核熱火箭發(fā)動機帶核整機地面試驗的地址[15,22]，分別位于美國內華達核試驗基地和蘇聯塞米巴拉金斯克核試驗基地。這兩處地點都曾是核武器試驗場，地處荒漠地帶且無人居住。因此，建議我國同樣選擇核試驗基地開展核熱推進系統的帶核整機試驗。

帶核整機試驗的目的在于獲取完整的發(fā)動機性能數據與異常運行信息，檢驗子系統部件之間的相互協調配合程度，以及驗證控制系統的有效性與靈活性等。針對CERMET-SNRE的反應堆方案，考慮到試驗成本和規(guī)模，初步制定了表4所示的部分技術指標。

表4 帶核整機試驗部分技術指標

核熱火箭發(fā)動機地面整機試驗中一個不容忽視的問題是試驗設施的排氣處理方案的設計。核熱火箭整機試驗時，排出的氫氣溫度高，需要采取措施降低排氣溫度，避免高溫氫氣發(fā)生爆炸，同時也需要對排氣中的放射性物質進行捕集，過濾達標后才能排放到大氣中。排氣處理可采用地表砂石過濾方式或對排氣進行收集和處理等多種方式。地下主動廢氣過濾方案(Subsurface Active Filtering of Exhaust, SAFE)是目前已知的可行性高、成本最低的方案[23-24]，其基本原理是將廢氣噴射到核試驗場的鉆井(曾用作核武器試驗)中，利用當地高孔隙率的砂石土壤作為過濾器對排氣進行凈化，最終將經過凈化的氣體從地表排出。SAFE方案充分利用了試驗場優(yōu)越的地理地質條件，大量減少了地面排氣處理系統的設備，能夠將成本降至原來的1/10。采用SAFE方案的帶核整機地面試驗方案如圖9所示。

圖9 采用SAFE方案的帶核整機地面試驗方案Fig.9 Schematic diagram of integrated NTP ground test based on SAFE

SAFE方案是建立在美國內華達試驗場優(yōu)越的地理地質條件上的。美國研究人員曾重點研究內華達試驗場內部及其周圍的地質狀況，并對SAFE方案中廢氣在土壤中的流動和凈化過程進行了仿真計算[24-25]，計算結果表明內華達試驗場周圍的土壤沖擊層完全能夠處理核火箭向鉆井內排放的混合廢氣，廢氣中含有的少量放射性物質會被多孔巖層和土壤吸收，放射性物質分布密度極低。即使在核火箭滿功率運行的情況下，土壤溫度也可以保持在足夠低的水平，不會發(fā)生較大的化學變化。

對于我國的帶核整機地面試驗，應該首先評估SAFE方案的可參考性，盡早對核試驗基地的地理地質條件進行考察。如果試驗場附近的砂石土壤的孔隙率、含水量、滲透系數和降水量等特性滿足安全要求，則應以SAFE方案為基礎制定帶核整機地面試驗方案；若地質條件無法滿足，則需要在地面試驗設施中增加排氣處理系統。

4 對我國開展核熱推進地面試驗的建議

在對國外核熱推進地面試驗情況充分調研的基礎上，結合我國目前的工業(yè)水平和核熱推進發(fā)展情況，對于我國開展核熱推進地面試驗提出如下建議：

1)重視安全。無論有核與否，安全問題都是重中之重，對任何試驗都有一票否決權。核熱推進地面試驗應重點考慮以下幾點安全問題。反應堆的短時間、高功率運行會產生放射性裂變產物，應做好輻射屏蔽工作。反應堆使用高濃鈾燃料，應在運輸過程中加強安保力量。發(fā)動機地面試驗需要使用大量液氫，氫氣安全問題也需要重視。另外，在設計地面試驗設施應運用縱深防御原則，設置多道屏障以防止試驗事故時放射性物質大量泄露。

2)重點關注燃料試驗。高溫耐氫蝕燃料是成功研發(fā)固體堆芯核熱火箭發(fā)動機的關鍵因素，需要優(yōu)先考慮燃料設計、制造成型和輻照考驗試驗等相關技術的進展，給予重點關注并盡早開展工作。

3)精心策劃，減少成本。核熱推進技術的研發(fā)和試驗需要大量的地面設施，全部重新建造專用設施所需成本太高。因此，建議對國內已有設施進行評估，在滿足試驗指標的前提下，盡量利用已有設施完成試驗。另外還需考慮各類地面試驗之間的邏輯關系，將關聯性強的試驗設施建造在同一試驗場內。