李司宇 霍紅磊

摘 ? 要：核熱火箭是人類執(zhí)行火星計(jì)劃以及其后任務(wù)可行且有效的推進(jìn)方法。在美國(guó)和前蘇聯(lián)開(kāi)展了一系列核熱火箭研發(fā)計(jì)劃，并且進(jìn)行了相關(guān)的核熱火箭燃料的測(cè)試。其中的一些計(jì)劃還達(dá)到了發(fā)動(dòng)機(jī)地面試驗(yàn)的程度，技術(shù)成熟度達(dá)到6級(jí)，這些計(jì)劃進(jìn)行了多種燃料形式的開(kāi)發(fā)，包括石墨基體燃料及復(fù)合燃料，CERMET燃料，顆粒狀燃料，混合碳化物燃料等。核熱火箭的性能是直接與材料性能和核燃料有關(guān)的。未來(lái)，工程師們可以參照以前的設(shè)計(jì)，創(chuàng)造出效率更高，性能更好的推進(jìn)系統(tǒng)。本文報(bào)告歸納總結(jié)了迄今為止，美國(guó)和前蘇聯(lián)的核熱火箭燃料種類、燃料元件形式及優(yōu)缺點(diǎn)，以期對(duì)今后國(guó)內(nèi)選用堆內(nèi)燃料形式提供參考。

關(guān)鍵詞：核熱火箭 ?六棱柱狀 ?顆粒狀 ?扭條狀 ?珠狀 ?球狀 ?線狀

中圖分類號(hào)：TL351 ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文章編號(hào)：1674-098X（2020）06（a）-0122-05

Abstract： Nuclear Thermal reactor is a viable and effective way to implement the Mars program and its subsequent missions. The United State and the former Soviet Union carried a series of development plans and conducted tests on related nuclear heat propellant fuels. These plans have been developed in a variety of fuel forms including： graphite matrix fuels and composite fuels， CERMET fuels， particle fuels， mixed carbide fuels， and so on. The performance of a nuclear thermal rocket is directly dependent on the material properties and create more efficient and higher performing systems for the future. This report summarizes the development efforts to date on NTP fuels and fuel forms both by the U.S. and former Soviet Union，and helps engineers to more specifically select the form of fuel elements in the reactor.

Key Words： Nuclear Thermal reactor; Hexagonal prismatic; Particles; Twisted-ribbon;Beads; Spheres; Wires

1 ?引言

核熱火箭是利用核能將工質(zhì)加熱到很高的溫度，然后通過(guò)收縮擴(kuò)張噴管將工質(zhì)加速到超音速，從而產(chǎn)生推進(jìn)動(dòng)力的先進(jìn)推進(jìn)系統(tǒng)。核熱火箭推力大、比沖高、工作時(shí)間長(zhǎng)，能夠降低近地軌道的初始質(zhì)量（IMLEO）和增大載荷質(zhì)量份額，在載人深空探測(cè)、大型星際貨物運(yùn)輸?shù)确矫嬗袕V闊的應(yīng)用前景。在美國(guó)航空航天局（NASA）最新發(fā)布的火星參考任務(wù)文件5.0中，核熱火箭再次被選為載人探索火星的推進(jìn)動(dòng)力[1]。經(jīng)分析，把化學(xué)推進(jìn)改為核熱火箭后可將IMLEO由1250t降低至800 t左右[1]，從而大大降低了發(fā)射成本。

2 ?核熱火箭燃料的要求及分類

燃料元件是核熱火箭反應(yīng)堆的最核心部件[2]，核熱火箭反應(yīng)堆是開(kāi)放式的氫氣冷卻的高溫反應(yīng)堆，對(duì)燃料的要求與一般的反應(yīng)堆有很大的不同。核熱火箭的燃料需要滿足的特性要求如下[3]：

（1）高溫穩(wěn)定性（超過(guò)2700K下可以堅(jiān)持1000s以上）;

（2）與高溫氫氣的化學(xué)相容性;

（3）足夠的機(jī)械/結(jié)構(gòu)強(qiáng)度;

（4）抗熱沖擊能力強(qiáng)，熱循環(huán)能力較好;

（5）合適的失效裕度;

（6）能夠在可接受的質(zhì)量保證和控制下制造;

（7）運(yùn)行條件下的裂變產(chǎn)物包容;

（8）可以適應(yīng)雙模式應(yīng)用;

（9）魯棒特性，可擴(kuò)展應(yīng)用于其他類型反應(yīng)堆。

核熱火箭燃料化合物形式有氮化物、氧化物或者碳化物，由于其在高溫下蒸發(fā)率較高、易與氫氣反應(yīng)等原因，單獨(dú)的燃料化合物形式不能直接應(yīng)用于核熱火箭反應(yīng)堆中，通常需要包含在基體材料中，或者與高熔點(diǎn)金屬化合物混合。

核熱火箭反應(yīng)堆中的燃料元件可以被設(shè)計(jì)成多種形狀，有六棱柱狀、扭條狀、球狀、顆粒狀、珠狀、線狀等。圖1中展示了歷史上美國(guó)和前蘇聯(lián)在核熱火箭燃料方面發(fā)展的時(shí)間線。

按照基體材料的種類和有無(wú)，核熱火箭的燃料主要分為石墨基體燃料[4]、CERMET燃料[5]和混合碳化物燃料[4]三類。石墨基體燃料，是將燃料均勻彌散在石墨基體或者碳化物石墨復(fù)合基體（C—ZrC）中做成的燃料（后一種情況一般簡(jiǎn)稱為復(fù)合燃料）;CERMET燃料是將UO2或UN燃料彌散在難熔金屬（Mo或W）基體中做成的燃料;混合碳化物燃料是含有鈾的二元或多元碳化物燃料，即是多種碳化物（ZrC、NbC、TaC等）與UCx的混合相。三種燃料如圖2～4所示，從圖中可以看出，其均有不同形狀的元件方案。圖5給出了各種燃料的運(yùn)行壽期與運(yùn)行溫度的初步預(yù)計(jì)關(guān)系，從中可以看出，三種燃料運(yùn)行溫度均已超過(guò)2200K，混合碳化物燃料運(yùn)行溫度最高，CERMET燃料次之，石墨基體燃料運(yùn)行溫度最低。

美國(guó)和前蘇聯(lián)在冷戰(zhàn)時(shí)期均針對(duì)核熱火箭燃料開(kāi)展了大量的研究工作，美國(guó)研究最多的是在Rover/NERVA工程中開(kāi)發(fā)的六棱柱形石墨基體燃料（圖2左下），其次是Rover/NERVA工程備用燃料——六棱柱形的CERMET燃料（圖3右上）以及SNTP工程研發(fā)的混合碳化物顆粒燃料（圖4右上），前蘇聯(lián)則主要集中研究扭條狀的混合碳化物燃料（圖4右下）。從2011年開(kāi)始，美國(guó)根據(jù)本國(guó)情況將復(fù)合燃料和CERMET燃料作為下一步核熱火箭計(jì)劃的備選燃料，對(duì)這兩種燃料進(jìn)行了技術(shù)改進(jìn)和進(jìn)一步研究。俄羅斯尚未公開(kāi)透露進(jìn)行最新的核熱火箭燃料的相關(guān)研究計(jì)劃。

3 ?各種燃料元件的發(fā)展情況

3.1 Rover/NEVRA石墨基體燃料元件的發(fā)展

Rover/NEVRA期間開(kāi)發(fā)了四種燃料元件形式（見(jiàn)圖6），第一種燃料（圖6 左上）是由其中填充了UO2或UC2燃料顆粒的石墨燃料做基體，由NbC做元件外層涂層。裂變產(chǎn)物不會(huì)存留在沒(méi)有涂層的燃料顆粒中。裂變產(chǎn)物會(huì)引起石墨燃料基體的錯(cuò)位，會(huì)使早期燃料元件運(yùn)行期間產(chǎn)生大量裂縫[6]。開(kāi)發(fā)外包有熱解碳涂層的UC2（圖6右上）球顆粒，有助于保留裂變產(chǎn)物并減少燃料裂縫。

在Rover/NEVRA計(jì)劃實(shí)施期間，開(kāi)發(fā)的最優(yōu)的燃料元件是復(fù)合燃料（圖6左下）。復(fù)合燃料形式熱膨脹系數(shù)與燃料元件涂層更為接近。這可以緩解因熱應(yīng)力和燃料元件基體的腐蝕而造成的燃料損傷。復(fù)合燃料元件形式被認(rèn)為是有比石墨燃料元件更好的能力去抵抗氫氣流造成的損傷[6]。

3.2 CERMET燃料元件計(jì)劃

CERMET燃料元件與Rover/NEVRA計(jì)劃中的石墨基體燃料的開(kāi)發(fā)同時(shí)進(jìn)行，這兩種燃料元件雖然保持相似的幾何形狀，但是燃料元件基體材料不同。CERMET燃料的元件基體材料是由鎢/鉬材料構(gòu)成的。由于鎢的高熔點(diǎn)和與燃料較高的相容性，鎢基燃料元件是最快發(fā)展的CERMET燃料。

CERMET燃料因?yàn)槠漭^好的高溫強(qiáng)度和耐久性而有很大的發(fā)展?jié)摿?。非核試?yàn)表明，基于鎢的CERMET燃料可以在3000K條件下運(yùn)行長(zhǎng)達(dá)50h。鎢不會(huì)與氫氣發(fā)生反應(yīng)，這使得CERMET燃料比Rover/NEVRA計(jì)劃中的石墨燃料有更好的包容裂變產(chǎn)物的能力。

3.3 顆粒狀燃料元件的發(fā)展情況

在20世紀(jì)80年代末，空間核熱火箭計(jì)劃（SNTP）要求開(kāi)發(fā)用于太空的核熱火箭顆粒燃料元件。這種元件具有多種涂層的小型（400～450μm直徑）UCx顆粒球，并且逐漸追求先進(jìn)的混合碳化物燃料顆粒元件。這些小顆粒元件可以提供更多的換熱表面積，并且會(huì)提高燃料運(yùn)行溫度和氫氣出口溫度，從而將比沖增加到900～950s的程度[6]。

基體燃料顆粒有三層包覆結(jié)構(gòu)。其最外層的涂層是ZrC。最內(nèi)層的燃料是由直接附著在燃料核心上的多孔碳層和圍繞著多孔層的致密碳層組成。除此之外，還考慮了三種其他不同的先進(jìn)燃料：滲透核顆粒燃料（IK），混合碳顆粒燃料，間隙分散體顆粒燃料（ID）。IK和混合碳燃料顆粒是1993年計(jì)劃結(jié)束時(shí)最廣泛推崇的燃料元件。

3.4 扭條狀燃料元件形式

前蘇聯(lián)在核熱元件開(kāi)發(fā)上的進(jìn)度與美國(guó)的進(jìn)度相比具有競(jìng)爭(zhēng)力，前蘇聯(lián)測(cè)試了許多不同的燃料幾何形狀和成分。在20世紀(jì)80年代末90年代初的項(xiàng)目重點(diǎn)關(guān)注了三種形式的燃料元件：二碳化物（二元碳化物），三碳化物（三元碳化物），和碳氮化物[6]。三元碳化物燃料被證明是最有前景的燃料形式之一，據(jù)報(bào)道這種燃料形式可以在3100K下運(yùn)行長(zhǎng)達(dá)1h。

3.5 線狀燃料元件

20世紀(jì)60年代，General Atomic 執(zhí)行了一項(xiàng)有關(guān)結(jié)構(gòu)緊湊、高性能的核熱發(fā)動(dòng)機(jī)的研究，這種發(fā)動(dòng)機(jī)的燃料元件采用鎢的線狀燃料元件。通過(guò)用100μm的UN顆粒填充編織好的鎢絲管形成燃料絲，并且將填充的管子鍛造成900μm的長(zhǎng)度。堆芯是由纏線交替在間隔線層上的線層構(gòu)成的，這些間隔線形成了堅(jiān)固的環(huán)形網(wǎng)格。線狀快中子反應(yīng)堆在設(shè)計(jì)上很緊湊，是因?yàn)樗哂泻芨叩谋砻娣e體積比。

4 ?結(jié)語(yǔ)

核熱火箭推力大、比沖高、所需工質(zhì)少、工作時(shí)間長(zhǎng)，是未來(lái)深空探測(cè)的理想推進(jìn)系統(tǒng)。燃料元件是核熱火箭反應(yīng)堆最關(guān)鍵部件，核火箭性能與其直接相關(guān)。分析了核熱火箭推進(jìn)的特性要求，并對(duì)三類不同基體燃料特性進(jìn)行了比較分析，混合碳化物燃料運(yùn)行溫度最高，CERMET燃料次之，石墨基體燃料運(yùn)行溫度最低。對(duì)Rover/NEVRA石墨基體燃料元件、CERMET燃料元件、顆粒狀燃料元件、扭條狀燃料元件、線狀燃料元件等五種燃料元件的開(kāi)發(fā)情況和遇到的問(wèn)題進(jìn)行了調(diào)研分析，得出結(jié)論如下。

（1）復(fù)合燃料性能大大優(yōu)于初期石墨基體燃料;

（2）鎢基CERMET燃料熔點(diǎn)高，與氫氣相容性好，裂變產(chǎn)物包容能力優(yōu)于石墨基體燃料;

（3）PBR顆粒小，可以提供更多的換熱表面積，并且會(huì)提高燃料運(yùn)行溫度和氫氣出口溫度，從而將比沖增加到900～950s的程度;

（4）混合碳化物及碳氮化物燃料性能極佳，3100K下可以運(yùn)行長(zhǎng)達(dá)1h;

（5）燃料元件延展性好，與間隔線形成環(huán)形網(wǎng)絡(luò)，具有很高的表面積體積比，組成的快堆在設(shè)計(jì)上很緊湊。

參考文獻(xiàn)

[1] Drake B G， Hoffman S J， Beaty D W. Human exploration of Mars， design reference architecture 5.0[C]//Aerospace Conference 2010，Piscataway： IEEE， 2010：1-43.

[2] 蘇著亭， 楊繼材， 柯國(guó)土. 空間核動(dòng)力[M]. 上海： 上海交通大學(xué)出版社， 2016.

[3] Gerrish Jr H P， Doughty G E， Bhattacharyya S K. Affordable Development and Qualification Strategy for Nuclear Thermal Propulsion[C]// 49th AIAA/ASME/SAE/ASEE Joint Propulsion Conference. Virginia： AIAA， 2013.

[4] Benensky K. Summary of historical solid core nuclear thermal propulsion fuels [D]. Pennsylvania： Pennsylvania State University， 2013.

[5] Clark J S， Mcdaniel P， Howe S， et al. Nuclear thermal propulsion technology： Results of an interagency panel in FY 1991[R]. Washington： NASA， 1991.

[6] Kelsa Benensky . Summary of Historical Solid Core Nuclear Thermal Propulsion Fuels[D].Pennsylvania： Pennsylvania State University， Auguet 16， 2013.