楊小磊 劉盧果 章 靜 李沛穎

（1.中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院，四川 成都610041；2.核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院，四川 成都610041；3.西安交通大學(xué)，陜西 西安710049）

0 引言

隨著人類空間探索的規(guī)模不斷提高，對(duì)航天器的飛行時(shí)間、載荷和加速度等性能指標(biāo)的要求越來越高，對(duì)推進(jìn)技術(shù)的發(fā)展提出了新的要求[1]。傳統(tǒng)的化學(xué)能推進(jìn)技術(shù)性能已經(jīng)逐漸趨于技術(shù)極限，但是其比沖小，能量密度低的特點(diǎn)越來越難以適應(yīng)未來空間活動(dòng)的需要[2]，而太陽能-電力推進(jìn)技術(shù)目前尚不能廣泛應(yīng)用至各類復(fù)雜的太空環(huán)境中。因此，發(fā)展先進(jìn)的空間推進(jìn)技術(shù)已成為必然選擇。核反應(yīng)堆可以長時(shí)間提供能量，不需要太陽能等外部能量，對(duì)外太空星球表面的輻射帶也不敏感。因此，核熱推進(jìn)技術(shù)在執(zhí)行長時(shí)間深空探測(cè)和星際航行任務(wù)時(shí)具有不可替代的優(yōu)勢(shì)，有望成為新一代空天推進(jìn)的核心技術(shù)。

1 放射性同位素衰變熱推進(jìn)（RHTP）

放射性同位素?zé)岷送七M(jìn)（RHTP）系統(tǒng)利用放射性同位素衰變所釋放的熱量通過熱傳導(dǎo)、熱輻射或者直接（放射性）輻射的方式對(duì)冷卻劑/推進(jìn)劑進(jìn)行加熱。主要分為固態(tài)堆芯與液態(tài)堆芯兩種概念設(shè)計(jì)。

1.1 RHTP固態(tài)堆芯設(shè)計(jì)[3]

RHTP系統(tǒng)的固態(tài)堆芯設(shè)計(jì)主要分為被動(dòng)冷卻、主動(dòng)冷卻與增大換熱面積三種方式進(jìn)行堆芯衰變熱的導(dǎo)出。被動(dòng)冷卻與主動(dòng)冷卻的區(qū)別在于有無主動(dòng)冷卻劑的使用。被動(dòng)冷卻系統(tǒng)在沒有冷卻劑流經(jīng)的“空閑”狀態(tài)下，必須依靠自身的結(jié)構(gòu)進(jìn)行輻射換熱；而主動(dòng)冷卻劑系統(tǒng)在被動(dòng)冷卻的基礎(chǔ)上添加了額外的冷卻劑流，一方面可以更加有效地導(dǎo)出堆芯的衰變熱；另一方面利用受熱噴出的冷卻劑可以實(shí)現(xiàn)推進(jìn)性能的進(jìn)一步提高。

除了使用冷卻劑外，還可以采用增大換熱面積的方式增強(qiáng)輻射換熱作用，如圖1所示，通過可擴(kuò)展收縮的特殊外容器實(shí)現(xiàn)衰變熱的有效輻射導(dǎo)出。

圖1 推進(jìn)（左）和空閑（右）兩種狀態(tài)下的固態(tài)堆芯RHTP示意圖

1.2 RHTP液態(tài)堆芯設(shè)計(jì)[4]

目前存在的RHTP液態(tài)堆芯的設(shè)計(jì)類似于上述的表面積擴(kuò)展結(jié)構(gòu)。在太空低重力環(huán)境下，裝載的熔融的放射性同位素通過容器旋轉(zhuǎn)所產(chǎn)生的離心力穩(wěn)定。工作介質(zhì)被送入多孔壁中，并與熔融材料接觸而產(chǎn)生氣泡，同時(shí)在膨脹的過程中收集熱量。然而由于放射性同位素的熔化并與推進(jìn)劑的直接接觸，這一設(shè)計(jì)理念有可能對(duì)裝置造成輕微損耗并伴隨有高輻射量的推進(jìn)劑外泄，如何通過多孔壁對(duì)熔融材料進(jìn)行澆筑、裝置的力學(xué)設(shè)計(jì)等也存在諸多的潛在問題。

2 核裂變推進(jìn)技術(shù)（NTFP）

2.1 NTFP固態(tài)堆芯設(shè)計(jì)

經(jīng)過幾十年的研究與發(fā)展，人類社會(huì)的固相堆芯裂變反應(yīng)堆技術(shù)已經(jīng)日趨成熟并且得到了廣泛的工程應(yīng)用[4]，美俄就固態(tài)堆芯的核熱推進(jìn)進(jìn)行了大量的方案設(shè)計(jì)和理論分析，研發(fā)出了諸如CERMET等耐高溫的燃料元件，建成了地面原型樣機(jī)，并進(jìn)行了大量的啟動(dòng)運(yùn)行試驗(yàn)，技術(shù)成熟度達(dá)到較高的水平。

現(xiàn)有的固態(tài)堆芯核熱推進(jìn)技術(shù)主要以氫氣作為典型推進(jìn)劑以獲得理論上的最大比沖，如圖2所示。熱工上一般可分為：氫泵增壓→流經(jīng)噴管壁面和反應(yīng)堆反射層加熱→部分氫氣驅(qū)動(dòng)氫泵→核反應(yīng)堆內(nèi)換熱成為高溫、高壓氫氣→噴管噴出產(chǎn)生推力等多個(gè)階段。

圖2 非均勻固態(tài)核裂變堆芯NTFP的一般示意圖

盡管以固態(tài)裂變堆芯為代表的核熱推進(jìn)技術(shù)在過去數(shù)十年中相對(duì)其他核熱推進(jìn)技術(shù)已經(jīng)具有相當(dāng)高的技術(shù)成熟度，但仍然存在反應(yīng)堆優(yōu)化設(shè)計(jì)、燃料材料制備、核安全分析、反應(yīng)堆啟動(dòng)、輻射屏蔽防護(hù)、推進(jìn)性能優(yōu)化等多因素的非線性耦合問題，實(shí)際的應(yīng)用投入還需較長的研究時(shí)間。

2.2 NTFP液態(tài)堆芯設(shè)計(jì)

液態(tài)堆芯的核燃料為熔融狀態(tài)，不存在熔化問題，但相應(yīng)的燃料材料不能氣化。堆芯溫度和推進(jìn)系統(tǒng)比沖相較于固態(tài)堆芯可以得到有效提高。研究表明，就環(huán)境和安全問題而言，液體燃料不易受到燃料破壞性事件的影響。在經(jīng)濟(jì)性方面，簡(jiǎn)化了燃料生產(chǎn)，利用裂變?nèi)剂献鳛閷?dǎo)熱介質(zhì)，從而提高了發(fā)電的效率。但是對(duì)于液態(tài)堆芯而言，熔融狀態(tài)燃料的形成、熔融狀態(tài)燃料的包容和控制，工質(zhì)與熔融燃料之間的高效傳熱等問題目前很難解決。對(duì)于液態(tài)堆芯的核熱推進(jìn)，目前也僅開展了概念研究，技術(shù)成熟度較低。

2.3 NTFP氣態(tài)堆芯設(shè)計(jì)

在固體堆芯核裂變推進(jìn)技術(shù)中，由于堆芯的耐熱性和耐化學(xué)腐蝕性有限，推進(jìn)劑出口速度的最大值被限制在10 km/s以內(nèi)。在液體堆芯核裂變推進(jìn)技術(shù)中，該限制則被提高至約17 km/s。限制因素主要包括固液邊界處的熱負(fù)荷以及裂變?nèi)剂系恼舭l(fā)造成的損失。而利用氣態(tài)裂變材料甚至是能夠承受更高溫度的裂變等離子體材料，是該類裂變反應(yīng)堆堆芯獲得更高推進(jìn)劑出口速度的最終途徑，目前仍處于可行性研究階段。

2.4 瞬發(fā)超臨界核裂變推進(jìn)技術(shù)

基于瞬發(fā)超臨界狀態(tài)的推進(jìn)系統(tǒng)也已經(jīng)被構(gòu)想出來。最為著名的相關(guān)項(xiàng)目是“獵戶座計(jì)劃”。它設(shè)想利用核爆的能量來汽化并加速覆蓋在炸彈表面的塑料推進(jìn)劑，由于爆炸能量過大，有必要用減震板吸收動(dòng)量，將加速度降低到可控水平。

2.5 磁約束等離子體微塵核裂變推進(jìn)技術(shù)

將核燃料制成直徑數(shù)納米量級(jí)的微塵形式，讓足量燃料微塵的表面帶電后約束于強(qiáng)磁場(chǎng)中并引發(fā)核裂變反應(yīng)。裂變產(chǎn)物以等離子體形式存在，其中的大部分繼續(xù)被磁場(chǎng)約束，而部分動(dòng)能足夠高的產(chǎn)物離子可以掙脫磁場(chǎng)的約束并在中和后直接噴出而形成推力，或者用于發(fā)電。此方案能夠獲得的比沖接近核裂變反應(yīng)的理論極限值（106 s），且可獲得近90%的核能—電能轉(zhuǎn)換效率。這是目前為止設(shè)想的最為先進(jìn)的核熱推進(jìn)方案，近些年來也在處于可行性論證階段。

3 核聚變推進(jìn)技術(shù)

核聚變實(shí)現(xiàn)的難點(diǎn)在于即使存在可以降低能量需求的“隧道效應(yīng)”，聚變產(chǎn)生所需的觸發(fā)溫度仍然很高。目前的聚變推進(jìn)概念主要以磁約束的形式開展。能量由過熱的磁約束等離子體提供。推進(jìn)劑可能被包含在聚變產(chǎn)物中，能為系統(tǒng)提供一種由等離子體加熱并最終作為推進(jìn)劑被噴射出來的額外冷卻劑。磁場(chǎng)形狀也分為球體、球形環(huán)面（STR）或反轉(zhuǎn)場(chǎng)結(jié)構(gòu)（FRC）等，也有依賴于串級(jí)磁鏡或普通的托卡馬克類型而進(jìn)行的設(shè)計(jì)。

4 核熱推進(jìn)的未來發(fā)展趨勢(shì)

早期的核熱推進(jìn)設(shè)計(jì)多采用石墨作為慢化劑，堆芯布置采用傳統(tǒng)結(jié)構(gòu)，使反應(yīng)堆功率密度較低，冷卻劑的堆芯壓降很大。同時(shí)，由于堆芯材料的熱應(yīng)力、高溫腐蝕等性能的限制，反應(yīng)堆啟動(dòng)較慢，影響了核熱推進(jìn)的推進(jìn)效果。

為了彌補(bǔ)早期核熱推進(jìn)的不足，最大限度地發(fā)揮其優(yōu)勢(shì)，核熱推進(jìn)的設(shè)計(jì)向小型化、輕量化發(fā)展，同時(shí)堆芯采用高濃縮鈾燃料和耐高溫材料，提高堆芯出口的冷卻劑溫度和堆芯功率密度，提高推進(jìn)系統(tǒng)推重比。從美國以及俄羅斯的研發(fā)以及技術(shù)演變歷程可以看出核熱推進(jìn)技術(shù)呈現(xiàn)以下幾種發(fā)展趨勢(shì)：（1）單個(gè)核熱推進(jìn)發(fā)動(dòng)機(jī)的小型化、輕質(zhì)化、模塊化；（2）燃料元件通用化、堆芯設(shè)計(jì)模塊化；（3）持續(xù)開發(fā)耐高溫、耐蝕的燃料；（4）提倡采用非核試驗(yàn)方式；（5）發(fā)展多模式空間核動(dòng)力系統(tǒng)；（6）核熱推進(jìn)系統(tǒng)多環(huán)境應(yīng)用。

5 結(jié)論

核能是人類目前能夠掌握的最為強(qiáng)大的能源，而核熱推進(jìn)是對(duì)核能利用最為完全的核推進(jìn)方式?；诠虘B(tài)堆芯的核裂變能推進(jìn)方式是目前發(fā)展最久、技術(shù)成熟度最高也是現(xiàn)階段最有可能實(shí)現(xiàn)的核熱推進(jìn)技術(shù)。

但是，核熱推進(jìn)在實(shí)際應(yīng)用中還存在一些關(guān)鍵技術(shù)問題有待進(jìn)一步解決。理論上來說，采用氣相和液相堆芯反應(yīng)堆的核熱推進(jìn)系統(tǒng)比固相反應(yīng)堆核熱推進(jìn)具有更高的比沖和推重比，是未來的發(fā)展趨勢(shì)，但相應(yīng)的理論問題還有待解決，應(yīng)盡早開展相關(guān)的理論與實(shí)驗(yàn)研究。

致謝：

感謝核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室對(duì)本項(xiàng)目的資助。