趙潤喆，霍紅磊，趙愛虎，解家春，呂 征

(中國原子能科學研究院反應堆工程技術研究所，北京 102413)

核熱火箭的原理是利用核反應堆產生的裂變熱能把工作介質(推進劑)加熱到極高溫度，然后將高溫高壓的工作介質從噴管高速噴出，從而產生巨大推力[1].這種推進方式具有推力大、比沖高的特點，可以很好的滿足一些長距離、高載荷的空間任務需求.歷史上美國和前蘇聯(lián)開展過核熱火箭相關研究，比較著名的有ROVER、NERVA計劃.核熱火箭反應堆屬于空間堆，其堆芯的質量和體積越小越好，高濃鈾快堆方案結構簡單，在這方面有著性能上的優(yōu)勢，美俄早期設計和發(fā)射的空間堆均采用這種堆型.而如今國際上開始提出低濃鈾方案，也就是要求燃料中235U富集度小于20%，主要是受到當前低濃化趨勢及研究需求等方面的影響.本文將介紹核熱火箭低濃化的起因，并對現(xiàn)有的低濃鈾核熱火箭方案進行整理，總結其設計特點與趨勢，旨在為今后開展設計工作提供參考.

1 低濃化趨勢

低濃化最早是從地面堆開始，是出于防核擴散的考慮.1978年印度進行了核試驗，美國受此影響啟動了RERTR項目，用于開發(fā)轉換研究實驗堆和醫(yī)用同位素生產堆所用的低濃鈾燃料元件所需的必要技術，來減少甚至消除民用高濃鈾的使用[2].截止2005年完成了106個研究堆和試驗堆的低濃化.我國雖然沒有參與RERTR項目，但作為負責任的核大國，在國內完成原型微堆低濃化，在國際上幫助巴基斯坦、加納、尼日利亞等國家進行微堆低濃化工作.

核熱火箭作為空間堆，其低濃化除了防核擴散外，也有著特殊的原因.1988年里根政府制定政策，要求提高商業(yè)機構在政府太空項目中的參與度，典型案例如SpaceX與NASA的合作[3-4].在空間核動力領域也有公司開始提出自己的堆型方案[5]，而對于商業(yè)公司而言，高濃鈾政治風險和成本都太高了.另一方面美國和韓國在進行核熱火箭方案研究合作[6]，而在和無核武國家技術合作時，低濃鈾方案是唯一選擇.2020年，美國發(fā)布的《第六號太空政策指令——空間核電源和核推進國家戰(zhàn)略》規(guī)定[7]，“在空間核電源和核推進系統(tǒng)中，使用高濃鈾應限于使用其他核燃料或非核動力源無法完成任務的應用場景”.這意味著美國在將來的空間核動力研究中會優(yōu)先考慮低濃鈾.

核熱火箭堆芯的低濃化研究是國際上近年來提出的新興研究方向，目前還沒有統(tǒng)一的原則與要求.這里參考地面堆低濃化原則[8]，對核熱火箭低濃化從安全、可靠和性能三方面提出要求：(1)保證特殊臨界安全，熱工溫度限值基本不變；(2)盡量采用較為成熟的堆芯燃料、慢化劑，保證其可靠性；(3)反應堆體積質量增加在合理范圍以內.

2 堆芯方案的發(fā)展

目前公開進行低濃鈾核熱火箭研究的主要有美國和韓國，近年在國際會議、期刊上提出了多種堆芯方案.本節(jié)將對已有方案進行匯總，并介紹幾種典型設計.

2.1 方案整理

將現(xiàn)有方案的主要參數(shù)進行整理，如表1所示.表中NERVA型Cermet[9]，SCCTE[10-11]，NERVA型Composite[12]，SULEU[13]和Cer20[14]五個方案是基于NERVA時期的成果改進而來，而KANUTER-LEU[15]，INsTAR[16]，極高溫型[17]和平板型[18]四個堆型是立足于新技術提出的新型方案.其中Cer20和Cer93是David Poston在進行高濃鈾和低濃鈾比較時設計的堆型，Cer93是用于對比的235U富集度為93%的高濃鈾方案，另外由于兩者的堆芯質量在文獻中只有包含屏蔽時的數(shù)據(jù)，注意表中給出的是含屏蔽的質量值.

表1 各種低濃鈾核熱火箭堆芯方案主要參數(shù)對比

改進型方案的特點是燃料元件和慢化劑元件均為六棱柱型，兩者根據(jù)一定的排布規(guī)律構成堆芯活性區(qū)，而新型方案則在燃料材料或元件結構上有一定創(chuàng)新，如INsTAR屬于球床堆.改進型方案由于有高濃鈾技術基礎，可行性較高且方案設計也更為完整，而新型方案大部分處于概念研究階段，可行性有待進一步驗證，方案中也有較多參數(shù)沒有給出.接下來對其中幾個代表堆型進行介紹.

2.2 SCCTE與SULEU

SCCTE(Space Capable Cryogenic Thermal Engine)是美國太空核研究中心(CSNR)和NASA的馬歇爾太空飛行中心(Marshall Space Flight Center，MSFC)于2015年合作提出的方案[10-11].該方案采用低濃鈾鎢基Cermet燃料，燃料元件為六棱柱結構，對邊距3.1 cm，長97 cm，其中留有61個冷卻劑孔道，孔道外壁有0.17 mm厚的W涂層.燃料成分為40%體積的W，60%體積的氧化物(UO2和ThO2).U-235富集度在13.13%～19.75%之間，W-184的富集度為98%.慢化劑元件外型尺寸與燃料元件相同，內部為筒狀結構，具體結構及材料組成如圖1所示，其中慢化劑材料為ZrH1.8，而作為熱絕緣的碳化鋯為多孔材料，材料密度為理論密度的50%.

圖1 SCCTE燃料元件與慢化劑元件截面圖

該方案幾何結構如圖2所示.活性區(qū)由151根燃料元件和150根慢化劑元件按照靶型排布而成，堆芯容器材料為Al-2024.活性區(qū)軸向上方反射層材料為BeO，徑向反射層材料為Be，同時內部均勻分布著14個轉鼓作為控制機構，轉鼓表層吸收體為B4C.

圖2 SCCTE幾何結構圖

SULEU(Superb Use of Low Enriched Uranium)是韓國高等科學技術研究所(KAIST)于2015年提出的方案[13].該方案提出的契機是為了與SCCTE方案做對比，兩者在結構上有很多相似之處，設計比沖、推力、功率和燃料最高溫度也基本一致.雙方最大區(qū)別是選用的燃料不同，SULEU采用的是(U，Zr)C-石墨復合燃料.

燃料元件和慢化劑元件如圖3所示.在(U，Zr)C-石墨復合燃料中，碳化物占體積比35%，U-235富集度19.75%.燃料元件為六棱柱，對邊距1.905 cm，其中開了19個冷卻劑孔道，孔洞直徑0.115 cm.由于石墨復合燃料結構強度較低，這里的慢化劑元件也起到支撐堆芯的作用，因而也可以稱為支撐管.

圖3 SULEU燃料元件和慢化劑元件橫截面

反應堆的截面圖如圖4所示.堆芯內側燃料元件與慢化劑元件為2比1排布，靠近外側為1比1靶型排布，總共采用了600根燃料元件和472根慢化劑元件，整個活性區(qū)半徑33 cm.徑向反射層厚度為11 cm，內有16個轉鼓作為控制系統(tǒng).

圖4 SULEU堆型截面圖

SULEU與SCCTE參數(shù)對比如表2所示.SULEU顯著降低了堆芯中易裂變核素的質量，U-235總質量為18.1 kg，同時沒有184W富集的問題，堆芯質量(不含屏蔽)比SCCTE略輕[19].兩者作為基于高濃鈾堆型進行低濃化改造的方案，主要改變是加裝了慢化劑以軟化能譜，并替換部分結構材料以降低熱中子吸收，如將因科鎳替換為鋯合金.相比高濃鈾方案體積、質量均有所增大.

表2 SULEU與SCCTE參數(shù)對比

2.3 KANUTER-LEU

韓國先進核熱火箭發(fā)動機(KANUTER-LEU)是由韓國KAIST于2015年設計提出的方案[15]，采用極高溫氣冷反應堆(EHTGR)作為堆芯.這是一個雙模反應堆，除推進劑供應系統(tǒng)外還包含發(fā)電機回路，既可以推進又可以發(fā)電，其系統(tǒng)結構如圖5所示.該反應堆采用W-UO2Cermet燃料，7LiH作為慢化劑.

該反應堆采用了集成化燃料組件設計，如圖6所示.Cermet燃料的組成為45vol%的W、55vol%的UO2，UO2中有6mol%的ThO2作為粘合劑，U-235富集度為19.5%.組件中央是柵格型燃料元件，柵格中有方形燃料冷卻劑通道(FCC)；外側為慢化劑區(qū)域，由兩層壓力管作為結構支撐，其中分布了環(huán)形慢化劑冷卻通道(MCC).

其堆芯結構如圖7所示，EHTGR的堆芯由61個集成的燃料組件以六棱柱模式排布而成，外圍有Be作為墊片.Be墊片中有結構材料冷卻通道(SCC)，用來冷卻燃料元件外面的結構部件和慢化劑.為了減少中子泄漏，堆芯外環(huán)繞著7LiH -Be-C/C材料的反射層.另一方面，Be-C/C反射層也充當反應堆壓力容器.反射層中有環(huán)形的反射層冷卻通道(RCC)，位于7LiH和Be之間.在反射層中布置了12個控制鼓，吸收體為碳化硼.EHTGR-LEU(堆芯)和KANUTER-LEU(系統(tǒng))的設計參數(shù)，如表3、表4所示.

圖7 EHTGR 堆芯布置圖

表3 EHTGR-LEU設計參數(shù)

表4 KANUTER-LEU設計參數(shù)

該方案的特點是質量很輕，這是因為采用了緊湊的換熱結構，且使用LiH作為慢化劑.由于其在堆芯各區(qū)域布置了豐富的冷卻通道，可以更為有效地導出燃料裂變產生的熱量，并避免慢化劑等材料過熱.慢化劑采用LiH相比傳統(tǒng)的氫化鋯密度更低，但同時帶來的問題是需要進行Li-7富集，因為Li-6會與中子反應，造成很強的負反應性.

3 總 結

通過對國外已開展相關研究工作的調研與分析，可以得到以下幾點啟示：

(1)大部分方案在已有的高濃鈾方案上改進而來.在降低U-235富集度后，U-235密度變低，為提高反應率需要軟化能譜.和高濃鈾方案相比，低濃鈾方案的堆芯總質量有所提高，但U-235裝量大幅減少.

(2)慢化劑裝量提高.提高的方法有：在堆芯中加入更多慢化劑元件；增大慢化劑元件中慢化劑體積；提高氫化鋯含氫量，原來采用的是ZrH1.6，有的方案提高到了ZrH2.0.

(3)部分材料需要富集.為了降低材料熱中子吸收，堆芯中對部分材料都進行了同位素富集，如184W，7Li.

(4)火箭系統(tǒng)性能與燃料形式密切相關.燃料形式影響其最高工作溫度，進而影響工質出口溫度，從而影響系統(tǒng)比沖.Cermet燃料和碳化物復合燃料堆芯系統(tǒng)比沖在900s左右，帶W包殼的金屬U顆粒球床堆可以達到1 000 s.

(5)采用全新設計思路的堆型在體積質量、簡化結構等方面具有一定優(yōu)勢，但相對技術成熟度較低.

目前低濃鈾核熱火箭仍屬于初步研究階段，在向實際應用推進過程中會面臨許多問題.ROVER、NERVA時期的高濃鈾方案做出了地面試驗裝置，其燃料和其它部件是經過實踐驗證的，而低濃化改造方案對材料進行一系列修改，如SCCTE方案中W-184的富集達到了98%，這在實際生產中經濟成本高昂.對于新型方案，其采用的特殊燃料材料、元件及換熱結構更是需要進一步研究驗證.

核熱火箭是未來空間探索必不可少的技術.隨著空間探索的深入，化學能和太陽能越來越難以滿足推進要求，核熱火箭則能很好的承擔這項任務.低濃鈾方案可以減輕核擴散壓力，降低安防成本，也是商業(yè)化、民用化方向應用的切入點.目前低濃鈾核熱火箭技術尚處于概念或初步設計階段，開展相關設計研究可以及時占據(jù)國際領先地位，助力我國空間核動力事業(yè)發(fā)展.