，，

(反應(yīng)堆工程技術(shù)研究部，中國原子能科學(xué)研究院，北京 102413)

0 引言

核熱推進(jìn)(Nuclear Thermal Propulsion，NTP)是空間核動力的應(yīng)用形式之一，利用核熱推進(jìn)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(yīng)堆裂變產(chǎn)生的熱能，把工質(zhì)加熱到極高的溫度，然后使高溫高壓的工質(zhì)通過收縮擴(kuò)張噴管后噴出，從而產(chǎn)生巨大的推力。和傳統(tǒng)的化學(xué)火箭相比，核熱推進(jìn)具有比沖高、推力大、所需工質(zhì)少和工作時(shí)間長等特點(diǎn)，更加適用于大質(zhì)量、高增速的發(fā)射任務(wù)。對于火星探測任務(wù)，核熱推進(jìn)能夠降低近地軌道的初始質(zhì)量并增大載荷質(zhì)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(jìn)被認(rèn)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(dá)到950s(約為氫氧化學(xué)火箭的2倍)，將近地軌道的出發(fā)質(zhì)量從1250t降低至約800t，總飛行時(shí)間減少到約350d[2]。由此可見，核熱推進(jìn)技術(shù)能夠極大降低載人深空探測任務(wù)和星際貨運(yùn)任務(wù)的發(fā)射成本和時(shí)間成本，是未來空間探測任務(wù)的理想動力選擇之一。

圖1 核熱推進(jìn)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(jī)，需要進(jìn)行大量地面試驗(yàn)以驗(yàn)證其各子系統(tǒng)與整機(jī)設(shè)計(jì)的合理性。除了傳統(tǒng)化學(xué)火箭發(fā)動機(jī)所需的部件制造檢測試驗(yàn)、部件功能試驗(yàn)、靜態(tài)火箭系統(tǒng)試驗(yàn)，以及靜態(tài)條件和飛行條件的熱試車試驗(yàn)外[3]，核熱火箭發(fā)動機(jī)的地面試驗(yàn)還包括對燃料元件、發(fā)動機(jī)組件和其他支持系統(tǒng)的非核與帶核試驗(yàn)。安全有效地開展地面試驗(yàn)?zāi)軌蚣涌旌藷嵬七M(jìn)技術(shù)的研發(fā)速度，提前暴露設(shè)計(jì)缺陷和安全隱患，提高其安全性和可靠性，是核熱推進(jìn)技術(shù)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(jìn)地面試驗(yàn)的國外發(fā)展現(xiàn)狀進(jìn)行總結(jié)，對地面試驗(yàn)的技術(shù)路線進(jìn)行梳理與分析。在此基礎(chǔ)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(jī)(CERMET-SNRE)方案[4]，研究燃料元件非核試驗(yàn)、燃料元件輻照考驗(yàn)試驗(yàn)和帶核整機(jī)地面試驗(yàn)等關(guān)鍵試驗(yàn)技術(shù)，并基于我國國情提出以上試驗(yàn)的初步方案。最后對我國開展核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)提出一些建議。

1 核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)技術(shù)發(fā)展

20紀(jì)40年代，隨著“曼哈頓”計(jì)劃的成功，人們認(rèn)識到了核能的巨大威力，一些科學(xué)家開始論證將核能應(yīng)用于空間的可行性。二戰(zhàn)后，美國和蘇聯(lián)進(jìn)入冷戰(zhàn)時(shí)期，在強(qiáng)烈的戰(zhàn)略需求的推動下，從20世紀(jì)50年代開始進(jìn)行核熱推進(jìn)的技術(shù)研究并開展地面試驗(yàn)。

1.1 美國核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)的發(fā)展

美國核熱推進(jìn)的技術(shù)研究與地面試驗(yàn)發(fā)展依托于國家政策進(jìn)行，其過程大致可分為三個(gè)階段。

第一階段從20世紀(jì)50年代開始到70年代結(jié)束。1955年，美國啟動漫游者(Rover)計(jì)劃，以大型洲際彈道導(dǎo)彈為應(yīng)用背景，研制大型核熱火箭發(fā)動機(jī)。1961年，Rover計(jì)劃取得了較快的進(jìn)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(jī)應(yīng)用到空間任務(wù)，于1962年啟動了核火箭發(fā)動機(jī)應(yīng)用(NERVA)計(jì)劃，以期利用Rover計(jì)劃取得的成果，研制空間核熱火箭發(fā)動機(jī)。Rover/NERVA計(jì)劃期間，美國在拉斯維加斯西北的內(nèi)華達(dá)試驗(yàn)場的沙漠上建立了核火箭研發(fā)中心?？蒲腥藛T建造了大量地面試驗(yàn)支持設(shè)施，以及KIWI、Phoebus 和Pewee 系列的20余臺試驗(yàn)反應(yīng)堆和6臺核熱火箭發(fā)動機(jī)原型，完成了多次推進(jìn)系統(tǒng)臺架試驗(yàn)，取得了豐碩成果[5]。圖2是Rover/NERVA計(jì)劃期間的幾種核熱火箭發(fā)動機(jī)原型示意圖。

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

第二階段主要依托于20世紀(jì)80年代末到90年代初的空間核熱推進(jìn)(SNTP)項(xiàng)目[6-7]和太空探索倡議(SEI)計(jì)劃[8]。1987年美國制定了Timberwind計(jì)劃，冷戰(zhàn)結(jié)束后更名為SNTP項(xiàng)目。該項(xiàng)目計(jì)劃研究結(jié)構(gòu)更為緊湊、推重比更高的空間核熱火箭發(fā)動機(jī)。SNTP計(jì)劃深入研究了顆粒球床反應(yīng)堆(PBR)技術(shù)，但并未進(jìn)行全規(guī)模的地面試驗(yàn)，而是通過一系列小型試驗(yàn)證明了該技術(shù)的可行性，并設(shè)計(jì)了綜合性地面試驗(yàn)系統(tǒng)，即球床堆元件綜合性能測試系統(tǒng)(PIPET)[9]。1989年，時(shí)任美國總統(tǒng)喬治·布什發(fā)布了SEI計(jì)劃，并提出要重返月球和探索火星。該計(jì)劃期間，研究人員論證了核熱推進(jìn)的若干技術(shù)方案，認(rèn)為NERVA改進(jìn)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(yīng)用前景[10]。SEI計(jì)劃主要停留在方案論證階段，沒有開展地面試驗(yàn)。

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(jù)此，NASA于2011年在探索技術(shù)發(fā)展和演示(ETDD)計(jì)劃下重啟了核熱推進(jìn)技術(shù)的研究工作，進(jìn)行基礎(chǔ)技術(shù)研究和演示驗(yàn)證，該項(xiàng)目后來演變?yōu)楹说蜏赝七M(jìn)級(NCPS)項(xiàng)目[11-12]。目前該項(xiàng)目已完成燃料元件模擬器的升級改造并開始進(jìn)行試驗(yàn)[13]，針對發(fā)動機(jī)地面帶核試驗(yàn)的廢氣處理問題設(shè)計(jì)了地面集中處理和地表下主動廢氣過濾[14]兩種試驗(yàn)方案。

1.2 蘇聯(lián)/俄羅斯核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)的發(fā)展

蘇聯(lián)在20世紀(jì)50年代設(shè)計(jì)了用于洲際彈道導(dǎo)彈的核熱火箭發(fā)動機(jī)，后由于常規(guī)液體火箭發(fā)動機(jī)很快被成功應(yīng)用于洲際彈道導(dǎo)彈而終止。此后，隨著載人火星探測構(gòu)想的提出，以及在低溫液氫推進(jìn)劑研究上取得的進(jìn)展，從1961年起，蘇聯(lián)開始設(shè)計(jì)以液氫為推進(jìn)劑的核熱火箭發(fā)動機(jī)。1965年，蘇聯(lián)決定建造推力為36kN、比沖大于900s的核熱火箭發(fā)動機(jī)RD-0410。為了提供與核熱推進(jìn)系統(tǒng)實(shí)際運(yùn)行工況一致的試驗(yàn)條件，蘇聯(lián)專門建立了3座重要的研究堆，即高通量石墨脈沖堆IGR、實(shí)驗(yàn)反應(yīng)堆IVG-I和實(shí)驗(yàn)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(yīng)堆上完成燃料元件動態(tài)試驗(yàn)，受測燃料元件的功率密度達(dá)到30kW/cm3；2) 在IVG-1反應(yīng)堆上對大約300個(gè)全尺寸燃料組件開展了壽命考驗(yàn)試驗(yàn)；3)把IRGIT原型堆運(yùn)行到了90MW的功率水平，氫氣出口溫度超過3000K。

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

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

1.3 國外核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)技術(shù)發(fā)展總結(jié)

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

蘇聯(lián)核熱推進(jìn)的技術(shù)研發(fā)更注重基礎(chǔ)性研究，著重在元件或組件級別進(jìn)行試驗(yàn)，最終對整個(gè)反應(yīng)堆原理樣機(jī)進(jìn)行試驗(yàn)。目前俄羅斯已經(jīng)研制出工作溫度高于3000K的材料，這將有助于進(jìn)一步提高核熱火箭發(fā)動機(jī)的性能指標(biāo)。

總體來說，美俄兩國都取得了重大進(jìn)展，完成核熱火箭發(fā)動機(jī)地面臺架試驗(yàn)和演示驗(yàn)證，具備開展反應(yīng)堆燃料元件非核模擬試驗(yàn)、發(fā)動機(jī)整機(jī)試驗(yàn)和飛行試驗(yàn)的能力，為核熱推進(jìn)的空間應(yīng)用奠定了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)。

2 核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)技術(shù)分類

按照核熱推進(jìn)的技術(shù)原理組成，核熱推進(jìn)技術(shù)可分為總體設(shè)計(jì)技術(shù)、燃料元件制備技術(shù)、工質(zhì)輸送技術(shù)、整機(jī)試驗(yàn)技術(shù)和運(yùn)行控制技術(shù)等5類關(guān)鍵技術(shù)領(lǐng)域[17]，這5大關(guān)鍵技術(shù)領(lǐng)域又可進(jìn)一步細(xì)分為若干項(xiàng)關(guān)鍵技術(shù)。每種關(guān)鍵技術(shù)的攻關(guān)都需要進(jìn)行相應(yīng)的地面試驗(yàn)，并根據(jù)試驗(yàn)結(jié)果的分析，不斷改進(jìn)方案設(shè)計(jì)。參考美國和俄羅斯的核熱推進(jìn)技術(shù)研發(fā)路線和地面試驗(yàn)經(jīng)驗(yàn)[18]，經(jīng)過仔細(xì)梳理和分析，可將核熱火箭發(fā)動機(jī)地面試驗(yàn)劃分為近20個(gè)子試驗(yàn)。核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)需要依托地面設(shè)施進(jìn)行,有些地面試驗(yàn)可以利用已有的反應(yīng)堆或核設(shè)施，例如核燃料或材料的輻照考驗(yàn)試驗(yàn)，但大多數(shù)地面試驗(yàn)需要規(guī)劃建設(shè)專有的地面設(shè)施。核熱推進(jìn)系統(tǒng)的一些關(guān)鍵技術(shù)研發(fā)必須在其他基礎(chǔ)技術(shù)研發(fā)成功的基礎(chǔ)上進(jìn)行，因此在開展地面試驗(yàn)時(shí)，需要根據(jù)技術(shù)路線考慮各類試驗(yàn)的優(yōu)先級。參考美國核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)技術(shù)的研究結(jié)果[18]，給出表1所示的各類地面設(shè)施的簡要介紹和技術(shù)研發(fā)的優(yōu)先級，以及圖4所示的邏輯關(guān)系。

表1 核熱推進(jìn)地面設(shè)施功能描述[18]

圖4 核熱推進(jìn)地面設(shè)施試驗(yàn)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(jìn)技術(shù)研發(fā)所需要的地面試驗(yàn)設(shè)施龐大而復(fù)雜，而且?guī)Ш嗽囼?yàn)相對于無核試驗(yàn)成本更高、周期更長，優(yōu)先級更高。對于核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)的各類技術(shù)而言，燃料元件試驗(yàn)技術(shù)及其地面設(shè)施是發(fā)展核熱推進(jìn)技術(shù)的核心，而整機(jī)地面試驗(yàn)技術(shù)方案是研發(fā)核熱推進(jìn)的關(guān)鍵。

3 核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)初步方案設(shè)計(jì)

燃料元件的研發(fā)是核熱推進(jìn)技術(shù)研發(fā)過程中最為核心和難度最大的工作，同時(shí)也是必須首先開展的基礎(chǔ)性研究工作。核熱推進(jìn)反應(yīng)堆的燃料元件運(yùn)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(yīng)堆運(yùn)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(yùn)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(jìn)一般采用氫氣作為推進(jìn)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(xué)腐蝕。

3.1 燃料元件非核試驗(yàn)

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(yàn)測試其基本性能，然后根據(jù)實(shí)驗(yàn)結(jié)果進(jìn)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(jī)(CERMET-SNRE)方案[4，20]。該方案反應(yīng)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(jié)構(gòu)如圖5所示。CERMET-SNRE方案反應(yīng)堆額定運(yùn)行功率為500MW，推力為100kN，理想比沖為922s。針對CERMET-SNRE反應(yīng)堆方案，制定了燃料元件非核試驗(yàn)初步方案。試驗(yàn)所需技術(shù)指標(biāo)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(shù)值最高燃料元件樣品試驗(yàn)溫度≥ 3000K最高氫氣溫度≥ 2800K最大氫氣質(zhì)量流量≥ 65g/s最高運(yùn)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(nèi)沒有可以滿足表2技術(shù)指標(biāo)要求的裝置，需要建立專用試驗(yàn)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(yàn)溫度極高，難以采用接觸式電阻加熱方法，應(yīng)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(jìn)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(shè)計(jì)建造的核熱推進(jìn)燃料元件環(huán)境模擬器(NTREES)[21]，初步制定了圖6所示的試驗(yàn)裝置方案。

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

燃料元件非核試驗(yàn)裝置的主要部件包括壓力容器、電感加熱器、紅外測溫系統(tǒng)等。

壓力容器最大允許壓力為10MPa，設(shè)計(jì)壓力為12MPa，試驗(yàn)運(yùn)行時(shí)內(nèi)部充滿氬氣以提供保護(hù)。容器壁留有觀測孔供紅外測溫使用和方便肉眼觀測試驗(yàn)現(xiàn)象。電感加熱器為線圈提供交流電，線圈通過電磁感應(yīng)在測試件內(nèi)產(chǎn)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(jìn)行電磁耦合。

紅外測溫系統(tǒng)用來測量溫度。之所以不選用熱電偶測溫計(jì)，是因?yàn)闇y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(yuǎn)距離測量溫度，其性能優(yōu)于熱電偶。

進(jìn)行試驗(yàn)時(shí)應(yīng)循序漸進(jìn)地逐步逼近核熱推進(jìn)反應(yīng)堆內(nèi)部真實(shí)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(jìn)行冷流測試和熱流測試。通過測試獲得裝置內(nèi)氣體流動情況、樣品的功率和溫度分布，并檢查試驗(yàn)設(shè)計(jì)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(jìn)行冷流測試和熱流測試，以檢驗(yàn)安全設(shè)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(nèi)的傳熱和氫氣流動特性，以及燃料元件內(nèi)氫氣電離特性。3)最后使用氫氣和測試元件進(jìn)行熱流測試，測量燃料在真實(shí)反應(yīng)堆條件下的耐受性，并據(jù)此評估核熱火箭發(fā)動機(jī)的行為特性。

3.2 燃料元件輻照考驗(yàn)試驗(yàn)

在進(jìn)行燃料元件非核試驗(yàn)之后，需要開展燃料元件輻照考驗(yàn)，以測試輻照效應(yīng)對燃料元件整體性能的影響，研究燃料元件的堆內(nèi)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(shù)據(jù)，然后不斷改進(jìn)燃料元件設(shè)計(jì)，提升其性能。

針對CERMET-SNRE反應(yīng)堆方案，制定了如表3所示的燃料元件輻照考驗(yàn)試驗(yàn)技術(shù)指標(biāo)。

表3 燃料元件輻照考驗(yàn)試驗(yàn)技術(shù)要求

目前國內(nèi)現(xiàn)有的反應(yīng)堆設(shè)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(shè)計(jì)建造新的核熱推進(jìn)燃料元件專用試驗(yàn)反應(yīng)堆。美國和蘇聯(lián)在20世紀(jì)都曾建造過專門用于核熱推進(jìn)燃料元件輻照考驗(yàn)的原型反應(yīng)堆，例如美國的NF-1反應(yīng)堆和蘇聯(lián)的IVG-1反應(yīng)堆等。圖7是美國Rover/NERVA計(jì)劃末期建成的NF-1(Nuclear Furnace 1)試驗(yàn)反應(yīng)堆[19]的橫截面示意圖，可為我國設(shè)計(jì)原型堆提供重要參考。

圖7 NF-1反應(yīng)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(xiàn)有反應(yīng)堆的輻照考驗(yàn)加上輻照后電加熱試驗(yàn)代替原型堆內(nèi)的輻照考驗(yàn)試驗(yàn)。其具體方案如下:首先在已有的試驗(yàn)堆中進(jìn)行燃料元件的輻照考驗(yàn)，若無法模擬原型堆內(nèi)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(yàn)后的燃料元件再次置于電加熱設(shè)備的原型溫度和氫氣流速條件下進(jìn)行試驗(yàn)?；诖嗽囼?yàn)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(jī)設(shè)計(jì)與試驗(yàn)。這種試驗(yàn)方案相對于原型堆內(nèi)輻照考驗(yàn)試驗(yàn)，能夠節(jié)省大量的研發(fā)時(shí)間與經(jīng)費(fèi)成本。

針對CERMET-SNRE反應(yīng)堆方案，按照第二種試驗(yàn)方案思路，制定了以下的初步試驗(yàn)方案?，F(xiàn)有反應(yīng)堆的輻照考驗(yàn)可以在中國實(shí)驗(yàn)快堆(CEFR)上進(jìn)行。CEFR是我國目前唯一一座快中子譜實(shí)驗(yàn)反應(yīng)堆，其熱功率為65MWt，采用鈉-鈉-水三回路設(shè)計(jì)，堆芯入口溫度360℃，出口溫度530℃，于2010年7月21日首次達(dá)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(diǎn)，最大中子注量率可達(dá)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(yàn)。在CEFR中進(jìn)行核熱推進(jìn)燃料元件的輻照考驗(yàn)試驗(yàn)時(shí)，需要設(shè)計(jì)專用的輻照靶件。在燃料元件輻照考驗(yàn)試驗(yàn)完成后再次進(jìn)行電加熱試驗(yàn)，最后取出運(yùn)送至熱室進(jìn)行輻照后檢驗(yàn)。

初步輻照考驗(yàn)試驗(yàn)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(shù)指標(biāo)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(xiàn)有反應(yīng)堆(CEFR)內(nèi)燃料元件輻照考驗(yàn)初步方案Fig.8 Preliminary scheme of fuel element irradiation testing in an existing reactor(CEFR)

3.3 整機(jī)地面試驗(yàn)

整機(jī)地面試驗(yàn)是將核熱火箭發(fā)動機(jī)的各子系統(tǒng)集成為一個(gè)整體，針對全系統(tǒng)開展啟動、運(yùn)行等一系列試驗(yàn)操作，驗(yàn)證核熱火箭發(fā)動機(jī)的整體性能與可靠性。整機(jī)地面試驗(yàn)按照熱量產(chǎn)生方式可分為非核整機(jī)地面試驗(yàn)和帶核整機(jī)地面試驗(yàn)。非核整機(jī)地面試驗(yàn)利用電加熱或者燃?xì)饧訜岬姆磻?yīng)堆模擬器來模擬核裂變反應(yīng)產(chǎn)生的熱量。與非核整機(jī)地面試驗(yàn)相比，帶核整機(jī)地面試驗(yàn)使用與真實(shí)核熱火箭發(fā)動機(jī)的反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)、功率完全一致的模擬樣機(jī)來進(jìn)行，試驗(yàn)復(fù)雜度高、難度大，是核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)的關(guān)鍵環(huán)節(jié)。這里主要介紹帶核整機(jī)地面試驗(yàn)。

帶核整機(jī)地面試驗(yàn)需要使用高濃鈾核燃料和大量液氫，危險(xiǎn)性高，因此需要設(shè)計(jì)并建造專門地面設(shè)施并加入多種安全保障措施，以應(yīng)對可能造成的核泄漏問題。在試驗(yàn)設(shè)施選址方面，根據(jù)文獻(xiàn)調(diào)研，世界上僅有的兩個(gè)進(jìn)行過核熱火箭發(fā)動機(jī)帶核整機(jī)地面試驗(yàn)的地址[15,22]，分別位于美國內(nèi)華達(dá)核試驗(yàn)基地和蘇聯(lián)塞米巴拉金斯克核試驗(yàn)基地。這兩處地點(diǎn)都曾是核武器試驗(yàn)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(yàn)基地開展核熱推進(jìn)系統(tǒng)的帶核整機(jī)試驗(yàn)。

帶核整機(jī)試驗(yàn)的目的在于獲取完整的發(fā)動機(jī)性能數(shù)據(jù)與異常運(yùn)行信息，檢驗(yàn)子系統(tǒng)部件之間的相互協(xié)調(diào)配合程度，以及驗(yàn)證控制系統(tǒng)的有效性與靈活性等。針對CERMET-SNRE的反應(yīng)堆方案，考慮到試驗(yàn)成本和規(guī)模，初步制定了表4所示的部分技術(shù)指標(biāo)。

表4 帶核整機(jī)試驗(yàn)部分技術(shù)指標(biāo)

核熱火箭發(fā)動機(jī)地面整機(jī)試驗(yàn)中一個(gè)不容忽視的問題是試驗(yàn)設(shè)施的排氣處理方案的設(shè)計(jì)。核熱火箭整機(jī)試驗(yàn)時(shí)，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(shí)也需要對排氣中的放射性物質(zhì)進(jìn)行捕集，過濾達(dá)標(biāo)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?qū)ε艢膺M(jìn)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(yàn)場的鉆井(曾用作核武器試驗(yàn))中，利用當(dāng)?shù)馗呖紫堵实纳笆寥雷鳛檫^濾器對排氣進(jìn)行凈化，最終將經(jīng)過凈化的氣體從地表排出。SAFE方案充分利用了試驗(yàn)場優(yōu)越的地理地質(zhì)條件，大量減少了地面排氣處理系統(tǒng)的設(shè)備，能夠?qū)⒊杀窘抵猎瓉淼?/10。采用SAFE方案的帶核整機(jī)地面試驗(yàn)方案如圖9所示。

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

SAFE方案是建立在美國內(nèi)華達(dá)試驗(yàn)場優(yōu)越的地理地質(zhì)條件上的。美國研究人員曾重點(diǎn)研究內(nèi)華達(dá)試驗(yàn)場內(nèi)部及其周圍的地質(zhì)狀況，并對SAFE方案中廢氣在土壤中的流動和凈化過程進(jìn)行了仿真計(jì)算[24-25]，計(jì)算結(jié)果表明內(nèi)華達(dá)試驗(yàn)場周圍的土壤沖擊層完全能夠處理核火箭向鉆井內(nèi)排放的混合廢氣，廢氣中含有的少量放射性物質(zhì)會被多孔巖層和土壤吸收，放射性物質(zhì)分布密度極低。即使在核火箭滿功率運(yùn)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(xué)變化。

對于我國的帶核整機(jī)地面試驗(yàn)，應(yīng)該首先評估SAFE方案的可參考性，盡早對核試驗(yàn)基地的地理地質(zhì)條件進(jìn)行考察。如果試驗(yàn)場附近的砂石土壤的孔隙率、含水量、滲透系數(shù)和降水量等特性滿足安全要求，則應(yīng)以SAFE方案為基礎(chǔ)制定帶核整機(jī)地面試驗(yàn)方案；若地質(zhì)條件無法滿足，則需要在地面試驗(yàn)設(shè)施中增加排氣處理系統(tǒng)。

4 對我國開展核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)的建議

在對國外核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)情況充分調(diào)研的基礎(chǔ)上，結(jié)合我國目前的工業(yè)水平和核熱推進(jìn)發(fā)展情況，對于我國開展核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)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(yàn)都有一票否決權(quán)。核熱推進(jìn)地面試驗(yàn)應(yīng)重點(diǎn)考慮以下幾點(diǎn)安全問題。反應(yīng)堆的短時(shí)間、高功率運(yùn)行會產(chǎn)生放射性裂變產(chǎn)物，應(yīng)做好輻射屏蔽工作。反應(yīng)堆使用高濃鈾燃料，應(yīng)在運(yùn)輸過程中加強(qiáng)安保力量。發(fā)動機(jī)地面試驗(yàn)需要使用大量液氫，氫氣安全問題也需要重視。另外，在設(shè)計(jì)地面試驗(yàn)設(shè)施應(yīng)運(yùn)用縱深防御原則，設(shè)置多道屏障以防止試驗(yàn)事故時(shí)放射性物質(zhì)大量泄露。

2)重點(diǎn)關(guān)注燃料試驗(yàn)。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(jī)的關(guān)鍵因素，需要優(yōu)先考慮燃料設(shè)計(jì)、制造成型和輻照考驗(yàn)試驗(yàn)等相關(guān)技術(shù)的進(jìn)展，給予重點(diǎn)關(guān)注并盡早開展工作。

3)精心策劃，減少成本。核熱推進(jìn)技術(shù)的研發(fā)和試驗(yàn)需要大量的地面設(shè)施，全部重新建造專用設(shè)施所需成本太高。因此，建議對國內(nèi)已有設(shè)施進(jìn)行評估，在滿足試驗(yàn)指標(biāo)的前提下，盡量利用已有設(shè)施完成試驗(yàn)。另外還需考慮各類地面試驗(yàn)之間的邏輯關(guān)系，將關(guān)聯(lián)性強(qiáng)的試驗(yàn)設(shè)施建造在同一試驗(yàn)場內(nèi)。