蘇光輝，章 靜，王成龍

1 引言

動(dòng)力技術(shù)是空間技術(shù)中的核心技術(shù)之一，直接影響到航天器的規(guī)模、壽命及使用范圍。目前航天器主要的能源有化學(xué)能、太陽(yáng)能與核能源，隨著未來(lái)太空探索任務(wù)需求的日益提高，以及太陽(yáng)能、化學(xué)能在深空探索任務(wù)和星表探索任務(wù)中的局限性，核能由于其具有能量密度高、功率質(zhì)量比高、不受環(huán)境影響、可在惡劣環(huán)境中服役等優(yōu)點(diǎn)，在航天技術(shù)中可應(yīng)用的區(qū)間廣泛，在近地軌道衛(wèi)星、空間站、核熱火箭以及為其他星球表面基地提供電力等方面，都具有廣泛前景，是未來(lái)航天動(dòng)力電源技術(shù)的主要方向。

2 載人航天需要核能

目前，載人航天主要能源有3類：太陽(yáng)能、化學(xué)能以及核能。太陽(yáng)能電池技術(shù)相對(duì)成熟，可靠性高，可長(zhǎng)時(shí)間供電，在航天器中應(yīng)用廣泛。但其在星球陰面、深空等環(huán)境下不能工作，在太陽(yáng)能通量低深空探索領(lǐng)域以及星表探測(cè)方面沒(méi)有優(yōu)勢(shì)，如圖1所示[1]?；瘜W(xué)電池技術(shù)成熟、結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)單、電力輸出穩(wěn)定；但目前的電源功率均在千瓦內(nèi)、壽命較短，并受化學(xué)反應(yīng)限制，在低溫條件下性能降低。核能在航天的應(yīng)用主要有放射性同位素電源、空間核反應(yīng)堆電源、核熱推進(jìn)等，是自主能源，能量密度大，溫度極高，基本不受太空環(huán)境影響，可實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)時(shí)間、大功率的供電以及高比沖的核熱推進(jìn)。

圖1 太陽(yáng)能通量與太陽(yáng)的距離[1]Fig.1 Solar energy flux versus distance from the Sun[1]

圖2 給出了不同空間電源的適用范圍[2]。圖中可見(jiàn)太陽(yáng)能與同位素電源的適用區(qū)間很小，多用在長(zhǎng)時(shí)間低功率的空間任務(wù)中；化學(xué)能電源的壽期很短；而核能技術(shù)在航天技術(shù)中應(yīng)用的區(qū)間廣，從近地軌道飛行器、空間站供電，至其他星球表面基地電力以及核熱火箭推進(jìn)，都有應(yīng)用。

3 核電源在載人航天中的應(yīng)用

圖2 航天中的能源應(yīng)用[2]Fig.2 Energy source utilization in aerospace[2]

核電源主要包括放射性同位素電源和核反應(yīng)堆電源。放射性同位素電源技術(shù)目前已經(jīng)比較成熟，在國(guó)內(nèi)外航天中應(yīng)用廣泛。核反應(yīng)堆電源通過(guò)核反應(yīng)堆堆芯燃料持續(xù)裂變反應(yīng)釋放熱能，直接在反應(yīng)堆堆芯內(nèi)通過(guò)熱電轉(zhuǎn)換裝置將裂變能轉(zhuǎn)化為電能，或通過(guò)冷卻劑(或高溫?zé)峁?將熱能帶出至熱電轉(zhuǎn)換裝置系統(tǒng)，轉(zhuǎn)化為電能。核反應(yīng)堆電源的能量密度高，相比其他電源具有較高的功率質(zhì)量比，功率調(diào)節(jié)范圍大、提升功率快、機(jī)動(dòng)性高、體積小、比面積小、隱蔽性好、環(huán)境適應(yīng)能力強(qiáng)，同時(shí)對(duì)太空垃圾的撞擊具有很好的抵御性，可在其他電源無(wú)法工作的惡劣環(huán)境中工作，是載人星球探測(cè)及無(wú)人深空探測(cè)領(lǐng)域最具應(yīng)用前景的電源。

目前提出的核反應(yīng)堆電源主要分為4種：熱離子核反應(yīng)堆電源、液態(tài)金屬冷卻核反應(yīng)堆電源、氣冷核反應(yīng)堆電源、熱管冷卻核反應(yīng)堆電源。盡管各種反應(yīng)堆電源設(shè)計(jì)上有一些差異，但基本都是由堆芯、輻射屏蔽、熱電轉(zhuǎn)換裝置、輻射散熱器構(gòu)成，如圖3所示。熱電轉(zhuǎn)換方式分為靜態(tài)熱電轉(zhuǎn)換和動(dòng)態(tài)熱電轉(zhuǎn)換2種，靜態(tài)熱電轉(zhuǎn)換主要包含熱電偶熱電轉(zhuǎn)換、堿金屬熱電轉(zhuǎn)換以及熱離子熱電轉(zhuǎn)換，堿金屬熱電轉(zhuǎn)換實(shí)驗(yàn)室測(cè)試下轉(zhuǎn)換效率高，但在核反應(yīng)堆電源上應(yīng)用尚不成熟，熱電偶熱電轉(zhuǎn)換和熱離子熱電轉(zhuǎn)換轉(zhuǎn)換效率低(7%)，功率較低，無(wú)法滿足大功率航天特種設(shè)備需要，目前多用于小功率的空間探測(cè)器；動(dòng)態(tài)熱電轉(zhuǎn)換主要包含斯特林循環(huán)、布雷頓循環(huán)和朗肯循環(huán)，轉(zhuǎn)換效率高、功率高，但由于存在運(yùn)動(dòng)部件、氣體密封問(wèn)題及振動(dòng)較高等原因，技術(shù)難度相對(duì)較大。

根據(jù)太空軌道與星球表面所處的環(huán)境的差異性，如重力、散熱方式、中子屏蔽方式等，核反應(yīng)堆電源又分為軌道核反應(yīng)堆電源和星表核反應(yīng)堆電源。

圖3 空間核反應(yīng)堆電源結(jié)構(gòu)Fig.3 System schematic diagram of space nuclear power reactor

軌道核反應(yīng)堆電源主要用于為深空探測(cè)器和地球探測(cè)器提供能量。1962年美國(guó)發(fā)射了第一個(gè)軌道核反應(yīng)堆電源SNAP-10A，采用了液態(tài)金屬冷卻快堆與溫差發(fā)電器結(jié)合路線，該系列反應(yīng)堆具有重量輕、堆芯壓力低、溫度反應(yīng)系數(shù)為負(fù)等優(yōu)點(diǎn)，設(shè)計(jì)輸出功率563 We，熱電轉(zhuǎn)換效率只有1.6%，SNAP-8、SNAP-50等都源自于這種鈾鋯氫化物與液態(tài)金屬冷卻的反應(yīng)堆[3]。1983年在美國(guó)戰(zhàn)略防御倡議計(jì)劃(SDI)背景下提出的SP-100型核反應(yīng)堆電源，設(shè)計(jì)功率100 kW，可以與斯特林轉(zhuǎn)化裝置進(jìn)行開(kāi)發(fā)與結(jié)合(SP-100 SPDE)，以獲得較低的質(zhì)量功率比；與布雷頓系統(tǒng)結(jié)合(SP-100布雷頓系統(tǒng))則應(yīng)用于星表核反應(yīng)堆電源。同期美國(guó)組建了“TOPAZ國(guó)際計(jì)劃”，從蘇聯(lián)購(gòu)買TOPAZ-2熱離子核反應(yīng)堆進(jìn)行測(cè)試改良并開(kāi)發(fā)下一代空間核電系統(tǒng)，設(shè)計(jì)了SPACE-R熱離子空間核反應(yīng)堆電源[3]。雖然美國(guó)在這一時(shí)期提出了大量的軌道核反應(yīng)堆電源的設(shè)計(jì)方案，但提出的方案到目前為止大多停留在設(shè)計(jì)階段。

由于熱離子核反應(yīng)堆電源存在功率低、轉(zhuǎn)換效率低、系統(tǒng)復(fù)雜等缺點(diǎn)，美國(guó)將研究方向轉(zhuǎn)向熱管技術(shù)和動(dòng)態(tài)轉(zhuǎn)換的設(shè)計(jì)方案。目前研究最為深入的是熱管堆與斯特林轉(zhuǎn)換器結(jié)合Kilopower核反應(yīng)堆電源，1 kWe的電源設(shè)計(jì)采用高富集鈾鉬合金為活性區(qū)燃料，堆芯熱量由鈉熱管帶出，電源系統(tǒng)質(zhì)量406 kg，工作壽命15年，熱電轉(zhuǎn)化裝置采用SUMPOWER公司生產(chǎn)的ASE-E2自由活塞斯特林發(fā)電機(jī)[4]，如圖4所示。2012年進(jìn)行了局部驗(yàn)證試驗(yàn)“DUFF”，該試驗(yàn)臺(tái)采用了半球型反射層，位于反射層中心的239Pu核燃料通過(guò)水熱管與外部的斯特林轉(zhuǎn)換器連接，如圖5所示。DUFF試驗(yàn)測(cè)試了單個(gè)斯特林轉(zhuǎn)換器及單根熱管從堆芯的穩(wěn)態(tài)與瞬態(tài)傳熱情況，驗(yàn)證設(shè)計(jì)的可行性，但該試驗(yàn)并沒(méi)有考慮斯特林轉(zhuǎn)換器和熱管的連接方式。2015年進(jìn)行了更加系統(tǒng)性的試驗(yàn)“KURSTY”，堆芯采用電加熱方式，堆芯材料選用熱工特性與高濃縮鈾非常相近貧化鈾(DU)，該試驗(yàn)可測(cè)試堆芯機(jī)械材料屬性、與熱管接觸面的熱工特性，全部測(cè)試設(shè)備均處于真空室中，KURSTY試驗(yàn)裝置如圖6所示。

圖4 Kilopower-1k We核反應(yīng)堆電源[4]Fig.4 Schematic diagram of Kilopower-1kWe[4]

圖5 DUFF實(shí)驗(yàn)裝置[4]Fig.5 Experimental device of DUFF[4]

圖6 KRUSTY實(shí)驗(yàn)裝置[4]Fig.6 Experimental device of KRUSTY[4]

在美國(guó)發(fā)展的同期，蘇聯(lián)1970~1988年間發(fā)射了33顆BUK型軌道核電源，采用了液態(tài)金屬冷卻快堆與溫差發(fā)電器結(jié)合路線，設(shè)計(jì)輸出功率為3 kWe，系統(tǒng)質(zhì)量為1250 kg。在1987年發(fā)射TOPAZ系列軌道核反應(yīng)堆電源，設(shè)計(jì)輸出功率為5.5 kWe，并運(yùn)行6個(gè)月[3]。TOPAZ中，反應(yīng)堆熱源和熱離子轉(zhuǎn)換器組成了反應(yīng)堆轉(zhuǎn)換器獨(dú)立裝置，高溫區(qū)僅受發(fā)射極的限制，且低溫端的溫度相對(duì)較高，降低了輻射冷卻器的要求，使系統(tǒng)回路更加緊湊。熱離子核反應(yīng)堆電源仍是俄羅斯主要的研究方向，仍然進(jìn)行大功率(kW~MW)熱離子空間核電反應(yīng)堆Gerkules空間核動(dòng)力拖船的研發(fā)工作，如圖7所示。

除了熱離子核反應(yīng)堆電源技術(shù)之外，俄羅斯在2009年提出兆瓦級(jí)空間核動(dòng)力飛船技術(shù)，采用氣冷快堆與布雷頓循環(huán)結(jié)合的路線，輻射散熱器采用了液滴式輻射器的設(shè)計(jì)方案，采用4個(gè)布雷頓透平，轉(zhuǎn)換效率為34%，輸出功率為1 MWe，如圖8所示[5]。從2018年3月俄羅斯官方公布的深海無(wú)人核動(dòng)力潛航器“波塞冬”與核動(dòng)力巡航導(dǎo)彈“海燕”等的技術(shù)分析來(lái)看，可能正是該技術(shù)成果的應(yīng)用[3]。具體軌道核反應(yīng)堆電源數(shù)據(jù)指標(biāo)如表1所示。

圖7 Gerkules空間核動(dòng)力拖船[5]Fig.7 Space tug system of project Gerkules[5]

圖8 俄羅斯兆瓦級(jí)核動(dòng)力飛船[5]Fig.8 Megawatt-class nuclear power propulsion system in Russia[5]

表1 世界典型軌道核反應(yīng)堆電源性能指標(biāo)Table 1 Performance index of typical orbital nuclear power reactors in the world

星表核反應(yīng)堆電源主要定位為月球表面或火星表面的反應(yīng)堆電源。美國(guó)研究SNAP系列空間核電源時(shí)，針對(duì)星表堆設(shè)計(jì)的SNAP-8已經(jīng)提出[14]。由于高溫?zé)峁艿募夹g(shù)成熟，具有可避免單點(diǎn)失效、提高系統(tǒng)的可靠性等優(yōu)點(diǎn)，在2000年前后出現(xiàn)的大量星表核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)均采用熱管堆的設(shè)計(jì)方案，如“HOMER”星表核反應(yīng)堆電源，除了堆芯均采用不銹鋼，價(jià)格降低，低功率設(shè)計(jì)采用靜態(tài)能量轉(zhuǎn)換，中高功率采用動(dòng)態(tài)轉(zhuǎn)換。堆芯包含61根熱管和156根燃料元件，熱量由燃料元件傳遞給柵格中的熱管，由熱管將釋熱帶出堆芯送至能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)[15]，具體結(jié)構(gòu)如圖9、10所示。

圖9 HOMER-15星表核反應(yīng)堆電源堆芯[15]Fig.9 Schematic diagram of reactor core in HOMER-15 planetary surface nuclear power reactor[15]

圖10 HOMER-15星表核反應(yīng)堆電源[15]Fig.10 Schematic diagram of planetary surface nuclear power reactor HOMER-15[15]

美國(guó)新墨西哥大學(xué)提出了SCoRe(扇區(qū)緊湊型空間反應(yīng)堆能源系統(tǒng))設(shè)計(jì)方案[16]，為了避免單點(diǎn)失效，六邊形堆芯被劃分為6個(gè)區(qū)域，各區(qū)熱工、中子物理耦合但水力獨(dú)立，每個(gè)扇區(qū)與各自獨(dú)立的一、二液態(tài)金屬回路連接，并配置獨(dú)立的銣熱管輻射器，沿燃料棒長(zhǎng)度上，在包殼外纏繞有鉬錸金屬絲，形成螺旋型冷卻劑流道，加強(qiáng)對(duì)流換熱。在此基礎(chǔ)上又提出適應(yīng)月球表面的SC-SCORE(固體堆芯)改進(jìn)設(shè)計(jì)，特點(diǎn)是堆芯冷卻劑通道截面為三瓣型，各區(qū)燃料之間的隔離壁及冷卻劑環(huán)形腔室的內(nèi)壁采用平板式熱管分隔，如圖11所示，當(dāng)發(fā)生一個(gè)扇區(qū)發(fā)生失流、失水事故時(shí)，通過(guò)平板式熱管可將該區(qū)裂變熱傳輸?shù)脚R近的另外兩個(gè)扇區(qū)，使反應(yīng)堆可以在一個(gè)較低的功率水平繼續(xù)運(yùn)行[17]。

圖11 SCoRe星表核反應(yīng)堆電源堆芯結(jié)構(gòu)[16]Fig.11 Schematic diagram of reactor core in SCoRe planetary surface nuclear power reactor

隨著斯特林轉(zhuǎn)換器技術(shù)的成熟，2006年美國(guó)航天局進(jìn)行了AFSPS的設(shè)計(jì)[18]，如圖12所示，采用冗余配置使得發(fā)生單點(diǎn)失效時(shí)系統(tǒng)還可繼續(xù)在部分功率水平下運(yùn)行。AFSPS系統(tǒng)有2種模式：①全集成模式：系統(tǒng)被布置在離月球基地1 km遠(yuǎn)的距離上，需要調(diào)壓傳輸(400 V-1000 V-120 V)，不需要月壤挖掘與人員輔助；②月壤屏蔽模式：需要在月面上掘坑或堆積月壤以屏蔽反應(yīng)堆輻射，可布置在離基地100 m遠(yuǎn)的距離上，由于屏蔽效果良好，可進(jìn)行電源的基礎(chǔ)維護(hù)工作。2012年，NASA在對(duì)AFSPS項(xiàng)目評(píng)估后，總結(jié)其優(yōu)勢(shì)及現(xiàn)有技術(shù)，將發(fā)展方向改為模塊化小堆Kilopower-10kWe[19]，采用了8個(gè)1.25 kW斯特林轉(zhuǎn)換器，采用了折疊展開(kāi)式輻射散熱器，結(jié)構(gòu)如圖13所示。

圖12 AFSPS星表核反應(yīng)堆電源[18]Fig.12 Schematic diagram of planetary surface nuclear power reactor AFPSE[18]

圖13 Kilopower-10kWe星表核反應(yīng)堆電源[18]Fig.13 Planetary surface nuclear power reactor Kilopower-10k We[18]

核反應(yīng)堆電源設(shè)計(jì)過(guò)程需綜合考慮熱電轉(zhuǎn)換方式、核反應(yīng)堆類型、輻射散熱器等優(yōu)缺點(diǎn)。當(dāng)前典型星表軌道核反應(yīng)堆電源性能指標(biāo)如表2所示。靜態(tài)熱電轉(zhuǎn)換技術(shù)相比于動(dòng)態(tài)熱電轉(zhuǎn)換技術(shù)更加成熟且體積重量非常小，缺點(diǎn)是轉(zhuǎn)換效率低；動(dòng)態(tài)轉(zhuǎn)換效率較高，但是轉(zhuǎn)換裝置及輻射散熱器較大，重量較大，經(jīng)濟(jì)性變差。熱離子核反應(yīng)堆技術(shù)比較成熟，但效率較低、壽期較短；液態(tài)金屬反應(yīng)堆的采用金屬冷卻劑如NaK、Li等，由于金屬沸點(diǎn)較高，所以反應(yīng)堆回路不需要加壓，但存在冷卻劑腐蝕泄露的風(fēng)險(xiǎn)；氣冷空間堆由于其設(shè)計(jì)特點(diǎn)，輻射器換熱器面積較大，并且氣體工質(zhì)需要加壓，存在氣體泄露風(fēng)險(xiǎn)。目前空間堆通常要求達(dá)到15年的使用壽命，所以要考慮到太空極端條件下和反應(yīng)堆事故情況下的生存能力。由于90年代末先進(jìn)斯特林熱電轉(zhuǎn)換器技術(shù)的成熟以及高溫?zé)峁塥?dú)特的優(yōu)點(diǎn)，熱管冷卻空間堆與斯特林相結(jié)合的方式成為了核反應(yīng)堆電源設(shè)計(jì)發(fā)展的熱點(diǎn)，如圖14所示。

表2 世界典型星表軌道核反應(yīng)堆電源性能指標(biāo)Table 2 Performance index of typical planetary surface nuclear power reactors in the world

核反應(yīng)堆電源具有廣闊的發(fā)展前景，研究方向趨向于低成本、研發(fā)周期短、成熟的技術(shù)設(shè)計(jì)方案，如熱離子轉(zhuǎn)換技術(shù)、高溫?zé)峁芗夹g(shù)、先進(jìn)斯特林轉(zhuǎn)換器技術(shù)等。目前熱門的核反應(yīng)堆電源設(shè)計(jì)采用多回路、模塊化的設(shè)計(jì)方案，事故時(shí)可以保持反應(yīng)堆低功率下運(yùn)行，降低單次發(fā)射失敗的損失。由于我國(guó)相關(guān)研究起步較晚，關(guān)鍵部件的研究應(yīng)在較為成熟的技術(shù)中進(jìn)行選擇，如熱離子技術(shù)、熱管技術(shù)、熱電偶轉(zhuǎn)換技術(shù)等，選擇適當(dāng)?shù)难邪l(fā)方案。

4 核熱推進(jìn)在載人航天中的應(yīng)用

4.1 核熱推進(jìn)分類

圖14 空間堆分類與設(shè)計(jì)方案Fig.14 Classification of space nuclear power reactor

核熱推進(jìn)系統(tǒng)采用核反應(yīng)堆替代液體火箭發(fā)動(dòng)機(jī)中的化學(xué)燃燒室，利用原子核反應(yīng)釋放的熱量，直接加熱推進(jìn)工質(zhì)(例如氫)，通過(guò)擴(kuò)張噴管后高溫推進(jìn)劑工質(zhì)被加速到超音速，從而產(chǎn)生巨大推力。根據(jù)推進(jìn)能的種類和現(xiàn)有構(gòu)想可分為衰變能推進(jìn)、物質(zhì)-反物質(zhì)湮滅熱推進(jìn)、核裂變能推進(jìn)、聚變能推進(jìn)。衰變能推進(jìn)利用放射性核素衰變熱加熱推進(jìn)劑產(chǎn)生推力，但熱功率幅值隨時(shí)間呈指數(shù)衰減；物質(zhì)-反物質(zhì)的湮滅技術(shù)尚無(wú)法在現(xiàn)今的科學(xué)技術(shù)支持下達(dá)到有效的推進(jìn)水平，將作為未來(lái)一種新型的儲(chǔ)能方式進(jìn)行研究；核聚變技術(shù)尚未實(shí)現(xiàn)人為可控的利用；核裂變技術(shù)基于過(guò)去長(zhǎng)期的技術(shù)積累，具有較高技術(shù)成熟度，并且可為未來(lái)可期的聚變熱推進(jìn)技術(shù)奠定一定的理論基礎(chǔ)?，F(xiàn)行的具有一定成熟度或設(shè)想的空間推進(jìn)技術(shù)分類如圖15[27]所示。

圖15 具有一定理論基礎(chǔ)的空間推進(jìn)系統(tǒng)分類[27]Fig.15 Classification of space propulsion systems[27]

文獻(xiàn)[27]給出了功率質(zhì)量比與火箭加速度及排氣速度的平衡關(guān)系，即與火箭加速度成正比，與排氣速度的二次方呈正比。功率質(zhì)量比又是衡量推進(jìn)器性能水平的重要參數(shù)，為了提高功率質(zhì)量比，必須提高火箭加速度與推進(jìn)器排氣速度。在可實(shí)現(xiàn)的幾種推進(jìn)方式中，衰變熱會(huì)隨著時(shí)間呈指數(shù)性衰減，不適用于長(zhǎng)時(shí)間高載荷的運(yùn)輸任務(wù)，而核裂變熱推進(jìn)系統(tǒng)能夠提供較大排氣速度的同時(shí)保持較高的比沖，當(dāng)前而言是最具發(fā)展前景并最具有可實(shí)現(xiàn)的價(jià)值意義，下文所提到的核熱推進(jìn)技術(shù)一般指裂變式核熱推進(jìn)(NFTP)。

裂變式核熱推進(jìn)系統(tǒng)的裂變反應(yīng)堆堆芯是其動(dòng)力的關(guān)鍵，其反應(yīng)產(chǎn)生的熱量提供了推進(jìn)劑加熱膨脹所需的能量。根據(jù)反應(yīng)堆的堆型不同，可分為固體堆芯、液態(tài)堆芯或氣態(tài)堆芯，其中固體堆芯的研發(fā)最為成熟，相應(yīng)技術(shù)也更加可靠，而氣、液態(tài)堆芯因其具有更高的排氣速度則作為未來(lái)發(fā)展的主要方向。固體堆芯NFTP的典型代表是美國(guó)的NERVA計(jì)劃系列反應(yīng)堆與俄羅斯的RD-0410反應(yīng)堆，這兩種反應(yīng)堆均已進(jìn)行過(guò)相應(yīng)的地面實(shí)驗(yàn)，在此基礎(chǔ)上，進(jìn)一步研發(fā)出了諸如非均質(zhì)固態(tài)堆芯NFTP[27](圖16)與卵石層(空間球床)NFTP[27](圖17)等新型反應(yīng)堆，并結(jié)合傳統(tǒng)推進(jìn)技術(shù)的優(yōu)點(diǎn)提出了核電混合與核化混合的混合推進(jìn)NFTP技術(shù)，可應(yīng)用于各類不同的飛行工況并在一定程度上減小推進(jìn)劑的消耗以提高續(xù)航時(shí)間[27]，如圖 18所示。LOx增強(qiáng)型核熱火箭(LANTR)便是核化混合動(dòng)力核熱推進(jìn)發(fā)動(dòng)機(jī)技術(shù)的主要成就之一，在給定的最大推進(jìn)力要求下，該類發(fā)動(dòng)機(jī)可以更小、更輕，相應(yīng)地其所需的裂變材料與屏蔽措施得到減少，極大地節(jié)約了質(zhì)量與成本。其余還有基于旋轉(zhuǎn)穩(wěn)定無(wú)回流技術(shù)的液態(tài)堆芯NFTP系統(tǒng)、液滴式液態(tài)堆芯反應(yīng)堆(DLCR)、排氣速度更高的基于環(huán)形渦流穩(wěn)定的氣態(tài)堆芯NFTP技術(shù)、燈泡型氣態(tài)堆芯NFTP以及以“獵戶座”計(jì)劃為代表的瞬發(fā)超臨界裂變推進(jìn)技術(shù)(出于安全性考慮，瞬發(fā)超臨界裂變推進(jìn)技術(shù)一般不予考慮)都得到了長(zhǎng)足的發(fā)展與進(jìn)步。

圖16 非均質(zhì)固態(tài)堆芯NFTP示意圖[27]Fig.16 Schematic diagram of a generic heterogeneous solid core NFTP[27]

圖17 卵石層NFTP示意圖[27]Fig.17 Draft of a pebble bed NTFP[27]

圖18 混合動(dòng)力核熱推進(jìn)一般示意圖[27]Fig.18 Hybridization of solid core NFTP[27]

一方面，傳統(tǒng)核熱推進(jìn)技術(shù)采用氫氣作為高性能推進(jìn)劑投入使用，氫氣的比熱容高，粘性小，能夠更有效的帶走核熱反應(yīng)產(chǎn)生的熱量，且其密度極低，可有效增加推進(jìn)器的有效載荷比；另一方面，核熱推進(jìn)其自身不需攜帶氧化劑，且得益于反應(yīng)堆的超高能量密度，其具有推力大、比沖高、長(zhǎng)壽命、深空探測(cè)有效載荷小、可多次啟動(dòng)等優(yōu)點(diǎn)。為了更遠(yuǎn)、更快和更高效地進(jìn)行深空探測(cè)、載人行星飛行，核熱推進(jìn)是最有吸引力的選擇。核熱推進(jìn)系統(tǒng)反應(yīng)堆出口的溫度高達(dá)幾千K時(shí)，比沖可達(dá)1000 s以上。相比于化學(xué)火箭，在低地球軌道的有效載荷下核熱推進(jìn)系統(tǒng)就可獲得近10 km/s的末速度增量，大大縮小了地球往返行星之間的時(shí)間。同時(shí)利用核反應(yīng)堆系統(tǒng)的長(zhǎng)壽命無(wú)需換料的優(yōu)勢(shì)，其工作時(shí)間可以延至十年以上。上述優(yōu)勢(shì)能夠大大擴(kuò)展核熱推進(jìn)系統(tǒng)的應(yīng)用范圍，提高任務(wù)的種類和增加任務(wù)的執(zhí)行時(shí)間。火星登陸及探測(cè)是自上世紀(jì)來(lái)國(guó)際關(guān)注熱點(diǎn)，NASA的載人火星探測(cè)技術(shù)文件DRA5.0[28]將核熱推進(jìn)列為首選載人火星探測(cè)器推進(jìn)方案。未來(lái)探測(cè)器要在火星長(zhǎng)時(shí)間或者大范圍勘探工作，核熱推進(jìn)系統(tǒng)有可能采用火星大氣或極地冰層的氫作為推進(jìn)劑，從而大幅減小初始載荷和探測(cè)器規(guī)模。

4.2 各國(guó)發(fā)展情況

自上世紀(jì)四十年代開(kāi)始，各國(guó)都開(kāi)展了空間核推進(jìn)技術(shù)的研究。美俄針對(duì)核熱推進(jìn)在研究初期就制定了一系列計(jì)劃并進(jìn)一步開(kāi)展深入研究，并研發(fā)了一系列核熱推進(jìn)發(fā)動(dòng)機(jī)，如表3所示。美國(guó)于1955年啟動(dòng)了Rover計(jì)劃，以大型洲際彈道導(dǎo)彈為應(yīng)用背景，研制大型核熱推進(jìn)發(fā)動(dòng)機(jī)。20世紀(jì)60年代，以載人月球探測(cè)工程為需求，美國(guó)啟動(dòng)的NERVA計(jì)劃完全具備開(kāi)展樣機(jī)飛行試驗(yàn)的技術(shù)基礎(chǔ)[29]。20世紀(jì)80年代中期美國(guó)國(guó)防部部署的空間核熱推進(jìn)(SNTP)[30]計(jì)劃，進(jìn)一步提高發(fā)動(dòng)機(jī)比沖(＞925 s)和推重比，如圖19。21世紀(jì)初，美國(guó)提出蜂巢結(jié)構(gòu)的反應(yīng)堆SLHC[31]，使得發(fā)動(dòng)機(jī)的比沖與推重比有了較大提升。俄羅斯在核熱推進(jìn)反應(yīng)堆的研制中采用了非均勻堆芯布置的設(shè)計(jì)，在堆型選取上以高溫氣冷堆為主，同時(shí)建立了燃料元件及組件的實(shí)驗(yàn)考核平臺(tái)，用于火星探測(cè)的RD-0410[32]反應(yīng)堆采用非均勻堆芯設(shè)計(jì)，極大地增加了堆芯內(nèi)部換熱面積。

在氫氣推進(jìn)的基礎(chǔ)上，美俄又相繼研發(fā)了以空氣推進(jìn)為基礎(chǔ)的核裂變式推進(jìn)技術(shù)(沖壓式核熱推進(jìn)技術(shù)，如圖20)。相較于傳統(tǒng)的氫氣推進(jìn)，沖壓式核熱推進(jìn)技術(shù)進(jìn)一步降低了推進(jìn)劑所占的質(zhì)量比重，空氣冷卻劑/推進(jìn)劑直接從大氣中抽取，且不需要參與熱量循環(huán)，因此在結(jié)構(gòu)上省略了部分余熱處理系統(tǒng)及推進(jìn)劑循環(huán)系統(tǒng)。普京在2018國(guó)情咨文中提到的核動(dòng)力巡航導(dǎo)彈“海燕”引起了國(guó)際社會(huì)廣泛關(guān)注[33]。

表3 世界上現(xiàn)有核熱推進(jìn)(火箭)發(fā)動(dòng)機(jī)概要Table 3 A summary of the world’s existing nuclear thermal propulsion engines

圖19 SNTP計(jì)劃發(fā)動(dòng)機(jī)堆芯結(jié)構(gòu)[30]Fig.19 Engine core structure of SNTP[30]

圖20 沖壓式核熱推進(jìn)發(fā)動(dòng)機(jī)示意圖[34]Fig.20 Schematic diagram of nuclear ramjet propulsion system engine[34]

4.3 發(fā)展需求

未來(lái)火星探測(cè)器要在火星長(zhǎng)時(shí)間或者大范圍勘探工作，核熱發(fā)動(dòng)機(jī)也可以采用火星大氣環(huán)境的CO2氣體或者極地冰層內(nèi)的氫作為推進(jìn)劑動(dòng)力系統(tǒng)支持，研制利用火星當(dāng)?shù)刭Y源進(jìn)行推進(jìn)劑再加注的核熱發(fā)動(dòng)機(jī)動(dòng)力系統(tǒng)，將其作為未來(lái)探測(cè)器在火星上大范圍活動(dòng)的動(dòng)力裝置，可以大幅度減小發(fā)射至火星上的探測(cè)器的有效載荷，有利于進(jìn)行大規(guī)?；鹦强碧?、開(kāi)發(fā)和利用。

4.4 關(guān)鍵技術(shù)分析

典型的超高溫核熱推進(jìn)系統(tǒng)的發(fā)動(dòng)機(jī)由核反應(yīng)堆、輻射屏蔽、推進(jìn)劑儲(chǔ)箱、渦輪泵和噴管系統(tǒng)組成，如圖21所示，對(duì)應(yīng)核熱推進(jìn)系統(tǒng)研發(fā)需突破的關(guān)鍵技術(shù)的研究包括以下幾方面。

圖21 核熱推進(jìn)發(fā)動(dòng)機(jī)示意圖Fig.21 Schematic diagram of Nuclear thermal propulsion system engine

4.4.1 緊湊的高溫氣冷反應(yīng)堆設(shè)計(jì)技術(shù)

核熱推進(jìn)反應(yīng)堆是核熱推進(jìn)系統(tǒng)的直接能量來(lái)源，是最關(guān)鍵的核心部件。反應(yīng)堆優(yōu)良與否直接決定核熱發(fā)動(dòng)機(jī)整體性能的高低。核熱推進(jìn)反應(yīng)堆本質(zhì)是一種高溫氫冷反應(yīng)堆，由于發(fā)動(dòng)機(jī)的體積、比沖以及推重比等參數(shù)的限制，它與傳統(tǒng)商用的壓水堆具有顯著不同的特點(diǎn)：結(jié)構(gòu)緊湊、體積小、質(zhì)量輕、堆芯功率密度高(能夠達(dá)到壓水堆10倍以上)以及堆芯溫度高(可達(dá)3000 K左右)[47]。核熱推進(jìn)反應(yīng)堆堆芯的功率密度直接決定整個(gè)推進(jìn)系統(tǒng)的推重比水平，是決定核熱火箭發(fā)動(dòng)機(jī)競(jìng)爭(zhēng)力的關(guān)鍵性能參數(shù)。為盡可能提高堆芯功率密度水平，燃料元件與冷卻劑之間必須具有很強(qiáng)的換熱能力，需要在極高的燃料元件表面熱流密度下，限制固體燃料與冷卻劑之間的溫差，保證燃料元件不會(huì)因?yàn)闇囟冗^(guò)高而失效。冷卻劑(一般是氫氣)進(jìn)入堆芯后，會(huì)在較短的流程內(nèi)迅速完成極高溫度的加熱(從300 K左右加熱至接近3000 K)，沿堆芯軸向流動(dòng)方向冷卻劑的溫度梯度極大且熱物性(包括密度、比熱、熱導(dǎo)率、粘度等)也隨之發(fā)生劇烈變化，冷卻劑處于復(fù)雜的可壓縮湍流狀態(tài)中[48]。不同堆芯通道之間的冷卻劑溫度和物性也可能會(huì)存在較大的差異，進(jìn)而容易引發(fā)堆芯通道間的流動(dòng)不穩(wěn)定性，威脅堆芯以及系統(tǒng)的安全性能。于是在反應(yīng)堆體積，重量等各方面條件都受限的情況下，降低反應(yīng)堆內(nèi)功率峰因子，展平反應(yīng)堆功率，強(qiáng)化推進(jìn)劑在反應(yīng)堆內(nèi)的均勻換熱能力，消除反應(yīng)堆局部換熱障礙，保證推進(jìn)劑良好的流動(dòng)穩(wěn)定性也是堆芯設(shè)計(jì)的關(guān)注重點(diǎn)。此外，反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)還需要具有足夠的固有安全性能，能夠在各種事故工況下自主停堆并保持堆芯次臨界。

以上這些特點(diǎn)給核熱推進(jìn)反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)提出了很大挑戰(zhàn)，需要綜合考慮推進(jìn)系統(tǒng)性能需求、燃料材料性能、冷卻劑溫度、反應(yīng)堆功率、體積、質(zhì)量、堆芯控制、臨界安全以及實(shí)際工程應(yīng)用的各種限制因素等，合理選擇核燃料材料，確定燃料元件換熱結(jié)構(gòu)、堆芯燃料元件布置、反應(yīng)性控制方式、反射層結(jié)構(gòu)等。通過(guò)理論分析和實(shí)驗(yàn)研究掌握燃料元件冷卻通道內(nèi)高溫冷卻劑在大溫升、物性劇烈變化情況下可壓縮湍流的流動(dòng)換熱特點(diǎn)與規(guī)律，并結(jié)合堆芯物理熱工多物理場(chǎng)耦合分析計(jì)算以及相關(guān)實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證的反饋，反復(fù)迭代優(yōu)化，最終得到合適的反應(yīng)堆設(shè)計(jì)。

4.4.2 核燃料材料制備技術(shù)

核熱推進(jìn)反應(yīng)堆燃料元件面臨熱氫沖刷腐蝕的惡劣工況環(huán)境，工作溫度可達(dá)3000 K左右，核熱推進(jìn)系統(tǒng)多次啟停的特點(diǎn)以及安全性能需求都對(duì)燃料提出了非?？量痰囊?。核熱推進(jìn)反應(yīng)堆的燃料一般需要具備高溫穩(wěn)定性、與高溫氫氣的相容性、足夠的機(jī)械強(qiáng)度、合適的失效裕度、易于加工制造、裂變產(chǎn)物包容能力強(qiáng)等特點(diǎn)。傳統(tǒng)的化合物燃料如常用的二氧化鈾、氮化鈾、碳化鈾等由于各種原因(高溫蒸發(fā)率高、易與氫氣發(fā)生反應(yīng)等)不能直接應(yīng)用到核熱推進(jìn)反應(yīng)堆中。根據(jù)目前國(guó)際上核熱推進(jìn)研究現(xiàn)狀，核熱推進(jìn)燃料一般可分為 3種：石墨基體燃料、金屬陶瓷(CERMET)燃料以及混合碳化物燃料。石墨基體燃料采用熱解碳包覆的UC2顆粒，并將其彌散在石墨基體中，整個(gè)燃料元件表面通過(guò)化學(xué)蒸氣法沉積一層碳化鋯以減少氫氣的腐蝕，可耐2800 K左右的高溫，之后的燃料工藝改進(jìn)，以UC為基體，加入Zr、Nb、Ta等難熔金屬元素構(gòu)成復(fù)雜的固溶體燃料，相較原有的燃料溫度極限可提高約400 K，此外，還具有較高的熱導(dǎo)率和鈾含量。CERMET燃料是將UO2或者UN顆粒彌散在高溫難熔金屬(Mo或W)基體中做成燃料，CERMET燃料強(qiáng)度高、耐腐蝕能力強(qiáng)、對(duì)裂變產(chǎn)物有較強(qiáng)的包容能力、與高溫氫氣的相容性較好、具有較長(zhǎng)的壽命等特點(diǎn)?；旌咸蓟锶剂鲜菍⒑锈櫟亩蚨嘣蓟锶剂?，即是多種碳化物(ZrC、NbC、TaC等)與UCx相混合而產(chǎn)生。這些燃料材料的研發(fā)，需要在燃料材料成分配比、制備工藝上積極探索、積累經(jīng)驗(yàn)，逐漸掌握核熱推進(jìn)燃料芯體制備技術(shù)。

4.4.3 燃料元件成型技術(shù)

核熱推進(jìn)反應(yīng)堆具有很高的功率密度，燃料元件表面熱流密度大，燃料元件與冷卻劑之間的換熱熱阻直接決定兩者的溫差大小。在核燃料的耐高溫性能一定的情況下，燃料元件的換熱能力越強(qiáng)，冷卻劑最終的出口溫度也能夠越高，越有利于核熱發(fā)動(dòng)機(jī)比沖的提升。為盡力提升換熱能力，燃料元件通常需要被制作成特定的幾何形狀(如美國(guó)的多孔六棱柱式燃料元件，如圖22[49]；俄羅斯的扭轉(zhuǎn)條狀燃料元件)。燃料元件尺寸通常較小以避免其中心與冷卻劑之間產(chǎn)生較高的溫差。此外為避免高速流動(dòng)熱氫對(duì)燃料的沖刷腐蝕，燃料元件的外壁面以及冷卻流道內(nèi)壁面通常需要沉積涂層來(lái)加以保護(hù)，涂層材料的熱膨脹系數(shù)需要與燃料材料盡量保持一致，否則燃料元件溫度升高，燃料與涂層的形變差異會(huì)導(dǎo)致涂層破裂，加速元件的腐蝕失效。以上這些特點(diǎn)都為核熱推進(jìn)燃料元件的加工成型技術(shù)帶來(lái)不小的困難。燃料元件成型技術(shù)需要根據(jù)燃料材料類型和元件換熱結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)采用合適的加工制造工藝，并通過(guò)電化學(xué)等方法在元件表面沉積保護(hù)層，最后采用非核試驗(yàn)、輻照考驗(yàn)等手段驗(yàn)證元件制造工藝的可靠性。

圖22 長(zhǎng)六棱柱燃料組件[49]Fig.22 Long hexagonal fuel assembly[49]

4.4.4 核安全設(shè)計(jì)技術(shù)

核安全問(wèn)題是所有類型反應(yīng)堆發(fā)展都必須面對(duì)的關(guān)乎存廢的原則性問(wèn)題，沒(méi)有充足的安全性能保障，核能的發(fā)展便無(wú)從談起。目前核熱發(fā)動(dòng)機(jī)主要針對(duì)面向上面級(jí)的應(yīng)用，需要經(jīng)常規(guī)化學(xué)運(yùn)載火箭運(yùn)送到目標(biāo)軌道之后啟動(dòng)工作。核熱火箭發(fā)動(dòng)機(jī)工作環(huán)境長(zhǎng)期處于宇宙空間，其運(yùn)行過(guò)程中所面臨的安全問(wèn)題、應(yīng)該遵循的安全準(zhǔn)則以及事故工況下應(yīng)該采取的安全措施都與傳統(tǒng)的地面核設(shè)施具有很大的不同。

4.4.5 核熱火箭發(fā)動(dòng)機(jī)啟動(dòng)技術(shù)

一般傳統(tǒng)地面核設(shè)施對(duì)反應(yīng)堆的啟動(dòng)時(shí)間沒(méi)有特別的要求，啟動(dòng)過(guò)程可以持續(xù)至少數(shù)小時(shí)。而傳統(tǒng)的化學(xué)能火箭的啟動(dòng)則非常迅速，可以達(dá)到毫秒級(jí)別。因此有必要開(kāi)展核熱推進(jìn)反應(yīng)堆快速啟動(dòng)技術(shù)的研究。在反應(yīng)堆啟動(dòng)過(guò)程中，一方面需要選擇合適的方法和速率引入正反應(yīng)性，同時(shí)也要關(guān)注反應(yīng)堆的各種反應(yīng)性效應(yīng)，明確的這些反應(yīng)性反饋的大小和時(shí)間，全程在實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆的快速啟動(dòng)的同時(shí)也要防止瞬發(fā)超臨界的發(fā)生。在啟動(dòng)過(guò)程中，也要考慮到堆芯燃料和結(jié)構(gòu)材料溫度快速上升所帶來(lái)的熱應(yīng)力過(guò)大的問(wèn)題，避免發(fā)生啟動(dòng)過(guò)程中發(fā)生燃料元件失效事故。此外啟動(dòng)過(guò)程中反應(yīng)堆功率快速上升，需要精確地匹配堆芯流量和功率，既要保證堆芯的充分冷卻、防止燃料元件燒毀，也要注意盡力避免冷卻劑的低效消耗，降低發(fā)動(dòng)機(jī)比沖。4.4.6 輻射防護(hù)技術(shù)

核熱推進(jìn)反應(yīng)堆的功率密度一般都比較高，由此帶來(lái)的核輻射場(chǎng)也比較強(qiáng)，對(duì)于航天器機(jī)載的各種電子儀器乃至航天員身體都會(huì)產(chǎn)生較大的輻射損傷，因此無(wú)論是無(wú)人還是載人的核熱推進(jìn)系統(tǒng)，輻射防護(hù)都是關(guān)乎系統(tǒng)安全的關(guān)鍵技術(shù)問(wèn)題。地面核設(shè)施可以采用設(shè)置充足屏蔽層的方法來(lái)保障堆芯的輻射安全，但是在核熱推進(jìn)系統(tǒng)中增加屏蔽結(jié)構(gòu)會(huì)使得整個(gè)系統(tǒng)增加相當(dāng)可觀的重量，會(huì)對(duì)系統(tǒng)推進(jìn)性能產(chǎn)生較大的負(fù)面影響?，F(xiàn)代空間堆一般采用影屏蔽的方法來(lái)平衡堆芯射線屏蔽和屏蔽結(jié)構(gòu)增重的矛盾，未來(lái)開(kāi)發(fā)更加輕質(zhì)有效的屏蔽材料、優(yōu)化推進(jìn)系統(tǒng)輻射屏蔽結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)仍然是核熱推進(jìn)系統(tǒng)研發(fā)中必須面對(duì)的關(guān)鍵技術(shù)難題。

4.4.7 核熱火箭發(fā)動(dòng)機(jī)排氣技術(shù)

上個(gè)世紀(jì)美國(guó)和蘇聯(lián)針對(duì)核熱推進(jìn)系統(tǒng)建造了大量的地面試驗(yàn)樣機(jī)，整機(jī)試驗(yàn)時(shí)一般將發(fā)動(dòng)機(jī)噴口朝天噴射，但這些高溫氫氣具有放射性，不適合直接排放到環(huán)境中去，需要設(shè)計(jì)一套冷卻系統(tǒng)對(duì)高溫氫氣進(jìn)行降溫處理，避免燃爆風(fēng)險(xiǎn)。須設(shè)計(jì)過(guò)濾系統(tǒng)，保證排出的氫氣放射性達(dá)標(biāo)。

5 結(jié)束語(yǔ)

空間核反應(yīng)堆電源能量密度高，具有功率調(diào)節(jié)范圍大、提升功率快、機(jī)動(dòng)性高、體積和比面積小、隱蔽性好及環(huán)境適應(yīng)能力強(qiáng)等優(yōu)點(diǎn)，且可在惡劣的太空環(huán)境中工作。核熱推進(jìn)無(wú)需攜帶氧化劑，具有比沖高、推力大、長(zhǎng)壽命、初始有效載荷小、可多次啟動(dòng)等優(yōu)點(diǎn)。

核推進(jìn)是未來(lái)空間推進(jìn)最有前景的動(dòng)力形式，被美國(guó)評(píng)估為目前載人火星飛行的首選動(dòng)力方式。核熱推進(jìn)技術(shù)已經(jīng)從起初的百噸大推力、高反應(yīng)堆功率的地面運(yùn)載主動(dòng)力，逐漸轉(zhuǎn)向空間應(yīng)用的10 t級(jí)推力、輕質(zhì)量的空間核熱推進(jìn)技術(shù)。單個(gè)核熱推進(jìn)器的小型化、模塊化是核熱推進(jìn)系統(tǒng)的發(fā)展方向之一，整個(gè)推進(jìn)系統(tǒng)可由模塊化的多個(gè)推進(jìn)器構(gòu)成，以增強(qiáng)系統(tǒng)的靈活性和可靠性。此外，雙模式核熱/核電推進(jìn)、引入液氧增強(qiáng)模式和發(fā)電供應(yīng)能力的多模式核推進(jìn)，也在未來(lái)空間核推進(jìn)技術(shù)的發(fā)展中具有巨大潛力。我國(guó)到目前還沒(méi)有開(kāi)展實(shí)質(zhì)性的核熱火箭發(fā)動(dòng)機(jī)研制工作，還需進(jìn)一步展開(kāi)研發(fā)。