最新新闻:

核热火箭燃料的研发计划及推进方法火箭

时间:2022-08-22 15:02:28来源:网络整理

李思雨霍红雷

摘要:核热能火箭是人类执行火星计划及后续任务的一种可行、有效的推进方式。美国和前苏联开展了一系列核热能火箭研发计划,并进行了相关核热能火箭燃料的试验。其中一些方案还达到了发动机地面试验水平和技术成熟度6级,并且这些方案开发了多种燃料形式,包括石墨基体燃料和复合燃料、CERMET燃料、颗粒燃料、混合碳化物燃料等。核热火箭的性能与材料特性和核燃料直接相关。将来,工程师可以在以前的设计的基础上创建更高效​​、性能更好的推进系统。

关键词:核热火箭 六棱柱 粒状 扭带 珠状 球形 线性

CLC 编号:TL351 文件识别码:A 货号:1674-098X (2020)06(a)-0122-05

摘要:核热反应堆是实施火星计划及其后续任务的一种可行且有效的方式。美国和前苏联进行了一系列的发展计划,并对相关的核热推进剂燃料进行了试验。这些计划已经开发成多种燃料形式,包括:石墨基体燃料和复合燃料、CERMET 燃料、颗粒燃料、混合碳化物燃料等。核热火箭的性能直接取决于材料特性,并为未来创造更高效和更高性能的系统。本报告总结了迄今为止美国和前苏联在 NTP 燃料和燃料形式方面的开发工作核燃料火箭,并帮助工程师更具体地选择反应堆中燃料元件的形式。

关键词:核热堆;六角棱柱; 粒子; 绞丝带;珠子; 球体;电线

1 简介

核热火箭是一种先进的推进系统,它利用核能将工作介质加热到非常高的温度,然后通过收缩和膨胀喷嘴将工作介质加速到超音速,从而产生推进动力。核热火箭推力大、比冲高、工作时间长,可降低近地轨道(IMLEO)初始质量,增加载荷质量份额,在载人深空探测、大型- 规模的星际货物运输等。在NASA最新发布的火星参考任务文件5.0中,核热火箭再次被选为载人火星探测的推进动力[1]。经过分析,

2 核热火箭燃料要求及分类

燃料元件是核热火箭反应堆的核心部件[2]。核热火箭反应堆是开放式氢冷高温反应堆,对燃料的要求与一般反应堆有很大不同。核热火箭燃料需要满足的特性要求如下[3]:

(1)高温稳定性(2700K以上可持续1000s以上);

(2)与高温氢气的化学相容性;

(3)足够的机械/结构强度;

(4)抗热震性强,热循环能力更好;

(5)适当的故障余量;

液态燃料火箭_固体火箭 燃料_核燃料火箭

(6) 能够在可接受的质量保证和控制下制造;

(7)运行条件下的裂变产物遏制;

(8)可以适应双模应用;

(9)可以扩展到其他类型的反应堆的强大功能。

核热火箭燃料化合物以氮化物、氧化物或碳化物的形式存在。由于它们在高温下的高蒸发率和容易与氢气反应,单独的燃料化合物不能直接用于核热火箭反应堆。通常,需要在基体材料中加入,或与难熔金属化合物混合。

核热火箭反应堆中的燃料元件可以设计成各种形状,如六角棱柱、扭棒、球形、粒状、珠状、线状等。图 1 显示了美国和前苏联发展核热火箭燃料的历史时间表。

根据基体材料的种类和存在情况,核热火箭燃料主要分为三大类:石墨基体燃料[4]、CERMET燃料[5]和混合碳化物燃料[4]。石墨基体燃料是将燃料均匀分散在石墨基体或碳化物-石墨复合基体(C—ZrC)中制成的燃料(后一种情况一般称为复合燃料);CERMET 燃料是分散在由难熔金属(Mo 或 W)基质制成的燃料中的 UO2 或 UN 燃料;混合碳化物燃料是含铀的二元或多组分碳化物燃料,即各种碳化物(ZrC、NbC、TaC等)和UCx的混合相。三种燃料如图 2 至图 4 所示。从图中可以看出,它们都具有不同形状的组分。图 5 显示了各种燃料的使用寿命和工作温度之间的初步预测关系。可以看出,三种燃料的运行温度均已超过2200K,其中混合硬质合金燃料的运行温度最高,其次是CERMET燃料,石墨基体。燃料在最低温度下运行。

冷战时期,美国和前苏联都对核热火箭燃料进行了大量研究工作。美国研究最多的是Rover/NERVA项目开发的六方石墨基体燃料(图2左下),其次是Rover/NERVA Engineering备用燃料——六方CERMET燃料(图3右上)和混合碳化物SNTP 项目研制的颗粒燃料(图 4 右上),而前苏联则主要研究扭杆混合碳化物燃料(图 4 右)。下)。2011年以来,美国根据自身情况,将复合燃料和CERMET燃料作为下一个核热能火箭计划的替代燃料,并对这两种燃料进行了技术改进和进一步研究。

3 各种燃料元件的开发

固体火箭 燃料_液态燃料火箭_核燃料火箭

3.1 Rover/NEVRA 石墨基燃料元件开发

在 Rover/NEVRA 期间开发了四种燃料元件形式(见图 6),第一种燃料(图 6,左上角)是填充有 UO2 或 UC2 燃料颗粒作为基体和 NbC​​ 作为外层的石墨燃料元素层涂层。裂变产物不会持续存在于未涂层的燃料颗粒中。裂变产物会导致石墨燃料基体中的位错,从而在燃料元件的早期运行过程中引起广泛的开裂 [6]。使用热解碳涂层开发的 UC2(图右上) 6)球形颗粒有助于保留裂变产物并减少燃料裂解。

在实施 Rover/NEVRA 计划期间,开发的最佳燃料元件是复合燃料(图 6 左下角)。复合燃料形式的热膨胀系数更接近燃料元件涂层的热膨胀系数。这减轻了由于燃料元件基底的热应力和腐蚀造成的燃料损坏。复合燃料元件形式被认为比石墨燃料元件具有更好的能力来抵抗氢流造成的损坏[6]。

3.2 CERMET 燃料元件计划

CERMET 燃料元件与 Rover/NEVRA 石墨基质燃料计划同时开发,它们保持相似的几何形状,但燃料元件基质材料不同。CERMET燃料的元素基材由钨/钼材料组成。由于钨的高熔点和与燃料的高度相容性,钨基燃料元件是增长最快的 CERMET 燃料。

CERMET燃料因其较好的高温强度和耐久性而具有很大的发展潜力。非核试验表明,钨基 CERMET 燃料可以在 3000K 下运行长达 50 小时。钨不与氢反应,这使得 CERMET 燃料比 Rover/NEVRA 计划中的石墨燃料更能包含裂变产物。

3.3 颗粒燃料元件的开发

1980 年代后期,太空核热火箭计划 (SNTP) 呼吁开发用于太空的核热火箭粒子燃料元件。这种元件具有带有各种涂层的小(400-450 μm 直径)UCx 颗粒球,并且越来越多地用于先进的混合碳化物燃料颗粒元件。这些小颗粒元素可以提供更大的热交换表面积,并会提高燃料工作温度和氢气出口温度,从而将比冲提高到 900-950 s [6] 的水平。

基础燃料颗粒具有三层涂层结构。它的最外层涂层是 ZrC。最里面的燃料由直接附着在燃料芯上的多孔碳层和围绕多孔层的致密碳层组成。除此之外,还考虑了其​​他三种不同的先进燃料:渗透核颗粒燃料(IK)、混合碳颗粒燃料和间隙分散颗粒燃料(ID)。IK 和混合碳燃料芯块是 1993 年计划结束时最受推崇的燃料元件。

液态燃料火箭_固体火箭 燃料_核燃料火箭

3.4 扭杆燃料元件形式

前苏联在发展核热元件方面的进展与美国相当,前苏联测试了许多不同的燃料几何形状和成分。1980 年代末和 1990 年代初的项目侧重于三种形式的燃料元件:二碳化物(二元碳化物)、三碳化物(三元碳化物)和碳氮化物 [6]。三元碳化物燃料被证明是最有前途的燃料形式之一,据报道它可以在 3100K 下运行长达 1 小时。

3.5 线燃料元件

在 1960 年代,General Atomic 对使用钨丝状燃料元件作为燃料元件的紧凑型高性能核热机进行了研究。燃料灯丝是通过在编织的钨丝管中填充 100 μm UN 颗粒形成的,并将填充的管锻造到 900 μm 的长度。芯线由交替缠绕在间隔线层上的线层组成,这些间隔线层形成实心环形网格。线性快中子反应堆因其高表面积体积比而设计紧凑。

4。结论

核热能火箭推力大,比冲高,工作介质少,工作时间长。它是未来深空探索的理想推进系统。燃料元件是核热火箭反应堆最关键的部件,核火箭的性能与其直接相关。对核热火箭推进特性进行了分析,对三种不同基体燃料的特性进行了对比分析。混合碳化物燃料的运行温度最高,其次是CERMET燃料,石墨基体燃料的运行温度最低。Rover/NEVRA石墨基体燃料元件、CERMET燃料元件、粒状燃料元件、扭杆燃料元件、线性燃料元件等五种燃料元件的发展与问题。

(1)复合燃料的性能远优于初始石墨基燃料;

(2)钨基CERMET燃料熔点高,与氢气相容性好,裂变产物包容能力优于石墨基燃料;

(3)PBR颗粒小,可以提供更大的热交换表面积,会提高燃料工作温度和氢气出口温度,从而将比冲提高到900-950s的水平;

(4)混合碳化物和碳氮化物燃料性能优异,在3100K下可运行长达1h;

(5)燃料元件延展性好,与间隔线形成环状网络,表面积体积比高,快堆组成设计紧凑。

参考

[1] Drake BG, Hoffman SJ, Beaty D W. 人类火星探索,设计参考架构 5.0[C]//Aerospace Conference 2010, Piscataway: IEEE, 2010: 1-43.

[2] 苏竹亭,杨继才,柯国图。空间核电[M].上海:上海交通大学出版社,2016.

[3] Gerrish Jr HP、Doughty GE、Bhattacharyya S K. 核热推进的负担得起的发展和资格战略[C]// 第 49 届 AIAA/ASME/SAE/ASEE 联合推进会议。弗吉尼亚州:AIAA核燃料火箭,2013.

[4] Benensky K. 历史固体核心核热推进燃料总结 [D]。宾夕法尼亚:宾夕法尼亚州立大学,2013.

[5] 克拉克 JS、麦克丹尼尔 P、豪 S 等人。核热推进技术:1991 财年跨机构小组的结果[R]。华盛顿:美国国家航空航天局,1991.

[6] 凯尔萨·贝宁斯基。历史实芯核热推进燃料综述[D]。宾夕法尼亚州:宾夕法尼亚州立大学,Auguet 16, 2013.

声明:文章仅代表原作者观点,不代表本站立场;如有侵权、违规,可直接反馈本站,我们将会作修改或删除处理。

图文推荐

热点排行

精彩文章

热门推荐