附录 2 - 参考数据

空气动力学

• 美国空军稳定性和控制数据汇编 - 从 1920 年代开始，美国空军收集数据以预测飞机的空气动力学行为。此链接指向已编译数据的 1978 年文本版本，称为 USAF DATCOM，这是一个 3134 页、113 MB 的 .pdf 文件。从那时起，数据和公式的版本已编译成软件模块，这些模块可以独立运行，也可以链接到更全面的飞机设计软件中。

• 1976 年美国标准大气 - 这本书提供了信息和表格，描述了地球大气在“标准”条件下的成分、压力、温度和其他特性。由于天气、太阳周期和长期变化（如二氧化碳浓度增加），实际大气与这些标准条件不同。参考数据仍然对进行计算有用，并且基于这些数据的公式已包含在软件程序和程序中的模块中。

核火箭

美国之前的核火箭计划

固体核心 NTR 开发

麦克唐纳·道格拉斯公司与核动力有着很长的渊源，始于 1950 年代中期对核动力飞机的推进研究。。其他的工作包括 NERVA 核动力飞行器星际飞行研究以及 1960 年代与美国宇航局签订合同下的固体核心飞行器整合研究。1971 年，对使用 PEEWEE 反应堆的航天飞机发射的核动力航天飞机系统进行了研究。

1972 年，LANL 对使用 NERVA 技术并基于 PEEWEE 反应堆设计的小型核动力发动机进行了研究，该发动机可用于美国宇航局新设计的航天飞机。该发动机重 2555 公斤，使用复合 UC-ZrC-C 燃料，其他参数包括：

• 总运行时间小时 2 1
• 运行周期 20 3
• 比冲秒 860 875
• 推力 kN 71.6 73.0
• 氢气流量 kg/秒 8.5 8.5
• 热功率 MWt 354 367

考虑了各种其他 NERVA 衍生的推进概念，LANL 对一系列任务应用进行了评估。例如，根据设想 145 到 872 次轨道转移飞行器的任务模型，得出的结论是，核动力轨道转移飞行器可以显着减少推进剂发射需求。作者得出结论，航天飞机主发动机计划中非核喷嘴和涡轮泵技术的进步增强了 NERVA 衍生发动机的可行性。

LANL 的任务分析表明，使用 NERVA 技术可以显着减少近地轨道初始质量 (IMLEO)：

推进系统	IMLEO（吨）
化学（全部推进）	2,100
化学 + 空气制动	715
NTR（全部推进）	760
NTR + 仅地球空气制动	540
NTR + 空气制动	420

开发飞行就绪的核动力火箭的成本估计为 40 亿至 50 亿美元，其中包括重建 1960 年代 NERVA 能力的成本，估计包括

组件	成本	备注
发动机设计与制造	12.18 亿美元	NERVA 的 80%
技术	3.77 亿美元	NERVA 的 50%
测试设施资本	4.6 亿美元
运营	2.1 亿美元
总计	22.65 亿美元	1985 年美元

该分析还考虑了与测试相关的因素，指出

"在 NTS 进行测试的主要障碍是，允许运输到公共领域的放射性碎片水平降低了。这些水平比 NERVA 计划期间的水平更严格。目前对平民的照射限制为 150 m 毫雷姆，这可能会将 NTR 的测试限制在低功率水平和反应堆中的质量流量... 解决此问题的一个简单方法可能是利用美国拥有的太平洋岛屿之一 - 即约翰斯顿岛... (一个) 由于日本洋流的回流停滞，该地区周围是海洋生态沙漠..."

ANL 金属陶瓷程序

从 1961 年到 1967 年，阿贡国家实验室独立于 Rover/NERVA 计划，为核动力火箭燃料元件进行了开发计划。虽然没有制造或测试发动机，但对陶瓷燃料配置进行了广泛的测试。热冲击试验表明，这些金属陶瓷燃料对核事故的影响具有相当大的耐受性。该计划于 1967 年提前终止。

评估

在 Rover/NERVA 计划中发现了两个主要问题

由于振动导致核心分解，伴随燃料基体的开裂和材料损失到推进剂流中；

由于涂层侵蚀和开裂，以及通过涂层的扩散，燃料基体铀和碳的损失。

第一个问题通过改变设计来解决，这些设计减少了振动和基体开裂。

然而，第二个问题，燃料元件腐蚀，却难以解决：

"腐蚀在中间区域最明显，大约是燃料元件冷端距离的三分之一。这里的燃料工作温度低于制造温度，因此热应力高于热端。此外，中子通量在这个区域最高..."

"没有哪种燃料元件几何形状或燃料材料能够完全解决 NERVA 燃料元件降解问题。铀和碳的质量损失持续限制着使用寿命，因为在测试过程中会导致核心中子学发生显着扰动。燃料元件涂层中的裂纹从未完全消除.... 涂层燃料元件的非核测试表明扩散和温度之间存在阿累尼乌斯关系。对于每 205 K 的温度升高（在 2400 到 2700 K 范围内），质量损失增加十倍... 导致在 2870 K 温度下大约 5 小时的测试中损失了 20% 的总铀。"

这段时期出现了一些其他项目管理经验教训。一个分析指出：

"从 NERVA 计划中吸取的一个最重要的教训是，燃料和核心开发不应仅仅与需要昂贵的核运行的一系列发动机测试相捆绑。应该尽早开发出用于燃料评估的明确技术，这些技术可以在回路中或非核加热设备中使用，并在整个项目过程中使用..."

固体核心 NTR 测试

最初的一系列核动力火箭测试是由洛斯阿拉莫斯国家实验室在 KIWI 计划下进行的，该计划最终耗资 1.77 亿美元（以当年美元计）。

选择石墨作为这些核反应堆的内部结构材料有几个原因。它在高温下具有优异的强度，并且其强度在高温下实际上会增加。此外，与强中子吸收体金属相比，石墨充当减速剂，减少了核心所需的浓缩铀量。然而，石墨的巨大缺点是它在高温氢气中会迅速侵蚀。虽然无法消除这种侵蚀，但有技术可以将侵蚀减少到反应堆运行寿命（以分钟到小时计）内可以接受的水平。

西屋公司是 NERVA 计划反应堆组件的主要承包商，而 Aerojet 公司则是发动机元件（如泵和喷嘴）的承包商。NERVA 计划共投入了 6.62 亿美元（当年美元）用于飞行发动机原型机开发和测试。^[4]

1959 年 7 月进行的首次核火箭试验使用了未涂层的 UO2 板作为燃料元件。该试验最高温度达到 2683 开尔文，功率水平为 70 兆瓦热功率。运行过程中的振动对反应堆堆芯造成了严重的结构性破坏。

首个经过测试的核反应堆 KIWI-A 成功地证明了核火箭的原理，但它使用了未包覆的燃料板，这些燃料板不代表后来的试验。

KIWI A 试验

这次试验于 1959 年 7 月进行，对 KIWI A 中使用的堆芯设计进行了重大改进。燃料由短的圆柱形氧化铀元件构成，这些元件嵌入石墨模块中，并具有四个涂有碳化铌的轴向通道，这些通道采用化学气相沉积工艺制成。反应堆运行了 6 分钟，功率水平高达 85 兆瓦热功率。

KIWI-A prime

在 1960 年进行了测试，用 NbC 镀石墨模块替换了燃料板，这些模块在石墨基质中嵌入了 4 微米直径的 UO2 颗粒。然而，这种改进的设计在 6 分钟的试验过程中也发生了一些结构性破坏。

KIWI A3

随后的 KIWI-A3 反应堆使用了更高温度的化学气相沉积工艺，从而形成了更厚的 NbC 涂层，并提高了附着力。1959 年 10 月进行的 5 分钟试验过程中发生了堆芯损坏，功率水平达到 100 兆瓦热功率，一些燃料元件出现了起泡和腐蚀。总体而言，这次反应堆试验被认为是成功的。

KIWI B1A

该燃料元件设计与 KIWI A3 相同，采用 UO2 燃料，改变为 7 通道结构，长 66 厘米，涂有碳化铌涂层。1961 年 12 月的试验原本打算达到 1100 兆瓦热功率，但仅达到了 300 兆瓦热功率，并在 30 秒后因反应堆排气喷嘴中的氢气泄漏引起的火灾而终止。

KIWI B1B

这次试验于 1962 年 9 月进行，本质上是 KIWI B1A 试验的重复，达到了 900 兆瓦热功率的功率水平，但在几秒钟后就终止了，因为有几个燃料元件从反应堆排气喷嘴中喷出。

KIWI B2

设计配置未经过测试。

KIWI B3

设计配置未经过测试。

KIWI B4A

该反应堆根据 KIWI B1B 配置的故障进行了重大重新设计。燃料元件为完全挤压的六角形石墨块，长 1.32 米，直径 19 毫米，具有 19 个冷却通道，每个通道直径 2.3 毫米。然而，1962 年 11 月进行的试验在排气流中出现亮光闪烁后终止，这表明振动引起的堆芯损坏导致堆芯解体。

KIWI B4B

设计配置未经过测试。

KIWI B4C

设计配置未经过测试。

KIWI B4D

虽然该反应堆的设计改进消除了之前试验中存在的振动问题，但 1964 年 5 月的试验在以全功率运行约 60 秒后因喷嘴冷却管破裂而终止。

KIWI B4E

该反应堆是首个使用涂层碳化铀 (UC2) 燃料代替之前使用的氧化铀 (UO2) 燃料的反应堆。为了防止碳化物燃料氧化，铀燃料颗粒被涂覆了 25 微米厚的热解石墨层，该层会散发水蒸气。热解碳层随后也被用来增强裂变产物的保留，尽管这并非最初的目的。该反应堆运行了 12 分钟，其中包括 8 分钟的全功率运行。试验持续时间受可用液氢存储能力的限制。

KIWI TNT

该 KIWI-B 型反应堆于 1965 年 1 月故意被销毁，方法是让其经历快速瞬变。该试验旨在验证瞬态行为的理论模型。

Phoebus 1A

该反应堆是 1965 年 6 月进行的新型反应堆测试，包括 10 分钟以上的 1090 兆瓦热功率运行，排气温度为 2370 开尔文。

Phoebus 1B

该反应堆于 1967 年 2 月进行测试，是在之前的 Phoebus 1A 试验的基础上进行的，功率水平达到 1500 兆瓦热功率，持续 30 分钟，并在较低功率水平下运行了另外 15 分钟。

Phoebus 2A

这是有史以来建造的最强大的核反应堆，设计功率水平为 5000 兆瓦热功率。1968 年 6 月的运行由于压力容器夹具铝段过早过热而限制在 4000 兆瓦热功率。总共运行了 12.5 分钟，温度高达 2310 开尔文，包括中功率水平运行和反应堆重启。

PEWEE

该小型反应堆旨在用作反应堆测试台，在一些燃料元件上使用碳化锆涂层，而不是 Phoebus 中使用的碳化铌涂层。该反应堆的峰值运行功率为 503 兆瓦热功率，温度为 2550 开尔文，达到了堆芯功率密度的新水平（平均 2340 兆瓦热功率/立方米，峰值 5200 兆瓦热功率/立方米），证明了 845 秒的比冲。

核熔炉 1

NERVA 燃料开发的最后阶段是核熔炉 (NF-1) 反应堆，它是一种非均质水慢化铍反射反应堆，用于对燃料元件和其他组件进行高温核试验。49 个燃料元件中有 47 个使用碳化铀和碳化锆碳复合燃料，而剩下的 2 个燃料元件使用碳化铀锆。1972 年对具有不同碳化物含量、热膨胀系数和抗热应力性的复合燃料元件进行的测试表明，尽量减少燃料和涂层之间的热膨胀系数差异可以减少涂层开裂和碳侵蚀。该反应堆的峰值运行功率为 44 兆瓦热功率，温度为 2500 开尔文，达到了堆芯功率密度的新水平（4500 到 5000 兆瓦热功率/立方米）。

核熔炉测试设施包括用于远程控制更换堆芯元件的装置，以及用于从推进剂排气中去除放射性污染物的反应堆废气洗涤系统。

核熔炉 2

该反应堆已经建造，但由于 1972 年所有此类工作都被取消，因此没有进行测试。该试验的目标包括测试新型涂层颗粒燃料，使用具有与涂层热膨胀系数密切匹配的石墨燃料基质，以减少热应力和开裂。

NRX-A1

NRX-A2

这次发动机试验于 1964 年 9 月进行，包括 5 分钟的半功率到全功率运行。试验持续时间受可用氢气存储能力的限制。发动机在全功率 1100 兆瓦热功率下实现了 760 秒的比冲。

NRX-A3

这次试验于 1965 年 4 月进行，持续了 8 分钟，包括 3.5 分钟的全功率运行。第一次试验因涡轮超速电路的错误跳闸而终止。反应堆于 1965 年 5 月重启，并以全功率运行了 13 分钟，随后再次重启，以低功率到中功率运行了 45 分钟。总共积累了 66 分钟的运行时间，包括 16.5 分钟的全功率运行。

NRX-EST

该发动机于 1966 年 2 月的 5 天内运行了总共 110 分钟，包括 28 分钟的全功率运行，功率为 1100-1200 兆瓦热功率。

NRX-A5

该 1100 兆瓦热功率发动机于 1966 年 6 月运行了 30 分钟，全功率运行，试验持续时间受可用氢气存储能力的限制。

NRX-A6

该 1100 兆瓦热功率发动机于 1967 年 12 月运行了 60 分钟，全功率运行，超过了 NERVA 的设计目标。

XECF

XE'

该 1100 兆瓦热功率发动机是原型发动机，是首个以向下发射方式运行的发动机。它于 1968 年 3 月累计进行了 28 次启动循环，总共运行了 115 分钟。试验台冷却水存储能力限制了每次全功率试验约 10 分钟。