Впервые идея о использовании в космической технике ядерного двигателя появилась ещё на заре космической эры [1]. Ядерный двигатель на аммиаке обладал удельным импульсом, сравнимым, а то и превосходящим удельный импульс для кислородно-водородного двигателя [2], и это – без применения сложных криогенных технологий и увеличения баков вследствие малой плотности водорода. В частности, планировалось создать ракету по типу Р-7: центральная ступень с ядерным двигателем на аммиаке окружалась шестью "боковушками" на кислород-керосиновом топливе [2].
В то время представлялось, что ядерный двигатель можно с успехом использовать на межконтинентальных баллистических ракетах, вследствие этого на работы по созданию ЯРД выделялись значительные средства. Однако с созданием ракетных двигателей на химическом топливе (в частности, на паре гептил-амил), удовлетворяющих по своим характеристикам военных, от идеи использования ЯРД на МБР отказались. Однако в СССР была принята программа по исследованию космоса, в которой предусматривался полёт на Луну, а в перспективе – на Марс. Не стоит забывать и о объявлении Никитой Сергеевичем Хрущёвым начала советской лунной пилотируемой программы. Всё это вместе стимулировало начало работ по ЯРД.
На МБР возможно использование только ЯРД, в которых нагрев рабочего тела производится в твердофазном реакторе, в противном случае (использование полостного реактора, в котором ядерное горючее находится в жидком или газообразном виде) неизбежен вынос топлива из двигателя, и, как результат, загрязнение окружающей среды [4]. К тому же, как уже говорилось, достижение Америки МБР оказалось возможным и с обычным химическим двигателем. Поэтому для ЯРД осталось лишь одно применение – использование в качестве маршевых двигателей в верхних ступенях ракет-носителей и межпланетных кораблях.
Для межпланетных полётов особенно важна величина удельного импульса двигателя, т. к. необходимые характеристические скорости для ракет равны десяткам километров в секунду. Особенно выделяется в этом плане ЯРД с газофазной зоной, позволяющий получать скорости истечения, как у ЭРД [5] и тягу, сопоставимую с тягой ЖРД. Это позволяет достигать необходимых скоростей не за месяцы, как у ЭРД, а за сравнительно короткое время. В свою очередь, это позволяет очень быстро проходить радиационные пояса Земли, не подвергая космонавтов облучению. Немаловажным является и то, что становится возможным полёт не по гоманновским траекториям (наименее энергозатратным), а по "быстрым", в частности, по параболическим.
"Решение о разработке ЯРД и ядерных космических энергоустановок (ЯКЭУ) на основе ГФЯР было принято в 1963 г. руководителем НПО Энергомаш академиком В.П. Глушко, а затем утверждено постановлением ЦК КПСС и Совмина СССР. К этому времени научный коллектив НПО Энергомаш имел шестилетний опыт проектно-конструкторской и технологической разработки ЯРД с твердофазным реактором. Теоретические исследования по ГФЯР выполнялись с 1957 г. под руководством члена-корреспондента АН СССР В.М. Иевлева в НИИ тепловых процессов (ныне НИЦ имени М.В. Келдыша). На решение столь сложной (сопоставимой с проблемой управляемого термоядерного синтеза) и требующей колоссальных финансовых затрат научно-технической проблемы, какой является создание ГФЯР, в то время посягнули только две страны - СССР и США." – так говорится о начале работ по ГФЯР в [6].
Ведущим подразделением в НПО Энергомаш по проблеме ГФЯР и двигательно-энергетических установок на его основе стал отдел под руководством Р.А. Глиника. Для успешного решения стоящих проблем к работам были привлечены многие институты (в первую очередь ракетно-космической и атомной отраслей) и ведущие вузы страны под общим научным руководством НИИ тепловых процессов. Большое внимание и поддержку оказали такие видные ученые, как академики М.Д. Миллионщиков, А.А. Бочвар, Е.П. Велихов [6]. Одним из участников работ стал Б. И. Каторгин, участвовавший в разработке двигателей с высоким удельным импульсом РД-560 (перекись водорода с гидридом бериллия) и РД-600 (ядерный двигатель с газофазным реактором). Наряду с разработкой новых конструкций и их частей, были получены фундаментальные результаты по динамике течения псевдоожиженных порошкообразных горючих и продуктов сгорания в полостях камеры сгорания, по способам их подачи в камеру сгорания и их воспламенению с продуктами разложения (для двигателя РД-560), а также по динамике газоструйных течений (для двигателя РД-600). Эта работа явилась темой кандидатской диссертации, которую Борис Иванович защитил в 1967 г. в МВТУ [7].
Разработчики столкнулись с целым рядом принципиальных трудностей. Вот перечень некоторых из них [6]:
1. Реализация рабочего процесса в газофазном тепловыделяющем элементе
2. Достижение критичности ГФЯР
3. Обеспечение устойчивости работы ГФЯР
4. Обеспечение работоспособности элементов конструкции при экстремальных параметрах рабочих процессов
5. Обеспечение коррозионной стойкости конструкционных материалов
6. Обеспечение теплозащиты сопла, МГД-генератора
7. Удаление продуктов деления в замкнутых схемах ГФЯР
В период 1963-1973 гг. численность специализированного отдела НПО Энергомаш, занимавшегося разработкой реактора и двигательно-энергетической установки, составляла около 90 человек. В этот период проводились интенсивные экспериментальные и производственные работы по подготовке демонстрационных реакторных испытаний в 1975 г. Однако в 1974 г. в НПО Энергомаш началась разработка РД-170/171 - мощного ЖРД для системы "Энергия-Буран", в связи с чем исследования по ГФЯР были приостановлены, а коллектив специализированного отдела сокращен до 30 человек. В течение восьми лет финансировались лишь "бумажные" работы. За это время оказались утраченными обширные технологические, производственные и экспериментальные заделы [5,6].
"С 1982 г. производственные работы были возобновлены, около двух лет тот же коллектив конструкторов и расчетчиков восстанавливал технологию и экспериментальную базу. Но все же в конце 1989 г. финансирование, практически, полностью прекратилось. В США также не удалось довести дело до минимальных демонстрационных испытаний.
Предполагалось, что основным элементом конструкции ГФЯР будет одна или несколько рабочих камер, окруженных замедлителем-отражателем нейтронов. Ядерное горючее внутри камер должно удерживаться изолированно от стенок в плазменном состоянии в количестве, необходимом для самоподдерживающейся цепной реакции. В промежутке между зоной делящейся плазмы и стенками организуется поток рабочего тела. Нагрев рабочего тела обеспечивается лучистым теплопереносом, при этом его средняя температура на выходе рабочей камеры достигает значений порядка 104 К. Поглощение лучистой энергии рабочим телом обеспечивает одновременно и тепловую защиту стенок.
При разработке газофазного реактора основной проблемой было снижение потерь делящегося вещества, которые не должны превышать долей процента от расхода рабочего тела. Приемлемый уровень выноса ядерного горючего из камеры предполагалось обеспечить ламинаризацией потока поступающего рабочего тела, профилированием поля его начальных скоростей, наложением внешнего магнитного поля, специальным подбором состава рабочих компонентов и выбором геометрии полости. Вынос ядерного горючего компенсировался его подачей в рабочую камеру либо в жидкометаллическом виде (1500К), либо в виде пастообразной смеси порошка с NaK эвтектикой (эвтектика - расплав, находящийся в равновесии с твердыми фазами).
Космические энергетические установки проектировались по открытой и замкнутой схемам. Если рабочее тело выбрасывается через реактивное сопло наружу, то установка представляет собой ядерный ракетный двигатель открытой схемы. В качестве рабочего тела используется водород, в который для обеспечения электропроводности и поглощения лучистого теплового потока добавляются присадки в виде паров NaK и Li, а также вольфрамового порошка (при этом одновременно достигается приемлемая температура водорода у стенки камеры). Такой ЯРД имел бы чрезвычайно высокие удельные характеристики (удельный импульс порядка 2000:3000 с). Если установка спроектирована таким образом, что рабочее тело выбрасывается наружу через МГД-генератор с высоким КПД, то имеем ЯКЭУ открытой схемы.
В установках замкнутой схемы преобразователем энергии является МГД-генератор, а все рабочие компоненты циркулируют по контуру, не имеющему связи с внешней средой. В этом случае получаем ЯКЭУ, имеющую весьма высокий КПД (30:40 %), низкие значения удельной массы преобразователя и удельного расхода рабочего тела. Присадки, вводимые в рабочее тело, помимо всего прочего, призваны способствовать МГД-взаимодействию. Кроме газофазного реактора и МГД-генератора в конструкции непременно должны присутствовать холодильники, сепараторы и насосы. Рабочим телом является пар NaK в смеси с гелием. Выделяющееся избыточное тепло сбрасывается в космическое пространство с помощью излучателей. Вырабатываемая энергия используется для различных целей, одним из ее потребителей может быть электроракетный двигатель.
Преимуществом использования в замкнутых схемах ГФЯР, в котором вместо твердых твэлов используются газообразные, является принципиальная возможность обеспечения весьма длительного функционирования за счет соответствующей подпитки горючим взамен выводимых из контура во внешнюю среду продуктов ядерных реакций.
Концептуальная разработка ядерной двигательно-энергетической установки для обеспечения марсианской экспедиции является последней по времени, вобравшей в себя весь предшествующий опыт. Установка основана на комбинированном однополостном газофазно-твердофазном реакторе трансформируемой конструкции массой 57,5 т. Тепловая мощность реактора 2,14 ГВт. Твердофазные тепловыделяющие сборки (ТФТС), размещенные по кольцу вокруг центральной полости реактора и снабженные приводными механизмами, обеспечивают необходимый уровень нейтронного потока и критичность при запуске, когда ядерное горючее в полости газофазного твэла отсутствует. По мере подачи и накопления в центральной полости ядерного горючего, т.е. образования плазменной зоны и формирования газофазного твэла, ТФТС из активной зоны извлекаются, а реактор превращается в ГФЯР.
Благодаря трансформируемой конструкции установка может работать в двух режимах:
- двигательном (газофазном) тягой 17 (по другим данным -600 т. [8]) т при удельном импульсе 2000 с - на разгонных и тормозных участках траектории;
- энергетическом (твердофазном) с электрической мощностью 200 кВт для обеспечения внутренних нужд космического аппарата без расходования рабочего тела - на маршевом участке траектории. Этот режим обеспечивается замкнутым газотурбинным контуром с гелий-ксеноновой смесью в качестве рабочего тела, преобразованием тепловой энергии в электрическую с КПД 20 % и сбросом избыточного тепла через холодильник-излучатель (цикл Брайтона).
На двигательном режиме работы электроснабжение обеспечивается встроенным в сопло многополюсным МГД-генератором мощностью 25 МВт с электродами и шинами возбуждения, ориентированными по образующим сопла." – [6,9]
Схема РД-600 [10] (рис. 1):

Рис. 1
Конструктивная схема энергоблока: 1 – электроприводы; 2 – ходовые винты; 3 – подвижные твердофазные тепловыделяющие сборки; 4 – радиационная защита; 5 – коаксиальные катушки; 6 – полость реактора; 7 – силовой корпус; 8 – соленоид; 9 – упрочняющая намотка из углепластика; 10 – теплоизоляция соленоида; 11 – боковой замедлитель–отражатель; 12 – высокотемпературная молибденовая стенка; 13 – встроенный МГД-генератор; 14 – сверхзвуковое сопло; 15 – передний торцевой блок; 16 – твэлы (стержни из графита с диспергированным карбидом урана); 17 – задний торцевой блок; 18 – каналы, заполненные 3Не (исполнительные органы системы регулирования реактора); 19 – электроды фарадеевского многополюсного МГД-генератора

Габаритно-компоновочная схема марсианского экспедиционного комплекса (МЭК), в котором предусмотрено использование блока из двух ядерных двигательно-энергетических установок на основе ГФЯР, описанных ранее, показана на рис. 2. При полезной нагрузке 150 т, предполагаемой обычно для выполнения подобной задачи, расчетная стартовая масса МЭК на околоземной орбите составляла бы 520...540 т (в зависимости от даты старта). Для сопоставления можно указать, что в случае применения ЯРД с твердофазным реактором стартовая масса МЭК составляла бы 730:800 т, а с химическим ЖРД - 1700:2500 т.

Рис. 2

Стратегия разработки ГФЯР и двигательно-энергетической установки на его основе опиралась на три основных этапа. На первом этапе был задействован функционирующий до настоящего времени уникальный испытательный комплекс на основе импульсного графитового реактора (ИГР) на Семипалатинском полигоне. Он предусматривал кратковременные (до 5 с) натурные испытания малоразмерных моделей газофазных тепловыделяющих элементов диаметром до 100 мм и длиной до 250 мм.
На втором этапе предполагалось сооружение нового реактора "Нефрит" типа ИГР для обеспечения на порядок более длительных испытаний образцов, габаритные параметры которых в три раза превосходили параметры малоразмерных образцов.
На третьем этапе предусматривалось сооружение стендового прототипа натурного ГФЯР, точнее, комбинированного газофазно-твердофазного реактора "Лампа" с размерами рабочей камеры, соответствующими застойному газофазному твэлу.
Для выполнения последних этапов разработки проектировался стендовый комплекс "Байкал-2" на территории того же Семипалатинского полигона. По "Байкалу-2" был проведен большой комплекс исследований. При этом огромное внимание уделялось проблемам безопасности, в первую очередь, радиационной и ядерной; в частности, выхлоп из объектов испытаний планировался только закрытого типа.
Подготовка первого этапа натурных испытаний в реакторе ИГР малоразмерной модели газофазного твэла в течение всего периода разработки потребовала наибольших затрат времени и средств. Экспериментальную ампулу, содержащую модельный газофазный тепловыделяющий элемент и все необходимые системы, предполагалось разместить в вертикальном центральном канале реактора. В процессе эксперимента система вытеснительного типа должна была подавать ядерное топливо в рабочую камеру, месторасположение которой совпадало с центром активной зоны реактора ИГР. Топливо могло использоваться либо в виде пасты, содержащей мелкодисперсный урановый порошок и щелочные металлы, либо в виде расплава урана, разогреваемого непосредственно перед подачей в камеру. Тракт подачи ядерного горючего обладал эффективной компактной нейтронной защитой, исключающей перегрев топлива и окружающих оболочек. Основные размеры внутренней полости рабочей камеры: диаметр 80 мм и длина 240 мм. Ураносодержащая струя, поступающая в камеру, под действием нейтронного потока высокой интенсивности разогревалась, испарялась и переходила в плазменное состояние. Излучение от этой плазмы нагревало рабочее тело. Внутренняя стенка входного конического участка рабочей камеры была выполнена из тугоплавкого сплава. Эту стенку изготавливали проницаемой, что позволяло вдувать водород и гелий вместе со струей ядерного топлива. Тем самым исключались образование рециркуляционной зоны на участке испарения топлива и турбулизация потока. Вдуваемый водород, в свою очередь, давал периферийный спутный поток, отделяющий стенки камеры от центральной струи урановой плазмы.
Цилиндрический участок рабочей камеры имел внутреннюю стенку из абляционного материала, что позволяло обеспечить внешней силовой металлоконструкции надежную защиту, в том числе, и в случае конденсации на поверхности абляционного материала металлического урана (путем удаления капель обратно в поток продуктами абляции).
На выходе из камеры высокотемпературный поток рабочего тела должен был поступать в конденсатор. Стенки конденсатора имели щелевые пояса, через которые подавался для разбавления газообразный водород. Кроме того, внутренняя поверхность конденсатора также покрывалась абляционным материалом, исключающим накапливание конденсирующегося урана. Для снижения тепловыделения в уране на участке конденсации предусматривалась нейтронная защита по внешней поверхности конструкции конденсатора. Образовавшаяся газовая смесь с продуктами деления должна была подаваться через звуковое сопло на фильтр, расположенный в зоне нижнего торцевого отражателя реактора. Крупные частицы улавливались бы в инерционной ловушке, а мелкие - в пористых фильтровальных металлокерамических патронах. Использование звукового сопла стабилизировало бы давление в рабочей камере при изменении в процессе испытаний гидравлического сопротивления осадка на фильтровальных патронах. Газообразные продукты по трубопроводам удалялись в закрытую стендовую систему выхлопа. С целью снижения тепловыделения и нагрева фильтра предусматривалась его внешняя стационарная кольцевая и торцевая нейтронная защита.
Когда ядерное топливо заканчивалось и истекало время испытаний, наступал заключительный этап расхолаживания тепловыделяющего осадка в фильтре ампулы с помощью потока газа.
Экспериментальная ампула (рис. 3), изготовленная на опытном заводе, имела диаметр 185 мм и длину 6500 мм и включала следующие функциональные элементы: систему подачи ядерного горючего, рабочую камеру, конденсатор и фильтр. Все это вместе с коммуникациями, средствами измерений и элементами общей сборки размещалось внутри герметичного корпуса. Предполагалось, что необходимый для проведения испытаний запас ядерного горючего будет заправляться в тракт подачи ампулы непосредственно перед началом работ. После испытаний все твердые и жидкие продукты остаются в фильтре. Таким образом, радиационная безопасность на всех стадиях обеспечивалась локализацией ядерного горючего и основной массы продуктов его распада в объеме ампулы. Поступление радиоактивных веществ в окружающую среду полностью исключалось.
Центральный канал импульсного реактора ИГР, в который устанавливалась экспериментальная ампула, имел охлаждаемую водой герметизирующую оболочку, отделявшую его от уран-графитовой кладки активной зоны. В верхней части ампулы находились соединители, обеспечивавшие сопряжение со стендовыми коммуникациями.

Рис. 3

Особое внимание было уделено мерам, направленным на обеспечение безопасности испытаний для исключения повреждения реактора ИГР и радиоактивного загрязнения стендовых помещений в случае возможных аварийных разрушений функциональных элементов экспериментальной ампулы.
Были полностью собраны и подготовлены к отправке на стендовую базу два испытательных комплекта с малоразмерными твэлами (рис. 5). На полигон были отправлены комплекты специального стендового оборудования и транспортно-технологической оснастки для работы с радиоактивными изделиями после завершения испытаний.
Помимо изготовленной экспериментальной ампулы был разработан эскизный проект новой модификации с моделью газофазного твэла застойного типа с магнитной стабилизацией процесса [6,9].

Источники: