ЯДЕРНЫЕ РАКЕТНЫЕ ДВИГАТЕЛИ (ЯРД)

Одним из перспективных направлений в ракетной технике является создание ракеты с ядерным двигателем. В таком двигателе можно достичь удельного импульса в 2-2.5 раза больше, чем у двигателей на химических топливах. Для обеспечения такого уровня удельного импульса и необходимых массогабаритных характеристик водород должен нагреваться в реакторе двигателя до среднемассовой температуры 3000 К. Удельное энерговыделение в активной зоне реактора должно составлять ~ 30 кВт/см³.

В российских разработках принята гетерогенная схема реактора, в которой материал замедлителя нейтронов расположен отдельно от тепловыделяющих элементов, содержащих уран. Твэлы при этом окружены тепловой изоляцией и заключены в металлический корпус, формирующий законченный, самостоятельный узел реактора - тепловыделяющую сборку (ТВС). Ориентация на гетерогенный реактор и поэлементную отработку его узлов составляла фундаментальное различие программ создания ЯРД в СССР и США, и это различие оказалось, как было позднее признано, в том числе и американскими специалистами, в пользу советской программы.

ТВС - основной узел двигательного реактора гетерогенной схемы. В сборке происходит нагрев рабочего тела до температур, обеспечивающих реализацию необходимого удельного импульса двигателя.

Характерная конструкция ТВС включает: силовой охлаждаемый корпус, который может заканчиваться соплом; собственно активную зону тепловыделяющей сборки; высокотемпературную теплоизоляцию; опорный узел; входной узел, который обеспечивает равномерный по сечению подвод рабочего тела к сборке и может содержать устройство температурной компенсации, элементы торцевого отражателя и защиты.

В основу концепции ЯРД положены достижения российской технологии в области разработки высокотемпературного ядерного топлива, твэлов, тепловыделяющих сборок и других элементов конструкции космических энергетических установок и ядерных двигателей [27]. Её сущность составляют ядерный реактор с гетерогенной активной зоной, включающей индивидуальные тепловыделяющие сборки с твэлами на основе твёрдых растворов карбидов урана, циркония и ниобия, размещённых в массиве замедлителя из гидрида циркония, окружённого, в свою очередь, бериллиевым отражателем; теневая радиационная защита из гидридобразующих материалов; водородный цикл с созданием тяги.

На рис.8. представлена конструктивная схема ЯРД, основу которой составляет реактор, размещаемый в силовом охлаждаемом корпусе, завершающемся соплом. В состав реактора входят тепловыделяющие сборки, замедлитель, боковой и торцевой отражатели; могут входить узлы радиационной защиты (последнее зависит от особенностей компоновки ЯРД в составе космического пилотируемого или беспилотного корабля).

Создание ТВС активных зон таких ЯРД было обеспечено топливными композициями обладающими:

· высокой плотностью урана в единице объема;

· высоким сопротивлением радиационному распуханию;

· высокой коррозионной стойкостью к рабочему телу;

· максимально допустимой температурой нагрева рабочего тела;

· максимальным числом циклов нагрева-охлаждения;

· свойствами обеспечения пассивной безопасности.

Наиболее приемлемыми топливными композициями, удовлетворяющими данным требованиям, являются твердые растворы карбидов (UC-ZrC, -NbC, -TaC), обеспечивающие максимально возможную температуру нагрева рабочего тела ЯРД -водорода не менее 3300 К при плотности содержания урана ~ 2 г/см³.

Параметры ЯРД были впервые экспериментально проверены при испытаниях модельных ТВС в реакторе ИГР [28], а затем ТВС и блоки активной зоны испытаны в реакторе ИВГ-1 [29].

Рис.8. Конструктивная схема ЯРД.

Создание в 1961 г. реактора ИГР впервые открыло возможность исследований материалов и параметров рабочего процесса ТВС при моделировании условий их натурной работы.

Испытуемая ТВС устанавливается в центральном экспериментальном канале реактора внутри охлаждаемой водой металлической конструкции ампульного типа. Реакторным испытаниям подвергались твэлы и ТВС различных конструкций.

Цели испытаний ТВС ЯРД в реакторе ИГР включали:

· проверку стойкости выбранных материалов и защитных (антидиффузионных и антикоррозионных) покрытий твэлов в потоке рабочего тела при температурах до 3000…3300 К и интенсивном нейтронном и g-облучении;

· получение и обоснование оптимальных температурных режимов работы твэлов на стационарном уровне мощности;

· проверку работоспособности конструкционных деталей и узлов ТВС, методов соединения этих деталей, характеристик выбранных теплоизоляционных материалов;

· получение экспериментальных данных об удельных параметрах ТВС, в частности, об удельном импульсе тяги;

· получение экспериментальных данных о динамических характеристиках ТВС, об оптимальных режимах вывода ТВС на номинальный уровень мощности и расхолаживания при останове;

· исследование эксплуатационных особенностей ТВС, в частности, определение степени выхода урана и осколков деления из твэлов в тракт рабочего тела;

· разрешение возникающих методических и технологических

вопросов.

Следующим после петлевых испытаний этапом отработки ТВС ЯРД стал этап натурных групповых испытаний ТВС в реакторе стационарного действия. В качестве такого аппарата использовался стендовый экспериментальный реактор ИВГ-1. Помимо отработки ТВС и элементов активных зон ЯРД различной размерности, этот реактор был призван выполнять функцию стендового прототипа ЯРД средней мощности (200-400 кН тяги) [29]. Подобная комплексность позволяла параллельно решать задачи, свойственные различным направлениям развития ЯРД и существенно экономила время и средства.

Конструкция реактора была такой, что имелась возможность проводить полномасштабные испытания твэлов и ТВС различных типов для ЯРД широкого диапазона мощности (тяги). Индивидуальный подвод рабочего тела (газообразного водорода) к ТВС позволял получить при испытаниях на выходе каждой из них требуемую температуру газа, а применение водяного замедлителя - варьировать поперечные размеры и мощность ТВС. Экспериментальные возможности реактора ИВГ-1 обеспечивали проведение групповых испытаний ТВС для ЯРД тягой до 40 т, а петлевых испытаний отдельной ТВС - для ЯРД тягой до 200 т. Максимальная расчетная тепловая мощность реактора ИВГ-1 составляла 720 МВт.

Продольный и поперечный разрезы реактора ИВГ-1 приведены на рис.9а. и рис.9б. соответственно.

Реактор ИВГ-1 - гетерогенный газоохлаждаемый реактор с водяным замедлителем и физически бесконечным бериллиевым отражателем. Конструкция его состоит из стационарной и сменной частей. Стационарная часть включает корпус реактора 1 с крышкой 2, отражатель 7, барабаны регулирования мощности 3, блоки биологической защиты 6, экраны 8. Сменная часть активной зоны содержит центральную сборку 9 с комплексом из тридцати технологических каналов (ТК) 5 и центральным каналом 4. Исследуемые ТВС ЯРД могли располагаться как в составе группы ТК, так и в центральном канале, где благодаря окружающему канал бериллиевому вытеснителю может быть обеспечен увеличенный примерно в 2 раза по сравнению со средним по сечению поток тепловых нейтронов, что позволяет испытывать установленную в центральном канале ТВС при форсированных (вплоть до разрушающих) нагрузках [29].

Комплекс исследований, проведённый на реакторе ИВГ-1, позволил:

· подтвердить правильность осуществленного на предшествующих этапах выбора конструкционных материалов твэлов и ТВС;

· подтвердить работоспособность разработанных конструкций ТВС ЯРД в среде водорода в определенных техническим заданием пределах;

· исследовать физические и теплотехнические характеристики ТВС и элементов активных зон ЯРД;

Рис.9а. Продольный разрез реактора ИВГ-1

Рис.9б. Поперечный разрез реактора ИВГ-1

· изучить динамические свойства твэлов и ТВС ЯРД;

· отработать методику и технологию подготовки и проведения реакторных испытаний, а также послепусковых исследований прошедших испытания объектов.

Успешное проведение испытаний ТВС в реакторе ИВГ-1 позволило приступить к осуществлению следующего этапа отработки - автономным испытаниям реактора ЯРД.

Стендовая отработка реактора ЯРД тягой 36 кН проводилась в составе специально спроектированного прототипа реактора ЯРД - реактора ИРГИТ.

Испытания включали этапы физического пуска реактора, холодной газодинамической настройки рабочих трактов, контрольного физического пуска, холодных гидродинамических испытаний, энергетического пуска, огневых испытаний, послепусковых исследований [30].

Физический пуск осуществлялся в две стадии: вначале - на стенде «Стрела» Физико-энергетического института [31], затем - на стендовом комплексе «Байкал-1» [32] (в настоящее время г.Курчатов, Республика Казахстан).

Необходимость достижения максимального удельного импульса двигателя в условиях неустранимой, создаваемой физикой процесса неравномерности энерговыделения по сечению активной зоны реактора требовала применения регулирующих воздействий на характеристики тракта рабочего тела аппарата.

Естественным способом нивелирования этих отличий, позволяющим достигнуть максимального значения температуры нагрева рабочего тела в каждой ТВС, является соответствующее перераспределение расхода водорода по тепловыделяющим сборкам. Практическая реализация такого перераспределения и составляет суть газодинамической настройки рабочих трактов реактора.

Реакторы ИРГИТ транспортировались на стендовый комплекс «Байкал-1» в разобранном виде, поэтому основной задачей контрольного физического пуска являлось выявление влияния разборки-транспортировки-сборки на нейтронно-физические характеристики реактора.

Технологические процессы разборки-транспортировки-сборки реактора, препарирование его средствами измерений параметров пуска могут изменить состояние отдельных элементов аппарата (небольшие механические повреждения, изменение размеров некоторых каналов охлаждения, возникновение или изменение местных гидравлических сопротивлений в местах сочленения различных узлов и др.), что приведет к нарушению расчетной картины теплового нагружения реактора и возникновению локальных перегревов конструкции. Холодные гидродинамические испытания (ХГДИ) в качестве последней контрольной операции перед выводом реактора на рабочий уровень мощности призваны представить информацию по этим вопросам.

В целях безопасности и экономии ХГДИ проводятся с использованием модельного рабочего тела (азота).

Под энергетическим пуском (в отличие от физического) понимается первый вывод реактора ЯРД на уровень мощности, позволяющий осуществить нагрев конструкции реактора и рабочего тела в ТВС до близких к номинальным (или несколько более низких) температур.

В качестве главной цели огневых испытаний являлась комплексная проверка работоспособности реактора и его узлов, проверка правильности конструкторских и технологических решений, принятых при проектировании реактора. В ходе проведения огневых испытаний решались такие задачи, как:

· исследование теплофизических и гидравлических характеристик элементов конструкции реактора (определение температурных полей и распределения давлений водорода в замедлителе, отражателе, ТВС; изучение процессов запуска, останова, расхолаживания, определение состояния ТВС, других узлов и систем реактора после испытаний);

· исследование нейтронно-физических характеристик реактора (запаса реактивности, температурных, мощностных и плотностных эффектов реактивности, динамических характеристик реактора и исполнительных органов системы управления);

· определение величины выноса из ТВС урана и продуктов деления, изучение эффективности радиационной защиты, внутренней (на территории стендового комплекса) и внешней радиационной обстановки;

· исследование работы оборудования и систем стендового комплекса, в том числе средств измерений и диагностики состояния реактора с помощью специально разработанных методов и аппаратуры (акустическая эмиссия, термонейтронные детекторы, спектральный анализ излучений реактора и др.).

Первый экземпляр аппарата ИРГИТ прошел два огневых ис­пытания - ОИ-1 (3 июля 1978 г.) и ОИ-2 (11 августа 1978 г.). В табл.2 представлены некоторые параметры номинального режима на энергетическом пуске (ЭП) и огневых испытаниях первого экземпляра реактора ЯРД [33].

В дальнейшем на стендовом комплексе «Байкал-1» были проведены натурные испытания еще двух экземпляров реактора ИРГИТ - N 2 и N 3.

Таблица 2

Параметры номинального режима на энергетическом пуске (ЭП) и огневых испытаниях первого экземпляра реактора ЯРД

Так, в ходе испытаний аппарата N 2 25 декабря 1981 года были достигнуты следующие показатели: мощность номинального режима - 63 МВт (длительность номинального режима - 38 с); расход рабочего тела через ТВС - 1.8 кг/с, через корпус-отражатель-замедлитель -3.3 кг/с; температура рабочего тела на выходе из ТВС - 2500 К; давление рабочего тела на входе в корпус аппарата - 12.5 МПа, на входе в ТВС - 3.3 МПа, на выходе из ТВС - 1.4 МПа; средняя температура материала блоков замедлителя - 530 К, блоков отражателя - 420 К, корпуса аппарата (снаружи) - 310 К [4].

Проведенный анализ результатов испытаний и комплекс послепусковых исследований показали, что основные узлы реактора, включая ТВС, успешно выдержали испытания при реализованных параметрах и находились после их окончания в удовлетворительном состоянии.

Вместе с тем, в ходе первых испытаний выявлен ряд неполадок в работе отдельных узлов и систем реактора; из-за низкой мощности реактора не было завершено исследование возникающих термических напряжений и поэтому не определены границы работоспособности блока замедлителя; оказалась недостаточной информативность принятой для реактора схемы измерений температур.

Достигнутые в России характеристики топлива превышают характеристики, достигнутые в США, и подтверждают возможность создания компактных активных зон ЯРД различной мощности, обеспечивающих удельный импульс тяги ЯРД – более 900 с.