1.3. Ядерные ракетные двигатели.

Что касается ядерных ракетных двигателей (ЯРД), то за последние годы произошли изменения взглядов на их использование. Если 40 лет назад планировалось их использование для оснащения баллистических ракет как средство взаимного нападения, то сейчас идет речь об их применении за пределами Земли и земной атмосферы. В широком смысле слова ЯРД - это устройство, в котором рабочее тело (РТ), нагреваясь до необходимой предельно высокой температуры за счёт энергии, выделяющейся в результате реакций деления ядерного топлива или термоядерного синтеза элементов, истекает через сопло, создавая реактивную тягу. До сегодняшнего дня наибольший прогресс достигнут в разработке ядерных ракетных двигателей на основе реакторов деления ядерного топлива.

В чем состоит преимущество ЯРД перед ЖРД?

Основной показатель экономичности ракетного двигателя – удельный импульс тяги (I), который является характеристик эффективности реактивного двигателя. Удельный импульс тяги определяется как отношение создаваемой им тяги в 1Н к массовому расходу топлива. Размерность I – секунды, что означает количество секунд, в течение которых данный двигатель сможет создавать тягу в 1 Н, истратив при этом 1 кг топлива.

Величина I напрямую зависит от температуры, до которой нагрето рабочее тело перед входом в реактивное сопло. Приближенно

I ~ , (1)

где Т_k , Т_a температуры рабочего тела на входе и выходе из сопла,

С_p – средняя в этом интервале теплоемкость рабочего тела.

Из этого простого выражения (1) следует два принципиальных вывода:

1. Для получения максимально большого удельного импульса температура нагрева T_k должна быть максимальна, а температура T_a как можно меньшей. Но распоряжаться T_a можно только в очень ограниченном диапазоне. При использовании ядерного реактора выходная температура рабочего тела T_k ограничена только термопрочностью конструкционных материалов, а не энергетикой реакции горения. Поэтому для повышения удельного импульса весьма эффективно использования ЯРД.

2. Средняя теплоемкость рабочего тела С_р не связана с конструкцией и параметрами реактора, а зависит исключительно от физико-химических свойств рабочего тела и обратно пропорциональна его молекулярному весу. При фиксированных значениях температуры максимальный удельный импульс будет получаться при применении «легких» рабочих тел, наиболее приемлемым из которых является водород. В таблице 1 приведены характеристики различных видов топлива для реакторных двигателей

Таблица 11.2. Некоторые характеристики топлива ракетных двигателей

Топливо	Рабочее тело	Удельный импульс (сек.)
Химическое: CHx+окислители CHx+жидкий O2 H2+жидкий О2	NOx, CO, H20 CO2, H2O Н2О	200-250 250-300 400-450
Ядерное: Твердое топливо Вихревой поток Урановая плазма	Н2 Н2 Н2	800-1000 1000 2000-5000

Из таблице 11.2 видно, что самое лучшее из химических топлив Н₂ +О₂ в процессе сгорания производит 18 ед. молекулярного веса.. Остальные виды топлива имеют более скромные характеристики. Бесспорно, что лучше всех водород с молекулярным весом 2, нагретый без окислителя в реакторе до высокой температуры. Расчеты показали, что при прочих равных условиях на борт ракеты с ЯРД можно будет взять в 1.5 раза больше полезного груза, чем при использовании химических двигателей. Кроме этого, у ХРД может быть только один режим работы – режим горения. У ЯРД широкий диапазон работы с регулированием мощности реактора в большом интервале. Среди разных типов ЯРД наиболее эффективно использование реакторов с топливом в виде урановой плазмы.

Работы по программе создания ЯРД, развернутые в нашей стране по инициативе И.В.Курчатова, С.П.Королева и М.В.Келдыша в середине 1950-х годов, включали обширный круг расчетно-теоретических и экспериментальных исследований, конструкторский и проектных поисков.

Первые программы использования реакторов в качестве ракетных двигателей как у в СССР, так и в США началась с твердотопливной а.з. В этом двигателе рабочая жидкость (водород) нагревается до высокой температуры в реакторе с твэлами из высокотемпературных твердых материалов. Были созданы конструкции, выдерживающие температуры до 3000К.

Требования к конструкционным материалам ЯРД очень высокие по ползучести, прочности, температурным напряжениям, совместимости с рабочей средой в условиях полей излучения. Кандидатные материалы ТВС ЯРД можно объединить в три опорные группы: тугоплавкие металлы (W, V,Re); композиции на основе графита; карбидные и нитридные соединения. Однако у тугоплавких металлов высокие сечения поглощения нейтронов. Кроме этого при высоких температурах выше 2000°С происходит их охрупчивание. Графитовая группа материалов также не стала базовой для исполнения высокотемпературных элементов конструкций активной зоны, несмотря на высокую термостабильность и термопрочность среди остальных кандидатных материалов. Для графитовых материалов присуща термохимическая нестабильность в среде водорода. При температуре больше 1600°C незащищенный от контакта с водородом графит начинает интенсивно размываться. Достаточно десятка минут для полного разрушения графитового элемента.

В качестве основы были выбраны карбидные композиции ZrC+NbC+UC. Эти материалы оказались инертны к водороду. Из них и были сделаны твэлы для первых отечественных ЯРД. Тепловыделяющий элемент представлял собой стержень, спирально завитый вокруг продольной оси. Плотно упакованный пакет таких самодистанционирующих стержней представляет нагревную секцию технологического канала ЯРД (см. рис. 11.2). Оптимизация соотношения Zr, Nb, легирование карбидов добавками других тугоплавких элементов позволила создать опорные силовые и сопловые конструкции, не подверженные ощутимым пластическим деформациям при температурах около 3000 К.

Рис. 11.2. Нагревная секция с твэлами для ТВС ядерного ракетного двигателя.

В реакторе ЯРД в качестве материала замедлителя был предложен и отработан гидрид Zr. Отражатель реактора выполнен из бериллия. Одним из основных узлов реактора является ТВС в состав которой входят: нагревные секции с твэлами, тепловая изоляция вокруг НС, опорный узел, корпус ТВС, объединяющий все элементы в самостоятельный узел.

Наиболее объемными и продолжительными по времени оказались научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по созданию ТВС первой активной зоны реактора. Уже на начальной стадии проектирования аппарата в конструкцию канала была заложена идея обеспечения локализации в пределах ТВС сложных тепловых и химических процессов, вызванных нагревом протекающего с большой скоростью рабочего тела (водорода), нагреваемого до температуры, близкой к предельным значениям для керамических материалов. Схема ТВС реактора ЯРД показана на рис. 3.

Рис.11. 3. Схема ТВС реактор ЯРД

Для отработки элементов реакторов для ЯРД к 1975 г. в СССР был создан специализированный стенд для наземных прототипов реакторов ЯРД. Этот стенд был расположен в степной части Казахстана на территории Семипалатинского ядерного полигона. Панорама экспериментального стендового комплекса для наземных испытаний реакторов ЯРД показана на рис.4. Сооруженный на стенде реактор ИВГ1 стал первым в стране реактором, позволившим нагревать проходящее через его активную зону рабочее тело (водород) до действительно высоких температур порядка 3000 К (рис. 5).

Рис. 11.4. Стендовый комплекс для испытаний реакторов ЯРД.

Рис.11.5 Реактор ИВГ.1 (Вид снизу).

Рис. 11.6. Наземные прототипы ЯРД, созданные в СССР.

Более 10 лет в СССР продолжались крупномасштабные испытания реакторов ЯРД на испытательном комплексе в Казахстане. За эти годы были отработаны режимы запуска реактора, работа в двигательном режиме на ресурс при номинальных значениях основных параметров. Аналогичная крупная исследовательская программа была реализована и в США. На рис.11.7 Показан ЯРД “Nerva”, разработанный в рамках выполнения данной программы.

Рис.11.7. ЯРД “Nerva” (США) .

В таблице 11.2 показаны основные сравнительные результаты реализации программ создания ЯРД в СССР и США.

Таблица 11.3. Результаты, достигнутые в СССР и США по программам ЯРД.

Параметр	СССР	США
Тепловая мощность реактора, МВт	230	4100
Расход водорода, кг/с	16	120
Эквивалентный удельный импульс, с	~950	~ 848
Средняя температура водорода на выходе из реактора, °К	3100	2550
Средняя плотность энерговыделения в активной зоне, кВт/см3	15	2,3
Максимальная плотность энерговыделения в топливной композиции, кВт/см3	25	5, 2
Наработанный ресурс на номинальной мощности, с	4000	6540

Из таблицы видно, что по ряду ключевых параметров (температура нагрева рабочего тела, удельное энерговыделение в топливе) советская космическая ядерная программа намного опередила разработки США. Во второй половине 1980-х годов программа создания ЯРД в СССР вслед за американскими программами пошла на спад из-за отсутствия в тот период конкретных задач применения таких двигателей в космосе. Их преимущество в высоком удельном импульсе при использовании ЯРД в качестве разгонного блока в верхних ступенях ракет-носителей, на что ранее делалась основная ставка, оказалось невостребованным. К тому же существенно ужесточились требования по безопасности эксплуатации ядерных объектов. Продолжение испытаний ТВС в реакторе ИВГ1 с выбросом нагретого рабочего тела непосредственно в атмосфере стало невозможным. Реактор был реконструирован и стал петлевым исследовательским аппаратом, что, безусловно, существенно сузило его экспериментальные возможности.