Ядерная энергия в космосе имеет две основные возможности применения – как источник тепловой энергии рабочего тела (например, водорода) для создания тяги в ядерных ракетных двигателях, так и, будучи преобразованной в электроэнергию, служить источником электропитания для различных бортовых нужд космического аппарата, в том числе и для питания электрореактивных ракетных двигателей.
Исторически эти два направления начали развиваться практически одновременно.
Первые расчетно-теоретические работы по ядерно-ракетным двигателям (ЯРД) при поддержке министра А.П. Завенягина были выполнены в 1954 году в Лаборатории «В» (ГНЦ «ФЭИ им. А.И. Лейпунского»).
Для применения реакторов в космосе необходимо было создать аппараты с возможно меньшими габаритами и массой. Отсюда неизбежность достижения высоких энергонапряженностей в единице объема их активных зон, на порядки превышающих достигнутые ранее показателей. Требовалось получить тепло высокого потенциала, что, в свою очередь, влекло за собой нагрев рабочего тела (в качестве него рассматривался водород) двигателя до необычных для реакторной техники температур. Оценки показывали, что для 2-2,5-кратного увеличения удельного импульса тяги ЯРД по сравнению с импульсом двигателей на химическом топливе температура водорода на выходе из реактора должна быть не ниже 3000 К.
При выборе направлений ЯРД первоначально рассматривались 3 варианта реактора: с твердофазной, жидкостной и газовой активной зоной. В последнем случае предполагалось, что твэлы будут состоять из газообразных соединений обогащенного урана, что позволяло достичь температуры десятков тысяч градусов, но уже вскоре стало ясно, что приоритет надо отдать первому варианту.
Ядерно-физическую концепцию такого аппарата выдвинул С.М. Фейнберг. Согласно его идее, это должен быть реактор теплоемкостного типа, в котором тепловая энергия деления урана в процессе цепной реакции не отводится за пределы активной зоны, а аккумулируется в ней за счет разогрева массива содержащегося в зоне графита, допускающего без ущерба для своих свойств нагрев до весьма высоких температур. В результате отпадала необходимость в решении многочисленных проблем организации интенсивного и надежного охлаждения зоны во время работы реактора с помощью теплоносителей (жидкости или газы). Работая чередующимися с остановками на расхолаживание импульсами («вспышками»), такой реактор позволил бы получать невиданные прежде плотности потоков нейтронов, обеспечивая высокие уровни тепловыделений. И.В. Курчатов, загоревшийся новой идеей и уже перенесший 2 инсульта, дал новому детищу название «ДОУД-3», что расшифровывалось как «до третьего удара».
В начале 1958 года к работам по ЯРД подключился и НИИ-8 (НИКИЭТ) как проектировщик и изготовитель аппарата. В дальнейшем к работам по реактору ИГР подключились и специализированные «космические» предприятия: ОКБ-1 (С.П. Королев), ОКБ-456 (В.П. Глушко) и НИИ-1 (М.В. Келдыш).
В мае 1958 года И.В. Курчатов и министр среднего машиностроения Е.П. Славский обратились в правительство с предложениями о создании реактора ИГР (импульсный графитовый реактор – такое официальное наименование получил аппарат) для изучения физических процессов в атомных реакторах при очень больших скоростях наращивания мощности. Большая плотность нейтронов в таком аппарате позволит проводить важные физические исследования, в том числе эксперименты с тепловыделяющими элементами для ракет с атомными двигателями.
По проекту, выполненному в НИИ-8 при научном руководстве Института атомной энергии, основу активной зоны реактора ИГР составляли колонны из чистого графита, на которые нанизывались пропитанные ураном графитовые брикеты. Тем самым исключались опасные перенапряжения несущих колонн при «вспышке» реактора, и активная зона сохраняла свою целостность. Принципиальной особенностью аппарата было отсутствие в его активной зоне каких-либо металлических деталей, что позволяло получать «вспышки» большой мощности, ограничиваемые только температурой возгонки графита. Основным регулятором реактивности являлась подвижная часть зоны, перемещением которой реактор выводился в критическое или подкритическое состояния. В центре зоны имелась полость, в которой мог располагаться экспериментальный канал большого диаметра для испытуемых образцов.
И.В. Курчатов очень торопил работы по реактору: еще только появились первые эскизы, а Игорь Васильевич уже дал задание на разработку проекта строительной части. Вскоре на Семипалатинском полигоне недалеко от места испытаний первой отечественной атомной бомбы началось строительство необходимых зданий и сооружений. Место строительства было выбрано не случайно – ядерный реактор фактически представлял собой атомную бомбу замедленного действия. На Северодвинском заводе были изготовлены требуемые металлические конструкции, Московский электродный завод производил графит нужного качества, в ИАЭ создана вакуумная технология равномерной пропитки графитовых брикетов ураном, обогащенным до 90 % по урану-235, в НИИ-8 изготовлены приводы исполнительных механизмов и аппаратура системы управления и защиты реактора. Параллельно в ИАЭ и НИИ-8 разрабатывались программы физического пуска и исследований аппарата.
Основная часть реактора ИГР – графитовая кладка размером 2400х2400х4500 мм – состоит из ряда графитовых колонн и заключена в цилиндрический стальной корпус диаметром 3100 мм и высотой 4500 мм. Колонны активной зоны собирались из пропитанных ураном блоков размером 100х100х150 мм, навешенных на графитовый стержень. Колонны установлены на металлических опорах нижней плиты реактора с зазором в 4 мм. Верхние и нижние графитовые блоки свободны от урана и образуют верхний и нижний отражатели, а также создают тепловую изоляция между горячей активной зоной и опорными конструкциями.
Центральные колонны, установленные на подвижном металлическом столике, образовывали подвижную часть активной зоны.
В 13 холодных колоннах неподвижной части активной зоны проделаны каналы для ввода графитовых стержней, заполненных таблетками из смеси графита с окисью гадолиния. Корпус реактора заполнен гелием. В кладке реактора расположен центральный вертикальный экспериментальный канал, в котором устанавливалась охлаждаемая водой ампула для размещения испытываемых образцов.
Средняя концентрация урана в графите составляла 3 г/кг.
Органы регулирования ИГР функционально разделены на пусковые, компенсирующие и регулирующие. Пусковым элементом, инициирующим нейтронную вспышку, является подвижная часть кладки, которая при пуске реактора поднимается до верхнего положения. Движение одиннадцати компенсирующих стержней начинается в момент максимума вспышки после срабатывания порогового устройства, датчиком которого является ионизационная камера.
Монтажу реальной кладки предшествовал монтаж модельной кладки без урана. На модельной кладке были проверены технология сборки и системы контроля и защиты.
В декабре 1959 года по поручению И.В. Курчатова начинает формироваться пусковая бригада. Это поручение Игоря Васильевича было одним из последних в его жизни. Реактор, который он так хотел увидеть работающим, пускался уже без него…
В мае-июне 1960 года был осуществлен физический пуск аппарата и выполнена обширная программа исследований, а через год проведена серия пусков реактора с разогревами графитовой кладки уже до 1000 оС, также реализовывались импульсы с максимальной температурой в зоне 1950 оС. С 1962 года сотрудниками ИАЭ и НИИ-1 в реакторе начинают испытываться первые модификации тепловыделяющих элементов, разрабатывавшихся в НИИ-9 (ВНИИНМ им. А.А. Бочвара) и НИИ-1 для ЯРД.
Реактор ИГР мог работать в двух режимах: режиме самогасящейся вспышки и регулируемом режиме длительностью несколько секунд и более. В первом случае в реакторе создается реактивность, превышающая долю запаздывающих нейтронов. Вспышка гасится сама собой вследствие разогрева активной зоны, так как реактор обладает отрицательным температурным коэффициентом реактивности.
Регулируемый режим также начинается самогасящейся вспышкой, но в момент её максимума вступает в действие программируемое перемещение компенсирующих стержней.
В результате очень компактная установка обладала беспрецедентной интегральной мощностью. Причем выброс нейтронов и гамма-излучения происходил в очень ограниченном пространстве – в полости в центре реактора диаметром 288 мм и высотой 3825 мм.
В 1964 году комиссия под председательством А.П. Александрова с участием представителей Академии Наук СССР, заинтересованных министерств и ведомств, научно-исследовательских институтов и конструкторских бюро, признала перспективность использования ЯРД в освоении космического пространства и рекомендовала развитие работ по созданию таких двигателей. Обоснованием рекомендаций послужили, во-первых, разработки по заданиям С.П. Королева эскизных проектов ЯРД с различными тягами, выполненные научно-инженерными группами под руководством В.П. Глушко и М.М. Бондарюка; во-вторых, положительные результаты испытаний тепловыделяющих элементов в реакторе ИГР.
Однако развивать дальше работы по созданию ЯРД, основываясь только на результатах петлевых (по существу динамических) испытаний в реакторе ИГР одиночных тепловыделяющих элементов и сборок, было нельзя. Это существенно ограничивало возможности для экспериментального обоснования проектов и увеличивало время выхода на нужные технические решения. Необходимы были ресурсные, с хорошей статистикой испытания основных компонентов активной зоны. Логика реализации концепции определяла необходимость сделать следующий шаг на пути к ЯРД. Требовался специальный экспериментальный аппарат – своего рода наземный прототип реакторов ЯРД, который, соответствуя последним по принципиальным схемно-конструкторским решениям, материалам и размерам активной зоны, давал бы возможность при каждом пуске исследовать ее коллективные характеристики (нейтронно-физические, тепловые, динамические и др.), изучать переходные и стационарные режимы работы. В то же время он должен быть достаточно универсальным, позволяя испытывать статистически значимое количество одинаковых или различных по типу, геометрии и составу тепловыделяющих сборок на одинаковых для всех или разных режимах, просто и безопасно заменять сборки после испытаний.
Подготовленное в ИАЭ им. И.В. Курчатова и обоснованное расчетами техническое задание на разработку нового реактора в феврале 1965 года было утверждено А.П. Александровым. В конце этого же года по решению Е.П. Славского к его проектированию при научном руководстве ИАЭ приступает НИКИЭТ. Функции конструктора-технолога и изготовителя тепловыделяющих сборок возлагаются на НИИ ТВЭЛ (ПНИТИ, НПО «Луч»). Проектирование стендового комплекса, необходимого для работы реактора, было поручено ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ). Местом размещения комплекса вновь определяется Семипалатинский полигон.
Основные технические решения по реактору, получившему индекс ИВГ-1, с расчетной тепловой мощностью 720 МВт были заложены в эскизном проекте, разработанном НИКИЭТ в 1966 году. ИВГ-1 создавался для испытаний тепловыделяющих элементов и отработки активных зон ядерных ракетных двигателей и ядерных энергетических двигательных установок. Конструктивно реактор представлял собой канально-корпусной аппарат с водяным замедлителем, газовым теплоносителем (водород) и отражателем из бериллия. Его активная зона формировалась из 31 тепловыделяющей сборки, причем в центральной из них обеспечивался нейтронный поток в 1,5 раза больший, чем средний по зоне.
Активная зона реактора ИВГ-1 отличалась высокой энергонапряженностью. Так, в тепловыделяющих сборках она на порядки превышала обычные для реакторов значения, что потребовало поиска и реализации принципиально новых подходов к выбору материалов и конструкции тепловыделяющих сборок. Специалисты НИИ-9 и НИИ ТВЭЛ предложили для реактора ИВГ-1 карбидный тепловыделяющий элемент оригинальной конструкции. И хотя термопрочность карбида не гарантировала целостности элементов в условиях работы, выбор конструкторов основывался на концепции прогнозируемого разрушения керамического элемента, сохранявшего свою работоспособность даже при поломке твэла.
Фактически реактор ИВГ-1 стал первым наземным прототипом ядерного ракетного двигателя.
В проекте реактора применялось много необычных для того времени технических решений. Например, впервые в отечественной практике для крупногабаритных внутриреакторных узлов использовались бериллий и титановые сплавы. В качестве рабочих органов изменения реактивности и аварийной защиты предусматривается применение расположенных вокруг активной зоны поворотных регулирующих цилиндров (барабанов) из бериллия со стержнями-поглотителями из титаногадолиниевых сплавов. Поворот цилиндров осуществлялся комбинированными электрогидравлическими приводами. Комплексная система управления, регулирования и защиты реактора и стенда сочеталась с системой регистрации и анализа потока экспериментальной информации, поступавшей с многочисленных датчиков. Быстропротекающие процессы контролировались с помощью ЭВМ.
Уникален и стендовый комплекс, призванный обеспечивать не только технические возможности и удобство проведения испытаний, но и максимальную их безопасность. Он включает большое число наземных и подземных сооружений, зданий и систем. Помимо реактора и аппаратуры контроля и управления, это десятки километров водоводов с насосными установками, линий электропередач с трансформаторными подстанциями, расположенные на большой глубине в скальных породах шаровые емкости объемом 900 м3 для хранения сжатого до 350 атмосфер взрывоопасного водорода, наземные баллоны высокого давления для воды и «расхолаживающего» активную зону азота, многочисленные трубопроводы, кабельные трассы и другие коммуникации, средства автоматики и дозиметрического контроля, надреакторные и подреакторные устройства и агрегаты для замены компонентов активной зоны реактора, хранилища «свежих» и отработавших тепловыделяющих сборок и т.п.
В 1971-1972 гг. объект 300 (так назывался вначале стендовый комплекс с реактором ИВГ-1, позднее – «Байкал-1») стал для многих сотрудников НИКИЭТ, ИАЭ и ПНИТИ местом многомесячных работ. Вместе с работниками Объединенной экспедиции ПНИТИ – будущими «хозяевами» стендового комплекса – они участвовали в сборке реактора, монтаже систем, аппаратуры и приборов контроля и управления, технологических систем, их трубопроводов и оборудования.
Практически каждый день возникали самые разнообразные проблемы, требовавшие быстрых, порою весьма нестандартных решений. Так, по рекомендациям специалистов ПНИТИ для удаления возможных загрязнений бериллиевого отражателя и верхней части «корзины» активной зоны после транспортировки и окончательной сборки требовалось промыть их спиртом перед установкой в корпус реактора. При этом нельзя было повредить антикоррозионное покрытие бериллиевых деталей, в которых имелось множество не доступных после сборки сквозных проходок, кольцевых щелей малых размеров и других отверстий сложной формы. Для процедуры промывки была изготовлена спиртовая ванна в виде бака из нержавеющей стали емкостью более 1000 литров, в которой осуществили операцию многократного погружения массивных изделий в спирт. Работать приходилось с частыми перерывами: пары спирта, несмотря на огромные размеры помещения, где это происходило, достаточно быстро заполнили его объем, и всем участникам «купания», чтобы не опьянеть (обычные противогазы не помогал) приходилось регулярно выходить из помещения. К утру работы были закончены, а спирт, содержавший бериллий, являющийся сильным ядом, на следующий день уничтожили.
Физический пуск реактора ИВГ-1 состоялся в ночь с 17 на 18 сентября 1972 года. Затем последовали тщательные исследования нейтронно-физических параметров аппарата, характеристик органов его регулирования и аварийной защиты, распределений энерговыделений, защиты от излучений. Итогом всех этих исследований стало подтверждение расчетных и экспериментальных обоснований физических характеристик реактора, выполненных в процессе его проектирования.
Энергетический пуск аппарата состоялся 5-7 марта 1975 года, т.е. через 2,5 года после физпуска. Столь продолжительный период потребовался для завершения строительно-монтажных работ всех зданий и сооружений стендового комплекса, наладки многочисленных технологических систем, подготовки и аттестации эксплуатационного персонала. Была организована доставка из Узбекистана жидкого водорода, который затем газифицировался на объекте 300 и закачивался в подземную емкость. Заработало производство жидкого азота, который после газификации использовался для продувок систем и должен был служить рабочим телом при расхолаживании реактора, завершавшим каждый его пуск.
Продолжались и развернутые разработчиками реактора и тепловыделяющих сборок научно-исследовательские и опытные работы. С помощью систем стендового комплекса изучались различные варианты режимов вывода аппарата на мощность и обеспечения этих режимов, поведение узлов реактора (отражателя, поворотных цилиндров, их приводов и др.) при пусках и в перерывах между ними, пределы работоспособности наиболее напряженных элементов, возможности возникновения и меры предупреждения аварийных ситуаций и т.д. На созданных в ПНИТИ стендах исследовались термохимические, гидравлические, температурные и др. условия эксплуатации тепловыделяющих элементов без радиационного воздействия, что позволяло безопасно выполнять необходимые для анализа тщательные измерения. Позже уже на самом объекте 300 был сооружен электротепловой комплекс, с помощью которого тепловыделяющие элементы и водород нагревались до температуры почти 4000 К.
На базе результатов физического пуска, исследований теплофизических процессов в аппарате, его гидравлики, динамики, продолжавшихся испытаний твэлов и тепловыделяющих сборок в реакторе ИГР были выполнены необходимые обоснования безопасности, разработан регламент энергопуска. Регламент определял жесткую последовательность автоматических и дистанционных операций по суткам, часам, минутам, начиная с подготовительных смен и кончая расхолаживанием реактора. Кроме того, были проведены репетиции энергопуска – «холодные» пуски, позволившие на практике отработать необходимое взаимодействие людей и техники.
Энергетический пуск прошел успешно, все задачи, предусмотренные его программой, были выполнены. Это означало, что осуществлен важнейший для программы ЯРД, как и для высокотемпературной атомной энергетики в целом, научно-технический этап работ – ввод в эксплуатацию уникальных реактора и стендового комплекса.
За последующие 13 лет работы реактора ИВГ-1 по программе ЯРД в нем были испытаны 4 опытные активные зоны (одна из них работала на азоте), более 200 тепловыделяющих сборок реакторов ЯРД. Наработанный на номинальной мощности ресурс ряда сборок составил 4000 сек при последовательных 10 включениях реактора. Плотности тепловыделения в активной зоне реактора ИВГ-1 достигали в максимуме 25 кВт/см3, температура водорода на выходе из тепловыделяющих сборок – 3100 К. При этом за все время испытаний, несмотря на открытый выхлоп струи газа, выход радиоактивных осколков деления никогда не превышал допустимых норм.
Создание реактора ИВГ-1 и обеспечивающего его работу стендового комплекса, ставших уникальной экспериментальной базой в области высокотемпературной ядерной энергетики, было отмечено в 1980 году Государственной премией СССР.
Следующим шагом в создании ядерного ракетного двигателя стал стендовый вариант ЯРД минимальных размеров – реактор ИРГИТ (РД-0410, индекс ГРАУ 11Б91, ИР-100 – последнее расшифровывалось как исследовательский реактор мощностью 100 МВ и соответственно тягой около 3,6 тн), разработанный в конструкторском бюро «Химавтоматика» (г. Воронеж).
В кооперацию по его разработке входили НИИ-1 (научный руководитель М.В. Келдыш), ВНИИНМ и ФЭИ. НИИ-1 задавал ракетную идеологию, изготавливал ТВС и испытывал их на электродуговых стендах, ВНИИНМ решал вопросы технологии твэлов стержневой конструкции, а ФЭИ отвечал за оптимизацию ядерно-физических характеристик реактора. В дальнейшем к работам вместо ВНИИНМ подключился НИИ ТВЭЛ.
ИРГИТ представлял собой реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем являлся гидрид циркония, а отражателем служил бериллий. Ядерным топливом для него служила композиция на основе карбидов урана и вольфрама с обогащением по урану-235 около 80 %. В активную зону реактора входило 37 тепловыделяющих сборок (ТВС). Основу ТВС составляли нагревательные секции из стержневых спиралевидных пластинчатых твэлов с поперечным сечением 2 мм. Такая конструкция обеспечивала самодистанционирование твэлов и позволяла реализовать профилирование урана по объему активной зоны.
Основными конструкционными материалами активной зоны, силовых элементов, сопла стали керамические композиции – карбидные и карбонитридные соединения урана, ниобия и циркония, что позволило гарантировать работоспособность всех высокотемпературных элементов ЯРД.
Конструкция реактора предусматривала прохождение потока водорода сначала через отражатель и замедлитель, охлаждая их, затем он проходил через активную зону, где нагревался до 3100 К.
Отличие стендового варианта от будущего реального двигателя заключалось в том, что отражатель и замедлитель охлаждались отдельным потоком водорода. Кроме того, он был оборудован дополнительной радиационной и аварийной защитой, а сопло было укорочено.
Физический пуск реактора проходил в две стадии: сначала на стенде ФЭИ, а затем на стендовом комплексе «Байкал». 27 марта 1978 года состоялось первое горячее испытание реактора, его энергетический пуск, поэтому проводился он на минимальных параметрах при мощности 25 МВт и температуре водорода 1500 оС. Время работы реактора составило 70 сек. В июле-августе было проведено два пуска, во время которых мощность реактора была увеличена до сначала до 33 МВт, а затем до 42 МВт при температуре водорода 2360 оС, после чего он был разобран для анализа его состояния.
В ходе огневых испытаний проводилось 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). Также изучались нейтронно-физические характеристики реактора (запас реактивности, температурные, мощностные и плотностные эффекты реактивности, динамические характеристики реактора и исполнительных органов системы управления).
Дополнительно определялась величина выноса из ТВС урана и продуктов деления, изучалась эффективность радиационной защиты, внутренняя (на территории стендового комплекса) и внешняя радиационная обстановка.
При проведенных в 1977-1984 гг. огневых испытаниях и рабочих испытаниях в режиме энергоустановки реактор ИРГИТ (было изготовлено еще два эксземпляра) достиг мощности 90 МВт при температуре водорода 3000 К. Тяга двигателя составляла 30 кН удельным импульсом 900 сек. 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.
Для комплексных исследований других агрегатов, помимо реактора, и процессов ЯРД на натурном рабочем теле и при натурном массовом расходе, температуре и давлении был создан также «холодный» двигатель и проведены сотни испытаний на жидководородном стенде. Подогрев водорода, идущего на турбины агрегатов, осуществлялся за счет энергии, выделяемой в газогенераторах при сгорании водорода. Достигнутая наработка турбонасосных агрегатов втрое превысила требуемый ресурс ЯРД и составила 3600 сек.
Путь к созданию ядерного ракетного двигателя был практически открыт, хотя ряд вопросов еще остался нерешенным. Для его космического испытания нужно было создавать разгонный блок, но эта задача так и не была поставлена.
P.S. После распада СССР реакторные комплексы ИГР и ИВГ-1 перешли в ведение Национального Ядерного Центра Республики Казахстан. На реакторе ИГР стали проводить исследования процессов тяжелых реактивностных аварий энергетических ядерных реакторов с плавлением тепловыделяющих элементов. Активная зона реактора ИВГ-1 в 1989-1990 гг. подверглась изменениям: вместо газоохлаждаемых в него были установлены водоохлаждаемые тепловыделяющие сборки, и реактор, наряду с ресурсными петлевыми испытаниями высокотемпературных твэлов, стал использоваться для проведения разнообразных исследований в области радиационной безопасности.
