В ходе МАКС –2013 кооперация отечественных фирм из структур Роскосмоса и Росатома представила обновленный макет транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) с космической ядерной энергодвигательной установкой (ЯЭДУ) мегаваттного класса (НК № 10, 2013, с. 4). Данный проект был представлен публично ровно четыре года назад, в октябре 2009 г. (НК № 12, 2009, с. 40). Что изменилось за это время?

Напомним, что цель проекта – создание энергодвигательной базы и на ее основе новых космических средств высокой энерговооруженности для осуществления амбициозных программ изучения и освоения космического пространства. Данные средства дают возможность реализации экспедиций в дальний космос, более чем 20-кратный рост экономической эффективности космических транспортных операций и более чем 10-кратное увеличение электрической мощности на борту КА.

В основу ЯЭДУ положен ядерный реактор с турбомашинным преобразователем большой долговечности. Разработка ТЭМ проводится по распоряжению президента России от 22 июня 2010 г. № 419-рп. Его создание предусмотрено и госпрограммой «Космическая деятельность России на 2013 – 2020 годы», и Президентской программой по модернизации экономики. Работы по контракту финансируются из федерального бюджета в рамках спецпрограммы «Реализация проектов Комиссии при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России»*.

Для реализации этого передового проекта в период с 2010 по 2018 год выделяется более 17 млрд руб.

 

Точное распределение средств выглядит следующим образом: 7.245 млрд руб предназначаются госкорпорации Росатом на разработку реактора, 3.955 млрд руб – Исследовательскому центру имени М.В.Келдыша на создание ЯЭДУ, и около 5.8 млрд руб – РКК «Энергия» на изготовление ТЭМ. Головной организацией, отвечающей за разработку собственно ядерного реактора, является Научно-исследовательский и конструкторский институт энергетических технологий (НИКИЭТ), входящий в систему Росатома. В кооперацию также включены Подольский научно-исследовательский технологический институт, РНЦ «Курчатовский институт», Физико-энергетический институт в Обнинске, НИИ НПО «Луч», НИИ атомных реакторов (НИИАР) и ряд других предприятий и организаций. По контуру циркуляции рабочего тела многое сделали Центр Келдыша, КБ химического машиностроения и КБ химической автоматики. К разработке генератора подключен Институт электромеханики.

В проекте впервые реализуются инновационные технологии, во многом не имеющие мировых аналогов:
высокоэффективная схема преобразования;
высокотемпературный компактный реактор на быстрых нейтронах с системами газового охлаждения, обеспечения ядерной и радиационной безопасности на всех этапах эксплуатации;
тепловыделяющие элементы на основе высокоплотного топлива;
маршевая двигательная установка на основе блока мощных высокоэффективных электроракетных двигателей (ЭРД);
высокотемпературные турбины и компактные теплообменные аппараты с десятилетним расчетным ресурсом;
высокооборотные электрические генераторы-преобразователи большой мощности;
развертывание крупногабаритных конструкций в космосе и др.

 

 

В предложенной схеме ядерный реактор вырабатывает электричество: газовый теплоноситель, прогоняемый через активную зону, крутит турбину, та вращает электрогенератор и компрессор, который обеспечивает циркуляцию рабочего тела по замкнутому контуру. Вещество из реактора не выходит в окружающую среду, то есть радиоактивное заражение исключено. Электроэнергия расходуется на работу ЭРД, который по расходу рабочего тела в 20 с лишним раз экономичнее химических аналогов. Масса и габариты базовых элементов ЯЭДУ должны обеспечивать их размещение в космических головных частях существующих и перспективных российских РН «Протон» и «Ангара».

Хроника проекта показывает его быстрое по нынешним временам развитие. 30 апреля 2010 г. заместитель генерального директора госкорпорации Росатом, директор Дирекции по ядерному оружейному комплексу И. М. Каменских утвердил техническое задание на разработку реакторной установки и ТЭМ в рамках проекта «Создание траспортно-энергетического модуля на основе ЯЭДУ мегаваттного класса». Документ был согласован и утвержден Роскосмосом. 22 июня 2010 г. президент России Д. А. Медведев подписал Распоряжение об определении единственных исполнителей работ по реализации проекта.

9 февраля 2011 г. в Москве на базе Центра Келдыша прошла видеоконференция предприятий – разработчиков ТЭМ. В ней участвовали руководитель Роскосмоса А. Н. Перминов, президент и генеральный конструктор (РКК) «Энергия» В. А. Лопота, директор Центра Келдыша А. С. Коротеев, директор – генеральный конструктор НИКИЭТ** Ю. Г. Драгунов и главный конструктор космических энергетических установок НИКИЭТ В. П. Сметанников. Особое внимание было обращено на необходимость создания стенда «Ресурс» для отработки реакторной установки с блоком преобразования энергии.

 

 

 

Справка:

По этой теме в Союзе работали выпускники 2-го факультета МАИ. Потом эту тему закрыли. и вот только в 2010г. Росатом выдал ТЗ на проект и финансирование соответственно.

Разработка ядерной энергодвигательной установки большой мощности для межорбитального буксира, многофункциональной платформы на геостационарной орбите и межпланетных космических аппаратов.
Шифр: ОКР «ЯЭРДУ».
Начальная (максимальная) цена контракта: 805 000 000,0 руб.
Сроки выполнения контракта: 2011 г. — 2015 г.
Место выполнения работ: по адресу Исполнителя.

ссылка

 

 

Область применения таких двигателей
1. буксировка груза доставленного керосиновыми РН на низкую орбиту на боле высокие рабочие орбиты.Сейчас пользуются небольшими разгонными блоками которые нужно постоянно выводить на орбиту, А с ЯДУ его можно постоянно держать на орбите и использовать по мере необходимости.Отпадает необходимость в разгонном блоке,соответственно снижаются затраты и увеличивается полезная нагрузка керосиновых РН.
2.Для межпланетных экспедиций. Он буксирует посадочные модули к планете и обратно
3. Для отведения,буксировки угрожающих Земле астероидов.

… рассматриваются и капельный, и панельный теплообменники, и пока выбор не сделан. На демонстрируемом макете и плакатах был представлен вариант с капельным холодильником-излучателем, которому отдается предпочтение.

 

 

25 апреля 2011 г. Роскосмос объявил открытый конкурс на выполнение опытно-конструкторских работ в рамках создания ЯЭДУ, многофункциональной платформы на геостационарной орбите и межпланетных КА. По итогам конкурса (победителем которого 25 мая того же года стал НИКИЭТ) был заключен государственный контракт сроком действия до 2015 г. стоимостью 805 млн руб на создание стендового образца установки.

Контракт предусматривает разработку: технического предложения по созданию стендового (с тепловым имитатором ядерного реактора) образца ЯЭДУ; его эскизного проекта; конструкторской и технологической документации на опытные образцы составных частей стендового изделия и базовых элементов ЯЭДУ; технологических процессов, а также подготовку производства для изготовления опытных образцов составных частей стендового изделия и базовых элементов установки; изготовление стендового образца и проведение его экспериментальной отработки.

В состав стендового образца ЯЭДУ должны входить базовые элементы штатной установки, призванные обеспечить в последующем создание установок различной мощности на основе модульного принципа. Стендовый образец должен генерировать заданную мощность – тепловую и электрическую, а также создавать импульсы тяги, характерные для всех этапов функционирования ЯЭДУ в составе КА. Для проекта был выбран высокотемпературный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах тепловой мощностью до 4 МВт.

23 августа 2012 г. состоялось совещание представителей Росатома и Роскосмоса, посвященное организации работ по созданию испытательного комплекса для ресурсных испытаний, необходимых при реализации проекта ТЭМ. Оно проходило в Научно-исследовательском технологическом институте имени А. П. Александрова в Сосновом Бору под Санкт-Петербургом, где и планируется создавать указанный комплекс.

Эскизное проектирование ТЭМ завершилось в марте текущего года. Полученные результаты позволили перейти в 2013 г. к этапу рабочего проектирования и изготовления оборудования и образцов для автономных испытаний. Испытания и отработка технологий теплоносителя начались в текущем году на исследовательском реакторе МИР в НИИАР (г. Димитровград), где установлена петля для испытаний гелий-ксенонового теплоносителя при температурах свыше 1000°С.

Наземный прототип реакторной установки планируется создать к 2015 г., и уже к 2018 г. должна быть изготовлена реакторная установка для комплектации ЯЭРДУ и начаты ее испытания в Сосновом Бору. Первый ТЭМ для летных испытаний может появиться к 2020 г.

 

 

 

Очередное совещание по проекту состоялось 10 сентября 2013 г. в госкорпорации Росатом. Информацию о состоянии работ и основных проблемах при реализации программы представил руководитель НИКИЭТ Ю. Г. Драгунов. Он подчеркнул, что в настоящее время специалисты института разработали документацию технического проекта ЯЭДУ, определили основные конструкторские решения и выполняют работы в соответствии с «дорожной картой» проекта. По итогам совещания глава корпорации «Росатом» С. В. Кириенко поручил НИКИЭТ подготовить предложения по оптимизации «дорожной карты».

Некоторые подробности конструкции и особенности проекта ЯЭДУ удалось выяснить в ходе беседы с представителями Центра Келдыша на авиасалоне МАКС – 2013. В частности, разработчики сообщили, что установка будет делаться сразу в полноразмерном варианте, без изготовления уменьшенного прототипа.

ЯЭДУ имеет исключительно высокие (для своего типа) характеристики: при тепловой мощности реактора 4 МВт электрическая мощность на генераторе составит 1 МВт, то есть КПД достигнет 25 %, что считается очень хорошим показателем.

Турбомашинный преобразователь – двухконтурный. В первом контуре используются пластинчатый теплообменный аппарат – рекуператор и трубчатый теплообменник-холодильник. Последний разделяет основной (первый) контур теплосъема и второй контур теплосброса.

По поводу одного из самых интересных решений, разрабатываемых в рамках проекта (выбор типа холодильников-излучателей второго контура), был дан ответ, что рассматриваются и капельный, и панельный теплообменники, и пока выбор не сделан. На демонстрируемом макете и плакатах был представлен вариант с капельным холодильником-излучателем, которому отдается предпочтение. Параллельно идут работы и по панельному теплообменнику. Отметим, что вся конструкция ТЭМ – трансформируемая: при запуске модуль умещается под головным обтекателем РН, а на орбите «расправляет крылья» – раздвигаются штанги, разносящие на большое расстояние реактор, двигатели и полезный груз.

На ТЭМ будет использована целая связка усовершенствованных исключительно мощных ЭРД – четыре «лепестка» по шесть маршевых двигателей диаметром 500 мм, плюс еще восемь двигателей поменьше – для управления по крену и корректировки курса. На салоне МАКС – 2013 был показан рабочий двигатель, уже проходящий испытание (пока на неполной тяге, при электрической мощности до 5 кВт). ЭРД работают на ксеноне. Это самое лучшее, но и самое дорогое рабочее тело. Рассматривались и другие варианты: в частности, металлы – литий и натрий. Однако двигатели на таком рабочем теле менее экономичны, и проводить наземные испытания на таких ЭРД очень сложно.

Расчетный ресурс ЯЭДУ, заложенный в проект, составляет десять лет. Ресурсные испытания предполагается выполнить непосредственно на комплектной установке, а агрегаты отработать автономно на стендовой базе предприятий кооперации. В частности, турбокомпрессор, разработанный в КБХМ, уже изготовлен и тестируется в вакуумной камере Центре Келдыша. Сделан также тепловой имитатор реактора на 1 МВт электрической мощности.

 

 

Кстати, про вопрос захоронения таких аппаратов:

Существует для спутников с ЯЭУ специальная орбита захоронения.Она расположена на 200км выше ГСО( примерно 35 786 км над уровнем моря).Низкоорбитальные(от 160 км до 2000 км над поверхностью Земли) военные спутники с ядерными реакторами на борту имеют высоту орбиты захоронения порядка 1000 км, куда переводится активная зона ядерного реактора после окончания ее работы. Срок жизни на этих орбитах составляет порядка 2 тыс. лет.

 

Вот еще  дополнение об экспериментальном термальном ядерном ракетном двигателе :

 

 

 

вот и еще по этой теме …

Ведь еще еще в начале 1960-х годов конструкторы рассматривали ядерные ракетные двигатели как единственную реальную альтернативу для путешествия к другим планетам Солнечной системы.  

 

 

Соревнование между СССР и США, в том числе и в космосе, шло в это время полным ходом, инженеры и ученые вступили в гонку по созданию ЯРД, военные тоже поддержали вначале проект ядерного ракетного двигателя. Поначалу задача казалась очень простой — нужно только сделать реактор, рассчитанный на охлаждение водородом, а не водой, пристроить к нему сопло, и — вперед, к Марсу! Американцы собирались на Марс лет через десять после Луны и не могли даже помыслить о том, что астронавты когда-нибудь его достигнут без ядерных двигателей.

Американцы очень быстро построили первый реактор-прототип и уже в июле 1959 года провели его испытания (они назывались KIWI-A). Эти испытания всего лишь показали, что реактор можно использовать для нагрева водорода. Конструкция реактора — с незащищенным топливом из оксида урана — не годилась для высоких температур, и водород нагревался всего до полутора тысяч градусов.

По мере накопления опыта конструкция реакторов для ядерного ракетного двигателя — ЯРД — усложнялась. Оксид урана был заменен на более термостойкий карбид, вдобавок его стали покрывать карбидом ниобия, но при попытках достигнуть проектной температуры реактор начинал разрушаться. Больше того, даже при отсутствии макроскопических разрушений происходила диффузия уранового топлива в охлаждающий водород, и потеря массы достигала 20% за пять часов работы реактора. Так и не был найден материал, способный работать при 2700—3000⁰С и противостоять разрушению горячим водородом.

Поэтому американцы приняли решение пожертвовать эффективностью и в проект летного двигателя заложили удельный импульс (тяга в килограммах силы, достигаемая при ежесекундном выбросе одного килограмма массы рабочего тела; единица измерений — секунда). 860 секунд. Это вдвое превышало соответствующий показатель кислород-водородных двигателей того времени. Но когда у американцев сталочто-то получаться, интерес к пилотируемым полетам уже упал, программа «Аполлон» была свернута, а в 1973 году окончательно закрыли проект «NERVA» (так назвали двигатель для пилотируемой экспедиции на Марс). Выиграв лунную гонку, американцы не захотели устраивать марсианскую.

Но уроки, извлеченные из десятка построенных реакторов и нескольких десятков проведенных испытаний, состояли в том, что американские инженеры слишком увлеклись натурными ядерными испытаниями, вместо того чтобы отрабатывать ключевые элементы без вовлечения ядерной технологии там, где этого можно избежать. А где нельзя — использовать стенды меньшего размера. Американцы почти все реакторы «гоняли» на полной мощности, но не смогли добраться до проектной температуры водорода — реактор начинал разрушаться раньше. Всего с 1955 по 1972 годы на программу ядерных ракетных двигателей было потрачено $1,4 млрд. — примерно 5% стоимости лунной программы.

 

 

Также в США был придуман проект «Орион», соединявший в себе оба варианта ЯРД (реактивный и импульсный). Сделано это было следующим образом: из хвостовой части корабля выбрасывались небольшие ядерные заряды мощностью около 100 тонн в тротиловом эквиваленте. Вслед за ними отстреливались металлические диски. На расстоянии от корабля производился подрыв заряда, диск испарялся, и вещество разлеталось в разные стороны. Часть его попадала в усиленную хвостовую часть корабля и двигала его вперед. Небольшую прибавку к тяге должно было давать испарение плиты, принимающей на себя удары. Удельная стоимость такого полета должна была быть всего 150 тогдашних долларовна килограмм полезной нагрузки.

Дошло даже до испытаний: опыт показал, что движение при помощи последовательных импульсов возможно, как и создание кормовой плиты достаточной прочности. Но проект «Орион» был закрыт в 1965 году как неперспективный. Тем не менее, это пока единственная существующая концепция, которая может позволить осуществлять экспедиции хотя бы по Солнечной системе.

 

В первой половине 1960-х годов советские инженеры рассматривали экспедицию на Марс как логичное продолжение разворачиваемой в то время программы полета человека на Луну. На волне воодушевления, вызванного приоритетом СССР в космосе, даже такие чрезвычайно сложные проблемы оценивались с повышенным оптимизмом.

Одной из самых главных проблем была (и остается по сей день) проблема энергодвигательного обеспечения. Было ясно, что ЖРД, даже перспективные кислородно-водородные, если и могут в принципе обеспечить пилотируемый полет на Марс, то только при огромных стартовых массах межпланетного комплекса, с большим количеством стыковок отдельных блоков на монтажной околоземной орбите.

В поисках оптимальных решений ученые и инженеры обратились к ядерной энергии, постепенно присматриваясь к этой проблеме.

В СССР исследования по проблемам использования энергии ядра в ракетно-космической технике начались во второй половине 50-х годов, еще до запуска первых ИСЗ. В нескольких научно-исследовательских институтах возникли небольшие группы энтузиастов, поставивших целью создание ракетных и космических ядерных двигателей и энергоустановок.

Конструкторы ОКБ-11 С.П.Королева совместно со специалистами НИИ-12 под руководством В.Я.Лихушина рассматривали несколько вариантов космических и боевых (!) ракет, оснащенных ядерными ракетными двигателями (ЯРД). В качестве рабочего тела оценивались вода и сжиженные газы – водород, аммиак и метан.

 

 

Перспектива была многообещающей; постепенно работы нашли понимание и финансовое обеспечение в правительстве СССР.

Уже самый первый анализ показал, что среди множества возможных схем космических ядерных энергодвигательных установок (ЯЭДУ) наибольшие перспективы имеют три:

• с твердофазным ядерным реактором;
• с газофазным ядерным реактором;
• электроядерные ракетные ЭДУ.

Схемы отличались принципиально; по каждой из них наметили несколько вариантов для развертывания теоретических и экспериментальных работ.

Наиболее близким к реализации представлялся твердофазный ЯРД. Стимулом к развертыванию работ в этом направлении послужили аналогичные разработки, проводившиеся в США с 1955 г. по программе ROVER, а также перспективы (как тогда казалось) создания отечественного межконтинентального пилотируемого самолета-бомбардировщика с ЯЭДУ.

Твердофазный ЯРД работает как прямоточный двигатель. Жидкий водород поступает в сопловую часть, охлаждает корпус реактора, тепловыделяющие сборки (ТВС), замедлитель, а далее разворачивается и попадает внутрь ТВС, где нагревается до 3000 К и выбрасывается в сопло, ускоряясь до высоких скоростей.

Принципы работы ЯРД не вызывали сомнений. Однако конструктивное выполнение (и характеристики) его во многом зависели от «сердца» двигателя – ядерного реактора и определялись, прежде всего, его «начинкой» – активной зоной.

Разработчики первых американских (и советских) ЯРД стояли за гомогенный реактор с графитовой активной зоной. Несколько особняком шли работы поисковой группы по новым видам высокотемпературного топлива, созданной в 1958 г. в лаборатории №21 (руководитель – Г.А.Меерсон) НИИ-93 (директор – А.А.Бочвар). Под влиянием развернутых в то время работ по реактору для самолета (соты из оксида бериллия) в группе предприняли попытки (опять же поисковые) получить материалы на основе карбида кремния и циркония, стойкие к окислению.

По воспоминаниям Р.Б. Котельникова, сотрудника НИИ-9, весной 1958 г. у руководителя лаборатории №21 состоялась встреча с представителем НИИ-1 В.Н.Богиным. Он рассказал, что в качестве основного материала для тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора в их институте (кстати, в то время головном в ракетной отрасли; начальник института В.Я.Лихушин, научный руководитель М.В.Келдыш, начальник лаборатории В.М.Иевлев) применяют графит. В частности, уже научились наносить на образцы покрытия для защиты от водорода. Со стороны НИИ-9 было предложено рассмотреть возможность применения карбидов UC-ZrC как основы твэлов.

 

Спустя короткое время появился еще один заказчик на твэлы – ОКБ М.М.Бондарюка, которое идейно конкурировало с НИИ-1. Если последний стоял за многоканальную цельноблочную конструкцию, то ОКБ М.М.Бондарюка взяло курс на разборный пластинчатый вариант, ориентируясь на легкость механообработки графита и не смущаясь сложностью деталей – пластин миллиметровой толщины с такими же ребрышками. Карбиды обрабатываются гораздо сложнее; в то время из них невозможно было изготовить такие детали, как многоканальные блоки и пластины. Стала ясна необходимость создания какой-то иной конструкции, соответствующей специфике карбидов.

В конце 1959 г. – начале 1960 г. было найдено решающее условие для твэлов ЯРД – стержневой тип сердечника, удовлетворяющий заказчиков – НИИ Лихушина и ОКБ Бондарюка. Как основную для них обосновали схему гетерогенного реактора на тепловых нейтронах; ее основные достоинства (по сравнению с альтернативным гомогенным графитовым реактором) таковы:

• возможно использовать низкотемпературный водородосодержащий замедлитель, что позволяет создать ЯРД с высоким массовым совершенством;
• возможно разработать малоразмерный прототип ЯРД тягой порядка 30…50 кН с высокой степенью преемственности для двигателей и ЯЭДУ следующего поколения;
• возможно широко применять в твэлах и других деталях конструкции реактора тугоплавкие карбиды, что позволяет максимально увеличить температуру нагрева рабочего тела и обеспечить повышенный удельный импульс;
• возможно поэлементно автономно отработать основные узлы и системы ЯРД (ЯЭДУ), такие как тепловыделяющие сборки, замедлитель, отражатель, турбонасосный агрегат (ТНА), систему управления, сопло и др.; это позволяет проводить отработку параллельно, сокращая объем дорогостоящих комплексных испытаний энергоустановки в целом.

Примерно в 1962–1963 гг. работы по проблеме ЯРД возглавил НИИ-1, имеющий мощную экспериментальную базу и прекрасные кадры. Им не хватало только технологии по урану, а также ядерщиков. С привлечением НИИ-9, а потом и ФЭИ сложилась кооперация, которая взяла за идеологию создание минимального по тяге (около 3.6 тс), но «настоящего» летнего двигателя с «прямоточным» реактором ИР-100 (испытательный или исследовательский, мощностью 100 МВт, главный конструктор – Ю.А.Трескин). Поддержанный постановлениями правительства, НИИ-1 строил электродуговые стенды, неизменно поражавшие воображение – десятки баллонов по 6–8 м высоты, громадные горизонтальные камеры мощностью свыше 80 кВт, броневые стекла в боксах. Участников совещаний вдохновляли красочные плакаты со схемами полетов к Луне, Марсу и т.д. Предполагалось, что в процессе создания и испытаний ЯРД будут решены вопросы конструкторского, технологического, физического плана.

По мнению Р.Котельникова, дело, к сожалению, осложнялось не очень ясной позицией ракетчиков. Министерство общего машиностроения (МОМ) с большими трудностями финансировало программу испытаний и строительство стендовой базы. Казалось, что МОМ не имеет желания или возможностей продвигать программу ЯРД.

 

 

К концу 1960-х годов поддержка конкурентов НИИ-1 – ИАЭ, ПНИТИ и НИИ-8 – была значительно серьезнее. Министерство среднего машиностроения («атомщики») активно поддерживало их разработку; «петлевой» реактор ИВГ (с активной зоной и сборками центрального канала стержневого типа разработки НИИ-9) в итоге к началу 70-х годов вышел на первый план; в нем начались испытания ТВС.

Сейчас, спустя 30 лет, представляется, что линия ИАЭ была более правильной: сначала – надежная «земная» петля – отработка твэлов и сборок, а потом создание летного ЯРД нужной мощности. Но тогда казалось, что можно очень быстро сделать настоящий двигатель, пусть маленький… Однако, поскольку жизнь показала, что объективной (или даже субъективной) потребности в таком двигателе не было (к этому можно еще прибавить, что серьезность негативных моментов этого направления, например международных соглашений о ядерных устройствах в космосе, поначалу сильно недооценивалась), то соответственно более правильной и продуктивной оказалась фундаментальная программа, цели которой не были узкими и конкретными.

1 июля 1965 г. был рассмотрен эскизный проект реактора ИР-20-100. Кульминацией стал выпуск техпроекта тепловыделяющих сборок ИР-100 (1967 г.), состоящих из 100 стержней (UC-ZrC-NbC и UC-ZrC-C для входных секций и UC-ZrC-NbC для выходной). НИИ-9 был готов к выпуску крупной партии стержневых элементов будущей активной зоны ИР-100. Проект был весьма прогрессивен: спустя примерно 10 лет практически без существенных изменений он был использован в зоне аппарата 11Б91, и даже сейчас все основные решения сохраняются в сборках подобных реакторов другого назначения, уже совсем с другой степенью расчетного и экспериментального обоснования.

«Ракетная» часть первого отечественного ядерного РД-0410 была разработана в воронежском Конструкторском бюро химической автоматики (КБХА), «реакторная» (нейтронный реактор и вопросы радиационной безопасности) – Институтом физики и энергии (Обнинск) и Курчатовским институтом атомной энергии.

КБХА известно своими работами в области ЖРД для баллистических ракет, КА и РН. Здесь было разработано около 60 образцов, 30 из которых доведено до серийного производства. В КБХА к 1986 г. был создан и самый мощный в стране однокамерный кислородно-водородный двигатель РД-0120 тягой 200 тс, использованный в качестве маршевого на второй ступени комплекса «Энергия-Буран». Ядерный РД-0410 создавался совместно со многими оборонными предприятиями, КБ и НИИ.

Согласно принятой концепции, жидкие водород и гексан (ингибирующая присадка, снижающая наводораживание карбидов и увеличивающая ресурс твэлов) подавались с помощью ТНА в гетерогенный реактор на тепловых нейтронах с ТВС, окруженными замедлителем из гидрида циркония. Их оболочки охлаждались водородом. Отражатель имел приводы для поворота поглотительных элементов (цилиндров из карбида бора). ТНА включал трехступенчатый центробежный насос и одноступенчатую осевую турбину.

За пять лет, с 1966 по 1971 гг., были созданы основы технологии реакторов-двигателей, а еще через несколько лет была введена в действие мощная экспериментальная база под названием «экспедиция №10», впоследствии опытная экспедиция НПО «Луч» на Семипалатинском ядерном полигоне.
Особые трудности встретились при испытаниях. Обычные стенды для запуска полномасштабного ЯРД использовать было невозможно из-за радиации. Испытания реактора решили проводить на атомном полигоне в Семипалатинске, а «ракетной части» – в НИИхиммаш (Загорск, ныне Сергиев Посад).

Для изучения внутрикамерных процессов было выполнено более 250 испытаний на 30 «холодных двигателях» (без реактора). В качестве модельного нагревательного элемента использовалась камера сгорания кислородно-водородного ЖРД 11Д56 разработки КБхиммаш (главный конструктор – А.М.Исаев). Максимальное время наработки составило 13 тыс сек при объявленном ресурсе в 3600 сек.

Для испытаний реактора на Семипалатинском полигоне были построены две специальные шахты с подземными служебными помещениями. Одна из шахт соединялась с подземным резервуаром для сжатого газообразного водорода. От использования жидкого водорода отказались из финансовых соображений.

В 1976 г. был проведен первый энергетический пуск реактора ИВГ-1. Параллельно в ОЭ создавался стенд для испытания «двигательного» варианта реактора ИР-100, и через несколько лет были проведены его испытания на разной мощности (один из ИР-100 впоследствии был переоборудован в материаловедческий исследовательский реактор малой мощности, который работает до сих пор).

Перед экспериментальным запуском реактор опускался в шахту с помощью установленного на поверхности козлового крана. После запуска реактора водород поступал снизу в «котел», раскалялся до 3000 К и огненной струей вырывался из шахты наружу. Несмотря на незначительную радиоактивность истекающих газов, в течение суток находиться снаружи в радиусе полутора километров от места испытаний не разрешалось. К самой же шахте нельзя было подходить в течение месяца. Полуторакилометровый подземный тоннель вел из безопасной зоны сначала к одному бункеру, а из него – к другому, находящемуся возле шахт. По этим своеобразным «коридорам» и передвигались специалисты.

 

Иевлев Виталий Михайлович

 

Результаты экспериментов, проведенных с реактором в 1978– 1981 гг., подтвердили правильность конструктивных решений. В принципе ЯРД был создан. Оставалось соединить две части и провести комплексные испытания.

Примерно в 1985 году РД-0410 (по другой системе обозначений 11Б91) мог бы совершить своей первый космический полет. Но для этого нужно было разработать разгонный блок на его основе. К сожалению, эта работа не была заказана ни одному космическому КБ, и тому есть множество причин. Главная из них — так называемая Перестройка. Необдуманные шаги привели к тому, что вся космическая отрасль мгновенно оказалась «в опале» и в 1988 году работы по ЯРД в СССР (тогда еще существовал СССР) были прекращены. Произошло это не из-за технических проблем, а по сиюминутным идеологическим соображениям.А в 1990-м году умер идейный вдохновитель программ ЯРД в СССР Виталий Михайлович Иевлев…

Каких же основных успехов достигли разработчики, создавая ЯРД схемы «А»?

Проведено более полутора десятков натурных испытаний на реакторе ИВГ-1, и получены следующие результаты: максимальная температура водорода – 3100 К, удельный импульс – 925 сек, удельное тепловыделение до 10 МВт/л, общий ресурс более 4000 сек при последовательных 10 включениях реактора. Эти итоги значительно превосходят американские достижения на графитовых зонах.

Следует заметить, что за все время испытаний ЯРД, несмотря на открытый выхлоп, выход радиоактивных осколков деления не превышал допустимых норм ни на полигоне, ни за его пределами и не был зарегистрирован на территории сопредельных государств.

 

Важнейшим результатом работы явилось создание отечественной технологии таких реакторов, получение новых тугоплавких материалов, а факт создания реактора-двигателя породил ряд новых проектов и идей.

Хотя дальнейшее развитие таких ЯРД было приостановлено, полученные достижения являются уникальными не только в нашей стране, но и в мире. Это неоднократно подтверждено в последние годы на международных симпозиумах по космической энергетике, а также на встречах отечественных и американских специалистов (на последних было признано, что реактор-стенд ИВГ – единственный на сегодня в мире работоспособный испытательный аппарат, который может сыграть важную роль в экспериментальной отработке ТВС и атомных ЭДУ).