Сканировал и обработал Юрий Аболонко (Смоленск)

На последней странице обложки изображена реакторная установка «Киви-Б», установленная на испытательном стенде (фото из журнала Astronautics).

Рабочие тела ЯРД

Замедлители и отражатели

Устройство тепловыделяющих элементов

Управление работой ЯРД

Радиационная опасность от ЯРД

Практические разработки твердофазных ЯРД
Газофазные ЯРД

Газофазный ЯРД с прозрачным разделителем

ЯРД с газодинамическим удержанием ядерного горючего

ЯРД с магнитным удержанием ядерного горючего
Жидкофазные и коллоидные ЯРД
ЯРД с реактором синтеза (термоядерные РД)
Импульсные (пульсирующие) ЯРД
Тепловой радиоизотопный ЯРД
Радиоизотопный «парус»
Аннигиляционный (фотонный, квантовый) ЯРД
ЯРД и космические полеты будущего
Литература

Подобно другим ракетным двигателям, ЯРД создает движущую силу (тягу) в результате направленного истечения из него реактивной струи вещества – рабочего тела, которое запасается на борту летательного аппарата. Наряду с тягой важнейшим параметром ракетного двигателя (РД) является удельный импульс I_у, определяемый как отношение тяги к массе рабочего тела, расходуемой в единицу времени. Параметр I_у характеризует экономичность РД – чем он больше, тем меньше рабочего тела можно израсходовать для создания нужной тяги. Он имеет размерность скорости и во многих случаях практически совпадает по величине со скоростью реактивной струи. Последнее связано с тем, что тяга РД обусловлена именно реакцией истекающей струи.

РД является частью двигательной установки, в которую в общем случае входят рабочие тела, баки для их хранения, системы подачи рабочих тел в РД и другие структурные элементы. В свою очередь, двигательная установка является частью космического аппарата (ракеты, автоматической станции, пилотируемого корабля).

Отношение тяги РД к массе космического аппарата называется тяговооруженностью аппарата, и, согласно второму закону Ньютона (F = ma), эта величина определяет ускорение, которое работающий двигатель способен сообщить аппарату. Масса некоторых типов РД и двигательных установок может в целом многократно превосходить тягу. В этом случае полет космического аппарата возможен лишь после его вывода в космос, причем разгон до необходимой скорости должен продолжаться длительное время. Вывод же аппарата с такой двигательной установкой в космос осуществляется при помощи других типов РД.

Развитие космической техники связано в первую очередь с созданием таких ракетных двигательных установок, которые характеризовались бы большой тяговооруженностью и высокой экономичностью. Последнее обусловлено действием знаменитой формулы К. Э. Циолковского: ln(М_о/М_к) = v_к/I_у, где М_о и М_к – соответственно начальная и конечная массы космического аппарата, а v_к – его конечная скорость; причем М_к включает в себя массу как полезного груза, так и «бесполезных» элементов (отработавшей двигательной установки, системы управления полетом ракеты и т. д.). В приведенную формулу входит и удельный импульс I_у – его увеличение связано с пропорциональным увеличением vк или с намного бóльшим увеличением массы полезного груза, входящей в М_к.

Для современных РД параметр I_у (и скорость истекающей струи) характеризуется диапазоном значений от нескольких сот метров в секунду до нескольких сот километров в секунду. Столь широкий диапазон обусловлен различным количеством энергии, расходуемой в разных РД для разгона единицы массы рабочего тела. Собственно эта энергия, сообщаемая рабочему телу, и преобразуется в кинетическую энергию реактивной струи.

Современная космонавтика базируется на химических РД, которые создают тягу за счет использования потенциальной химической энергии рабочего тела (в данном случае химического ракетного топлива). Из этих РД наибольшим удельным импульсом обладают жидкостные ракетные двигатели (ЖРД). В общем случае двигательная установка с ЖРД содержит раздельные баки с жидкими окислителем и горючим, «тяговый» агрегат – камеру и центробежные насосы с приводом от газовой турбины для подачи окислителя и горючего в камеру. Последняя состоит из камеры сгорания, в которой окислитель и горючее сгорают при высоком давлении (50 – 250 кгс/см²), образуя высокотемпературный газ, а также из реактивного сопла, где газ расширяется с изменением давления до десятых и сотых долей атмосферы (разгоняясь при этом до скоростей 2,5 – 4,4 км/с).

Двигательные установки с ЖРД развивают тягу от малых долей грамм-силы до нескольких тысяч тонна-сил и используются в космических аппаратах для выполнения самых различных функций¹. Однако предельно возможное количество потенциальной химической энергии ракетного топлива дает ограничение на величину удельного импульса ЖРД – около 5 км/с, если не учитывать гипотетические топлива, содержащие либо свободные атомы и радикалы, либо возбужденные атомы и молекулы. Поэтому для разгона космических аппаратов с помощью ЖРД все же необходимо расходовать огромное количество ракетного топлива и предусматривать большие емкости для его размещения. Кроме того, приходится усложнять конструкцию космического аппарата (расчленяя его на отдельные ракетные ступени), вводить дополнительные рабочие системы и т. д. Все это делается «в ущерб» массе полезного груза, доля которого (в общей массе аппарата) уменьшается с усложнением программы космических исследований.

¹ См.: В. Н. Бычков, Г. А. Назаров, В. И. Прищепа. Космические жидкостно-ракетные двигатели (Серия «Космонавтика, астрономия», 9). М., «Знание», 1976.

Ограниченные возможности РД, использующих химическую энергию, были известны еще задолго до осуществления полетов в космос. В связи с этим В. П. Глушко в 1928 – 1929 гг. была выдвинута идея о разделении рабочего тела РД и соответствующего источника энергии: рабочее тело предлагалось ускорять, используя электрическую энергию. Дело в том, что благодаря подводу большого количества энергии к малой массе вещества в электрических ракетных двигателях (ЭРД) можно получить удельный импульс до нескольких сот километров в секунду.

Для питания ЭРД требуются громоздкие системы генерирования и преобразования электрической энергии, и поэтому ЭРД в принципе являются лишь двигателями малой тяги, которая в существующих экспериментальных образцах не превышает нескольких килограмм-сил. Также мала и тяговооруженность космического аппарата с ЭРД, и, следовательно, они могут применяться либо в условиях слабых гравитационных полей, либо после вывода аппарата на орбиту. Кроме того, при разгоне, например автоматических межпланетных станций, ЭРД должны функционировать непрерывно в течение многих месяцев (химические РД работают лишь несколько минут)².

² Об ЭРД см.: А. И. Морозов, А. П. Шубин. Космические электрореактивные двигатели (Серия «Космонавтика, астрономия», 7). М., «Знание», 1975.

С учетом всего этого ЭРД целесообразно использовать при полетах, требующих относительно больших энергетических затрат: на спутниках связи с рабочим ресурсом 5 – 10 лет для поддержания постоянной орбиты, при перевозках грузов между орбитами Земли и Луны, на автоматических станциях при их полетах к Марсу и Юпитеру. Область применения ЭРД обусловливается общим правилом, существующим в космонавтике: двигательные установки с высоким удельным импульсом, но при низкой тяговооруженности космического аппарата выгодны лишь в том случае, когда от РД требуется большой суммарный импульс – произведение осредненной величины тяги (в течение всего полета) на время работы РД.

Из рис. 1 видно, что использование именно ядерной энергии вселяет надежду на создание космических двигателей, сочетающих в себе достоинства и электрических и химических РД. Указанный рисунок иллюстрирует также общую закономерность развития космической техники, состоящую в том, что с возрастанием удельного импульса РД тяговооруженность космического аппарата снижается. Причиной этого является объективно существующая тенденция к усложнению и утяжелению РД и всей двигательной установки при переходе к более мощным источникам энергии и при стремлении к более эффективному их использованию.

Общее представление о ЯРД в целом и об отдельных типах ЯРД, представленных на рис. 1, можно получить из следующего раздела.

Рис. 1. Характеристики космических аппаратов с РД различного типа: 1 – химические РД, 2 – твердофазные ЯРД, 3 – газофазные ЯРД, 4 – импульсные ЯРД, 5 – ЭРД, 6 – термоядерные РД, 7 – аннигиляционные РД (горизонтальная шкала – логарифмическая, вертикальная – переменная, т. е. в пределах каждого десятикратного участка отсчет линейный, а при переходе к другому участку масштаб изображения уменьшается в 10 раз)

ЯРД получили свое название благодаря тому, что создают тягу за счет использования ядерной энергии, т. е. энергии, которая выделяется в результате ядерных реакций. В общем смысле под этими реакциями подразумеваются любые изменения энергетического состояния атомных ядер, а также превращения одних ядер в другие, связанные с перестройкой структуры ядер или изменением количества содержащихся в них элементарных частиц – нуклонов. Причем ядерные реакции, как известно, могут происходить либо спонтанно (т. е. самопроизвольно), либо вызываться искусственно, например при бомбардировке одних ядер другими (или элементарными частицами).

Как известно, ядро атома представляет собой положительно заряженный сгусток материи с плотностью около 10¹⁴ г/см³, в котором сосредоточено более 99,9% массы атома. Остальная часть массы приходится на оболочку атома, образованную отрицательно заряженными электронами; причем, если атом «увеличить» до размера дома, то ядро будет выглядеть с булавочную головку. Само ядро состоит из частиц двух типов: положительно заряженных протонов и не имеющих заряда нейтронов. Обе эти элементарные частицы имеют почти равную массу³ и объединяются общим названием – «нуклоны». Число протонов в ядре атома, находящегося в обычном (неионизованном) состоянии, совпадает с числом электронов, а поскольку заряды этих частиц в точности равны по абсолютной величине, то поэтому-то атом в целом оказывается электрически нейтральным. Простейшим является атом водорода, состоящий из одного протона (ядро) и «вращающегося» вокруг него электрона.

3 Масса электрона равна 0,91 · 10^–27 г, протон тяжелее в 1836 раз (его масса – 1,67 · 10^–24 г), а нейтрон – в 1839 раз.

При записи химического элемента обычно около его обозначения даются два числа – например ²⁹⁸₃₂U. В данном случае это означает, что ядро урана содержит 238 нуклонов (так называемое массовое число элемента), включая 92 протона (а это число равно заряду ядра и одновременно порядковому номеру элемента в периодической системе Д. И. Менделеева). Различные ядра одного и того же химического элемента имеют всегда одинаковое число протонов (что обеспечивает идентичность их электронных оболочек и, следовательно, химических свойств), но могут отличаться друг от друга количеством нейтронов, а значит, и массовым числом. Такие разновидности химических элементов называют изотопами (например, существует изотоп урана ²³⁵₉₂U). Широко используется упрощенная запись химических элементов: уран-238, уран-235 и т. д.

Нуклоны удерживаются в ядре вместе благодаря так называемым ядерным силам, природа которых до сих пор не выяснена до конца. Эти силы по своей величине примерно в 100 раз превосходят электрические силы взаимного отталкивания, действующие, например, между протонами ядра, но проявляются лишь на очень коротких расстояниях, сравнимых с размерами ядра (10^–12 – 10^–13 см). Противоборство ядерных и электрических сил и является причиной неустойчивости больших, (и обладающих большим зарядом) ядер. Так, последним (в таблице Менделеева) стабильным элементом является висмут-209 (²⁰⁹₈₅Bi), за которым (по порядку номеров) следуют неустойчивые, радиоактивные элементы, а последним из них в природе встречается уран-238; радиоактивные изотопы стабильных элементов получаются искусственно.

Эти изотопы, как и природные тяжелые элементы, самопроизвольно превращаются в более легкие. Это обычно происходит в результате радиоактивного распада (ядер) исходных элементов, в процессе которого испускаются альфа-, бета- и гамма-«лучи». Первые представляют собой поток ядер атомов гелия (⁴₂Не), вторые – обычных электронов, третьи – квантов электромагнитного излучения с длиной волны 10^–8 – l0^–11 см. Образующиеся после радиоактивного распада более легкие элементы превращаются, в свою очередь, в еще более легкие (в результате нового радиоактивного распада); этот процесс прекращается лишь тогда., когда все исходное (вещество превратится в стабильный элемент (при радиоактивном распаде природных элементов им является свинец).

Важной характеристикой радиоактивного вещества является его период полураспада – время, за которое распадается половина количества исходного вещества или, вернее, половина из числа имевшихся радиоактивных ядер.

Образующиеся в процессе радиоактивных превращений альфа-, бета- и гамма-«лучи» распространяются во все стороны с огромной скоростью. Если придать им определенное направление движения, то получится своеобразная реактивная струя, т. е. возникнет тяга. Аппарат, основанный на таком принципе движения, называется радиоизотопным (или просто изотопным) «парусом» и является простейшим типом ЯРД. Использующееся в этом ЯРД радиоактивное вещество является одновременно и рабочим телом и источником энергии, причем тяга ЯРД создается за счет кинетической энергии продуктов данной ядерной реакции (радиоактивного распада).

Продукты распада можно затормозить в массе какого-либо вещества, превратив таким образом их кинетическую энергию в тепловую. Это тепло можно использовать для нагрева жидкого водорода или другого рабочего тела, а образовавшийся высокотемпературный газ разогнать затем в реактивном сопле (как в обычных ЖРД). Устройство, основанное на таком принципе, также относят к ЯРД и называют тепловым радиоизотопным или просто радиоизотопным (изотопным) РД.

Кроме ядерной энергии, высвобождаемой при радиоактивном распаде, в РД может использоваться энергия от других ядерных реакций и в первую очередь от цепных (т. е. самоподдерживающихся) реакций деления и синтеза ядер. В случае реакций деления тяжелое ядро с массовым числом свыше 230 (например, уран) распадается на два ядра-осколка с массовыми числами примерно от 70 до 160. Эти осколки и сопутствующие им частицы обладают большой кинетической энергией, которую можно преобразовать в тепловую и затем использовать для нагрева рабочего тела. Реакция синтеза ядер обратна реакции деления – состоит в слиянии двух легких ядер (например, ядер изотопов водорода) в одно более тяжелое (соответственно ядро гелия). Для инициирования реакции синтеза требуется затратить энергию на разогрев вещества до очень высокой температуры – порядка 10⁸К и более (поэтому реакцию синтеза называют еще термоядерной), однако эти затраты многократно компенсируются получением громадного количества энергии, выделяемой в этой реакции.

Ядерные реакции деления и синтеза по величине энергии превосходят химические реакции соответственно в миллионы и десятки миллионов раз. Это объясняется тем обстоятельством, что энергия химической связи атомов в молекулах во много раз меньше энергии ядерной связи нуклонов в ядре.

Очевидно, что при использовании в РД даже малой доли располагаемой ядерной энергии можно получить удельный импульс существенно больший, чем при полном использовании химической энергии любого топлива. Действительно, как и в случае изотопных ЯРД, предложены различные способы использования энергии реакций деления и синтеза ядер для создания тяги. Например, из космического аппарата в простейшем случае могут выбрасываться ядерные заряды (бомбы), взрываемые на некотором расстоянии. Продукты взрыва, воздействуя на днище аппарата, должны сообщить движущий импульс, и поэтому ЯРД такой схемы получили название импульсных или пульсирующих.

В структуре ЯРД можно также предусмотреть реактор, в котором происходила бы управляемая ядерная реакция, а выделяющееся при этом тепло нагревало рабочее тело (например, жидкий водород, поступающий из бака). Образующийся в результате высокотемпературный газ истекал бы через обычное реактивное сопло, создавая тягу. Напомним, что ядерные реакторы с управляемой реакцией деления уже используются в атомных электростанциях, а термоядерные реакторы появятся, вероятно, в ближайшем будущем.

Мы рассмотрели все основные типы ЯРД, создание которых по силам науке и технике нашего времени или находится на грани их возможностей. Могут быть, конечно, и промежуточные типы ЯРД, а внутри отдельных типов можно выделить различные виды ЯРД, что и показано на рис. 2.

Рис. 2. Основные типы ЯРД

Один из представленных здесь двигателей – аннигиляционный – не упоминался нами ранее. Аннигиляционный ЯРД основан на фундаментальном принципе эквивалентности массы и энергии, который выражен известной формулой Эйнштейна Е = mс². Согласно этой формуле, любое покоящееся тело с массой m (масса покоя, собственная масса) обладает так называемой скрытой энергией Е (энергия покоя), величина которой прямо пропорциональна т и квадрату скорости света (в вакууме) с. В связи с этим массы атомных ядер и элементарных частиц можно выражать в энергетических единицах: масса покоящегося электрона равна 0,511, протона – 938,2, нейтрона – 939,5 МэВ; одна атомная единица массы эквивалентна 931,4 МэВ (1 МэВ = = 1,6 · 10^–13 Дж = 0,445 · 10^–19 кВт·ч).

Как при делении, так и при синтезе ядер суммарная масса покоя для частиц – продуктов реакции – оказывается меньше, чем для частиц, вступающих в реакцию. Соответствующая разница, называемая дефектом массы, и проявляется в энергии, выделяемой в ядерных реакциях. Так, при ядерном делении высвобождается 0,1% энергии покоя вещества, а при синтезе – 1%.

Для выхода всей энергии покоя необходимо массу реагирующего вещества превратить полностью в частицы, не имеющие собственной массы (покоя). Такое превращение как раз и происходит при реакциях аннигиляции («уничтожения») вещества. В этом случае частицы взаимодействуют со своими «двойниками из антимира» – античастицами, которые характеризуются той же массой, но имеют противоположный электрический заряд или некоторые другие (противоположные) физические свойства. Наибольшей энергией обладает реакция аннигиляции электрона со своей античастицей – позитроном, когда все реагирующее вещество превращается в кванты электромагнитного излучения с суммарной энергией 1,02 МэВ. Эти кванты, называемые фотонами, не имеют массы покоя (т. е. в состоянии покоя просто не могут существовать, приобретая при рождении скорость света)⁴. Если фотоны, образующиеся в результате аннигиляции, заставить двигаться в определенном направлении, то получится аннигиляционный фотонный двигатель, создающий тягу подобно радиоизотопному «парусу» (за счет кинетической энергии испускаемых частиц).

⁴ Энергия фотона прямо пропорциональна частоте излучения. Фотоны видимого света обладают энергией 2 эВ, ультрафиолетовых лучей – 3 – 100 эВ, гамма-лучей – сотни и более электрон-вольт.

Однако аннигиляция электронно-позитронной пары, строго говоря, не является ядерной реакцией, поскольку взаимодействующие частицы не относятся к ядрам. Но в то же время, если ядро обычного атома соединить с ядром антиатома, то они тоже будут аннигилировать (при этом наряду с фотонами образуются и другие частицы). А согласно приведенному выше определению, эта реакция аннигиляции является ядерной, и поэтому мы будем относить к ЯРД и некоторые аннигиляционные (фотонные) двигатели.

В завершение обзора возможных типов ЯРД отметим, что в данной брошюре не рассматриваются двигатели, для которых ядерные реакции служат лишь источником электрической энергии, используемой затем для создания реактивной тяги⁵. Такие двигатели, называемые иногда ядерно-электрическими, относятся, строго говоря, к классу ЭРД.

5 Точно так же мы не будем рассматривать проекты тех двигателей, в которых тепловая энергия ядерных реакций используется для нагрева вещества окружающей среды, используемого в качестве рабочего тела. Эти двигатели, согласно приведенному выше определению, являются ядерными, но не ракетными.

Перейдем теперь к непосредственному обсуждению отдельных типов ЯРД, уделяя им внимание в зависимости от состояния их разработки и перспектив развития в обозримом будущем. Начнем с ЯРД, содержащих реакторы деления.

Этот тип ЯРД представляет собой сочетание энергетического реактора, подобного тем, которые используются в атомных электростанциях или на надводных и подводных судах, с жидкостным ракетным двигателем. В ЯРД реактор выполняет ту же функцию, что и камера сгорания в ЖРД, а именно – служит для обращения исходного рабочего тела в высокотемпературный газ. Как и в случае ЖРД, этот газ разгоняется затем в реактивном сопле, создавая тягу.

По аналогии с ЖРД исходное рабочее тело ЯРД хранится в жидком состоянии в баке двигательной установки и его подача производится при помощи турбонасосного агрегата. Газ для вращения этого агрегата, состоящего из турбины и насоса, может вырабатываться в самом реакторе.

Принципиальная схема двигательной установки с ЯРД, содержащим реактор деления, представлена на рис. 3. Мы вернемся к этой схеме при обсуждении вопроса об управлении работой ЯРД, а пока остановимся подробнее на принципе работы основного элемента ЯРД – его ядерного реактора, тепловая энергия в котором вырабатывается благодаря управляемой цепной реакции деления.

Возможность цепной реакции деления определяется двумя основными факторами. Во-первых, спонтанным делением атомных ядер некоторых тяжелых элементов, при котором ядро разрывается на две части-осколка с одновременным испусканием двух-трех нейтронов. Это явление наблюдается относительно редко: например, в 1 г урана происходит не более 20 ядерных делений в 1 ч. Во-вторых, осуществимость цепной реакции деления обусловлена тем обстоятельством, что соседние ядра вещества, поглощая свободные нейтроны, в свою очередь также могут делиться. Если это условие выполняется после каждого деления, то ядерная реакция, однажды начавшись, становится цепной – продолжает сама себя поддерживать.

Рис. 3. Двигательная установка с ЯРД: 1 – турбина, 2 – выхлопной патрубок, 3 – командный блок, 4 – регулятор частоты вращения турбины, 5 – блок управления тягой, 6 – датчик давления газа на выходе из реактора, 7 – реактивное сопло, 8 – ядерный реактор, 9 – коллектор отбора газа на привод турбины, 10 – регулятор температуры газа для турбины, 11 – органы управления реактором, 12 – датчик температуры газа на выходе из реактора, 13 – блок управления мощностью реактора, 14 – главный клапан рабочего тела, 15 – насос, 16 – радиационный защитный экран, 17 – бак рабочего тела

Скорость цепной реакции определяется коэффициентом размножения нейтронов k – величиной, равной отношению количеств нейтронов последующего и предшествующего «поколений». Стационарное протекание реакции обеспечивается при k = l – в этом случае суммарное число нейтронов, которые поглощаются веществом (не производя деления), и нейтронов, вылетающих из вещества наружу, на единицу меньше числа вновь образующихся. При k < 1 цепная реакция либо вообще не происходит, либо тут же прекращается. И, наоборот, уже при k = 1,01 скорость протекания реакции увеличивается настолько, что реактор мгновенно разрушается. Соответственно трем указанным случаям реактор называют критическим, подкритическим и надкритическим. Величиной k можно управлять путем ввода в активную зону (т. е. зону размещения делящегося вещества) специальных веществ, сильно поглощающих нейтроны, или другими способами.

Условие k ≥ 1 обеспечивается лишь тогда, когда размеры активной зоны и соответственно масса делящегося вещества превышают некоторые значения, называемые критическими. Существование критических значений связано с тем обстоятельством, что число ядер, претерпевающих деление, пропорционально объему активной зоны, а утечка нейтронов из зоны пропорциональна площади ее поверхности. Критические размеры и критическую массу (ее также называют загрузкой ядерного горючего или загрузкой реактора) можно уменьшить, окружив активную зону веществом-отражателем, возвращающим в активную зону вылетающие из нее нейтроны.

Из всех природных элементов уран является единственным, в котором можно осуществить цепную реакцию деления. Встречающийся в природе уран состоит из смеси трех радиоактивных изотопов: 99,27% приходится на уран-238, 0,72% – на уран-235 и 0,006% – на уран-234. Период полураспада этих изотопов составляет соответственно 4,5 млрд., 710 млн. и 250 тыс. лет. Ядра урана-238 способны делиться лишь под действием нейтронов с кинетической энергией более 1 МэВ – так называемых быстрых нейтронов. Они составляют примерно 60% от общего числа нейтронов, возникающих в результате реакции деления. Однако в среднем только один из пяти быстрых нейтронов производит деление, остальные же просто захватываются ядрами урана-238, и поэтому цепная реакция в чистом уране-238 невозможна.

Что касается других изотопов урана, то их ядра могут делиться нейтронами любой энергии, но из-за сильного поглощения нейтронов цепную реакцию в природном уране можно осуществить лишь при определенном условии. Этим условием является замедление нейтронов до такой степени, чтобы их кинетическая энергия становилась сравнимой с энергией теплового движения молекул окружающей среды (которая зависит от температуры среды). В этом случае нейтроны называются тепловыми или медленными. Их энергия составляет 0,025 эВ при температуре активной зоны реактора 300 К и возрастает до 0,1 эВ при повышении температуры до 1100 К. При замедлении быстрых нейтронов до скоростей тепловых нейтронов вероятность деления ядер урана-235 существенно увеличивается, в результате чего становится осуществимой цепная реакция. Замедление нейтронов достигается введением вещества-замедлителя в активную зону реактора – многократно сталкиваясь с ядрами этого вещества, нейтроны теряют свою энергию.

Ядерным реакторам на природном уране свойственны большие размеры и загрузка (а следовательно, и суммарная масса). Эти параметры существенно улучшаются при использовании урана с искусственно увеличенным содержанием изотопа урана-235. Такое горючее (обогащенный уран) получают путем сложного и дорогостоящего процесса разделения изотопов. При содержании в урановом горючем не менее 15% урана-235 цепная реакция может осуществляться без использования замедлителя – на быстрых нейтронах.

По своим ядерным свойствам близким к урану-235 является уран-233 – искусственный изотоп с периодом полураспада 160 тыс. лет. Его получают в обычных или специальных ядерных реакторах при помощи нейтронной бомбардировки природного радиоактивного элемента тория-232 (²³²₉₀Th) и в результате последующих двух циклов радиоактивного распада образующихся при этом ядер. Поскольку уран-233 используется в качестве ядерного горючего, то и торий-232, из которого его получают, иногда также считают ядерным горючим, хотя в самом тории-232 цепная реакция неосуществима (из-за отсутствия изотопа, делящегося медленными нейтронами). Подобно тому, как из тория-232 получают уран-233, из урана-238 с использованием захвата нейтронов (не приводящего к делению ядер) производят плутоний-239 (²³⁹₉₄Pu). Этот искусственный радиоактивный элемент с периодом полураспада около 24 тыс. лет является еще более эффективным ядерным горючим, чем уран-235.

Среднее распределение энергии при делении одного ядра урана-235 выглядит следующим образом:

Ядра-осколки –166 МэВ

Нейтроны – 5 МэВ

Мгновенное гамма-излучение – 7 МэВ

Бета-распад осколков – 7 МэВ

Гамма-распад осколков – 6 МэВ

Гамма-кванты захвата – 8 МэВ

Всего при делении одного ядра выделяется, таким образом, около 200 МэВ энергии, которую можно использовать. Эта величина представляет собой кинетическую энергию непосредственных продуктов деления и гамма-квантов, излучаемых ядрами веществ, находящихся в реакторе, после захвата ими нейтронов⁶. Основная часть тепла, генерируемого реактором, обусловлена замедлением в его массе ядер-осколков (движущихся с начальной скоростью около 10 000 км/с), которое происходит на «длине пробега» осколков порядка 10^–3 мм. Выделение энергии бета-частиц происходит также в непосредственной близости от места деления. Энергия, связанная с нейтронами деления, распределяется обычно в гораздо большем пространстве, а энергия гамма-квантов рассеивается во всем объеме реактора. Лишь небольшая часть энергии нейтронов, а также гамма-квантов уносится из реактора вместе с вылетающими из него частицами.

⁶ Указанная величина не учитывает 11 МэВ, уносимых нейтрино. Эти частицы, подобно фотонам, не имеют массы покоя и движутся со световой скоростью. Земной шар для нейтрино более «прозрачен», чем стекло для видимого света.

Нагрев рабочего тела ЯРД происходит при прохождении рабочего тела через активную зону реактора. В зависимости от фазового состояния вещества активной зоны различают твердофазные, газофазные, жидко-фазные и другие (промежуточные) типы ЯРД. Первый из них наиболее разработан и будет рассмотрен подробно в следующем разделе. Другие типы ЯРД мы обсудим более кратко, с позиций их потенциальных преимуществ по сравнению с твердофазным ЯРД и в связи с основными проблемами их создания.

Типичный ЯРД этого типа содержит твердофазный реактор в виде цилиндра с высотой и диаметром около 1 – 2 м (при близости этих параметров утечка нейтронов деления в окружающее пространство минимальна). Реактор состоит из активной зоны; отражателя, окружающего эту зону; управляющих органов; силового корпуса и других элементов (рис. 4). Активная зона содержит ядерное горючее – делящееся вещество (обогащенный уран), заключенное в тепловыделяющих элементах, и замедлитель или разбавитель. Реактор, представленный на рис. 4, является гомогенным – в нем замедлитель входит в состав тепловыделяющих элементов, будучи однородно перемешанным с горючим. Замедлитель может размещаться и отдельно от ядерного горючего. В этом случае реактор называется гетерогенным (его активная зона представлена на рис. 5). Разбавители (ими могут быть, например, тугоплавкие металлы – вольфрам, молибден) попользуются для придания делящимся веществам специальных свойств.

Тепловыделяющие элементы твердофазного реактора пронизаны каналами, по которым протекает, постепенно нагреваясь, рабочее тело ЯРД. Каналы имеют диаметр порядка 1 – 3 мм, а их суммарная площадь составляет 20 – 30% поперечного сечения активной зоны. Активная зона подвешивается при помощи специальной решетки внутри силового корпуса, с тем чтобы она могла расширяться при нагреве реактора (иначе она разрушилась бы из-за термических напряжений). Активная зона испытывает высокие механические нагрузки, связанные с действием значительных гидравлических перепадов давления (до нескольких десятков атмосфер) от протекающего рабочего тела, термических напряжений и вибраций. Увеличение размеров активной зоны при нагреве реактора достигает нескольких сантиметров.

Активная зона и отражатель размещаются внутри прочного силового корпуса, воспринимающего давление рабочего тела и тягу, создаваемую реактивным соплом. Корпус закрывается прочной крышкой. На ней размещаются пневматические, пружинные или электрические механизмы привода регулирующих органов, узлы крепления ЯРД к космическому аппарату, фланцы для соединения ЯРД с питающими трубопроводами рабочего тела. На крышке может располагаться и турбонасосный агрегат.

Рис. 4. Реактор твердофазного ЯРД: 1 – узел крепления ЯРД к космическому аппарату, 2 – внутренний радиационный защитный экран, 3 – узел подвески активной зоны, 4 – регулирующий барабан, 5 – трубопровод подвода рабочего тела, 6 – реактивное сопло, 7 – отражатель, 8 – силовой корпус реактора, 9 – тепловыделяющий элемент, 10 – центральный регулирующий стержень, 11 – крышка реактора, 12 – привод регулирующего барабана, 13 – трубопроводы системы охлаждения

В качестве простейших органов управления реактором используются регулирующие стержни, размещаемые в активной зоне или отражателе (в специальных гнездах), и поворотные барабаны, устанавливаемые на периферии реактора. Стержни содержат вещества, сильно поглощающие нейтроны (бор, кадмий и другие). Перемещение стержней внутри реактора позволяет изменять количество реакций деления ядерного горючего в единицу времени и в итоге уровень энерговыделения в реакторе – его тепловую мощность. На боковых сторонах барабанов укреплены пластины из веществ-поглотителей нейтронов, и, таким образом, при повороте барабанов эти вещества (как и в случае стержней) вводятся в активную зону или выводятся из нее.

Рис. 5. Активная зона гетерогенного реактора: 1 – шестигранные блоки замедлителя с гнездами для тепловыделяющих элементов, 2 – гнездо для регулирующего поворотного барабана, 3 – отражатель, пронизанный отверстиями для протока охладителя, 4 – периферийные блоки отражателя, 5 – корпус реактора

Как правило, внутри силового корпуса реактора, над активной зоной, размещают так называемую первичную реакторную защиту. Она снижает интенсивность опасного гамма- и нейтронного излучения, выходящего из реактора в направлении остальной части космического аппарата.

Замедлитель, отражатель, органы управления, защита и корпус реактора должны охлаждаться для исключения их перегрева вследствие поглощаемого ими излучения реактора. С этой целью в указанных элементах предусматриваются каналы, по которым пропускается рабочее тело. После прохождения каналов оно газифицируется и может быть использовано для привода турбонасосного агрегата.

Реактор твердофазного ЯРД отличается от аналогичного типа реакторов, используемых в атомных электростанциях и на морских судах, значительно более напряженным рабочим процессом, малыми размерами и массой, кратковременностью переходных процессов, небольшим рабочим ресурсом (не превышающим нескольких часов).

Рабочие тела ЯРД. Наиболее эффективными рабочими телами для ЯРД с реакторами деления являются вещества малой молекулярной массы (μ), к которым в первую очередь относится жидкий водород (μ = 2). Этот факт объясняется тем обстоятельством, что, как и в случае ЖРД, величина удельного импульса ЯРД обратно пропорциональна квадратному корню из значения молекулярной массы рабочего тела, имеющейся перед реактивным соплом (т. е. на выходе из реактора).

Как и в ЖРД, величина удельного импульса ЯРД прямо пропорциональна квадратному корню из значения температуры рабочего тела перед соплом (Т₀). В случае ЖРД параметр Т₀, подобно μ, определяется физическими свойствами рабочего тела – в данном случае химического ракетного топлива. Причем большим значениям Т₀ соответствуют обычно и большие величины μ, и поэтому-то удельный импульс ЖРД сравнительно невысок.

В случае ЯРД с реакторами деления в принципе возможным становится использовать рабочие тела со сколь угодно малой молекулярной массой и нагревать их в реакторе до температур, многократно превышающих температуры в камерах сгорания ЖРД. В твердофазном ЯРД, однако, можно получить лишь Т₀ ≈ 3000 К – дальнейший нагрев рабочего тела ограничен прочностью тепловыделяющих элементов, температура которых на 200 – 300 К превышает Т₀ (температура конструкции камер ЖРД, наоборот, намного ниже, чем Т₀).

Уже при Т₀ = 3000 К удельный импульс ЯРД, использующего в качестве рабочего тела водород, составляет примерно 9000 м/с, что вдвое больше, чем у лучших современных ЖРД. Однако выгоды, получаемые от этого увеличения удельного импульса, снижаются из-за возрастания массы конструкции космического аппарата (при использовании ЯРД). Возрастание массы обусловлено наличием ядерного реактора, радиационной защиты и, наконец, массивного теплоизолированного бака, содержащего запас жидкого водорода⁷. Для ракетных ступеней с ЖРД, использующими кислородно-водородное топливо, отношение массы рабочего тела к массе конструкции находится в пределах 7 – 8; с применением ЯРД этот параметр снижается до 3 – 5. И все же, в конечном итоге, использование твердофазных ЯРД вместо ЖРД дает значительный выигрыш (это видно из приведенной в начале брошюры формулы Циолковского).

⁷ Жидкий водород в 14 раз легче воды и закипает при 20 К. Доля его в кислородно-водородном топливе, использующемся в ЖРД, составляет лишь 14 – 18% от общей массы топлива.

Преимущества водорода по сравнению с другими возможными рабочими телами ЯРД наглядно видны из рис. 6. Указанные на этом же рисунке водородсодержащие вещества: метан, аммиак, гидразин и этиловый спирт хотя и характеризуются высокими значениями молекулярной массы, но при нагреве в ядерном реакторе диссоциируют (распадаются) на низкомолекулярные продукты. К рабочим телам этого типа относится также и обычная вода. При использовании этих рабочих тел удельный импульс ЯРД получается значительно меньшим, чем при использовании водорода, и сравним с удельным импульсом лучших ЖРД. Однако указанные соединения занимали большое место в проектах ЯРД, относящихся к 50-м годам, когда разработка ЯРД только начиналась, а жидкий водород еще не был освоен в ракетной технике.

Рис. 6. Зависимость максимального теоретического удельного импульса ЯРД от температуры нагрева рабочего тела (для давления перед реактивным соплом 100 кгс/см2): 1 – водород (Н2), 2 – метан (СН4), 3 – аммиак (NH3), 4 – гидразин (N2H4), 5 – этиловый спирт (С2Н5ОН)

Следует заметить, что наряду с обеспечением высокого удельного импульса немаловажным достоинством водорода являются также и его превосходные теплофизические свойства: большая теплоемкость (в 2–3 раза бóльшая, чем у других рабочих тел) и высокая теплопроводность в газообразном состоянии. Эти свойства водорода облегчают отвод тепла от ядерного реактора и обеспечивают минимальную разницу температур (необходимый перепад температур для передачи заданного количества тепла) между тепловыделяющими элементами и нагреваемым рабочим телом. Еще одним достоинством водорода является то, что при прохождении через реактор он не становится радиоактивным ⁸.

⁸ Как относительный недостаток водорода следует отметить его химическую активность по отношению к конструкционным материалам при высоких температурах. Это обстоятельство осложняет задачу создания работоспособных тепловыделяющих элементов.

Промежуточное положение между водородом и водородсодержащими рабочими телами занимает жидкий гелий – как по величине обеспечиваемого удельного импульса, так и по плотности. Однако земные запасы гелия крайне малы, это дорогостоящий и дефицитный продукт. Кроме того, сохранять жидкий гелий еще труднее, чем жидкий водород, поскольку он закипает уже при температуре 4 К.

Замедлители и отражатели. Выше уже отмечалось, что применение в ядерных реакторах веществ, замедляющих нейтроны, создает благоприятные условия для протекания цепной реакции деления. Известно, что наиболее эффективными замедлителями являются легкие элементы, поскольку масса ядер их атомов ближе по величине к массе нейтрона.

Наиболее часто в качестве замедлителя для реакторов ЯРД выбирают углерод – в виде графита, тщательно очищенного от сильно поглощающих нейтроны примесей – так называемый ядерно-чистый графит. Он сравнительно дешев, легок, достаточно прочен. К тому же графит имеет исключительно высокую (≈ 3900 К) температуру плавления (или, точнее, возгонки) и хорошую жаропрочность, что для реакторов ЯРД особенно важно. Однако при использовании графита приходится решать такую сложную проблему, как совместимость его с другими материалами: при контакте с графитом большинство материалов насыщается углеродом и теряет свои свойства (например, делается более хрупким). Кроме того, следует учитывать, что графит активно взаимодействует с рабочим телом – водородом, при этом образуются газообразные углеводороды.

Наряду с графитовыми применяются бериллиевые замедлители. Причем вместо металлического бериллия чаще используются несколько худшие по ядерно-физическим свойствам, но более дешевые окись и карбид бериллия. Из-за малой жаростойкости в меньшей степени пригодны гидриды металлов (например, циркония). Следует отметить, что такой распространенный в реакторах атомных электростанций замедлитель, как вода (обычная и тяжелая), для реакторов ЯРД оказался неподходящим ввиду возможности ее замерзания там и выкипания.

В зависимости от содержания замедлителя в реакторе ЯРД степень замедления нейтронов, производящих деление, может быть различной. Если замедлителя много, то основная часть нейтронов замедляется до тепловых скоростей, и в таком случае реактор называется «работающим на тепловых нейтронах» или просто тепловым. «Антиподом» этого реактора является быстрый реактор, в котором замедлителя содержится немного, так что замедление (нейтронов мало, а деление ядер производится главным образом быстрыми нейтронами. Имеются реакторы и промежуточного типа. Из рис. 7 видно, как велико влияние замедлителя на критические размеры и загрузку реактора.

В твердофазных ЯРД предусматриваются обычно тепловые или промежуточные реакторы. Дело в том, что реактор ЯРД не может иметь очень малые размеры, так как иначе через него нельзя будет пропустить рабочее тело, и, кроме того, тепловые потоки в реакторе в этом случае будут чрезмерными. Кроме того, реактор без замедлителя должен бы иметь большую загрузку делящегося вещества. С целью ее снижения приходится идти на введение замедлителя, что приводит, однако, к увеличению размеров и суммарной массы реактора (рис. 7 это хорошо иллюстрирует).

В ЯРД могут применяться и быстрые твердофазные реакторы. При большей загрузке по сравнению с тепловыми реакторами той же мощности они имеют в несколько раз меньшие размеры и массу.

Для реакторов твердофазного ЯРД, независимо от того, к какому типу он относится, применение отражателя является обязательным, поскольку благодаря этому удается значительно снизить загрузку реактора. Отражение нейтронов достигается за счет многократного их рассеяния на ядрах вещества-отражателя (при этом также происходит частичное замедление нейтронов). Принципиальной разницы между функциями замедлителя и отражателя нет, и вещества, являющиеся хорошими замедлителями, являются также и хорошими отражателями. Однако из-за разных температурных условий, существующих в различных точках одного и того же реактора, замедлитель и отражатель могут выполняться из различных веществ.

В реакторах твердофазных ЯРД для отражателя чаще всего выбирают бериллий, окись бериллия или графит.

Устройство тепловыделяющих элементов. Эти элементы составляют основу ядерного реактора и ЯРД в целом, поскольку именно в них осуществляется реакция деления и они нагревают рабочее тело. Эффективность и работоспособность ЯРД зависят в первую очередь от тепловыделяющих элементов.

Рис. 7. Критическая загрузка сферического реактора (без отражателя) в зависимости от радиуса и содержания бериллиевого или графитового замедлителя: 1 – быстрый реактор, 2 – промежуточный реактор, 3 – тепловой реактор (на кривых указано отношение числа ядер замедлителя к числу ядер горючего)

В качестве ядерного горючего в реакторах твердофазных ЯРД используется в основном уран, обогащенный (примерно до 90%) изотопом уран-235. В будущем в ЯРД найдут, по-видимому, применение также плутоний-239 и уран-233, что позволит существенно снизить массу активной зоны реакторов. В настоящее время эти вещества слишком дороги и дефицитны.

Поскольку чистый металлический уран имеет невысокую температуру плавления (около 1400 К), в тепловыделяющих элементах твердофазных ЯРД делящееся вещество используется в составе высокотемпературных механических композиций и химических соединений. Ими могут быть, например, карбид урана (плавится при 2640 К), двуокись урана (плавится при 3020 К), смеси графита с урансодержащими веществами.

Рис. 8. Типы тепловыделяющих элементов для твердофазных реакторов ЯРД: а – «блочный» (для гомогенного реактора), б, в – пластинчатые (для гетерогенных реакторов)

Наиболее просто устроены тепловыделяющие элементы гомогенных реакторов. Например, так называемый блочный тепловыделяющий элемент, применяющийся в реакторе американского ЯРД «НЕРВА» (рис. 8, а). Он представляет собой шестигранный стержень длиной 1320 мм и поперечником 19 мм, пронизанный каналами диаметром примерно 3 мм, выполненный из композиционного материала. При изготовлении таких стержней графитовый порошок сначала тщательно перемешивается с мельчайшими частицами дикарбида урана, обогащенного изотопом уран-235 (до 90%). Сами же частицы предварительно покрываются слоем особо плотного, пиролитического, графита, с тем чтобы исключить проникновение осколков деления урана в рабочее тело и, таким образом, предотвратить радиоактивное загрязнение рабочего тела (в смесь добавляют также связующие и другие вещества). Затем из полученной массы прессуют заготовки, которые сушат и спекают при высокой температуре, после чего в них сверлят каналы для рабочего тела. Наконец, на поверхность каналов и торцы стержней наносят тонкослойное противоэрозионное покрытие из карбидов ниобия и циркония.

При изготовлении тепловыделяющих элементов для гетерогенных реакторов ЯРД делящееся вещество, находящееся в составе высокотемпературного химического соединения (которое иногда смешивают с тем или иным разбавителем), вкрапляют в металлическую основу (матрицу), и из такого композиционного материала формуют затем тонкие пластины, гладкие или оребренные трубы и другие элементы с развитой поверхностью (рис. 8, б). Обычно для удобства сборки активной зоны реактора эти элементы группируют друг с другом в так называемые тепловыделяющие сборки (рис. 8, в). Их устанавливают затем в специальные гнезда, предусмотренные в блоке замедлителя (см. рис. 5).

При конструировании тепловыделяющих элементов для тепловых гетерогенных реакторов возникают трудности с выбором матричного металла. Использование для этой цели металлов, таких тугоплавких и устойчивых к высокотемпературному водороду, как вольфрам и молибден, связано со значительным возрастанием загрузки реактора, поскольку эти элементы сильно (в 100 раз сильнее, чем графит) поглощают тепловые нейтроны. В некоторых случаях считают целесообразным искусственно обогащать природный вольфрам изотопом вольфрам-184, слабо поглощающим тепловые нейтроны.

Возможность использования тугоплавких металлов, характеризующихся хорошей жаропрочностью и высокой теплопроводностью, в тепловыделяющих элементах быстрых реакторов в значительной степени упрощает конструирование и изготовление ЯРД, а также управление его работой. С другой стороны, свойственные быстрым реакторам ЯРД большие загрузки (при малых размерах) затрудняют создание тепловыделяющих элементов (в металлические матрицы приходится вводить слишком много делящегося вещества).

Управление работой ЯРД. С ЯРД производят в общем те же основные операции, что и с ЖРД, а именно – запуск, т. е. включение ЯРД с целью вывода его на установившийся расчетный режим, регулирование на этом режиме, возможный перевод ЯРД на другой установившийся режим с последующим регулированием и, наконец, выключение. Однако ввиду наличия ядерного реактора проведение этих операций существенно усложняется. Кроме того, в некоторых случаях становится необходимым проведение дополнительных операций.

По сравнению с ЖРД система управления ЯРД дополнительно содержит органы управления реактором. Приходится предусматривать целые системы управления, состоящие из десятка и более различных стержней и барабанов, определенным образом распределенных по реактору. При этом одни управляющие органы могут обеспечивать запуск и нормальное выключение реактора, другие – регулирование мощности на установившемся режиме, третьи – аварийное выключение⁹.

⁹ Следует отметить, что во избежание чрезмерного нагрева регулирующие элементы не должны изготавливаться из материалов, которые при захвате нейтронов испускают быстро тормозящиеся альфа-частицы. Это обстоятельство ограничивает применение (в управляющих органах) бора и борсодержащих соединений. Использование особо сильных поглотителей (например, гадолиния) также не всегда целесообразно, так как при этом в активной зоне могут возникнуть сильные искажения нейтронного поля («провалы», «выедания» и «перекосы»), осложняющие работу реактора на переходных режимах ЯРД.

Сложной задачей является управление быстрым реактором, в частности, из-за отсутствия веществ, сильно поглощающих нейтроны высоких энергий.

Рассмотрим теперь возможную циклограмму работы ЯРД (рис. 9), двигательная установка с которым схематично представлена на рис. 3. Запуск ЯРД начинается с запуска реактора, когда подается команда на вывод регулирующих стержней из активной зоны. Стержни выводятся постепенно, в течение нескольких десятков секунд, с тем чтобы исключить резкий неравномерный нагрев реактора, способный вызвать разрушение его конструкции. После достижения в реакторе определенной, сравнительно невысокой температуры открывается клапан рабочего тела, и оно поступает из бака по трубопроводам в охлаждающую рубашку реактивного сопла, а также в реактор, обеспечивая их температурную стабилизацию, т. е. установление температур элементов конструкции, близких к рабочим. Благодаря этому достигается постепенное тепловое расширение «горячих» элементов и сжатие «холодных».

В реакторе происходит нагрев рабочего тела, при котором оно обращается в газ. Этот газ, истекая через реактивное сопло, приводит к возникновению тяги. Небольшая часть газа, нагретого до сравнительно низкой температуры, поступает на турбину, обеспечивая вращение ее и соответствующего насоса рабочего тела. В дальнейшем путем автоматической подачи команд на органы управления реактором и клапаны, управляющие расходом рабочего тела, достигается вывод ЯРД на расчетный режим работы. Запуск ЯРД занимает 1 – 2 мин.

Рис. 9. Циклограмма работы ЯРД «НЕРВА» (Т и Р – соответственно температура и давление водорода на выходе из реактора): А – запуск ЯРД, Б – основной режим работы ЯРД, В – выключение ЯРД, Г – охлаждение реактора; 1 – открытие главного клапана, подача водорода и температурная стабилизация двигательных систем и агрегатов, пуск и разогрев реактора, раскрутка турбонасосного агрегата; 2 – набор тяги; 3 – переход двигателя на режим конечной ступени; 4 – выдержка на режиме конечной ступени; 5 – выключение реактора; 6 – выключение турбонасосного агрегата; 7 – начало управления тягой; 8 – конец управления тягой

После запуска управление ЯРД состоит в основном в поддержании заданных величин тяги и удельного импульса. Изменение тяги производится, как и в ЖРД, путем изменения расхода рабочего тела. Для сохранения прежней величины удельного импульса, а с другой стороны, для исключения перегрева конструкции реактора необходимо воздействовать определенным образом на его управляющие органы. Изменение направления вектора тяги ЯРД, необходимое для управления полетом космического аппарата, может производиться поворотом ЯРД в карданном подвесе (либо другими способами, известными в практике ракетостроения).

ЯРД перед выключением целесообразно перевести на непродолжительный режим так называемой конечной ступени, при котором тяга составляет лишь несколько процентов от номинального значения. Благодаря этому снижается влияние неконтролируемых переходных рабочих процессов на суммарный импульс ракетного двигателя и в результате повышается точность вывода космического аппарата на заданную траекторию полета. Турбонасосный агрегат останавливается с некоторым запаздыванием относительно выключения реактора, с тем чтобы обеспечить проток рабочего тела через реактор в течение некоторого времени и исключить тем самым возможность перегрева активной зоны.

В ЯРД, рассчитанных на многократное включение, необходимо принимать специальные меры по охлаждению конструкции реактора (после его выключения) из-за так называемого остаточного внутреннего тепловыделения в конструкции. Оно является следствием активации конструкции, происходящей при работе реактора, и радиоактивного распада продуктов деления. Остаточное тепловыделение постепенно спадает, но может оставаться на опасном уровне в течение нескольких часов и даже дней (рис. 10).

Охлаждение производится путем непрерывного или периодического пропускания рабочего тела через реактор. Для этой цели в баке двигательной установки необходимо предусматривать соответствующий запас рабочего тела. Тяга, создаваемая при охлаждении реактора, ничтожно мала по сравнению с тягой в основном режиме.

Следует отметить, что в отличие от ЖРД для ЯРД могут существовать определенные трудности по осуществлению повторного запуска вследствие так называемого «отравления» реактора. Это явление заключается в накоплении в активной зоне таких веществ, как ксенон-135 и самарий-149, которые чрезвычайно сильно поглощают тепловые нейтроны. Примерно через 10 ч после выключения ЯРД содержание этих веществ достигает максимальной величины, а затем уменьшается – вследствие радиоактивного распада ксенона-135. Если ЯРД необходимо включать в период времени, начиная от получаса и кончая 1 – 2 сутками после его продолжительной работы, то система регулирования такого ЯРД должна рассчитываться с учетом необходимости компенсации эффекта «отравления». Для промежуточных реакторов ЯРД этот эффект проявляется в меньшей степени, для быстрых – незначителен.

Радиационная опасность от ЯРД. Работающий ЯРД является мощным источником радиации – гамма- и нейтронного излучения. Без принятия специальных мер радиация может вызвать в космическом аппарате недопустимый нагрев рабочего тела и конструкции, охрупчивание металлических конструкционных материалов, разрушение пластмассовых и старение резиновых деталей, нарушение изоляции электрических кабелей, вывод из строя электронной аппаратуры. Радиация может вызвать наведенную (искусственную) радиоактивность материалов – активизацию их.

Рис. 10. Тепловыделение (в процентах от номинального уровня) в активной зоне реактора после его выключения для различной длительности работы ЯРД: 1 – 10 с, 2 – 100 с, 3 – 1 ч, 4 – 1 сутки, 5 – 1 мес., 6 – 1 год

Экипаж космического корабля и обслуживающий персонал может получить лучевые поражения. Следует учитывать, что излучение реактора продолжается и после выключения ЯРД. Из рис. 11 видно, что наибольшая радиационная опасность существует при работе ЯРД на Земле, а наименьшая – при работе в космическом пространстве.

Простейший и вместе с тем эффективный метод радиационной защиты полезного груза космического аппарата заключается в удалении отсека полезного груза на некоторое расстояние от реактора, так как интенсивность радиации быстро снижается с удалением от источника. Дальнейшее снижение радиации до приемлемого уровня достигается установкой специальных защитных экранов. Они защищают также от радиации рабочее тело в баке и частично конструкцию двигательной установки и всего космического аппарата. (Рабочее тело и конструкция сами по себе в определенной степени защищают полезный груз от радиации.)

Рис. 11. Характер радиационной опасности при работе ЯРД: 1–действие радиоактивной выхлопной струи, 2 – радиационное повреждение конструкционных материалов, 3 – активация пусковых и обслуживающих устройств, 4 – нагрев рабочего тела в баке, 5 – распространение проникающего излучения в отсек полезного груза путем рассеяния в конструкционных материалах, 6 – прямое распространение излучения, 7 – распространение излучения путем рассеяния в воздухе

Внутри силового корпуса реактора, над активной зоной, предусматривается, как правило, так называемая первичная реакторная защита, представляющая собой набор пластин с каналами для прохода рабочего тела (см. позицию 2 на рис. 4). Причем каналы в соседних пластинах не совпадают друг с другом, и благодаря этому исключается прямой вылет нейтронов и гамма-квантов из активной зоны. Обычно в космическом аппарате предусматривается и так называемая внешняя защита, которая располагается между реактором и баком рабочего тела (см. позицию 16 на рис. 3).

Как правило, в защитных экранах сочетаются несколько различных материалов: тяжелые металлы (свинец, вольфрам) и их соединения, хорошо поглощающие гамма-излучение; легкие элементы (например, в виде водородсодержащих химических соединений типа гидрида лития), хорошо замедляющие и отражающие нейтроны; элементы, сильно поглощающие тепловые нейтроны (бор, кадмий). Определенные трудности вызывает охлаждение защитных экранов, в которых происходит значительное тепловыделение.

Защитные экраны заметно ухудшают массовые характеристики ЯРД и космического аппарата. Специфические проблемы защиты от радиации возникают при взаимодействиях друг с другом космических кораблей, снабженных ЯРД. В проектах таких космических кораблей перед кабиной экипажа предусматривается дополнительный экран биологической защиты, являющийся одновременно и защитой от космического излучения.

В настоящее время проблема (радиационной защиты космических аппаратов с ЯРД считается в принципе решенной. Решены также и принципиальные вопросы, связанные с обслуживанием ЯРД на испытательных стендах и пусковых площадках. Хотя работающий ЯРД представляет опасность для обслуживающего персонала, уже через сутки после окончания работы ЯРД можно без всяких средств индивидуальной защиты находиться в течение нескольких десятков минут на расстоянии 50 м от ЯРД и даже подходить к нему. Простейшие средства защиты позволяют обслуживающему персоналу входить в рабочую зону ЯРД уже вскоре после испытаний.

Уровень заражения пусковых -комплексов я окружающей среды, по-видимому, не будет препятствием к использованию ЯРД на нижних ступенях космических ракет. Проблема радиационной опасности для окружающей среды и обслуживающего персонала в значительной степени смягчается тем обстоятельством, что водород практически не активируется при прохождении через реактор. Поэтому реактивная струя ЯРД не более опасна, чем струя ЖРД.

Практические разработки твердофазных ЯРД. Они были начаты в середине 50-х годов, т. е. одновременно с введением в строй первых атомных электростанций и с работами по созданию первых космических ЖРД. Разработчики ЯРД в полной мере использовали и продолжают использовать достижения в области ядерного реакторостроения и ракетного двигателестроения. Тем не менее созданию прототипов летных образцов ЯРД предшествовали годы упорного труда.

Показательной в этом отношении является программа «Ровер», осуществлявшаяся в США в 1955 – 1971 гг. Конечной целью программы было создание космического аппарата с твердофазным ЯРД. В рамках программы «Ровер» с начала 60-х годов разрабатывались ЯРД «НЕРВА» и ракетная ступень «РИФТ» с ЯРД (полные названия в переводе с английского означают соответственно «Ядерный двигатель для применения в ракетах-носителях» и «Летные испытания реактора»). Основными фирмами-разработчиками были: «Аэроджет дженерал» (по ЯРД в целом), «Уестинхауз электрик» (по ядерному реактору), «Локхид» (по ракетной ступени). Различные варианты ЯРД «НЕРВА» рассчитывались на тягу примерно от 6 до 90 тс при использовании жидкого водорода в качестве рабочего тела. Ступень с ЯРД «НЕРВА» предполагалось испытать в полете совместно со ступенями ракеты «Сатурн-5».

С целью отработки основных элементов разрабатываемых ЯРД в США было создано и испытано несколько серий экспериментальных реакторных установок (рис. 12). В то время как первые из них представляли собой простейшие твердофазные реакторы, в которые подавался газообразный водород, в последние годы испытывались экспериментальные двигательные установки с ЯРД, содержавшие бак жидкого водорода, реактор, турбонасосный агрегат и реактивное сопло.

На установках серии «Киви» была достигнута мощность реактора 1000 МВт, которая поддерживалась в течение 10 мин. При этом расход жидкого водорода составлял ~30 кг/с, а температура газа на выходе из реактора – 2330 К. Эти параметры соответствуют тяге более 20 тс и удельному импульсу 8100 м/с. На установках серии «Фебус» была достигнута мощность реактора около 5000 МВт при расходе жидкого водорода около 120 кг/с; водород нагревался в реакторе до 2500 К. Эти параметры соответствуют тяге ЯРД свыше 100 тс и удельному импульсу свыше 8200 м/с.

Наибольшие трудности при разработке твердофазных ЯРД «НЕРВА» были связаны, как и следовало ожидать, с созданием тепловыделяющих элементов реактора. Многочисленные опытные образцы этих элементов прошли всестороннюю проверку в специальных испытательных реакторах. Наконец, тепловыделяющие элементы были отработаны до такой степени надежности, что при испытаниях реакторных установок реактивную струю водорода стали выпускать в атмосферу, не опасаясь радиоактивного заражения окружающей среды. На последней странице обложки как раз показан испытательный стенд, рассчитанный на «открытый» выброс рабочего тела ЯРД. На стенде установлена соплом вверх реакторная установка серии «Киви».

Рис. 12. Экспериментальные реакторные установки, разработанные в процессе создания ЯРД «НЕРВА»: а – «Киви-А» (мощность 100 МВт), б – «Киви-Б» (мощность 1000 МВт, тяга 22,5 тс), в – «Фебус-1» (мощность 1000 – 1500 МВт, тяга 22,5 тс), г – «Фебус-2» (мощность 5000 МВт, тяга 113 тс)

К началу 70-х годов на повестку дня встал вопрос о создании летного образца ЯРД для непосредственного использования в космических аппаратах. Однако в это время в США произошло сокращение ассигнований на космические программы, и разработка твердофазных ЯРД была приостановлена. Тем не менее имеет смысл привести основные сведения о твердофазном ЯРД варианта «НЕРВА-1», основные агрегаты и системы которого прошли стендовую отработку.

«НЕРВА-1» имеет высоту 10,5 м, диаметр около 3 м, массу 11 т и состоят из реактора, сопла, двух идентичных турбонасосных агрегатов и других элементов. Жидкий водород с расходом 41,7 кг/с поступает из бака в топливные насосы, где его давление повышается до 97 кгс/см². При последующем прохождении через охлаждающий тракт реактивного сопла, отражатель и внутренний радиационный защитный экран водород обращается в газ. Этот газ с температурой 156 К поступает на турбины турбонасосных агрегатов, после чего направляется в активную зону реактора. В ней водород нагревается до 2360 и при давлении 32 кгс/см² поступает в реактивное сопло.

Реактор ЯРД «НЕРВА-1» (см. рис. 4) – гомогенный, мощностью 1575 МВт. Активная зона диаметром 1 м и высотой 1,8 м состоит примерно из 1800 стержневых шестигранных тепловыделяющих элементов, представленных на рис. 8, а и описанных на стр. 26. Концентрация ядерного горючего (обогащенный уран) в тепловыделяющих элементах находится в пределах 200 – 700 мг/см³.

Реактор имеет кольцевой отражатель толщиной около 150 мм, выполненный из окиси бериллия. Наряду с регулирующими барабанами и стержнями в реакторе предусмотрена система точного регулирования, в которой используется газообразный водород, циркулирующий по трубкам, расположенным в активной зоне. Газообразный водород выполняет роль дополнительного замедлителя нейтронов. Изменение давления водорода приводит к изменению его плотности, что влияет на распределение энергии нейтронов.

Силовой корпус реактора ЯРД «НЕРВА-1» выполнен из алюминиевого сплава, внутренний радиационный защитный экран – из композиционного материала (карбид бора–алюминий–гидрид титана). Между реактором и турбонасосными агрегатами может устанавливаться также дополнительная внешняя защита массой до 4,5 т.

Для управления вектором тяги ЯРД предусмотрены карданный подвес и рулевые сопла. ЯРД рассчитан на тягу 34 тс при удельном импульсе 8100 м/с. Он способен нормально функционировать при выходе из строя одного турбонасосного агрегата со снижением тяги до 27,1 тс, а также работать некоторое время в аварийном режиме с падением тяги до 13,6 тс и удельного импульса до 4900 м/с.

ЯРД «НЕРВА-1» рассчитан на многократное включение в полете. Его циклограмма работы и представлена на рис. 9. Следует отметить, что общая длительность операций по охлаждению конструкции ЯРД в течение космического полета может занимать 20 – 70 ч, и на эти операции может расходоваться 5 – 10% начального запаса рабочего тела. Повторное включение ЯРД можно произвести, как утверждается, в любой момент.

ЯРД «НЕРВА-1» проектировался на многократное применение. Его рабочий ресурс определен в 10 ч при 60 включениях, а гарантийный срок хранения на Земле – 5 лет, в космосе – 3 года.

Эти ЯРД, существующие пока только в проектах, не отличаются по основному принципу действия от описанных выше твердофазных ЯРД – они также содержат ядерный реактор деления для нагрева рабочего тела и реактивное сопло для разгона высокотемпературного газа. Главная отличительная черта газофазных ЯРД состоит в том, что при их работе вещество активной зоны реактора должно находиться в газообразном (а не в твердом) состоянии. Вполне очевидно, что рабочая температура такой газофазной активной зоны может многократно превышать температуру твердофазных тепловыделяющих элементов, соответственно и нагрев рабочего тела в газофазном ЯРД может быть намного выше. А это при всех прочих равных условиях означает увеличение удельного импульса ЯРД. Вот, собственно, в чем и заключается преимущество газофазного ЯРД.

Первостепенным фактором, которым руководствуются при выборе рабочих тел для газофазных ЯРД, является, как и в случае твердофазных ЯРД, достижение максимально высокого удельного импульса. В этом отношении водород остается по-прежнему непревзойденным и рассматривается по существу в качестве единственного рабочего тела газофазных ЯРД. Теоретический удельный импульс ЯРД, работающего на водороде, представлен на рис. 13 в зависимости от температуры его нагрева в реакторе.

Рис. 13. Зависимость удельного импульса ЯРД, работающего на водороде, от температуры нагрева (при расширении газа в реактивном сопле от начального давления 100 кгс/см2 до 1 кгс/см2)

В первом приближении реактор газофазного ЯРД можно представить себе в виде простой цилиндрической или сферической оболочки размером порядка 2 м, к которой изнутри прикреплен слой вещества, хорошо замедляющего и отражающего нейтроны. При работе ЯРД делящееся вещество и поступающее из бака двигательной установки рабочее тело находятся во внутреннем объеме («полости») такого реактора. Ядерное горючее coopедоточено обычно в виде единой массы, занимающей сферический, цилиндрический или кольцевой объем. Как правило, при тех температурах нагрева рабочего тела, на которые рассчитываются газофазные ЯРД, ядерное горючее находится в реакторе в виде плазмы – ионизованного газа, состоящего из ионов, электронов и атомов.

Следует сразу отметить, что ядерная плазма должна находиться в реакторе под высоким давлением (500 – 1000 кгс/см²), иначе плотность делящегося вещества будет слишком мала, чтобы обеспечить критическую загрузку реактора, необходимую для осуществления цепной ядерной реакции деления. Сложность выполнения этого условия является одной из многочисленных трудностей на пути создания газофазных ЯРД.

Управление реакторами газофазных ЯРД может осуществляться при помощи регулирующих стержней и барабанов, использующихся в твердофазных ЯРД (но в этом случае подобные органы управления, естественно, должны располагаться в слое замедлителя-отражателя). Однако могут применяться и особые, специфические, методы управления: изменение давления газообразного ядерного горючего и т. д. Запуск, регулирование и выключение ЯРД, которые в случае твердофазных реакторов осуществляются сравнительно просто, превращаются для газофазного ЯРД в сложную проблему, которая оказывает самое непосредственное влияние на основные характеристики и устройство ЯРД.

Среди других трудностей по созданию этих ЯРД следует выделить проблему отделения (сепарации) ядерного горючего от нагретого рабочего тела в активной зоне реактора. Их возможное смешивание приводит к выносу ядерного горючего из сопла ЯРД (реактивной струей рабочего тела). А этого нельзя допустить, поскольку, во-первых, делящееся вещество все еще очень дорого, во-вторых, его выброс может вызвать опасность радиоактивного заражения окружающей среды и, в-третьих, делящееся вещество является высокомолекулярным веществом, наличие которого в реактивной струе может снизить удельный импульс ЯРД.

Таким образом, нужно во что бы то ни стало сделать так, чтобы при работе газофазного ЯРД ядерное горючее, нагретое до состояния плазмы, оставалось внутри реактора, а рабочее тело, протекающее через реактор, поглощало выделяющееся в плазме тепло, не увлекая с собой ее частицы. Можно представить себе три принципиально различных способа отделения ядерного горючего от рабочего тела в газофазном реакторе ЯРД: установка разделительной прозрачной стенки (перегородки) , использование газодинамических сил и применение магнитных полей.

С учетом каждого из этих способов существуют три основных типа газофазных ЯРД: с прозрачным разделителем, с газодинамическим удержанием ядерного горючего, с магнитным удержанием ядерного горючего.

Рассмотрим теперь более подробно отдельные типы газофазных ЯРД.

Газофазный ЯРД с прозрачным разделителем. Этот ЯРД содержит газофазный (реактор, в котором ядерное горючее заключено внутри прозрачного разделителя – кварцевой трубы, установленной внутри реактора, а в кольцевой зазор между корпусом реактора и этой трубой поступает рабочее тело (водород). Газообразное ядерное горючее, нагретое до высокой температуры, испускает интенсивное излучение в инфракрасном, ультрафиолетовом и оптическом диапазонах спектра, которое свободно проникает сквозь кварцевую трубу и поглощается водородом, и он в результате нагревается. Такой реактор несколько похож на обычную осветительную лампу, и поэтому его иногда так и называют – «реактор-лампа».

Самым важным (определяющим) элементом рассматриваемого ЯРД является прозрачный разделитель. Он работает в исключительно неблагоприятных условиях: при большой разнице температур внутри и снаружи (достигающей нескольких тысяч градусов) и под воздействием мощных гамма- и нейтронных потоков. Одним из немногочисленных материалов, из которых можно изготовить подобный разделитель, является кварц, имеющий достаточно высокую температуру плавления (1900 – 2000 К) и почти не задерживающий электромагнитное излучение.

Для того чтобы предотвратить чрезмерный нагрев разделителя, его необходимо охлаждать. С этой целью он может быть выполнен либо в виде двух соосных труб (с кольцевым зазором между ними), либо в виде трубы, стенка которой образована небольшими трубками, плотно прилегающими одна к другой. Водород, предварительно охладивший блок замедлителя-отражателя, радиационный защитный экран и другие элементы ЯРД (при этом водород может нагреваться до температуры порядка 1000 K), поступает затем в указанный кольцевой зазор или в трубки, охлаждая таким образом разделитель. После этого он направляется в кольцевой зазор, расположенный на периферии реактора, где рабочее тело окончательно нагревается до расчетной температуры 5000 – 6000 К, а затем поступает в реактивное сопло. При такой схеме охлаждения разделителя используется особое свойство водорода – его прозрачность для излучения ядерной плазмы при сравнительно низких температурах (порядка 1000 – 1500 К).

Газофазный ЯРД описанного типа в варианте, содержащем несколько тепловыделяющих элементов (и соответствующее число кварцевых трубок), представлен на рис. 14. Этот вариант ЯРД содержит, кроме того, раздельные замедлитель и отражатель и так называемые кольцевые реактивные сопла, отличающиеся от обычного, «круглого», сопла, используемого в современных РД.

Для того чтобы еще больше повысить нагрев водорода и предотвратить Сквозное прохождение оптического излучения ядерной плазмы (и его попадание на поверхность замедлителя), водород искусственно «зачерняют», добавляя к нему небольшое количество либо неона, имеющего более сильную поглощательную способность (три высоких температурах), либо твердых пылевидных или жидких каплевидных частиц (например, вольфрамовых), хорошо поглощающих излучение.

Рис. 14. Газофазный ЯРД с прозрачным кварцевым разделителем: 1 – ядерное горючее, 2 – замедлитель, 3 – отражатель, 4 – место для размещения агрегатов подачи рабочего тела и циркуляции ядерного горючего, 5 – двустенная кварцевая разделительная оболочка, 6 – силовой корпус, 7 – кольцевое реактивное сопло, 8 – реактивная струя

ЯРД с газодинамическим удержанием ядерного горючего. В одном из вариантов этого ЯРД – с центробежным удержанием – в реактор тангенциально, через специальные отверстия в блоке замедлителя-отражателя, вводится смесь ядерного горючего и рабочего тела. Благодаря такому вводу эта смесь закручивается (завихряется), и под действием возникающих центробежных сил тяжелое ядерное горючее отбрасывается на периферию реакторной полости (причем оно не касается ее стенок, так как непрерывно оттуда «отжимается» поступающим рабочим телом). В свою очередь, рабочее тело, проникающее через вращающийся кольцевой слой ядерного горючего, нагревается и по центральному каналу внутри этого кольцевого слоя истекает в реактивное сопло (рис. 15). Такой газофазный реактор иногда называют вихревым, а его рабочую полость – вихревой камерой.

Рис. 15. Газофазный ЯРД с центробежным газодинамическим удержанием ядерного горючего: 1 – корпус реактора, 2 – слой вращающегося горючего, 3 – рабочее тело, 4 – отражатель с тангенциальными каналами для ввода рабочего тела

Для того чтобы вихревой реактор работал эффективно, смесь ядерного горючего и рабочего тела должны вводиться в камеру с высокой тангенциальной (но с малой радиальной) скоростью. Тем самым уменьшается вынос ядерного горючего из реактора и увеличивается время его контакта с рабочим телом, а это способствует более высокому нагреву рабочего тела.

В качестве примера приведем один из проектов газофазного ЯРД с центробежным удержанием ядерного горючего. Согласно расчетам диаметр его вихревой камеры может составлять 3,3 м, длина камеры – 6,7 м, отношение скоростей потока водорода (рабочее тело) и потока урана (ядерное горючее) – 100. Температура водорода на входе в вихревую камеру такого ЯРД составляет 2800 К, на входе в сопло – около 20 000 К, тяга ЯРД – 240 кгс, удельный импульс – 30 км/с, тяговооруженность космического аппарата с ЯРД – 1,23 · 10^–3 кгс/кг.

В описанном ЯРД с центробежным удержанием следует ожидать значительного выноса ядерного горючего из реактора. Очевидно, что ситуация улучшается с уменьшением массы рабочего тела, пропускаемого через делящееся вещество. Предложен вариант так называемого коаксиального (соосного) газофазного ЯРД, в котором неподвижное «облако» делящегося вещества удерживается внутри реактора, будучи отжатым от его стенок рабочим телом, обтекающим это «облако». В этом случае рабочее тело нагревается в основном за счет излучения ядерной плазмы (как и в ЯРД с прозрачным разделителем). По сравнению с другими схемами ЯРД с газодинамическим удержанием коаксиальная представляется предпочтительной, хотя существенным ее недостатком является сложность обеспечения «устойчивости» плазменного «облака».

ЯРД с магнитным удержанием ядерного горючего. В реакторе этого газофазного ЯРД используется различная чувствительность к магнитному полю со стороны электрически нейтрального рабочего тела и ионизованного (при высоких температурах) газообразного ядерного горючего. В рассматриваемом ЯРД к активной зоне реактора прилагается сильное продольное магнитное поле, создаваемое расположенным вокруг реактора мощным соленоидом (рис. 16). Это поле воздействует на плазму ядерного горючего, удерживая ее в некотором ограниченном объеме внутри реактора (препятствуя ее растеканию).

Рис. 16. Газофазный ЯРД с магнитным удержанием ядерного горючего: 1 – отражатель с каналами для ввода рабочего тела, 2 – электромагнит, 3 – «жгут» ионизированного ядерного горючего, 4 – корпус реактора, 5 – рабочее тело

Однако без принятия специальных мер на границе зон рабочего тела и делящегося вещества будет неизбежно происходить их взаимное перемешивание, и, следовательно, делящееся вещество будет увлекаться рабочим телом в сопло ЯРД¹⁰. Эти и другие эффекты могут вызвать потерю «устойчивости» газофазного тепловыделяющего элемента. Чтобы исключить указанные нежелательные явления, было предложено осуществлять циркуляцию ядерного горючего по замкнутому контуру.

¹⁰ От этого недостатка невозможно полностью избавиться в ЯРД с газодинамическим удержанием ядерного горючего.

Расчеты и эксперименты на моделях показывают, что эффект перемешивания снижается до приемлемого уровня, если ядерное горючее движется со скоростью порядка 0,01 – 0,001 от скорости рабочего тела. Следует отметить, что при осуществлении циркуляции ядерного горючего требуется вводить в подобном ЯРД дополнительные устройства для охлаждения, конденсации, сепарации и подачи ядерного горючего.

Предполагается, что газофазные ЯРД с магнитным удержанием ядерного горючего будут иметь тягу в диапазоне от нескольких десятков до сотен и тысяч тонна-сил при достаточно высокой тяговооруженности космического аппарата. В одном из проектов таких ЯРД реактор имеет полость диаметром 1,6 м и два слоя замедлителя-отражателя: графитовый толщиной 15 см и из окиси бериллия толщиной 70 см; рабочее давление в полости реактора равно 300 – 500 кгс/см²; загрузка ура-на-235, сосредоточенного в плазменном «жгуте» радиусом около 40 см, составляет 100 кг. ЯРД с этими характеристиками рассчитан на тягу 500 тс.

Сравнивая между собой различные типы газофазных ЯРД, следует сказать, что, по-видимому, в техническом отношении проще всего ЯРД с прозрачным кварцевым разделителем. Однако в таком ЯРД трудно надеяться на возможность нагрева водородного рабочего тела более чем до 5000 – 6000 К, и, соответственно, проблематичным является достижение удельного импульса более 12 000 – 15 000 м/с. Перспективными представляются коаксиальный ЯРД и ЯРД с магнитным удержанием ядерного горючего. Интересно отметить, что чем выше температура газообразного ядерного горючего, тем в большей степени оно ионизируется (становится электропроводящим) и тем лучше работает реактор с магнитным удержанием. Ожидается, что в этих ЯРД будет получен удельный импульс до 20 000 – 25 000 м/с. Увеличение этого параметра ограничено из-за большого тепловыделения в твердых элементах реактора, достигающего 10 – 15% от полной тепловой мощности реактора. Наличие данного ограничения имеет ту же причину, что и в твердофазном ЯРД – недостаточная стойкость современных конструкционных материалов к температурному воздействию.

Дальнейшее увеличение удельного импульса последних двух типов газофазных ЯРД (до 30 000 – 50 000 м/с) связано с необходимостью существенного усложнения их конструкции: а именно с введением холодильников-излучателей для сброса в космическое пространства тепла, выделяющегося в твердых элементах реактора.

В настоящее время практические работы по газофазным ЯРД сосредоточены в основном на теоретических исследованиях, на детальном изучении свойств материалов, которые предполагается использовать в ЯРД, на моделировании рабочих процессов газофазных реакторов с использованием уменьшенных и упрощенных установок, на поиске приемлемых конструктивных и технологических решений.

Эти ЯРД с реакторами деления по своей принципиальной схеме и по своим характеристикам являются промежуточными между твердофазными и газофазными ЯРД. Особенность жидкофазных ЯРД заключается в том, что при их работе делящееся вещество находится в активной зоне реактора в жидком состоянии (в связи с чем реактор и называется жидкофазным).

Реактор такого ЯРД может быть устроен аналогично реактору газофазного ЯРД с центробежным удержанием ядерного горючего. В одном из проектов в качестве замедлителя-отражателя предлагалось, например, использовать тяжелую воду. Внутри этой водяной массы после механической или гидродинамической закрутки (с частотой вращения 1000 – 2000 об/мин) образуется полость, заполняемая «вихревым» кольцевым слоем расплавленного делящегося вещества. Наконец, рабочее тело, проходя сквозь слой тяжелой воды, разделительную стенку и делящегося вещества (от периферии реактора к центральному внутреннему каналу), поступает в реактивное сопло, создавая тягу.

Проблема разделения ядерного горючего и рабочего тела для жидкофазного реактора решается проще, чем для газофазного, поскольку в этом случае приходится иметь дело с жидкостью (ядерное горючее) и газом (рабочее тело), различающимися по плотности в несколько тысяч раз (примерно в 20 000 раз в случае водорода и карбида урана). Удельный импульс жидкофазных ЯРД все же не может превышать 12 000 м/с.

Коллоидные ЯРД аналогичны по своей принципиальной схеме газофазным (или жидкофазным) ЯРД с центробежным удержанием ядерного горючего, но в их реакторах делящееся вещество находится в виде мельчайших жидких или твердых частиц (в последнем случае ЯРД называют еще ядерным РД с пылевидными тепловыделяющими элементами). В реакторах таких ЯРД рабочее тело может быть нагрето до температуры, «а 300 – 500 К большей, чем в реакторах обычных твердофазных ЯРД, а это привело бы к увеличению удельного импульса ЯРД на 1000 м/с.

Работы по жидкофазным и коллоидным ЯРД не получили большого развития, так как эти ЯРД по своей эффективности сравнительно мало превосходят твердофазные, а по технической сложности сравнимы с газофазными (проблемы организации запуска, регулирования и выключения для жидкофазных и коллоидных ЯРД являются столь же сложными).

По аналогии с ЯРД, содержащими реакторы деления, можно представить также ракетный двигатель с термоядерным реактором, в котором осуществляется управляемая реакция синтеза. Проекты таких ЯРД во многом стимулируются работами по освоению термоядерной энергии, ведущимися в течение вот уже 25 лет. Указанные работы направлены в первую очередь на -создание управляемых термоядерных реакторов, использующих в качестве топлива смесь тяжелых изотопов водорода – дейтерия и трития.

Дейтерий ²₁D (или ²₁Н) – природный устойчивый изотоп водорода с ядром, состоящим из протона и нейтрона. Таким образом, он вдвое тяжелее обычного водорода – протия (ядро которого содержит только один протон). Дейтерий широко распространен в природе: 1/6000 доля массы Мирового океана приходится на тяжелую воду (D2O). Дейтерий легко выделяется в процессе хорошо налаженного производства тяжелой воды, которая широко применяется в ядерной технике, в частности, служит замедлителем нейтронов и теплоносителем на атомных электростанциях.

Тритий ³₁Т (или ³₁H) – искусственный нестабильный изотоп водорода с периодом полураспада 12 лет. Ядро трития состоит уже из протона и двух нейтронов – оно втрое тяжелее ядра протия.

При слиянии ядер дейтерия и трития образуются ядро гелия (альфа-частица) и нейтрон, движущиеся с огромными скоростями. Из всех термоядерных реакций данная относится к наиболее эффективным, поскольку выделяемая в ней энергия достигает значения 17,6 МэВ. Но еще более важным обстоятельством является то, что она легче осуществима, чем другие реакции ядерного синтеза. Например, для осуществления этой реакции необходимо разогреть исходные ядра до температуры «всего» в 50 – 100 млн. К, в то время как реакция синтеза двух ядер дейтерия происходит лишь при температуре около 0,5 – 1,0 млрд. К.

Следует сказать, что нагрев ядерного горючего до температуры, требуемой для возникновения реакции синтеза, – это еще не достаточное условие для осуществления цепной реакции. Необходимо еще удержать полученную высокотемпературную плазму в некотором: ограниченном объеме (исключая ее контакт со стенками камеры, в которой она содержится), чтобы в течение определенного времени прореагировало достаточное количество вещества. Одним из наиболее перспективных считается способ магнитного удержания плазмы – с помощью сильного магнитного поля определенной конфигурации (так называемая магнитная ловушка). В этом случае плазму можно нагревать, пропуская, например, через нее мощный электрический ток.

Наряду с магнитным рассматривалось и так называемое инерционное удержание термоядерной плазмы. Если при магнитном удержании можно, в принципе, обеспечить стационарное протекание реакции синтеза как бы подобно спокойному «горению», то при инерционном удержании реакция осуществляется только в виде последовательных импульсов – взрывов малой мощности. Суть этого способа удержания плазмы заключается в том, что на плотные мишени термоядерного горючего (например, таблетки замороженной смеси дейтерий–тритий) направляется мощный луч лазера (или пучок электронов высокой энергии), и в результате каждая очередная мишень мгновенно обращается в высокотемпературную плазму. Естественно, что вещество плазмы будет стремиться к разлету во все стороны внутри мишени, и, следовательно, внешние частицы будут сжимать вещество к центру мишени. При достаточно сильном сжатии вещества оно может нагреться до температуры, необходимой для начала термоядерной реакции, и «поджечь» таким образом всю мишень изнутри, прежде чем ее вещество успеет «вырваться» из мишени. Этот способ удержания обусловлен тем, что процесс разлета, как и любой другой, обладает определенной инерционностью (отсюда и название рассматриваемого способа).

Время удержания термоядерной плазмы обратно пропорционально ее плотности. При магнитном удержании оно должно быть от нескольких десятков долей секунды до 1 с и более¹¹, а при инерционном – может составлять лишь 10^–9 с (здесь необходимо учитывать и размеры мишени). За столь короткое время к веществу необходимо подвести энергию в несколько десятков килоджоулей (следовательно, при использовании лазера его мощность должна измеряться десятками миллиардов киловатт).

¹¹ Меньшие значения времени соответствуют работе термоядерного реактора в импульсном режиме (т. е. как в случае инерционного удержания), большие – работе в стационарном режиме.

Создание термоядерных реакторов для использования в народнохозяйственной энергетике явилось бы, однако, лишь первым шагом на пути к созданию ЯРД с термоядерными реакторами. Поскольку дейтерий-тритиевое топливо, чрезвычайно удобное для использования в промышленных реакторах, может оказаться мало подходящим для применения в ЯРД. Дело в том, что 80% энергии, выделяющейся при «сгорании» этого топлива, приходится на быстрые нейтроны, а остальные 20% – на альфа-частицы. Последние остаются при этом внутри термоядерной плазмы, поддерживая ее температуру, в то время как нейтроны практически беспрепятственно покидают плазму. Если для реактора термоядерного РД принять ту же принципиальную схему, что и для реактора газофазного ЯРД с магнитным удержанием ядерного горючего, то нейтроны точно так же будут проникать через рабочее тело в стенки и другие твердые элементы ЯРД, вызывая их нагрев. А это, как и в случае газофазного ЯРД, существенно ограничивает максимальную величину удельного импульса¹².

¹² Такой термоядерный РД сочетает в себе, по сути дела, свойства газофазного и твердофазного ЯРД, поскольку нагрев рабочего тела может производиться в нем как за счет тепла, непосредственно излучаемого термоядерной плазмой, так и равным образом за счет выделяющегося в твердых элементах реактора. Несмотря на ограниченный удельный импульс, такой ЯРД может оказаться целесообразным по причине большей доступности в будущем термоядерного горючего по сравнению с обычным, ядерным.

Среди других топлив для реактора с термоядерным синтезом рассматривалась смесь дейтерия с легким изотопом гелия – ³₂Не. В случае этой реакции около 90% энергии уже приходится на инфракрасное и видимое (оптическое) излучение и лишь около 2% – на нейтроны. Однако, решая одну проблему, мы тут же сталкиваемся с другой, не менее сложной. Дело в том, что для осуществления данной термоядерной реакции требуется температура в сотни миллионов градусов.

Отметим, что наряду с ЯРД, тяга которого создается благодаря истечению рабочего тела, нагретого в реакторе термоядерной плазмой, был рассмотрен ЯРД, в котором тяга (частично или полностью) возникает за счет «утечки» плазмы из реактора и последующего затем разгона ее в магнитном реактивном сопле. В этом случае удельный импульс ЯРД мог бы возрасти до 10⁶ м/с; однако принцип работы такого ЯРД еще до конца не изучен.

Таким образом, мы видим, что, хотя идея создания ЯРД с реактором синтеза и является на первый взгляд привлекательной, этот ЯРД таит в себе много неизвестного и является довольно проблематичным устройством. Однако многие проблемы создания такого ЯРД устраняются, если использовать энергию от взрывов термоядерных зарядов, находящихся за пределами космического аппарата, которые могут инициироваться, например, тем же лазером. Эти ЯРД и будут рассмотрены в. следующей главе.

Эти необычные двигатели представляют собой устройства, в которых предполагается создавать тягу за счет использования энергии ядерных (в том числе и термоядерных) взрывов. Принцип работы этих ЯРД в основном состоит в том, что из космического аппарата выбрасываются один за другим (например, с интервалом 1 – 10 с) ядерные заряды (бомбы) сравнительно малой мощности (например, с тротиловым эквивалентом порядка 10 т), которые взрываются затем на расстоянии в несколько десятков – сотен метров от космического аппарата, причем энергия продуктов взрыва воспринимается специальной буферной плитой, прочно связанной с корпусом космического аппарата (рис. 17).

Рис. 17. Космический аппарат с импульсным ЯРД: 1 – буферная плита с амортизатором, 2 – аблирующее покрытие, 3 – взрывающийся ядерный заряд

Эта буферная плита, являющаяся в данном случае тяговым элементом ЯРД, должна обеспечивать максимально полное преобразование воспринимаемой энергии в силу тяги с последующей передачей этой силы космическому аппарату таким образом, чтобы не вызвать его повреждения. Тяга создается как за счет непосредственного воздействия ударяющих частиц – продуктов взрыва на буферную плиту, так и за счет непосредственной передачи кинетической энергии частиц истекающему из ЯРД рабочему телу. Этим рабочим телом может быть, например, легко обращаемое в газ твердое вещество, наносимое на буферную плиту, или жидкий водород, поступающий из специального бака, в котором он хранится.

Удельный импульс пульсирующего ЯРД определяется, как и в случае любого другого РД, отношением величины тяги ко всей массе рабочего тела, расходуемой в единицу времени. Однако в данном случае в эту массу входит как масса «обычного» рабочего тела, так и масса ядерных зарядов (которые тоже являются рабочим телом, но только используемым «необычным» образом). С целью увеличения удельного импульса таких ЯРД было предложено использовать ядерные заряды специальной формы, которая обеспечивал бы большую направленность взрыва в сторону космического аппарата, а также заключать заряды в специальные оболочки, при мгновенном испарении которых создавалась бы ударная волна.

Согласно расчету осредненный по времени удельный импульс пульсирующих ЯРД может составить примерно 1100 м/с в случае использования обычных ядерных зарядов (с делящимся веществом) и примерно в 5 раз большую величину в случае использования термоядерных зарядов. Что касается мгновенных значений удельного импульса, то они на несколько порядков превышают осредненные.

Несмотря на всю их необычность, импульсные ЯРД расцениваются как вполне реальные устройства. Рассмотрим, например, результаты, полученные в США при разработке проекта «Орион» (1958 – 1963 гг.), в основе которого лежала попытка создания космической ракеты с импульсным ЯРД, использующим энергию взрыва плутониевых бомб.

Расчеты показали, что ракета с таким ЯРД при стартовой массе около 3600 т смогла бы доставить на поверхность Луны полезный груз в 680 т. Для этого потребовалось бы взорвать 800 бомб общей массой 525 кг, а всего израсходовать около 800 т рабочего тела (с учетом легко испаряющегося низкомолекулярного вещества, нанесенного на буферную плиту). В процессе разработки проекта «Орион» возможность разгона летательного аппарата при помощи последовательных взрывов подтверждалась в результате полетов небольшого экспериментального устройства, приводимого в движение за счет энергии взрыва зарядов тринитротолуола.

В настоящее время в связи с разработкой идеи инерционного удержания термоядерной плазмы предлагаемые проекты импульсных ЯРД связывают, как правило, с использованием термоядерных зарядов, более эффективных, нежели обычные (с делящимся веществом). Термоядерные заряды имеют и то существенное достоинство, что их минимальная масса (а следовательно, и мощность) не ограничена требованиями критичности, как в случае обычных ядерных бомб (которые, в сущности, представляют собой быстрые твердофазные реакторы деления малых размеров). Следует отметить, что в термоядерных зарядах импульсных ЯРД может вполне использоваться дейтерий-тритиевое топливо, сложность применения которого в обычных термоядерных ЯРД отмечалась выше.

В заключение следует сказать еще об одной разновидности импульсных ЯРД, в которых взрывы ядерных зарядов могут осуществляться внутри специальных камер, снабженных реактивными соплами. В этих ЯРД энергия взрывов расходуется на нагрев рабочего тела, которое и создает тягу подобно обычным ЖРД (или твердофазным ЯРД). В случае подачи в такую камеру термоядерных зарядов, взрываемых лазерным лучом, юна, по существу, не будет отличаться от реактора ядерного синтеза с инерционным удержанием плазмы.

Принцип действия этого ЯРД (называемого кратко изотопным двигателем), достаточно ясно изложенный на стр. 9, иллюстрирует рис. 18. Параметры радиоизотопных ЯРД зависят в первую очередь от вида применяемого в них ядерного горючего, которым являются искусственные радиоактивные изотопы. Характеристики некоторых изотопных горючих представлены в таблице:

В этой таблице наряду с такой важной характеристикой изотопного горючего, как период полураспада, представлена также начальная тепловая мощность. Она определяется активностью изотопа (т. е. количеством атомных ядер вещества, распадающихся в единицу времени) и типом испускаемых при этом частиц. Чем меньше период полураспада радиоактивного элемента, тем интенсивнее происходит его распад. Таким образом, наибольшей тепловой мощностью обладают изотопы с малым периодом полураспада и наименьшей – с большим.

Рис. 18. Тепловой радиоизотопный ЯРД: 1 – рабочее тело, 2 – топливные капсулы с радиоактивным веществом, 3 – реактивное сопло, 4 – тепловая изоляция камеры нагрева

Выбор того или иного горючего для изотопного ЯРД определяется заданной величиной тяги и необходимым временем работы ЯРД. При этом следует учитывать особенность изотопного ЯРД: его горючее расходуется независимо от того, работает ли РД или нет (поскольку радиоактивный распад не поддается управлению).

А теперь познакомимся ближе с устройством и характеристиками существующих образцов изотопных ЯРД.

Начиная с 60-х годов был создан целый ряд экспериментальных изотопных ЯРД, которые прошли наземную стендовую отработку. Один из них – американский ЯРД «Пудл» – при стендовых испытаниях, состоявшихся в 1965 г., работал в течение 65 ч и развивал тягу 110 гс при удельном импульсе 6500 – 7000 м/с (рабочее тело – жидкий водород, ядерное горючее – полоний-210). Преобразование кинетической энергии альфа-частиц, излучаемых горючим, в тепловую происходит за счет их торможения в самом горючем и в окружающей его металлической оболочке (капсуле).

В ЯРД «Пудл» предусмотрено использовать три капсулы с горючим, нагревающие водород, который протекает по спиральным каналам снаружи капсул. При расчетной температуре нагрева водорода 1800 – 2300 К удельный импульс ЯРД должен быть около 7000 – 8000 м/с (при указанных выше испытаниях нагрев водорода был ниже, так как температура материалов в зоне нагрева составляла лишь 1800 К). С целью предотвращения утечки тепла из рабочей зоны в окружающее пространство «Пудл» был заключен в теплоизоляционную оболочку. Внешне двигатель имеет вид цилиндра длиной 40 см и диаметром 10 см, его масса равна 14 кг.

Наряду с ЯРД типа «Пудл», развивающими тягу порядка 100 гс, созданы также изотопные двигатели, тяга которых может составлять лишь несколько граммов и даже миллиграммов. Они могут использоваться, например, для ориентации, стабилизации и поддержания орбит искусственных спутников Земли. Один из таких ЯРД, испытывавшийся на стенде в 1967 г., развивал тягу в диапазоне от 50 до 2 гс при удельном импульсе 2300 – 2800 м/с. В качестве горючего в этом ЯРД использовался плутоний-238, а рабочим телом был аммиак. ЯРД имел вид цилиндра длиной 15 см и диаметром 13 см.

Изотопный РД с такими характеристиками не имеет, однако, явных преимуществ по сравнению с обычным химическим РД, но в то же время обладает тем недостатком, что его необходимо охлаждать и в нерабочие периоды времени. Правда, указанный недостаток можно устранить, если избыточную тепловую энергию, выделяемую изотопным горючим, использовать для выработки электрической энергии на борту космического аппарата.

В заключение следует отметить, что существующие тепловые радиоизотопные ЯРД в принципе могли бы в определенных случаях использоваться в качестве основных или вспомогательных двигателей космических аппаратов, однако их применение неэффективно, поскольку они не могут в настоящее время конкурировать в одних случаях с обычными химическими РД, в других – с ЭРД.

В отличие от только что рассмотренных тепловых радиоизотопных ЯРД, в этом гипотетическом устройстве тяга создается непосредственно за счет реакции частиц, испускаемых радиоактивным веществом в процессе его распада.

Радиоизотопным (изотопным) «парусом» может быть сам космический аппарат, на днище которого нанесен слой радиоактивного вещества. При этом примерно половина продуктов радиоактивного распада будет задерживаться конструкцией аппарата, а другая половина – вылетать в космическое пространство, что и приведет к возникновению тяги. Поскольку длина пробега альфа- и бета-частиц в твердом веществе измеряется долями миллиметра, то в «парусе» радиоактивный изотоп целесообразно наносить тонким слоем (иначе часть частиц просто будет поглощаться массой изотопа).

Согласно расчету, радиоизотопный «парус» с поверхностью 1 м², покрытой слоем полония-210 толщиной 0,65 мкм, способен развивать тягу 5 мгс при удельном импульсе 10⁶ м/с. Хотя сами по себе эти параметры и представляются приемлемыми в космической технике, однако создание подобного устройства наталкивается на целый ряд трудностей. Прежде всего представляется проблематичным создание радиоизотопного «паруса» с тягой даже в несколько грамм-сил при приемлемой массе его конструкции. Это усугубляется еще и необходимостью отвода «вредного» тепла, выделяющегося в конструкции (вследствие поглощения части излучения) и не создающего тягу. Наконец, независимость процесса радиоактивного распада от внешних воздействий превращает в сложную техническую проблему вопросы управления работой «паруса».

Этот ЯРД относится к классу гипотетических, тяга которых создается (в основном или полностью) фотонами – частицами, не имеющими массы покоя и движущимися со скоростью света. Если фотоны производятся в результате аннигиляции электронов с позитронами, то при этом вся реагирующая масса топлива будет превращаться в кванты электромагнитного излучения (рабочее тело). В этом случае при истечении всех образующихся фотонов в одном направлении удельный импульс такого РД будет равен скорости света.

Известно, однако, что электронно-позитронная плазма может быть стабильной лишь при условии ничтожно малой плотности, а следовательно, и при низком объемном энергосодержании: в 10⁶ м³ плазмы, способной сохраниться в течение суток, содержится всего 1 кВт·ч анергии – столько же, сколько в 250 г химического ракетного топлива. Таким образом, космический аппарат с рассматриваемым аннигиляционным РД должен был бы иметь топливные баки фантастических размеров.

Проблема объемного энергосодержания не существует для аннигиляционного топлива, состоящего из хранящихся раздельно обычного вещества и антивещества (например, водорода и антиводорода). Однако в процессе их аннигиляции, которая является уже ядерной реакцией (в отличие от аннигиляции позитронов и электронов), около 50% выделяющейся энергии уносится безвозвратно в виде нейтрино и антинейтрино – частиц невероятной проникающей способности. Таким образом, топливо водород – антиводород теоретически обеспечивает получение вдвое меньшего удельного импульса, чем рассмотренная выше электронно-позитронная плазма. Но в то же время гипотетический ЯРД, работающий на аннигиляционном топливе водород – антиводород, многократно превосходит по удельному импульсу все другие типы ядерных ракетных двигателей.

К сожалению, каждая проблема, относящаяся к созданию аннигиляционных РД, является неразрешимой для современной науки и техники. Уже само получение антивещества (в достаточном количестве) является сейчас маловероятным. Современные методы получения антивещества (которое используется для проведения физических экспериментов) связаны с применением сверхмощных ускорителей, в которых вещества-мишени подвергаются бомбардировке мощными пучками частиц. Чтобы накопить 1 г таким образом полученных антипротонов (ядер антиводорода), требуется не менее 10⁵ лет! Кроме того, трудности получения антивещества возрастают с увеличением атомной массы элементов.

Чрезвычайно сложным является и вопрос эффективного преобразования энергии фотонов в реактивную силу тяги. Фокусировать и отражать эти фотоны при помощи обычного рефлектора с жесткими стенками бессмысленно, поскольку фотоны в исходном виде представляют собой высокочастотное гамма-излучение с высокой проникающей способностью. И если только окажется целесообразным и возможным превращать исходное гамма-излучение в кванты видимого света, то в данном случае получится классический фотонный двигатель, который часто изображают в научно-популярной литературе в виде устройства с гигантским параболическим зеркалом, испускающим мощный луч света.

При рассмотрении перспектив развития и использования ЯРД в космонавтике следует исходить из достигнутых и ожидаемых характеристик различных типов ЯРД, из того, что может дать космонавтике их, применение и, наконец, из наличия тесной связи проблемы ЯРД с проблемой энергообеспечения в космосе и с вопросами развития энергетики вообще.

Из всех возможных типов ЯРД наиболее разработаны тепловой радиоизотопный двигатель и двигатель с твердофазным реактором деления. Но если характеристики радиоизотопных ЯРД не позволяют надеяться на их широкое применение в космонавтике (по крайней мере в ближайшем будущем), то создание твердофазных ЯРД открывает перед космонавтикой большие перспективы.

Твердофазные ЯРД с тягой порядка 1 – 10 тс и удельным импульсом 8000 – 8500 м/с могут с успехом использоваться, например, в космических буксирах, курсирующих между низкой круговой околоземной орбитой и орбитой Луны. После завершения очередного рейса «туда – обратно» ЯРД можно было бы оставить на околоземной орбите, а баки рабочего тела вернуть на Землю для повторной заправки и последующей доставки на орбиту для стыковки с ЯРД. В космических буксирах ближайшего будущего, однако, будут использоваться химические РД – именно такие буксиры разрабатываются в настоящее время.

Преимущества твердофазных и других ЯРД с реакторами деления наиболее полно раскрываются при исследовании таких сложных космических программ, как пилотируемые полеты к планетам Солнечной системы (например, при экспедиции на Марс). В этом случае увеличение удельного импульса РД позволяет решать качественно новые задачи. Убедительной иллюстрацией приведенного утверждения является рис. 19. Из него видно, что при использовании лучших из существующих химических РД экспедиция к планетам затягивается на целые годы, а ее осуществление связано с проблемами создания космического корабля необычайно большой массы и последующей доставки его на околоземную орбиту¹³. Но все эти проблемы значительно облегчаются при использовании твердофазного ЯРД с удельным импульсом вдвое большим, чем у современных ЖРД. В этом случае становится также возможным заметно сократить сроки полетов. Наконец, создание газофазных ЯРД с удельным импульсом «всего лишь» в 15 – 25 км/с позволило бы существенно снизить или вообще устранить все трудности, связанные с длительностью межпланетных экспедиций.

¹³ Существующие ракеты-носители способны доставлять на низкую круговую орбиту Земли полезный груз 130 т.

Рис. 19. Длительность полета на Марс и начальная масса космического корабля, тартующего с орбиты Земли, при использовании различных РД: 1 – ЖРД, 2 – ЭРД, 3 – твердофазный ЯРД с удельным импульсом 8000 – 9000 м/с, 4 – комбинация ЭРД с твердофазным ЯРД, 5 – газофазный ЯРД с удельным импульсом 15 000 – 25 000 м/с

Летные образцы твердофазных ЯРД, пригодные для использования на космических аппаратах, могут быть созданы в течение 10 – 15 лет (в частности, на базе ЯРД типа «НЕРВА»). Если бы не финансовые ограничения, экспедиция на Марс могла бы состояться в ближайшем десятилетии.

Что касается газофазных ЯРД, то их создание будет иметь неоценимые последствия для развития космонавтики и человеческого общества в целом. Экспедиции к Марсу и другим планетам Солнечной системы с появлением таких ЯРД могут стать столь же привычными, как и теперешние полеты космических кораблей на околоземные орбиты. Совершенно фантастические перспективы открываются при создании газофазных ЯРД с удельным импульсом, достигающим 50 км/с.

Проблема газофазных ЯРД находится в настоящее время на стадии научных и инженерных разработок, и есть все основания полагать, что она будет решена в обозримом будущем. Успехи в разработке твердофазных ЯРД являются, несомненно, ускоряющим фактором в решении проблемы создания газофазных ЯРД и двигателей промежуточных схем, поскольку эти успехи создают предпосылки гармонического развития технических средств по пути от простого к сложному.

Наряду с ЯРД, содержащими реакторы деления, в недалеком будущем могут быть созданы импульсные ЯРД, использующие как обычные ядерные заряды, так и термоядерные. Проводившиеся в начале 60-х годов проектные разработки космических аппаратов с импульсными ЯРД первого типа показали, что создание этих двигателей вполне реально. Многие исследователи считают, что в настоящее время не существует принципиальных технических препятствий и для создания импульсных термоядерных РД. В научной литературе, в частности, обсуждаются проекты межзвездных аппаратов, снабженных такими двигателями.

Предложен, например, аппарат с начальной массой 400 000 т (т. е. примерно в 10 раз большей, чем у самых крупных современных ракет-носителей), причем ¹/₁₀ этой массы приходится на полезный груз, а ²/₃ – на 300 000 термоядерных зарядов. Если каждые 3 с взрывать по одному заряду, то их запаса хватит на 10 дней непрерывной работы ЯРД. За это время аппарат разгонится до скорости 10 000 км/с и в дальнейшем, через 130 лет, может достигнуть звезды Альфа Центавра (подобный аппарат изображен на первой странице обложки данной брошюры). Правда, представленные здесь цифры скорее демонстрируют чудовищные трудности на пути к осуществлению полетов к звездам, нежели реальные возможности импульсных ЯРД.

А теперь – несколько слов о проектах, использующих энергию управляемой термоядерной реакции. Большая область, занимаемая этими ЯРД на рис. 1, является следствием того, что они находятся лишь на стадии предварительных исследований к пока отсутствует четкое представление об их устройстве, а следовательно, об их энергетических и массовых характеристиках. Такая ситуация объясняется тем, что управляемая термоядерная реакция пока неосуществима. Это одна из важнейших проблем современности, над ее решением работают ученые в нашей стране и за рубежом.

Рассмотрим теперь перспективы создания и использования ЯРД в свете общего развития ядерной энергетики. Известно, что ядерные реакторы находят все большее и большее применение как источники тепла, используемого для получения электрической энергии в атомных электростанциях и энергоустановках подводных и надводных судов. Разрабатываются промышленные ядерные реакторы для выработки тепла, использующегося в химии, металлургии и других отраслях народного хозяйства. В СССР в 1954 г. была введена в строй первая в мире атомная электростанция, а в 1977 г. советский ледокол «Арктика» с ядерной реакторной энергоустановкой впервые достиг Северного полюса. В настоящее время ядерная энергетика в нашей стране развивается опережающими темпами по сравнению с обычной, основанной на сжигании органического минерального топлива.

Параллельно идет освоение ядерной энергетики в транспортной технике. По мере развития ядерных реакторных энергоустановок они становились все более компактными и легкими, и в настоящее время появилась возможность использовать их и в космосе. Что касается радиоизотопных генераторов электрической и тепловой энергий, то они уже нашли применение в космических аппаратах различных типов (в том числе для питания ЭРД), а также в научной аппаратуре и устройствах, доставляемых на поверхность планет (примером являются советские «Луноходы» и работающие в настоящее-время на поверхности Марса американские «Викинги»).

Ядерные энергоустановки обладают уникальными характеристиками, к которым относятся практически неограниченная энергоемкость, независимость функционирования от окружающей среды, неподверженность внешним воздействиям (космической радиации, метеоритному повреждению, высоким и низким температурам и т. д.). Однако максимальная мощность ядерных радиоизотопных установок ограничена величиной порядка нескольких сот ватт. Это ограничение не существует для ядерных реакторных энергоустановок, что и предопределяет выгодность их использования при продолжительных полетах тяжелых космических аппаратов в околоземном пространстве, при полетах к дальним планетам Солнечной системы и в других случаях.

Использование ядерных реакторов практически снимает все ограничения в удовлетворении энергетических потребностей космонавтики как в ближайшем, так и в отдаленном будущем. Вот почему разработке ядерных: реакторных энергоустановок уделяется большое внимание. В космосе уже побывали американская установка: «СНАП-10А» и советская установка «ТОПАЗ».

Развитие ядерной энергетики для удовлетворения нужд космонавтики и народного хозяйства, в сочетании с имеющимися достижениями в разработке и исследовании различных типов ЯРД, а также понимание грандиозных перспектив, открывающихся перед космонавтикой с созданием ЯРД, вселяют уверенность в том, что космические аппараты с ЯРД в недалеком будущем прочно войдут в состав постоянно использующейся космической техники.

Бассард Р., Де-Лауэр Р. Ракета с атомным двигателем. (пер, с англ.). М., 1960.

Бассард Р., Де-Лауэр Р. Ядерные двигатели для самолетов и ракет (пер. с англ.). М., 1967.

Гильзин К. А. Электрические межпланетные корабли. М., 1970.

Иевлев В. М. Некоторые результаты исследований по газофазному полостному ядерному реактору, «Известия Академии Наук СССР (энергетика и транспорт)». 1977, 6, 24 – 31.

Кузнецов В. А. Ядерные реакторы космических энергетических установок. М., 1977.

Руппе Г. Введение в астронавтику, т. 11 (пер. с англ.). М., 1971.

Сенченков А. П. Атомные ракеты и проблемы освоения космоса. М., 1964.

Фридрихов С. А. Лазеры и управляемый термоядерный синтез. Л., 1977.

Реакторная установка «Киви-Б», установленная на испытательном стенде (фото из журнала Astronautics).

Игорь Григорьевич Паневин,

Владимир Иосифович Прищепа,

Владимир Николаевич Хазов

КОСМИЧЕСКИЕ ЯДЕРНЫЕ РАКЕТНЫЕ ДВИГАТЕЛИ

Гл. отраслевой редактор В. П. Демьянов

Редактор Е. Ю. Ермаков

Мл. редактор Т. И. Полякова

Обложка Э. А. Смирнова

Худож. редактор М. А. Гусева

Техн. редактор Т. В. Луговская

Корректор В. И. Гуляева

ИБ № 1006

Т 08430. Индекс заказа 84206. Сдано в набор 22.03. 78 г. Подписано к печати 16.05.78 г. Формат бумаги 84 × 108¹/₃₂. Бумага типографская № 2. Бум. л. 1,0. Печ. л. 2,0. Усл. печ. л. 3,36. Уч.-изд. л. 3,35. Тираж 32 540 экз. Издательство «Знание». 101835, Москва, Центр, проезд Серова, д. 4. Заказ 611. Типография Всесоюзного общества «Знание». Москва, Центр, Новая пл., д. 3/4.

Цена 11 коп.