В феврале 2019 года в Ричланде (США) прошла конференция американского ядерного общества, посвящённая различным вопросам применения ядерных технологий в космосе. Один из докладов (авторы - D.W. Wootan и B.J. Makenas) был посвящён обзору работ, выполненных в своё время компанией "Westinghouse Hanford Company" (WHC) для нужд программы по созданию в США космического реактора.
Компания WHC принимала активное участие в программе работ по созданию реактора SP-100 с электрической мощностью 100 кВт(э) для космических исследований. Реактор разрабатывался в рамках программы СОИ, работы финансировались из трёх ведомств - министерств энергетики и обороны, а также из НАСА.
Национальная программа по созданию реактора SP-100 стартовала в 1983 году. Её исходной задачей было получить реактор для работы в космическом пространстве, причём мощность тогда определялась как диапазон от 10 до 1000 кВт(э). В программе принимали участие национальные лаборатории, отраслевые поставщики, а также GE и WHC. Лётный прототип должен был появиться в середине 90-ых годов.
Активная зона SP-100 должна была собираться из топливных стержней. Теплоносителем выступал жидкий литий. Кампания реактора составляла семь лет, что, вкупе с требованиями малого веса аппарата, требовало высоких рабочих температур 1100-1400 K.
По глубине выгорания выставлялось требование 5%(ат.). По флюенсу быстрых нейтронов - до 3×1022 н/см2. В качестве конструкционных материалов предполагалось использовать жаропрочные сплавы.
Для выбора типа топлива, наилучшим образом полходящего для работы в космосе, в США в 50-60-ые годы была выполнена большая облучательная программа, в рамках которой рассматривались нитрид, карбид, оксид, а также металл (U-C-Zr) и топливо BeO-UO2.
В научных публикациях 1984 года был сделан вывод о том, что для работы с жаропрочными сплавами в условиях космоса лучше всего подойдут нитрид и оксид урана.
Однако эти эксперименты не подходили для обоснования топлива для SP-100, так облучение в них велось тепловыми, а не быстрыми нейтронами. То есть, в них отсутствовали эффекты воздействия быстрых нейтронов на материалы оболочек, а также наблюдалась характерная форма распределения скорости деления по топливу с провалом в центре. Кроме того, длины испытывавшихся топливных элементов были слишком короткими.
Тем не менее, предварительные заключения по различным конструкционным материалам эти испытания сделать позволили. Так, по соображениям нейтроники и требованию о низком весе, нитридное топливо наиболее практично сочетать с танталовыми сплавами.
Если исходить из соображений совместимости и прочности, то и для нитрида, и для оксида удовлетворить выдвинутые к SP-100 требования можно с помощью молибденовых сплавов. А если учесть набранный производственный опыт, то подходящим кандидатом окажутся сплавы ниобия - по крайней мере, их возможно прнменять для первых аппаратов.
Однако всё это было не более чем предварительными соображениями. Для получения более точных данных ханфордская лаборатория HEDL, входившая в состав компании WHC, спланировала и провела пять экспериментов (SP-1, SP-2, SP-3, SP-3R и SP-3RR) с облучением в реакторе EBR-II.
Более представительными стали эксперименты FSP-1 и FSP-1R с облучением в быстром натриевом реакторе FFTF. Они предназначались для получения данных о поведении топливных стержней из нитрида урана с жаростойкими оболочками.
Экспериментальные сборки FSPЭкспериментальные сборки (test assembly), задействованные в экспериментах FSP, содержали каждая по 19 топливных сборок (fuel assembly), В каждой из топливных сборок было по две капсулы.
Капсула (stainless steel outer capsule) состоит из внешней трубки из нержавеющей стали, отделяемой газовым зазором (смесь гелия и аргона) от внутренней капсулы, выполненной из сплава TZM (молибденовый сплав с добавками титана и циркония).
Каждая внутренняя капсула (TZM capsule) частично заполнена литием, обогащённым по литию-7, для моделирования теплоносителя космического реактора. При нагревании литий расширяется в верхнюю часть капсулы (expansion plenum).
Внутри каждой внутренней капсулы находится один топливный стержень (fuel pin capsule).
В ходе эксперимента FSP-1 на реакторе FFTF в течение 269 дней на номинальной мощности было облучено в обшей сложности 38 топливных стержней.
Во всех стержнях было нитридное топливо. Варьировались плотность, геометрия и обогащение.
Оболочки всех топливных стержней были выполнены из сплава Nb-1Zr с внутренним подслоем из прошедших процедуру холодной вакуумной сушки вольфрама или рения. Изучались два внешних диаметра оболочки - 5,84 мм и 7,62 мм (то есть, 0,23 и 0,3 дюйма).
Длины стержней более чем в два раза превышали типичную для облучательных экспериментов на EBR-II величину 6 дюймов.
Большинство облучённых топливных стержней в эксперименте FSP-1 набрали выгорание 2,3%(ат.). Несколько стержней с очень низким обогащением набрали выгорание 0,5%(ат.).
Эксперимент FSP-1R стал продолжением эксперимента FSP-1. В его ходе также было облучено 38 топливных стержней, причём 22 стержня были задействованы и в эксперименте FSP-1.
Топливо в FSP-1R - высокоплотный (95-96% от теоретической плотности) нитрид урана, изготовлено в Лос-Аламосе.
Оболочка у 36 стержней выполнена из сплава Zr-1Nb (по двум остальным в докладе не приводятся сведения). Два топливных стержня были изготовлены без внутреннего подслоя, у всех остальных использовался либо вольфрамовый, либо рениевый подслой.
Облучение в эксперименте FSP-1R проходило при максимальных температурах оболочек 1300 K, 1400 K и 1500 K.
16 топливных стержней, которые были задействованы тодько в FSP-1R, находились в реакторе 401 эффективный день. Максимальное выгорание среди стержней, облучённых в обоих экспериментах, составило 5,6%(ат.), 670 эффективных суток.
Постреакторные исследования стержней, облучённых в эксперименте FSP-1R, проводились с середины 1992 года по конец 1994 года. В докладе сказано, что при этом использовались только неразрушающие методы.
На реакторе FFTF был запланирован, но затем отменён третий эксперимент FSP-1RR.
В его ходе предполагалось сымитировать влияние отражателя из оксида бериллия, получить больший объём данных по температурным распределениям (планировалось поставить топливный стержень с температурными датчиками), а также изучить взаимодействие топлива и подслоя (для этого готовился стержень с зазором между топливом и подслоем).
Часть стержней для эксперимента FSP-1RR была изготовлена, но в реактор их не загружали.
В планах на будущее, оставшихся нереализованными из-за сворачивания всей программы SP-100, были попытки более точно сымитировать условия, складывающиеся в активной зоне данного реактора. Предполагался также эксперимент с литиевой петлёй на FFTF, однако он также не дошёл до стадии изготовления оборудования.