Stele verzi – Rover, ‘dulaul’ astronuclear (episodul 9)

PEEWEE-1

Construit in numai 19 luni de la data aprobarii, PEWEE era un reactor experimental de minensiuni reduse, construit pentru a testa noi elemente de combustibil. Odata cu el, Rover a revenit la denumirea de pasari (pewee fiind o pasare insectivora nord-americana).

Reactorul avea un diametru de 53.34 de cm, si continea in total 402 elemente de combustibil. Acestea aveau canale de 0.279 cm. Majoritatea erau placate cu NbC, la fel ca design-urile anterioare, dar la cateva s-a apelat la un strat de carbura de zirconiu, despre care se spera ca ar fi un material superior si ceva mai ieftin. Pe langa asta, toate elementele aveau si stratul de molibden care de-acum devenise standard.
267 dintre elemente fusesera fabricate la LASL, 124 la Laboratoarele Astronucleare Westinghouse (WANL) si o duzina la uzina de arme atomice Y-12.

Una dintre temeri era ca un reactor asa redus ca si marime nu va putea ajunge in stare critica, data fiind cantitatea mult redusa de grafit. Ca atare, s-au adaugat mansoane de moderator metalic hidratat (ZrH), permitand reducerea masei critice de uraniu pana la 36.4 kg.

In total, reactorul continea 27 de combinatii diferite de tipuri de grafit, procese de invelire a canalelor, desing-uri de capate fierbinti, etc. Toate elementele prezentau, insa, modelul standard hexagonal cu 19 canale.
Debitul era de 18.6 kg/sec. Majoritatea hidrogenului se scurgea, succesiv, prin canalele de racire in peretii duzei de evacuare, apoi prin reflector pana la vasul de presiune, trecand prin placa de sprijin structural. El trecea apoi prin zona activa a combustibilului, incalzindu-se, si indreptandu-se catre camera de evacuare. O parte aditionala de hidrogen era folosita pentru a raci pinioanele structurale si zona periferica, urmand apoi a se alatura curgerii principale in camera de evacuare. Temperatura de evacuare era de 2556 K.

Reactorul a fost testat de trei ori:

• o data pe 15 Noiembrie 1968, pentru a verifica functionarea sa;
• a doua oara pe 21 Noiembrie, pentru un test de scurta durata la putere maxima;
• a treia oara pe 4 Decembrie, testul verificand anduranta la putere maxima.

Primul test fiind doar o pre-verificare, ne vom concentra asupra obiectivelor propuse pentru al doilea:

• verificarea sigurantei reactorului la putere maxima
• verificarea parametrilor reactorului la putere maxima
• experimente de control dinamic si mapare

Pentru al treilea test, obiectivele erau:

• investigarea oscilatiilor de flux observate la testul de scurta durata
• demonstrarea utilitatii reactorului ca si instalatie experimentala pentru noi configuratii de combustibil

Testul de scurta durata si-a atins toate obiectivele. S-au lucrat pe un regim care cerea 10 praguri de putere. Puterea maxima atinsa a fost de 472 MWth, cu o temperatura medie la iesirea din combustibil de 2450 K, si un debit de18.1 kg/sec. Aproape toti parametrii au atins valorile prevazute. Testul a fost insa terminat usor prematur datorita unei defectiuni la una din turbopompe, care a furnizat o indicatie de supra-turare, provocand un SCRAM de urgenta chiar inainte de ajungerea in faza de oprire.

Reactorul a fost apoi testat pentru prima oara la putere maxima, cu un prag intermediar de 260 MWth pentru evaluarea performantelor. Profilul testului a fost extrem de neted, iar la putere maxima, valorile de temperatura de iesire au putut fi ajustate pentru a atinge conditiile preconizate (2556 K).

Tot in cadrul acestui test s-a realizat un experiment de mapare a vitezei neutronilor (practic, o harta tridimensionala a motorului aratand efectul moderatorului), primul de acest fel. Dupa 20 de minute de operare la putere maxima, reactorul a fost adus la 125 MWth, cu o temperatura de 1000 K, redusa apoi la 667 K. Scopul era de a vedea concret efectul temperaturii asupra vitezei de evacuare.

Apoi reactorul a fost readus la putere maxima, pentru a testa daca existau discrepante fata de primul ciclu. Dupa inca 20 de minute, puterea si temperatura au fost din nou reduse. In final, motorul a fost programat sa intre in al treilea varf de putere maxima. Insa, chiar inainte de atingerea pragului, s-au observat strafulgerari in jetul de evacuare, indicand pierderi de material din miez, si s-a ordonat oprirea sa.

Testele cu PEWEE-1 au atins o putere de 508 MWth si i-au demonstrat capabilitatile ca si stand de teste pentru elemente de combustibil. Mai mult, PEWEE-1 a atins recordul in ceea ce priveste desnitatea medie de putere (2340 MWth/L, cu 50% mai mari decat necesarul pentru reactoarele NERVA-XE) si temperaturile de evacuare (2539 K). Densitatea maxima in elemente a fost de 5200 MWth/L. In mod surprinzator, desi nu fusese optimizat pentru asa ceva, PEWEE-1 a batut si recordul de impuls specific in vid ideal, cu valoarea de 901 secunde.

Analizele post-mortem au arata ca sistemul de ranforsare mecanica si majoritatea elementelor de combustibl erau sanatoase structural. Desi prezentau numeroase zone afectate, nici una dintre ele nu a fost considerata ca indicand o cedare iminenta. De asemenea, inspectia a indicat ca elementele placate cu ZrC au avut performante semnificativ mai bune decat cele folosind NbC in termeni de pierderi de masa. Aditional, pierderile la capatele fierbinti pentru zircon erau numai 50-75% din cele pentru niobiu. In schimb, s-a dovedit ca elementele care foloseau ambele materiale nu le-au depasit pe cele care foloseau doar ZrC, in ciuda asteptarilor initiale.

Din pacate pentru cei care studiaza domeniul astronuclear in ziua de astazi, se pare ca nu au supravietuit poze cu prototipul PEEWEE pe stand.

Diagrama interna a motorului PEWEE.

Sus: Imagine schematica a unui element de combustibil tipic folosit de PEWEE-1.
Jos: dispunerea elementelor de combustibil in motorul PEWEE (a se compara densitatea elementelor cu cea de la motoare anterioare)

 

Furnalul Nuclear, NF-1

Cantecul de lebada al programului Rover, NF-1 era menit a oferi o cale si mai minimalista pentru a permite testarea elementelor de combustibil si a altor componente ale miezului. Spre deosebire de PEWEE, care imita functionalitatea unui motor veritabil (si intr-un final, chiar a depasit-o) NF-1 era doar un stand de testare si nimic mai mult. Era de 10 ori mai putin puternic decat PEWEE, cu dimensiuni la limita absoluta a tehnologiei nucleare de la acea vreme.

In premiera, NF-1 era suficient de mic cat sa permita instalarea unui sistem de preluare, stocare si curatare a gazelor evacuate. Acesta se numea ‘Effluent cleanup system‘, in traducere „Sistem de curatare a evacuarii”. Scopul acestuia era filtrarea produsilor de fisiune din jet, si era rezultatul unor actiuni civile care avusesera loc in zona de testare din Nevada ca urmare a testelor de arme si experimentelor anterioare. In fapt, odata cu intrarea in vigoare a noului tratat intre SUA si URSS, experimentele nucleare nu trebuiau sa permita eliminarea compusilor radioactivi in atmosfera. Ca atare, toate testele de armament s-au desfasura din acel moment in subteran, iar testele cu motoare nucleare necesitau instalatii de curatare. Acest tratat ramane in vigoare si in ziua de astazi, iar costul realizarii unor astfel de sisteme pentru motoare de dimensiuni mari este unul dintre principalele motive pentru care NTR-urile nu au progresat semnificativ in testari.

Nu ne vom apleca asupra lui, doar vom mentiona ca era efectiv componenta integrata in NF-1, si folosea o serie de trepte de racire pentru a scadea temperatura hidrogenului, urmate de niste sisteme de captura. De acolo, era filtrat folosind un filtru din carbuni activati, apoi verificat folosind contoare de radiatie, inainte de a fi emis/ars in atmosfera. Cei interesati pot folosi diagramele aferente ca si teme de studiu.

Scopul testului era:

• caracterizarea operationala a reactorului si sistemului de curatare
• operarea sa la o temperatura de evacuare din elemente de 2444 K pentru cel putin 90 de minute

Reactorul era constituit din doua componente: o portiune permanenta, reutilizabila, care includea atat reflectorul cat si structura exterioara; si o portiune mutabila care continea amsamblul miezului si componentele sale aferente. In acest fel, se spera ca se va putea reduce timpul intre teste, precum si costul testelor, permitand reutilizarea elementelor fixe. Din pacate, insa, mentionam ca anularea programului Rover nu a permis refolosirea sistemului.

Tot in premiera se foloseau doua fluide pentru operarea reactorului, si anume apa (pentru a modera reactorul si a presuriza injectorul) si hidrogen (cu rol de racire). Debitul de hidrogen era de 1.7 kg/sec, la o putere de 44 MWth. In cazul apei, debitul era la o valoarea constanta de 22.7 kg/sec.

Reactorul moderat cu apa si cu reflectori de beriliu continea 49 de celule in care puteau fi introduse elementele de combustibil. Controlul neutronic se realiza normal, prin 6 tamburi exteriori localizati in reflector. Corpul reactorului era din aluminiu si avea o forma cilindrica, continand 49 de tuburi de aluminiu. Fiecare tub de aluminiu continea, la randul sau, un element de combustibil (sau un manunchi de elemente de carbura mici) si echipamentul si izolatia termica aferenta. Sistemul cu apa era cu doua treceri intre tuburi, in timp ce hidrogenul trecea prin elementele de combustibil din interior. Odata evacuat, era racit prin injectie cu apa si amestecul de vapori si hidrogen intra in ECS.

S-au testat doua clase de combustibili: 47 de celule contineau un element inedit ce folosea un compozit (UC-ZrC)C-carbon, in timp ce doua contineau un manunchi de 7 elemente de carbura (U,Zr)C cu cate un singur canal de racire. Nici unul dintre aceste tipuri de elemente nu mai fusese testat. Dintre cele 47 de elemente compozite, 24 fusesera fabricate in 1970 ca parte din miezul initial, iar 23 au fost inlocuitori pentru cateva din celulele originale. Testele de laborator preconizau ca aceste elemente manifestau o rezistenta la coroziune si sarcini termice mult superioare. Matricile de grafit folosite in elemente erau de trei tipuri.

Sa vorbim putin despre noile elemente de combustibil: ele erau compozite ce foloseau o varianta de carbura ceramica in locul matricii de grafit preferata anterior, si erau rodul unei munci de investigatie care demarase la LASL inca din 1967. Matricea era o retea continua de solutie solida de uraniu si zirconiu. Toate suprafetele externe si interne erau protejate cu o un invelis aderent de ZrC. Elementele testate pe NF-1 erau hexagonale, lungi de 132 cm si cu 19 canale de 2.5 mm. Folosirea elementelor de carbura ceramica promitea atingerea unor temperaturi superioare, ele rezistand la 3200 K vreme de 1-2 ore. La temperaturi mai mici, durata lor de viata era estimata la 100 de ore. Constructiv, matricea trebuia sa fie sub-stoichiometrica in carbon pentru a obtine cel mai inalt punct de topire posibil in sistemul U-Zr-C. Mai pe romaneste, ele trebuia sa aibe o concentratie de uraniu care sa nu le faca reactive chimic. Ca atare, procesul de fabricatie fusese creeat pentru a produce elemente cu concentratie de 5-14 mol% (300-1300 kg/metru cub), cu raportul carbon-metal total de 0.85-0.93.

Elementele de dimensiuni mai mici testate in manunchiuri erau lungi de 639.4 mm, late de 5.512mm, hexagonale, cu un singur canal de racire de 3.05 mm. Ele erau realizate prin extrudare, folosind un proces care nu lasa carbon liber in elemente dupa tratamentul termic. Raportul carbon-metal a fost apoi redus prin impregnarea lor chimica cu zirconiu.

In total, NF-1 a fost operat de 4 ori la putere maxima (44 MWth, 2444K) din 29 Iunie pana pe 27 Iulie 1972, cu o durata totala de 108.8 minute. De asemenea, NF-1 a operat vreme de 121.1 minute la o temperatura de iesire combustibil de peste 2222 K. Tot atunci s-au atins valorile cele mai inalte pentru densitatea de putere, de 4,5-5 MW/L, cu temperaturi ale matricii de 2500 K.

Ca si rezultate, s-a observat ca matricea compozita a performat superior matricilor de grafit traditionale, tip PHOEBUS. Insa, s-a descoperit si ca elementele de combustibil compozite erau susceptibile la stricaciuni provocate de radiatie. Astfel, pierderile de masa erau neasteptat de mari in zonele care fusesera cele mai expuse fluxului radiativ. Aceste stricaciuni se datorau, aparent, interactiunii fragmentelor de fisiune cu grafitul, degradand proprietatile de transfer de caldura a materialului. De asemenea, gradientii de temperatura au cauzat aparitia fisurilor pe straturile de protectie. Concluzia trasa, era ca materialele puteau fi folosite satisfacator vreme de cel putin doua ore pentru un reactor spatial alimentat cu hidrogen care atingea temperaturi de 2500-2800K.

In schimb, elementele de carbura au suferit fisuri majore, mai ales la mijlocul reactorului, unde densitatea de putere era de 4.5MW/L. Asta era oarecum de asteptat, data fiind conductibilitatea termica redusa a materialului. Nu s-au descoperit, insa, dovezi ca elementele s-ar fi fragmentat in particule de ordinul milimetrilor. S-au planificat o serie de imbunatatiri ale matricii care se sperau ca ar face ca aceste materiale sa aibe utilitate la densitati de putere de 3-4 MW/L. Testele componentelor au aratat ca elementele de carbura erau functionale pentru multe ore la temperaturi de 2800-3000 K. Matematic, o temperatura maxima de 3200 K a fost propusa, echivalend un impuls specific de 971 secunde (de fapt, numarul pentru ISP ar fi mai mare in realitate, deoarece la asemenea temperaturi, hidrogenul se disociaza in hidrogen monoatomic, cu jumatate din masa unei molecule intacte).

Sus: NF-1 in vedere axiala;
Jos: NF-1 in vedere transversala.

NF-1, reprezentare schematica cu cote de interes

Sus: Celula continand un element ceramic compozit (U,Zr)C
Jos: Celula continand un manunchi de elemente (U,Zr)C

 

In mod normal, ar trebui sa vorbesc despre sfarsitul programului Rover, NF-1 fiind ultimul test critic pe care l-au realizat inainte de inchidere. Pentru ca soarta Rover era, insa, strans legata de NERVA, voi acoperi ambele incheieri in articolele urmatoare, cand vorbesc despre NERVA. Voi spune numai ca Rover a fost de multe ori atacat datorita costurilor sale, managerii de la SNPO fiind chiar citati sa apara in fata Congresului de cateva ori. Mentinerea sa, chiar in varianta extrem de redusa a perioadei 70-72 s-a facut prin numeroase batalii politice. Proponentii sperau ca un succes al NERVA intr-o misiune spatiala va dovedi ca propulsia nucleara avea un scop, si deci ca Rover, programul adiacent de investigatii stiintifice fundamentale, va fi si el utilizat (eventual inglobat intr-un program mai mare). Lucrul acesta nu s-a realizat, iar in 1972, programul Rover a fost oficial debugetat.

 

Va urma.

Marian Dumitriu (Checkmate)

Surse:
1. Jungmin Kang, Frank N. von Hippel – U-232 and the Proliferation Resistance of U-233 in Spent Fuel, Science & Global Security, Volume 9 pp 1-32, 2001
2. http://nuclearweaponarchive.org/Nwfaq/Nfaq6.html#nfaq6.2

3. https://science.sciencemag.org/content/160/3831/953
4. https://www.osti.gov/servlets/purl/1132518
5. TRW Space Technology Laboratories – Mission oriented advanced nuclear system parameters study, 1965
6. https://www.osti.gov/servlets/purl/4098602

7. Bussard report, 1953
8. W.H. Robbins, H.B. Finger – An Historical Perspective of the NERVA Nuclear Rocket Engine Technology Program, 1991
9. James A Dewar – To the end of the solar system : the story of the nuclear rocket, 2015
10. Solid Core NTR ( https://beyondnerva.com/nuclear-thermal-propulsion/solid-core-ntr/ )
11. NTR Hot Fire Testing Part I: Rover and NERVA Testing ( https://beyondnerva.com/2018/06/18/ntr-hot-fire-testing-part-i-rover-and-nerva-testing/ )
12. http://www.projectrho.com/public_html/rocket/enginelist2.php#id–Nuclear_Thermal
13. David S. Portee – Think Big: A 1970 Flight Schedule for NASA’s 1969 Integrated Program Plan ( https://spaceflighthistory.blogspot.com/2016/01/thinking-big-traffic-model-for-nasa.html )
14. David S. Portee blog ( http://spaceflighthistory.blogspot.com/2016/02 )
15. Scott Lowther Nerva articles ( http://www.aerospaceprojectsreview.com/blog/?s=nerva&searchsubmit= )

16. Nuclear weapon design ( https://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_weapon_design )