Вы не авторизованы...
Вход на сайт
Сегодня 20 сентября 2017 года, среда , 09:00:32 мск
Общество друзей милосердия
Опечатка?Выделите текст мышью и нажмите Ctrl+Enter
 
Контакты Телефон редакции:
+7(495)640-9617

E-mail: nr@oilru.com
 
Сегодня сервер OilRu.com - это более 1269.32 Мб информации:

  • 535875 новостей
  • 5112 статей в 168 выпусках журнала НЕФТЬ РОССИИ
  • 1143 статей в 53 выпусках журнала OIL of RUSSIA
  • 1346 статей в 45 выпусках журнала СОЦИАЛЬНОЕ ПАРТНЕРСТВО
Ресурсы
 

Атом в космосе

 
Алексей Батырь
Ядерные энергетические установки: прошлое и будущее
09.08.2017

Сергей Павлович Королёв мечтал об атомной тяге для ракет ещё с 1945 г. По его словам, очень заманчиво использовать могучую энергию атома для покорения космического океана. Но в то время в стране и ракет-то не было. А в середине 1950-х советские разведчики выяснили, что в США полным ходом идут исследования по созданию ядерного ракетного двигателя (ЯРД). Эта информация сразу же была доведена до высшего руководства страны. Скорее всего, с ней был ознакомлен и Королёв. В 1956 г. в секретном докладе о перспективах развития ракетной техники он подчёркивал, что ЯРД будут иметь очень большие перспективы.

Впрочем, все понимали, что реализация идеи сопряжена с огромными трудностями. В 1959 г. в Институте атомной энергии состоялась весьма знаменательная встреча «отца» нашей атомной бомбы Игоря Курчатова, директора Института прикладной математики, главного теоретика космонавтики Мстислава Келдыша и Сергея Королёва. Фотография «трёх К», трёх выдающихся учёных, прославивших страну, стала хрестоматийной. Но мало кто знает, что в тот день они обсуждали аспекты создания ядерного двигателя. Сама идея ЯРД к тому времени уже не казалась фантастической. С 1957 г., когда в СССР появились межконтинентальные ракеты, конструкторы-атомщики занимались предварительными проработками ядерных двигателей. После встречи «трёх К» эти исследования получили новый мощный импульс.

Манящие перспективы

Атомщики трудились бок о бок с ракетчиками. Для ЯРД взяли один из самых компактных реакторов. Внешне это сравнительно небольшой металлический цилиндр диаметром около 50 см и длиной примерно метр. Внутри – 900 тонких трубок, в которых находится «горючее» – уран. В ходе реакции деления атомных ядер образуется огромное количество тепла. Мощные насосы прокачивают через пекло уранового котла водород, который нагревается до 3000°. Затем раскалённый газ, вырываясь с огромной скоростью из сопла, создаёт мощную тягу…

На схеме все выглядело хорошо, но что покажут испытания? Обычные стенды для запуска полномасштабного ЯРД не годятся – с радиацией шутки плохи. Поэтому сам реактор в 1978–1981 гг. испытывали на Семипалатинском полигоне, а водородный двигатель (без реактора) – в подмосковном Загорске (ныне Сергиев Посад). Эксперименты подтвердили правильность конструктивных решений. В принципе ядерный ракетный двигатель РД-0410 был создан. Оставалось соединить две части и провести комплексные испытания ЯРД в собранном виде. Но на это не было выделено финансирование.

В 1980-е не предусматривалось практического использования ЯРД. Для старта с Земли он не годился, ибо окружающая местность подверглась бы сильному радиационному загрязнению. ЯРД вообще предназначен только для работы в космосе, причём на очень высоких орбитах (800 км и выше), чтобы оснащённый им космический аппарат (КА) вращался вокруг Земли многие столетия, до практически полного распада радиоактивного топлива. Аналогичный двигатель американцы примерно в то же время разрабатывали для полёта к Марсу. Но в начале 1980-х руководителям СССР было предельно ясно: полёт к Красной планете стране не под силу (как, впрочем, и американцам – они тоже свернули свой проект).

Бортовые АЭС

Параллельно с исследованиями по ЯРД с начала 1960-х шли работы по ядерным энергетическим установкам для КА, фактически малогабаритным АЭС. Большинство космических станций, кораблей и спутников питается от солнечных батарей. Но на атомном реакторе в те времена выработка электричества обходилась дешевле. Кроме того, в тени Земли солнечные батареи не работают. Значит, нужны аккумуляторы, которые заметно увеличивают массу аппарата.

Вместе с тем для использования ядерных источников энергии на КА нужно решить целый комплекс проблем. Первый опыт их решения в СССР был получен при запуске в космос КА с радиоизотопными источниками энергии. В сентябре 1965 г. в составе двух связных спутников «Стрела-1» на орбиту были выведены радиоизотопные термоэлектрические генераторы (РИТЭГ) «Орион-1» электрической мощностью 20 Вт. Вес РИТЭГ составлял около 15 кг, расчётный ресурс – 4 мес. Ампулы РИТЭГ, содержащие полоний-210, были сконструированы так, чтобы гарантировать целостность и герметичность при любых авариях. Этот подход оправдал себя: в 1969 г., несмотря на полное разрушение ракеты-носителя, топливный блок РИТЭГ остался герметичным.

Два неразрывных звена

При объединении термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей энергии с ядерными реакторами были получены энергоустановки нового типа – реакторы-преобразователи.

В 1964 г. была сооружена и прошла полный цикл ядерных испытаний экспериментальная установка «Ромашка». Это был высокотемпературный реактор-преобразователь на быстрых нейтронах, в котором выделяемое тепло за счёт теплопроводности материалов передавалось наружу – через термоэлектрический преобразователь, вырабатывавший до 500 Вт мощности. Неиспользованное тепло с преобразователя отводилось в окружающее пространство ребристым излучателем. Включённая под нагрузку 14 августа 1964 г. «Ромашка» успешно проработала примерно 15 тыс. ч, выработав при этом 6100 кВт•ч электроэнергии.

Об американском опыте по испытанию системы SNAP-10A (System of Nuclear Auxiliary Power) на борту КА Snapshot, запущенного 3 апреля 1965 г., мы рассказывали в «Энерговекторе» в апреле 2016 г.

Разработкой космической ядерной энергетической установки (ЯЭУ) «Бук» («БЭС-5») с гомогенным реактором на быстрых нейтронах и термоэлектрическим генератором (ТЭГ) в 1960-е занимались ГП «Красная звезда», ФЭИ, НИИ НПО «Луч», Институт атомной энергии, ИПУ АН СССР и другие организации. Система была нужна для электропитания аппаратуры КА радиолокационной разведки. К 1970 г. были решены все принципиальные проблемы по созданию ЯЭУ «БЭС-5» мощностью 2800 Вт с ресурсом 1080 ч.

3 октября 1970 г. ЯЭУ «БЭС-5» была запущен в космос в составе спутника «Космос-367». Аппарат проработал 110 мин и был уведён на «орбиту захоронения» из-за заброса температуры первого контура выше предельно допустимой (активная зона реактора расплавилась). По результатам того запуска были доработаны датчики и логика схем управления температурой, а также снижена мощность начального прогрева. После девяти пробных запусков ЯЭУ «БЭС-5» была в 1975 г. принята на вооружение ВМФ СССР. Всего к моменту снятия с эксплуатации в 1989 г. в космос была запущена 31 установка.

Отметим три наиболее серьёзные аварии, которые произошли за весь период эксплуатации советских КА с ЯЭУ на борту. При запуске КА с «БЭС-5» № 51 вследствие выхода из строя двигателя доразгона КА не был выведен на расчётную орбиту, в результате чего ЯЭУ с глубоко подкритичным реактором упала в Тихий океан. Самая крупная авария произошла с КА «Космос-954», запущенным 18 сентября 1977 г. Из-за разгерметизации приборного отсека КА и выхода из строя датчиков перепада давления второго контура отказала аппаратура автономного управления, отчего КА потерял ориентацию, команда на увод ЯЭУ с Земли не прошла. В результате аппарат вошёл в атмосферу и развалился, разбросав тысячи радиоактивных осколков над северо-западными районами Канады. В 1983 г. из-за отказа систем КА «Космос-1402», запущенного 30 августа 1982 г., ЯЭУ вошла в атмосферу Земли, сработала дублирующая система радиационной безопасности ЯЭУ, в результате чего вещества из активной зоны реактора были рассеяны в атмосфере.

Параллельно ТЭГ развивались термоэмиссионные преобразователи, имеющие более высокие технические характеристики. Исследования шли по двум направлениям, отличающимся конструкцией основного элемента ЯЭУ, – электрогенерирующего канала (ЭГК) и генератора паров рабочего тела (цезия).

В установке «Топаз-1» («ТЭУ-5») с тепловым реактором-преобразователем и жидкометаллическим теплоносителем (Na-K) было 79 ЭГК, в каждом из которых скоммутировано 5 термоэмиссионных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ), а в ЯЭУ «Топаз-2» («Енисей») – 37 ЭГК, в каждом из которых только один ЭГЭ. В ЯЭУ «Топаз-2» применялся генератор фитильного типа, обеспечивающий постоянный расход теплоносителя независимо от его температуры.

2 февраля 1987 г. ЯЭУ «Топаз-1» № 22 была запущена на радиационно безопасную стационарную круговую орбиту высотой 800 км, где отработала в составе КА «Плазма-А» («Космос-1818») 142 дня. ЯЭУ № 23 была запущена в составе такого же КА на ту же орбиту 10 июля 1987 г. и отработала на орбите 343 дня. Реакторы останавливались из-за окончания запасов рабочего тела (цезия) и выделения водорода из полости замедлителя, что приводило к деградационным процессам в металлах. Работы по ЯЭУ следующего поколения «Топаз-2» были прекращены ещё на стадии наземных испытаний. Выяснилось, что невысокие технические характеристики ЯЭУ не оправдывают их дальнейшего развития. В то время международная общественность начала выступать против использования ядерных объектов в космосе, в связи с чем в СССР было принято решение вообще прекратить запуски в космос КА с ЯЭУ на борту.

Движущая сила

Параллельно с ЯЭУ в СССР разрабатывались ядерный электрореактивный двигатель (ЯЭРД) и ядерная энергетическая установка с замкнутой схемой как мощный источник энергии для ЭРД и других бортовых потребителей.

Первый (поисковый) этап работ по ЯЭРД был завершён в 1962 г. одновременно с окончанием эскизного проекта ракеты-носителя Н1. В 1965 г. был разработан эскизный проект ядерного электрореактивного двигателя ЯЭРД-2200 для межпланетного корабля с экипажем. Двигатель имел двухблочную схему (содержал два независимых блока с ЯЭУ на быстрых нейтронах и ЭРДУ с полезной электрической мощностью 2,2 МВт каждый) и обеспечивал суммарную тягу 81 Н. Конструкторы применили множество интересных решений, таких, как литий в качестве теплоносителя ЯЭУ и рабочего тела ЭРД, лучевая схема компоновки с теневой биологической радиационной защитой минимальной массы, тугоплавкие делящиеся, электродные, конструкционные, электроизоляционные, магнитные и другие материалы, работающие при предельных гомологических температурах, при которых происходит отжиг радиационных дефектов. Электроплазменный двигатель (ЭПД) с ускорением плазмы в собственном магнитном поле обеспечивал удельный импульс 55 км/с при КПД 0,55.

В 1966–1970 гг. был разработан эскизный проект ядерного электроэнергетического и ракетно-космического блока с ЯЭУ и ЭРДУ для использования в составе ракеты-носителя Н1М для марсианского экспедиционного комплекса, а также аванпроект этой системы с перспективными параметрами реактора и ЭПД. Материалы проекта в части ЯЭРД были одобрены экспертными комиссиями под руководством академиков А. П. Александрова и Б. Н. Петрова.

В 1978 г. была проведена проектная разработка ядерного межорбитального буксира «Геркулес» («17Ф11»), предназначавшегося для работы в составе многоразовой космической системы «Энергия» – «Буран». В 1986 г. было разработано техническое предложение по ЯЭРД для межорбитального буксира. Нужно было решать конкретную задачу – транспортировать на геостационарную орбиту полезные грузы массой до 100 т с использованием разрабатывавшейся тогда ракеты-носителя «Энергия».

В 1990 гг. работы по ЯЭУ и ЭРДУ проводились в рамках научно-исследовательского проекта «Марс-ЯЭДБ». С учётом экономического провала в стране был выбран новый типоразмер ЯЭУ (и, соответственно, ЭРДУ) с электрической мощностью до 150 кВт в транспортном режиме и до 50 кВт в режиме длительного энергообеспечения аппаратуры КА. Дело в том, что ЯЭУ мощностью до 150 кВт можно было отработать на существующей стендово-испытательной базе РКК «Энергия», ФЭИ и их смежников без нового капитального строительства.

В отличие от финансовых ресурсов, фантазия разработчиков тогда ничем не была ограничена. Перечень задач для предложенных ЯЭУ и ЭРДУ местами напоминает выдержки из фантастических романов. В него, в частности, вошли очистка космоса от антропогенного засорения, в том числе от мелкого мусора, путём испарения частиц лучом лазера, питаемого от ЯЭУ, обеспечения грузопотоков Земля – Луна, а затем и Земля – Луна – Земля при создании лунной базы и лунного орбитального комплекса для промышленного освоения полезных ископаемых Луны. Также предлагали систему предупреждения об астероидной опасности путем развёртывания группировки КА на дальних подступах к Земле.

XXI век: хорошее начало

В 2009 г. Комиссия при Президенте РФ по модернизации и технологическому развитию экономики России приняла решение о запуске проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса». Проект выполняется совместно предприятиями «Росатома» и «Роскосмоса». Не имеющая аналогов энерготранспортная установка позволит создать качественно новую технику для изучения и освоения дальнего космоса. Предполагается использовать ионные электрореактивные двигатели, в которых ионная тяга создаётся электрическим полем.

Согласно техническому заданию, в состав транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) должны входить:
• ядерная энергодвигательная установка (ЯЭДУ), которая включает реактор с теневой радиационной защитой, системы преобразования тепловой энергии в электрическую и отвода тепла излучателями;
• электроракетная двигательная установка (ЭРДУ);
• приборно-агрегатный отсек (система управления бортовым комплексом, автономная двигательная установка, бортовой радиотехнический комплекс, системы управления движением и навигации, обеспечения теплового режима, электропитания, средства стыковки с целевыми модулями);
• система несущих ферм;
• система аварийного спасения (средства разделения и управления, ракетный блок аварийного спасения);
• автоматическая электросистема (схемы управления и бесперебойного электроснабжения, преобразования и распределения электроэнергии).

В проекте заявлены серьёзные эксплуатационные характеристики – высокий ресурс (10 лет эксплуатации), значительный межремонтный интервал и продолжительное время работы на одном включении, высокая мощность энергоблока – 800–1000 кВт.

Главным конструктором реакторной установки и координатором работ от «Росатома» назначен НИКИЭТ – Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля. Работы идут. В 2015 г. в НИКИЭТ был защищён технический проект реакторной установки. Это компактный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах. Успешно прошли испытания тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) реактора, которые разработаны в Физико-энергетическом институте им. А. И. Лейпунского (Обнинск), а изготовлены на Машиностроительном заводе в Электростали (ОАО «ТВЭЛ»).

Этому топливу придётся работать при очень высоких температурах. В обычной атомной станции температуры на тысячу градусов ниже. Поэтому необходимо было выбрать такие материалы, которые смогут сдерживать негативные факторы, связанные с температурой, и в то же время позволят топливу выполнять его основную задачу – нагревать газ, с помощью которого будет вырабатываться электроэнергия.

В качестве топлива используется диоксид или карбонитрид урана, но, поскольку конструкция должна быть очень компактной, уран имеет более высокое обогащение по изотопу 235, чем в ТВЭЛ реакторов наземных АЭС. А оболочка – сплав тугоплавких металлов на основе молибдена (разработка подольского НПО «Луч»). Предусмотрено применение уникального теплоносителя – гелий-ксеноновой смеси. Он будет охлаждаться через излучение электромагнитных волн широкого диапазона, в том числе видимого света.

Исследовательский центр им. М. В. Келдыша разработал и изготовил опытный образец ионного двигателя ИД-500. Его мощность – 32–35 кВт, тяга – 375–750 мН, удельный импульс – 70 км/с, КПД – 0,75. На данном этапе опытный образец ИД-500 имеет электроды ионно-оптической системы из титана с диаметром перфорированной отверстиями зоны 500 мм, катод газоразрядной камеры, который обеспечивает ток разряда в диапазоне 20–70 А, и катод-нейтрализатор, способный обеспечить нейтрализацию ионного пучка в диапазоне токов 2–9 А. На следующем этапе разработки двигатель будет оснащён электродами из углерод-углеродного композитного материала и катодом с графитовым поджигным электродом.

Согласно планам, к концу 2017 г. должна быть изготовлена первая ЯЭДУ, а до конца 2018 г. – проведены её ресурсные испытания. Тогда же ТЭМ в целом должен быть подготовлен к лётно-конструкторским испытаниям. Проект финансируется из федерального бюджета. Смета на 2010–2018 гг. составляет 17 млрд руб.

Эта статья изначально была опубликована в газете «Энерговектор» здесь: http://www.energovector.com/evector-4-2017.html



0

 

 
Анонсы
Реплика: Хроника нефтедолларового коллапса-336
Выставки:
Новости

 Все новости за сегодня
 Все новости за 09.08.17
 Архив новостей

 Поиск:
  

 

 
Рейтинг@Mail.ru   


© 1998 — 2017, «Нефтяное обозрение (oilru.com)».
Свидетельство о регистрации средства массовой информации Эл № 77-6928
Зарегистрирован Министерством РФ по делам печати, телерадиовещания и средств массовой коммуникаций 23 апреля 2003 г.
Свидетельство о регистрации средства массовой информации Эл № ФС77-51544
Перерегистрировано Федеральной службой по надзору в сфере связи и массовых коммуникаций 2 ноября 2012 г.
Все вопросы по функционированию сайта вы можете задать вебмастеру
При цитировании или ином использовании любых материалов ссылка на портал «Нефть России» (http://www.oilru.com/) обязательна.
Точка зрения авторов, статьи которых публикуются на портале oilru.com, может не совпадать с мнением редакции.
Время генерации страницы: 0 сек.

Атом в космосе

Алексей Батырь
Ядерные энергетические установки: прошлое и будущее
09.08.2017

Сергей Павлович Королёв мечтал об атомной тяге для ракет ещё с 1945 г. По его словам, очень заманчиво использовать могучую энергию атома для покорения космического океана. Но в то время в стране и ракет-то не было. А в середине 1950-х советские разведчики выяснили, что в США полным ходом идут исследования по созданию ядерного ракетного двигателя (ЯРД). Эта информация сразу же была доведена до высшего руководства страны. Скорее всего, с ней был ознакомлен и Королёв. В 1956 г. в секретном докладе о перспективах развития ракетной техники он подчёркивал, что ЯРД будут иметь очень большие перспективы.

Впрочем, все понимали, что реализация идеи сопряжена с огромными трудностями. В 1959 г. в Институте атомной энергии состоялась весьма знаменательная встреча «отца» нашей атомной бомбы Игоря Курчатова, директора Института прикладной математики, главного теоретика космонавтики Мстислава Келдыша и Сергея Королёва. Фотография «трёх К», трёх выдающихся учёных, прославивших страну, стала хрестоматийной. Но мало кто знает, что в тот день они обсуждали аспекты создания ядерного двигателя. Сама идея ЯРД к тому времени уже не казалась фантастической. С 1957 г., когда в СССР появились межконтинентальные ракеты, конструкторы-атомщики занимались предварительными проработками ядерных двигателей. После встречи «трёх К» эти исследования получили новый мощный импульс.

Манящие перспективы

Атомщики трудились бок о бок с ракетчиками. Для ЯРД взяли один из самых компактных реакторов. Внешне это сравнительно небольшой металлический цилиндр диаметром около 50 см и длиной примерно метр. Внутри – 900 тонких трубок, в которых находится «горючее» – уран. В ходе реакции деления атомных ядер образуется огромное количество тепла. Мощные насосы прокачивают через пекло уранового котла водород, который нагревается до 3000°. Затем раскалённый газ, вырываясь с огромной скоростью из сопла, создаёт мощную тягу…

На схеме все выглядело хорошо, но что покажут испытания? Обычные стенды для запуска полномасштабного ЯРД не годятся – с радиацией шутки плохи. Поэтому сам реактор в 1978–1981 гг. испытывали на Семипалатинском полигоне, а водородный двигатель (без реактора) – в подмосковном Загорске (ныне Сергиев Посад). Эксперименты подтвердили правильность конструктивных решений. В принципе ядерный ракетный двигатель РД-0410 был создан. Оставалось соединить две части и провести комплексные испытания ЯРД в собранном виде. Но на это не было выделено финансирование.

В 1980-е не предусматривалось практического использования ЯРД. Для старта с Земли он не годился, ибо окружающая местность подверглась бы сильному радиационному загрязнению. ЯРД вообще предназначен только для работы в космосе, причём на очень высоких орбитах (800 км и выше), чтобы оснащённый им космический аппарат (КА) вращался вокруг Земли многие столетия, до практически полного распада радиоактивного топлива. Аналогичный двигатель американцы примерно в то же время разрабатывали для полёта к Марсу. Но в начале 1980-х руководителям СССР было предельно ясно: полёт к Красной планете стране не под силу (как, впрочем, и американцам – они тоже свернули свой проект).

Бортовые АЭС

Параллельно с исследованиями по ЯРД с начала 1960-х шли работы по ядерным энергетическим установкам для КА, фактически малогабаритным АЭС. Большинство космических станций, кораблей и спутников питается от солнечных батарей. Но на атомном реакторе в те времена выработка электричества обходилась дешевле. Кроме того, в тени Земли солнечные батареи не работают. Значит, нужны аккумуляторы, которые заметно увеличивают массу аппарата.

Вместе с тем для использования ядерных источников энергии на КА нужно решить целый комплекс проблем. Первый опыт их решения в СССР был получен при запуске в космос КА с радиоизотопными источниками энергии. В сентябре 1965 г. в составе двух связных спутников «Стрела-1» на орбиту были выведены радиоизотопные термоэлектрические генераторы (РИТЭГ) «Орион-1» электрической мощностью 20 Вт. Вес РИТЭГ составлял около 15 кг, расчётный ресурс – 4 мес. Ампулы РИТЭГ, содержащие полоний-210, были сконструированы так, чтобы гарантировать целостность и герметичность при любых авариях. Этот подход оправдал себя: в 1969 г., несмотря на полное разрушение ракеты-носителя, топливный блок РИТЭГ остался герметичным.

Два неразрывных звена

При объединении термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей энергии с ядерными реакторами были получены энергоустановки нового типа – реакторы-преобразователи.

В 1964 г. была сооружена и прошла полный цикл ядерных испытаний экспериментальная установка «Ромашка». Это был высокотемпературный реактор-преобразователь на быстрых нейтронах, в котором выделяемое тепло за счёт теплопроводности материалов передавалось наружу – через термоэлектрический преобразователь, вырабатывавший до 500 Вт мощности. Неиспользованное тепло с преобразователя отводилось в окружающее пространство ребристым излучателем. Включённая под нагрузку 14 августа 1964 г. «Ромашка» успешно проработала примерно 15 тыс. ч, выработав при этом 6100 кВт•ч электроэнергии.

Об американском опыте по испытанию системы SNAP-10A (System of Nuclear Auxiliary Power) на борту КА Snapshot, запущенного 3 апреля 1965 г., мы рассказывали в «Энерговекторе» в апреле 2016 г.

Разработкой космической ядерной энергетической установки (ЯЭУ) «Бук» («БЭС-5») с гомогенным реактором на быстрых нейтронах и термоэлектрическим генератором (ТЭГ) в 1960-е занимались ГП «Красная звезда», ФЭИ, НИИ НПО «Луч», Институт атомной энергии, ИПУ АН СССР и другие организации. Система была нужна для электропитания аппаратуры КА радиолокационной разведки. К 1970 г. были решены все принципиальные проблемы по созданию ЯЭУ «БЭС-5» мощностью 2800 Вт с ресурсом 1080 ч.

3 октября 1970 г. ЯЭУ «БЭС-5» была запущен в космос в составе спутника «Космос-367». Аппарат проработал 110 мин и был уведён на «орбиту захоронения» из-за заброса температуры первого контура выше предельно допустимой (активная зона реактора расплавилась). По результатам того запуска были доработаны датчики и логика схем управления температурой, а также снижена мощность начального прогрева. После девяти пробных запусков ЯЭУ «БЭС-5» была в 1975 г. принята на вооружение ВМФ СССР. Всего к моменту снятия с эксплуатации в 1989 г. в космос была запущена 31 установка.

Отметим три наиболее серьёзные аварии, которые произошли за весь период эксплуатации советских КА с ЯЭУ на борту. При запуске КА с «БЭС-5» № 51 вследствие выхода из строя двигателя доразгона КА не был выведен на расчётную орбиту, в результате чего ЯЭУ с глубоко подкритичным реактором упала в Тихий океан. Самая крупная авария произошла с КА «Космос-954», запущенным 18 сентября 1977 г. Из-за разгерметизации приборного отсека КА и выхода из строя датчиков перепада давления второго контура отказала аппаратура автономного управления, отчего КА потерял ориентацию, команда на увод ЯЭУ с Земли не прошла. В результате аппарат вошёл в атмосферу и развалился, разбросав тысячи радиоактивных осколков над северо-западными районами Канады. В 1983 г. из-за отказа систем КА «Космос-1402», запущенного 30 августа 1982 г., ЯЭУ вошла в атмосферу Земли, сработала дублирующая система радиационной безопасности ЯЭУ, в результате чего вещества из активной зоны реактора были рассеяны в атмосфере.

Параллельно ТЭГ развивались термоэмиссионные преобразователи, имеющие более высокие технические характеристики. Исследования шли по двум направлениям, отличающимся конструкцией основного элемента ЯЭУ, – электрогенерирующего канала (ЭГК) и генератора паров рабочего тела (цезия).

В установке «Топаз-1» («ТЭУ-5») с тепловым реактором-преобразователем и жидкометаллическим теплоносителем (Na-K) было 79 ЭГК, в каждом из которых скоммутировано 5 термоэмиссионных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ), а в ЯЭУ «Топаз-2» («Енисей») – 37 ЭГК, в каждом из которых только один ЭГЭ. В ЯЭУ «Топаз-2» применялся генератор фитильного типа, обеспечивающий постоянный расход теплоносителя независимо от его температуры.

2 февраля 1987 г. ЯЭУ «Топаз-1» № 22 была запущена на радиационно безопасную стационарную круговую орбиту высотой 800 км, где отработала в составе КА «Плазма-А» («Космос-1818») 142 дня. ЯЭУ № 23 была запущена в составе такого же КА на ту же орбиту 10 июля 1987 г. и отработала на орбите 343 дня. Реакторы останавливались из-за окончания запасов рабочего тела (цезия) и выделения водорода из полости замедлителя, что приводило к деградационным процессам в металлах. Работы по ЯЭУ следующего поколения «Топаз-2» были прекращены ещё на стадии наземных испытаний. Выяснилось, что невысокие технические характеристики ЯЭУ не оправдывают их дальнейшего развития. В то время международная общественность начала выступать против использования ядерных объектов в космосе, в связи с чем в СССР было принято решение вообще прекратить запуски в космос КА с ЯЭУ на борту.

Движущая сила

Параллельно с ЯЭУ в СССР разрабатывались ядерный электрореактивный двигатель (ЯЭРД) и ядерная энергетическая установка с замкнутой схемой как мощный источник энергии для ЭРД и других бортовых потребителей.

Первый (поисковый) этап работ по ЯЭРД был завершён в 1962 г. одновременно с окончанием эскизного проекта ракеты-носителя Н1. В 1965 г. был разработан эскизный проект ядерного электрореактивного двигателя ЯЭРД-2200 для межпланетного корабля с экипажем. Двигатель имел двухблочную схему (содержал два независимых блока с ЯЭУ на быстрых нейтронах и ЭРДУ с полезной электрической мощностью 2,2 МВт каждый) и обеспечивал суммарную тягу 81 Н. Конструкторы применили множество интересных решений, таких, как литий в качестве теплоносителя ЯЭУ и рабочего тела ЭРД, лучевая схема компоновки с теневой биологической радиационной защитой минимальной массы, тугоплавкие делящиеся, электродные, конструкционные, электроизоляционные, магнитные и другие материалы, работающие при предельных гомологических температурах, при которых происходит отжиг радиационных дефектов. Электроплазменный двигатель (ЭПД) с ускорением плазмы в собственном магнитном поле обеспечивал удельный импульс 55 км/с при КПД 0,55.

В 1966–1970 гг. был разработан эскизный проект ядерного электроэнергетического и ракетно-космического блока с ЯЭУ и ЭРДУ для использования в составе ракеты-носителя Н1М для марсианского экспедиционного комплекса, а также аванпроект этой системы с перспективными параметрами реактора и ЭПД. Материалы проекта в части ЯЭРД были одобрены экспертными комиссиями под руководством академиков А. П. Александрова и Б. Н. Петрова.

В 1978 г. была проведена проектная разработка ядерного межорбитального буксира «Геркулес» («17Ф11»), предназначавшегося для работы в составе многоразовой космической системы «Энергия» – «Буран». В 1986 г. было разработано техническое предложение по ЯЭРД для межорбитального буксира. Нужно было решать конкретную задачу – транспортировать на геостационарную орбиту полезные грузы массой до 100 т с использованием разрабатывавшейся тогда ракеты-носителя «Энергия».

В 1990 гг. работы по ЯЭУ и ЭРДУ проводились в рамках научно-исследовательского проекта «Марс-ЯЭДБ». С учётом экономического провала в стране был выбран новый типоразмер ЯЭУ (и, соответственно, ЭРДУ) с электрической мощностью до 150 кВт в транспортном режиме и до 50 кВт в режиме длительного энергообеспечения аппаратуры КА. Дело в том, что ЯЭУ мощностью до 150 кВт можно было отработать на существующей стендово-испытательной базе РКК «Энергия», ФЭИ и их смежников без нового капитального строительства.

В отличие от финансовых ресурсов, фантазия разработчиков тогда ничем не была ограничена. Перечень задач для предложенных ЯЭУ и ЭРДУ местами напоминает выдержки из фантастических романов. В него, в частности, вошли очистка космоса от антропогенного засорения, в том числе от мелкого мусора, путём испарения частиц лучом лазера, питаемого от ЯЭУ, обеспечения грузопотоков Земля – Луна, а затем и Земля – Луна – Земля при создании лунной базы и лунного орбитального комплекса для промышленного освоения полезных ископаемых Луны. Также предлагали систему предупреждения об астероидной опасности путем развёртывания группировки КА на дальних подступах к Земле.

XXI век: хорошее начало

В 2009 г. Комиссия при Президенте РФ по модернизации и технологическому развитию экономики России приняла решение о запуске проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса». Проект выполняется совместно предприятиями «Росатома» и «Роскосмоса». Не имеющая аналогов энерготранспортная установка позволит создать качественно новую технику для изучения и освоения дальнего космоса. Предполагается использовать ионные электрореактивные двигатели, в которых ионная тяга создаётся электрическим полем.

Согласно техническому заданию, в состав транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) должны входить:
• ядерная энергодвигательная установка (ЯЭДУ), которая включает реактор с теневой радиационной защитой, системы преобразования тепловой энергии в электрическую и отвода тепла излучателями;
• электроракетная двигательная установка (ЭРДУ);
• приборно-агрегатный отсек (система управления бортовым комплексом, автономная двигательная установка, бортовой радиотехнический комплекс, системы управления движением и навигации, обеспечения теплового режима, электропитания, средства стыковки с целевыми модулями);
• система несущих ферм;
• система аварийного спасения (средства разделения и управления, ракетный блок аварийного спасения);
• автоматическая электросистема (схемы управления и бесперебойного электроснабжения, преобразования и распределения электроэнергии).

В проекте заявлены серьёзные эксплуатационные характеристики – высокий ресурс (10 лет эксплуатации), значительный межремонтный интервал и продолжительное время работы на одном включении, высокая мощность энергоблока – 800–1000 кВт.

Главным конструктором реакторной установки и координатором работ от «Росатома» назначен НИКИЭТ – Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля. Работы идут. В 2015 г. в НИКИЭТ был защищён технический проект реакторной установки. Это компактный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах. Успешно прошли испытания тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) реактора, которые разработаны в Физико-энергетическом институте им. А. И. Лейпунского (Обнинск), а изготовлены на Машиностроительном заводе в Электростали (ОАО «ТВЭЛ»).

Этому топливу придётся работать при очень высоких температурах. В обычной атомной станции температуры на тысячу градусов ниже. Поэтому необходимо было выбрать такие материалы, которые смогут сдерживать негативные факторы, связанные с температурой, и в то же время позволят топливу выполнять его основную задачу – нагревать газ, с помощью которого будет вырабатываться электроэнергия.

В качестве топлива используется диоксид или карбонитрид урана, но, поскольку конструкция должна быть очень компактной, уран имеет более высокое обогащение по изотопу 235, чем в ТВЭЛ реакторов наземных АЭС. А оболочка – сплав тугоплавких металлов на основе молибдена (разработка подольского НПО «Луч»). Предусмотрено применение уникального теплоносителя – гелий-ксеноновой смеси. Он будет охлаждаться через излучение электромагнитных волн широкого диапазона, в том числе видимого света.

Исследовательский центр им. М. В. Келдыша разработал и изготовил опытный образец ионного двигателя ИД-500. Его мощность – 32–35 кВт, тяга – 375–750 мН, удельный импульс – 70 км/с, КПД – 0,75. На данном этапе опытный образец ИД-500 имеет электроды ионно-оптической системы из титана с диаметром перфорированной отверстиями зоны 500 мм, катод газоразрядной камеры, который обеспечивает ток разряда в диапазоне 20–70 А, и катод-нейтрализатор, способный обеспечить нейтрализацию ионного пучка в диапазоне токов 2–9 А. На следующем этапе разработки двигатель будет оснащён электродами из углерод-углеродного композитного материала и катодом с графитовым поджигным электродом.

Согласно планам, к концу 2017 г. должна быть изготовлена первая ЯЭДУ, а до конца 2018 г. – проведены её ресурсные испытания. Тогда же ТЭМ в целом должен быть подготовлен к лётно-конструкторским испытаниям. Проект финансируется из федерального бюджета. Смета на 2010–2018 гг. составляет 17 млрд руб.

Эта статья изначально была опубликована в газете «Энерговектор» здесь: http://www.energovector.com/evector-4-2017.html



© 1998 — 2017, «Нефтяное обозрение (oilru.com)».
Свидетельство о регистрации средства массовой информации Эл № 77-6928
Зарегистрирован Министерством РФ по делам печати, телерадиовещания и средств массовой коммуникаций 23 апреля 2003 г.
Свидетельство о регистрации средства массовой информации Эл № ФС77-33815
Перерегистрировано Федеральной службой по надзору в сфере связи и массовых коммуникаций 24 октября 2008 г.
При цитировании или ином использовании любых материалов ссылка на портал «Нефть России» (http://www.oilru.com/) обязательна.
Добро пожаловать на информационно-аналитический портал "Нефть России".
 
Для того, чтобы воспользоваться услугами портала, необходимо авторизоваться или пройти несложную процедуру регистрации. Если вы забыли свой пароль - создайте новый.
 
АВТОРИЗАЦИЯ
 
Введите Ваш логин:

 
Введите Ваш пароль: