Список используемых сокращений
АМ — аппарат медленный (реактор первой атомной электростанции в г. Обнинске)
АЗ — активная зона
АР — автоматический регулятор
АСНИ — автоматизированная система научных исследований
АСУТП — автоматизированная система управления технологическим процессом
АЭС — атомная электростанция
БДТ — блок детектирования тепловыделения
БИ — блок индикации
БУН — блок управления нагрузки
ВАХ — вольтамперная характеристика
ВВАХ — вакуумная вольтамперная характеристика
ВК — вакуумная камера
ВРТ — внешнее расположение топлива
В КС — внутриреакторная калориметрическая система
ВЦС — вакуумно-цезиевая система
ГОУ — газоотводное устройство
ГПД — газообразные продукты деления
ГПРТ — генератор пара рабочего тела
ГРТТ — газорегулируемая тепловая труба
ГСО — геостационарная орбита
ДОСРВ — дисковая операционная система реального времени
ДПЗ — детектор прямой зарядки
ИИК — информационно-измерительный комплекс
ИСЗ — искусственный спутник Земли
ИУС — информационно-управляющая система
КА — космический аппарат
КЗ — короткое замыкание
КИП — контрольно-измерительный прибор
КП — коллекторный пакет
ЛПК — литиевый петлевой канал
МКУ — металлокерамический узел
ММ — математическая модель
МЭК — Марсианский экспедиционный комплекс
МЭЗ — межэлектродный зазор
НКГ — неконденсирующийся газ
ПК — петлевой канал
ПУ — петлевая установка
РГ — реактор-генератор
ΡΚΚ — ракетно-космическая корпорация
РП — реактор-преобразователь
РР — ручной регулятор
РУ — рабочий участок
РЭА — радиоэлектронная аппаратура
САР — система автоматического регулирования
СОМЭС — система обеспечения межэлектродной среды
СТС — система теплосброса
СУЗ — система управления и защиты
СЭУ — солнечная энергетическая установка
СФТИ — Сухумский физико-технический институт
ТИСА — тепловой имитатор сердечника аппарата (ядерного топлива)
ТКЛР — температурный коэффициент линейного расширения
ТМ — топливный материал
TH — транзисторная нагрузка
ТНД — термонейтронный датчик
ТРП — термоэмиссионный реактор-преобразователь
ТФМ — теплофизический макет
ТЭП — термоэмиссионный преобразователь
ТЭУ — топливно-эмиттерный узел
УВК — управляюще-вычислительный комплекс
УПК — универсальный петлевой канал
УПУ — универсальная петлевая установка
XX — холостой ход
ЦГП — центральная газовая полость
ЭГК — электрогенерирующий канал
ЭГС — электрогенерирующая сборка
ЭГЭ — термоэмиссионный электрогенерирующий элемент
ЭГП — электрогенерирующий пакет
ЭМН — электромагнитный насос
ЭН — электронагреватель
ЭНУ — электронное нагрузочное устройство
ЭРД — электрореактивный двигатель
ЭРДУ — электроракетная двигательная установка
ЭХО — электронный характериограф осциллографический
ЯЭДБ — ядерный энергодвигательный блок
ЯЭРД — ядерный электроракетный двигатель
ЯЭРДУ — ядерная электроракетная двигательная установка
ЯЭУ — ядерная энергетическая установка
Глава I.
ОТРАБОТКА ТЕРМОЭМИССИОННЫХ ЭЛЕКТРОГЕНЕРИРУЮЩИХ СБОРОК КАК ОСНОВНОЙ ЭТАП СОЗДАНИЯ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
С ТЕРМОЭМИССИОННЫМ РЕАКТОРОМ-ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЕМ
- Космические ядерно-энергетические установки с термоэмиссионным преобразованием энергии
Ядерные реакторы как источники электроснабжения космических аппаратов (КА) начали рассматриваться в конце 50-х годов, еще на начальном этапе исследования и освоения космического пространства, практически одновременно в СССР и США [1]. Энергоемкость и компактность таких источников энергии выгодно отличали их от получивших затем широкое распространение солнечных фотопреобразователей. ЯЭУ по сравнению с солнечными энергоустановками (СЭУ) с панелями солнечных батарей были лишены таких недостатков, как необходимость ориентации солнечных батарей и повышенное аэродинамическое торможение на околоземных орбитах и связанные с этим затраты топлива на коррекцию орбиты КА, заходы КА в тень Земли и необходимость иметь блок аккумуляторов, деструктивное воздействие космической радиации на фотопреобразователи и т.п. Преимущества ЯЭУ по сравнению с СЭУ по мере роста потребной электрической мощности становятся все более очевидными, к этому добавляются еще такие факторы, как меньшие масса и стоимость.
Однако в течение прошедших с запуска первого ИСЗ десятилетий энергетические потребности КА не превышали нескольких киловатт и в большинстве случаев могли быть удовлетворены СЭУ. Вместе с тем во всех странах, где есть перспективные космические программы, существует общее понимание того, что разработка и применение компактных, долгоресурсных и энергоемких бортовых источников энергии на основе ядерных реакторов — необходимое условие дальнейшего освоения космического околоземного и межпланетного пространства (2—4).
В СССР идея создания космических ЯЭУ с термоэмиссионным преобразованием энергии начала прорабатываться с конца 50-х годов (в ФЭИ, а затем и в других организациях). Идея ТЭП, в сущности, очень проста: это аналог радиолампы — вакуумного диода, работающего не в режиме усиления мощности, а в режиме ее генерации. Принцип действия ТЭП и возможные схемы его конструкционной реализации представляют исключительно благоприятные возможности для энергетического сопряжения с ядерным реактором, в том числе с расположением преобразователей непосредственно в активной зоне реактора. Совокупность ядерного реактора и встроенного в активную зону ТЭП сначала называли реактором-генератором (РГ), а затем — термоэмиссионным реактором-преобразователем (ТРП или РП).
Применительно к ТРП идея термоэмиссионного преобразования энергии реализуется в конструкции термоэмиссионного электрогенерирующего элемента (ЭГЭ), в котором ядерное топливо, преимущественно диоксид урана, обогащенный по изотопу 235U, заключено в сердечник с оболочкой из тугоплавкого металла (молибдена, вольфрама или их сплавов), цилиндрическая часть которой служит катодом (эмиттером) электронов. Тепло, выделяющееся при реакции деления урана в ТРП, разогревает эмиттер до температур 1500—1800 °C, в результате чего происходит эмиссия электронов. Попавшие на анод (коллектор) электроны обладают достаточной кинетической энергией, чтобы во внешней цепи между эмиттером и коллектором произвести нужную работу на внешней нагрузке. Для нейтрализации заряда электронов в технологически приемлемые для реактора межэлектродные зазоры (МЭЗ), равные 0,2-0,5 мм, подают пар цезия.
Объединение в одном агрегате — термоэмиссионном реакторе-преобразователе — источника тепла и его термоэмиссионного преобразователя в электроэнергию позволяет с минимальными потерями температурного потенциала реализовать высокую верхнюю температуру термодинамического цикла преобразования энергии. В то же время зона высокой температуры ограничена элементарной ячейкой ТРП — механически не нагруженным ЭГЭ, а все нагруженные элементы работают при нижней температуре термодинамического цикла. Это существенно облегчает создание всех остальных компонентов ЯЭУ, а свойственная циклу термоэмиссионного преобразования энергии достаточно высокая нижняя температура цикла в условиях космического пространства, где интенсивность отвода тепла излучением пропорциональна температуре теплоотвода в четвертой степени, позволяет свести к минимуму габаритные размеры системы отвода непреобразованного в цикле тепла и создать предельно компактную энергетическую систему [5].
Конструкционно-компоновочная схема ТРП в значительной степени схожа со схемой обычных ядерных реакторов. Основное отличие состоит в применении в ТРП вместо обычных твэлов так называемых электрогенерирующих сборок, обычно называемых электрогенерирующими каналами, а также наличии дополнительных цезиевых полостей, сообщающихся с межэлектродными зазорами ЭГС, и наличия внешней электрической коммутации ЭГС.
Создание ТРП, объединяющего функции ядерного реактора и генератора электроэнергии, представляло собой несравненно более сложную научную и технологическую задачи, чем реализация энергетической системы с разделенными реактором и генератором. Проблемы таких разнородных областей науки, как реакторная физика, термоэмиссионное преобразование энергии, теплофизика и гидродинамика жидкометаллических теплоносителей и др. в ТРП связаны неразрывно и нуждались в комплексном решении. Создание ТРП на базе ЭГС потребовало прорыва в области высокотемпературных материаловедения и технологий.
