Исследования термоэмиссионных сборок ЯЭУ - Перспективные проекты космических ЯЭУ

1. Перспективные проекты космических ЯЭУ с термоэмиссионным реактором-преобразователем большой мощности

Длительно эксплуатировавшаяся отечественная космическая ЯЭУ «Бук» с расположенным вне активной зоны термоэлектрическим преобразователем энергии мощностью около 3 кВт (4] и созданные термоэмиссионные ЯЭУ «Топаз» и «Топаз-2» электрической мощностью до 5—10 кВт называют космическими ЯЭУ первого поколения. Достигнутые опыт создания и отработки этих ЯЭУ и результаты эксплуатации позволяют обоснованно рассматривать дальнейшие перспективы развития ЯЭУ указанных технологий, но повышенной мощности и ресурса. Такие ЯЭУ условно назвать космическими ЯЭУ второго поколения. Одновременно в нашей стране разрабатывались и продолжаю разрабатываться и так называемые космические ЯЭУ третьего поколения, технология создания которых принципиально отличается от технологии «Топаза». Ниже кратко рассмотрены перспективные ЯЭУ с ТРП второго и третьего поколений.
Перспективные проекты космических ЯЭУ с термоэмиссионным реактором-преобразователем по технологии «Топаз» и «Топаз-2». Результаты, полученные при создании термоэмиссионных ЯЭУ «Топаз» и «Топаз-2», позволяют достаточно обоснованно рассматривать дальнейшие перспективы развития ЯЭУ указанных технологий. В диапазоне выходных электрических мощностей до нескольких десятков киловатт целесообразно сохранить существующие основные схемные, конструкционные и материало-технологические решения по ЯЭУ и ТРП. Так, повышение мощности может быть достигнуто за счет увеличения количества ЭГС в ТРП и повышения средней плотности электрической мощности ЭГС. Образующиеся резервы реактивности дают возможность конструкционного совершенствования ЭГС с целью повышения как ресурса, так и удельных характеристик, в том числе средней по ЭГС плотности электрической мощности. Применительно к перспективным программам по технологии «Топаз-2» с одноэлементными ЭГС реально повышение мощности одной ЭГС с 220 до 300 Вт (а в перспективе даже до 400 Вт) при ресурсе до 5-7 лет. В табл. 1.1. приведены проектные параметры нескольких вариантов таких ЯЭУ с увеличенным числом ЭГС (9).

Таблица 1.1.
Основные технические характеристики термоэмиссионных ЯЭУ повышенной мощности с ТРП на основе одноэлементных ЭГС

Применительно к перспективам развития ЯЭУ по технологии «Топаз» при сохранении общей схемы ТРП и используемых конструкционных материалов на основе жаропрочных сплавов с NaK в качестве теплоносителя, но при создании новой схемы раскладывающегося холодильника-излучателя на основе тепловых труб, рассматривается возможность создания семейства ЯЭУ электрической мощностью от 25 до, примерно, 100 кВт (4, 10). 

Таблица 1.2.
Основные технические характеристики термоэмиссионных ЯЭУ по технологии «Топаз» с ТРП на основе многоэлементных ЭГС

Проектирование ведется на базе новой конструкции так называемой унифицированной высоковольтной ЭГС, рассчитанной на ресурс 5—7 лет со средней плотностью электрической мощности 2—3 Вт/см² при температуре эмиттера до 1900 К [11]. При этом КПД в начале эксплуатации должен составлять 10—12%, а в конце ресурса 8—10%. Наряду с длительным режимом работы ЯЭУ в качестве источника энергии аппаратуры КА разработчики этих предложений хотят обеспечить возможность работы ЯЭУ в форсированном (в 2—3 раза по мощности) режиме для обеспечения питанием электроракетных двигателей для самодоставки КА на энергоемкие орбиты (прежде всего ГСО) [4, 10]. В табл. 1.2 приведены некоторые характеристики перспективных вариантов ЯЭУ по технологии «Топаз».
Мощные термоэмиссионные ЯЭУ как основа ядерных электроракетных двигателей. Рассмотренные ЯЭУ типа «Топаз» имеют относительно небольшую мощность (до 10 кВт, в перспективе создание ЯЭУ по этой технологии мощностью примерно до 50 кВт) и планировали использовать в основном лишь как источники электроэнергии для питания бортовой аппаратуры КА. Однако практически одновременно с разработками ЯЭУ технологии «Топаз» в нашей стране были начаты исследования по созданию двигательных установок с применением ядерной энергии, требующих электрической энергии в несколько сотен и тысяч киловатт. Так, разработка ЭРД, питаемых от ЯЭУ, была начата в РКК «Энергия» им. С П. Королева (тогда ОКБ-1) в 1958 г. одновременно с проведением научно-исследовательских и проектных работ по созданию межпланетных пилотируемых экспедиционных кораблей [12]. В начале основной целью был выбор направления исследований и создание научно-технических основ для опытно конструкторской разработки ЯЭРД как нового особого класса двигателей для межпланетных сообщений (в том числе для осуществления пилотируемой экспедиции на Марс). Необходимо было выбрать ЯЭУ замкнутой схемы в качестве нового мощного и длительно действующего источника энергии с высокой энергоемкостью для энергообеспечения ЭРД и энергоемкой целевой аппаратуры, обеспечивающих решение научных, народно-хозяйственных и оборонных задач в космосе. Совместно с ФЭИ и другими организациями были выполнены проектные сравнительные исследования нескольких типов ЯЭУ: паротурбинные (с использованием паров калия, натрия и лития), газотурбинные на основе инертных газов (гелия, неона и аргона), с непосредственным преобразованием тепловой энергии деления ядер урана в электрическую энергию в ТРП. Результаты анализа показали, что наиболее перспективной является ЯЭУ с ТРП, так как тепловая и электрическая схемы ее отличаются простотой, отсутствием движущихся частей, относительно простым запуском и остановом, более высокой по сравнению с другими установками температурой отвода непреобразованного тепла термодинамическою цикла, следовательно, более компактным холодильником-излучателем. Это определило выбор ЯЭУ с ТРП в качестве источника электроэнергии для ЭРДУ и энергоемких КА [12]. Были развернуты широкомасштабные поисковые теоретические, экспериментальные, материаловедческие, испытательные (включая реакторные) исследования, работы по созданию новых высокотемпературных конструкционных, электродных и других функциональных материалов, а также экспериментальных установок и реакторных испытательных баз. К концу 70-х годов оказалась полностью сформированной концепция космической ЯЭУ третьего поколения, действующая и в настоящее время, характеризуемая следующими принципиальными техническими и технологическими решениями:
использование ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим нейтроны отражателем, в котором в качестве эмиттерных оболочек используются упрочненные легированные монокристаллы вольфрама;
применение высокотемпературной одноконтурной системы охлаждения, в которой в качестве теплоносителя используется расплавленный практически не активируемый изотопно чистый литий-7;
непреобразованная теплота термодинамического цикла отводится через поверхность излучателя, который сформирован из ниобиевых тепловых труб с натрием в качестве рабочего тела;
во всей конструкции ЯЭУ (включая корпуса ЭГС, конструкцию реактора и конструцию системы охлаждения) использован единый тугоплавкий конструкционный материал — ниобиевый сплав НбЦУ, допускающий значительно более высокие рабочие температуры по сравнению с жаропрочными сталями, что позволяет уменьшить габаритные размеры и массу установки;
применение модульной структуры ЯЭУ, что обеспечивает большую гибкость в отработке и изготовлении ЯЭУ.
В 80-х годах в РКК «Энергия» совместно с ФЭИ и другими организациями разработано техническое предложение по ядерному межорбитальному буксиру «Геркулес» (с полезной электрической мощностью термоэмиссионной ЯЭУ 550 кВт) в качестве электротранспортного средства для решения целевых задач в околоземном пространстве [12].
Основные технические характеристики межорбитального буксира «Геркулес» на основе термоэмиссионной ЯЭУ по литий-ниобиевой технологии следующие:
Полезная электрическая мощность ЯЭУ, кВт                   550
Удельный импульс ЭРДУ, с                                                3000
Тяга ЭРДУ, кгс                                                                     2,6
Ресурс ЯЭУ и ЭРДУ, ч                                                        16 000
Рабочее тело ЭРДУ                                                             Ксенон
Масса (сухая) буксира, кг                                                   15 700
Выполненный к началу 90-х годов комплекс проектных исследований, включающих в себя исследования возможных областей применения ЯЭУ и ЯЭРДУ и разработку проектных вариантов ряда энергоемких КА различного назначения, привели к принципиально важному выводу о необходимости корректировки основных технических характеристик разрабатываемой ЭУ типа «Геркулес» вследствие следующих обстоятельств (12, 13):
потребности энергообеспечения аппаратуры большей части КА ближайшей перспективы вряд ли достигнут уровня 20—40 кВт;
практически все транспортные задачи в околоземном космосе могут быть эффективно решены с использованием ЯЭРДУ электрической мощностью 100—150 кВт;
в складывающейся экономической обстановке страны вряд ли будет принято решение о разработке ЯЭУ, создание которой потребует нового капитального строительства, например, производственно-испытательной базы с комплексом для ядерно-энергетических испытаний полномасштабной ЯЭУ.
В результате с начала 90-х годов был выбран новый типоразмер ЯЭРДУ (и соответственно ЯЭУ) с электрической мощностью до 150 кВт в транспортном режиме и до 10—30 кВт в режиме длительного энергообеспечения аппаратуры КА [15]. ЯЭУ мощностью до 150 кВт может быть отработана на существующей отечественной стендово-испытательной базе без нового капитального строительства (с заменой или модернизацией испытательного оборудования), а модульная концепция ЯЭУ, включая модульное [в виде так называемых электрогенерирующих пакетов (ЭГП)] построение активной зоны ТРП [16] позволяет уже в настоящее время проводить отработку практически всех узлов, агрегатов и модулей ЯЭУ без привязки к конкретному КА [17].
Приведем основные характеристики двухрежимной ЯЭУ третьего поколения для обеспечения доставки КА на ГСО и последующего длительного энергопитания аппаратуры КА:
Электрическая мощность, кВт: транспортный режим      150
режим пониженной мощности                     20
Плотность электрической мощности, Вт/см²: транспортный режим      2,75
режим пониженной мощности                     0,5
Ресурс, лет: транспортный режим                       До 1,5
режим пониженной мощности                     5-10
КПД, %: транспортный режим                                7,5
режим пониженной мощности                     2,0
Тепловая мощность, кВт:
транспортный режим                                    2000
режим пониженной мощности                     1000
Объем активной зоны, л                                            75
Число ЭГП в активной зоне, шт.                              7
Вид ядерного топлива в ЭГС                                   UO2
Загрузка по урану-235, кг                                         196
Число бустерных твэлов, шт.                                  42
Количество поворотных цилиндров, шт.                 12
Параметры тока на выходных клеммах: ток           Постоянный
напряжение на клеммах ЯЭУ, В.
транспортный режим                                             115
режим пониженной мощности                     28
Максимальная температура теплоносителя, К 1200
Подогрев теплоносителя, К                                      100
Удельная масса ЯЭУ, кг/кВт                                     30,7
Рассматриваемая ЯЭУ с соответствующей ЭРДУ может быть эффективно использована для решения космических задач по доставке на ГСО тяжелых информационных спутников и последующего длительного (до 10—15 лет) энергообеспечения аппаратуры на уровне мощности 10—30 кВт; решения коммерческой и экологической задачи космического захоронения особо опасных отходов АЭС и атомной промышленности путем увода контейнеров с этими отходами на орбиту захоронения, например, между Землей и Марсом; обеспечения энергопитанием спутника непосредственного телевещания на бытовые антенны; обеспечения грузопотоков Земля-Луна, а затем и Земля-Луна-Земля при создании лунной базы, лунного орбитального комплекса на первом этапе промышленного освоения полезных ископаемых Луны; создании системы предупреждения об астероидной опасности путем развертывания группировки КА на дальних подступах к Земле и т. п. [2, 18].
Одновременно с разработками ЯЭРДУ мощностью до 150 кВт в РКК «Энергия» проводятся исследования по созданию ядерного энергодвигательного блока (ЯЭДБ) для обеспечения пилотируемой экспедиции на Марс [19, 20]. Исследованы однопусковая, а также двухпусковые схемы экспедиции. Применительно к спроектированному Марсианскому экспедиционному комплексу (МЭК) массой 150 т для однопусковой схемы требуется ЯЭДБ на основе термоэмиссионной ЯЭУ электрической мощностью 5—10 МВт с ресурсом до 1,5 лет, а для разделенной схемы — ЯЭДБ мощностью 1 — 1,5 МВт с ресурсом до 3 лет. Технические характеристики ТРП для ЯЭУ мощностью от 1 до 10 МВт приведены в табл. 1.3 [19].

Таблица 1.3.
Параметры ТРП мегаваттной мощности