К энергетической установке судна с атомным двигателем относятся реактор, парогенератор и турбинная установка, приводящая в движение судовой движитель. Реактор - это установка для получения ядерных цепных реакций, во время которых возникает энергия, преобразуемая далее в механическую. Принцип действия ядерного реактора показан на рисунке 8.

Принцип действия ядерного реактора

Известно, что энергия, выделяемая при использовании 1 кг урана, примерно равна энергии, получаемой при сгорании 1500 тонн мазута. Сердцем ядерной установки является реактор: в нем осуществляется управляемая ядерная реакция, в результате которой образуется тепло, отводимое с помощью теплоносителя - воды. Радиоактивная вода-теплоноситель перекачивается в парогенератор, где за счет ее тепла происходит образование пара из не радиоактивной воды. Пар направляется на диски турбин, которые приводят во вращение турбогенераторы, работающие на гребные электродвигатели, а последние вращают гребные винты. Отработавший пар направляется в конденсатор, где он снова превращается в воду и нагнетается в парогенератор. Принцип действия атомной энергетической установки показан на рисунке 9.

схема атомной энергетической установки с реактором, охлаждаемым водой под давлением

Большое внимание уделяется безопасности эксплуатации ядерной установки, так как находящиеся на судне люди в какой-то мере подвержены опасности радиоактивного облучения, поэтому ядерный реактор изолирован от окружающей среды защитным экраном, не пропускающим вредные радиоактивные лучи. Обычно применяются двойные экраны. Первичный экран окружает реактор и изготовляется из свинцовых пластин с полиэтиленовым покрытием и из бетона. Вторичный экран окружает парогенератор и заключает внутри себя весь первый контур высокого давления. Этот экран в основном изготовляют из бетона толщиной от 500 мм до 1095 мм, а также из свинцовых пластин толщиной 200 мал и полиэтилена толщиной 100 мм. Оба экрана требуют много места и имеют очень большую массу. Наличие таких экранов является большим недостатком атомных энергетических установок. Расположение атомной энергетической установки на судна показано на рисунке 10. Другим, еще более существенным недостатком, является, несмотря на все защитные меры, опасность заражения окружающей среды как во время нормального функционирования энергетической установки вследствие отходов использованного топлива, выпуска трюмной воды из реакторного отсека и т. д., так и во время случайных аварий судна и атомной энергетической установки .

ядерная энергетическая установка на судне

Альтернативные энергетические установки

принцип действия двигателя Стерлинга

Еще до второй мировой войны кораблестроителями предпринимались попытки создать для подводных лодок некую альтернативу дизель-электрической энергетической установке - так называемый единый двигатель для надводного и подводного хода. По разным причинам в то время все эти попытки не вышли из стадии экспериментов, но уже в 1960-х годах к ним снова вернулись. Это было вызвано сразу несколькими причинами. Во-первых, Балтийское море объявлено безъядерной зоной, что подразумевает отсутствие у прибалтийских стран кораблей с ядерными силовыми установками. Во-вторых, по политическим мотивам такие военные корабли не могут находиться на вооружении Германия и Япония. В-третьих, строительство и эксплуатационное обслуживание атомных подводных лодок для многих стран не по карману. Наиболее продуктивно над созданием единого не ядерного двигателя работали в Швеции, Нидерландах, Великобритании и Германии.

Но вместе с тем для некоторых типов судов электродвигатель является единственно приемлемым. Это суда с частой сменой режимов нагрузки гребной установки, корабли, требующие повышенных маневровых качеств, длительное время работающие с пониженной мощностью. Такими судами являются ледоколы, буксиры, паромы, китобойные суда, драгеры и некоторые другие.

Двигатель Стерлинга представляет собой тепловой поршневой двигатель с внешним подводом теплоты, в замкнутом объеме которого циркулирует постоянное рабочее тепло (газ), нагреваемое от внешнего источника тепла и совершающее полезную работу за счет своего расширения. Принцип действия двигателя Стерлинга показан на рисунке 11.

В отличие от двигателя внутреннего сгорания двигатель Стерлинга имеет в цилиндре две переменные по объему полости - горячую и холодную. Рабочее тело сжимается в холодной полости и поступает в горячую, затем после нагрева газ движется в обратном направлении и поступает в холодную полость, где, расширяясь, производит полезную работу. Такое двустороннее движение газа обеспечивается наличием двух поршней в каждом цилиндре: поршня-вытеснителя, регулирующего перетекание газа, и рабочего поршня, совершающего полезную работу. Объем горячей полости и верхней части цилиндра регулируется поршнем-вытеснителем, а объем холодной полости, находящейся между обоими поршнями, - их совместным перемещением. Оба поршня связаны механически и совершают согласованное движение, обеспечиваемое специальным механизмом, одновременно заменяющим кривошипно-шатунный механизм.

При работе двигателя можно выделить четыре основных последовательных положения поршней, определяющих рабочий цикл двигателя: а) - рабочий поршень в крайнем нижнем положении, поршень-вытеснитель - в крайнем верхнем. При этом большая часть газа находится между ними в холодном пространстве (охлаждение); б) - поршень-вытеснитель находится в верхнем положении, а рабочий поршень движется вверх, сжимая холодный газ (сжатие); в) - поршень-вытеснитель движется вниз, приближаясь к рабочему поршню и вытесняя газ в горячую полость (нагревание); г) - горячий газ расширяется, совершая полезную работу воздействием на рабочий поршень (расширение). На пути газа устанавливается регенератор, который отбирает часть тепла при движении через него горячего газа и отдает его при его движении после охлаждения и сжатия в обратную сторону.

Наличие регенератора теоретически позволяет довести КПД двигателя Стерлинга до 70 процентов. Регулирование мощности двигателя достигается изменением количества газа. В качестве рабочего тепла применяются газы с высокими теплотехническими свойствами (водород, гелий, воздух и пр.).

Двигатели Стирлинга обладают следующими уникальными особенностями: - возможностью применения любого источника тепла (жидкого, твердого, газообразного и ядерного топлива, солнечной энергии и т. д.); - работой в большом диапазоне температур при малом перепаде давления сжатия и расширения; - регулированием мощности путем изменения количества рабочего тепла в цикле при неизменных высшей и низшей температурах газа;

Эти особенности обеспечивают двигателю Стерлинга перед другими установками следующие преимущества, как многотопливность и малая токсичность продуктов сгорания топлива; малошумность и хорошая уравновешенность; высокий КПД на режимах малых мощностей. Благодаря этим достоинствам на двигатель и обратили внимание шведские подводники, воплотив идею в реальность на современной подводной лодке типа «Gotland ». Но если по своему КПД двигатели Стирлинга соответствуют современным дизелям, то уступают им по мощности. Поэтому они могут использоваться на подводных лодках только как дополнительные двигатели к классической дизель-электрической силовой установке.

Принцип действия и устройство энергетических реакторов сводой под давлением.

Атомные энергетические установки (АЭУ). В настоящее время вопрос о широком применении ядерного горю­чего в судовых энергетических установках становится все более актуальным. Интерес к судам с АЭУ особенно возрос в 1973- 1974 гг., когда вследствие мирового энергетического кризиса резко повысились цены на органическое топливо. Основным преимуществом судов с АЭУ является практически неограничен­ная дальность плавания, что очень важно для ледоколов, судов арктического плавания, научно-исследовательских, гидрографи­ческих и пр.

Суточный расход ядерного горючего не превышает нескольких десятков граммов, а тепловыделяющие элементы в реакторе можно менять один раз в два-четыре года. АЭУ на транспортных судах, особенно на тех, которые совершают дальние рейсы с большой скоростью, позволяет значительно повы­сить грузоподъемность судна за счет практически полного отсут­ствия запаса топлива (это дает больший выигрыш, чем потери из-за значительной массы АЭУ). Кроме того, АЭУ может работать без доступа воздуха, что очень важно дляподводных судов. Однако пока потребляемое АЭУ топ­ливо еще очень дорого. Кроме того, на судах с АЭУ приходится пред­усматривать специальную биологи­ческую защиту от радиоактивного излучения, которая утяжеляет уста­новку. Надо полагать, что успехи в развитии атомной техники и в созда­нии новых конструкций и материалов позволят постепенно устранить эти недостатки судовых АЭУ.

Все современные судовые АЭУ используют тепло, выделяющееся при делении ядерного горючего для образования пара, или нагрева газов, поступающих затем в паровую или газовую турбины. Основное звено атомной паропроизводящей установки АППУ реактор, в котором происходит ядерная реакция. В качестве ядерного горючего используют различные расщепляющиеся вещества, у которых процесс деления ядер сопровождается выделением большого количества энергии. К таким веществам относятся изотопы урана, плутония и тория.

Рис. 6.1. Схема ядерного ре­актора.

1- активная зона; 2 -- урановые стержни; 3 - замедлитель; 4 -отражатель; 5 - теплоноситель; 6 - биологическая защита; 7 - тепловой экран; 8 - система ре­гулирования

Наиболее важными элемен­тами судовых реакторов являются (рис 6.2) активная зона, в которой размещены урановые стержни и замедли­тель, необходимый для поглощения энергии выделяющихся при распаде ядер частиц нейтронов; отражатель нейтронов, возвращающий в активную зону часть вылетевших за ее пределы нейтронов; теплоноситель для отбора из активной зоны тепла, выделяющегося при делении урана, и передачи этого тепла дру­гому рабочему телу в теплообменнике; экран биологической за­щиты, препятствующий распространению вредных излучений реактора; система управления и защиты, регулирующая течение реакции в реакторе и прекращающая ее в случае аварийного роста мощности.

Замедлителем в ядерных реакторах служит графит, тяжелая и обычная вода, а теплоносителем - жидкие металлы с низкой температурой плавления (натрий, калий, висмут), газы (гелий, азот, углекислый газ, воздух) или вода.

В судовых АЭУ получили распространение реакторы, у кото­рых и замедлителем и теплоносителем является дистиллированная вода, откуда и произошло их название водо-водяные реакторы. Эти реакторы проще по устройству, компактнее, надежнее в ра­боте, чем другие типы, и дешевле. В зависимости от способа передачи тепловой энергии от реак­тора исполнительному механизму (турбине) различают однокон­турную, двухконтурную и трехконтурную схемы АЭУ.

По одноконтурной схеме (рис. 6.2, а) рабочее вещество - пар - образуется в реакторе, откуда Поступает непосредственно в турбину и из нее через конденсатор с помощью циркуляционного насоса возвращается в реактор.

По двухконтурной схеме (рис. 6.2, б) циркулирующий в реак­торе теплоноситель отдает свое тепло в теплообменнике - паро­генераторе - воде, образующей пар, который поступает в тур­бину. При этом теплоноситель пропускают через реактор и паро­генератор циркуляционным насосом или воздуходувкой, а обра­зующийся в конденсаторе турбины конденсат прокачивают конденсатным насосом через систему подогрева, фильтрации и подпитки и питательным насосом снова подают в парогенератор.

Трехконтурная схема (рис. 6.2, в) представляет собой двух­контурную схему с включенным между первым и вторым конту­рами дополнительным промежуточным контуром.

Одноконтурная схема требует биологической защиты вокруг всего контура, включая и турбину, что усложняет обслуживание и управление и повышает опасность для экипажа. Безопаснее двухконтурная схема, так как здесь второй контур уже не опасен для экипажа. Поэтому на атомных судах почти всегда применяют двухконтурные схемы. Трехконтурные схемы используют в том случае, если теплоноситель в реакторе сильно активируется и его необходимо тщательно отделить от рабочего вещества, для чего и предназначен промежуточный контур.

Рис. 6.2. Тепловые схемы ядерных энергетических установок:

а - одноконтурная; б - двухконтурная; в - трехконтурная.

1 -реактор; 2 - турбина; 3 - конденсатор; 4 - циркуляционный насос; 5 -парогенератор; 6 - конденсатный насос; 7 - система по­догрева фильтрации и подпитки; 8 - питательный насос; 9 - тепло­обменник; 10 - биологическая защита

Принцип действия и устройство энергетических реакторов. На судах с атомными энергетическими установками главным источником энергии является ядерный реактор. Тепло, выделяющееся в процессе деления ядерного горючего, служит для генерации пара, поступающего затем в паровую турбину.

В реакторной установке, как и в обычном паровом котле, имеются насосы, теплообменники и другое вспомогательное оборудование. Особенностью ядерного реактора является его радиоактивное излучение, которое требует специальной защиты обслуживающего персонала.

Безопасность. Вокруг реактора приходится ставить массивную биологическую защиту. Обычные защитные материалы от радиоактивного излучения – бетон, свинец, вода, пластмассы и сталь.

Существует проблема хранения жидких и газообразных радиоактивных отходов. Жидкие отходы хранятся в специальных емкостях, а газообразные поглощаются активированным древесным углем. Затем отходы переправляются на берег на предприятия по их переработке.

Судовые ядерные реакторы. Основными элементами ядерного реактора являются стержни с делящимся веществом (ТВЭЛы), управляющие стержни, охладитель (теплоноситель), замедлитель и отражатель. Эти элементы заключены в герметичный корпус и расположены так, чтобы обеспечить управляемую ядерную реакцию и отвод выделяющегося тепла.

Горючим может быть уран-235, плутоний либо их смесь; эти элементы могут быть химически связаны с иными элементами, быть в жидкой или твердой фазе. Для охлаждения реактора используется тяжелая или легкая вода, жидкие металлы, органические соединения или газы. Теплоноситель может быть использован для передачи тепла другому рабочему телу и производства пара, а может использоваться непосредственно для вращения турбины. Замедлитель служит для уменьшения скорости образующихся нейтронов до значения, наиболее эффективного для реакции деления. Отражатель возвращает в активную зону нейтроны. Замедлителем и отражателем обычно служат тяжелая и легкая вода, жидкие металлы, графит и бериллий.

На всех военно-морских судах, на первом атомном ледоколе «Ленин», на первом грузо-пассажирском судне «Саванна» стоят энергетические установки, выполненные по двухконтурной схеме. В первичном контуре такого реактора вода находится под давлением до 13 МПа и поэтому не вскипает при температуре 270 0 С, обычной для тракта охлаждения реактора. Вода, нагретая в первичном контуре, служит теплоносителем для производства пара во вторичном контуре.

В первичном контуре могут использоваться и жидкие металлы. Такая схема применена на подводной лодке ВМС США «Си Вулф», где теплоносителем является смесь жидкого натрия с жидким калием. Давление в системе такой схемы сравнительно невелико.

Это же преимущество можно реализовать, используя в качестве теплоносителя парафинообразные органические вещества – дифенилы и трифенилы. В первом случае недостатком является проблема коррозии, а во втором – образование смолистых отложений.

Существуют одноконтурные схемы, в которых рабочее тело, нагретое в реакторе, циркулирует между ним и главным двигателем. По одноконтурной схеме работают газоохлаждаемые реакторы. Рабочим телом служит газ, например, гелий, который нагревается в реакторе, а затем вращает газовую турбину.

Защита. Ее главная функция – обеспечить защиту экипажа и оборудования от излучения, испускаемого реактором и другими элементами, имеющими контакт с радиоактивными веществами. Это излучение делится на две категории: нейтроны, выделяющиеся при делении ядер, и гамма-излучение, возникающее в активной зоне и в активированных материалах.

В общем случае на судах имеются две защитные оболочки. Первая расположена непосредственно вокруг корпуса реактора. Вторичная (биологическая) защита охватывает парогенераторное оборудование, систему очистки и емкости для отходов. Первичная защита поглощает большую часть нейтронов и гамма-излучение реактора. Это снижает радиоактивность вспомогательного оборудования реактора.

Первичная защита может представлять собой двухоболочечный герметичный резервуар с пространством между оболочками, заполненным водой, и наружным свинцовым экраном толщиной от 2 до 10 см. Вода поглощает большую часть нейтронов, а гамма-излучение частично поглощается стенками корпуса, водой и свинцом.

Основная функция вторичной защиты – снизить излучение радиоактивного изотопа азота 16N, который образуется в теплоносителе, прошедшем через реактор. Для вторичной защиты используются емкости с водой, бетон, свинец и полиэтилен.

Экономичность судов с атомными энергетическими установками. Для боевых кораблей стоимость постройки и эксплуатационные расходы имеют меньшее значение, чем преимущества почти неограниченной дальности плавания, большей энерговооруженности и скорости кораблей, компактности установки и сокращения обслуживающего персонала. Эти достоинства атомных энергетических установок обусловили их широкое применение на подводных лодках. Оправданно и применение энергии атома на ледоколах.

Вопросы для самопроверки:

Что является источником энергии для АЭУ?

Что собой представляет двухоболочечный герметичный резервуар?

В 2009 г. Комиссией при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России принято решение о реализации проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса».
ОАО «НИКИЭТ» определен Главным конструктором реакторной установки.
Федеральное космическое агентство выдало НИКИЭТ лицензию №981К от 29.08.2008 г. на осуществление космической деятельности.

Из интервью Ю.Г. Драгунова РИА « ». Опубликовано 28.08.2012

Россия активно развивает атомную энергетику, опираясь на колоссальный опыт и знания, накопленные за десятилетия отечественной атомной программы.
Одним из первопроходцев по созданию прорывных технологий в нашей стране и в мире является Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля (НИКИЭТ), отмечающий в этом году 60-летний юбилей. Специалисты института внесли неоценимый вклад в обороноспособность нашей страны, разработали проекты первого реактора для наработки оружейных изотопов, первой реакторной установки для атомной подводной лодки, первого энергореактора для АЭС. По проектам и с участием НИКИЭТ создано 27 исследовательских реакторов в России и за её пределами.
И сегодня Институт конструирует совершенно новые реакторы, работает над созданием реакторной установки для уникальной ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса для космического корабля, не имеющей мировых аналогов.
О том, как идут работы по прорывным направлениям российской ядерной науки и техники, РИА Новости рассказал директор - генеральный конструктор НИКИЭТ, член-корреспондент РАН Юрий Григорьевич Драгунов.
- Институт создает уникальный ядерный двигатель для нового российского космического корабля. На каком этапе сейчас этот проект?
- Все 60 лет своего существования Институт следует девизу основателя и первого директора НИКИЭТ академика Н.А. Доллежаля: «Если можешь – иди впереди века». И подтверждение тому - данный проект. Создание этой установки - это комплексная работа ГНЦ ФГУП «Центр Келдыша», ОАО РКК «Энергия», КБХМ им. А.М. Исаева и предприятий Госкорпорации «Росатом». Наш Институт определен единственным исполнителем по реакторной установке и определен как координатор работ от организаций Росатома. Работа действительно уникальная, аналогов сегодня нет, поэтому она идет достаточно сложно. Поскольку мы – организация конструкторская, мы имеем определенные ступени, этапы и мы их шаг за шагом проходим. В прошлом году мы завершили разработку эскизного проекта реакторной установки, в этом году выполняем технический проект реакторной установки. Требуется огромный объем испытаний, особенно топлива, в том числе исследования поведения топлива и конструкционных материалов в реакторных условиях. Работа по техническому проекту будет достаточно длинной, примерно около 3-х лет, но первую стадию технического проекта, основную документацию мы в этом году подготовим. Мы сегодня определили и приняли техническое решение по выбору варианта конструкции тепловыделяющего элемента и окончательное техническое решение по выбору варианта конструкции реактора. И буквально пару недель назад приняли техническое решение по выбору варианта конструкции активной зоны и по ее компоновке.
- А какие проблемы есть? Неужели все так гладко идет?
- Сегодня у нас достаточно широкая кооперация, более трех десятков организаций участвуют в разработке проекта реакторной установки. Все договоры по этой теме заключены, и есть полная уверенность, что мы эту работу сделаем вовремя. Работа координируется советом руководителя проекта под моим председательством, мы раз в квартал рассматриваем состояние работ. Одна проблема, я не могу о ней не сказать. К сожалению, как и везде по всей тематике, у нас договоры заключаются сроком на один год. Процесс заключения растягивается, и, с учетом времени на конкурсные процедуры, фактически мы съедаем у себя время. Я в НИКИЭТ принял решение, мы открываем специальный заказ и начинаем работать с 11 января. А вот участников гораздо труднее привлечь. Проблема есть, поэтому мы сегодня озадачили наших участников, чтобы они дали планы до завершения разработки, как минимум, на трехлетний период. Мы формируем эти предложения, и будем выходить в правительство с просьбой все-таки для этого проекта перейти на трехлетний контракт. Тогда мы будем четко видеть график и лучше организовывать и координировать работы по проекту. Решение этой задачи очень важно для успешной реализации проекта.
- Это будет чисто российский проект, никаких зарубежных партнеров для НИОКРов привлекать не будете?
- Я думаю, что проект будет чисто российский. Здесь все-таки очень много ноу-хау, много новых решений и, по моему мнению, проект должен быть чисто российский.
- Топливо в космической реакторной установке какое будет?
- Принципиально на этой стадии технического проекта приняли вариант диоксидного топлива. Того топлива, которое имеет опыт эксплуатации в установках с термоэмиссией. Мы сделали тепловыделяющий элемент секционным, чтобы обеспечить те условия, которые уже проверены в действующих реакторах. Да, это новизна, да, это инновационный проект, но по ключевым элементам он должен быть отработан и должен успеть в те сроки, которые поставлены президентским проектом.
- Вы рассматриваете вариант перегрузки топлива в установке?
- Нет, вариант перегрузки мы на сегодня не рассматриваем. Это может быть многоразовое использование, но мы рассчитываем на 10 лет эксплуатации и я так полагаю, судя по результатам обсуждения в научной среде, с Роскосмосом, что на сегодня задача сделать работу установки дольше не ставится. Роскосмос обсуждает увеличение мощности установки, но это, в общем-то, не будет проблемой, если мы этот проект сделаем, реализуем и самое главное – испытаем на стенде наземный прототип. После этого мы его легко переработаем на большую мощность.

Создание ядерных энергетических и энергодвигательных установок космического назначения

На Семипалатинском полигоне с 1960 года по 1989 год проводились работы по созданию ядерного ракетного двигателя.

Были созданы:

Реакторный комплекс ИГР;
стендовый комплекс «Байкал-1» с реактором ИВГ-1 и двумя рабочими местами для отработки изделий 11Б91;
реактор РА (ИРГИТ).

Реактор ИГР

Реактор ИГР является импульсным реактором на тепловых нейтронах с гомогенной активной зоной, представляющей собой кладку из содержащих уран графитовых блоков, собранных в виде колонн. Отражатель реактора сформирован из аналогичных блоков, не содержащих урана.

Реактор не имеет принудительного охлаждения активной зоны. Выделившееся в процессе работы реактора тепло аккумулируется кладкой, а затем через стенки корпуса реактора передается воде контура расхолаживания.

Реактор ИГР

Реактор ИВГ-1 и системы подачи компонентов

Реактор РА (ИРГИТ)

Достигнутые результаты

1962-1966 годы

В реакторе ИГР проведены первые испытания модельных твэлов ЯРД. Результаты испытаний подтвердили возможность создания твэлов с твердыми поверхностями теплообмена, работающих при температурах свыше 3000К, удельных тепловых потоках до 10 МВт/м2 в условиях мощного нейтронного и гамма-излучений (проведен 41 пуск, испытано 26 модельных ТВС различных модификаций).

1971-1973 годы

В реакторе ИГР проведены динамические испытания высокотемпературного топлива ЯРД на термопрочность, в ходе которых реализованы следующие параметры:

Удельное энерговыделение в топливе – 30 кВт/см3
удельный тепловой поток с поверхности твэлов – 10 МВт/м2
температура теплоносителя – 3000К
скорость изменения температуры теплоносителя при увеличении и снижении мощности – 1000 К/с
длительность номинального режима – 5 с

1974-1989 годы

В реакторе ИГР проведены испытания ТВС различных типов реакторов ЯРД, ЯЭДУ и газодинамических установок с водородным, азотным, гелиевым и воздушным теплоносителями.

1971-1993 годы

Проведены исследования выхода из топлива в газообразный теплоноситель (водород, азот, гелий, воздух) в диапазоне температуры 400…2600К и осаждения в газовых контурах продуктов деления, источниками которых являлись экспериментальные ТВС, размещенные в реакторах ИГР и РА.

Сравнительные показатели результатов, полученных на реакторе ИВГ-1
и по программам разработок ЯРД в США

СССР
1961-1989
Затраченные средства, млрд.$ ~ 0,3
5
поэлементный
Топливная композиция
UC-ZrC,
UC-ZrC-NbC

средняя/максимальная, МВт/л 15 / 33
3100
Удельный импульс тяги, с ~ 940
4000

США
Период активных действий по тематике 1959-1972
Затраченные средства, млрд.$ ~2,0
Количество изготовленных реакторных установок 20
Принципы отработки и создания интегральный
Топливная композиция Твердый раствор
UC2 в графитовой
матрице
Теплонапряженность активной зоны,
средняя/максимальная, МВт/л 2,3 / 5,1
Максимально достигнутая температура рабочего тела, К 2550 2200
Удельный импульс тяги, с ~ 850
Ресурс работы на максимальной температуре рабочего тела, с 50 2400

Более двадцати пяти лет назад в Семипалатинске был произведен первый энергопуск ядерного реактора ИВГ-1,с помощью которого была начата отработка конструкции ядерного ракетного двигателя. Уже тогда предполагали,что такой двигатель понадобится во время полета человека к Марсу. Позднее трудности с финансированием науки затормозили работу, но планируемая на 2017 г. экспедиция к Марсу оживила интерес к ядерному двигателю. Ядерный двигатель представляет собой реактор, в котором вдоль тепловыделяющих элементов с ядерным топливом проходит поток газа – водорода. Он охлаждает элементы, а сам нагревается и с большой скоростью истекает из сопла, создавая тягу двигателя. При этом возникает импульс, толкающий ракету вперед. Температура газа на выходе должна быть очень высока – не менее 3000 °С, а удельная тяга – 950 с. Только при этих условиях ядерный двигатель эффективнее, чем обычный, работающий на жидком топливе.

Сейчас в области ядерных ракетных двигателей мы, несмотря на полузамороженное состояние работ, на 15-20 лет опережаем США. Работы над ядерными энергетическими (ЯЭУ) и энергодвигательными установками (ЯЭДУ) в настоящее время ориентированы на формирование опережающего научно-технического задела по созданию базовых унифицированных элементов, узлов и агрегатов ЯЭУ (ЯЭДУ).

К приоритетным направлениям исследований, которые могут показать преимущества ядерных источников энергоснабжения перед другими их вариантами, можно отнести:

развитие технологий, обеспечивающих создание ЯЭУ мощностью от десятков до сотен киловатт (с перспективой ее дальнейшего увеличения);

доведение гарантированного ресурса ЯЭУ до уровня, не меньше ожидаемого от солнечной энергетики (в том числе до 10 лет и более на ГСО);

развитие технологий, обеспечивающих создание бимодальных ядерных электродвигательных установок (работающих как в режиме ядерных ракетных двигателей на водороде, так и в электро-генерирующем режиме для питания целевой и служебной аппаратуры КА или ЭРД);

подтверждение ядерной и радиационной безопасности разработки и эксплуатации ЯЭУ (ЯЭДУ).

Как показали исследования,проведенные специализированными отечественными организациями, при мощностях 50…100 кВт предпочтение может быть отдано ядерным энергетическим установкам в силу их заметных преимуществ перед традиционными солнечными энергоустановками по массогабаритным, эксплуатационным и экономическим показателям. Причем в указанном диапазоне мощностей существенные преимущества имеют термоэмиссионные ЯЭУ второго поколения, основанные на дальнейшем развитии технологии, созданной по программе “Топаз”, важным элементом которой явились успешные летно-конструкторские испытания в 1987-1988 гг. первой в мире термоэмиссионной ЯЭУ “Топаз-1”. Именно это обстоятельство – использование ядерной энергоустановки – привносит весьма существенную специфику в практику конструирования КА, поскольку компоновочная схема последнего в большей степени становится зависимой от особенностей энергоустановки, чем от характеристик и параметров целевой аппаратуры.

Существенно, что ЯЭУ используется как в качестве источника электроснабжения бортовой аппаратуры,так и совместно с электро-ракетными двигателями для выведения КА с радиационно безопасной орбиты на рабочую. Выполненные исследования по определению областей применения различных видов энергии для обеспечения КА свидетельствуют о том, что уже с уровня 300 кВт при сроке службы КА более одного года использование ядерной энергетики представляется более предпочтительным. Результаты теоретических исследований показывают, что может быть создана ЯЭУ с термоэмиссионным преобразованием энергии мощностью 7,5 МВт и удельными массовыми характеристиками 6 кг/кВт.

ЯЭУ с турбомашинным преобразованием энергии (ТЭМП) может иметь преимущества по сравнению с термоэмиссионным и термоэлектрическим вариантами вследствие:

значительно меньшей массы реакторной установки при равной электрической мощности; более высокого КПД;

большей технологичности из-за значительно более низкой температуры рабочего тела;

принципиальной возможности отработки энергетического контура отдельно от реактора;

более высокой надежности ТЭМП из-за отсутствия ограничений по дублированию элементов вне реактора.

Поэтому представляется целесообразным рассмотреть концепцию ЯЭУ с ТЭМП. Следует также отметить большой накопленный опыт по разработке ЯРД, наличие стендовой базы и высококвалифицированных специалистов в России, а также большой научно-технический задел, созданный в США по программе “Нерва”. При выбранном уровне электрической мощности (2 МВт) конструкция реактора и радиационной защиты близка к оптимальной по удельным массам, по конфигурации и по загрузке топлива, а удельные массы агрегатов ТЭМП при этом уменьшаются до уровня 2-4 кг/кВт.

Проведенный проектно-баллистический анализ космического энерготранспортного аппарата (КЭТА) определил требуемые параметры электрической мощности, а также характеристики электроракетной двигательной установки.

Основные ограничения, принятые в расчетах:

масса установки и габариты не должны выходить за рамки возможностей ракеты-носителя “Ангара”;

радиационная доза, накапливаемая полезным грузом при пересечении радиационных поясов Земли, не должна превышать 5 х 104 рад;

радиационно безопасной считается круговая орбита высотой 600-800 км;

ресурс бортовых систем КЭТА должен составлять 1-2 года на первом этапе с доведением до 5-7 лет при последующей отработке;

число рейсов КЭТА за ресурс – до 10;

суммарная доза радиоактивного облучения,получаемая в приборном отсеке от работы реактора и воздействия радиационных поясов Земли: гамма-излучение – не более 106 рад; флюенс быстрых нейтронов – не более 1013 н/см 2 .

В РНЦ “Курчатовский институт” разработан проект ЯЭУ с турбомашинным преобразователем энергии, рассчитанной на следующие параметры:

тепловая мощность – до 10 МВт;

электрическая мощность – около 2 МВт;

система преобразования энергии – турбомашинная (цикл Брайтона);

суммарное время работы – не менее 104 ч;

число включений за ресурс – до 30;

максимальная температура рабочего тела – до 1500 К.

В результате проведенных проработок определились основные проектные характеристики ЯЭУ:

масса газоохлаждаемого реактора – 1000 кг;

топливо – UC (U,Zr)C,UNc 90 %-м обогащением по U235, оболочка топлива – Zr, W184, отражатель – Be;

масса радиационной защиты (LiH,W,B4C) – 1000 кг;

масса преобразователя энергии (турбина, компрессор и униполярный генератор) – 3500 кг;

рабочее тело – гелий-ксеноновая смесь (1-3 % Хе);

холодильники-излучатели – на тепловых трубах при средней температуре около 700 К, масса 3000 кг;

площадь холодильника-излучателя (эффективная) – около 300 м 2 ;

масса системы автоматического управления, системы электро-снабжения – 1000 кг;

масса конструкции ЯЭУ – 1500 кг;

суммарная масса ЯЭУ – 11 000 кг;

удельная масса – 5,5 кг/кВт.

Конструктивно КЭТА, в состав которого входит ЯЭУ, состоит из модуля энергоустановки с ядерным реактором и защитой; ТЭМП, размещенного в конусе радиационной защиты; холодильника-излучателя на тепловых трубах, выполненного по несущей схеме; четырех раскрывающихся плоскостей холодильников-излучателей, имеющих полуцилиндрическую форму, а также размещенной внутри холодильника-излучателя выдвижной фермы.

На выдвижной ферме располагаются:

приборный отсек с системой стыковки, приборами ориентации, навигации,связи и дополнительной двигательной установкой;

маршевая электроракетная двигательная установка (удельный импульс 4600 с); топливный бак ксенона.

Основные массовые характеристики КЭТА: ЯЭУ – 11 000 кг; ЭРДУ – 5000 кг; выдвижная ферма,топливный бак – 1000 кг; приборный отсек,система стыковки – 2000 кг; дополнительная двигательная установка, неучтенные элементы – 1000 кг; топливо (ксенон) – 8000 кг; суммарная “сухая” масса КЭТА – 20 000 кг. КЭТА может обеспечить проведение обширных исследований космоса, создание лунной базы и решение ряда других народнохо-зяйственных и оборонных задач.

В XXI в. придется решать и более энергоемкие задачи: создание космических производственных комплексов, исследование комет, астероидов и др. Для их решения необходимы более мощные ДУ. Требования, предъявляемые к мощности двигательной установки, определяются временем полета, массой полезной нагрузки, удельной массой энергоустановки (кг/кВт), удельным импульсом и КПД двигателя. Мощности, необходимые для грузового полета на Луну, 600-дневного грузового полета на Марс с полезной нагрузкой в сотни тонн,оцениваются в 1-10 МВт. Для пилотируемого полета на Марс требуются источники питания мощностью в несколько десятков МВт. Это позволяет с учетом отечественного и зарубежного опыта рассмотреть концепцию создания КЭТА с ЯЭРДУ на базе энергетической установки с электрической мощностью в несколько МВт.

Ядерная энергетическая установка электрической мощностью 2 МВт для космического энерготранспортного аппарата. Космические энерготранспортные аппараты с ядерной энергетической установкой мощностью около 2 МВт и электроракетными двигателями могут обеспечить значительный прогресс в исследовании планет Солнечной системы, создании лунной базы, проведении некоторых чисто научных высокоэнергетических экспериментов в космосе и, наконец, с их использованием может быть уменьшена в несколько раз себестоимость доставки 1 кг полезного груза на геостационарную и другие высокие орбиты.

КЭТА представляет собой космический челнок (межорбитальный буксир). Запуск КЭТА на низкую орбиту осуществляет РН “Ангара”. Совершенно очевидно, что программы исследования дальних планет, создания лунной базы, пилотируемой экспедиции к Марсу и, наконец, проекты глобальной космической телефонизации требуют решительного интенсивного увеличения транспортных возможностей космической техники, что предопределяет резкий рост энерговооруженности КА.

Ядерные электроракетные двигательные установки с электрической мощностью 2-10 МВт. Из предварительного проектно-баллистического анализа следует, что для ЯЭУ наиболее целесообразным представляется уровень электрической мощности ~3 МВт как наиболее оптимальный в соответствии со следующими критериями:

максимально возможная масса полезного груза, выводимого на геостационарную орбиту с помощью ЯЭРДУ, размещается при выведении с Земли на РН “Энергия” в контейнере ПГ;

время транспортировки груза на ГСО не превышает 100 сут (условие непревышения допустимой радиационной дозы при прохождении радиационных поясов Земли);

удельный импульс электроракетного двигателя (ЭРД) составляет 5000 с;

выбранный уровень мощности является универсальным для решения ряда других задач (транспортировка грузов к Марсу, Луне, Венере, изменение наклонения орбит больших космических объектов типа научных станций, проведение научных экспериментов и организация промышленного производства на орбите).

Среди мощных ЭРД наиболее проработанными как по полетным параметрам, так и по разработке подсистем являются магнитоплазменные и ионные электроракетные двигатели. В настоящее время исследованы возможности создания магнитоплазмодинамического (МПД) двигателя мощностью 2,5 МВт с внешним полем, работающего при разрядном токе 10 кА и напряжении 250 В. Ресурс двигателя, необходимый для большинства космических экспедиций, принят равным 10 тыс. ч, поэтому разработки направлены в основном на увеличение ресурса отдельного двигателя. Продемонстрирована возможность работы МПД-двигателей с мощностью до 40 МВт в квазистационарном режиме. Течение плазмы удовлетворительно описывается уравнениями идеальной магнитной гидродинамики.

Использование мощных МПД-двигателей в проводимых в последние десятилетия космических экспериментах не рассматривалось из-за низкого уровня бортовой энергетики существующих КА. Функционирование установки при низких уровнях мощности невыгодно по двум причинам. Во-первых, при этом снижается до недопустимо низкого значения эффективность преобразования электрической энергии в тягу. Во-вторых, высокую эффективность при низких уровнях средней мощности можно получить только в импульсном режиме работы двигательной установки. Для обеспечения импульсного режима работы необходим энерго-преобразователь со вспомогательными устройствами, масса которого довольно значительна. Поэтому маломощные двигательные установки с импульсными МПД-двигателями не могут конкурировать с другими ЭРД.

Проведенные баллистические расчеты показал и, что очень перспективно использовать МПД-двигатель в маршевой двигательной установке для межорбитальных полетов, если в составе КА имеется бортовой мегаваттный источник энергии, при котором стационарные МПД-двигатели достигают удовлетворительных двигательных характеристик. Для транспортировки большого источника энергии с низкой орбиты ИСЗ на геостационарную орбиту при помощи двигателя на химическом топливе требуется масса топлива, в 10 раз превышающая массу полезной нагрузки. При использовании МПД-двигателя масса рабочего тела уменьшается в 5-10 раз. Если учесть, что масса МПД-двигателя того же порядка, что и двигателя на химическом топливе,то выигрыш в начальной массе КА на низкой околоземной орбите оказывается значительным. Для выполнения таких задач необходима надежная конструкция установки с МПД-двигателем мощностью несколько мегаватт.

Наиболее оптимальной для КА выбранного уровня мощности является реакторная установка на быстрых нейтронах, концепция активной зоны которой базируется на использовании ураноемких высокотемпературных композиций в виде витых стержневых твэлов или свободной засыпки шариковых твэлов с осевым течением теплоносителя. Выбор реактора на быстрых нейтронах обусловлен: минимальными габаритами и массой; отсутствием замедлителя, что снимает проблему его стойкости и охлаждения; практическим отсутствием эффектов реактивности, связанных с выгоранием и зашлаковыванием; небольшим начальным запасом и отрицательным температурным эффектом реактивности.

Ядерная безопасность на всех этапах жизненного цикла КА при штатных и аварийных ситуациях обеспечивается с помощью активных и пассивных средств, включающих следующие элементы:

регулирующие барабаны в боковом отражателе;

выводимые поглощающие стержни;

резонансные поглотители, размещаемые в активной зоне; программируемое изменение геометрии реактора в аварийных ситуациях.

Радиационная защита полезного груза и системы управления – теневая, в виде усеченного конуса – определяется предельно допустимым уровнем радиации. В качестве основных компонентов защиты рассматриваются гидрид циркония, активированный бором, и гидрид лития. Выбор турбомашинного способа преобразования по термодинамическому циклу Брайтона обусловлен малой удельной массой системы преобразования – менее 10 кг/кВт, что существенно меньше ее значения для других способов преобразования (30 кг/кВт); высокой степенью технологической готовности, отработанностью основных узлов газового контура; возможностью обеспечения соответствия выходных параметров электрогенератора потребностям нагрузки; высоким КПД энергопреобразования (-30 %). Среди динамических способов преобразования энергии цикл Брайтона отличается тем, что обеспечивает простоту запуска, химическую инертность и радиационную неактивируемость рабочего тела.

В предлагаемой энергоустановке применен прямой регенеративный замкнутый цикл Брайтона, основными узлами при реализации которого являются турбокомпрессор-генератор, рекуперативный теплообменник и холодильник-излучатель (ХИ). Максимальная температура цикла составляет 1500 К, что является вполне оправданным при использовании современных конструкционных материалов на основе керамик для изготовления дисков турбин и жаропрочных сплавов для корпусных узлов и подводящих патрубков. Материалы, работающие при таких температурах, имеют, однако, повышенную хрупкость при более низких температурах, что требует отработки алгоритма запуска турбин. Конструкция рекуперативного теплообменника, состоящая из ряда штампованных листов, обеспечивает высокоинтенсивный теплообмен и тем самым позволяет создать компактный и легкий теплообменник.

КА состоит из модуля энергоустановки на основе ядерного реактора, двигательного модуля, ускорите ля и отсека полезного груза. Модуль энергоустановки включает в себя реакторную установку, теневую радиационную защиту, систему энергопреобразования (СЭП), холодильники-излучатели на основе тепловых труб и раздвижную ферму. Двигательный модуль содержит блок маршевых электроракетных двигателей, топливный бак, систему управления двигателями, систему управления космическим аппаратом, а также систему управления ЯЭУ. Холодильники-излучатели электрической ракетной двигательной установки размещены на поверхности двигательного модуля.

Ускоритель представляет собой сбрасываемую ракетную ступень, состоящую из бака окислителя (кислород),бака горючего (керосин) и двух двигателей суммарной тягой около 1 тс, размещенных на сбрасываемой ферме. Ферма закреплена на поверхности силового каркаса СЭП и сбрасывается вместе с баками и двигателями на круговой орбите высотой Нкр ~ 800 км. Отсек полезного груза имеет общий объем около 800 м3 и отделяется от К А на ГСО по плоскости стыковки с двигательным модулем.

При выведении на низкую орбиту КА размещается в контейнере полезного груза РН “Энергия”. Контейнер полезного груза раскрывается и сбрасывается после выведения РН на высоте Нкр – ~ 200 км. Затем включаются двигатели ускорителя, и при достижении КА опорной орбиты высотой Нкр ~ 600… 800 км ускорители сбрасываются. На опорной орбите по команде с Земли проводятся операции раздвижения ферм ХИ и их раскрытие. Далее проводится запуск реактора и вывод СЭП на уровень заданной мощности. После тестирования подсистем КА он переводится в положение гравитационной ориентации. Включаются маршевые ЭРДУ.

Согласно расчетам время выведения КА с указанными параметрами на ГСО составит примерно 60 сут, при этом большую часть времени КА будет находиться в радиационных поясах разной интенсивности. Если защиту управления КА и полезного груза выполнить из алюминия, обеспечив ее удельную массу до 1 г/см2, суммарная радиационная доза не превысит 2*104 рад. После выведения на орбиту полезный груз отделяется от КА, а КА при необходимости переводится на геоцентрическую орбиту.

Таким образом, проведенные исследования показывают следующее:

использование РН “Энергия” и ЯЭРДУ мощностью 3 МВт с турбомашинным преобразованием и МПД-двигателем, имеющим КПД ~ 0,7 и удельный импульс 5000 с, позволяет вывести на ГСО полезный груз массой 35 т за 60 сут;

использование ЯЭРДУ вдвое увеличивает по сравнению с ЖРД массу и объем полезного груза, выводимого на ГСО;

ядерная безопасность КА на всех этапах жизненного цикла при штатных и аварийных ситуациях может быть обеспечена с помощью активных и пассивных средств защиты;

реализуемость предлагаемой концепции электроракетного двигателя подтверждается рядом экспериментальных и расчетно-теоретических работ, выполненных в России и за рубежом.

В настоящее время Россия обладает возможностями решения такой задачи, поскольку располагает мощной РН “Энергия”, а также научно-техническим заделом по космической ядерной и двигательной установке. Наряду с ЯЭДУ, обладающими повышенной радиационной опасностью, дальнейшее развитие получат и ракетные двигатели традиционных схем.

Коммерческие средства дистанционного зондирования Земли из космоса только начинают свое развитие. Сельское хозяйство, региональное развитие, строительство, добывающая промышленность все шире используют данные ДЗЗ. Существующие космические средства ДЗЗ, такие как Spot, Landsat и т.п., не являются чисто коммерческими, несмотря на рыночные принципы распространения получаемой информации. Эти системы субсидируются государственными органами, так как на современном этапе их…

Национальный центр космических исследований КНЕС (CNES) ведет как гражданские, так и военные космические программы (во взаимодействии с МО). Создана военная система спутниковой связи Sirakus (1988 г.) на основе КА Telecom. С 1995 г. запускаются разведывательные КА Helios, созданные на базе КА Spot. Ведется разработка КА Helios-2 с участием других европейских стран. Продолжается эксплуатация КА ДЗЗ…

Впервые в истории ракетно-космической техники реализуется крупнейший международный проект – создание Международной космической станции. Ранее выполненные и реализуемые в настоящее время космические программы уступают проекту МКС по масштабу и объему задач, составу стран-участниц и организаций-соисполнителей, ответственности за решение вопросов надежности и безопасности в процессе создания и длительной эксплуатации МКС. Вопросам обеспечения надежности и безопасности уделялось…

Решение всей совокупности сложных конструкционных, схемотехнических и технологических задач при разработке, создании и эксплуатации космических средств невозможно без широкого развития и внедрения результатов космического материаловедения. При разработке космических средств требуются новые материалы, которые должны выдерживать нагрузки космических полетов (высокие температура и давление, вибрационные нагрузки на этапе выведения, низкие температуры космического пространства, глубокий вакуум, радиационное воздействие,…

Космодром – это оборудованная в инженерном отношении территория, на которой размещены функционально увязанные между собой сооружения и технические средства, обеспечивающие прием с заводов-изготовителей и хранение элементов ракетно-космической техники, подготовку средств выведения и космических аппаратов и их пуск. При использовании многоразовых средств выведения на космодроме могут быть созданы ремонтно-профилактические позиции для обеспечения послеполетного обслуживания этих средств….

Основу комплексов средств автоматизации (КСА) центров управления полетом КА и центров обработки информации, эксплуатируемых в НАКУ в 1990-х гг., составляли малопроизводительные вычислительные системы второго и третьего поколений, более 50 % которых многократно выработали установленный ресурс, устарел и морально и физически (ЭВМ серии СМ, М-222, ВК-2М45/46, “Эльбрус-1” и др.) Уровень автоматизации управления КА составлял 70-80%. Неудовлетворительное…

Космические средства выведения представляют собой сложные технические транспортные системы, предназначенные для доставки полезных нагрузок в космическое пространство на заданные орбиты. Все существующие космические средства выведения, а также средства, эксплуатация которых будет осуществляться в обозримой перспективе (25…30 лет), имеют в своей основе принцип реактивного движения. Первые сообщения о применении устройств, использующих этот принцип, появились в китайских…

Великобритания эксплуатирует военные КА связи Skynet, участвует в управлении КА связи НАТО. Великобритания считается крупнейшим в Европе (и вторым в мире) потребителем космической информации с разных КА многих стран и организаций. Результаты обработки данных (включая снимки с метео-КА и КА ДЗЗ), накопленные за ряд лет, могут использоваться в военных целях, например во время кризисных ситуаций….

Международное сотрудничество в области коммерческих космических программ в 1980-1990 гг. существенно расширилось. Вслед за организацией первых консорциумов Intelsat, Inmarsat последовало создание значительного числа всемирных и региональных систем и программ – Comsat, Landsat, Meteosat, Eutelsat, Panamsat, Asiasat, Iridium, GlobalStar и т.п. В 1998 г. начато создание Международной космической станции. Основные особенности этапа: значительное увеличение объема работ,…

Развитие средств выведения полезных грузов в космическое пространство (ракет-носителей) в нашей стране шло по нескольким направлениям. Первое направление, возникшее в 1957 г., связано с созданием ряда РН на базе межконтинентальной баллистической ракеты (МБР) Р-7. Эта МБР была разработана в знаменитом ОКБ-1 (с 1966 г. – Центральное конструкторское бюро экспериментального машиностроения (ЦКБЭМ), с 1974 г. –…

---