Схема ядерного реактора на 8000

Схема ядерного реактора на 8000
Схема ядерного реактора на 8000
Схема ядерного реактора на 8000

Ядерные энергетические установки.
Ядерные ракетные двигатели

Ядерные энергетические установки с термоэлектрическими генераторами
     Начиная с начала шестидесятых годов, достаточно широкий размах в СССР, США и ряде других стран получили работы по новым способам получения электрической энергии и, в частности работы по непосредственному преобразованию тепловой энергии в электрическую на основе термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей.
     Интерес к этим работам обусловлен тем, что подобные методы преобразования энергии принципиально упрощают схему установок, исключают промежуточные этапы превращения энергии и позволяют создать компактные и лёгкие энергетические установки.
     Вместе с тем, использование ядерных источников энергии на космических аппаратах сопряжено с решением большого комплекса проблем обеспечения безопасности. Первый опыт решения этих проблем в нашей стране был получен при запуске в космос КА с радиоизотопными источниками энергии.
     Разработка радиоизотопных генераторов проводилась в России с начала 60-х годов. В сентябре 1965 году впервые в России в составе двух связных КА "Стрела-1" (3.09.1965 г. - "Космос-84"; 18.09.1965 г. - "Космос-90") в космос были запущены радиоизотопные термоэлектрические генераторы (РИТЭГ) "Орион-1" электрической мощностью 20 Вт. Вес РИТЭГ составлял 14,8 кг, расчётный ресурс - 4 месяца. Ампулы РИТЭГ, содержащие полоний-210, были сконструированы в соответствии с принципом гарантированного сохранения целостности и герметичности при всех авариях. Этот принцип оправдал себя при авариях ракет-носителей в 1969 году, когда, несмотря на полное разрушение объектов, топливный блок, содержащий 25000 кюри полония-210, остался герметичным.
     В последующие годы проводились работы, направленные на повышение мощности и ресурса РИТЭГ для луноходов и КА дальнего космоса. Разработанные конструкции РИТЭГ отличались между собой применяемыми изотопами, термоэлектрическими материалами, конструктивными формами и т.п. Это значительно усложняло и удорожало создание подобных ЭУ.
     Сравнительно низкая энергоемкость, высокая стоимость РИТЭГ, сложности с решением проблем использования РИТЭГ в космосе, успехи в разработке ЭУ на основе ядерного реактора явились причиной прекращения работ по РИТЭГ для космоса.
     Использование термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей энергии в сочетание с ядерными реакторами позволило создать принципиально новый тип установок, в которых источник тепловой энергии - ядерный реактор и преобразователь тепловой энергии в электрическую объединены в единый агрегат - реактор-преобразователь.
     Для экспериментальной проверки возможности создания малогабаритного реактора-преобразователя с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую в СССР, в институте атомной энергии имени И.В.Курчатова в сотрудничестве с Сухумским физико-техническим институтом, Харьковским физико-техническим институтом, Подольским научно-исследовательским технологическим институтом в 1964 г. была сооружена и прошла полный цикл ядерных энергетических испытаний экспериментальная установка "Ромашка". Эта установка являлась высокотемпературным реактором-преобразователем на быстрых нейтронах, в котором тепло, выделяемое в активной зоне, передавалось за счёт теплопроводности материалов на расположенный на внешней поверхности отражателя термоэлектрический преобразователь, вырабатывавший до 500 Вт электрической энергии. Неиспользованное тепло с преобразователя излучалось в окружающее пространство ребристым холодильником-излучателем. Выведенный на мощность 14 августа 1964 года реактор-преобразователь "Ромашка" успешно проработал 15000 часов, выработал при этом - 6100 кВт.час электроэнергии.
     Пуск и успешные испытания установки "Ромашка" продемонстрировали, что в Советском Союзе впервые в мире создан работающий высокотемпературный ядерный реактор-преобразователь, который позволяет непосредственно получать электроэнергию без участия каких-либо движущихся рабочих тел и механизмов и экспериментально показана его способность к длительной работе. Последующие разделка и изучение состояния элементов установки "Ромашка" показали, что достигнутые параметры и ресурс не являются предельными и могут быть повышены за счёт некоторых усовершенствований конструкции и, в частности, использования вместо термоэлектрического преобразователя энергии плоских модульных термоэмиссионных элементов, располагаемых на границе активной зоны и радиального отражателя.
     Выполненный комплекс работ с установкой "Ромашка" показал её абсолютную надёжность и безопасность. Однако, в связи с тем, что к моменту окончания испытаний была создана ядерная электрическая станция "БЭС-5" значительно большей мощности, дальнейшие испытания установки "Ромашка" были остановлены. На базе установки "Ромашка" была создана опытная установка "Гамма" - прототип автономной транспортируемой АЭС "Елена" электрической мощностью до 500 кВт, предназначенной для энергоснабжения отдаленных районов.

Ядерная энергетическая установка "БЭС-5".
     Разработка первой в нашей стране космической ядерной электрической станции "БЭС-5" с гомогенным реактором на быстрых нейтронах и термоэлектрическим генератором (ТЭГ) проводилась в соответствии с Постановлениями ЦК КПСС и СМ СССР N 258-110 от 16.3.1961 г., N 702-295 от 3.7.1962 г. и N 651-244 от 24.8.1965 г. кооперацией организаций-разработчиков ГП "Красная Звезда", ГНЦ "ФЭИ", НТЦ"Исток" НИИ НПО "Луч", РНЦ "Курчатовский институт", ИПУ РАН и др. Станция разрабатывалась для электропитания аппаратуры космического аппарата радиолокационной разведки на участке выведения и в течение всего времени активного существования КА на круговой орбите высотой порядка 260 км. В результате проделанных расчётных, конструкторских и экспериментальных работ к 1970 году были практически решены все принципиальные проблемы по созданию "БЭС-5", генерирующей выходную мощность 2800 Вт, с ресурсом 1080 часов.
     В период с 1963 г. по 1969 г. проводилась отработка жидкометаллического контура, испытания безреакторных образцов "БЭС-5" с имитатором ТЭГ и эксплуатационного оборудования, испытания безреакторной "БЭС-5" с действующим ТЭГ. В 1968-1970 г.г. были проведены натурные ресурсные испытания космических ядерных ЭУ "БЭС-5" N 16, 25, 32 с действующим реактором на стенде Ц-14Э. Испытания ядерной энергетической установки (ЯЭУ) N16 прошли успешно, все задачи, поставленные перед испытаниями, были выполнены в полном объёме. Электрическая мощность основной секции ТЭГ за время испытаний (1200 часов) снизилась на 10% и в конце испытаний составила 905 Вт и 1040 Вт при уровнях температуры 6900С и 7150С соответственно. Нейтронно-физические характеристики реактора, снятые на стационарных режимах работы, были стабильны во времени и удовлетворительно совпадали с расчётными значениями и величинами, экспериментально определенными на физических сборках в Физико-энергетическом институте.
     Испытания ЯЭУ N25 были прекращены вследствие "закипания" теплоносителя первого контура в зоне реактора из-за недостаточного давления в компенсационных емкостях. После проведения тарировки автономного нейтронного источника по вновь разработанной методике с использованием новой высокоточной аппаратуры испытания "БЭС-5" были продолжены на установке N32. После успешного выхода на номинальный рабочий режим энергоустановки "БЭС-5" N32 на стенде Ц-14Э (ГП "Красная Звезда") был проведён полный цикл полигонных испытаний согласно программе ЛКИ ЯЭУ N31. Положительные результаты испытаний позволили в 3 октября 1970 г. осуществить запуск ЯЭУ "БЭС-5" N31 в составе КА радиолокационной разведки ("Космос-367").
     ЯЭУ "БЭС-5" N 31 проработала на орбите 110 минут и была уведена на орбиту "захоронения" по причине "заброса" температуры 1-го контура выше предельно допустимой, вызванной расплавлением активной зоны реактора. По результатам первого запуска были доработаны датчики и логика работы температурного канала управления, а также снижена мощность "прогрева" ЯЭУ со 150% до 115% Nном.
     В результате стендовых испытаний и ЛКИ были разработаны:
     - надёжная технология сварки и последующего контроля изделия, в том числе термовакуумные испытания, что позволило обеспечить ресурсную отработку изделия до 1500 часов при расчётных температурах и окружающем давлении 10-5 мм.рт.ст. и в течении 1300 часов при работе в радиационных потоках, превышающие натурные;
     - методика проведения имитационных (без реактора) тепловых испытаний изделия в вакуумных камерах;
     - методика проведения наземных испытаний изделия со снаряженной активной зоной;
     - методика проведения полигонных испытаний.
     После проведения 9 запусков ЯЭУ "БЭС-5" в 1975 г. была принята на вооружение ВМФ СССР. Всего к мо-менту снятия с эксплуатации ЯЭУ "БЭС-5" (1989 г.) была запущена в космос 31 установка.
     За весь период запусков КА с ЯЭУ на борту произошли три наиболее серьезные аварии.
При запуске КА с ЯЭУ "БЭС-5" N51, вследствие выхода из строя двигателя доразгона, КА не был выведен на расчётную орбиту и ЯЭУ с глубоко подкритичным реактором упала в Тихий океан.
     Наиболее крупная авария ЯЭУ произошла с КА "Космос-954", запущенным 18 сентября 1977 года. Из-за разгерметизации приборного отсека КА с ЯЭУ "БЭС-5" N58 на борту и выхода из строя датчиков перепада давления второго контура произошёл отказ аппаратуры системы автономного управления, что привело к потере ориентации КА, непрохождению команды на увод ЯЭУ с Земли и отказу системы автоматического увода ЯЭУ. В результате КА с ЯЭУ вошёл в атмосферу и развалился, разбросав тысячи радиоактивных осколков на 100000 км2 в северо-западных районах Канады.
     В 1983 году из-за отказа систем КА "Космос-1402", запущенного 30 августа 1982 года, произошло возвращение ЯЭУ в атмосферу Земли, что привело к срабатыванию дублирующей системы радиационной безопасности ЯЭУ, рассеявшей активную зону реактора в атмосфере Земли.
     В апреле 1988 года произошла потеря радиосвязи с "Космосом-1900", запущенным 12 декабря 1987 года. Отсутствие связи помешало передать ему команду об уводе ЯЭУ, и до середины сентября 1987 года КА медленно терял высоту, постепенно приближаясь к Земле. К контролю за положением КА были привлечены службы контроля космического пространства США. Только 30 сентября за несколько дней до входа в плотные слои атмосферы, включилась защитная система и спутник был уведён на безопасную стационарную орбиту.
     В процессе эксплуатации установки на основании Постановления ЦК КПСС и СМ СССР N 462-138 от 26.5.1975 г. проводились работы по её доработке и модернизации, связанные с повышением радиационной безопасности, увеличением электрической мощности в конце ресурса до 3 кВт и увеличением ресурса до 6-12 месяцев.
     Анализ полётных данных показал, что прекращение работы КА с ЯЭУ на борту происходило, как правило, не по вине ЭУ, за исключением "БЭС-5" NN 31, 60, 58, 75 и 76. Анализ отрицательных явлений, имевшихся в процессе функционирования на орбите ЯЭУ (отказы датчиков давления и перепада давления в ЖМК "БЭС-5" N53 (15.5.1974 г., "Космос-651"), N60 (17.10.1976 г., "Космос-860"), N58 (18.09.1977 г., "Космос-954"), а также причин, их вызвавших, привел к необходимости их доработок. Так, начиная с ЯЭУ "БЭС-5" N58, были установлены усовершенствованные исполнительные механизмы привода компенсирующих стержней, антилюфтовые пружины в исполнительных механизмах привода регулирующих стержней, повышено давление газа в блоке гашения (БГ) реактора с 760 до 1500 мм рт.ст. Это позволило повысить надёжность срабатывания основной системы радиационной безопасности ЯЭУ, значительно снизить возмущения реактивности, вызываемые срабатыванием двигателей системы ориентации и стабилизации КА, уменьшить кратковременные выбросы тока ионизационных камер при перестройке задания по нейтронной мощности с 7,5% на 115%, а также более надёжно контролировать герметичность БГ при комплексных проверках на Земле (давление в БГ снижалось до нуля вследствие его негерметичности при выходе на орбиту ЯЭУ N52 (27.12.1973 г., "Космос-626") и N56 (7.04.1975 г., "Космос-724"). В 1985 г. аварийно закончилась работа двух КА вследствие отказов в системе автономного управления ЯЭУ "БЭС-5" N75 и N76 по причине более жёсткого теплового режима эксплуатации прибора ЭП-264. На оставшихся экземплярах ЯЭУ была произведена доработка прибора. После инцидента с КА "Космос-954" над Канадой интенсифицировались работы по бортовым системам обеспечения радиационной безопасности, как основной (ОСРБ), обеспечивающей "увод" ЯЭУ на орбиту "захоронения" высотой 890 км, так и дублирующей (ДСРБ), основанной на выбросе связки ТВЭЛов из корпуса реактора с помощью порохового аккумулятора давления поршневого типа и их последующим аэродинамическим разрушением.
     Работоспособность бортовых устройств ДСРБ была подтверждена в наземных условиях и в процессе контрольно-лётных испытаний ЯЭУ N64, запущенной в составе КА "Космос-1176" 29 апреля 1980 года. Все последующие ЯЭУ "БЭС-5" были оснащены ДСРБ.
     В связи с модернизацией КА радиолокационной разведки была произведена доработка ЯЭУ, отличающаяся увеличенным до 6 мес. сроком функционирования и электрической мощностью в конце ресурса 2400 Вт. Было изготовлено 3 экз. ЯЭУ. Первый запуск модернизированного варианта ЯЭУ был произведён 14 марта 1988 года в составе КА "Космос-1932". Несмотря на то, что установка нормально отработала по программе полёта дальнейшая эксплуатация ЯЭУ типа "БЭС-5" была прекращена. Оставшийся экземпляр ЯЭУ в 1993 году был доставлен с 5 НИИП на ГП "Красная Звезда" и утилизирован.
     Принятие решения о прекращении запуска в космос КА с ЯЭУ на борту было вызвано сравнительно низкими техническими характеристиками ЯЭУ и обострившимся противостоянием международной общественности использованию ядерных объектов в космосе.

Ядерные энергетические установки с термоэмиссионными преобразователями
Ядерные энергетические установки "Топаз"
     Параллельно работам по созданию ЯЭУ с термоэлектрическими генераторами проводились работы по ЯЭУ с термоэмиссионными преобразователями, имеющими более высокие технические характеристики.
     Работы проводились двумя кооперациями организаций-исполнителей по двум типам установок, отличающихся:
     - конструкцией основного элемента ЯЭУ - электрогенерирующего канала (ЭГК);
     - конструкцией генератора паров рабочего тела (цезия). В ЯЭУ "Топаз-2" применён генератор фитильного типа, обеспечивающий постоянство расхода независимо от температуры теплоносителя;
     ЯЭУ "Топаз-2" предназначена для использования только на радиационно-безопасных орбитах и не имеет системы ликвидации. Доработка её под дублирующую систему обеспечения радиационной безопасности не представляется возможной.
     В установке "Топаз-1" (ТЭУ-5) с тепловым реактором-преобразователем и жидкометаллическим теплоносителем (Na-K) имеется 79 ЭГК в каждом из которых скоммутировано 5 термоэмиссионных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ) (многоэлементный ЭГК), а в ЯЭУ "Топаз-2" (Енисей) - 37 ЭГК, в каждом из которых только один ЭГЭ (моноэлементный ЭГК).
     Конструкция одноэлементного ЭГК позволяет не иметь в активной зоне межэлектродной коммутации, а также выводить газообразные продукты деления из катодного объёма, что предопределяет их большую надёжность и ресурсоспособность; используя тепловые имитаторы, контролировать электрические характеристики ЯЭУ перед стартом до загрузки ядерного топлива; отрабатывать полномасштабные ЭГК и системы преобразования термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП) в целом с помощью электронагрева, что сокращает затраты средств и времени на экспериментальные работы. Однако одноэлементная конструкция имеет существенный недостаток, заключающийся в том, что при одних и тех же электрических мощностях ток на выходе одноэлементного ЭГК в 2-3 раза больше, чем у многоэлементного, и для снижения омических потерь требуются большие толщины электродов. Этот недостаток ЭГК одноэлементной конструкции в значительной мере определяется удельной электрической мощностью, снимаемой с поверхности катода, и практически в конкретных конструкциях начинает существенно сказываться при удельной электрической мощности выше 2 Вт/см2 для ТРП с замедлителем и более 5 Вт/см2 для ТРП на быстрых нейтронах.
     ЯЭУ "Топаз-1" разрабатывалась в соответствии с постановлением ЦК КПСС и Совета Министров СССР N 702-295 от 3.07.1962 г. для КА радиолокационной разведки кооперацией организаций: головной разработчик - ГП "Красная Звезда", научный руководитель - ГНЦ "ФЭИ", соисполнители - НИИ НПО "Луч" и др.
     ЯЭУ "Топаз-2" разрабатывалась в соответствии с постановлением ЦК КПСС и Совета Министров СССР N 715-240 от 21.07.1967 г. для КА системы непосредственного телевизионного вещания из космоса кооперацией организаций: головной разработчик - "Энерговак-ЦКБМ", научный руководитель - РНЦ "Курчатовский институт", соисполнители - НИИ НПО "Луч" и др.
     При разработке ЯЭУ "Топаз-1" был выполнен большой комплекс экспериментальных исследований отдельных узлов, агрегатов, теплофизических прототипов ТРП и тепловых имитаторов установки в целом. В ГНЦ "ФЭИ" на реакторе АМ проведены испытания более 50 ЭГК, показавшие их работоспособность в течении заданного ресурса. Наибольшая продолжительность реакторных испытаний ЭГК штатной конструкции (КЭТ-49) составила более 5000 часов при средней удельной мощности 2,5 Вт/см2 и максимальной температуре катодов 16000С. Первые полномасштабные наземные энергетические испытания ядерного прототипа ЯЭУ "Топаз-1" были проведены на стенде ГНЦ "ФЭИ" в 1970 г. Изделие было выведено на электрическую мощность 10 кВт. Испытания продолжались 150 часов, после чего были приостановлены из-за утечки теплоносителя ЖМК. Всего были испытаны 4 ядерных прототипов ЯЭУ "Топаз-1".
     Результаты наземных комплексных испытаний послужили основанием для определения в Решении Комиссии Президиума СМ СССР по ВПВ N 342 от 8.12.1976 г. возможного срока проведения лётно-конструкторских испытаний в 1979-1980 г.г. ЯЭУ "Топаз-1" в составе экспериментального КА "Плазма". Однако, отсутствие дублирующей системы радиационной безопасности в составе ЯЭУ привело к необходимости разработки новой модификации КА "Плазма" - КА "Плазма-А" и изменить, в соответствии с решением КП СМ СССР по ВПВ от 23.5.1981 г., сроки и условия проведения ЛКИ: проведение ЛКИ на высокой радиационно-безопасной орбите.
     Решением Государственной комиссии при СМ СССР по ВПВ N 58 от 12.02.1986 г. было принято решение о проведении ЛКИ КА "Плазма-А" с ЯЭУ "Топаз-1". К проведению ЛКИ были подготовлены два экземпляра ЯЭУ (N22 и N23), отличающиеся материалом катодов ЭГК: катоды изделия N22 выполнены из молибдена, а N23 - из молибдена, покрытого вольфрамом.
     ЯЭУ N22 была запущена на радиационно безопасную стационарную круговую орбиту высотой 800 км 2.02.1987 г. и отработала на орбите в составе КА "Плазма-А" ("Космос-1818") в течении 142 суток. Показано соответствие характеристик ЯЭУ в течении заданного трёхмесячного ресурса.
     ЯЭУ N23 была запущена на радиационно безопасную стационарную круговую орбиту высотой 800 км 10.07.1987 г. и отработала на орбите в составе КА "Плазма-А" (Космос-1867) в течении 343 суток. Показано соответствие характеристик ЯЭУ в течении полугода работы. В дальнейшем в течении последующего полугода мощность ЯЭУ плавно снижалась вследствие деградационных процессов в РП, но была достаточна для питания всех систем КА (в конце стационарной работы составила 2,73 кВт).
     Прекращение работы ЯЭУ в обоих случаях было вызвано, в основном, окончанием запасов рабочего тела (цезия) и выделением водорода из полости замедлителя, явившегося катализатором деградационных процессов в РП. Замена комплекта ЭГК с эмиттерными узлами из монокристаллического молибдена в ЯЭУ N22 на комплект ЭГК с вольфрамовыми покрытиями в ЯЭУ N23 привело к увеличению к.п.д. ЯЭУ в 1,05-1,07 раза.
     Параллельно работам с ЯЭУ "Топаз-1" проводились работы по созданию ЯЭУ "Топаз-2". В ходе работ было изготовлено и испытано более 18 полномасштабных головных блоков энергоустановки, 7 из которых (Я-20, Я-23, Э-31, Я-24, Я-81, Я-82, Э-38) прошли ядерные энергетические испытания. Ресурсные ядерно-энергетические испытания первых опытных образцов (Я-20, Я-23, Э-31, Я-24) показали, что выбранная конструкция ЭГК не обеспечивает требований по ресурсу. Обнаружилось увеличение диаметра катодов ЭГК вследствие распухания тепловыделяющих сердечников под действием осколков деления, что привело к коротким замыканиям отдельных ЭГК в процессе испытаний и падению суммарной электрической мощности РП. Было также установлено, что вследствие поверхностных изменений свойств электродной пары катод-анод и увеличения приведенного коэффициента черноты ресурсное уменьшение электрической мощности ЭГК составило 3% за 1000 часов.
     Для устранения перечисленных конструктивных недостатков НИИ НПО "Луч" был разработан и испытан усовершенствованный ЭГК, в котором были реализованы следующие конструктивные и технологические решения:
     - в МЭЗ введены новые фиксаторы из окиси скандия, обладающие большей стойкостью в парах цезия по сравнению с фиксаторами из окиси алюминия;
     - улучшена технология нанесения вольфрамового покрытия на эмиттер для предотвращения отслоения покрытия (переход на хлоридную технологию нанесения монокристалического покрытия);
     - увеличено отверстие в топливе на всю длину активной зоны и увеличен диаметр отверстия для снижения распухания топлива;
     - увеличен МЭЗ;
     - в эмиттер введён монокристалл молибдена, легированного ниобием.
     В процессе проведения тепловых испытаний с электронагревом одного из образцов усовершенствованного ЭГК достигнут ресурс более 22500 часов.
      Кроме того, с целью доведения ресурса работы установки до 1,5 лет, была создана новая модернизированная конструкция реактора с увеличенным числом ЭГК в активной зоне (с 31 до 37). Было изготовлено 10 экземпляров головных блоков такой ЯЭУ (В-71 - для холодных и динамических испытаний с последующими электроэнергетическими испытаниями на комплексном стенде "Байкал-1"; Я-81, Э-37, Я-82 - для ЯЭИ продолжительностью до 1,5 лет; Э-39, Э-40, Э-41- для ЛКИ, Э-38-как резервный; Э-43, Э-44). При испытаниях образца Я-24 был достигнут небывалый в отечественной и зарубежной практике ресурс проведения ЯЭИ полномасштабного опытного образца космической ЯЭУ - 12500 часов.
     В связи с прекращением работ по КА, для которого предназначалась ЯЭУ "Топаз-2", работы по ЯЭУ были прекращены на стадии наземных испытаний.

Российско-американское сотрудничество по ЯЭУ типа "Топаз".
     Новым этапом в деятельности российских организаций явилось российско-американское сотрудничество в области космической ядерной энергетики.
     Первые официальные материалы с краткой информацией об энергетической установке "БЭС-5" были переданы американской стороне в связи с инцидентом со спутником "Космос-954", имевшем место над Канадой в 1978 году, затем подробные сведения об установке передавались во время инцидентов со спутниками "Космос-1402" в 1983 г. и "Космос-1900" - в 1988 году.
     Большой интерес у американских специалистов был вызван сообщениями академика Пономарева-Степнова Н.Н. и директора ГП "Красная Звезда" Грязнова Г.М. о результатах испытаний ЯЭУ "Топаз" на международном симпозиуме в г. Альбукерке (США) в 1989 г. А в апреле 1989 г. в ИАЭ им. И.В.Курчатова состоялись переговоры с представителями фирмы Space Power Inc. (SPI) советских разработчиков ЯЭУ (ИАЭ им. И.В.Курчатова, НПО "Красная Звезда", ЦКБМ, НПО "Луч", ФЭИ). Переговоры касались возможности сотрудничества в области космических ядерных энергетических установок для гражданского коммерческого применения и использования для этих целей имеющегося в СССР опыта и задела по созданию и натурным испытаниям космических термоэмиссионных ядерных энергетических установок. В процессе переговоров были обсуждены возможные области гражданского коммерческого использования таких ЯЭУ в качестве альтернативы солнечным энергоустановкам.
     Переданные американской стороне материалы, связанные с успешными испытаниями в космосе ЯЭУ "Тополь" ("Топаз-1") в 1977-1978 гг., а также посещение американскими специалистами российских фирм убедили специалистов США в бесспорном приоритете России в этой области, в связи с чем ряд американских фирм проявили заинтересованность в научном и коммерческом использовании для мирных целей имеющегося в России задела по термоэмиссионным ЯЭУ.
     В январе-марте 1991 г. был проведён демонстрационный показ макета ЯЭУ "Топаз-2" (без ядерного топлива) на VIII Симпозиуме США по космической ядерной энергетике (г. Альбукерк) и на советско-американском научно-техническом Симпозиуме и выставке "Наука-Космос-Конверсия" при Мерилендском университете. Демонстрация вызвала большой интерес специалистов и общественности, высоко оценена как с точки зрения технологических достижений СССР, так и готовности СССР участвовать в международном сотрудничестве в этой области.
     Основные разработчики установки "Топаз-2" - ЦКБМ, РНЦ "КИ" и НИИ НПО "Луч" совместно с НИИТП и ГМП "НП Энерготех" с российской стороны и фирмой International Scientific Products (ISP) с американской стороны учредили Совместное российско-американское предприятие "Интернациональные энергетические технологии" (СП "ИНЕРТЕК"). На первом этапе своей деятельности было предложено провести демонстрационные испытания в США на стендах с электронагревом экспериментального образца и компонентов установки "Топаз-2" без ядерного топлива. Кабинетом Министров СССР (N ПП-15495 от 16.05.1991 г.) было дано согласие на проведение испытаний. Проведение работ было поддержано специальными решениями администрации США.
     Для проведения испытаний американской стороне в период 1991-1992 года были переданы два образца головного блока ЯЭУ "Топаз-2" - В-71 (рабочий) и Я-21У (резервный), ранее испытанные в России, и испытательный стенд "Байкал".
     Первый этап испытаний проводился в ноябре 1992 г. силами совместного предприятия "ИНЕРТЕК" по кон-тракту N СП-1145/5474, заключенному с ISP с участием специалистов группы TSET (Termionic System Evaluation Test). На стенде "Байкал" в г. Альбукерке (США) были проведены испытания изделия B-71 в объёме двух полных проверочных циклов "пуск-работа-останов" с целью подтверждения заданных параметров. Испытания образца установки и её отдельного ЭГК выполнены в полном объёме и успешно: подтверждена их работоспособность, получены характеристики, заданные Программой испытаний, проведено обучение американского персонала. "Проведенный прогноз полученных характеристик показал, что в штатных условиях установка "Топаз-2" с характеристиками В-71 может обеспечить электрическую мощность на клеммах рабочей секции реактора 4,5-6,0 кВт при температуре теплоносителя на выходе из реактора до 5700С" (из отчёта испытаний).
     Целью второго этапа испытаний было получение экспериментальной информации по установке "Топаз-2" как объекта управления и источника электроэнергии при испытаниях с электронагревом в условиях вакуумной камеры и обучение американских специалистов. Испытания проводит группа TSET с участием российских специалистов, американских и российских исследователей.
     После успешного проведения первого этапа работ американской стороной было предложено проведение подготовки лётных демонстрационных испытаний установки "Топаз-2" совместно с электродвигательным модулем на основе различного типа электрореактивных двигателей на космическом аппарате США и подписан контракт на участие российских предприятий в разработке космических ядерных термоэмиссионных установок повышенной (до 40 кВт) электрической мощности. Функционирование ЯЭУ должно быть осуществлено на высоких орбитах, на которых полностью гарантируется радиационная безопасность населению Земли. Финансирование этих работ будет осуществляется американской стороной из правительственных источников.
     Для проведения лётных испытаний установки "Топаз-2" в составе американского космического аппарата разработчики установки в 1994-1995 г.г. поставили в США четыре экспериментальных образца установки "Топаз-2" (из них образцы Э-43, Э-44 - для лётных испытаний и Э-40, Э-41 для отработки стыковки с космическим аппаратом). Кроме этого, для наземных испытаний планируется использовать также поставленные ранее в США два экспериментальных образца установки "Топаз-2". Использование установок "Топаз-2" для лётных испытаний запланировано на условиях возврата (кроме запущенных в космос) установок "Топаз-2" после выполнения программы в Россию без разделки и исключения прямого использования установок в военных целях.
     Несмотря на то, что в связи с резким сокращением финансирования работ в области космической ядерной энергетики были прекращены ОКР по созданию ЯЭУ, деятельность организаций-разработчиков с 1992 года направлена, в основном, на сохранение достигнутого научно-технического задела, стендовой базы и проведение работ по отработке основных элементов ЯЭУ. Вместе с тем, положительные результаты испытаний ЯЭУ "Топаз-1" и "Топаз-2" доказали принципиальную возможность создания в космосе энергетических систем мощностью 10-100 и более киловатт и положили начало разработкам проектов целого ряда термоэмиссионных установок мощностью 10-15, 25, 50 и 100-150 кВт.

Проекты космических ЯЭУ
     В период создания ЯЭУ "БЭС" и "Топаз" на их основе было подготовлено ряд проектов установок с улучшенными характеристиками.
     Эскизный проект на модифицированную установку ЯЭУ "Топаз-1" был разработан ГП "Красная Звезда" в соответствии с постановлением КП СМ СССР по ВПВ N 223 от 21.8.1974 г. Эта установка представляла собой форсированный вариант ЯЭУ "Топаз-1". Увеличение мощности достигнуто за счёт введения одного дополнительного ЭГК, применения индукционного электромагнитного насоса вместо кондукционного, введения охранных электродов в ЭГК. Установка в отличии от ЯЭУ "Топаз-1" была оснащена дублирующей системой обеспечения безопасности, холодильником-излучателем на тепловых трубах, замкнутой цезиевой системой с регенерацией цезия, оптимизированной схемой электрических коммутаций.
     На основе разработок реактора "Ромашка" в 1976 "Энерговак-ЦКБМ" подготовлены технические предложения по термоэлектрической ЯЭУ "Заря-1" для КА оптико-электронной разведки (ОЭР). ЯЭУ "Заря-1" отличается от "БЭС" уровнем электрической мощности (5,8 кВт против 2,9 кВт) и повышенным ресурсом (4320 часов против 1100 часов).
     Научно-технический задел в части создания ТЭГ и ТЭП для реакторных ЯЭУ позволил разработать в 1978 г. эскизный проект двух вариантов ЯЭУ "Заря-2" для КА ОЭР электрической мощностью 24 кВт и ресурсом 10000 часов. Включение в ЖМК термоэмиссионной ЯЭУ типа "Топаз-1" термоэлектрического генератора позволило решить проблему быстрого (через 10 минут после прохождения команды на пуск ЯЭУ) обеспечения электроэнергией аппаратуры КА и собственных потребностей установки по сравнению с временем выхода ЯЭУ "Топаз-1" на режим номинальной электрической мощности (через 60 мин.) Одновременно такое решение позволило снизить необходимую емкость аккумуляторных батарей, острый дефицит которой ощущался при создании "Топаз-1". Отличительной особенностью второго варианта ЯЭУ "Заря-2" является то, что высокая выходная мощность обеспечивается применением форсированных ЭГК с охранным электродом.
     В 1978 г. ГП "Красная Звезда" разработаны технические предложения на 2 варианта космической ядерной энергодвигательной установки "Заря-3" электрической мощностью 24,4 кВт и ресурсом 1,15 года. Она предназначалась в числе других альтернативных вариантов для создания импульсов тяги коррекции орбиты КА ОЭР и энергообеспечения специальной аппаратуры. Первый вариант является модификацией ЯЭУ "Топаз-1" в части использования РП и ЭГК встроенного типа (аналогично РП установки "Заря-2") и автономного ЖРД. Другой вариант принципиально отличался от ЯЭУ "Топаз-1" наличием реактора на быстрых нейтронах, вынесенных ТЭП с тепловыми трубами и ЖРД, причём ТВЭЛы и ТЭПы были объединены в пароэлектрогенерирующие каналы.
     Работы по установкам "Топаз" и "Заря" были прекращены из-за отсутствия их привязки к конкретному КА.
     В период 1981-1986 г.г. в России был выполнен большой объём проектно-конструкторских и экспериментальных работ, свидетельствующий о принципиальной возможности увеличения ресурса ЯЭУ до 3-5 лет и электрической мощности до 600 кВт.
     В результате этих проработок был разработан типоразмерный ряд термоэмиссионных РП на основе ЭГК прототипа ЭГК ЯЭУ "Топаз-1" мощностью 10-15, 25, 50 и 100-150 кВт.

Разработка ядерных энергетических установок типа "Акация" и ядерного электроракетного двигателя "Геркулес"

     Основной целью разработок был выбор направления работ и создание научно- технических основ для опытно-конструкторской разработки ядерного электрореактивного двигателя (ЯЭРД), как особого класса двигателей для межпланетных сообщений, и ядерно-энергетической установки замкнутой схемы, как нового мощного и длительно действующего источника энергии с высокой энергоемкостью для энергообеспечения ЭРД и целевой аппаратуры, обеспечивающих решение научных, народно-хозяйственных и оборонных задач в космосе.
     Для выбора схемы и параметров космической ЯЭУ большой мощности были исследованы различные схемы преобразования тепловой энергии ядерного реактора в электрическую: паротурбинные, газотурбинные и с непосредственным преобразованием тепловой энергии деления ядер урана в электроэнергию в термоэмиссионном реакторе-преобразователе ЯЭУ.
     Результаты анализа показали, что наиболее перспективной является ЯЭУ с ТРП, так как её тепловая и электрическая схемы отличаются простотой, отсутствием движущихся частей, относительно простым запуском и остановом, более высокой по сравнению с другими установками температурой отвода отбросного тепла и, соответственно, более компактным холодильником-излучателем. Таким образом в качестве источника электроэнергии для электрореактивной двигательной установки (ЭРДУ) и энергоёмких КА была принята ЯЭУ с ТРП.
     Выполненные к началу 60-х годов проектно-баллистические исследования показали перспективность разработки ЯЭРД для экономичных межпланетных перелетов. Это позволило подготовить предложения о широкомасштабных научно-исследовательских работах по ЯЭРД и ЯЭУ. Дальнейшее развитие получили эти работы после выхода Постановления Правительства от 23.06.1960 г. В десятках НИИ, КБ, вузах и других организациях по техническим заданиям были начаты теоретические, экспериментальные, материаловедческие, испытательные (включая реакторные) исследования, по созданию новых высокотемпературных конструкционных, электродных и других материалов, экспериментальных установок и реакторных испытательных баз.
     Первый (поисковый) этап развития работ по ЯЭРД был завершён в 1962 г. одновременно с окончанием эскизного проекта ракеты-носителя Н1, в который вошли "Материалы по ЯЭРД для тяжёлых межпланетных кораблей". В 1965 г. был разработан эскизный проект ядерного электрореактивного двигателя ЯЭРД-2200 для межпланетного корабля с экипажем. Двигатель ЯЭРД-2200 имел двухблочную схему (два независимых блока с ЯЭУ и ЭРДУ с полезной электрической мощностью 2200 кВт в каждом) с суммарной тягой 8,3 кгс; ТРП на быстрых нейтронах; литием, как теплоносителем ЯЭУ и рабочим телом ЭРД; лучевую схему 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, а также электроплазменный двигатель (ЭПД) с ускорением плазмы в собственном магнитном поле с удельным импульсом 5500 с при к.п.д. 0,55.
     В 1966-1970 г.г. 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 элек-троплазменных двигателей (ЭПД). ЯЭУ и ЯЭРД разработаны в одноблочном (ЯЭ-1 и ЯЭ-1М) и трёхблочном (ЯЭ-2 и ЯЭ-3) исполнениях. В одном блоке ЯЭ-1 предполагалось получить электрическую мощность 2500-3200 кВт с ресурсом 4000-8000 ч, в ЯЭ-1М до 5000 кВт. Суммарная тяга ЭРДУ 6,2 и 9,5 кгс при удельной тяге 5000 и 8000 с, соответственно. В трёхблочном исполнении (на основе трёх ТРП) электрическая мощность 3х3200 и 3х5000 кВт, соответственно.
     Материалы проекта в части ЯЭРД были рассмотрены и одобрены экспертными комиссиями под руководством академиков А.П.Александрова и Б.Н.Петрова.
     В рамках Постановления Правительства от 08.06.1971 г. и от 15.06.1976 г. основные работы были сосредоточены на разработке энергодвигательного блока с ЯЭУ на основе ТРП, получившего название "Акация". Основное внимание было направлено на обеспечение транспортабельности, технической реализуемости и технологичности, опытно-экспериментальной отработки основных агрегатов и узлов, а также на решение ряда принципиальных вопросов практического применения энергодвигательного блока в ближнем околоземном пространстве в оборонных, народнохозяйственных и научных целях. Основным принципиальным результатом этих исследований явилась корректировка приемлемого уровня электрической мощности термоэмиссионной ЯЭУ до 500-600 кВт и целесообразность использования в качестве ЭПД плазменно-ионных электрореактивных двигателей типа стационарный плазменный двигатель (СПД) и двигатель с анодным слоем (ДАС).
     К концу 70-х годов оказалась полностью сформированной концепция космической ЯЭУ второго поколения, действующая и в настоящее время. Эта концепция предполагает 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 применяется расплавленный практически не активируемый изотопно чистый литий-7; отвод непреобразованной теплоты термодинамического цикла через поверхность излучателя, сформированного из ниобиевых тепловых труб с натрием в качестве рабочего тела; использование в конструкции ЯЭУ (включая корпуса электрогенерирующих каналов, конструкцию реактора и конструкцию системы охлаждения) единого тугоплавкого конструкционного материала - ниобиевого сплава НбЦУ, что позволяет уменьшить габариты и массу установки; применение модульной структуры ЯЭУ, что обеспечивает большую гибкость в её отработке и изготовлении, и использование лучевого принципа компоновки ЯЭУ с применением многослойной теневой радиационной защиты.
     В 1978 г. была проведена проектная разработка ядерного межорбитального буксира, получившего индекс 17Ф11, в составе многоразовой космической системы "Энергия"-"Буран". Результаты проектных исследований вошли в состав технического проекта орбитального корабля "Буран".
     В 1982 г. во исполнение Постановления Правительства от 05.02.1981 г. НПО "Энергия" по ТЗ Министерства обороны разработало техническое предложение по ядерному межорбитальному буксиру 17Ф11 ("Геркулес") полезной электрической мощностью 550 кВт, выводимому на опорную орбиту высотой 200 км с помощью или орбитального корабля "Буран" или ракеты-носителя "Протон", в качестве универсального электротранспортного средства для решения целевых задач в околоземном пространстве. Межорбитальный буксир имел полезную электрическую мощность ЯЭУ 550 кВт, удельный импульс ЭРДУ 3000 с, тягу ЭРДУ 2,6 кгс, ресурс ЯЭУ и ЭРДУ 16000 ч, ксенон в качестве рабочего тела ЭРДУ и массу (сухую) 15700 кг. Был рассмотрен также двухцелевой вариант этой системы: доставка КА на энергоемкую орбиту при мощности 550 кВт и работа в режиме пониженной мощности на уровне 50-150 кВт в течении 3-5 лет.
     Дальнейшим этапом был эскизный проект "Стендового прототипа энергодвигательного блока ядерного межорбитального буксира", в котором излагались основные технические решения по прототипам ЯЭУ и ЭРДУ и определялся состав и структура стендово-испытательных баз для их отработки.
     В 1986 г. было разработано техническое предложение по ядерному электрореактивному двигателю для межорбитального буксира применительно к решению конкретной космической задачи - транспортированию на геостационарную орбиту полезных грузов массой до 100 тс использованием разрабатываемой тогда РН "Энергия".
     В 90-х годах работы по ЯЭУ и ЭРДУ проводились в рамках научно-исследовательских работ "Марс-ЯЭДБ" (заказчик - Российское космическое агентство РФ) и "Звезда-паритет" (заказчик - Министерство атомной промышленности РФ) в целях определения ближайших задач использования разрабатываемых установок, увеличения длительности функционирования (со снижением удельных энергетических характеристик), поиска путей снижения сроков и стоимости их отработки и экспериментальному подтверждению основных параметров установок, стендовой отработке основных узлов, агрегатов и модулей с проведением ресурсных испытаний.
     Проведенные исследования показали возможные области применения ЯЭУ и ЭРДУ, пути разработки проектного облика энергоемких КА различного назначения, и разработки технического предложения двухрежимной ЯЭУ электрической мощностью 100 кВт в транспортном режиме и 25 кВт в режиме длительного энергообеспечения аппаратуры КА, а в 1990 г. совместно с ФЭИ - технического предложения по наземному прототипу ЯЭУ, показали необходимость корректировки основных технических характеристик разрабатываемой ЯЭУ вследствие того, что в складывающейся в стране экономической обстановке вряд ли будет принято решение о разработке ЯЭУ, создание которой потребует нового капитального строительства производственно-испытательной базы с комплексом для ядерно-энергетических испытаний полномасштабной ЯЭУ, что потребности энергообеспечения аппаратуры большинства КА ближайшей перспективы вряд ли достигнут уровня 20-40 кВт, и что все транспортные задачи в околоземном космосе могут быть практически решены с использованием ЯЭРДУ электрической мощностью до 150 кВт.
     Поэтому в начале 90-х годов 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.
     Этот выбор обосновывался тем, что ЯЭУ мощностью до 150 кВт может быть отработана на существующей стендово-испытательной базе РКК "Энергия", ФЭИ и других смежных организаций без нового капитального строительства (с заменой или модернизацией испытательного оборудования), что модульная концепция ЯЭУ и ЭРДУ позволяет уже в настоящее время проводить отработку практически всех узлов, агрегатов и модулей ЯЭУ без привязки к конкретному космическому объекту. Кроме того, рассматриваемая ЯЭУ с соответствующей ЭРДУ может быть эффективно использована для доставки на геостационарную орбиту тяжёлых информационных спутников типа универсальной космической платформы (УКП) и последующего длительного (до 10 лет) энергообеспечения её аппаратуры мощностью 10...40 кВт; решения коммерческой и экологической задачи космического захоронения особо опасных отходов атомных электростанций и атомной промышленности путём вывода контейнеров с этими отходами на орбиту захоронения, (например, между Землей и Марсом); обеспечения энергопитанием спутника непосредственного телевещания на бытовые антенны; очистки космоса от антропогенного засорения, в том числе геостационарной орбиты от отработавших ресурс пассивных КА путём увода их на более высокие орбиты и от мелкого "мусора" путём испарения частиц лучом лазера, питаемого от ЯЭУ; создания резервной системы обеспечения безопасности полётов самолетов с использованием системы радиолокационных с фазированной решеткой спутников на геостационарной орбите; обеспечения грузопотоков Земля-Луна, а затем и Земля-Луна-Земля при создании лунной базы, лунного орбитального комплекса и на первом этапе промышленного освоения полезных ископаемых Луны и для создания системы предупреждения об астероидной опасности путём развертывания группировки КА на дальних подступах к Земле.
     В 1994 г. было разработано техническое предложение по "Облику электроракетного транспортного аппарата (ЭРТА) для решения народнохозяйственных, научных и коммерческих задач с использованием отечественных и зарубежных ракет-носителей различного класса". Проектные исследования по выбору РН, разгонных блоков и служебным системам КА показали, что применительно к ЭРДУ мощностью 150 кВт оптимальной РН является "Энергия-М", хотя возможно использование и зарубежных РН "Титан" и "Ариан-5". ЭРТА кроме доставки модуля с полезным грузом на орбиту функционирования обеспечивает его многопрофильное сервисное обслуживание, включая энергообеспечение, терморегулирование, ориентацию и стабилизацию, передачу на Землю информации и т.п.
     ЭРТА имеет полезную мощность ЯЭУ 150 кВт в транспортном режиме и 10-40 кВт в режиме длительного энергообеспечения; ресурс до 1,5 лет в транспортном режиме и до 10 лет в режиме длительного энергообеспечения; удельный импульс ЭРДУ 3060-4080 с, суммарную тягу ЭРДУ 0,55 кгс, массу ЭРТА 10-12 т, в том числе массу ЯЭУ 5,0...5,5 т и сухую массу ЯЭРДУ 7...7,5 т.
     Одновременно с работами по ЯЭУ мощностью 150 кВт выполнялись работы по ядерному энергодвигательному блоку (ЯЭДБ) для пилотируемой экспедиции на Марс. Были исследованы одно, двух и более пусковые схемы экспедиции. Применительно к Марсианскому экспедиционному комплексу (МЭК) массой 150 т для одно-пусковой схемы потребуется термоэмиссионная ЯЭУ электрической мощностью 5-10 МВт с ресурсом до 1,5 лет, а для разделенной схемы, когда доставка к Марсу экспедиционного комплекса осуществляется частями несколькими транспортными аппаратами - мощностью 1-1,5 МВт с ресурсом до 3 лет.
     В процессе работ по космическим ЯЭУ был решен ряд наукоемких проблем, что позволяет сделать вывод о создании в нашей стране научно-технического, материаловедческого и технологического заделов по энергодвигательным блокам и электроракетным транспортным аппаратам, как новому перспективному направлению космической техники. В настоящее время завершена поэлементная отработка узлов агрегатов ЯЭУ, в результате которой разработан основной конструкционный материал (ниобиевый сплав) и освоено производство полуфабрикатов из него; созданы новые проводниковые, изоляционные и магнитные материалы для высокотемпературных электротехнических агрегатов, работающих при температурах 1000-1200 К; проведены необходимые испытания многоэлементных термоэмиссионных ЭГК с плотностью электрической мощности до 15 Вт/см2; экспериментально обоснованы на полномасштабном физическом стенде нейтронно-физические характеристики активной зоны и радиационной защиты ТРП; освоено изготовление из проката ниобиевого сплава системы для циркуляции расплавленного лития при рабочих температурах до 1300 К; освоено серийное производство натриевых тепловых труб холодильника-излучателя длиной от 1 до 8 м и электромагнитных насосов с температурой перекачиваемого лития примерно до 1300 К; а также разработаны бесконденсаторные высокотемпературные преобразователи для согласования параметров тока ЯЭУ и ЭРДУ.
     В результате работ по натрий-ниобиевой технологии были разработаны и внедрены в электротехнической промышленности регламенты по термообработке, сварке и пайке металлокерамических узлов натриевой лампы, обеспечивающие необходимый ресурс герметичности, что позволило освоить бездефектное производство ламп без закупки иностранной лицензии (завод "Армэлектросвет", директор Б.А.Тумосян).
     Создание высоконапряженных теплотранспортных систем привело к успешному решению задачи интенсивного охлаждения элементов лазерной силовой оптики, что повысило порог оптической работоспособности лазерных зеркал технологического и специального назначения примерно в 100 раз.
     Работы по ЯЭУ и ЭРДУ проводились широкой кооперации организаций. Практически все работы по ТРП велись ФЭИ (директор Родионов), где были проведены первые петлевые испытания ЭГК (1961 г.), смонтированы спроектированный и в значительной части изготовленный в РКК "Энергия" нейтронно-физический стенд ФС-1, разработанный предприятием подвесной реактор для исследования характеристик теневой радиационной защиты, изготовлены и поставлены на испытания петлевые каналы с ЭГК, а также проведены различные экспериментальные и расчётно-теоретические исследования. В разработке проектных материалов по головному реакторному блоку ЯЭУ мощностью 550 кВт принимало участие НПО "Красная звезда" (директор Г.М.Грязнов); в разработке технологии изготовления коллекторного пакета с высокой теплопроводностью, в исследовании свойств электроизоляции, в том числе в реакторных условиях, в изготовлении и поставке на испытания петлевых каналов с энергонапряженными ЭГК - Сухумский физико-технический институт (директор Р.Салуквадзе), а в Институте ядерных исследований Украины (директор А.Ф.Приходько) и в Институте ядерной физики Казахстана (директор Ш.Ш.Ибрагимов) на созданных и смонтированных РКК "Энергия" универсальных петлевых установках было проведено более 60 петлевых испытаний ЭГК. НИИ НПО "Луч" (директор И.И.Федик) участвовало в разработке технологии создания ЭГК. Уникальные математические и имитационные модели ТРП для проведения проектных работ и сопровождения реакторных испытаний ЭГК были разработаны в Кибернетическом центре (директор В.Э.Ямпольский) Томского политехнического института совместно с РКК "Энергия". Исследования теплофизических свойств теплоносителей и рабочих тел ЯЭУ проводились в Институте высоких температур (директор А.Е.Шейндлин). ЭПД мощностью до 25 кВт были разработаны и испытаны в ОКБ "Факел" (директор М.И.Шаламов) по техническому заданию РКК "Энергия". МГД-насосы для литий-ниобиевых контуров разрабатывали и изготавливали Институт физики (ИФ) АН Латвии (директор Н.Н.Кирко) и СКБ МГД (директор В.М.Фолифоров) в г. Рига. Базовые конструкционные материалы на основе ниобия, молибдена, монокристаллического вольфрама разрабатывали ГИРЕДМЕТ (директор Э.П.Бочкарев), Подольский опытный химико-металлургический завод (директор Е.А.Юдин), Днепропетровский трубный опытно-экспериментальный завод (директор Я.Ф.Осада) совместно с РКК "Энергия", технологию изготовления узлов и агрегатов из тугоплавких металлов - Институт сварки им.Патона (директор Б.Е.Патон) и Институт проблем материаловедения (директор В.И.Трефилов) Украины. Проектно-исследовательские работы по обоснованию возможных областей применения ЯЭРДУ выполнили НИИТП (директор В.Я.Лихушин) и ЦНИИМАШ (директор Ю.А.Мозжорин).

Ядерные ракетные двигатели. Работы по ракетам с ЯРД.
     30 декабря 1959 г. в соответствии с постановлением правительства от 30 июня 1958 г. в ОКБ-1 был выпущен эскизный проект, показывающий возможность создания ракет с ядерным двигателем (ЯРД) по схеме А.
     Для разработки ЯРД предполагалось подключить ОКБ-456 ГКОТ и ОКБ-670 ГКАТ. ЯРД представлял из себя ядерный реактор в цилиндрическом корпусе с подогревом рабочего тела до 3000 К, снабженный четырьмя соплами. В качестве рабочего тела в ЯРД ОКБ-456 предлагало использовать аммиак, а ОКБ-670 - смесь аммиака со спиртом. Удельный импульс тяги ЯРД с использованием указанных выше рабочих тел должен был составить не менее 430 с при тяге в пустоте до 170 тс. ОКБ-1 разработал схему ракеты ЯХР-2 по схеме ракеты Р-7, но с шестью боковыми ракетными блоками первой ступени, оснащенными двигателями НК-9.
     Вторая ступень (центр) оснащалась ЯРД, который начинал работать как ЯРД лишь в полёте перед отделением боковых ракетных блоков. Стартовая масса ракеты должна была составить 850-880 т с полезным грузом, выводимым на орбиту ИСЗ 35-40 т. Был просмотрен вариант и "суперракеты" со стартовой массой 2000 тонн и полезным грузом до 150 тонн. Эта ракета могла быть выполнена в виде двойного пакета из конических боковых ракетных блоков, оснащенных большим количеством ЖРД НК-9 с тягой по 52 тс каждый. Вторая ступень при этом включала четыре ЯРД с суммарной тягой 850 тс - с удельным импульсом тяги в пустоте до 550 с при использовании более эффективного рабочего тела при температуре нагрева его до 3500 К. Использование жидкого водорода в качестве рабочего тела в то время ещё не предполагалось. Длина ракеты с полезным грузом равнялась 42 метрам при максимальном поперечном размере 19 метров.

Работы по ядерным ракетным двигателям.
     В СССР к началу шестидесятых годов была принята концепция гетерогенного реактора модульной конструкции. Такая схема имеет ряд преимуществ перед гомогенной схемой и позволила отрабатывать реакторы и двигатели поэлементно, что значительно сократило время и затраты. Создание ЯРД в России развивалось по двум направлениям. Первое из них было ориентировано на разработку и исследование основных агрегатов реактора - тепловыделяющих сборок (ТВС), замедлителя, отражателя, системы управления, радиационной защиты и т.д. Целью работ являлся поиск концептуальных конструкций и технологий, создание и апробирование базовых решений, которые можно было использовать при проектировании ЯРД различных назначений, технических требований и характеристик. Второе направление предусматривало концентрацию усилий вокруг создания, по существу, экспериментального ЯРД минимально возможной размерности, но с натурными для всех ЯРД удельными и выходными параметрами.
     Главной целью обоих направлений прогресса являлось доказательство возможности создания ЯРД на основе современных материалов и технологий. Принципиально эта цель достигнута.
     В конце 1960-х годов КБХА совместно с НИКИЭТ, НИИ ТП и др. были разработаны проекты ЯРД ИРГИТ тягой 3,6 тс и с тепловой мощностью 196 МВт и ЯРД тягой 40 тс и тепловой мощностью 2200 МВт. Первые серии крупномасштабных экспериментов по исследованию характеристик твёрдофазных реакторов ЯРД с использованием в качестве рабочего тела газообразного водорода были проведены на экспериментальном реакторе ИВГ1 после завершения в 1975 году строительства первой очереди стендового комплекса "Байкал-1". В период 1978-1984 гг. на этом стендовом комплексе прошли огневые испытания три экземпляра стендового прототипа ЯРД - аппарата ИРГИТ. Всего было проведено 126 огневых испытаний тепловыделяющих сборок (ТВС) разрабатываемых реакторов. К 1980 г. было проведено 247 испытаний "холодного" двигателя ИРГИТ-Х, в котором реактор заменялся стендовым теплообменником. Проведены также автономные испытания ПГС ЯРД и ТНА.
     Экспериментальные исследования характеристик ЯРД типа ИРГИТ подтвердили правильность многих технических решений (по ПГС, ТНА, агрегатам управления и регулирования, арматуре питания и др.). Вместе с тем выявились недостатки проектно-конструкторской и технологической проработки реактора ЯРД ИРГИТ, приведшие к преждевременной потере герметичности корпусов испытываемых аппаратов ИРГИТ.
     В конце 1970-х годов этой кооперацией начали прорабатываться различные концепции ядерных энергодвигательных установок на основе накопленного научно-технического задела по газоохлаждаемым твёрдофазным реакторам ЯРД.
     Хотя основные экспериментальные работы были завершены в начале восьмидесятых годов, исследования проблем использования ЯРД, совершенствования их технических характеристик, конструкции и технологии ЯРД различного назначения продолжаются и в настоящее время в объёме, определяемом нынешними экономическими возможностями России.
     По существу Семипалатинский стендовый комплекс является на сегодняшний день единственным местом в мире, где можно проводить эксперименты и полномасштабные испытания в рамках программы создания ЯРД.
     Однако сложность экономических и политических взаимоотношений с Республикой Казахстан, в чей собственности находится Семипалатинский полигон, изменение требований к размерности ЯРД явились основой для переориентации работ в этой области в настоящее время на создание Российской стендовой базы на основе доработки стендовых комплексов в СФ НИКИЭТ и стендовой отработки основных элементов ядерных энергодвигательных установок с малоразмерными ЯРД.

Далее...

Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000 Схема ядерного реактора на 8000

Статьи по теме:



Как сделать машину смотреть

Как сделать из джинсов сарафан для девочки

Схема передачи видеосигнала по витой

Хенд мейд елочка своими руками

Как сделать уголок в комнате для подростка