Ядерные энергетические установки. История отечественных космических ядерных установок

Космический двигатель «Росатома» позволит долететь до Марса за месяц

«Росатом» и «Роскосмос» совместно разрабатывают ядерный двигатель, который позволит долететь до Марса за месяц, заявил генеральный директор «Росатома» Сергей Кириенко, выступая в Совете Федерации.

По его словам, новый двигатель позволит не только долететь до Марса за месяц-полтора, но и вернуться назад, так как он будет сохранять возможность и ускорения, и маневрирования кораблем.

«Сегодняшние космические установки позволяют долететь до Марса за полтора года без возможности вернуться обратно и без возможности маневрирования», — уточнил Кириенко.

Источник: regnum.ru

Оригинал взят у marafonec в Ядерная энергетическая установка для ракет и подводных аппаратов - как это работает

Вчера, без всякого преувеличения, мы стали свидетелями эпохального события, открывающего новые, совершенно фантастические перспективы для военной техники и (в перспективе) - энергетики и транспорта вообще.

Но для начала хотелось бы понять, как работает ядерная энергетическая установка для ракет и подводных аппаратов, о которой говорил Путин. Что именно в ней является движителем? Откуда берётся тяга? Не за счёт же вылетающих из сопла нейтронов...


Когда узнал со слов коллеги о том, что у нас созданы ракеты с практически неограниченной дальностью полёта, обалдел. Показалось, он что-то упустил, а слово "неограниченной" было упомянуто в каком-то узком смысле.

Но информация, полученная затем из первоисточника, сомнений не вызывала. Звучала, напомню, она так:

«Одно из них - создание малогабаритной сверхмощной ядерной энергетической установки, которая размещается в корпусе крылатой ракеты типа нашей новейшей ракеты Х-101 воздушного базирования или американского «Томагавка», но при этом обеспечивает в десятки раз - в десятки раз! - большую дальность полёта, которая является практически неограниченной.»

В услышанное невозможно было поверить, но не верить было нельзя - это сказал ОН. Включил мозг и тут же получил ответ. Да какой!
Ну, черти! Ну, гении! Нормальному человеку такое даже в голову не придёт!

Итак, до сих пор мы знали только о ядерных силовых установках для космических ракет. В космических ракетах обязательно есть вещество, которое, будучи разогретым или разогнанным ускорителем, питаемым ядерной силовой установкой, с силой выбрасывается из сопла ракеты и обеспечивает ей тягу.

Вещество при этом расходуется и время работы двигателя ограничено.

Такие ракеты уже были и ещё будут. А вот за счёт чего движется ракета нового типа, если её дальность является "практически неограниченной"?

Ядерная энергетическая установка для ракет

Чисто теоретически, кроме тяги на веществе, имеющемся в запасе на ракете, движение ракеты возможно за счёт тяги электрических двигателей с "пропеллерами" (винтовой двигатель). Электричество при этом производит генератор, питающийся от ядерной силовой установки.

Но такую массу без большого крыла на винтовой тяге, да ещё с винтами небольшого диаметра, в воздухе не удержать - слишком мала такая тяга. А это таки ракета, а не беспилотник.

Итого, остаётся самый неожиданный и, как оказалось, самый эффективный способ обеспечения ракеты веществом для тяги - взятие его из окружающего пространства.

Т.е., как бы это удивительно ни звучало, но новая ракета работает "на воздухе"!

В том смысле, что из её сопла вырывается именно разогретый воздух и более ничего! А воздух не закончится, пока ракета находится в атмосфере. Именно поэтому эта ракета - крылатая, т.е. её полёт проходит целиком в атмосфере.

Классические технологии ракет большой дальности старались сделать полёт ракеты выше, чтобы уменьшить трение о воздух и тем самым увеличить их дальность. Мы как всегда сломали шаблон и сделали ракету не просто большой, а неограниченной дальности именно в воздушной среде.

Неограниченная дальность полёта даёт возможность таким ракетам работать в режиме ожидания. Запущенная ракета прибывает в район патрулирования и нарезает там круги, ожидая доразведки данных о цели или прибытия цели в данный район. После чего неожиданно для цели немедленно её атакует.

Ядерная энергетическая установка для подводных аппаратов

Думаю, аналогично устроена и ядерная энергетическая установка для подводных аппаратов о которых говорил Путин. С той поправкой, что вместо воздуха используется вода.

Дополнительно об этом говорит то, что эти подводные аппараты обладают низкой шумностью. Известная торпеда "Шквал", разработанная ещё в советское время, имела скорость порядка 300 км/час, но была очень шумной. По сути это была ракета, летящая в воздушном пузыре.

За малошумностью же стоит новый принцип движения. И он - тот же самый, что и в ракете, потому что универсален. Была бы только окружающая среда минимально необходимой плотности.

Этому аппарату неплохо подошло бы название "Кальмар", потому что по сути это водомётный двигатель в "ядерном исполнении" :)

Что касается скорости, она кратно превосходит скорость самых быстрых надводных кораблей. Самые быстрые корабли (именно корабли, а не катера) имеют скорость до 100-120 км/час. Следовательно, с минимальным коэффициентом 2 получаем скорость 200-250 км/час. Под водой. И не очень шумно. И с дальностью в многие тысячи километров... Страшный сон наших недругов.

Относительно ограниченная по сравнению с ракетой дальность - временное явление и объясняется тем, что морская вода высокой температуры - очень агрессивная среда и материалы камеры, условно говоря, сгорания, имеют ограниченный ресурс. Со временем же дальность этих аппаратов может быть увеличена в разы только за счёт создания новых, более устойчивых материалов.

Ядерная энергетическая установка

Несколько слов о самой ядерной энергетической установке.

1. Поражает воображение фраза Путина:
«При объёме в сто раз меньше, чем у установок современных атомных подводных лодок, имеет большую мощность и в 200 раз меньшее время выхода на боевой режим, то есть на максимальную мощность.»

Опять одни вопросы.
Как они этого добились? Какие конструкторские решения и технологии применены?

Мысли такие.

1. Радикальное, на два порядка, увеличение отдачи мощности на единицу массы возможно только при условии приближения режима работы ядерного реактора к взрывному. При этом реактор надёжно управляется.
2. Поскольку околовзрывной режим работы обеспечивается надёжно, скорее всего, это реактор на быстрых нейтронах. На мой взгляд, только на них возможно безопасное использование столь критического режима работы. Кстати, для них топлива на Земле - на столетия.
3. Если же со временем мы узнаем, что это таки реактор на медленных нейтронах, я тем более снимаю шляпу перед нашими ядерщиками, потому что без официального заявления в это совершенно невозможно поверить.
В любом случае, смелость и изобретательность наших ядерщиков поразительна и достойна самых громких слов восхищения! Особенно приятно, что наши ребята умеют работать в тиши. А потом как грохнут новостью по голове - хоть стой, хоть падай! :)

Как это работает

Примерная, смысловая, схема работы двигателя ракеты на основе ядерной силовой установки выглядит так.

1. Открывается, условно говоря, впускной клапан. Набегающий воздушный поток попадает через него в камеру нагрева, которая постоянно разогрета от работы реактора.
2. Впускной клапан закрывается.
3. Воздух в камере нагревается.
4. Открывается выпускной клапан и воздух с большой скоростью вырывается из сопла ракеты.
5. Выпускной клапан закрывается.

Цикл повторяется с высокой частотой. Отсюда эффект непрерывной работы.

P.S. Описанный выше механизм, повторю, - смысловой. Он дан по просьбе читателей для лучшего понимания того, как этот двигатель может вообще работать. В реальности, не исключено, реализован прямоточный двигатель. Главное в данной статье - не определение типа двигателя, а выявление вещества (набегающего воздуха), которое используется в качестве единственного рабочего тела, дающего тягу ракете.

Безопасность

Использование открытия российских учёных в гражданском секторе тесно связано с безопасностью ядерной силовой установки. Не в смысле её возможного взрыва - думаю, этот вопрос решён, - а в смысле безопасности его выхлопа.

Защита малогабаритного ядерного двигателя явно меньше, чем у большого по размерам, поэтому нейтроны наверняка будут проникать в "камеру сгорания", а точнее, камеру разогрева воздуха, тем самым с некоторой вероятностью делая радиоактивным всё, что таковым можно в воздухе сделать.

Азот и кислород имеют радиоактивные изотопы с малым временем полураспада и не опасны. Радиоактивный углерод вещь долгоживущая. Но есть и хорошие новости.

Радиоактивный углерод образуется в верхних слоях атмосферы под действием космических лучей и так, так что свалить все на ядерные двигатели не получится. Но главное, концентрация углекислого газа в сухом воздухе составляет всего 0,02÷0,04%.

Учитывая же, что процент углерода, становящийся радиоактивным, величина ещё на несколько порядков меньшая, предварительно можно считать, что выхлоп ядерных двигателей не более опасен, чем выхлоп ТЭЦ, работающей на угле.

Более точная информация появится, когда дело подойдёт к гражданскому применению этих двигателей.

Перспективы

Честно говоря, от перспектив захватывает дух. Причём я уже говорю не о военных технологиях, здесь всё ясно, а о применении новых технологий в гражданском секторе.

Где могут быть применены ядерные силовые установки? Пока навскидку, чисто теоретически, в перспективе 20-30-50 лет.

1. Флот, в том числе гражданский, транспортный. Многое придётся переводить на подводные крылья. Зато скорость можно легко увеличить вдвое/втрое, а стоимость эксплуатации с годами будет только падать.
2. Авиация, прежде всего транспортная. Хотя, если безопасность с точки зрения опасности облучения окажется минимальной, возможно применение и для гражданских перевозок.
3. Авиация с вертикальным взлётом и посадкой. С использованием резервуаров со сжатым воздухом, пополняемых во время полёта. Иначе, на малых скоростях, необходимую тягу не обеспечить.
4. Локомотивы скоростных электропоездов. С использованием промежуточного электрогенератора.
5. Грузовые автомобили на электротяге. Тоже, разумеется, с использованием промежуточного электрогенератора. Это, думаю, будет в отдалённой перспективе, когда силовые установки удастся уменьшить ещё в несколько раз. Но исключать такой возможности я бы не стал.

Это уже не говоря о наземном/мобильном использовании ядерных электроустановок. Одна беда - для работы таких малогабаритных ядерных реакторов требуются не уран/плутоний, а гораздо более дорогие радиоактивные элементы, наработка которых в ядерных же реакторах пока очень и очень дорога и требует времени. Но и эта задача может быть со временем решена.

Друзья, обозначена новая эра в сфере энергетики и транспорта. Судя по всему, Россия станет лидером этих направлений на ближайшие десятилетия.

Примите мои поздравления.
Скучно не будет!

Константин Иванков

СПОСОБ ЗАПУСКА ЯДЕРНЫХ РАКЕТНЫХ ДВИГАТЕЛЕЙ, ОСНОВАННЫХ НА РЕАКЦИЯХ РЕЗОНАНСНО-ДИНАМИЧЕСКОГО ДЕЛЕНИЯ И СИНТЕЗА
(57) Реферат:

Сущность изобретения: способ запуска ядерных ракетных двигателей, основанных на реакциях резонансно-динамического деления и синтеза, заключается в том, что в активную зону - магнитную ловушку реактора - вводят до достижения заданной плотности газ исходных ядер синтеза и пар или газ из делящегося вещества. Затем на время инициирования реакций деления и синтеза в активную зону реактора вводят высокоэнергетические протоны, которые, вращаясь внутри реактора, генерируют нейтроны из ядер делящегося вещества. За счет соответствующего выбора энергии - релятивистской массы протонов - возбуждают электромагнитные и магнитоакустические волны, частота которых совпадает с частотой вращения исходных ядер синтеза, находящихся в приосевой области, и тем самым нагревают их до термоядерных температур. Кроме этого, высокоэнергетические протоны ионизируют ядра деления и синтеза, в результате чего они под действием скрещенных электрического и магнитного полей магнитной ловушки начинают вращаться вокруг продольной оси реактора с дрейфовой скоростью, обеспечивающей резонансное деление ядер делящегося вещества при их соударении с тепловыми нейтронами, вошедшими в активную зону реактора из замедлителя, в котором они были получены из быстрых нейтронов при их замедлении. После поджига совместных реакций деления и синтеза подача высокоэнергетических протонов прекращается. Однако она может быть продолжена при необходимости дополнительного снижения критической плотности делящегося вещества или получения дополнительной ядерной энергии. Технический результат заключается в обеспечении возможности совместного протекания реакций резонансно-динамического деления и термоядерного синтеза за счет использования высокоэнергетических протонов, ускоренных до энергии сотни МЭВ. 2 табл., 1 ил.

Но я лично думаю, что все проще: крылатая ракета стартует обычным образом, выходит на высоту и скорость, а далее работает прямоточный реактивный двигатель рельсотронной архитектуры, где импульсы разрядные питаются от небольшого реактора и порождают в воздухе поток плазмы - ионизированного воздуха. Это позволяет поддерживать режим полета на заданной скорости (рельсотронные ускорители позволяют создавать достаточно быстрый реактивный поток). Для аппарата основная задача: лететь на нужной скорости как можно дольше, поток пазмы - не радиоактивен, а в момент взрыва ракеты ядерная установка разрушается, добавляя радиоактивности в эпицентре. Вот такая схема, судя по всему, и реализуется в данном типе оружия - так получается крылатая ракета с ядерной энергетической установкой.

Проблема оснащения космических аппаратов надежными системами энергообеспечения стала очевидна почти сразу после запусков первых искусственных спутников Земли. Химические аккумуляторные батареи, применявшиеся в те годы, не могли удовлетворить стремительно растущие потребности в энергообеспечении для решения серьезных энергоемких задач в космосе.

Один из них предусматривал применение солнечных батарей для питания бортовой аппаратуры полезной нагрузки и служебных систем космического аппарата (КА). Этот вариант было достаточно просто реализовать в техническом плане, он был относительно дешев и надежен при эксплуатации. Однако в те годы элементы солнечных батарей в процессе эксплуатации достаточно быстро деградировали, плюс ко всему они не могли обеспечить энергией спутник, когда он находился на теневом участке орбиты – в этом случае энергия поступала от аккумуляторов, имеющих значительную массу и небольшой срок службы. Тем не менее, сейчас, в связи с появлением новых материалов и технологий для производства солнечных батарей, этот способ обеспечения энергией космических аппаратов является основным в мировой космонавтике.

Космические аппараты с радиоизотопными источниками энергии

Другой вариант предусматривал использование ядерных источников энергии. Но их применение на космических аппаратах сопряжено с решением большого комплекса проблем обеспечения радиационной безопасности – как биосферы Земли на участке выведения спутника, так и полезной нагрузки КА в космическом пространстве. Первый опыт решения этих задач в нашей стране был получен при запуске в космос космических аппаратов с радиоизотопными источниками энергии. В 1965 г. были запущены два экспериментальных КА связи типа «Стрела-1» с радиоизотопными термоэлектрическими генераторами (РИТЭГ) «Орион-1», работающими на полонии-210. Вес генераторов составлял 14,8 кг, электрическая мощность – 20 Вт, срок работы – 4 месяца. В последующие годы проводились работы, направленные на повышение мощности и ресурса РИТЭГ для луноходов и автоматических межпланетных станций. В то же время разработанные конструкции РИТЭГ отличались между собой применяемыми изотопами, термоэлектрическими материалами, конструктивными формами и т.п. Все это значительно усложняло и удорожало создание подобных энергетических установок.

Сравнительно низкая энергоемкость, высокая стоимость РИТЭГ, сложности с решением проблем их использования в космосе, успехи в разработке энергетических установок на основе ядерного реактора явились причиной прекращения работ по новым РИТЭГ для космоса.

Рис. 1. Макет ЯЭУ «Тополь»

Термоэлектрические реакторы-преобразователи

Использование термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей энергии в сочетании 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.

Первый советский термоэлектрический реактор-преобразователь «Ромашка» был впервые запущен в Институте атомной энергии («Курчатовский институт») 14 августа 1964 г. Реактор на быстрых нейтронах имел тепловую мощность 40 кВт и использовал в качестве топлива карбид урана. Термоэлектрический преобразователь на кремний-германиевых полупроводниковых элементах выдавал мощность до 800 Вт. Основоположник практической космонавтики, академик С.П.Королев намеревался использовать «Ромашку» на космических аппаратах в сочетании с импульсными плазменными двигателями, но его уход из жизни в 1966 г. не дал осуществиться этим планам. Испытания «Ромашки» закончились в середине 1966 года, но реактор так и не был использован в космосе.

Американские космические аппараты с ЯЭУ

Первой в мировой практике ядерной энергетической установкой (ЯЭУ), примененной на космическом аппарате, стала американская ЯЭУ SNAP-10A, размещенная на космическом аппарате Snapshot, который был выведен на орбиту 3 апреля 1965 года. Предполагалось провести летные испытания реактора в течение 90 суток. Реактор на тепловых нейтронах использовал уран-235 в качестве топлива, гидрид циркония как замедлитель и натрий-калиевый расплав в качестве теплоносителя. Тепловая мощность реактора составляла около 40 кВт. Электрическая мощность, обеспечиваемая термоэлектрическим преобразователем, составляла от 500 до 650 Вт. Реактор успешно проработал 43 дня – до 16 мая 1965 года.

Тем не менее, США вскоре свернули свою программу по космическим ЯЭУ. Так, 18 мая 1968 г. был запущен последний, на сегодняшний день, американский спутник с ядерным реактором. Увы, на участке выведения потерпела катастрофу ракета-носитель «Тор-Аджена-Д», которая должна была вывести на орбиту метеорологический спутник «Нимбус-В» с ЯЭУ SNAP-19B2. Благодаря прочности конструкции аппарата он не разрушился. Позднее он был найден и поднят на борт корабля американских ВМС. К счастью, радиоактивного заражения мирового океана не произошло. После этого США запустили ряд космических аппаратов с радиоизотопными генераторами, включая межпланетные автоматические станции «Пионер» и «Вояджер», а также пилотируемые космические корабли «Аполлон». Последним американским космическим аппаратом с радиоизотопным генератором стал межпланетный зонд «New Horizons», запущенный к Сатурну в январе 2006 г.

Советские космические аппараты с ЯЭУ

Первый советский спутник с ядерной энергетической установкой был запущен 3 октября 1970 г. Это был прототип космического аппарата радиолокационной разведки «УС-А» («Космос-367»), разработанный и изготовленный ЦКБ машиностроения (г.Реутов, генеральный конструктор В.Н.Челомей). Следует отметить, что к началу 1970-х годов ЦКБ машиностроения было загружено выполнением правительственных заданий по созданию новых противокорабельных крылатых ракет, космической орбитальной станции «Алмаз» и другими важными работами. Поэтому еще с мая 1969 г. весь комплекс работ по космическим аппаратам «УС-А», включая выпуск конструкторской и эксплуатационной документации, освоение серийного производства, проведение наземной и летно-конструкторской отработки космических комплексов, сдачу их в эксплуатацию, проводился ленинградскими Конструкторским бюро и заводом «Арсенал» имени М.В.Фрунзе.

Космический аппарат «УС-А» был оснащен радиолокатором одностороннего бокового обзора и был предназначен для обнаружения надводных кораблей и авианосных соединений противника. В качестве энергетической установки КА была использована ЯЭУ БЭС-5 «Бук» мощностью 3 кВт с термоэлектрическим преобразованием тепловой энергии (разработчик ЯЭУ – НПО «Красная Звезда»). Для обеспечения радиационной безопасности после завершения срока активного существования в составе КА была предусмотрена специальная твердотопливная двигательная установка, обеспечивающая увод энергетической части космического аппарата на орбиту с длительным сроком существования – продолжительностью не менее 10 периодов полураспада наиболее «живучих» изотопов ЯЭУ.

Рис. 2. КА УС-АМ

За время серийного производства спутников типа «УС-А» удалось увеличить срок активного существования изделий с 45 до 120 суток, при этом были решены задачи по защите бортовой аппаратуры КА от радиационного воздействия ЯЭУ.

В эти же годы коллективом КБ «Арсенал» проводились работы по модернизации КА «УС-А», направленные на кардинальное улучшение тактико-технических характеристик и увеличение срока активного существования. Результатом этого стало создание во второй половине 1980-х гг. космического аппарата двухстороннего радиолокационного обзора – «УС-АМ». Срок активного существования КА «УС-АМ» составил около 300 суток, применение локатора двухстороннего обзора позволило существенно расширить возможности КА с точки зрения целевого применения.

ЯЭУ с термоэмиссионными преобразователями

В то же время в Советском Союзе параллельно с работами по созданию ЯЭУ с термоэлектрическими генераторами проектировались ЯЭУ с термоэмиссионными преобразователями. Термоэмиссионное преобразование по сравнению с термоэлектрическим позволяет увеличить КПД, повысить ресурс и улучшить массогабаритные характеристики энергоустановки и космического аппарата в целом. В 1970–1973 гг. были созданы и прошли наземные энергетические испытания первые три прототипа термоэмиссионной ЯЭУ. Эти испытания непосредственно подтвердили возможность стабильного получения удовлетворительных выходных параметров реактора-преобразователя. Работы шли по ЯЭУ двух типов: ТЭУ-5 «Тополь» (Топаз-1) и «Енисей» (Топаз-2). Летные испытания двух образцов ЯЭУ «Тополь» были проведены в 1987–1988 гг. на КА «Плазма-А» разработки КБ «Арсенал» («Космос-1818» и «Космос-1867»). ЯЭУ на КА «Космос-1818» проработала в течение 142 суток, а ЯЭУ на «Космос-1867» – в течение 342 суток. В обоих случаях окончание работы ЯЭУ было связано с плановым исчерпанием запасов цезия, используемого при работе термоэмиссионного реактора-преобразователя.

Рис. 3

Отличительной чертой установки «Тополь» стало соединение реактора с термоэмиссионным (термоионным) преобразователем тепловой энергии в электрическую. Такой преобразователь подобен электронной лампе: катод из молибдена с вольфрамовым покрытием, нагретый до высокой температуры, испускает электроны, которые преодолевают промежуток, заполненный ионами цезия под низким давлением, и попадают на анод. Электрическая цепь замыкается через нагрузку.

Реактор (топливо – диоксид урана с 90% обогащением, теплоноситель – калий-натриевая смесь) имел тепловую мощность 150 кВт, причем количество урана-235 в реакторе было снижено до 11,5 кг по сравнению с 30 кг в БЭС-5 «Бук». Выходная электрическая мощность преобразователя составляла от 5 до 6,6 кВт.

В свою очередь, реактор-преобразователь «Енисей» разрабатывался ленинградским ЦКБ машиностроения по заказу НПО прикладной механики (г.Железногорск) для геостационарного КА непосредственного телевещания «Эстафета». Тепловая мощность «Енисея» была порядка 115–135 кВт, электрическая мощность 4,5–5,5 кВт. Расчетный срок службы был не менее 3 лет.

Международное сотрудничество по космическим ЯЭУ

Согласно ряду сообщений в прессе, в 1992 году США приобрели в России за 13 млн. долларов две ЯЭУ «Енисей». Один из реакторов, поставленных в США, предполагалось после тщательных наземных испытаний использовать в 1995 г. в «Космическом эксперименте с ядерно-электрической двигательной установкой». Однако в 1996 г. этот довольно дорогостоящий проект был закрыт.

Другие проекты космических реакторов 1990-х годов также не дошли до летных испытаний. Так, в 1993 г. были закрыты два американских проекта для Стратегической оборонной инициативы: ЯЭУ SP-100 с максимальной выходной электрической мощностью от 40 до 300 кВт и сроком службы от 3 до 7 лет и особо мощная установка на 5 МВт электрической мощности. В России проводилась разработка мощной двухрежимной установки «Топаз-100/40» («Топаз-3») для геостационарного космического аппарата. В режиме 100 кВт установка должна была обеспечить перевод КА с помощью электроракетных двигателей с начальной радиационно-безопасной орбиты (800 км) на геостационарную, а в режиме 40 кВт – для питания целевой аппаратуры в течение 7 лет.

Немалую роль в прекращении эксплуатации космических аппаратов с ЯЭУ сыграло настороженное после чернобыльской катастрофы отношение мировой общественности к ядерной энергетике вообще. К концу 1980-х годов обывателю, по крайней мере, на Западе, уже было известно об авариях космических аппаратов с ядерными энергоустановками – как советскими, так и американскими.

Радиационные аварии космических ЯЭУ

Наиболее серьезные аварии (с радиационным загрязнением) со спутниками, оснащенными ЯЭУ, происходили, по сути, трижды. Первая случилась 21 апреля 1964 г., когда аварией закончился запуск американского навигационного спутника «Транзит-5В» с ядерной энергетической установкой SNAP-9A на борту, а находившиеся в ней 950 граммов плутония-238 рассеялись в земной атмосфере, вызвав существенное повышение естественного радиоактивного фона. Вторая произошла 24 января 1978 г. уже с советским КА радиолокационной разведки «УС-А» («Космос-954»). В результате неконтролируемого схода спутника с орбиты при прохождении плотных слоев земной атмосферы произошло разрушение космического аппарата, а его обломки упали в северо-западных районах Канады. Произошло незначительное радиоактивное загрязнение поверхности, правительство СССР выплатило Канаде компенсацию, но ущерб в этом случае был в большей степени политическим – СССР обвинили в милитаризации космоса, а КА «УС-А» пришлось дооснащать дублирующей системой обеспечения радиационной безопасности, и пуски таких аппаратов возобновились только в 1980 году. В феврале 1983 г. в пустынных районах Южной Атлантики снова упал КА «УС-А» («Космос-1402»). Однако в этот раз конструктивные доработки после предыдущей аварии позволили отделить активную зону от термостойкого корпуса реактора и предотвратить компактное падение обломков. Тем не менее, было зафиксировано незначительное повышение естественного радиационного фона.

Последний инцидент со спутником «УС-А» («Космос-1900») случился в 1988 г., когда, как казалось, было не избежать повторения канадского скандала, но за несколько дней до входа космического аппарата в плотные слои атмосферы сработала аварийная защитная система и активная зона реактора была успешно отделена и переведена на орбиту захоронения.

За месяц до этого был запущен модернизированный КА «УС-АМ» («Космос-1932»). И хотя в этот раз полет прошел нормально, от эксплуатации аппаратов с ядерными энергетическими установками было решено отказаться «до лучших времен». Тем более, что в это время на СССР оказывалось серьезное давление со стороны США и международных организаций, требовавших от Советского Союза «прекратить загрязнение космоса».

Рис. 4. JIMO (журнал «Новости космонавтики»)

Экологическая безопасность космических ЯЭУ

В нашей стране с самого начала работ по космическим аппаратам с ЯЭУ огромное значение придавалось обеспечению экологической безопасности на всех этапах эксплуатации таких КА. С учетом специфики работы реактора, накопления в нем радиоактивности и ее последующего спада, были приняты следующие принципы обеспечения безопасности:

Сохранение реактора ЯЭУ в подкритичном состоянии (т.е. без протекания реакции деления) до выхода КА на орбиту, в том числе во всех аварийных ситуациях;

Включение реактора ЯЭУ только на рабочей орбите КА;

Обязательное выключение реактора после выполнения спутником заданной программы, а также при возникновении аварийной ситуации;

Изоляция ЯЭУ от населения Земли в течение времени, необходимого для снижения радиоактивности выключенного реактора до безопасного уровня;

При невозможности изоляции – диспергирование (дробление) ЯЭУ до уровней, обеспечивающих безопасность населения на территории выпадения фрагментов установки.

Эти принципы были в дальнейшем одобрены Комитетом ООН по космосу и закреплены в ныне действующем документе «Принципы, касающиеся использования ядерных источников энергии в космическом пространстве», принятом Генеральной Ассамблеей ООН в 1992 году.

Перспективы развития космических ЯЭУ

Как видно из истории, использование ядерной энергии в космосе остается опасным и дорогостоящим делом, но игра всё же стоит свеч. В настоящее время в России ведется отработка и создание космических ядерных энергетических установок следующего поколения. Ранее созданные установки «Бук» и «Тополь» имели уровень мощности 3-10 кВт и ресурс работы от 3 месяцев до одного года. Имеется практический задел по созданию установок мощностью до 100 кВт и с ресурсом работы от 5 до 10 лет.

Применение ядерных энергоустановок в космосе в соответствии с принятой идеологией предусматривает их использование только в тех сферах, где нет возможности решить задачу с помощью других источников энергии. Главным источником энергии на околоземных орбитах являются солнечные элементы, мощность и КПД которых за последнее время значительно выросли. Если еще несколько лет назад разработчики ЯЭУ ориентировались на уровень мощности 20 кВт, то сегодня такой уровень планируется обеспечивать солнечными источниками энергии. В то же время для полетов в дальний космос использование ЯЭУ практически не имеет альтернативы. Для таких масштабных проектов, как экспедиция на Марс, преимущество использования ядерной энергетики не вызывает сомнений. Причем ЯЭУ может служить не только источником энергии для жизнеобеспечения экипажа и питания аппаратуры, но и средством, обеспечивающим движение, в том числе с помощью ядерного ракетного двигателя. В соответствии с современными представлениями это может быть транспортно-энергетический модуль, обеспечивающий вывод аппарата на орбиту или возможность смены орбиты. Такая двухрежимная установка с уровнем мощности около 100 кВт обеспечит вывод космического корабля на рабочую орбиту, и уже там обеспечит энергопитание на более низком уровне мощности.

Американские программы по атомным технологиям для космоса

В США после долгого перерыва решили вернуться к использованию космических ЯЭУ. В августе 2006 года президентом Бушем и конгрессом был принят очень важный документ – «Национальная космическая политика США». В нем недвусмысленно говорится о необходимости достижения государственного приоритета в области космических технологий, в том числе атомных. В США уже ведутся предварительные исследования по созданию первой в мире межпланетной станции, использующей ядерный реактор как источник питания бортовой электрореактивной двигательной установки и научной аппаратуры с высоким уровнем энергопотребления. Станция предназначена для исследования трех из четырех галилеевых спутников Юпитера – Европы, Ганимеда и Каллисто – и потому названа JIMO (Jupiter Icy Moon Orbiter, Орбитальный аппарат для ледяных лун Юпитера). Она должна окончательно установить, существуют ли под ледяной корой этих больших спутников океаны, в которых может быть жизнь.

Проект JIMO должен продемонстрировать безопасность ядерных реакторов и надежность эксплуатации ядерных реакторов в космосе. Ядерная энергетическая установка этого аппарата должна дать в 100 раз больше электроэнергии, чем энергетические установки, применявшиеся для межпланетных перелетов ранее. Все это откроет новые возможности для исследований, включая более гибкий план полетов, в меньшей степени зависящий от взаимного расположения планет, а значит, дающий большее время для целевых работ в одной миссии.

Концепция развития космической ядерной энергетики в России

В 1998 г. Правительство Российской Федерации приняло постановление «О концепции развития космической ядерной энергетики в России». Эта Концепция направлена на сохранение лидирующих позиций России в области космических ядерных технологий, высококвалифицированных кадров, уникальной экспериментальной и производственно-технологической баз, инфраструктуры научных центров и предприятий, которые осуществляют работы в данной области.

Таким образом, сейчас наблюдается настоящий ренессанс космической ядерной энергетики – для решения амбициозных энергоемких задач на околоземной орбите и в дальнем космосе требуется колоссальная энергия, дать которую в настоящее время способны только ядерные энергетические установки. При должном финансировании и внимании мирового ученого сообщества к этой технологии человечество уже в ближайшей перспективе будет способно подойти к промышленному освоению космоса, пилотируемому полету на Марс и исследованию дальних планет.

П.А.Карасев,

ФГУП «Конструкторское бюро «Арсенал» имени М.В.Фрунзе»,

Санкт-Петербург

http://proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=995

Первое широкое применение атомные батареи нашли в космосе, поскольку именно там требовались источники энергии, способные вырабатывать тепло и электричество в течение длительного времени, в условиях резкого и очень сильного перепада температур, при значительных переменных нагрузках, и поскольку в условиях непилотируемых полётов радиоизлучение от источника питания не несло большой угрозы (в космосе и без него излучений хватает). Химические источники энергии не оправдали себя. Так, когда 4.10.1957 в СССР был выведен на орбиту первый искусственный спутник Земли, то его химические батареи могли давать энергию в течение 23-х дней. После этого мощность их была исчерпана. Кремниевые солнечные батареи эффективны лишь при полётах вблизи Солнца, для полётов к удалённым планетам солнечной системы они не годятся.

Способы преобразования энергии на космических аппаратах бывают двух видов: прямое и машинное. Типы преобразователей тепловой энергии в электрическую делятся на статические (т.е. без подвижных частей), и динамические (т.е. с подвижными, вращающимися или двигающимися частями). Проблема выбора вида преобразования энергии по-прежнему остается актуальной разработчиков различных преобразователей и космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ) на их основе.

Так, в рамках известной инициативы НАСА по космическим ядерным энергетическим установкам для реализации программы «Прометей» по проекту «Джимо» (орбитальная экспедиция к ледяным лунам Юпитера) выбран динамический преобразователь (газо-турбинная установка на основе цикла Брайтона). Ресурс КЯЭУ 10 лет при выходной электрической мощности от 250 кВт(эл).

Начиная с начала шестидесятых годов, достаточно широкий размах в СССР, США и ряде других стран получили работы по прямому преобразованию тепловой энергии в электрическую на основе термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей. Подобные методы преобразования энергии принципиально упрощают схему установок, исключают промежуточные этапы превращения энергии и позволяют создать компактные и лёгкие энергетические установки.

СССР использовал атомные батареи в спутниках типа «Космос». В сентябре 1965 в составе аппаратов «Космос-84» и «Космос-90» 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, когда, несмотря на полное разрушение объектов, топливный блок, содержащий 25000 кюри полония-210, остался герметичным.

Исследовательский корабль «Луноход-1», спущенный на поверхность Луны Советским Союзом в ноябре 1970 года, был обеспечен радиоактивными изотопами (полоний-210) для регулировки температуры. «Луноход-1» функционировал в течение 322 дней. За 11 лунных суток он прошёл 10,5 км, исследуя район Моря Дождей, осуществил детальное топографическое обследование 80000 кв.м. лунной поверхности. За это время был проведён 171 сеанс связи, с помощью радиотелесистем «Лунохода-1», на Землю было передано свыше 200 тысяч снимков лунной поверхности». Успешно работал радиоизотопный термоэлектрический генератор тока и на аппарате «Луноход-2».

Источники энергии, снабженные долгоживущими изотопами, особенно необходимы для космических зондов, находящихся в "дальних странствиях" к удаленным планетам. Поэтому американские зонды «Викинг», которые были высажены на Марс в июле и сентябре 1976 с целью поисков там разумной жизни, имели на борту два радиоизотопных генератора для обеспечения энергией спускаемого аппарата. Космические станции вблизи Земли, такие, как «Салют» (СССР) и «Скайлэб» (США), получают энергию от солнечных батарей, питаемых энергией Солнца. Однако зонды для Юпитера нельзя оснащать солнечными батареями. Излучения Солнца, которое получает зонд вблизи далекого Юпитера, совершенно недостаточно для обеспечения прибора энергией. Кроме того, при космическом перелете Земля - Юпитер требуется преодолеть огромные межпланетные расстояния при продолжительности полета от 600 до 700 дней. Для таких космических экспедиций основой удачи является надежность энергетических установок. Поэтому американские зонды планеты Юпитер – «Пионер 10», который стартовал в феврале 1972 года, а в декабре 1973 года достиг наибольшего приближения к Юпитеру, а также его преемник «Пионер-2» - были оснащены четырьмя мощными батареями с плутонием-238, помещенными на концах кронштейнов длиной в 27 м. В 1987 году «Пионер 10» пролетел мимо самой удаленной от Земли планеты - Плутона, а затем это произведенное на земле космическое тело покинуло нашу Солнечную систему.

Табл.1 Основные характеристики КЯЭУ, получившие реальный опыт использования в составе космических аппаратов в США и СССР/России

1 – реактор; 2 – трубопровод жидкометаллического контура; 3 – радиационная защита; 4 – компенсационный бак ЖМК; 5 – холодильник-излучатель; 6 – ТЭГ; 7 – силовая рамная конструкция.

Можно сказать, что использование радиоизотопных источников тепла вместо химических позволило в десятки и даже в сотни раз увеличить длительность пребывания спутников на орбите. Однако при использовании спутников с большим энергопотреблением мощности радиоизотопных генераторов оказывается недостаточно. При энергопотреблении более 500 Вт более рентабельно использовать ядерную реакцию деления, т.е. маленькие атомные станции.

1 – блок системы подачи пара цезия и приводов органов регулирования; 2 – ТРП; 3 – трубопровод ЖМК; 4 – РЗ; 5 – компенсационный бак ЖМК; 6 – ХИ; 7 – рамная конструкция.

ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ С ТЕРМОЭЛЕКТРИЧЕСКИМИ ГЕНЕРАТОРАМИ

Космическая гонка, особенно в военной сфере, потребовала энергооснащенности спутников, в десятки раз превышающей ту, что могли обеспечить солнечные батареи или изотопные источники питания. Действительно, на базе радиоактивного изотопа трудно построить прямой преобразователь тепла в электроэнергию (на термоэлементах) большой мощности. В этом отношении намного перспективнее использование цепной ядерной реакции. В космическом пространстве в 2000 находилось 55 ядерных реакторов. Использование атомной-тепловой энергии можно разделить на машинное и безмашинное. Необходимую мощность дают компактные ядерно-энергетические установки (ЯЭУ), которые из-за ограниченных размеров спутников должны работать без габаритных парогенераторов или турбин. Прямое преобразование ядерной тепловой энергии в электрическую имеет решающие преимущества по сравнению с машинным для автономных реакторных энергоустановок сравнительно небольшой мощности (от 3 кВт до 3-5 МВт) и большой ресурсоспособности (от 3 лет непрерывной эксплуатации до 10 лет в перспективе).

Ядерная электрическая установка (ЯЭУ) предназначена для питания электроэнергией аппаратуры космических аппаратов используется принцип непосредственного преобразования тепловой энергии ядерного реактора в электричество в полупроводниковом термоэлектрическом генераторе. Захоронение ЯЭУ после окончания эксплуатации производится переводом на орбиту, где время существования реактора достаточно для распада продуктов деления до безопасного уровня (не менее 300 лет). В случае любых аварий с космическим аппаратом ЯЭУ имеет в своём составе высокоэффективную дополнительную систему радиационной безопасности, использующую аэродинамическое диспергирование реактора до безопасного уровня.

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 были объединены в единый агрегат - реактор-преобразователь.

Типичная ядерная энергетическая установка содержит: реактор на быстрых нейтронах с боковым бериллиевым отражателем, включающим 6 цилиндрических регулирующих стержней, холодильник излучатель; 2 контура теплоносителя (эвтектика натрия - калия), электромагнитный насос, термоэлектрический генератор и приводы регулирующих стержней; теневую радиационную защиту гидрида лития обеспечивающую ослабление ионизирующих излучений реактора до уровня допустимых для приборов и оборудования космического аппарата; - излучатель для сброса тепла в космос со второго контура теплоносителя; приставку с агрегатами системы выброса сборки тепловыделяющих элементов реактора из корпуса реактора. Мощность электрическая - 3 кВт, мощность тепловая - 100 кВт, масса ЯЭУ - 930 кг, загрузка урана 235 - 30 кг.

В 50-х годах в СССР начаты работы по созданию реакторной термоэлектрической энергоустановки «БУК» с малогабаритным реактором на быстрых нейтронах и находящимся вне реактора термоэлектрическим генератором на полупроводниковых элементах. Более 30 установок «БУК» эксплуатировались на космических аппаратах серии «Космос» в течение ряда лет.

В 1964 в Институте ядерной энергии им. И.В.Курчатова запущен первый реактор прямого преобразования тепла в электричество, «Ромашка». Основой является высокотемпературный реактор на быстрых нейтронах, активная зона которого состоит из дикарбида урана и графита. Активная зона реактора (цилиндр) окружена бериллиевым отражателем. Температура в центре активной зоны - 1770°С, на наружной поверхности реактора – 1000°С. На наружной поверхности отражателя находится термоэлектрический преобразователь, состоящий из большого числа кремний-германиевых полупроводниковых пластин, внутренние стороны которых нагреваются теплом, выделяемым реактором, а наружные охлаждаются. Неиспользованное тепло с преобразователя излучается в окружающее пространство ребристым холодильником-излучателем. Тепловая мощность реактора 40 квт. Снимаемая электрическая мощность с термоэлектрического преобразователя 500 вт.

Высокотемпературный ядерный реактор-преобразователь позволяет непосредственно получать электроэнергию без участия каких-либо движущихся рабочих тел и механизмов. В «Ромашке» наиболее полно воплощены идеи реактора прямого преобразования: там нет ничего движущегося. В отличие от американского реактора SNAP-10А там нет теплоносителя и насосов. Американцы вынуждены были отказаться от своего варианта реактора из-за непрочных позиций в области высокотемпературного материаловедения.

Реактор-преобразователь "Ромашка" успешно проработал 15000 часов (вместо ожидаемых 1000 ч.), выработал при этом - 6100 кВт.час электроэнергии. Выполненный комплекс работ с установкой "Ромашка" показал её абсолютную надёжность и
безопасность.

Эффективность работы подобных генераторов можно повысить путём использования вместо термоэлектрического преобразователя энергии плоских модульных термоэмиссионных элементов, располагаемых на границе активной зоны и радиального отражателя.

На базе установки "Ромашка" была создана опытная установка «Гамма» - прототип автономной транспортируемой АЭС «Елена» электрической мощностью до 500 кВт, предназначенной для энергоснабжения отдаленных районов.

Первая в нашей стране космическая ядерная электрическая станции (КАЭС) «БЭС-5» с гомогенным реактором на быстрых нейтронах и термоэлектрическим генератором (ТЭГ) разрабатывалась для электропитания аппаратуры космического аппарата радиолокационной разведки на участке выведения и в течение всего времени активного существования спутника на круговой орбите высотой порядка 260 км. Генерирующая выходная мощность "БЭС-5" 2800 Вт, с ресурсом 1080 часов. 3 октября 1970 осуществлён запуск ЯЭУ «БЭС-5» в составе космического аппарата радиолокационной разведки («Космос-367»). После проведения 9 запусков ЯЭУ "БЭС-5" в 1975 была принята на вооружение ВМФ СССР. Всего к моменту снятия с эксплуатации ЯЭУ «БЭС-5» (1989) была запущена в космос 31 установка.

В процессе эксплуатации установки проводились работы по доработке и модернизации БЭС, связанные с повышением радиационной безопасности, увеличением электрической мощности в конце ресурса до 3 кВт и увеличением ресурса до 6-12 месяцев. Первый запуск модернизированного варианта ЯЭУ был произведён 14 марта 1988 года в составе космического аппарата «Космос-1932».

Табл.2 Радионуклидные термоэлектрические генераторы (РТГ) и блоки обогрева (БО) на полонии-210 и плутонии-238, источник гамма-излучения (ИИ) на тулии-170

Типичным представителем КАЭС, используемых в качестве источников питания мощных радиотехнических спутников (космических радиолокационных станций и телетрансляторов), с прямым преобразованием тепла в электричество, является установка «Бук», которая по сути дела, представляла собой ТЭГ - полупроводниковый преобразователь Иоффе, только вместо керосиновой лампы в нем использовался ядерный реактор. Как обычно, один полупроводниковый спай помещался в холод, а другой - в тепло: между ними пробегал электрический ток. С холодом в космосе все в порядке - он повсюду. Для тепла же годился металлический теплоноситель, что омывал портативный ядерный реактор. Это был быстрый реактор мощностью до 100 кВт. Полная загрузка высокообогащенного урана составляла около 30 кг. Тепло из активной зоны передавалось жидким металлом - эвтектическим сплавом натрия с калием полупроводниковым батареям. Электрическая мощность достигала 5 кВт. Время работы «Бука» - 1-3 месяца. теперь уже в качестве, продолжались до начала перестройки. С 1970 по 1988 год в космос запустили около 30 радиолокационных спутников с ядерно-энергетическими установками "Бук" с полупроводниковыми реакторами-преобразователями. Если установка отказывала, спутник переводили на орбиту длительного существования высотой 1000 км.

Основные достижения отечественной науки и техники в области термоэлектрической технологии для космических миссий связаны с НИОКР по созданию ЯЭУ «Ромашка», КЯЭУ «БУК» и реальным опытом ее эксплуатации в космосе в период 1970-1988 гг. в ходе 32-х запусков.

ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ С ТЕРМОЭМИССИОННЫМИ ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЯМИ

В СССР параллельно работам по созданию ЯЭУ с термоэлектрическими генераторами проводились работы по ЯЭУ с термоэмиссионными преобразователями, имеющими более высокие технические характеристики. По сути, здесь используется тот же, что и в полупроводниковом преобразователе принцип, но вместо холодного и горячего спая применяют горячий карбидурановый катод и холодный стальной анод, а между ними находятся легко ионизирующиеся пары цезия. Эффект - электрическая разность потенциалов, то есть натуральная космическая электростанция. Термоэмиссионное преобразование по сравнению с термоэлектрическим позволяет увеличить к.п.д., повысить ресурс и улучшить массогабаритные характеристики энергоустановки и космического аппарата в целом. Принцип термоионного преобразования тепловой энергии в электрическую заключается в том, что раскаленная выделяемым в реакторе теплом металлическая поверхность эффективно испускает ионы, адсорбируемые расположенной с небольшим зазором охлажденной стенкой.

В 1970-71 в СССР была создана термоэмиссионная ядерно-энергетическая установка «Топаз» (Термоэмиссионный Опытный Преобразователь в Активной Зоне), в которой использовался тепловой реактор мощностью до 150 кВт. Полная загрузка урана составляла 31,1 кг 90% урана-235. Вес установки 1250 кг. Основой реактора были тепловыделяющие элементы – «гирлянды». Они представляли собой цепочку термоэлементов: катод - "наперсток" из вольфрама или молибдена, заполненный окисью урана, анод - тонкостенная трубка из ниобия, охлаждаемая жидким натрий-калием. Температура катода достигала 1650oC. Электрическая мощность 10 кВт. «Топазы» обладали кпд теплоэлектрического преобразования 5-10% против 2-4% у прежних реакторов.

Помимо урана-235 перспективен в качестве топлива реакторов космического назначения диоксид плутония-238, благодаря своему очень высокому удельному энерговыделению. В этом случае относительно низкий кпд термоэмиссионного реактора прямого преобразования компенсируется активным энерговыделением плутония-238.

Испытаны два термоэмиссионных реактора-преобразователя на промежуточных нейтронах (без замедлителя) - «Топаз-1» и «Топаз-2» электрической мощностью 5 и 10 квт соответственно. В установке «Топаз» прямое (безмашинное) преобразование энергии осуществляется во встроенных в активную зону малогабаритного теплового реактора электрогенерирующих каналов. Установка «Топаз-1» снабжена тепловым реактором-преобразователем и жидкометаллическим теплоносителем (натрий-калий или литий). Принцип прямого преобразования тепловой энергии в электрическую заключается в нагреве в вакууме катода до высокой температуры при поддержании анода относительно холодным, при этом с поверхности катода «испаряются» (эмиттируют) электроны, которые, пролетев межэлектродный зазор, «конденсируются» на аноде, и при замкнутой наружной цепи по ней идёт электрический ток. Основное преимущество такой установки по сравнению с электромашинными генераторами - отсутствие движущихся частей. Реализация концепции реактора-преобразователя на быстрых нейтронах с литиевым охлаждением в будущем возможно позволяет решить задачу создания установки электрической мощностью 500-1000 кВт и более.

Ядерная энергетическая установка содержит: термоэмиссионный реактор-преобразователь с замедлителем из гидрида циркония и боковым бериллиевым отражателем, включающим поворотные органы регулирования; систему реактора-преобразователя: приводы органов регулирования подачи цезия в электрогенерирующие каналы, скомпонованные в блок, расположенный перед реактором-преобразователем; теневую радиационную защиту из гидрида лития, обеспечивающего ослабление радиационного излучения реактора до уровней, допустимых для приборов космического аппарата; систему отвода неиспользованного тепла от реактора теплоносителем (эвтектика натрия-калия), включающая электромагнитный насос, питаемый электроэнергией от реактор-преобразователя, излучатель, для сброса тепла в космическое пространство и другие агрегаты. Мощность электрическая - 5 кВт, мощность тепловая - 150 кВт, ресурс, включая работу до 1 года на 100 кВт режиме - 7 лет, загрузка урана 235 - 11,5 кг, масса - 980 кг.

Табл.3 Краткая характеристика ЯЭУ «Топаз 1»

Ядерное топливо в Топазе-1 (диоксид урана обогащенный ураном-235) заключено в сердечнике из тугоплавкого материала, служащей катодом (эмиттером) для электронов. Тепло, выделяющееся в результате деления урана в реакторе, разогревает эмиттер до 1500-1800 градусов Цельсия, в результате чего происходит испускание электронов. Попадая на анод (коллектор), электроны обладают достаточной энергией, чтоб во внешней замкнутой цепи между электродами термоэмиссионного преобразователя (эмиттером и коллектором) произвести работу во внешней нагрузке. Межэлектродный зазор составляет несколько десятых долей миллиметра. Пары цезия, вводимые в межэлектродный зазор (МЭЗ), существенно активизируют процесс получения электроэнергии в реакторе. В конструкции энергоустановки реализована расходная цезиевая система, в которой пары цезия прокачивались через МЭЗ для удаления примесей. Прошедшие МЭЗ пары цезия поглощались ловушкой на основе пирографита, а газообразные примеси удалялись в космическое пространство. Цезиевая система имела термостат-генератор паров цезия с электронагревателями, с помощью которых обеспечивалось поддержание заданной температуры наиболее холодной зоны термостата. В генераторе паров цезия применялся ряд устройств, обеспечивающих удержание жидкой фазы в определенном положении и препятствующих её попаданию в парообразный тракт при действии малых перегрузок в космическом полете. В примененной конструкции генератора паров цезия максимальное количество цезия составило 2,5 кг, что при заданном расходе паров, определяемом проводимостью дросселя на выходе из РП, однозначно ограничивало возможный ресурс ЯЭУ. Требование минимизации массы и габаритов приходилось реализовывать с учетом того обстоятельства, что теплоотвод в космическом пространстве возможен лишь посредством излучения за счет использования специальной конструкции холодильника-излучателя. Реализация системы теплоотвода существенно затруднена, поскольку в ней используются агрессивная жидкометаллическая натрий-калиевая эвтектика. К этому добавляются высокие требования к надежности автономного функционирования и ресурсоспособности ЯЭУ в условиях перегрузок при выведении на орбиту, произвольной ориентации и отсутствия сил тяжести при работе на орбите, необходимости обеспечения ядерной и радиационной безопасности в условиях возможных аварий ракет-носителей при выведении КА с ЯЭУ на орбиту, а также обеспечения метеорной безопасности в космическом полёте и т.п. Ядерная электроэнергетическая установка «Топаз» предназначена для питания электроэнергией аппаратуры космических аппаратов военного применения. Использование на спутниках ядерных реакторов позволяет обеспечить стабильное электропитание не зависимо от расположения на орбите.
Ядерная и радиационная безопасность обеспечивается конструкцией ядерного реактора. При любых авариях, включая гипотетические с ракетой-носителем на стартовой позиции и на участке выведения на орбиту, ядерный реактор остается подкритичным. За счет введения блокировок пуск реактора невозможен по достижению орбиты. Блокировка снимается по радиокоманде с Земли только после подтверждения вывода на расчетную орбиту непосредственными траекторными измерениями. Высота орбита выбрана из условия, чтобы существование космического аппарата после прекращения функциональной установки с учетом любых аварийных ситуаций с установкой было достаточно для распада продуктов деления до безопасного уровня. Это время превышает 350 лет. Таким образом обеспечивается гарантированная безопасность населения Земли при использовании установок подобного типа.

ЯЭУ «Топаз-1» разрабатывалась для спутников радиолокационной разведки, «Топаз-2» – для космических аппаратов системы непосредственного телевизионного вещания из космоса. Первый летный образец - спутник «Космос-1818» с установкой «Топаз» вышел на радиационно безопасную стационарную круговую орбиту высотой 800 км 2 февраля 1987 года и безотказно проработал полгода, до исчерпания запасов цезия. Второй спутник – «Космос-1876» был запущен через год. Он отработал на орбите почти в два раза дольше. Успех «Топазов» стимулировал разработку ряда проектов реакторов с термоэмиссионными преобразователями, в частности ядерно-энергетической установки электрической мощностью до 500 кВт на основе реактора с литиевым охлаждением.

На основе ЯЭУ «БЭС» и «Топаз» подготовлен ряд проектов установок с улучшенными характеристиками. Подготовлены технические предложения по термоэлектрической ЯЭУ «Заря-1» для космического аппарата оптико-электронной разведки. ЯЭУ «Заря-1» отличается от «БЭС» уровнем электрической мощности (5,8 кВт против 2,9 кВт) и повышенным ресурсом (4320 часов против 1100 часов). В 1978 создана ЯЭУ «Заря-2» электрической мощностью 24 кВт и ресурсом 10000 часов, а потом и космическая ядерная энергодвигательная установка «Заря-3» электрической мощностью 24,4 кВт и ресурсом 1,15 года. Она предназначалась для создания импульсов тяги коррекции орбиты спутников и энергообеспечения специальной аппаратуры.

Термоэмиссионная космическая ядерная установка «ТОПАЗ 100/40» представляет собой двухрежимную ядерную энергетическую установку (ЯЭУ). Она предназначена для питания электроэнергией электроракетных двигателей (ЭРД) при выводе на высокую (вплоть до геостационарной) орбиты спутников системы спутниковой связи «Космическая звезда» (Space Star) и питания электроэнергией бортовой аппаратуры. Вывод на мощность реактора энергоустановки происходит только при достижении космическим аппаратом радиационно-безопасной орбиты (800 км и выше). Конструкция ЯЭУ удовлетворяет принятым на 47 сессии Генеральной Ассамблеи ОО документа «Принципы, касающиеся использования ядерных источников в космическом пространстве». В стартовом положении ЯЭУ размещена в отсеке космического аппарата диаметром 3,9 метра и длиной 4,0 метра под обтекатель. В орбитальном положении ЯЭУ раздвинута (реактор максимально отдалён от аппаратуры) и имеет длину 16,0 метров и диаметр 4 метра.

Ядерная энергетическая установка содержит: термоэмиссионный реактор-преобразователь с обслуживающими системами: привод органов регулирования, подача рабочего тела (цезий) в электрогенерирующие каналы; теневую радиационную защиту из гидрида лития, обеспечивающую ослабление радиационного излучения реактора до уровня, допустимого для приборов космического аппарата; систему отвода неиспользованного тепла от реактора с жидкометаллическим (эвтектический сплав натрия и калия) теплоносителем, включающую электромагнитный насос, холодильник излучатель, состоящий из 9 панелей на тепловых трубах, для сброса тепла в космическое пространство и другие агрегаты. Мощность электрическая - 40 кВт, мощность электрическая в режиме питания ЭРД - 100 кВт, ресурс, включая работу до 1 года на 100 кВт режиме - 7 лет, масса ЯЭУ - 4400 кг, загрузка урана 235 - 45 кгВо избежание быстрого падения ЯЭУ на Землю спутники по завершении активного существования переводятся на орбиту захоронения высотой около 1000 км, где отработавший реактор должен просуществовать oт 300 до 600 лет. На подобную орбиту переводятся и аварийные спутники. Сделать это, однако, удавалось не всегда. За почти 20 лет запусков было четыре случая падения спутника на Землю: два - в океан и один - на сушу.

Историческое первенство в космических ядерных авариях принадлежит США - в 1964 г. не смог выйти на орбиту американский навигационный спутник с атомным реактором на борту, и этот реактор развалился в атмосфере вместе со спутником на куски.

В СССР первая авария связана с запущенным 18 сентября 1977 4300-килограммовым спутником серии УС-А (псевдоним «Космос-954», параметры орбиты: перигей 259 км, апогей 277 км, наклонение 65 градусов). Спутник входил в состав спутниковой системы морской космической разведки и целеуказания МКРЦ «Легенда», предназначенной для обнаружения кораблей вероятного противника и выдачи данных для применения по ним нашим флотом крылатых ракет. В конце октября 1977 «Космос-954» прекратил регулярные коррекции орбиты, но перевести его на орбиту захоронения не удалось. По последующим сообщениям ТАСС, 6 января 1978 спутник внезапно разгерметизировался, из-за чего бортовые системы вышли из строя. Неуправляемое снижение аппарата под действием верхних слоев атмосферы завершилось 24 января 1978 сходом с орбиты и падением радиоактивных обломков па севере Канады в окрестности Большого Невольничьего озера. Урановые элементы спутника полностью сгорели в атмосфере. На земле нашли лишь остатки бериллиевого отражателя и полупроводниковых батарей. Тем не менее радиоактивный космический мусор оказался разбросанным на северо-западе Канады на площади в несколько тысяч квадратных километров. СССР согласился выплатил Канаде 3 миллиона долларов, составивших 50% стоимости операции «Morning Light» по очистке района падения «Космоса-954».

28 декабря 1982 работавший с 30 августа «Космос-1402» не удалось перевести на орбиту захоронений и он начал неконтролируемое снижение. Конструктивные доработки после предыдущей аварии позволили отделить активную зону от термостойкого корпуса реактора и предотвратить компактное падение обломков. Активная зона вошла в атмосферу 7 февраля 1983 и радиоактивные продукты деления рассеялись над Южной Атлантикой.

В апреле 1988 была утеряна связь с «Космосом-1900», выведенным на орбиту в декабре 1987. В течение пяти месяцев спутник неконтролируемо снижался, и наземные службы не могли дать команду ни на увод реактора на высокую орбиту, ни на отделение активной зоны для более безопасного ее схода с орбиты. К счастью, за пять суток до ожидавшегося входа в атмосферу, 30 сентября 1988 сработала система автоматического увода реактора, включившаяся ввиду исчерпания запаса топлива в системе ориентации спутника.

Продолжением источников питания типа «Топаз» явилась термоэмиссионная ядерная энергетическая установка «Енисей-Топаз». Электрогенерирующий канал - одноэлементный, мощность электрическая - 5 кВт, ресурс - до 3 лет.

Хотя само по себе происшествие не нанесло материального ущерба, его наложение на предшествовавшие катастрофы «Челленджера» и Чернобыльской АЭС привело к протестам против использования ядерных энергоустановок в космосе. Это обстоятельство стало дополнительным фактором, повлиявшим на прекращение полетов спутников с космическими локаторами в 1988. Впрочем, основной причиной отказа от космических локаторов с ядерным энергопитанием стали не призывы мировой общественности и уж тем более, не создаваемые реакторами помехи для гамма-астрономии, а низкие эксплуатационные характеристики.

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Табл. 4 Основные характеристики КЯЭУ «БУК» и «БУК-ТЭМ»

Полная загрузка высокообогащенного урана в «Бук» 30 кг, теплоноситель - жидкий металл - эвтектический сплав натрия с калием. Источник электричества - полупроводниковый преобразователь. Электрическая мощность 5 кВт. В «Топазе» использовался тепловой реактор мощностью 150 кВт. Полная загрузка урана 12 кг. Основой реактора были тепловыделяющие элементы – «гирлянды», представляющие собой цепочку термоэлементов: катод – «наперсток» из вольфрама или молибдена, заполненный окисью урана, анод - тонкостенная трубка из ниобия, охлаждаемая жидким натрий-калием. Температура катода 1650oC, электрическая мощность установки 10 кВт.

С 1970 по 1988 год СССР(Россия) запустил в космос около 30 радиолокационных спутников с ядерно-энергетическими установками «Бук» с полупроводниковыми реакторами-преобразователями и два - с термоэмиссионными установками "Топаз".

В настоящее время к космическим ядерным энергетическим установкам (КЯЭУ) нового поколения предъявляются следующие требования: интеграция ядерной энергетической установки в космическом аппарате, выводимым современными ракетоносителями (типа Протон, Протон-М, Ангара); ядерная и радиационная безопасность, в т.ч. при возможной аварии (на Землю падает «чистый» реактор); транспортный энергетический режим – на высотах выше радиационно-безопасной орбиты 800 км; подкритическое состояние реактора при всех видах аварий; отрицательный температурный коэффициент реактивности при рабочих параметрах; резервирование узлов, подверженных ресурсной деградации; комбинация различных систем преобразования энергии; преимущественная отработка элементов и узлов во внереакторных условиях; возможность продолжительного нахождения в космосе до начала работы ЯЭУ; выходная электрическая мощность 50÷400 кВтЭЛ (при 115÷120 В), ресурс 7-10 (до 20) лет.

В области термоэлектрических устройств в настоящее время в России подготовлен проект перехода от ядерной энергетической установки типа «Бук» к более совершенной «БУК-ТЭМ» (Табл.4).

Опыт работ, проведенных в области термоэлектричества для КЯЭУ позволяет сделать вывод о практической возможности создания ТЭГ на основе Si-Ge ТБ/ТМ радиально-кольцевой геометрии в составе либо чисто термоэлектрических ЯЭУ, либо комбинированных ЯЭУ (термоэмиссия + термоэлектричество) с выходной электрической мощностью теплоэнергогенератора 10-100 кВтЭЛ для космических миссий 21-го века.

Основные направления работ в термоэмиссии после завершения работ по программам создания КЯЭУ «ТОПАЗ» и ЯЭУ «Енисей» связаны с необходимостью радикального увеличения к.п.д. с уровня ~10% до 20-30%, ресурса работы электрогенерирующих каналов (ЭГК) и систем в составе ЯЭУ – с 1-2 лет до 10-20 лет при существенном ограничении массогабаритных характеристик. Выбор концепции термэмиссионного ЭГК и ЯЭУ определяется требованиями решаемой задачи, из которых важнейшими являются ресурс, энергонапряженность, в том числе одно- или двухрежимность (с форсированием электрической мощности), величина выходного напряжения электрического тока, необходимость внереакторного подтверждения ресурса и проверки основных технических решений на стендах с имитационным электронагревом и т.п.

Табл.5 Основные характеристики ЯЭУ «ТОПАЗ» и «ЭЛЬБРУС-400/200»

Сегодня понятно, что термоэмиссия и термоэлектричество как в термоэмиссионных и термоэлектрических установках, так и при их комбинировании (термоэлектричество + термоэмиссия) в КЯЭУ нового поколения имеют несомненную перспективу использования. При этом термоэмиссия имеет несомненные преимущества перед другими статическими преобразователями и известными динамическими преобразователями. Подобные установки могут быть эффективно использованы для решения различных задач в космических миссиях 21-го века.

Развивающаяся ядерная энергетика требует постоянного притока специалистов в отрасль.

Настоящая книга является частью пятитомного учебного пособия «Ядерные реакторы и энергетические установки» и рассчитана на подготовку конструкторов ядерных энергоустановок (ЯЭУ).
Тома первого издания вышли в свет в 1981 - 1983 гг. и включали в себя следующие книги: Емельянов И. Я., Ефанов А. И., Константинов Л. В. «Научно-технические основы управления ядерными реакторами» (М.: Энергоиздат, 1981) Га-нев И. X. «Физика и расчет реактора» (М.: Энергоиздат, 1981) Егоров Ю. А. «Основы радиационной безопасности атомных электростанций» (М.: Энергоиздат, 1982) Емельянов И. Я., Михан В. И., Солонин В. И. и др. «Конструирование ядерных реакторов» (М.: Энергоиздат, 1982) Ганчев Б. Г., Калишевский Л. Л., Демешев Р. С. и др. «Ядерные энергетические установки» (М.: Энергоатомиздат, 1983). В настоящее время книги первого издания стали труднодоступными для студентов. Во втором издании книги материал первого издания дополнен и частично переработан.
Авторы книги предприняли попытку в сжатой форме охватить основные вопросы, связанные с расчетом и проектированием ЯЭУ различного назначения: для стационарных АЭС, водного транспорта и космических объектов, что соответствует сложившейся практике подготовки конструкторов ЯЭУ. В соответствии с потребностью промышленности основное внимание уделено стационарным ЯЭУ. Особенности установок и их элементов другого назначения даются более кратко.
При современном развитии техники конструктор ЯЭУ должен уметь не только выбрать необходимый состав оборудования, обосновать основные его параметры, но и провести кон-
структорский расчет, по крайней мере на уровне эскизного проектирования, для обоснования задания разработчикам того или иного вида теплотехнического, силового и другого оборудования, обосновать экономичность и надежность принимаемых решений. Это тем более важно, что при создании нового типа реакторной установки требуется разработать заново практически все оборудование.
К особенностям настоящей книги относится то, что в рамках одного тома в сжатой форме и с единых позиций излагаются вопросы, ранее освещавшиеся в различных учебниках, учебных пособиях и монографиях.
Авторы поставили задачу в рамках одного тома дать первичные сведения по расчету и проектированию ЯЭУ в целом и отдельных элементов ее оборудования, сопровождая каждый раздел списком рекомендуемой литературы для более углубленного изучения вопроса.
Основное содержание книги разделено на четыре части. В первой рассматриваются общие вопросы проектирования ядерных энергетических установок. Особое внимание уделено расчету и обоснованию тепловой схемы установки и вопросам экономики.
Вторая часть посвящена оборудованию ЯЭУ. Рассматриваются основные принципы и методы расчета и проектирования теплообменного и машинного оборудования, трубопроводов и арматуры. В отдельную главу вынесены вопросы прочностного расчета. В третьей части рассматриваются системы и оборудование аварийного расхолаживания, перегрузки топлива, очистки и подпитки теплоносителя, технического водоснабжения, вентиляции.
Заключает книгу четвертая часть, в которой рассмотрены устройство и компоновка ЯЭУ на АЭС, на судне и на космических объектах.
Авторы выражают уверенность, что, освоив материал книги, студент будет готов к самостоятельной практической работе и более углубленному изучению необходимых вопросов.
Введение, § 1.1, 1.2, 6.1 - 6.6, 6.8, 7.1 - 7.9, 8.2, 8.3, а также гл. 9 написаны Б. Г. Ганчевым гл. 2, § 1.3, 6.7, 6.9 подготовлены С. В. Селиховкиным § 3.1 - 3.7, гл. 4, § 8.1, гл. 14 и 15 написаны Л. Л. Калишевским гл. 5 и § 7.10, 7.11 написаны Е. Б. Колосовым материал § 1.4, 3.8, 6.10, гл. 11 и 13 подготовлен Л. А. Кузнецовым гл. 10 - Р. С. Лемешевым гл. 12 -
Н. Ф. Рекшней § 6.2 - Л. Е. Костиковым. В подготовке материала первого издания принимали также участие Б. И. Катор-гин, Ю. В. Журавский, В. В. Лозовецкий.
Авторы приносят глубокую благодарность рецензенту настоящего издания книги доктору технических наук, профессору МЭИ Л. П. Кабанову.

ВВЕДЕНИЕ

Ядерная энергетика является важной и неотъемлемой частью мировой экономики. К началу 1988 г. в 26 странах мира на атомных электростанциях (АЭС) эксплуатировалось более 420 энергоблоков с суммарной установленной мощностью около 300 103 МВт. Их доля в выработке электроэнергии составляет 16%. Предполагается, что к концу XX в. в мировой структуре топливного баланса доля ядерного топлива составит 20%.
В СССР к началу 1988 г. на 16 АЭС эксплуатировалось 45 энергоблоков с суммарной установленной мощностью 34,4Х ХЮ3 МВт. Доля АЭС в общей выработке электроэнергии в стране составляла 11,2%.
Развитие ядерной энергетики началось с пуска 27 июня 1954 г. в СССР в г. Обнинске Первой АЭС мощностью 5000 кВт. Ее эксплуатация убедительно доказала техническую возможность превращения ядерной энергии в электрическую в промышленных масштабах. Человечество получило возможность использовать новый, чрезвычайно высококалорийный источник энергии, который позволит в перспективе резко сократить потребление традиционного органического топлива для выработки электроэнергии. Была продемонстрирована возможность создания и использования на АЭС материалов, оборудования и приборов такого качества и с такими характеристиками, которые обеспечили высокий уровень надежности и безопасности эксплуатации в отношении окружающей среды, населения и эксплуатационного персонала.
После пуска Первой АЭС приступили к строительству более мощных АЭС, при этом преследовалась цель доказать их экономическую конкурентоспособность с электростанциями на органическом топливе. Этот период практически завершился в 60-х годах. Начиная с 70-х годов развертывается широкое строительство мощных АЭС. В 1975 г. установленная мощность на АЭС в мире составила 76 ГВт, в 1985 г. - 248,6 ГВт, к 2000 г. предполагается увеличение установленной мощности до 505 ГВт. Темпы развития ядерной энергетики определяются конкретными условиями и прежде всего ресурсами органического топлива той или иной страны. В странах, обеспеченных органическим топливом, на первом этапе наращивание мощностей АЭС шло более медленными темпами, но по мере совершенствования техники АЭС и повышения их экономичности они возрастали. Так, если в 1975 г. на долю стран - членов СЭВ приходилось около 10% установленной мощности на АЭС, то к 2000 г. эта доля увеличится.
Ускоренное развитие ядерной энергетики предусматривалось комплексной программой научно-технического прогресса стран - членов СЭВ до 2000 года.
Основные предпосылки быстрого роста ядерной энергетики следующие:
Ядерное топливо характеризуется высокой калорийностью (удельное тепловыделение ядерного топлива примерно в 2Х Х106 раз выше, чем органического топлива). Поэтому на основе ядерной энергетики можно развивать энергетическую базу районов, лишенных собственных запасов энергетического сырья, без увеличения транспортных расходов на его доставку. К таким районам относится европейская часть СССР, где проживает свыше 60% населения и производится свыше 80% промышленной продукции. Поэтому именно в европейской части широким фронтом развернулось строительство мощных АЭС.
Другое важное преимущество ядерных установок - малое в условиях нормальной эксплуатации загрязнение окружающей среды. Традиционные электростанции в процессе работы расходуют для сжигания топлива огромное количество кислорода, выбрасывают в окружающую среду продукты сгорания топлива, в том числе и такие вредные вещества, как оксиды азота и серы, а при работе на твердом топливе - и значительные количества золы. Суммарное производство электроэнергии на АЭС в год в настоящее время эквивалентно сжиганию на ТЭС 550Х XIО6 т угля или 350-106 т нефти. ТЭС электрической мощностью 1000 МВт потребляет в год 3-106 т угля, производя при этом 7-106 т углекислого газа, 120-103 т диоксида серы, 20Х ХЮ3 т оксидов азота и 750-103 т золы. Содержащиеся в золе вредные тяжелые металлы (мышьяк, свинец, кадмий и др) остаются в биосфере. Рабочий процесс в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) практически не связан с окружающей средой, за исключением сброса тепла - теплового загрязнения на холодном источнике цикла (охлаждение конденсаторов турбин), но аналогичное воздействие на окружающую среду оказывают и традиционные тепловые электростанции (ТЭС).
Более чем 30-летний опыт эксплуатации АЭС во всем мире показал, что они действительно могут быть экономичными (в среднем электрическая энергия, вырабатываемая на АЭС, в 2 раза дешевле, чем на ТЭС, сжигающих уголь) и экологически чистыми. Но этот же опыт свидетельствует, что в ре-6
ультате нарушения правил эксплуатации станций могут возникнуть утечки радиоактивных сред, как это было в США, фРГ, Великобритании и в СССР - в Чернобыле. Ядерный реактор и ЯЭУ - в целом чрезвычайно сложные технические системы, требующие к себе особо ответственного подхода и при проектировании, и при изготовлении, и при эксплуатации. Как и в других сложных технических системах, здесь особенно ярко высвечивается проблема взаимодействия человека и машины. Высокую потенциальную опасность представляют такие современные промышленные объекты, как крупные гидротехнические сооружения, химические комбинаты, газовые хранилища, комбинаты по производству и переработке ядерного топлива, ракетно-космическая техника. Авария на АЭС в Чернобыле, на американской АЭС «Три-Майл-Айленд», взрыв на химическом комбинате в индийском городе Бхопал, гибель американского космического корабля «Челенджер», катастрофы на море и на железной дороге показали, что проблема взаимодействия человека и машины в полной мере еще не решена и требует неустанного внимания. Как подчеркнул, комментируя причины аварии в Чернобыле, академик В. А. Легасов, враг - не техника сама по себе, а наше некомпетентное безответственное обращение с ней. Главной причиной аварии в Чернобыле по выводам правительственной комиссии явилось последовательное нарушение целого ряда положений регламента эксплуатации. Дополнительно указано, что конструкция реактора не исключала возможности развития аварии при ошибочных действиях персонала. Введенные после аварии конструкционные изменения исключают возможность подобных аварий на реакторах такого типа. Поставлена задача создания нового поколения реакторов, обладающих более высоким уровнем «внутренней» безопасности.
Авария в Чернобыле обострила дискуссию о целесообразности дальнейшего использования ядерной энергии. Ученые различных стран мира дают однозначный ответ о возможности безопасного и экономичного использования ядерной энергии. По мнению комиссии Европейского экономического сообщества (ЕЭС) по охране окружающей среды, охране интересов потребителей и ядерной безопасности приемлемой с экономической, экологической и энергетической точек зрения альтернативы развитию АЭС у человечества нет. Несмотря на значительные усилия, предпринимаемые ЕЭС по выработке жестких нормативов на выбросы оксидов серы и азота и твердых частиц, заметного прогресса в этом вопросе с 1983 г. не достигнуто. Накопление в атмосфере диоксида углерода и ряда других продуктов сгорания органического топлива уже к 2030 г. может привести н парниковому эффекту и глобальному росту температуры на 4,5 1 в результате уровень мирового океана поднимется на 0,8 - 1,7 м. В этих условиях становится очевидной необходимость продолжения строительства АЭС.
Более того, ядерная энергетика в экономике многих стран занимает столь значительное место, что отказ от нее уже просто невозможен. Ниже приводятся данные о доле АЭС в выработке электроэнергии в некоторых странах в 1989 г.:
Использование ядерной энергии стало одним из направлений технического прогресса.
Развитие ядерной энергетики в СССР до настоящего времени базировалось на ядерных реакторах двух основных типов: водо-водяных корпусных реакторах в двухконтурных установках и канальных с графитовым замедлителем в одноконтурных установках. В установках обоих типов используется паротурбинный цикл. Водо-водяные реакторы являются самым распространенным типом в мировой энергетике.
Водо-водяные корпусные реакторы можно использовать в двухконтурных схемах с некипящей водой под давлением в первом контуре и в одноконтурных схемах с кипением воды в активной зоне. В отечественной практике используются преимущественно реакторы с водой под давлением, которые в стационарной энергетике получили название водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) (рис. В.1, В.2). Преимуществами таких реакторов (по сравнению с канальными) являются их большая компактность, позволяющая все оборудование первого контура герметизировать в защитной оболочке, простые коммуникации, более простые условия управления работой реактора. Однако для них требуются тяжелые толстостенные корпуса большого диаметра, работающие при высоких давлениях в условиях облучения мощными потоками нейтронов топливо перегружается с остановкой реактора ограничены возможности повышения параметров пара перед турбиной невозможна организация ядерного перегрева пара.
Реакторы типа ВВЭР используются на АЭС в нашей стране с 1964 г. (I блок Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР). В настоящее время они успешно эксплуатируются также на Кольской, Ровенской, Запорожской, Калининской, Балаковской и других АЭС в СССР и за рубежом: в ГДР, Финляндии и НРБ сооружаются они и на ряде новых АЭС.
Мощным импульсом к использованию водо-водяных реакторов на отечественных АЭС явилось создание специализированного производственного объединения «Атоммаш» в г. Волгодонске. После 1986 г. (после аварии в Чернобыле) принято решение 8
Швейцария. 41,6% Франция. .74,6% Бельгия. . 60,8% Финляндия. 35,4% ФРГ. . . .34,3%
ЧССР. . . 27,6% НРБ. . . .32,9% Япония. . . 27,8% США 19,1% СССР. . . 12,3%
Рис. В1. Реактор ВВЭР-440 (центральный зал)
о развитии отечественной ядерной энергетики на базе реакторов типа ВВЭР. На всех действующих блоках проведены мероприятия по повышению эффективности аварийной защиты, совершенствованию систем локализации аварий, повышению надежности технологического оборудования. Разработан проект энергоблока повышенной безопасности АЭС-88, предусматривающий дополнительные пассивные системы безопасности. Первый блок по новому проекту будет введен в 1993 г.
Конструкция канального реактора с графитовым замедлите-лем (рис. В.З) была предложена в СССР в 40-х годах. Для вы-
работки электроэнергии канальные реакторы использованы на Первой АЭС, Сибирской АЭС (1958 г.), Белоярской АЭС
им. И. В. Курчатова (1964 г.), на ряде мощных АЭС - Ленинградской им. В. И. Ленина (1973 г.), Курской, Смоленской, Иг-налинской и др.
К главным преимуществам такого типа реакторов можно отнести следующее:
возможность реализации больших единичных мощностей отсутствие единого тяжелого корпуса, затрудняющего изготовление и транспортировку реактора
Рис. ВЗ. Реактор РБМК (центральный зал)
возможность секционирования реактора и создание реакторов различной мощности из стандартных секций заводского изготовления
возможность осуществления ядерного перегрева пара в активной зоне реактора, получения высоких параметров, а следовательно, и повышения КПД цикла
возможность непрерывной перегрузки топлива без остановКи реактора.
Использование канальных реакторов обеспечило быстрое наращивание мощностей на АЭС до пуска «Атоммаша». В 1987 г. на их долю приходилось около половины установленных мощностей (13 блоков мощностью до 1000 МВт и 2 блока по 1500 МВт).
Авария на IV блоке Чернобыльской АЭС в 1986 г. с разрушением реактора и выходом радиоактивных продуктов в окружающую среду привлекла к реакторам этого типа пристальное внимание специалистов и мировой общественности. Подробно сценарий развития аварии, ее причины и направления совершенствования реакторов рассматриваются в других томах учебного пособия. Здесь же еще раз отметим, что причиной аварии было последовательное нарушение регламента эксплуатации. В этих условиях проявились и недостатки конструкции реакторов: положительный паровой коэффициент реактивности, а при сниженной мощности - и положительный мощностной коэффициент реактивности, что делает реактор нестабильным на малых уровнях мощности недостаточное быстродействие систем аварийной защиты АЗ недостаточность технических средств, автоматически приводящих реактор в безопасное состояние при действиях персонала, не соответствующих требованиям технологического регламента.
Организационные и технические мероприятия, выполненные на всех действующих энергоблоках с реакторами РБМК-ЮОО и РБМК-1500, полностью исключают возможность быстрого неконтролируемого разгона реактора. Обеспечено снижение положительного парового коэффициента реактивности за счет снижения содержания графита в активной зоне и повышения обогащения топлива нуклидом 235U до 2,4%. Время срабатывания защиты сокращено с 18 - 20 до 10 - 12 с. Установлены дополнительные стержни-поглотители. Разработаны и опробована на двух блоках Ленинградской и Игналинской АЭС быстрая аварийная защита (БАЗ), обеспечивающая ввод в активную зону стержней-поглотителей за 2 - 2,5 с. Подобные системы БАЗ с 1989 г. внедрены на всех действующих энергоблоках с канальными реакторами.
Как показывает всесторонний анализ, проведенный специалистами, ни один из недостатков реакторов РБМК, проявившихся при аварии на IV блоке Чернобыльской АЭС, не является неустранимым в ядерных канальных водо-графитовых реакторах и не является органически присущим реакторам данного типа.
Рассмотренные типы реакторов работают на тепловых нейтронах, и в них используется в качестве делящегося нуклида 235U (содержание которого в природном уране составляет около 0,7%). Перспективы развития ядерной энергетики связывают со строительством реакторов на быстрых нейтронах, с вводом которых в широкую эксплуатацию можно будет использовать сырьевой нуклид 238U. В СССР в 1973 г. пущен первый в мире крупный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 (рис. В.4) электрической мощностью 150 МВт, в 10-й пятилетке пущен реактор БН-600 электрической мощностью 600 МВт (Белоярская АЭС). Установки выполнены по трехконтурной схеме. В качестве теплоносителя первого контура в реакторах применен жидкий натрий. Широкого использования таких реакторов на АЭС можно ожидать к концу текущего столетия - в начале следующего. Реакторы других типов - на быстрых и тепловых нейтронах с газовым теплоносителем, на тепловых нейтронах с органическим теплоносителем, водо-водяные реакторы с кипящим теплоносителем (широко распространенные за рубежом) и др. - распространения в ядерной энергетике СССР не получили.
Перечислим основные тенденции, наблюдавшиеся в стационарной ядериой энергетике до настоящего времени.
Рис. В5. Увеличение единичной электрической мощности энергоблоков на АЭС в СССР:
К1 - Первая АЭС К2 - I блок Сибирской АЭС: КЗ - II блок Белояр-ской АЭС К4 - I блок Ленинградской АЭС Кб - I блок Игналинской АЭС Bl, В2, ВЗ, В4 - соответственно I, II, III и V блоки Нововоронежской АЭС Б1 - БН-350 в г. Шевченко: Б2 - БН-600, III блок на Белоярской АЭС
1. Увеличение единичной мощности блоков АЭС. Так, мощность канальных реакторов увеличилась с 5 МВт на Первой АЭС до 1000 МВт на Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской АЭС и до 1500 МВт на Игналинской АЭС (рис. В.5). Растет мощность и ВВЭР, и реакторов на быстрых нейтронах. Вместе с ростом мощности блока повышается единичная мощность входящего в него оборудования - парогенераторов в двухконтурных установках, паротурбинных установок (мощность паровых турбин на АЭС составляет 500 и 1000 МВт), насосного оборудования и т. д. Обсуждается возможность и целесообразность дальнейшего роста единичной мощности энергоблоков. Однозначных и очевидных решений по этому вопросу пока нет.
2. Увеличение мощности АЭС. Установленные мощности АЭС уже достигают 4000 МВт (Ленинградская АЭС - четыре блока по 1000 МВт). Проектная мощность ряда других станций составляет 4000 - 6000 МВт.
3. Повышение параметров теплоносителя первого контура и параметров пара перед турбиной. Это особенно наглядно видно на примере развития блоков Нововоронежской АЭС (рис. В.6).
4. В связи с быстрым ростом доли АЭС в энергосистеме повышаются требования к их маневренности с возможностью изменения нагрузки в диапазоне от 100 до 50%.
Подавляющее большинство ЯЭУ работает в настоящее время на насыщенном паре. На Белоярской АЭС впервые в мире осуществлен ядерный перегрев пара до 783 К, что позволило получить высокий КПД (~37%). При разработке канальных реакторов нового поколения РБМК-ЮОО их создатели временно отказались от перегрева пара. Широкие перспективы использования перегретого пара открываются с применением реакторов на быстрых нейтронах с жидким металлом в качестве теплоносителя. Благодаря высокой температуре натрия на выходе из реактора можно получить перегретый пар высоких параметров.
По мере развития ядерной энергетики все большее внимание стали привлекать вопросы использования энергетических реакторов для целей централизованного теплоснабжения.

Тепло с конденсационных станций уже длительное время используется для теплоснабжения поселков при АЭС.
Наиболее эффективно с экономической точки зрения комбинированное производство тепла и электроэнергии на АТЭЦ. Но это потребует приближения к крупным промышленным центрам. В настоящее время считается рациональным размещение АТЭЦ на расстоянии 20 - 40 км от крупных городов. В 1973 г. была введена Билибинская АТЭЦ. На ней сооружено четыре теплофикационных блока на базе реакторов канального типа общей электрической мощностью 48 МВт с суммарным отпуском тепла около 100 Гкалч (116,3 МВт). Успешный опыт эксплуатации свидетельствует о возможности создания надежных и экономически эффективных АТЭЦ небольшой мощности.
ACT предназначены производить только пар низких параметров и горячую воду. В связи с этим снижаются параметры (давление, температура) рабочего контура собственно реакторной установки, что уменьшает ее стоимость и делает более простыми средства обеспечения безопасности, позволяет приблизить ACT к потребителям тепла. В настоящее время сооружаются первые крупные ACT в Горьком и Воронеже с водоохлаждаемыми реакторами тепловой мощностью 500 МВт. Системы, ограничивающие- развитие аварии и локализацию ее последствий, будут полностью построены на пассивном принципе.
Стационарная ядерная энергетика - одно из основных направлений использования ЯЭУ. Другое направление - приме-
Рис. В7. Щит управления энергоустановкой атомохода «Ленин»
нение ЯЭУ на судах морского флота. Использование ЯЭУ позволяет придать судам качества, недостижимые при работе на органическом топливе. Это прежде всего практически неограниченная дальность плавания при работе на большой мощности и длительная автономность. Особенно важны эти качества для ледоколов. Атомные ледоколы, не нуждаясь в пополнении топливом, могут работать, не уходя с трассы, всю навигацию.
В нашей стране с 1959 г. эксплуатировался первый в мире атомный ледокол «Ленин» (рис. В.7). В 1975 г. сдан в эксплуатацию атомный ледокол «Арктика», открывший серию атомных ледоколов подобного типа (атомоходы «Сибирь», «Россия», «Советский Союз»). Успешная эксплуатация советских атомоходов наглядно продемонстрировала преимущества атомного ледокольного флота. Ледокол «Арктика» стал первым надводным судном, достигшим Северного полюса.
В табл. В.1 приведены сравнительные характеристики атомных и дизельных ледоколов приблизительно одного времени постройки.
Приведенные данные показывают преимущество атомных ледоколов как по мощности энергоустановки, так и по скорости хода, и по удельному упору.
В 1986 г. в Советском Союзе спущен на воду первый атомный лихтеровоз-контейнеровоз «Севморпуть» мощностью
29,5 МВт (40 000 л. с.) со скоростью хода 20 узлов. Атомоход берет на борт 74 лихтера, каждый из которых способен нести на себе 350 т груза. Судно характеризуется высокой степенью безопасности. Энергетическая установка не пострадает, например, при столкновении с другим кораблем или при падении на палубу самолета.
Широко используются ЯЭУ на кораблях военно-морского флота высокоразвитых стран мира. По данным зарубежной печати на начало 80-х годов только в составе ВМФ США действовало более 120 подводных лодок и свыше 10 надводных кораблей.
Перспективной областью использования ЯЭУ является космическая техника. Уже в ближайшем будущем на борту космических объектов потребуются мощности в десятки, сотни и тысячи киловатт при ресурсе работы 1 год и более-. Такое энергетическое обеспечение возможно только при использовании ЯЭУ, так как мощности химических источников и солнечных батарей, используемых в настоящее время, недостаточны.
В Советском Союзе впервые в мире разработана, создана и прошла испытания ЯЭУ «Топаз» мощностью 7 - 10 кВт, в которой осуществлено безмашинное преобразование тепловой энергии в электрическую непосредственно в ядерном реакторе.
ЯЭУ используются на некоторых искусственных спутниках Земли серии «Космос». Например, по сообщению ТАСС такой установкой был снабжен «Космос-1402».
Изложение основ расчета и проектирования основного и вспомогательного оборудования, за исключением собственно реактора, ЯЭУ различного назначения и является главной задачей настоящего учебного пособия.

Часть первая
ОБЩИЕ ВОПРОСЫ ПРОЕКТИРОВАНИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Глава 1
СХЕМЫ И СОСТАВ ОБОРУДОВАНИЯ
ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

1.1. ПРИНЦИПИАЛЬНЫЕ СХЕМЫ
Энергия, выделяющаяся в результате деления ядер тяжелых элементов, выводится из реактора в виде теплоты. Далее тепловая энергия преобразуется в энергию другого вида, необходимую внешнему потребителю. Комплекс оборудования, обеспечивающего работу ядерного реактора, вывод из реактора тепловой энергии и преобразование ее в энергию другого вида, составляет ядерную энергетическую установку (ЯЭУ).
Всех потребителей по виду используемой энергии можно разделить на три группы: 1) потребители тепловой энергии
2) потребители механической энергии 3) потребители электрической энергии. На подобные группы можно разделить и ЯЭУ. В установках первой группы потребителю отдается тепловая энергия. Сюда относятся, например, атомные станции теплоснабжения (ACT), термоопреснительные установки, энерготехнологические.
В установках второй группы используется механическая энергия. К ним относятся транспортные и ракетные двигатели. Например, на судах турбоустановка преобразует тепловую энергию в механическую, которая с помощью механической передачи передается на гребные винты.
В установках третьей группы потребителю отдается электрическая энергия. Это прежде всего АЭС, а также транспортные установки с электрическим приводом или движителем (например, электрореактивные двигатели).
Тепловая энергия выводится из реактора с помощью специальной среды, называемой теплоносителем. В качестве теплоносителя в ядерной энергетике используются вода и водяной пар, жидкие металлы, различные газы (инертные или диссоциирующие), органические жидкости. Выбор теплоносителя определяется типом реактора и заданной температурой теплоносителя.
Установки первой группы с внешним потребителем связаны через концевой теплообменник. Следовательно, ЯЭУ первого типа включает в себя ядерный реактор и концевой теплообменник (рис. 1.1,а). Между собой они связаны системой трубопроводов. Теплоноситель из реактора в теплообменник и обратно перемещается циркулятором. В качестве последнего в зависимости от свойств теплоносителя и его параметров можно использовать насосы, газодувки, компрессоры.
На рис. 1.1,а представлена одноконтурная установка. Ее отличительной особенностью является то, что отбор теплоты в реакторе и передача ее в концевом теплообменнике происходят с помощью одного и того же теплоносителя (он может изменять фазовое состояние, например испаряться при кипении в реакторе и конденсироваться в концевом теплообменнике). Основное достоинство одноконтурных установок - простота тепловой схемы. Однако теплоноситель на выходе из реактора может иметь большую наведенную активность, а в ряде случаев содержать радиоактивные продукты деления. Поэтому весь контур, в том числе и концевой теплообменник, должен иметь надежную биологическую защиту. В концевом теплообменнике тепловая энергия передается потребителю непосредственно от радиоактивного теплоносителя. Принципиально существует возможность попадания радиоактивных продуктов в рабочую среду потребителя в случае разуплотнения теплообменника. Поэтому одноконтурные установки нельзя использовать в тех случаях, когда должна быть в принципе исключена возможность радиоактивного загрязнения, в том числе и в аварийных ситуациях. С этой точки зрения более благоприятны условия в многоконтурных установках.
На рис. 1.1,6 приведена принципиальная схема двухконтурной установки. Ее отличительная особенность состоит в том, что отвод теплоты из реактора и передача ее внешнему потребителю происходят с помощью двух различных, непосредственно не контактирующих теплоносителей. Передача теплоты от одного теплоносителя к другому происходит в промежуточном теплообменнике (ПТ). Реактор и ПТ с системой трубопроводов образуют первый замкнутый контур, а ПТ, концевой теплообменник и трубопроводы - второй. Каждый контур имеет свой циркулятор. Между первым ПТ и концевым теплообменником может быть включен еще один ПТ, еще раз разделяющий теплоноситель, тогда ЯЭУ - трехконтурная.
Многоконтурная схема практически исключает контакт радиоактивного теплоносителя с рабочей средой потребителя. Кроме того, в многоконтурной установке теплоносители для первого и последующих контуров могут,быть выбраны с различными оптимальными свойствами для работы в реакторе и в концевом теплообменнике. Конструкционное оформление многоконтурной ЯЭУ более сложное, чем одноконтурной, поскольку требуется дополнительное оборудование: ПТ, циркуляторы, трубопроводы и т. д.
В установках второй группы потребителю отдается механическая энергия. На рис. 1.2,а, в показаны принципиальные схемы паротурбинных одно- и двухконтурных транспортных установок с турбозубчатым агрегатом (ТЗА). В одноконтурной установке в реакторе вырабатывается насыщенный или перегретый пар. Пар поступает в проточную часть турбины, где при его расширении тепловая энергия превращается в механическую (кинетическую) энергию парового потока, который приводит во вращение ротор турбины, его энергия вращения через редуктор передается на винты судна. Турбина и редуктор образуют ТЗА. Пар по выходе из турбины конденсируется в конденсаторе, и конденсат с помощью насоса (циркулятора) возвращается в реактор. Среда, используемая для преобразования тепловой энергии в механическую, обычно называется рабочим телом. Таким образом, в одноконтурной установке одна и та же среда является и теплоносителем и рабочим телом. И понятия эти равнозначны. В двухконтурных (многоконтурных) установках, работающих по паротурбинному циклу, пар вырабатывается в специальном парогенераторе 7 (рис. 1.2,в).
Рис. 1.2. Одноконтурные (с, б) и двухконтурные (в) ЯЭУ для потребителя механической энергии:
- ядерный реактор 2 - турбина 3 - конденсатор 4 - циркулятор 5 - бак б - сопло 7 - парогенератор 8, 9 - циркуляторы первого и второго контуров
Парогенератор обогревается теплоносителем первого контура аналогично" ранее рассмотренным установкам для потребителей тепловой энергии.
В одноконтурных газотурбинных установках (ГТУ) и во втором контуре двухконтурных ГТУ в качестве рабочего тела используются неконденсирующиеся газы, например гелий. Принципиальные схемы аналогичны схемам с паротурбинным циклом, но оборудование рассчитано для работы на газе. В состав ТЗА входит газовая турбина, вместо конденсатора используется концевой холодильник, роль циркулятора играет компрессор и вместо парогенератора в двухконтурной схеме должен быть использован теплообменник для нагрева газа.
К установкам второй группы относятся также ядерные ракетные двигатели с реактивным движителем (рис. 1.2,6). Рабочее тело из бака с помощью циркулятора подается в ядерный реактор, где оно газифицируется и «нагревается до значительных температур (2500 - 3000 К). По выходе из реактора рабочее тело расширяется в сверхзвуковом сопле, при этом тепловая энергия преобразуется в кинетическую энергию потока. Поток покидает сопло, образуя тягу ракеты. Для привода циркулятора используется часть рабочего тела, которая после реактора направляется в специальную приводную турбину.
В установках третьей группы тепловая энергия в конечном итоге превращается в электрическую. Их можно разделить на установки: с термоэмиссионными преобразователями (ТЭП), с термоэлектрическим генератором (ТЭГ), с магнитно-гидродинамическим (МГЦ) генератором, с электрическим генератором машинного типа.
В установке с ТЭП тепловая энергия реактора используется для обогрева катода. ТЭП может быть как выносным (рис. 1.3,а), так и встроенным в ядерный реактор. В последнем случае говорят о реакторах-генераторах. Использование реакторов-генераторов - одно из перспективных направлений ядерной энергетики, особенно космической. Однако в настоящее время у них недостаточен ресурс работы и относительно невелик КПД (около 10 - 15%).
В установках с ТЭГ тепловая энергия реактора используется для нагрева горячих спаев разнородных электродов (рис. 1.3,6). В цепи, содержащей горячие и холодные спаи разнородных проводников, возникает электрический ток, который отдается потребителю. Так же как и ТЭП, ТЭГ может быть выносным или встроенным в реактор. Основная область применения ТЭГ - космические установки малой мощности (достигнутый КПД не превышает 3%). В установках с МГД-генерато-ром используется явление возбуждения электрического тока при движении проводника в магнитном поле, при этом роль проводника играет нагретый в реакторе до высоких температур поток ионизированного газа. В реакторе (рис. 1.3,в) газ нагревается до температуры ~3000 К, в рабочее тело вводятся ионизирующие добавки для увеличения степени ионизации. По выходе из МГД-генератора газ циркулятором возвращается в реактор. До настоящего времени вопрос о промышленном использовании установок с МГД-генератором нельзя считать решенным. Главные их недостатки - сравнительно небольшой КПД (~10%) и громоздкость оборудования.
Основной путь получения электроэнергии в ЯЭУ - использование электрических генераторов машинного типа с механическим приводом от паровой, реже от газовой турбины.
Тепловая энергия теплоносителя в проточной части паровой турбины при его расширении преобразуется в механическую (кинетическую) энергию потока пара, которая используется для вращения ротора турбины электрогенератора. Отработанный пар за турбиной конденсируется и возвращается в виде питательной воды в реактор (одноконтурная схема, рис. 1.3,г) или в парогенератор (двухконтурная схема, рис. 1.3,2).
В одноконтурной газотурбинной установке газ (гелий, углекислый газ и т. п.) нагревается в реакторе и направляется в газовую турбину, где при его расширении высвобождается механическая энергия, передаваемая на ротор турбины. По выходе из турбины газ охлаждается в регенератив-22
ном теплообменнике и концевом холодильнике и поступает в компрессор, где сжимается до заданного давления. После компрессора газ, проходя через регенеративный теплообменник, подогревается за счет охлаждения газа, выходящего из турбины, и поступает на нагрев в активную зону реактора. Механическая энергия вращения ротора газовой турбины используется частично на привод компрессора, а в основном идет на привод электрического генератора. В реальных установках привод компрессора и генератора часто осуществляется от разных турбин.
Рассмотренная принципиальная схема относится к ГТУ замкнутого цикла. В традиционной энергетике наиболее распространен разомкнутый цикл с использованием продуктов сгорания топлива в воздухе в качестве рабочего тела. При этом отработанный газ после турбины сбрасывается в атмосферу и из атмосферы же засасывается свежий воздух в компрессор. В одноконтурных ЯЭУ разомкнутый цикл неприемлем по условиям радиационной безопасности. В многоконтурных установках газ нагревается в промежуточном теплообменнике, поэтому может быть использован и разомкнутый цикл.
ГТУ становятся конкурентоспособными с паротурбинными установками при использовании газа с температурой перед турбиной более 1100 К. Такие температуры в энергетических ядерных реакторах еще только осваиваются.
Все рассмотренные типы установок включают в себя ядерный реактор - источник энергии, теплообменное оборудование для передачи теплоты от одного теплоносителя к другому или внешнему потребителю, связывающие коммуникации (трубопроводы) и машинное оборудование различного назначения (циркуляторы - машины-орудия для сообщения энергии теплоносителю или рабочему телу и машины-двигатели для преобразования тепловой энергии рабочей среды в механическую).
Условия работы установок и требования к ним существенно различаются в зависимости от назначения. Так, для стационарных ЯЭУ главными требованиями являются надежность и высокая экономичность при длительной эксплуатации (расчетный срок службы 30 лет). Для судовых установок, кроме указанных требований, существенными становятся массогабаритные соотношения оборудования и обеспечение безопасной работы оборудования ib ограниченных объемах судна. Расчетный срок эксплуатации может быть сокращен, появляется требование высокой маневренности установки. Для космических ЯЭУ при,сохранении требования надежности и экономичности появляется еще более жесткие требования к массогабаритным соотношениям при относительно небольшом ресурсе работы, а также к устойчивости при больших механических нагрузках. Ниже более подробно остановимся на необходимом составе и условиях работы основного оборудования стационарных, судовых и космических ЯЭУ.
KOHEЦ ФPAГMEHTA КНИГИ

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.