Опыт создания и достижения в области космических ЯЭУ с прямым преобразованием энергии.

Начало разработок ЯЭУ для КА, в том числе с прямым преобразованием тепловой энергии ядерного деления в электрическую, относится к первой половине 1950-х гг. [7]. Первой отечественной ЯЭУ с прямым (термоэлектрическим) преобразованием энергии, была ЯЭУ «Ромашка», изготовленная в виде наземного образца [8]. ЯЭУ «Ромашка» была выведена на электрическую мощность в августе 1964 г. и успешно проработала около 15000 ч, выработав около 6100 кВт´ч электрической энергии [9].

В 1960-х гг. в СССР была создана космическая термоэлектрическая ЯЭУ «Бук» с электрической мощностью около 3 кВт, которая после завершения отработки в начале 1970-х гг. эксплуатировалась на низких околоземных орбитах. С 1970 по 1988 гг. были произведены 32 запуска этих ЯЭУ в составе КА серии «Космос».

C начала 1960-х гг. в СССР также проводилась разработка термоэмиссионных космических ЯЭУ. В 1970 г. впервые в мире успешно прошел энергетические испытания наземный прототип термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП) для ЯЭУ «Топаз» [10]. Результаты испытаний прототипов ТРП и наземных образцов ЯЭУ «Топаз» в 1970-1980-х гг. позволили приступить к созданию летных образцов ЯЭУ «Топаз». Летные испытания двух образцов ЯЭУ «Топаз» впервые в мире были проведены в 1987-1988 гг. в составе КА «Плазма-А» («Космос-1818» и «Космос-1867») [11]. Программа летных испытаний была полностью выполнена на обоих образцах [12].

Наряду с ЯЭУ «Топаз», начиная со второй половины 1960-х гг., также проводилась разработка и наземная отработка термоэмиссионной ЯЭУ «Енисей» (за рубежом ее называют «Топаз-2»), энергетические и массогабаритные параметры которой были близки к ЯЭУ «Топаз» [13].

С использованием опыта создания ЯЭУ первого поколения – «Бук», Топаз», «Енисей», начиная с середины 1980-х гг. в России проводятся проектные работы по созданию термоэмиссионных ЯЭУ второго поколения (ЯЭУ-25, ЯЭУ-50, ЯЭУ-100), параметры которых соответствуют более высоким требованиям по электрической мощности и ресурсу, предъявляемым современными задачами исследования и освоения космического пространства к бортовым энергетическим установкам [14].

2.1. ЯЭУ «РОМАШКА»

Основным агрегатом этой ЯЭУ (см. рис.3) является реактор-преобразователь (РП) на основе высокотемпературного ядерного реактора на быстрых нейтронах, в котором тепло, генерируемое в активной зоне (а.з.), передается теплопроводностью к термоэлектрическому генератору (ТЭГ), расположенному на внешней поверхности радиального отражателя. А.з. по высоте набирается из 11-ти твэл. Твэл имеет форму диска из дикарбида урана с обогащением 90 % по урану-235, разделенного на несколько сегментов. Он помещен в графитовую кассету, выполненную таким образом, чтобы значительная часть потока тепла, выделяемого а.з., проходила по телу кассеты, что уменьшает температурный перепад по дикарбиду урана.

Рис.3. Конструктивно-компоновочная схема реактора-преобразователя ЯЭУ «Ромашка»: 1 – ребра излучателя; 2 – термоэлектрический элемент (ТЭ); 3 – стержень регулирования; 4 – корпус реактора; 5 – верхний отражатель; 6 – активная зона; 7 – радиальный отражатель

А.з. окружена радиальным отражателем из бериллия. Между а.з. и радиальным отражателем помещена графитовая втулка, предотвращающая деформацию отражателя при высокой рабочей температуре. Нанесенное на втулку покрытие из карбида кремния и окиси бериллия защищает кассеты от химического взаимодействия с бериллием. На наружной 24-гранной поверхности радиального отражателя, примыкающего к ТЭГ, установлены графитовые пластины, предотвращающие взаимодействие бериллия с материалом ТЭГ и уменьшающие испарение бериллия.

Торцевые отражатели выполнены также из бериллия. По торцам реактора для снижения утечек тепла установлена высокотемпературная теплоизоляция на основе пенографита и многослойной графитированной ткани. Конструкция реактора и применяемые материалы обеспечивают его работоспособность при температуре до 2173 К в центральной части а.з. и 1273...1373 К на наружной поверхности отражателя.

Система регулирования реактора состоит из четырех стержней, располагаемых в радиальном отражателе и нижнем торцевом отражателе. Два стержня используются для автоматического и ручного регулирования, а другие два, совместно с торцевым отражателем – для аварийной защиты.

В ТЭГ используется высокотемпературный полупроводниковый кремний-германиевый сплав (Si - 85% масс.; Ge - 15 % масс.). ТЭГ смонтирован внутри герметичного стального корпуса и состоит из четырех групп с независимыми электросиловыми выводами. Термоэлектрический элемент (ТЭ) представляет собой пару термостолбиков с n- и р- проводимостью, соединенных по горячей стороне молибденовой коммутационной пластинкой. По холодной стороне отдельные пары термостолбиков коммутируются между собой медной перемычкой последовательно в единую ветвь по высоте ТЭГ. Каждая группа включает четыре параллельные ветви.

Коммутация между группами выполнена гибкими проводниками, что обеспечивает их независимое перемещение при термических расширениях отражателя и корпуса ТЭГ.

Для исключения электрического замыкания ТЭ на массу установки на горячей и холодной сторонах используются электроизоляционные пластины из оксида бериллия. Для снижения тепловых потерь все промежутки между ТЭ и пустоты в конструкции ТЭГ заполняются кварцевой ватой. Все детали реактора и ТЭ работают в среде гелия, заполняющего герметичную полость ТРП.

Непреобразованная часть тепла отводится от ТЭГ профилированными ребрами-излучателями (их общее количество – 192 шт.). Поверхность ребер имеет жаростойкое эмалевое покрытие с коэффициентом черноты не менее 0.9. Основные характеристики РП ЯЭУ «Ромашка» представлены в табл. 1.

Таблица 1

Технические характеристики ЯЭУ «Ромашка»

В начале ресурса РП генерировал электрическую мощность 460 – 475 ВтЭЛ при постоянной оптимальной внешней нагрузке. К концу испытаний (спустя примерно 15000 ч) электрическая мощность РП уменьшилась до 0.8 от начальной. Потеря электрической мощности была связана, в основном, с возрастанием внутреннего сопротивления ТЭ из-за диффузных процессов, протекающих на границе «графитовая шайба – кремний-германиевый сплав» с образованием слоя карбида кремния, имеющего большое омическое сопротивление и, частично, с расслоением контактов по горячей стороне.

2.2. ЯЭУ «БУК»

Принципиальная схема ЯЭУ «Бук» представлена на рис.4. ЯЭУ «Бук» включает последовательно расположенные вдоль его оси реактор, радиационную защиту и холодильник-излучатель

Рис.4. Принципиальная схема ЯЭУ «Бук»: 1 – реактор; 2 – трубопровод жидкометаллического контура (ЖМК); 3 – радиационная защита (РЗ); 4 – компенсационный бак ЖМК; 5 – холодильник-излучатель (ХИ); 6 – ТЭГ; 7 – силовая рамная конструкция

коническо-цилиндрического типа в виде системы оребренных трубок для протока теплоносителя, объединенных входным и выходным коллекторами. ХИ располагается на силовой рамной конструкции, стыкуемой с конструкциями космического аппарата.

В ЯЭУ «Бук» используется малогабаритный реактор на быстрых нейтронах, а.з. которого содержит 37 стержневых твэл. В качестве топлива используется высокообогащенный уран-молибденовый сплав. Загрузка урана-235 составляет около 30 кг. В боковом отражателе из бериллия размещаются продольно перемещаемые стержни регулирования. Применяется двухконтурная жидкометаллическая система теплоотвода (теплоноситель - эвтектический сплав натрия и калия). Теплоноситель первого контура, нагреваемый в реакторе до температуры около 973 К, подается в ТЭГ, имеющий внешний цилиндрический корпус. ТЭГ располагается внутри ХИ за РЗ. Внутренние полости ТЭГ герметичны и заполнены инертным газом. Теплоноситель второго контура отводит непреобразованное тепло в ХИ при максимальной температуре теплоносителя на входе в ХИ на уровне 623 К. ТЭГ имеет две независимые секции: основную для питания потребителей КА и вспомогательную – для питания электромагнитного насоса (ЭМН) кондукционного типа, обеспечивающего прокачку теплоносителя по обоим контурам ЯЭУ. В ТЭГ используются двухкаскадные ТЭ, первый каскад которых выполнен на основе высокотемпературного кремний-германиевого сплава, а второй - на основе среднетемпературного сплава. Тепловая мощность реактора ограничена величиной около 100 кВтТЕП, а максимальная электрическая мощность ЯЭУ составляет около 3 кВтЭЛ. Ресурс ЯЭУ «Бук» в процессе ее эксплуатации был увеличен до 4400 ч. При наземных испытаниях и летной эксплуатации наблюдалась некоторая деградация электрических параметров ТЭГ. К.п.д. преобразования за 4400 ч уменьшался в среднем примерно до 0.9 его величины в начале ресурса.

Радиационная безопасность ЯЭУ «Бук» обеспечивается двумя системами, основанными на разных принципах работы [15]. Основной системой является входящая в состав КА система увода ЯЭУ на орбиту длительного существования, близкую к круговой с высотой более 850 км, время существования уведенного объекта на которой (сотни лет) вполне достаточно для распада продуктов деления до уровня естественной радиоактивности. Система увода расположена в отсеке КА, механически стыкуемом непосредственно с ЯЭУ и отделяемом от приборного отсека КА на низкой орбите эксплуатации. В состав системы увода входит автономная двигательная установка с системами управления и автономным источником электрической энергии. Вторая, дублирующая, система основана на аэродинамическом диспергировании топливной композиции (с продуктами деления) и других материалов с наведенной активностью в верхних слоях атмосферы Земли в случае отказа основной системы. Эта система основана на выбросе сборки твэл из а.з., осуществляемом либо на орбите эксплуатации, либо при входе объекта в плотные слои атмосферы. При спуске сборки в атмосфере за счет процессов аэродинамического нагрева, термического разрушения, плавления, испарения, окисления и др. обеспечивается диспергирование топлива до частиц, осаждение которых на поверхность Земли не приводит к превышению допустимого уровня радиологического воздействия на население и окружающую среду. В состав дублирующей системы входят управляющие устройства и исполнительный механизм, основанный на деформации и последующем разрушении специально предусмотренных гибких элементов под действием давления газов порохового аккумулятора давления. Схема выброса сборки твэлов из а.з показана на рис.5.

Рис.5. Схема выброса сборки твэл из корпуса реактора ЯЭУ «Бук»: 1 – трубная доска; 2 – сборка твэл; 3 – корпус реактора; 4 – стержень регулирования; 5 – РЗ; 6 – боковой отражатель; 7 – исполнительный механизм.

Дублирующая система безопасности была введена в состав ЯЭУ «Бук» в процессе ее эксплуатации после отказа системы увода КА «Космос-954», приведшего к выпадению радиоактивных фрагментов конструкций, разрушенных при спуске в атмосфере в северных районах Канады в 1978 г. [7].

Масса ЯЭУ «Бук» составляет около 900 кг, удельная электрическая мощность ЯЭУ – около 2.5 ВтЭЛ/кг, что примерно в два раза меньше, чем для термоэмиссионных ЯЭУ «Топаз» при таком же ресурсе работы.

2.3. ЯЭУ «ТОПАЗ»

Принципиальная схема ЯЭУ «Топаз» с термоэмиссионными преобразователями показана на рис.6.

А.з. ТРП включает 79 термоэмиссионных электрогенерирующих канала (ЭГК) и четыре диска замедлителя из гидрида циркония. ЭГК вместе с каналами охлаждения располагаются в отверстиях дисков замедлителя, образуя систему из пяти концентрических поясов [16]. Применяются 5-элементные ЭГК с 3-слойным коллекторным пакетом и выводом газообразных продуктов деления из негерметичных эмиттерных узлов с твэл в межэлектродный зазор (МЭЗ). Диаметр эмиттерного узла и его внешней оболочки составляет соответственно 10 и 14.6 мм. ЭГК электрически соединяются в рабочую (62 ЭГК) и насосную (17 ЭГК) секции. Насосная секция с параллельным соединением входящих в нее ЭГК предназначена для питания кондукционного ЭМН системы теплоотвода ЯЭУ. Электрическое соединение ЭГК в секции осуществляется с обоих торцов ТРП в парах цезия. Электрическая мощность на клеммах рабочей секции – около 6 кВтЭЛ при напряжении около 32 В. Ток насосной секции – около 1200 А при напряжении 1.1 В. До вывода ТРП на заданный уровень электрической мощности питание ЭМН осуществляется от пускового блока с сильноточной аккумуляторной батареей, расположенного за РЗ.

Функции регулирования тепловой мощности, компенсации реактивности и аварийной защиты выполняют расположенные в боковом отражателе 12 поворотных цилиндров из бериллия с секторными накладками из карбида бора, разбитые на четыре группы по три цилиндра. Каждая группа управляется своим приводом.

Рис.6. Конструктивно-компоновочная схема ЯЭУ «Топаз»: 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

В ЯЭУ «Топаз» применена система подачи пара цезия, обеспечивающая прокачку пара через МЭЗ ЭГК с расходом порядка 10 г/сутки [17]. Прошедший МЭЗ цезий поглощается ловушкой на основе пиролитического графита и в дальнейшем не используется. Неконденсирующиеся примеси при этом удаляются в космическое пространство.

В ЯЭУ «Топаз» применена однокомпонентная радиационная защита из гидрида лития, заключенного в герметичный стальной контейнер с внутренними силовыми элементами.

В одноконтурной системе теплоотвода с натрий-калиевым теплоносителем применен холодильник-излучатель, обладающий несущей способностью и входящий в состав силовой схемы ЯЭУ. Конструкция ХИ представляет собой систему включенных гидравлически параллельно D-образных трубок, вваренных в кольцевые коллектора ХИ и подкрепленных силовыми элементами. Плоская поверхность трубок припаяна к стальной обечайке, на которую нанесено покрытие с высокой степенью черноты. Излучающая площадь ХИ – около 7 м², что обеспечивает сброс тепловой мощности не менее 170 кВтТЕП при температуре теплоносителя на входе в ХИ до 880 К.

Система автоматического управления (САУ) обеспечивает вывод ЯЭУ на тепловую и электрическую мощность, поддержание заданного тока рабочей секции или заданной температуры теплоносителя, напряжения около 28 В на шинах питания бортовой аппаратуры КА, выключение ТРП по сигналам из системы управления КА [18]. Поддержание напряжения осуществляется быстродействующим регулятором, перераспределяющим постоянный ток рабочей секции ТРП между потребителями и балластной нагрузкой. На номинальном режиме работы заданный ток рабочей секции, а, следовательно, и ее электрическая мощность поддерживается за счет соответствующей коррекции тепловой мощности. В условиях идущей ресурсной деградации к.п.д. преобразования это приводило к возрастанию температуры теплоносителя вплоть до указанного выше значения 880 К. После этого САУ вместо поддержания тока осуществляла ограничение температуры теплоносителя этим значением. При этом тепловая мощность оставалась практически постоянной, а ток рабочей секции мог из-за ресурсной деградации эмиссионных характеристик электродов ЭГК уменьшаться вплоть до значений, при которых напряжение бортовой сети выходило за допустимые пределы, требующие выключения ЯЭУ. Выключение ЯЭУ предусматривается также при возникновении определенных аварийных ситуаций с системами КА, а также по радиокомандам с Земли.

Электрическая мощность, вырабатываемая ЯЭУ «Топаз», составляет ~ 6 кВтЭЛ. К.п.д. преобразования в начале ресурса ~ 5.5%. Масса ЯЭУ «Топаз» ~ 1200 кг, заданный ресурс работы – 4400 ч, габариты ЯЭУ: длина – 4.7 м, максимальный диаметр –
1.3 м.

Радиационная безопасность при проведении летных испытаний ЯЭУ «Топаз» обеспечивалась выводом на достаточно высокую круговую рабочую орбиту с высотой, превышающей 800 км, время баллистического существования на которой составляло не менее 350 лет, что достаточно для распада продуктов деления до безопасного уровня. При выведении КА органы регулирования ТРП блокировались в положении максимальной подкритичности. Блокировка снималась перед пуском ЯЭУ по радиокоманде с Земли после непосредственного измерения траекторных параметров орбиты.

При летных испытаниях ЯЭУ «Топаз» в составе одного КА проработала в течение 142 суток, а в составе другого – в течение 342 суток. Окончание работы обоих летных образцов ЯЭУ было связано с плановым исчерпанием запасов цезия в генераторе паров цезия. Результаты летных испытаний подтвердили соответствие выходных характеристик ЯЭУ и характера протекания основных процессов в наземных и летных условиях, устойчивую работу ТРП и обслуживающих его систем при действии факторов космического полета [11,12,19].

2.4. ЯЭУ «ЕНИСЕЙ»

ЯЭУ «Топаз» и «Енисей» имели близкий состав и подобные конструктивно-компоновочные схемы [13,20-22].

Принципиальным отличием этих ЯЭУ является то, что в ТРП ЯЭУ «Енисей» использовались одноэлементные термоэмиссионные ЭГК с внешним диаметром эмиттерного узла 19,6 мм и внешним диаметром коллекторного пакета, состоящего из собственно коллектора и нанесенного на него слоя изоляции из оксида алюминия, 23.7 мм. В качестве материала эмиттера использовался монокристаллический молибденовый сплав с монокристаллическим вольфрамовым покрытием, а в качестве материала коллектора – поликристаллический сплав на основе молибдена. Эмиттерные узлы имели центральное отверстие, через которое газообразные продукты деления удалялись в космическое пространство. ЭГК размещались в трубках активной зоны ТРП с небольшим зазором, заполненным гелием. В а.з. в отверстиях дисков гидридциркониевого замедлителя располагались 37 ЭГК с кольцевыми каналами их охлаждения. Рабочая секция состояла из 34 ЭГК, а насосная – из трех ЭГК. Коммутация ЭГК в секции осуществлялась с обоих торцов ТРП в атмосфере гелия. Электрическая мощность на клеммах рабочей секции могла изменяться в пределах 4.5…5.5 кВтЭЛ при напряжении около 30 В.

В ЯЭУ «Енисей», также как в ЯЭУ «Топаз», применялась одноконтурная система теплоотвода с ЭМН кондукционного типа, питание которого на пусковом режиме осуществлялось от сильноточной аккумуляторной батареи, разделение 12-ти поворотных органов регулирования по своему функциональному назначению на группы, система подачи пара цезия с однократным его использованием, ХИ на основе системы параллельных трубок с оребрением.

Проектное значение массы ЯЭУ «Енисей» – 1000 кг, ресурс работы – 1.5 года, габариты ЯЭУ: длина – 3.9 м, максимальный диаметр – 1.4 м, внешний вид приведен на рис.7.

ЯЭУ «Енисей» прошла полный цикл наземной отработки: автономные испытания узлов и систем, механические и теплофизические испытания полноразмерных макетов, включая отработку ряда технологических операций предстартовой подготовки, ядерные энергетические испытания прототипов ЯЭУ [23-25]. При отработке широко использовалась возможность замены ядерного топлива в одноэлементных ЭГК электрическими нагревателями, что позволяло представительно имитировать все основные режимы работы ЯЭУ на макетах без ядерного топлива.

В период с 1975 по 1986 гг. было проведено шесть наземных ядерных энергетических испытаний. Продолжительность проведенных в период с 1980 по 1986 гг. испытаний трех последних прототипов в режиме генерирования электрической мощности составила соответственно 12500, 8000 и 4700 ч.

Рис.7. Внешний вид ЯЭУ «Енисей»: 1 – блок системы подачи пара цезия и приводов органов

регулирования; 2 – ТРП; 3 – РЗ; 4 – ХИ

Прекращение испытаний было связано с потерей герметичности жидкометаллических контуров [26]. Все ЭГК полностью сохранили работоспособность. Их электрические характеристики в пределах 3% были стабильны. Электрическая мощность рабочей секции ТРП составляла величину не менее 4.5 кВт, а к.п.д. преобразования ЭГК для этой секции – около 4.5 %. Летные испытания ЯЭУ «Енисей» не проводились.