Общая характеристика ядерных энергетических установок судов (ЯЭУС)

В 2009 году Ростехнадзор осуществлял государственное регулирование и надзор за ядерной и радиационной безопасностью ядерных энергетических установок судов и объектов их жизнеобеспечения, а также организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги для эксплуатирующих организаций.

В отчетном периоде поднадзорным организациям выдано 33 лицензии (в

2008 году - 17 лицензий). Внесены изменения в условия действия выданной ранее одной лицензии (в 2008 году - 2).

Под государственным надзором находятся 10 атомных судов и 5 судов атомно-технологического обслуживания (далее - суда АТО) ФГУП «Атомфлот» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом». Состояние атомных судов и судов АТО на 31.12.2009 приведено в табл. 21–22.

Таблица 21. Техническое состояние атомных судов

Таблица 22. Техническое состояние судов АТО

ФГУП «Атомфлот» осуществляет эксплуатацию, а также обеспечивает базирование атомных судов и судов АТО, ремонт оборудования ЯЭУ, хранение и переработку радиоактивных отходов (РАО), проведение транспортно-погрузочных и технологических операций с ядерным топливом.

Cостояние ядерной и радиационной безопасности на ФГУП «Атомфлот» соответствует требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Под государственным надзором находятся судостроительные и судоремонтные заводы: ОАО «Балтийский завод», ОАО «ПО «Севмаш», ОАО «Амурский судостроительный завод» и его филиал - завод судового оборудования «Восток», ОАО «ДВЗ «Звезда» и другие предприятия, выполняющие работы и оказывающие услуги для эксплуатирующей организации (всего 16 организаций). На ОАО «ДВЗ «Звезда» осуществляется эксплуатация плавучего завода по переработке ЖРО (ПЗО-500) и временного хранилища РАО. На ОАО «Балтийский завод» ведутся работы по сооружению головного плавучего энергоблока атомной теплоэлектростанции малой мощности. На ОАО «Амурский судостроительный завод» и ОАО «ПО «Севмаш» строительство атомных судов в отчетный период не велось.

На предприятиях судостроительной отрасли уровень обеспечения ядерной и радиационной безопасности соответствует требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Под государственным надзором находятся комплексы стендов-прототипов корабельных ядерных энергетических установок в организациях ФГУП «НИТИ имени А.П. Александрова» и ФГУП «ГНЦ РФ - ФЭИ». Состояние стендов-прототипов на 31.12.2009 приведено в табл. 23.

Таблица 23. Состояние стендов-прототипов на 31.12.2009

Нарушений федеральных норм и правил в области использования атомной энергии при эксплуатации стендов-прототипов не выявлено.

Проведение инспекций

В отчетном периоде центральным аппаратом, Северо-Европейским и Дальневосточным межрегиональными территориальными управлениями по надзору за ядерной и радиационной безопасностью Ростехнадзора проведена 101 инспекция (в 2008 году - 112 инспекций), из них 1 - комплексная, 66 - целевые, 34 - оперативные (в 2008 году - 1 комплексная, 78 целевые, 33 оперативные). Выявлено и предписано к устранению 161 нарушение (в 2008 году - 170 нарушений), в том числе:

нарушений требований норм и правил в области использования атомной энергии - 70 (в 2008 году - 58);

нарушений условий действия лицензии - 91 (в 2008 году - 112).

По выявленным нарушениям выдавались акты-предписания и/или предписания на их устранение, проводилось заслушивание руководителей структурных подразделений поднадзорных организаций. Наложен штраф за нарушение федеральных норм и правил в области использования атомной энергии на двух физических лиц. Невыполненных в установленные сроки предписаний в отчетном периоде не было. Причинами выявленных нарушений являются в основном недисциплинированность и халатное исполнение обязанностей персоналом, слабый контроль со стороны руководства. Внеплановые инспекции не проводились.

Нарушения в работе

На поднадзорных объектах использования атомной энергии аварий и аварийных происшествий в 2009 году и в 2008 году не было.

На атомных судах ФГУП «Атомфлот» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» зарегистрировано 13 эксплуатационных происшествий (в 2008 году - 15) по классификации Положения о порядке классификации, расследования и информации о нарушениях в работе объектов атомного флота (РД 31.20.42–93). Причинами происшествий являются: течи парогенераторов - 7; неисправности механического оборудования - 3; неисправности в контрольно-измерительных системах - 1; ошибка персонала - 2.

Течь трубной системы парогенераторов (в том числе до выработки ресурса трубной системы) остается наиболее частым эксплуатационным происшествием при эксплуатации атомных судов.

Коренные причины выхода из строя трубных систем парогенераторов в полной мере не определены. Поиск причин появления трещин в трубных системах парогенераторов продолжен с участием материаловедческих и других организаций.

На стендах ФГУП «НИТИ им А.П. Александрова» произошли 2 эксплуатационных происшествия (в 2008 году - 0) по классификации Положения о порядке расследования и учета нарушений в работе исследовательских ядерных установок (НП-027–01).

Зарегистрированные эксплуатационные происшествия к превышению пределов безопасной эксплуатации не привели и были устранены в соответствии с требованиями инструкций по эксплуатации. Радиационная обстановка при всех происшествиях оставалась в пределах нормы.

Дозовые нагрузки

Обеспечение радиационной безопасности и организация радиационного контроля в поднадзорных организациях осуществляется в соответствии с требованиями нормативных документов. В течение отчетного периода случаев переоблучения персонала не зафиксировано. Дозовые нагрузки штатного и привлекаемого персонала ниже пределов контрольных уровней. Безопасность персонала и населения с точки зрения воздействия радиационных факторов обеспечена.

Вывод из эксплуатации

Ядерные энергетические установки судов из эксплуатации в отчетном периоде не выводились.

Обращение с радиоактивными отходами и источниками ионизирующих излучений

Обращение с РАО и ИИИ осуществлялось в соответствии с требованиями нормативных документов по установленной технологической схеме с соблюдением мер радиационной безопасности. Своевременно проводятся инвентаризации РАО и ИИИ.

Несанкционированных выбросов и сбросов РАО не выявлено. На объектах и прилегающих к ним территориях радиоактивного загрязнения не зафиксировано. Степень готовности поднадзорных организаций и их соответствующих подразделений позволяет обеспечить эффективное проведение мероприятий по ликвидации радиационных аварий и их последствий.

Состояние работы с ИИИ в поднадзорных предприятиях оценивается как удовлетворительное. Эксплуатация ИИИ производится в соответствии с требованиями нормативной и эксплуатационной документации.

Анализ деятельности эксплуатирующих организаций по повышению безопасности ядерных энергетических установок судов

Проектантами атомных судов и ядерных энергетических установок (ОАО «ЦКБ «Айсберг», ФГУП «ОКБМ», ФГУП «НПО «Аврора» и РНЦ «Курчатовский институт») проведен анализ выполнения требований федеральных норм и правил «Общие положения обеспечения безопасности ядерных энергетических установок судов» (НП-022–2000), «Правила ядерной безопасности ядерных энергетических установок судов» (НП-029–01) на атомных судах, разработаны и согласованы с Ростехнадзором предложения о порядке работ в обеспечение выполнения требований указанных федеральных норм и правил. На основании анализа и предложений проектантов эксплуатирующей организацией оформлены для каждого атомного судна решения о внедрении мероприятий по повышению уровня безопасности реакторных установок, в которых определены исполнители и сроки выполнения запланированных мероприятий.

Выполнение указанных решений находится на контроле Ростехнадзора. Состояние ядерной и радиационной безопасности ядерных энергетических установок судов соответствует требованиям федеральных норм и правил и оценивается как удовлетворительное.

Состояние ядерной и радиационной безопасности

В поднадзорных организациях уровень обеспечения ядерной и радиационной безопасности соответствует требованиям норм и правил в области использования атомной энергии.

Предметом особого внимания Ростехнадзора является хранение ОЯТ на птб «Лепсе». Вследствие длительного хранения часть ядерного топлива, находящегося в хранилище птб «Лепсе», классифицируется как дефектное или аварийное. В баках хранилища высокая суммарная радиоактивность, в связи с чем экипаж птб «Лепсе» размещен в береговых помещениях, сооруженных у причала ФГУП

«Атомфлот».

В рамках международного сотрудничества по проекту комплексной утилизации птб «Лепсе» разработан и утвержден федеральными органами исполнительной власти эскизный проект вывода из эксплуатации судна. Разработка рабочего проекта комплексной утилизации птб «Лепсе», спланированная на 2009 год, не начата из-за отсутствия финансирования этих работ.

Краткая характеристика и классификация радиационно-опасных объектов

В настоящее время на многих объектах экономики, военных объектах, научных центрах и т.д. используются вещества, содержащие ядерное горю­чее. Отдельные системы, блоки и устройства этих объектов преобразуют энергию делящихся ядер в электрическую и другие виды энергий. Ряд предприятий используют в технологических процессах или хранят на своей территории делящиеся материалы. Все эти предприятия относятся к объек­там с ядерными компонентами. Однако радиационно-опасными из них явля­ются далеко не все.

Радиационно-опасный объект (РО ОЭ) – это объект на котором перерабатывают или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии или разрушении которого может произойти облучение или радиоактивное загрязнение людей, сельскохозяйственных животных, растений, радиоактивное загрязнение объектов экономики и природной среды.

К радиационно-опасным объектам относятся:

Предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ), предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов: предприятия урановой промыш­ленности, радиохимической промышленности, места переработки и захоро­нения радиоактивных отходов;

Атомные станции (АС): атомные электрические станции (АЭС), атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), атомные станции теплоснабжения (АСТ);

Объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ): корабельными ЯЭУ, космическими ЯЭУ, войсковыми атомными электростанциями (ВАЭС);

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и склады для их хранения.

Краткая характеристика радиационно-опасных объектов:

Предприятия ЯТЦ , предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов, осуществляют добычу ура­новой руды, ее обогащение, изготовление топливных элементов для ядерных энергетических реакторов (ЯЭР), переработку радиоактивных отходов, их хранение и окончательное размещение. Предприятия ядерного топливного цикла можно условно разделить на 3 большие группы:

Предприятия урановой промышленности;

Радиохимические заводы;

Места захоронения радиоактивных отходов.

К предприятиям урановой промышленности относятся объекты осущест­вляющие:

Добычу урановой руды (открытой разработкой или из шахт);

Обработку урановой руды. Данные предприятия включают объекты по очистке урановой руды на специальных дробилках в несколько этапов и обогащения методом га­зовой диффузии.

После добычи урановой руды она размельчается и отделяется от пустой породы. Обычно для этого используют процесс флотации. Переработанный уран представляет собой концентрат оксида урана – U 3 O 8 .

В последующем концентрат оксида урана доставляется на специальное предприятие, на котором в результате обработки получают химическое соединение гексафторид урана – UF 6 . Это удобная форма для последующего обогащения урана с использованием процесса газовой диффузии, так как соединение UF 6 сублимируется при температуре 53 0 С.

Гексафторид урана подвергается последующему обогащению на специальных обогатительных фабриках. В результате процесса образуются два потока, содержащие соединения U 235 . Обедненный U 235 поток хранится на обогатительной фабрике в отвалах, а обогащенный превращается в диоксид урана (UО 2) и направляется на завод по производству тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) и тепловыделяющих сборок (ТВС).

1,8-4,9 % -для реакторов на тепловых нейтронах, 8 - 20 % для высокотемпературных газовых реакторов, более 20 % -для реакторов на быстрых нейтронах.

На заводах по изготовлению ТВЭЛов и ТВС диоксид урана, предназначенный для реакторов, переводят в топливные таблетки и помещают в трубки из циркалоя, получая ТВЭЛы. Определенное число трубок соединяют вместе при помощи соответствующих связывающих пластин, фитингов и прокладок, образуя ТВС. ТВС в последующем используются в ЯЭР.

Отработанное в ядерных реакторах топливо может отправляться на захоронение, но может быть переработано с извлечением необходимых компонентов и частично повторно (дополнительно) использовано. Переработка отработанного топлива осуществляется на специальных перерабатыва­ющих предприятиях (радиохимических заводах). В ходе технологических процессов переработки осуществляется раз­делка ТВЭЛов, растворение топлива, химическое отделение урана, плуто­ния, цезия, стронция и других радиоактивных изотопов и изготовление различных расщепля­ющихся материалов (ядерного топлива для боеприпасов, источников ионизи­рующих излучений, индикаторов и т.д.). При переработке отработанные топливные стержни освобождаются от оболочки и помещаются в ванну с азотной кислотой. Таблетки растворяются в кислоте и образовавшийся раствор вводят в проточную экстракционную систему, в результате чего уже в первом цикле выделения удается извлечь до 99 % продуктов радиоактивного распада. В дальнейшем осуществляется очищение и разделение плутония и урана. Конечными продуктами этой стадии обычно являются соединения UО 2 и РuО 2 , которые могут быть повторно использованы.

Разделение UО 2 и РuО 2 обычно осуществляется химическими методами. При этом полученный плутоний может быть использован на АЭС с применением быстрых нейтронов.

В настоящее время все технологии по переработке отработанного топлива и восстановления плутония приостановлены из-за подписания ряда соглашений между ведущими ядерными державами по вопросам ограничения распространения ядерного оружия и снижения его арсеналов, а также с целью предотвращения возможности его хищения в другие страны и приобретения террористическими организациями.

Радиоактивные отходы радиохимических заводов направляются на за­хоронение. Однако перед захоронением они нуждаются в дополнительной переработке. Низко и среднеактивные отходы (НСАО), характеризующиеся большими объемами, направляются на переработку, общей тенденцией которой являет­ся максимально возможное уменьшение их объема при помощи технологических процессов сорбции, коагуляции, выпа­ривания, прессовки и т.д. с последующим включением в матрицы (цемент, битум, смолы и т.д.). Хранение НСАО осуществляется в бетонных емкос­тях с последующим захоронением в естественных или искусственных полостях. Для хранения и перера­ботки высокоактивных (ВАО) отходов отработаны необходимые технологии, но их практическое внедрение в странах СНГ не ведется. ВАО хранятся на территории России в временных хранилищах, которые в настоящее вре­мя переполнены.

Схематично цикл получения ядерного топлива, переработки и захоро­нения радиоактивных отходов представлен на рис.1.

Наиболее характерными авариями на предприятиях ядерного топливно­го цикла являются:

Возгорание горючих компонентов и радиоактивных материалов;

Превышение критической массы делящихся веществ;

Появление течей и разрывов в резервуарах-хранилищах;

Характерные аварии с ЯБП и готовыми изделиями.

Рис.1. Схема цикла получения ядерного топлива, переработки и захоронения радиоактивных отходов

Атомная станция (АС) - это электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в тепловую, а затем и в электрическую. На АС теп­ло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водя­ного пара, вращающего турбогенератор (АЭС), и частично для подогрева теплоносителя (АСТ, АТЭЦ).

АС включают: один или несколько ядерных энергетических реакторов (паропроизводящие установки - главная осо­бенность АС), паровые турбины, системы трубопроводов, конденсаторы, системы вывода генерируемой мощности и тепла, ряд вспомогательных цехов, установок и производств.

В зависимости от используемого топлива, типа ядерной реакции и способа снятия тепла в мире разработано 7 основных типов ядерных энергетических реакторов. В странах СНГ АС имеют 4 типа реакторов:

Реакторы кипящего типа (ВВЭР-440) на тепловых нейтронах с двух­контурным охлаждением реактора и съемом тепла водой;

Реакторы с водой под давлением (ВВЭР-1000);

Реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием или магнием (БН);

Графитовые реакторы кипящего типа (РБМК).

С точки зрения безопасности предпочтение имеют легководные реак­торы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, что объясняется наличием у них отрицательного ко­эффициента реактивности, проявляющегося в уменьшении нейтронного пото­ка при увеличении температуры теплоносителя в активной зоне реактора, трехкратным резервированием всех активных систем, а также наличием противоаварийной оболочки.

В реакторах типа РБМК проведено разделение функций теплоносителя (вода) и замедлителя нейтронов (графит). В результате появился по­ложительный паровой эффект реактивности, который проявляется в увеличении нейтронного по­тока при повышении температуры воды и превращении ее в пар. В свою очередь это может привести к неконтролируемому разгону реактора при выходе из строя или отключении систем безопасности.

Отработанное на АЭС топливо первоначально, перед отправкой на радиохимические заводы, хранится на территории АЭС в специальных бассейнах. Ввиду того, что ядерное топливо является высокоактивным, в нем продолжается процесс деления, а вода служит одновременно защитной и охлаждающей средой. После нескольких лет охлаждения в бассейнах ТВС пригодны для транспортировки и дальнейшей переработки.

Основные причины аварий на атомных станциях:

Низкий уровень технологической дисциплины оперативного персона­ла АС и его профессиональной подготовки;

Отсутствие должного внимания и требовательности со стороны ми­нистерств и ведомств, организаций и учреждений, ответственных за обеспечение безопасности АС, на этапах их проектирования, строительства и эксплуатации.

Корабельные объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) оснащаются реакторами легководного и жидкометаллического типов. Принципиальными отличиями их от реакторов АС являются:

Использование в качестве топлива высокообогащенного урана;

Сравнительно малые размеры;

Высокая степень защиты (40-60 кг/см 2 для подводных лодок и 10-20 кг/см 2 для надводных кораблей).

Специфические причины аварий на корабельных ЯЭУ: разгерметизация первого контура реактора и попадание забортной воды под биологическую защиту.

К войсковым атомным электростанциям (ВАЭС) относятся реакторы легководного типа модульного исполнения с естественной циркуляцией теплоносителя. Основные отличия ВАЭС:

Использование в качестве теплоносителя химически и пожароопас­ного вещества нитрина;

Отсутствие оболочки внешней защиты.

ВАЭС существуют в трех видах исполнения: плавучие, на железнодорожных плат­формах и блочно-транспортные, общим весом до 100 тонн.

Специфические причины аварий на ВАЭС: разгерметизации первого контура реактора и механические повреждения.

Отличительной особенностью космических ЯЭУ являются их небольшие размеры, что достигается использованием высокоочищенного топлива с высоким содержанием стронция–90 и плутония-238. Специфические причины аварии на космических ЯЭУ: несанкционированный выход на запроектную мощность в результате удара или падения и нештатные ситуации на борту.

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и взрывные устройства к ним в мирное время хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому примене­нию. Часть из них находится на боевом дежурстве. К наиболее характерным аварий­ным ситуациям относятся: столкновение и опрокидывание транспортных средств с ЯБП, пожары в сборочных помещениях, хранилищах, комплексах и воздействие газовых разрядов.

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

ОПЫТ СОЗДАНИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ И ЭНЕРГОДВИГАТЕЛЬНЫХ УСТАНОВОК КОСМИЧЕСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ

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

Были созданы:

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

РЕАКТОР ИГР

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

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

РЕАКТОР ИГР

РЕАКТОР ИВГ-1 И СИСТЕМЫ ПОДАЧИ КОМПОНЕНТОВ

НАЗЕМНАЯ ОТРАБОТКА ТВС ЯРД (ИВГ-1)

ДОСТИГНУТЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ

1962–1966 годы

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

1971–1973 годы

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

• удельное энерговыделение в топливе – 30 кВт/см3
• удельный тепловой поток с поверхности твэлов – 10 МВт/м2
• температура теплоносителя – 3000 К
• скорость изменения температуры теплоносителя при увеличении и снижении мощности – от 350 до 1000 К/с
• длительность номинального режима – 5 с

1974–1989 годы

В реакторах ИГР и ИВГ-1 проведены испытания ТВС различных типов реакторов ЯРД, ЯЭДУ и газодинамических установок с водородным, азотным, гелиевым и воздушным теплоносителями.

1971–1993 годы

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

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.