Ядерные энергетические установки в космосе. Продолжение затронутой темы

Принцип действия и устройство энергетических реакторов сводой под давлением.

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

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

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

Рис. 6.1. Схема ядерного ре­актора.

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

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

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

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

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

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

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

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

Рис. 6.2. Тепловые схемы ядерных энергетических установок:

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Вопросы для самопроверки:

Что является источником энергии для АЭУ?

Что собой представляет двухоболочечный герметичный резервуар?

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

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.

Атомная энергетическая установка - силовая установка, работающая на энергии цепной реакции деления ядра. Атомную энергетическую установку, которая в основном является модификацией паротурбинной, начали применять на судах в конце 50-х гг. XX в. 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. В ядерном реакторе созданы такие условия, что число расщеплений ядра за единицу времени является величиной постоянной, т. е. цепная реакция происходит постоянно.

Конструкция и принцип действия ядерного реактора.

1 - стальной корпус; 2 - замедлитель; 3 - отражатель; 4 - защита; 5 - тепловыделяющие элементы; 6 - вход теплоносителя; 7 - выход теплоносителя; 8 - регулирующие стержни.

Ядерное топливо содержит делящийся материал, как правило, уран или плутоний. При расщеплении ядер атомов, которые распадаются на так называемые фрагменты - или на свободные нейтроны высоких энергий, освобождается очень много энергии. Для уменьшения высокой энергии нейтронов служит замедлитель: графит, бериллий или вода. Для того чтобы свести к минимуму возможность потери нейтронов, устанавливают отражатель. Он состоит в основном из бериллия или графита. Во избежание слишком сильного потока нейтронов в реакторе на соответствующей глубине устанавливают регулирующие стержни из поглощающих нейтроны материалов (кадмия, бора, индия). Энергообмен в реакторе происходит с помощью теплоносителей, воды, органических жидкостей, сплавов из легкоплавких металлов и т. д. В настоящее время на судах применяют, как правило, реакторы, охлаждаемые водой под давлением.

Схема атомной энергетической установки с реактором, охлаждаемым водой под давлением.

1 - реактор; 2 - первичная биологическая защита; 3 - вторичная биологическая защита; 4 - парогенератор; 5 - нагревательный змеевик первого контура; 6 - циркуляционный насос первого контура; 7 - турбина высокого давления; 8 - турбина низкого давления; 9 - редуктор; 10 - конденсатор; 11 - насос вторичного контура; 12 - вход морской воды; 13 - выход морской воды.

Эта установка имеет два контура циркуляции. Первый контур - циркуляция воды под высоким давлением. Вода первого контура служит одновременно теплоносителем ядерного реактора и имеет давление приблизительно от 5,8 до 9,8 МПа. Она протекает через реактор и нагревается, например на судах «Отто Хан» (ФРГ) и «Мутсу» (Япония), до 278°С. При этом давление воды противодействует испарению. Горячая вода первого контура, протекая через нагревательный змеевик, отдает свое тепло парогенератору, затем она снова возвращается к реактору. К парогенератору из второго контура низкого давления подается конденсат. Нагреваемая в парогенераторе вода испаряется. Этот пар с относительно низким давлением (например, на американском судне «Саванна» оно составляет 3,14 МПа) служит для питания турбин, которые через редуктор приводят во вращение гребной винт.

Ядерный реактор изолирован от окружающей среды защитным экраном, не пропускающим вредные радиоактивные лучи. Обычно применяются двойные экраны. Первый (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 («Отто Хан») до 1095 мм («Мутсу»), а также из свинцовых пластин толщиной 200 мал и полиэтилена толщиной 100 мм. Оба экрана требуют много места и имеют очень большую массу. Например, первичный экран на судне «Саванна» весит 665 т, а вторичный - 2400 т. Наличие таких экранов является большим недостатком атомных энергетических установок. 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.

К неоспоримым преимуществам относятся очень низкий расход топлива и практически неограниченная дальность плавания. Например, судно «Отто Хан» (ФРГ) за три года не израсходовало даже 20 кг урана, в то время как расход топлива обычной паротурбинной энергетической установкой на судне таких размеров составил 40 тыс. т. Дальность плавания японского судна «Мутсу» составляет 145 тыс. миль. Несмотря на эти преимущества, атомные энергетические установки широко применяются только на боевых кораблях. Особенно выгодно их использовать на крупных подводных лодках, которые долгое время могут находиться под водой, так как для получения тепловой энергии в реакторе воздуха не требуется. Кроме того, атомными энергетическими установками оснащаются мощные ледоколы, используемые в северных широтах земного шара.

1 - машинное отделение; 2 - контейнер с реактором; 3 - отсек вспомогательных механизмов; 4 - хранилище отработавших ТВЭЛ.

Для военки - это прекрасно, но перспективы для гражданки это открывает еще более невероятные. Голосовать!

Москва, 4 мар - ИА сайт. Военные в России завершили испытания малогабаритной ядерной энергетической установки (МЯЭУ) для крылатых ракет и автономных подводных аппаратов.

Власти РФ не 1 й раз допускают такие утечки, которые позже подтверждаются фактически.

Можно верить и нынешнему сигналу, ведь скоро выборы Президента, и успешные испытания МЯЭУ - это отличный инфоповод.

Это не просто инфоповод - это фантастика, особенно для крылатых ракет.

Это настолько невероятно, что на Западе до сих пор скептически относились к словам В. Путина.

Подтверждение завершения таких испытаний должно, вероятно, убедить всех неверующих.

В понимании обывателей, ядерная энергетическая установка - это что-то вроде атомной электростанции (АЭС).

О малогабаритной ядерной установке говорилось с 1950 гг. О малогабаритной американской ядерной установке увлекательно написано в романе А.Маклина Золотое Рандеву.

Но чтобы вот так просто в послании к ФС РФ объявить о крылатой ракете с ядерной энергетической установкой на весь мир?

Ошеломил, откровенно.

Президент РФ В. Путин 1 марта 2018 г с опозданием почти на 1 квартал зачитал послание к Федеральному Собранию России, используя самые современные средства продвижения информации в умы слушателей.

К обычной харизме В. Путина политтехнологи добавили инфографики, после чего стало ясно, что все слова кандидата в президенты попадут в цель.

Военке В. Путин посвятил времени в разы больше, чем гражданке.

Если по гражданским направлениям развития общества и экономики, в основном, в Послании были прекрасные намерения, то военная промышленность доказала свою приоритетность.

Темпы развития промышленности в царской России всегда опережали среднемировые.

После рекордного 1914 г испуг мировой элиты был настолько серьезен, что в 1917 г случилась Великая октябрьская социалистическая революция, которая на много лет отбросила нашу страну назад.

СССР позже выправился, но с тех пор лидером всей экономики всегда была военная промышленность, которая под контролем властей стремительно развивалась.

Ничего не изменилось и сейчас.

Экономика страны развивается крайне неравномерно.

Санкции Запада - это унизительный щелчок по носу властям России.

В 1914 г было невозможно представить, что кто-то может вводить такие санкции против России.

Ныне в нефтегазе санкции больно ударяют по российским компаниям, потому что в РФ нет инновационных технологий и оборудования для работы:

В Арктике;

На шельфе при глубине моря более 150 м;

По добыче трудноизвлекаемых запасов (), в тч сланцевых углеводородов.

сайт говорит о нефтегазе, потому что это наш профиль, но такая же ситуация пока и во многих других отраслях промышленности.

Но только не в военной промышленности.

И В. Путин это изящно доказал конкретными примерами, ошеломив обывателей и не только, обилием не имеющим аналогов в мире военных новинок: ракетный комплекс Сармат, подводные беспилотники, крылатая ракета с ядерной энергоустановкой, авиационный ракетный комплекс Кинжал, лазерное и гиперзвуковое оружие.

Впечатляют все новинки, но о малогабаритной ядерной энергетической установки (МЯЭУ) нужно сказать отдельно.

Успешные испытания МЯЭУ открывают невероятные перспективы для гражданских отраслей промышленности, в 1 ю очередь энергетике и транспорте.

Это совершеннейшая фантастика, как в романах Ж. Верна.

Как можно применить МЯЭУ и где:

Железнодорожный транспорт- высокоскоростные транспортные средства обычной эксплуатации, реально высокоскоростные со скоростью более 500 км/час;

Гражданский морской транспорт и военный флот - скорости будут более 60 узлов, как у глиссеров на подводных крыльях, но и о крыльях придется подумать тоже;

Автотранспорт, в 1 ю очередь, грузовики, вероятно;

Авиация - вертикальный взлет и посадка даже для грузовых самолетов.

Все это связано с малогабаритностью энергетической установки и эффективностью топлива, позволяющего сократить периодичность заправки.

Обыватели это знают, потому что это реализовано на атомных ледоколах и подводных крейсерах.

Что касается собственно МЯЭУ - то это большой секрет.

Говорится о ядерной установке, а не ядерном двигателе, поэтому можно предположить, что есть какой-то двигатель преобразующий ядерную энергию в энергию движения.

Можно только догадываться о технологии его работы, хотя, если анонсированную неограниченность воспринимать буквально, несколько предположений сделать можно:

Речь идет о крылатой ракете, поэтому в технологии работы, вероятно, активно используется воздух, количество которого неограничено;

При использовании подводного беспилотника неограниченного радиуса действия, очевидно, для формирования тяги в технологии используется также неограниченный ресурс -вода, хотя и агрессивная для материалов среда.

Можно не сомневаться, что военная промышленность при прямом управлении эффективно внедрит все новые, фантастические разработки российских умельцев, сделав Россию более защищенной от врагов.

Но есть большая вероятность того, что на гражданке Запад Россию опередит, как это бывало не раз.

Как адаптировать военные разработки в гражданских отраслях промышленности?

Именно здесь - камень преткновения.

Коррупция в РФ душит конкуренцию и активность бизнеса, поэтому в России так много талантливых разработок и так мало внедрения этих разработок.

В чем преимущества МЯЭУ?