Навигация:
Американская программа разработки изотопных и реакторных вспомогательных источников энергии для космических аппаратов
Работы по космическим ядерным энергетическим установкам в СССР
Реактор-преобразователь «Ромашка»
Планы использования реактора-преобразователя на Луне
Космическая ядерная энергетическая установка «БУК»
Космическая ядерная энергетическая установка «ЕНИСЕЙ» («Топаз-2»)
Описание систем КЯЭУ «Енисей», конструктивных особенностей ее отдельных элементов
Система охлаждения реактора КЯЭУ «Енисей»
Блок защиты КЯЭУ «Енисей»
Отработка КЯЭУ «Енисей»
Ядерная энергетика для межпланетных полетов
По данным работ в США при поддержке Комиссии по атомной энергии (АЕС) в 1957 году была развернута программа разработки космических ядерных (изотопных и реакторных) вспомогательных источников энергии (SNAP) для энергоснабжения различных космических аппаратов. Первыми реакторными космическими установками в США, разработка которых была поручена фирме Atomic International (руководители разработки H. Dieckamp, R. Baient и J. Wetch), явились SNAP-2, SNAP-8 с системой преобразования по циклу Ренкина на ртути электрической мощностью 3,0 и 35 кВт соответственно. Для установки SNAP-2 был разработан компактный ядерный реактор с гомогенной уран-гидридциркониевой активной зоной, охлаждаемой Na-K-теплоносителем с бериллиевым отражателем. Ресурс установки должен быть >1 год при массе установки без защиты 750 Lb (340 кг).
В 1960 году в США стартовала программа разработки безциркуляционной реакторной термоэлектрической установки SNAP-10 электрической мощностью 100-200 Вт, руководители разработки — сотрудники фирмы Atomic International J.R. Wetch и H. Dieckamp. Термоэлектрический преобразователь (на основе Pb-Те) в этой установке был совмещен с радиальным бериллиевым отражателем, а тепло из активной зоны передавалось на преобразователь за счет теплопроводности материалов активной зоны (бериллиевых теплопроводных пластин и уран-гидридциркониевого сплава) и бериллиевого отражателя.
...
Установка SNAP-10 не была реализована в США из-за низкой электрической мощности и проблем с ресурсом среднетемпературного (РЬ—Те) термоэлектрического материала, однако предложенная в этой установке безциркуляционная схема передачи тепла от активной зоны к термоэлектрическому преобразователю, как наиболее простая и надежная, привлекла внимание российских разработчиков
Впоследствии в 1967 году все работы по поставке оборудования для реакторных установок SNAP в США были прекращены с целью концентрации средств на лунную программу.
В бывшем Советском Союзе разработка космической ядерной энергетической установки, аналогичной SNAP-10, но более мощной с компактным реактором на быстрых нейтронах, охлаждаемым жидкометаллическим теплоносителем (Na-K), и вынесенной термоэлектрической системой преобразования электрической мощностью до 3,0 кВт, началась в 1962 году в ОКБ-670 генеральным конструктором М.М. Бондарюком при научном руководстве Физико-энергетического 18 Исторический аспект института (научный руководитель А.И. Лейпунский и В.Я. Пупко) для космического аппарата, разрабатываемого в ОКБ-52 (генеральный конструктор В.Н. Челомей). Установка получила название «БУК». Она была доведена до практической реализации головным предприятием Министерства среднего машиностроения (МСМ) по космической ядерной энергетике ГП «Красная Звезда», объединившим в 1972 году все работы по установке «БУК». В 1975 году КЯЭУ «БУК» в составе космического аппарата радиолокационной разведки УС-А (КОЯБАТ - по американской терминологии) была принята на вооружение.
В 1961 году в Институте атомной энергии на основе имевшегося в то время задела по физике высокотемпературных ядерных реакторов на быстрых нейтронах, высокотемпературным топливным композициям UC, UC2, UBe13, графита и материалов отражателей из металлического бериллия были разработаны предложения по возможным конструктивным решениям нового типа высокотемпературных реакторных систем - реактору-преобразователю с прямым преобразованием тепловой энергии в электричество (рис. 1.5) на основе термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей. В реакторе-преобразователе источник тепла — ядерный реактор и система преобразования - термоэлектрический или термоэмиссионный преобразователь совмещены в едином блоке. Тепло ядерного реактора передается за счет теплопроводности материалов активной зоны и радиального отражателя на преобразователь и далее на излучатель без какого-либо теплоносителя и систем его прокачки, а не преобразованная часть тепла сбрасывается излучением с помощью ребристого холодильника-излучателя.
Реактор-преобразователь — это полностью статическая ядерная энергетическая система, предназначенная для получения электроэнергии для космических применений в диапазоне электрической мощности от 0,5 до 5,0 кВт (эл). В некоторых проработанных вариантах реакторов-преобразователей (за счет введения охлаждения холодных спаев (или анодов) преобразователей жидкометаллическим теплоносителем (Иа—К) или водой) была показана возможность получения 10 кВт и более электрической мощности.
Реактор-преобразователь «Ромашка» был спроектирован и сооружен в ИАЭ в кооперации с СФТИ, ПНИТИ и Харьковским ФТИ при активной поддержке Научно-технического управления МСМ. К августу 1964 года (всего лишь за 3 года от начала разработки) реактор-преобразователь «Ромашка» был полностью готов к длительным энергетическим испытаниям на специально сооруженном в ИАЭ стенде «Р». Пуск реактора-преобразователя «Ромашка» был осуществлен 14 августа 1964 года. Он проработал в непрерывном режиме -15 000 ч., выработав ~ 6 100 кВт/ч электроэнергии. Начало испытаний установки «Ромашка» опередило на 4,5 месяца начало наземных ядерных испытаний в США FS-3 — прототипа установки SNAP-10 и на 8 месяцев опередило начало ЛКИ - прототипа FS-4.
Графитовый корпус твела выполнен таким образом, чтобы значительная часть потока тепла, выделяемого активной зоной, проходила по телу графитовой кассеты, что уменьшает температурный перепад на дикарбиде урана. Изменяя толщину дна и крышек кассет перед сборкой активной зоны, можно влиять на нейтронно-физические характеристики, в частности, на осевую неравномерность тепловыделения и температурный эффект реактивности установки. Активную зону окружает моно- литный радиальный отражатель из бериллия. Между активной зоной и радиальным отражателем помещается графитовая втулка, которая предотвращает деформацию отражателя при рабочих температурах, близких к точке плавления бериллия (1283 °С), и защищает кассеты активной зоны от химического взаимодействия с металлическим бериллием благодаря наличию на втулке защитного покрытия из карбида кремния и окиси бериллия. На наружной 24-гранной поверхности радиального отражателя, примыкающей к полупроводниковому преобразователю, с помощью винтов из бериллия прикреплены графитовые пластины, предотвращающие возможное взаимодействие бериллия с материалом преобразователя и уменьшающие испарение бериллия. Торцевые отражатели реактора выполнены также из металлического бериллия. По торцам реактора для снижения утечек тепла установлена высокотемпературная теплоизоляция на основе пенографита и многослойной графитированной ткани. Выбранное сочетание материалов в реакторе обеспечивает работоспособность активной зоны до -1900 °С в центральной части реактора, до 1000-1100 °С - на наружной поверхности отражателя.
Система регулирования реактора состоит из четырех стержней, расположенных в радиальном бериллиевом отражателе, и нижнего торцевого отражателя. Для автоматического регулирования реактора в процессе работы предусмотрен стержень автоматического регулирования (АР) из бериллия и окиси бериллия в оболочке из ВЖ-98, приводимый в движение сервоприводом. Ручное регулирование реактора осуществляется движением комбинированного отражающе-поглощающего нейтроны стержня ручного регулирования (РР). Компенсация температурного эффекта реактора осуществляется движением нижнего торцевого отражателя. Два стержня аварийной защиты (АЗ), аналогичные по устройству стержню РР, и нижний торцевой отражатель обеспечивают аварийную защиту реактора. Привод всех органов регулирования, кроме упомянутого стержня АР, осуществляется с помощью гидравлической системы. Приводы органов управления и защиты размещаются снизу под корпусом реактора. В качестве термоэлектрического генератора в установке «Ромашка» используется преобразователь на основе наиболее высокотемпературного в настоящее время полупроводникового кремний-германиевого сплава (51 — 85%; Се — 15% вес.).
Секции термоэлементов укреплены упругим образом на кожухе посредством газонаполненных силовых сильфонных элементов таким образом, что стебель медного башмака, который отводит тело от батареи, включающей в себя восемь пар полупроводниковых термостолбиков, выходит наружу, не нарушая герметичности кожуха преобразователя. К стеблю башмака, с соблюдением хорошего теплового контакта, прикреплено медное ребро, являющееся элементом холодильника-излучателя. Термоэлемент представляет собой пару термостолбиков с n- и p-проводимостью, соединенных по горячей стороне молибденовой коммутационной пластинкой. По холодной стороне отдельные пары термостолбиков коммутируются между собой медной перемычкой в единую последовательную цепь по высоте преобразователя. Электрически термостолбики соединены параллельно-последовательно в четыре параллельные ветви, что обеспечивает повышенную надежность цепей преобразователя при случайном повреждении отдельных участков коммутации. Коммутация между секциями выполнена гибкими проводниками, что обеспечивает независимое перемещение отдельных секций термоэлементов при неодинаковом термическом расширении отражателя и кожуха преобразователя. Для исключения электрического замыкания термоэлементов по горячей и холодной сторонам на корпус, а также на реактор, к горячему и холодному спаям термостолбиков приварены электроизоляционные металлокерамические пластины. В качестве керамики в электроизоляционных пластинках применена окись бериллия, обладающая хорошими тепловыми, теплопрочностными и электроизоляционными свойствами при высоких температурах.
Непреобразованная часть тепла отводится от преобразователя 192 ребрами-излучателями. Профиль и размеры ребер выбраны из условия минимального веса при заданном теплосъеме. Для повышения излучательной способности в инфракрасной части спектра, излучающая поверхность ребер имеет жаростойкое эмалевое покрытие, обеспечивающее коэффициент излучения >0,9. По мере разогрева реактора, после его запуска, вследствие нагрева газа и повышения давления в сильфонных элементах, заполненных аргоном при р = 1 атм, происходит поджатие всех термоэлементов к поверхности отражателя, с установлением необходимого теплового контакта между термоэлектрическим преобразователем и ядерным реактором. Для снижения тепловых потерь все промежутки между термоэлементами и пустоты в конструкции преобразователя заполняются кварцевой ватой.
Все детали реактора и термоэлементов работают в среде гелия, заполняющего герметичную полость реактора-преобразователя. Герметизация реактора не позволяет осколочным продуктам распространяться за пределы зоны, ограниченной корпусом преобразователя. В целом преобразователь установки разбит на четыре группы, каждая из которых имеет независимые силовые выводы.
Было осуществлено пять различных сборок, отличающихся концентрацией делящегося материала. На каждой сборке был проведен комплекс исследований, охватывающий широкий круг вопросов: зависимость критических загрузок от состава активной зоны, эффективность отражателей и органов регулирования, распределение тепловыделения в активной зоне, влияние на реактивность конструктивных зазоров и т.д. Большое внимание было уделено изучению влияния перемещения нижнего торцевого отражателя и профилирования активной зоны на нейтронно-физические характеристики реакторной системы, а также исследованию эффективности стержней регулирования и полей тепловыделения. Реактивность во всех этих случаях измерялась различными методами: по периоду разгона, импульсным и интегральным.
Стендовые исследования теплоэнергетических характеристик. Заключительному этапу испытаний реактора-преобразователя на натурном испытательном стенде предшествовали комплексные испытания полномасштабной тепловой модели реактора-преобразователя и штатного комплекта реактора «Ромашка» на стенде с электронагревом (рис. 1.21). Цель указанных испытаний — проверка работоспособности всей установки в целом и ее отдельных узлов, а также исследование рабочих параметров установки в стационарных и нестационарных режимах. В процессе испытаний постоянно измерялись температурные поля в различных элементах установки. Для этого в реакторе и преобразователе было установлено 53 вольфрам-рениевых и 86 хромель-алюмелевых термопар.
... испытания установки «Ромашка» показали, что термоэлектрический преобразователь на основе кремний-германиевого сплава теряет электрическую мощность до 20-25 % за ресурс 15 000 ч при дальнейшем конечном темпе падения электрической мощности -5,5% в год. Потеря электрической мощности определяется в основном возрастанием внутреннего сопротивления преобразователя из-за диффузионных процессов, протекающих в коммутационных переходах на границе графитовая шайба — кремний-германиевый сплав с образованием слоя карбида кремния, имеющего большое омическое сопротивление, и за счет влияния нейтронного излучения на характеристики кремний-германиевого сплава.
За время ресурса работы реактора-преобразователя (за первые ~12 000 ч.) было замечено падение реактивности 0,6 %, что компенсировалось органами регулирования. Данное изменение реактивности можно объяснить главным образом небольшими изменениями геометрии активной зоны вследствие деформации тепловыделяющих элементов и отражателя.
Результаты испытаний позволили наметить возможные пути улучшения параметров подобной системы, реализация которых позволит форсировать электрическую мощность до -1000 Вт или сократить вес системы до -200 кг при соответствующем сокращении электрической мощности до -200 Вт. Это возможно за счет сокращения термических сопротивлений по горячей стороне (от бериллиевого отражателя до горячего спая преобразователя), использования тепловых труб в холодильнике-излучателе, исключения графитовой коммутации на горячем и холодном спае кремний-германиевых элементов и использования более эффективного кремний-германиевого сплава с 55%-ным содержанием германия. Дальнейшее более существенное улучшение энерговесовых характеристик подобной системы может быть получено при использовании вместо термоэлектрического преобразователя энергии преобразователя на основе плоских модульных термоэмиссионных элементов, располагаемых в радиальном бериллиевом отражателе ...
С.П. Королев первым предложил запустить в космос реактор-преобразователь «Ромашка», предупредив при этом разработчиков, что он будет их «топтать» для ускорения работ. Преждевременная смерть С.П. Королева не позволила реализовать его планы, но совместные работы ИАЭ им. И.В. Курчатова и ОКБ-1 по инициативе М.В. Мельникова и Б.Е. Чертока продолжались при выполнении работ по лунной программе. По выданному ОКБ-1 техническому заданию предусматривалось использовать реактор-преобразователь «Ромашка» для энергоснабжения лунной станции в качестве альтернативы разрабатываемым в то время электрохимическим и изотопным генераторам. Для уменьшения воздействия нейтронного и гамма-излучения реактора на персонал и оборудование лунной станции планировалось разместить реактор-преобразователь в естественном лунном кратере или в специально подготовленной воронке. Взрыв ракеты-носителя Н-1 на стартовой площадке перечеркнул планы по лунной программе и, соответственно, планы использования реактора-преобразователя на Луне.
Применительно к разрабатываемому в ОКБ-52 (В.Н. Челомей) космическому аппарату УС-А в 1963 году в кооперации с ОКБ-165 (А.М. Люлька) на этапе предэскизного проекта была разработана вторая (наряду с разрабатывавшейся в ОКБ-670 (М.М. Бондарюк) установкой «БУК») космическая термоэлектрическая установка с кремний-германиевыми преобразователями, совмещенными с активной зоной, с охлаждением холодных спаев Na-K теплоносителем электрической мощностью 5,0 кВт. Однако ввиду отсутствия в то время данных о влиянии излучения реактора на характеристики кремний-германиевого сплава дальнейшее развитие получила установка «БУК» с вынесенным за защиту двухкаскадным (Si—Ge и РЪТе) термоэлектрическим преобразователем. Установка «БУК» была доведена коллективом НПО «Красная Звезда» (Г.М. Грязное) до серийной эксплуатации и в мае 1975 года принята на вооружение в составе КА УС-А. Накопленный к тому времени опыт отработки высокотемпературного кремний-германиевого преобразователя для установки «Ромашка» был использован СФТИ в работах по верхнему каскаду преобразователя КЯЭУ «БУК».
КЯЭУ «Енисей» не слетала в космос, но слетала в США и обратно, проложив путь к международному сотрудничеству.
В 1969 году КБ Прикладной механики в Красноярске было поручено создать космический аппарат, который должен обеспечить непосредственное телевизионное вещание на отдаленные районы страны. Энергетическую установку для этого аппарата было поручено создать организациям МСМ: Центральному конструкторскому бюро машиностроения — Главному конструктору энергетической установки; Институту атомной энергии им. И.В. Курчатова — научному руководителю; НИИ НПО «Луч» — технологу и конструктору по разработке ЭГК и элементов активной зоны; Сухумскому физикотехническому институту — разработчику систем автоматического управления.
В качестве ядерной энергетической установки разработчиками была предложена КЯЭУ «Енисей», разрабатываемая с 1963 года на основе термоэмиссионной системы преобразования тепловой энергии ядерного реактора в электричество с использованием одноэлементных ЭГК, встроенных в активную зону реактора. В то же время в кооперации НПО «Красная Звезда» и ГНЦ РФ-ФЭИ в качестве дублера установки «БУК» для КА УС-А разрабатывался (с некоторым опережением по времени) вариант термоэмиссионной КЯЭУ «Топаз» на основе многоэлементных ЭГК той же электрической мощности, но с меньшим ресурсом (под задачу 5 кВт в космосе на ресурс 1,5 месяца с доведением до года)
Техническим заданием на разработку КЯЭУ «Енисей», выданным КБПМ, предусматривалось создание термоэмиссионной ЯЭУ электрической мощностью 6,8 кВт с ресурсом 1,5 года на первом этапе и доведением ресурса до 3 лет на последующих этапах отработки. Масса КЯЭУ должна быть ~1000 кг. По мере продвижения работ по созданию космического аппарата и КЯЭУ «Енисей» уточнялось техническое задание (ТЗ). В окончательном варианте ТЗ электрическая мощность должна быть до 4,5—5,5 кВт (эл), ужесточились требования к радиационной обстановке в районе приборного контейнера (до 5-104рад по гамма-излучению) и, соответственно, на 200 кг была увеличена масса блока защиты; неизменным оставалось требование по ресурсу установки 1,5—3,0 года.
В состав систем и оборудования КЯЭУ «Енисей» входят:
малогабаритный гетерогенный реактор на промежуточных нейтронах с гидридциркониевым замедлителем, бериллиевыми отражателями и встроенными в активную зону одноэлементными термоэмиссионными преобразователями (ТЭП), совмещенными с твэлами;
система отвода от реактора неиспользованного тепла, в которую входят циркуляционный электромагнитный насос (ЦЭМН) для прокачки жидкометаллического теплоносителя, холодильник-излучатель ребристо-трубчатого типа (ХИ), газовый компенсатор объема с сильфонным разделительным элементом (КО), «ловушка» окислов с титановым поглотителем окислов, электронагреватели предстартового разогрева контура теплоносителя (ТЭН), соединительные трубопроводы;
система автоматического управления установкой (САУ), обеспечивающая пуск и автоматическое управление на всех этапах эксплуатации;
система контроля параметров КЯЭУ и передачи их в наземный центр управления, которая включает датчики САУ и телеметрического контроля параметров установки: температуры, давления, нейтронного потока; система электропитания потребителя и собственных нужд КЯЭУ;
цезиевая система, включающая генератор паров цезия и безмоментную систему выброса паров цезия и продуктов остаточного газовыделения;
исполнительные органы СУЗ - привод автоматического регулирования (АР) и три привода аварийной стартовой защиты реактора (АЗС);
пусковой блок (ПБ), включающий в себя аккумуляторную батарею (АПБ), обеспечивающий собственные нужды и питание ЦЭМН на пусковом режиме КЯЭУ;
теневая радиационная защита (блок защиты - БЗ);
силовая рама — основной элемент несущей конструкции реакторного блока (РБ) и стыковки с КА;
термочехол, который осуществляет тепловую защиту РБ, устанавливает и поддерживает требуемый тепловой режим КЯЭУ до пуска реактора, исключающий затвердение теплоносителя в контуре охлаждения при неработающем реакторе;
газовые системы (гелиевая и окислителя) и др.
Оборудование крепится к силовой раме, которая вместе с последовательно с ней соединенными корпусами защиты и реактора составляет несущую конструкцию реакторного блока. САУ располагается в приборном контейнере КА наиболее защищенном от реакторных излучений. Реакторный блок соединен с аппаратурой САУ кабелями. На рабочей орбите реакторный блок отодвигается от КА на определенное расстояние при помощи механизма раздвижения.
Сильфонные узлы ЭГК обеспечивают механическую развязку электродов при температурных деформациях. Электроизолирующие функции несут на себе также дистанционаторы МЭЗ и покрытие из двуокиси алюминия на наружной поверхности коллектора. Межэлектродное пространство при пуске реактора и разогреве РБ заполняется парами цезия заданного давления. Ядерное топливо выполнено в виде таблеток из двуокиси урана с обогащением по урану-235 96%. Таблетки имеют отверстия различного диаметра, что обеспечивает профилирование тепловыделения по радиусу активной зоны. По обеим сторонам топлива внутри эмиттера размещены таблетки элементов торцевого отражателя из окиси бериллия. Специальные устройства удерживают таблетки от перемещения и предотвращают выход токсичной пыли наружу при наземных операциях с КЯЭУ При этом обеспечивается свободный выход газообразных продуктов деления в космическое пространство. ЭГК скоммутированы в две секции: рабочую — из 34 последовательно соединенных ЭГК и насосную - из трех параллельно соединенных ЭГК. Через гермовводы каждая из секций с обеих сторон торцов реактора выведена наружу и подключена к соответствующим реакторным токосъемным шинам.
Снаружи корпуса между верхним и нижним коллекторами теплоносителя размещен радиальный отражатель. Он состоит из двенадцати вращающихся цилиндрических бериллиевых стержней (барабанов) в тонкостенных стальных оболочках и двенадцати неподвижных бериллиевых вкладышей между барабанами, плотно прижатых к корпусу реактора и с небольшим зазором отстоящих от стержней. Стержни регулирования вращаются в подшипниках скольжения. Двумя ленточными бандажами вкладыши и вместе с ними стержни прижаты к корпусу реактора. Бандажи имеют электрические замки, фиксирующие бандажи и радиальный отражатель в собранном состоянии. Открытие замков бандажей при подаче на них электропитания приводит к быстрому развалу радиального отражателя за счет пружинных толкателей, установленных между вкладышами отражателя и корпусом реактора. Развал отражателя является одной из мер защиты в аварийных ситуациях.
На стержнях регулирования в пазах по всей высоте стержней установлены поглощающие элементы из карбида бора, занимающие 1/3 периметра стержня. 12 стержней разбиты на две группы: 9 стержней системы регулирования и 3 стержня аварийной защиты. Через муфты стержни АР соединяются с механизмом поворота, стержни АЗС — с индивидуальными электроприводами. Механизм поворота является распределительным устройством и передает крутящий момент девяти стержням АР от единого привода. Люфт ведущего стержня регулирования относительно ведущего кривошипа устраняется с помощью встроенного торсиона. Вследствие этого на номинальном режиме работы ЯЭУ регулирование, в основном, осуществляется только ведущим стержнем, а остальные стержни регулирования остаются неподвижными за счет своих люфтов относительно венца.
Система обеспечивает отвод от реактора и сброс в космическое пространство неиспользованного тепла. Кроме того, при подводе внешнего электропитания система обеспечивает возможность разогрева реакторного блока при неработающем реакторе и поддержание теплового режима РБ на уровне, исключающем затвердевание теплоносителя в процессе выведения, за счет тепла, запасенного в конструкциях РБ. В своем составе система имеет холодильник-излучатель (ХИ), циркуляционный насос, компенсатор объема, ловушку окислов, электронагреватели предварительного разогрева, трубопроводы и датчики температуры, установленные в различных местах на коллекторах ХИ и трубопроводах.
В качестве теплоносителя используется эвтектический сплав натрий—калий. ХИ ребристо-трубчатой конструкции наиболее полно отвечал задаче создания теплообменника минимального веса и высокой надежности. Сварная конструкция в виде усеченного конуса с кольцевидными верхним и нижним коллекторами, с оребренными медными пластинами, рабочими трубками представлялась предельно простой и надежной. Практически все элементы такой конструкции работают по прямому назначению- отдача тепла в окружающую среду. Для повышения эффективности сброса тепла в космическое пространство излучающие элементы холодильника покрыты теплостойкой эмалью с высокой степенью черноты (0,86-0,88), обладающей высокой адгезией. Эффективная излучающая поверхность холодильника-излучателя составляет 7,2 м2. В КЯЭУ «Енисей» для прокачки теплоносителя применяется кондукционный магнитогидродинамический насос постоянного тока. Насос полностью герметичен и не имеет подвижных частей.
Компенсатор объема сильфонного типа с компенсирующей газовой полостью предназначен для компенсации температурных расширений теплоносителя при разогреве установки и поддержания заданного давления в контуре охлаждения. Был разработан оригинальный сильфонный узел пилообразного профиля, получаемый сваркой набора кольцевых металлических диафрагм по внутреннему и наружному периметрам. Сжимаясь в рабочем режиме, элементы не оставляют практически паразитных зон, сводя до расчетного минимума объем теплоносителя, остающегося в компенсаторе. Прямыми ресурсными испытаниями был подтвержден трехлетний ресурс компенсатора объема (КО).
Компоновка трубопроводов жидкометаллического профиля (ЖМК) выполнена с обеспечением минимальной величины нескомпенсированных кинетических моментов движущихся масс теплоносителя. В установке применен генератор паров цезия фитильного типа, обогреваемый на всех этапах работы контуром теплоносителя и не требующий электропитания. Крепится генератор паров на специальной платформе, вваренной в трубопровод теплоносителя. Оригинальная конструкция и специальная технология изготовления фитиля, представляющего собой канал, образуемый проволочной спиралью, помещенной в радиальном зазоре двух концентричных стальных втулок, обеспечивают номинальный расчетный расход цезия 0,5 г/сут с превращением цезия в пар по ходу прохождения его по фитилю. Требуемое рабочее давление паров, находящееся в диапазоне 0,4-4,0 мм рт. ст., устанавливается с помощью регулирующего выходного дросселя при первых энергетических испытаниях РБ и автоматически поддерживается с точностью не хуже 10% в широком диапазоне температуры теплоносителя (350-600 °С).
Ресурсный запас цезия рассчитан на 5 лет работы РБ. На сборку реакторный блок (РБ) поступает в собранном виде, заправленный цезием и прошедший проверку на работоспособность на специальном стенде тепловых испытаний. Успех отработки РБ во многом определялся созданием уникальных стендов, обеспечивавших всесторонние исследования и полномасштабные испытания РБ, в том числе ресурсные.
Является радиационной защитой космического аппарата и обеспечивает снижение потоков нейтронного и гамма- излучения. Одновременно блок защиты (БЗ) является составной частью силовой конструкции РБ. Конструкция БЗ представляет собой стальную обечайку, заполненную водородосодержащим компонентом — гидридом лития. Защита разработана в двух вариантах: с тонкостенными днищами корпуса и с днищами толщиной в несколько сантиметров для повышения эффективности зашиты по гамма-излучению. К оригинальным конструктивным решениям по БЗ относится создание внутри монолита гидрида лития сквозных наклонных каналов для прокладки наиболее громоздких трубопроводов ЖМК и валопровода системы приводов стержней АР.
При внешней кажущейся конструктивной простоте конструкция БЗ потребовала длительной отработки технологии заполнения корпуса гидридом лития. Программа автономной отработки БЗ включала в себя реакторные исследования ослабляющей способности БЗ на макетных сборках и штатных образцах БЗ с отработкой методики контроля заполнения гидридом лития, тепловые испытания с целью исследования реальных температурных полей конструкции БЗ, исследование прочностных характеристик при статических и динамических испытаниях, определение реальных оптических характеристик теплоизлучающих поверхностей, проверку работоспособности валопровода системы привода стержней АР реактора. Физические испытания БЗ проводились на стенде ОР-М ...
Важнейшими этапами отработки были элементная и узловая отработка, освоение в производстве, комплексная отработка установки, в том числе на электроэнергетических (с имитацией ядерных тепловыделений электронагревом активной зоны реактора) и ядерных испытаниях. На всех этапах реализовывались целевые программы по отработке надежности, прочности, герметичности, радиационной стойкости материалов, безопасности и др. При ядерных испытаниях опытного образца КЯЭУ был получен ресурс 1,5 года. Ресурс отдельных узлов при автономных испытаниях составил около трех лет. Начиная с 1974 года завод «Двигатель» (г. Таллин) выпускал полномасштабные опытные образцы реакторных блоков, на которых проводились теплофизические, электроэнергетические, прочностные, позднее и ядерные энергетические испытания. Этап сборки реакторного блока завершался в ЦКБМ на стенде «Байкал» — специальном стенде, на котором проводилась термовакуумная обработка систем и их заправка теплоносителем и газами
В соответствии с общими техническими требованиями к КЯЭУ, действующими в нашей стране, установка «Енисей» прошла полный цикл наземной отработки, включая ее комплексные испытания на стендах ЦКБМ с электронагревом (рис. 2.10), транспортные и динамические испытания на соответствие действующим нагрузкам при транспортировке и выводе КА на орбиту, испытания в криогенных камерах на захолаживание и как завершающий этап испытаний - ядерные энергетические испытания в ИАЭ им. И.В. Курчатова на стендах «Р» (установки Я-23, Э-31, Я-81, Э-38) и в НИИП на стенде «Т» (установки Я-24, Э-82).
Для проведения этих испытаний на ГСЗ «Двигатель» было изготовлено ~30 опытных образцов КЯЭУ «Енисей». Из них шесть опытных образцов прошли ядерные энергетические испытания на ядерных стендах «Р» и «Т», специально созданных для наземных ядерных испытаний. Таким образом, к 1988 году установка «Енисей» прошла полный цикл наземных испытаний, необходимых перед этапом летных конструкторских испытаний (ЛКИ) в составе КА, подтвердив требуемые по ТЗ параметры и ресурс 1,5 года с возможностью достижения ресурса не менее 3 лет. Основные результаты испытаний представлены в табл. 2.2. В составе шести реакторных блоков, прошедших ядерные энергетические испытания, прошли отработку 93 ЭГК 2-го поколения и 111 ЭГК 3-го поколения (Е-16МО). Проведенные мероприятия по повышению надежности ЭГК привели к тому, что в ходе ядерных испытаний ЭГК 3-го поколения не было зарегистрировано ни одного отказа приборов и подтверждена стабильность основных параметров реактора-преобразователя (Я-81) в течение 12 380 ч.
По результатам экспериментальной отработки КЯЭУ «Енисей» могла быть рекомендована к летным испытаниям. Однако в 1988 году вследствие экономических трудностей в стране, перестройки экономики и реакции на аварию на Чернобыльской АЭС разработка космического аппарата в КБПМ была прекращена и, соответственно, прекратилось финансирование работ по КЯЭУ «Енисей». Разработчик КА предоставил возможность распоряжаться созданным заделом по установке «Енисей» (включая опытные образцы, подготовленные для проведения ЛКИ) на усмотрение разработчиков установки. К этому времени вариант термоэмиссионной установки «Топаз», разрабатывавшийся в ГП «Красная Звезда» и ФЭИ, с многоэлементными ЭГК с меньшим требуемым ресурсом успел пройти наземные межведомственные испытания и был испытан в составе двух космических аппаратов серии «Космос-1818» и «Космос-1867» с ресурсом 0,5 и 1,0 год. Это были первые в мире испытания в космосе термоэмиссионных ядерных энергоустановок.
Использование ядерной энергетики может коренным образом изменить возможности межпланетных космических аппаратов. По сравнению с применяемыми в настоящее время двигательными установками для межпланетных полетов ядерные электроракетные двигательные установки (ЯЭРДУ), представляющие собой комбинацию ЯЭУ с ЭРД, обеспечат, во-первых, значительно более высокий прирост скорости и/или доставку более тяжелой полезной нагрузки или использование более дешевой ракеты-носителя и, во-вторых, использование траектории прямого движения с простыми программами полета без гравитационных маневров при сокращенном времени полета и расширенных «окнах запуска». В результате с помощью ЯЭРДУ могут быть преодолены современные энергетические барьеры и осуществлены принципиально новые научные проекты.
При проведении исследований в области внешних планет Солнечной системы (на расстояниях более 5 а.е.) ядерная энергетика является безальтернативной, так как мощность солнечных батарей в этой области падает до неприемлемого уровня. При этом для решения целого ряда научных задач ближайшей перспективы достаточен уровень электрической мощности порядка 30-100 кВт как на этапе перелета, так и на этапе исследований. Таким образом, энергодвигательное обеспечение таких КА может быть реализовано с помощью ТЭМ на основе однорежимных ЯЭУ или бимодальных ЯЭДУ умеренной мощности. Благодаря использованию ядерной энергетики продолжительность большинства экспедиций даже в отдаленные области Солнечной системы не превысит 10 лет, а длительность полетов в области до Юпитера - 5 лет. Многие специалисты считают, что для такой задачи по совокупности факторов наиболее продвинута к практической реализации на сегодняшний день концепция ЯЭУ с термоэмиссионным реактором- преобразователем энергии. Ближайшим конкурентом такой ЯЭУ по степени готовности является ЯЭУ с турбомашинным преобразованием энергии, обладающим более высоким энергетическим потенциалом и нуждающимся в дальнейшем совершенствовании технологии.