Ядерные энергетические установки в космосе. Продолжение затронутой темы

Развивающаяся ядерная энергетика требует постоянного притока специалистов в отрасль.

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

ВВЕДЕНИЕ

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

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

Часть первая
ОБЩИЕ ВОПРОСЫ ПРОЕКТИРОВАНИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Глава 1
СХЕМЫ И СОСТАВ ОБОРУДОВАНИЯ
ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

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

Более двадцати пяти лет назад в Семипалатинске был произведен первый энергопуск ядерного реактора ИВГ-1,с помощью которого была начата отработка конструкции ядерного ракетного двигателя. Уже тогда предполагали,что такой двигатель понадобится во время полета человека к Марсу. Позднее трудности с финансированием науки затормозили работу, но планируемая на 2017 г. экспедиция к Марсу оживила интерес к ядерному двигателю. Ядерный двигатель представляет собой реактор, в котором вдоль тепловыделяющих элементов с ядерным топливом проходит поток газа – водорода. Он охлаждает элементы, а сам нагревается и с большой скоростью истекает из сопла, создавая тягу двигателя. При этом возникает импульс, толкающий ракету вперед. Температура газа на выходе должна быть очень высока – не менее 3000 °С, а удельная тяга – 950 с. Только при этих условиях ядерный двигатель эффективнее, чем обычный, работающий на жидком топливе.

Сейчас в области ядерных ракетных двигателей мы, несмотря на полузамороженное состояние работ, на 15-20 лет опережаем США. Работы над ядерными энергетическими (ЯЭУ) и энергодвигательными установками (ЯЭДУ) в настоящее время ориентированы на формирование опережающего научно-технического задела по созданию базовых унифицированных элементов, узлов и агрегатов ЯЭУ (ЯЭДУ).

К приоритетным направлениям исследований, которые могут показать преимущества ядерных источников энергоснабжения перед другими их вариантами, можно отнести:

развитие технологий, обеспечивающих создание ЯЭУ мощностью от десятков до сотен киловатт (с перспективой ее дальнейшего увеличения);

доведение гарантированного ресурса ЯЭУ до уровня, не меньше ожидаемого от солнечной энергетики (в том числе до 10 лет и более на ГСО);

развитие технологий, обеспечивающих создание бимодальных ядерных электродвигательных установок (работающих как в режиме ядерных ракетных двигателей на водороде, так и в электро-генерирующем режиме для питания целевой и служебной аппаратуры КА или ЭРД);

подтверждение ядерной и радиационной безопасности разработки и эксплуатации ЯЭУ (ЯЭДУ).

Как показали исследования,проведенные специализированными отечественными организациями, при мощностях 50…100 кВт предпочтение может быть отдано ядерным энергетическим установкам в силу их заметных преимуществ перед традиционными солнечными энергоустановками по массогабаритным, эксплуатационным и экономическим показателям. Причем в указанном диапазоне мощностей существенные преимущества имеют термоэмиссионные ЯЭУ второго поколения, основанные на дальнейшем развитии технологии, созданной по программе “Топаз”, важным элементом которой явились успешные летно-конструкторские испытания в 1987-1988 гг. первой в мире термоэмиссионной ЯЭУ “Топаз-1”. Именно это обстоятельство – использование ядерной энергоустановки – привносит весьма существенную специфику в практику конструирования КА, поскольку компоновочная схема последнего в большей степени становится зависимой от особенностей энергоустановки, чем от характеристик и параметров целевой аппаратуры.

Существенно, что ЯЭУ используется как в качестве источника электроснабжения бортовой аппаратуры,так и совместно с электро-ракетными двигателями для выведения КА с радиационно безопасной орбиты на рабочую. Выполненные исследования по определению областей применения различных видов энергии для обеспечения КА свидетельствуют о том, что уже с уровня 300 кВт при сроке службы КА более одного года использование ядерной энергетики представляется более предпочтительным. Результаты теоретических исследований показывают, что может быть создана ЯЭУ с термоэмиссионным преобразованием энергии мощностью 7,5 МВт и удельными массовыми характеристиками 6 кг/кВт.

ЯЭУ с турбомашинным преобразованием энергии (ТЭМП) может иметь преимущества по сравнению с термоэмиссионным и термоэлектрическим вариантами вследствие:

значительно меньшей массы реакторной установки при равной электрической мощности; более высокого КПД;

большей технологичности из-за значительно более низкой температуры рабочего тела;

принципиальной возможности отработки энергетического контура отдельно от реактора;

более высокой надежности ТЭМП из-за отсутствия ограничений по дублированию элементов вне реактора.

Поэтому представляется целесообразным рассмотреть концепцию ЯЭУ с ТЭМП. Следует также отметить большой накопленный опыт по разработке ЯРД, наличие стендовой базы и высококвалифицированных специалистов в России, а также большой научно-технический задел, созданный в США по программе “Нерва”. При выбранном уровне электрической мощности (2 МВт) конструкция реактора и радиационной защиты близка к оптимальной по удельным массам, по конфигурации и по загрузке топлива, а удельные массы агрегатов ТЭМП при этом уменьшаются до уровня 2-4 кг/кВт.

Проведенный проектно-баллистический анализ космического энерготранспортного аппарата (КЭТА) определил требуемые параметры электрической мощности, а также характеристики электроракетной двигательной установки.

Основные ограничения, принятые в расчетах:

масса установки и габариты не должны выходить за рамки возможностей ракеты-носителя “Ангара”;

радиационная доза, накапливаемая полезным грузом при пересечении радиационных поясов Земли, не должна превышать 5 х 104 рад;

радиационно безопасной считается круговая орбита высотой 600-800 км;

ресурс бортовых систем КЭТА должен составлять 1-2 года на первом этапе с доведением до 5-7 лет при последующей отработке;

число рейсов КЭТА за ресурс – до 10;

суммарная доза радиоактивного облучения,получаемая в приборном отсеке от работы реактора и воздействия радиационных поясов Земли: гамма-излучение – не более 106 рад; флюенс быстрых нейтронов – не более 1013 н/см 2 .

В РНЦ “Курчатовский институт” разработан проект ЯЭУ с турбомашинным преобразователем энергии, рассчитанной на следующие параметры:

тепловая мощность – до 10 МВт;

электрическая мощность – около 2 МВт;

система преобразования энергии – турбомашинная (цикл Брайтона);

суммарное время работы – не менее 104 ч;

число включений за ресурс – до 30;

максимальная температура рабочего тела – до 1500 К.

В результате проведенных проработок определились основные проектные характеристики ЯЭУ:

масса газоохлаждаемого реактора – 1000 кг;

топливо – UC (U,Zr)C,UNc 90 %-м обогащением по U235, оболочка топлива – Zr, W184, отражатель – Be;

масса радиационной защиты (LiH,W,B4C) – 1000 кг;

масса преобразователя энергии (турбина, компрессор и униполярный генератор) – 3500 кг;

рабочее тело – гелий-ксеноновая смесь (1-3 % Хе);

холодильники-излучатели – на тепловых трубах при средней температуре около 700 К, масса 3000 кг;

площадь холодильника-излучателя (эффективная) – около 300 м 2 ;

масса системы автоматического управления, системы электро-снабжения – 1000 кг;

масса конструкции ЯЭУ – 1500 кг;

суммарная масса ЯЭУ – 11 000 кг;

удельная масса – 5,5 кг/кВт.

Конструктивно КЭТА, в состав которого входит ЯЭУ, состоит из модуля энергоустановки с ядерным реактором и защитой; ТЭМП, размещенного в конусе радиационной защиты; холодильника-излучателя на тепловых трубах, выполненного по несущей схеме; четырех раскрывающихся плоскостей холодильников-излучателей, имеющих полуцилиндрическую форму, а также размещенной внутри холодильника-излучателя выдвижной фермы.

На выдвижной ферме располагаются:

приборный отсек с системой стыковки, приборами ориентации, навигации,связи и дополнительной двигательной установкой;

маршевая электроракетная двигательная установка (удельный импульс 4600 с); топливный бак ксенона.

Основные массовые характеристики КЭТА: ЯЭУ – 11 000 кг; ЭРДУ – 5000 кг; выдвижная ферма,топливный бак – 1000 кг; приборный отсек,система стыковки – 2000 кг; дополнительная двигательная установка, неучтенные элементы – 1000 кг; топливо (ксенон) – 8000 кг; суммарная “сухая” масса КЭТА – 20 000 кг. КЭТА может обеспечить проведение обширных исследований космоса, создание лунной базы и решение ряда других народнохо-зяйственных и оборонных задач.

В XXI в. придется решать и более энергоемкие задачи: создание космических производственных комплексов, исследование комет, астероидов и др. Для их решения необходимы более мощные ДУ. Требования, предъявляемые к мощности двигательной установки, определяются временем полета, массой полезной нагрузки, удельной массой энергоустановки (кг/кВт), удельным импульсом и КПД двигателя. Мощности, необходимые для грузового полета на Луну, 600-дневного грузового полета на Марс с полезной нагрузкой в сотни тонн,оцениваются в 1-10 МВт. Для пилотируемого полета на Марс требуются источники питания мощностью в несколько десятков МВт. Это позволяет с учетом отечественного и зарубежного опыта рассмотреть концепцию создания КЭТА с ЯЭРДУ на базе энергетической установки с электрической мощностью в несколько МВт.

Ядерная энергетическая установка электрической мощностью 2 МВт для космического энерготранспортного аппарата. Космические энерготранспортные аппараты с ядерной энергетической установкой мощностью около 2 МВт и электроракетными двигателями могут обеспечить значительный прогресс в исследовании планет Солнечной системы, создании лунной базы, проведении некоторых чисто научных высокоэнергетических экспериментов в космосе и, наконец, с их использованием может быть уменьшена в несколько раз себестоимость доставки 1 кг полезного груза на геостационарную и другие высокие орбиты.

КЭТА представляет собой космический челнок (межорбитальный буксир). Запуск КЭТА на низкую орбиту осуществляет РН “Ангара”. Совершенно очевидно, что программы исследования дальних планет, создания лунной базы, пилотируемой экспедиции к Марсу и, наконец, проекты глобальной космической телефонизации требуют решительного интенсивного увеличения транспортных возможностей космической техники, что предопределяет резкий рост энерговооруженности КА.

Ядерные электроракетные двигательные установки с электрической мощностью 2-10 МВт. Из предварительного проектно-баллистического анализа следует, что для ЯЭУ наиболее целесообразным представляется уровень электрической мощности ~3 МВт как наиболее оптимальный в соответствии со следующими критериями:

максимально возможная масса полезного груза, выводимого на геостационарную орбиту с помощью ЯЭРДУ, размещается при выведении с Земли на РН “Энергия” в контейнере ПГ;

время транспортировки груза на ГСО не превышает 100 сут (условие непревышения допустимой радиационной дозы при прохождении радиационных поясов Земли);

удельный импульс электроракетного двигателя (ЭРД) составляет 5000 с;

выбранный уровень мощности является универсальным для решения ряда других задач (транспортировка грузов к Марсу, Луне, Венере, изменение наклонения орбит больших космических объектов типа научных станций, проведение научных экспериментов и организация промышленного производства на орбите).

Среди мощных ЭРД наиболее проработанными как по полетным параметрам, так и по разработке подсистем являются магнитоплазменные и ионные электроракетные двигатели. В настоящее время исследованы возможности создания магнитоплазмодинамического (МПД) двигателя мощностью 2,5 МВт с внешним полем, работающего при разрядном токе 10 кА и напряжении 250 В. Ресурс двигателя, необходимый для большинства космических экспедиций, принят равным 10 тыс. ч, поэтому разработки направлены в основном на увеличение ресурса отдельного двигателя. Продемонстрирована возможность работы МПД-двигателей с мощностью до 40 МВт в квазистационарном режиме. Течение плазмы удовлетворительно описывается уравнениями идеальной магнитной гидродинамики.

Использование мощных МПД-двигателей в проводимых в последние десятилетия космических экспериментах не рассматривалось из-за низкого уровня бортовой энергетики существующих КА. Функционирование установки при низких уровнях мощности невыгодно по двум причинам. Во-первых, при этом снижается до недопустимо низкого значения эффективность преобразования электрической энергии в тягу. Во-вторых, высокую эффективность при низких уровнях средней мощности можно получить только в импульсном режиме работы двигательной установки. Для обеспечения импульсного режима работы необходим энерго-преобразователь со вспомогательными устройствами, масса которого довольно значительна. Поэтому маломощные двигательные установки с импульсными МПД-двигателями не могут конкурировать с другими ЭРД.

Проведенные баллистические расчеты показал и, что очень перспективно использовать МПД-двигатель в маршевой двигательной установке для межорбитальных полетов, если в составе КА имеется бортовой мегаваттный источник энергии, при котором стационарные МПД-двигатели достигают удовлетворительных двигательных характеристик. Для транспортировки большого источника энергии с низкой орбиты ИСЗ на геостационарную орбиту при помощи двигателя на химическом топливе требуется масса топлива, в 10 раз превышающая массу полезной нагрузки. При использовании МПД-двигателя масса рабочего тела уменьшается в 5-10 раз. Если учесть, что масса МПД-двигателя того же порядка, что и двигателя на химическом топливе,то выигрыш в начальной массе КА на низкой околоземной орбите оказывается значительным. Для выполнения таких задач необходима надежная конструкция установки с МПД-двигателем мощностью несколько мегаватт.

Наиболее оптимальной для КА выбранного уровня мощности является реакторная установка на быстрых нейтронах, концепция активной зоны которой базируется на использовании ураноемких высокотемпературных композиций в виде витых стержневых твэлов или свободной засыпки шариковых твэлов с осевым течением теплоносителя. Выбор реактора на быстрых нейтронах обусловлен: минимальными габаритами и массой; отсутствием замедлителя, что снимает проблему его стойкости и охлаждения; практическим отсутствием эффектов реактивности, связанных с выгоранием и зашлаковыванием; небольшим начальным запасом и отрицательным температурным эффектом реактивности.

Ядерная безопасность на всех этапах жизненного цикла КА при штатных и аварийных ситуациях обеспечивается с помощью активных и пассивных средств, включающих следующие элементы:

регулирующие барабаны в боковом отражателе;

выводимые поглощающие стержни;

резонансные поглотители, размещаемые в активной зоне; программируемое изменение геометрии реактора в аварийных ситуациях.

Радиационная защита полезного груза и системы управления – теневая, в виде усеченного конуса – определяется предельно допустимым уровнем радиации. В качестве основных компонентов защиты рассматриваются гидрид циркония, активированный бором, и гидрид лития. Выбор турбомашинного способа преобразования по термодинамическому циклу Брайтона обусловлен малой удельной массой системы преобразования – менее 10 кг/кВт, что существенно меньше ее значения для других способов преобразования (30 кг/кВт); высокой степенью технологической готовности, отработанностью основных узлов газового контура; возможностью обеспечения соответствия выходных параметров электрогенератора потребностям нагрузки; высоким КПД энергопреобразования (-30 %). Среди динамических способов преобразования энергии цикл Брайтона отличается тем, что обеспечивает простоту запуска, химическую инертность и радиационную неактивируемость рабочего тела.

В предлагаемой энергоустановке применен прямой регенеративный замкнутый цикл Брайтона, основными узлами при реализации которого являются турбокомпрессор-генератор, рекуперативный теплообменник и холодильник-излучатель (ХИ). Максимальная температура цикла составляет 1500 К, что является вполне оправданным при использовании современных конструкционных материалов на основе керамик для изготовления дисков турбин и жаропрочных сплавов для корпусных узлов и подводящих патрубков. Материалы, работающие при таких температурах, имеют, однако, повышенную хрупкость при более низких температурах, что требует отработки алгоритма запуска турбин. Конструкция рекуперативного теплообменника, состоящая из ряда штампованных листов, обеспечивает высокоинтенсивный теплообмен и тем самым позволяет создать компактный и легкий теплообменник.

КА состоит из модуля энергоустановки на основе ядерного реактора, двигательного модуля, ускорите ля и отсека полезного груза. Модуль энергоустановки включает в себя реакторную установку, теневую радиационную защиту, систему энергопреобразования (СЭП), холодильники-излучатели на основе тепловых труб и раздвижную ферму. Двигательный модуль содержит блок маршевых электроракетных двигателей, топливный бак, систему управления двигателями, систему управления космическим аппаратом, а также систему управления ЯЭУ. Холодильники-излучатели электрической ракетной двигательной установки размещены на поверхности двигательного модуля.

Ускоритель представляет собой сбрасываемую ракетную ступень, состоящую из бака окислителя (кислород),бака горючего (керосин) и двух двигателей суммарной тягой около 1 тс, размещенных на сбрасываемой ферме. Ферма закреплена на поверхности силового каркаса СЭП и сбрасывается вместе с баками и двигателями на круговой орбите высотой Нкр ~ 800 км. Отсек полезного груза имеет общий объем около 800 м3 и отделяется от К А на ГСО по плоскости стыковки с двигательным модулем.

При выведении на низкую орбиту КА размещается в контейнере полезного груза РН “Энергия”. Контейнер полезного груза раскрывается и сбрасывается после выведения РН на высоте Нкр – ~ 200 км. Затем включаются двигатели ускорителя, и при достижении КА опорной орбиты высотой Нкр ~ 600… 800 км ускорители сбрасываются. На опорной орбите по команде с Земли проводятся операции раздвижения ферм ХИ и их раскрытие. Далее проводится запуск реактора и вывод СЭП на уровень заданной мощности. После тестирования подсистем КА он переводится в положение гравитационной ориентации. Включаются маршевые ЭРДУ.

Согласно расчетам время выведения КА с указанными параметрами на ГСО составит примерно 60 сут, при этом большую часть времени КА будет находиться в радиационных поясах разной интенсивности. Если защиту управления КА и полезного груза выполнить из алюминия, обеспечив ее удельную массу до 1 г/см2, суммарная радиационная доза не превысит 2*104 рад. После выведения на орбиту полезный груз отделяется от КА, а КА при необходимости переводится на геоцентрическую орбиту.

Таким образом, проведенные исследования показывают следующее:

использование РН “Энергия” и ЯЭРДУ мощностью 3 МВт с турбомашинным преобразованием и МПД-двигателем, имеющим КПД ~ 0,7 и удельный импульс 5000 с, позволяет вывести на ГСО полезный груз массой 35 т за 60 сут;

использование ЯЭРДУ вдвое увеличивает по сравнению с ЖРД массу и объем полезного груза, выводимого на ГСО;

ядерная безопасность КА на всех этапах жизненного цикла при штатных и аварийных ситуациях может быть обеспечена с помощью активных и пассивных средств защиты;

реализуемость предлагаемой концепции электроракетного двигателя подтверждается рядом экспериментальных и расчетно-теоретических работ, выполненных в России и за рубежом.

В настоящее время Россия обладает возможностями решения такой задачи, поскольку располагает мощной РН “Энергия”, а также научно-техническим заделом по космической ядерной и двигательной установке. Наряду с ЯЭДУ, обладающими повышенной радиационной опасностью, дальнейшее развитие получат и ракетные двигатели традиционных схем.

Коммерческие средства дистанционного зондирования Земли из космоса только начинают свое развитие. Сельское хозяйство, региональное развитие, строительство, добывающая промышленность все шире используют данные ДЗЗ. Существующие космические средства ДЗЗ, такие как Spot, Landsat и т.п., не являются чисто коммерческими, несмотря на рыночные принципы распространения получаемой информации. Эти системы субсидируются государственными органами, так как на современном этапе их…

Национальный центр космических исследований КНЕС (CNES) ведет как гражданские, так и военные космические программы (во взаимодействии с МО). Создана военная система спутниковой связи Sirakus (1988 г.) на основе КА Telecom. С 1995 г. запускаются разведывательные КА Helios, созданные на базе КА Spot. Ведется разработка КА Helios-2 с участием других европейских стран. Продолжается эксплуатация КА ДЗЗ…

Впервые в истории ракетно-космической техники реализуется крупнейший международный проект – создание Международной космической станции. Ранее выполненные и реализуемые в настоящее время космические программы уступают проекту МКС по масштабу и объему задач, составу стран-участниц и организаций-соисполнителей, ответственности за решение вопросов надежности и безопасности в процессе создания и длительной эксплуатации МКС. Вопросам обеспечения надежности и безопасности уделялось…

Решение всей совокупности сложных конструкционных, схемотехнических и технологических задач при разработке, создании и эксплуатации космических средств невозможно без широкого развития и внедрения результатов космического материаловедения. При разработке космических средств требуются новые материалы, которые должны выдерживать нагрузки космических полетов (высокие температура и давление, вибрационные нагрузки на этапе выведения, низкие температуры космического пространства, глубокий вакуум, радиационное воздействие,…

Космодром – это оборудованная в инженерном отношении территория, на которой размещены функционально увязанные между собой сооружения и технические средства, обеспечивающие прием с заводов-изготовителей и хранение элементов ракетно-космической техники, подготовку средств выведения и космических аппаратов и их пуск. При использовании многоразовых средств выведения на космодроме могут быть созданы ремонтно-профилактические позиции для обеспечения послеполетного обслуживания этих средств….

Основу комплексов средств автоматизации (КСА) центров управления полетом КА и центров обработки информации, эксплуатируемых в НАКУ в 1990-х гг., составляли малопроизводительные вычислительные системы второго и третьего поколений, более 50 % которых многократно выработали установленный ресурс, устарел и морально и физически (ЭВМ серии СМ, М-222, ВК-2М45/46, “Эльбрус-1” и др.) Уровень автоматизации управления КА составлял 70-80%. Неудовлетворительное…

Космические средства выведения представляют собой сложные технические транспортные системы, предназначенные для доставки полезных нагрузок в космическое пространство на заданные орбиты. Все существующие космические средства выведения, а также средства, эксплуатация которых будет осуществляться в обозримой перспективе (25…30 лет), имеют в своей основе принцип реактивного движения. Первые сообщения о применении устройств, использующих этот принцип, появились в китайских…

Великобритания эксплуатирует военные КА связи Skynet, участвует в управлении КА связи НАТО. Великобритания считается крупнейшим в Европе (и вторым в мире) потребителем космической информации с разных КА многих стран и организаций. Результаты обработки данных (включая снимки с метео-КА и КА ДЗЗ), накопленные за ряд лет, могут использоваться в военных целях, например во время кризисных ситуаций….

Международное сотрудничество в области коммерческих космических программ в 1980-1990 гг. существенно расширилось. Вслед за организацией первых консорциумов Intelsat, Inmarsat последовало создание значительного числа всемирных и региональных систем и программ – Comsat, Landsat, Meteosat, Eutelsat, Panamsat, Asiasat, Iridium, GlobalStar и т.п. В 1998 г. начато создание Международной космической станции. Основные особенности этапа: значительное увеличение объема работ,…

Развитие средств выведения полезных грузов в космическое пространство (ракет-носителей) в нашей стране шло по нескольким направлениям. Первое направление, возникшее в 1957 г., связано с созданием ряда РН на базе межконтинентальной баллистической ракеты (МБР) Р-7. Эта МБР была разработана в знаменитом ОКБ-1 (с 1966 г. – Центральное конструкторское бюро экспериментального машиностроения (ЦКБЭМ), с 1974 г. –…

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?

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?

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

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

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

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

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

Ну, черти! Ну, гении! Нормальному человеку такое даже в голову не придёт!

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

Вещество при этом расходуется и время работы двигателя ограничено.

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

Ядерная энергетическая установка для ракет

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

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

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

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

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

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

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

Ядерная энергетическая установка для подводных аппаратов

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

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

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

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

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

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

Ядерная энергетическая установка

Несколько слов о самой ядерной энергетической установке.

1. Поражает воображение фраза Путина:

При объёме в сто раз меньше, чем у установок современных атомных подводных лодок, имеет большую мощность и в 200 раз меньшее время выхода на боевой режим, то есть на максимальную мощность.

Мысли такие.

1. Радикальное, на два порядка, увеличение отдачи мощности на единицу массы возможно только при условии приближения режима работы ядерного реактора к взрывному. При этом реактор надёжно управляется.

2. Поскольку околовзрывной режим работы обеспечивается надёжно, скорее всего, это реактор на быстрых нейтронах. На мой взгляд, только на них возможно безопасное использование столь критического режима работы. Кстати, для них топлива на Земле - на столетия.

3. Если же со временем мы узнаем, что это таки реактор на медленных нейтронах, я тем более снимаю шляпу перед нашими ядерщиками, потому что без официального заявления в это совершенно невозможно поверить.

В любом случае, смелость и изобретательность наших ядерщиков поразительна и достойна самых громких слов восхищения! Особенно приятно, что наши ребята умеют работать в тиши. А потом как грохнут новостью по голове - хоть стой, хоть падай! :)

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

1. Открывается, условно говоря, впускной клапан. Набегающий воздушный поток попадает через него в камеру нагрева, которая постоянно разогрета от работы реактора.

2. Впускной клапан закрывается.

3. Воздух в камере нагревается.

4. Открывается выпускной клапан и воздух с большой скоростью вырывается из сопла ракеты.

5. Выпускной клапан закрывается.

Цикл повторяется с высокой частотой. Отсюда эффект непрерывной работы.

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

Безопасность

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

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

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

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

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

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

Перспективы

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

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

1. Флот, в том числе гражданский, транспортный. Многое придётся переводить на подводные крылья. Зато скорость можно легко увеличить вдвое/втрое, а стоимость эксплуатации с годами будет только падать.

2. Авиация, прежде всего транспортная. Хотя, если безопасность с точки зрения опасности облучения окажется минимальной, возможно применение и для гражданских перевозок.

3. Авиация с вертикальным взлётом и посадкой. С использованием резервуаров со сжатым воздухом, пополняемых во время полёта. Иначе, на малых скоростях, необходимую тягу не обеспечить.

4. Локомотивы скоростных электропоездов. С использованием промежуточного электрогенератора.

5. Грузовые автомобили на электротяге. Тоже, разумеется, с использованием промежуточного электрогенератора. Это, думаю, будет в отдалённой перспективе, когда силовые установки удастся уменьшить ещё в несколько раз. Но исключать такой возможности я бы не стал.

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

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

Примите мои поздравления.
Скучно не будет!