ЧАСТИНА 1. Відновлювальна нетрадиційна енергетика

Енергетична установка є однією з найважливіших систем космічних апаратів. Енергія, що виробляється енергетичною установкою, йде на живлення системи управління рухом космічного апарату, автоматикою маршової рухової установки, двигунів орієнтації і стабілізації космічного апарату, систем радіозв'язку і телеметричної системи, термостатування житлових і приладових відсіків, систем життєдіяльності тощо. Технології отримання електроенергії в космічних апаратах розвивалися послідовно від звичайної акумуляторної батареї («Супутник-1», СРСР, 1957 р.), сонячних батарей (безпілотний космічний апарат «Авангард-1», США, 1958 р.), радіоізотопних генераторів (навігаційний безпілотний космічний апарат ВМФ США «Транзит-IV» у 1961 р.) до електрохімічних генераторів з воднево-кисневими паливними елементами (пілотований орбітальний космічний апарат «Джеміні», США, 1963 р.).

На початку 1960-х років американські фахівці експериментували з компактними ядерними реакторами, обладнаними турбогенераторами для перетворення теплової енергії на електричну. Вони зіткнулися з низькою надійністю, великими габаритами і крупними фінансовими витратами і обмежилися порівняно простими радіоізотопними генераторами з напівпровідниковими термоелектричними перетворювачами (апарати дальнього космосу від «Піонерів» до «Кассіні»). У СРСР увагу сконцентрували на ядерних реакторах, в активну зону яких були вбудовані термоелектричні й термоемісійні перетворювачі теплової енергії в електричну, що дозволило різко зменшити габарити і масу радіатора-випромінювача для скидання тепла в навколишній космічний простір при досить високому к.к.д. енергетичної установки. У 1960-ті роки були розроблені, випробувані й включені в експлуатацію ядерні реактори «Бук» (з термоелектричними перетворювачами потужністю 3 кВт) і «Тополя» (відоміший як «Топаз», з термоемісійним перетворювачем потужністю 5 кВт). Перший супутник з «Буком» був виведений на навколоземну орбіту в 1970 р., а в період до 1988 р. було запущено 32 космічних апаратів з таким ядерним реактором. У 1987 р. на орбіту було виведено два супутники з «Топазом». У США в 1965 р. був запущений єдиний супутник з ядерним реактором SNAP-10A із термоемаелектричним перетворювачем потужністю 0,5 кВт, після чого роботи з ядерної космічної енергетики у США припинилися до 2002 р. У цей період у США після завершення програми «Джеміні» в 1966 р. здійснювали програму «Аполлон» (1966–1973 рр.) з висадкою на Місяць шести експедицій і установкою там наукової апаратури з радіоізотопними генераторами енергії. З 1977 р. і до теперішнього часу в США реалізується програма «Спейс Шаттл». У пілотованих космічних апаратах «Джеміні», «Аполлон» і «Спейс Шаттл» енергоустановкою є електрохімічні генератори із воднево-кисневими паливними елементами.

Ускладнення програм космічних польотів вимагало збільшення електричної потужності бортових систем космічних апаратів і в ~1975 р. величина електричної потужності енергетичної установки перевищила 10 кВт – межу, починаючи з якої доцільно використовувати енергетичні установки із ядерним реактором (мал. 3.3).

З 1990-х років виникла потреба в енергетичних установках, які мають тривалий ресурс безперервної роботи (5–10 років) й підвищений рівень електричної потужності до 100 кВт (таблиця 3.2). Цю потребу можуть задовольнити тільки енергетичні установки із ядерним реактором, які володіють істотно меншою масою з розрахунку на одиницю енергії, що виробляється (кг/кВт).

Мал. 3.3. Зростання електричної потужності джерел енергії на супутниках Землі й космічних ракетах США за роками (мовою оригіналу)

Ядерні реактори з різними системами перетворення енергії в даний час практично єдині джерела енергії, здатні повністю задовольнити всі рівні функціонування систем космічного базування.

В енергетичних системах космічного базування для перетворення теплової енергії ядерного реактора в електричну використовуються: термоемісійні перетворювачі (ТЕП); термоелектричні генератори (ТЕГ); магнітогідродинамічні генератори (МГД); електричні генератори машинного типу.

В установці ТЕП теплова енергія реактора використовується для нагрівання катоду. ТЕП може бути виносним (мал. 3.4, а) і вбудованим в ядерний реактор. В останньому випадку говорять про реактори-генератори. Використання реакторів генераторів є одним з перспективних напрямів ядерної енергетики, особливо космічної. У даний час ресурс роботи цих перетворювачів складає 20 років при відносно невеликому к.к.д. (близько 10–15%).

В установках з ТЕГ теплова енергія реактора використовується для нагрівання гаря чих спаїв різнорідних електродів (мал. 3.4, б). У ланцюзі, що містить гарячі й холодні спаї різнорідних провідників, виникає електричний струм, який віддається споживачеві. ТЕГ може бути виносним або вбудованим у реактор. Основна область застосування ТЕГ – космічні системи малої потужності (досягнутий к.к.д. біля 3%).

В установках з МГД генератором використовується явище збудження електричного струму при русі провідника в магнітному полі. Провідником служить нагрітий в реакторі до високих температур потік іонізованого газу.

У реакторі (мал. 3.4, в) газ нагрівається до температури 3000 К, в робоче тіло вводяться іонізуючі добавки для збільшення ступеня іонізації. На виході з МГД-генератора газ циркулятором повертається в реактор. Основні недоліки установок з МГД-генератором – низький к.к.д. (~10%) й громіздкість устаткування.

Таблиця 3.2. Рівні енергоспоживання систем космічного базування

Навігація й метеослужба, кВт	1–30
Комунікації (телебачення, зв'язок), кВт	1–300
Радіолокаційні станції, кВт	5–100
Супутники розвідки і спостереження, кВт	30–100
Ядерні ракетні двигуни для міжпланетних й орбітальних переміщень, кВт	>100
Космічні станції, МВт	0,1–200
Станції на Місяці, МВт	0,1–200
Лазерна зброя, МВт	10–100
Пучкова зброя, МВт	10–600

Принципова схема ТЕП представлена на мал. 3.4, а. У вакуумній камері розміщено два електроди – катод і анод. До катода підводиться теплова потужність N1. Підведена теплота викликає емісію електронів з поверхні катода, електрони потрапляють на анод, здійснюючи роботу по переміщенню електричних зарядів і створюючи різницю потенціалів, яка, при замиканні зовнішнього ланцюга, викликає електричний струм, здатний здійснювати роботу на зовнішньому навантаженні. Електрони, потрапляючи на анод, віддають йому свою енергію і нагрівають його. Щоб підтримати різницю температур, анод потрібно охолоджувати.

Одночасно з прямим струмом електронів від катода до анода існує зворотний струм внаслідок емісії електронів з анода.

Густина струму емісії електронів J з катоду дуже сильно залежить від температури Тк й роботи виходу електронів ?к з матеріалу катода, описуваного рівнянням Річардсона–Дешмана

(В – константа Річардсона).

Проте в загальному випадку густина струму J залежить не тільки від цих величин, але й від температури Та й роботи виходу ϕ'а електронів з матеріалу анода, відстані між електродами й питомої площі випромінювача F/Q для скидання теплоти в навколишній простір відповідно до закону Стефана–Больцмана:

Q=FεσТ4,

де ε – випромінювальна здатність тіла випромінювача; σ – постійна Стефана–Больцмана.

Теорія не дає строгої аналітичної залежності величини к.к.д. термоемісійного перетворювача теплової енергії η від вищенаведених параметрів. Експериментально виміряні залежності й розрахунки виявили, що максимальне значення η=f(Та/Тк) практично співпадає з мінімумом питомої площі випромінювача-холодильника установки Fx/N (N – потужність установки) і оптимальне співвідношення (Та/Тк) складає приблизно 0,5–0,6.

Мал. 3.4. Одноконтурні ЯЕУ з ТЕП (а), ТЕГ (б), МГД перетворювачем (в), машинним електрогенератором з паровою (г) й газовою (д) турбінами та двоконтурна ЯЕУ з машинним електрогенератором із паровою турбіною (е): 1 – ядерний реактор; 2 – ТЕП; 3 – циркулятор; 4 – гарячий спай; 5 – ТЕГ; 6 – холодний спай; 7 – іонізуючі добавки; 8 – МГД генератор; 9 – турбіна; 10 – електрогенератор; 11 – конденсатор; 12 – компресор (циркулятор); 13 – кінцевий холодильник; 14 – регенеративний теплообмінник; 15, 17 – циркулятори першого й другого контурів; 16 – парогенератор

Для оптимальних за к.к.д. режимів

де А=qтепл/qл – відношення власних теплових втрат через перетікання теплоти в елементах конструкції термоелектричного перетворювача qтепл=(Тк–Та)Σ(sλ/lFk) до тепловідводу з катода випромінюванням

q_л= F_k^εσ·T_k⁴[1–(T_а/Т_к)⁴].

Тут l – товщина, s – поперечний переріз й λ – коефіцієнт теплопровідності матеріалів елементів конструкції ТЕП.

Величини роботи виходу електронів ϕк й ϕа катода і анода залежать у першу чергу від природи матеріалу й температури електродів. Для чистих металів, здатних витримати високу температуру й зберегти працездатність, робота виходу має наступні значення: для вольфраму – 4,52 еВ; молібдену – 4,29 еВ; танталу – 4,1 еВ. Електрична потужність термоемісійного перетворювача дорівнює N=Fк J U, де Fк – площа катода й U≈0,5(ϕк–ϕа).

Просторовий негативний заряд, що утворюється електронною хмарою між катодом та анодом, перешкоджає виходу електронів з катоду. Це одна з основних проблем, яку необхідно вирішувати при створенні ТЕП. Один із способів зменшення просторового заряду електронів – максимальне зближення катода й анода в глибокому вакуумі. Але при цьому зазор між ними стає настільки малим, що його неможливо реалізувати в могутніх установках при високій температурі електродів (наприклад, при тиску 10^-5 Па необхідна ширина зазору 0,01–0,15 мм). Другий спосіб – введення в зазор позитивних іонів, невелика концентрація яких компенсує негативний просторовий заряд. Для цього в зазор вводиться цезій, що володіє найменшим потенціалом іонізації (3,88 еВ), з якого безпосередньо в зазорі між катодом й анодом у процесі поверхневої іонізації виникають позитивні іони, що компенсують негативний заряд хмари електронів біля анода. Введення цезію дозволяє збільшити зазор між анодом й катодом до технічно здійсненних розмірів. При цьому може бути використано декілька режимів роботи ТЕП за тиском цезію в міжелектродному просторі: квазівакуумний режим (тиск 10^-2–10^-1 Па, зазор – 0,15–0,30 мм); дифузійний (тиск 10²–10³ Па, зазор – 1,0–1,5 мм) й дуговий режим, коли густина струму зростає до величини, при якій збуджується об'ємна іонізація з утворенням електричної дуги. Використовується в основному даний режим (мал. 3.5 й 3.6).

Для роботи термоелектричного генератора (ТЕГ) потрібне джерело теплоти потужністю N1 з температурою Т1 й холодильник для скидання теплоти потужністю N2 та температурою Т2. Робота ТЕГ заснована на використанні ефектів Зеєбека, Пелтье та Томпсона.

Зіткнення двох твердих провідників з різною роботою виходу електронів приводить до обміну електронами до настання термодинамічної рівноваги: потоки електронів в обох напрямах стають рівними, оскільки провідники заряджаються. Провідник з меншою роботою виходу заряджається позитивно, а з більшою – негативно. Стала контактна різниця потенціалів дорівнює різниці робіт виходу електронів з матеріалів провідників, віднесеною до заряду електрона. Контактна різниця потенціалів може досягати декількох вольт, вона залежить від будови провідника та стану його поверхні. Тому контактну різницю потенціалів можна змінювати обробкою поверхонь – покриттями, адсорбцією, сплавленням з іншими металами, а для напівпровідників – введенням домішок. Електричне коло, що складається з двох різних провідників, називається «термоелементом», або «термопарою». Величина термоедс (термоелектрорушійної сили) залежить від температур гарячого Т2 контакта і матеріалів провідників. Прикладом термоелектричного елементу є звичайна термопара (мал. 3.7).

Мал. 3.5. Схема термоемісійного перетворювача; К – катод, або емітер; А – анод, або колектор; R – зовнішнє навантаження; QК – теплота, що підводиться до катода; QА – теплота, що відводиться від анода; 1 – атоми цезію; 2 – іони цезію; 3 – електрони

Мал. 3.6. Схема термоемісійного (термоелектронного) елементу генератора: 1 – катод; 2 – міжелектродний зазор; 3 – анод; 4 – електроізоляція; 5 – теплопровід; 6 – теплоносій; 7 – тепловиділяючий елемент

Мал. 3.7. Термоелемент

Термопара складається з двох провідників – міді й константану (сплаву міді й нікелю).

 Мал. 3.8. Принципова схема термоелектричного генератора: 1 – напівпровідник n типу; 2 – напівпровідник p типу; 3 – комунікаційна металева пластина; R – навантаження (споживач електроенергії); I – струм через навантаження

Один з контактів знаходиться при температурі t1, яку потрібно виміряти, а інший – при відомій постійній температурі t0 суміші води й льоду.

За величиною електрорушійної сили, що вимірюється гальванометром, можна з високою точністю визначити величину t1 в діапазоні температур від декількох градусів до ~2800 К.

Якщо скласти електричне коло з таких елементів, то вийде термоелектричний генератор. Термоерс із металевих провідників зазвичай мала й досягає значень 5–60 мкВ/К. Ерс термопари з напівпровідників значно (у ~10 раз) вища. У напівпровідниках концентрація електронів зростає із збільшенням температури, тому виникає потік електронів від гарячого кінця до холодного, на холодному кінці накопичується негативний заряд, а на гарячому залишається позитивний заряд, який не компенсується. У «діркових» напівпровідниках (р-типу) на холодному контакті скупчуються «дірки», а на гарячому залишається нескомпенсований негативний заряд. У термоелементі, що виготовлений з «діркового» й електронного напівпровідників, термоерс складається (мал. 3.8). При включенні зовнішнього навантаження R виникає електрорушійна сила, пропорційна різниці температур холодного й гарячого «стиків»:

де – коефіцієнт диференціальної термоерс провідників а і b.

Термогенератор працює в електричному колі з певним співвідношенням зовнішнього R і внутрішнього r опорів, які визначають силу струму I в колі, m=R/r при величині створюваної коміркою термоелектричної системи напруги на навантаженні R

U=IR=α(T1–T2)·m/(m+1),
а корисна потужність комірки

Для роботи термогенератора в оптимальному режимі необхідно забезпечити певне співвідношення величин цих опорів в електричному колі

де Z=α/λρ – коефіцієнт добротності системи (λ – коефіцієнт теплопровідності, ρ – питомий опір).

Коефіцієнт корисної дії термогенератора (к.к.д.)

де ηт – ідеальний термічний к.к.д., ηтη=(Т1–Т2/Т1), к.к.д. електричної системи ηел=(mопт–1)/(mопт+Т2/Т1).

Питома площа випромінювача F/N для скидання теплоти до навколишнього космічного простору

або

Залежність величини N/F від відношення температур має оптимум, який відповідає значенню Т2/Т1=3/4, тому ідеальний к.к.д. термогенераторной установки ηід=0,25. Чим вища температура Т1, тим менша питома площа випромінювача й тому менша вага космічної установки. Проте в будь-якій тепловій машині основним обмеженням є гранично допустима максимальна температура в циклі. Тому вибір оптимального відношення температур Т2/Т1 завжди проводиться зміною величини Т2 при постійній величині Т1.

Характеристики елементу перетворення теплової енергії термоелектричної системи космічного ядерного реактора SP-100 (США) електричною потужністю 100 кВт такі: матеріал – SiGe/GaP, одинична потужність – 14,4 Вт, напруга – 0,7 В, питома потужність – 33 Вт/кг, вихідна напруга системи елементів – 100/200 В, ресурс роботи – 7 років.

Магнітогідродинамічний генератор (МГД–генератор) є установкою для безпосереднього перетворення теплової енергії в електричну. Цей метод перетворення теплової енергії заснований на явищі виникнення електричного струму в провіднику, що перетинає силові лінії магнітного поля (так зване явище електромагнітної індукції). Як провідник, що рухається в магнітному полі, використовується плазма – частково або повністю іонізований газ, в якому густина позитивних і негативних зарядів практично однакова. При сильному нагріванні будь-яка речовина випаровується, перетворюючись на газ. При збільшенні температури до 2700 К посилюється тепловий рух атомів (молекул) і вони при зіткненні один з одним втрачають свої електрони за рахунок кінетичної енергії, перетворюючись на іони. Чим вища температура, тим більше газ іонізується й збільшується його електропровідність. При температурі 10 тисяч градусів будь-який газ іонізується повністю й складається із вільних електронів та ядер атомів. Щоб плазма мала достатню електропровідність при температурі біля 2500–2700 К, в газ додають пару лужних металів (калію або цезію), які іонізуються при нижчій температурі. Така плазма надходить в канал МГД-генератора й за рахунок зменшення своєї теплової енергії розганяється до швидкості 2500–3000 м/с (мал. 3.9, 3.10). Протікаючи каналом, електропровідна плазма перетинає силові лінії спеціально створеного магнітного поля, що має велику густину магнітного потоку (індукцію).

Мал. 3.9. Перетворення теплової енергії плазми в МГД генераторі

Мал. 3.10. Схема плазмового МГД генератора: 1 – ядерний реактор–генератор плазми; 2 – сопло; 3 – МГД канал; 4 – електроди з послідовно включеним навантаженням; 5 – магнітна система; Rн – навантаження

Якщо напрямок руху потоку плазми перпендикулярний силовим лініям магнітного поля, а електропровідність плазми, швидкість її потоку й густина магнітного потоку достатньо великі, то відповідно до законів електродинаміки в напрямі, перпендикулярному руху потоку плазми й силовим лініям магнітного поля, – від однієї стінки каналу до іншої стінки каналу, – виникне електричний струм, що протікає через плазму. Тому на протилежних стінках каналу розміщуються електроди, які під'єднуються до навантаження (мал. 3.9).

МГД-генератор складається з ядерного реактора, в якому робоче тіло нагрівається до необхідної температури, переходить в газ й іонізується; МГД-каналу, в якому рухається і розганяється до необхідних швидкостей потік іонізованої плазми і відбувається відведення електроенергії, що генерується, контактним (на електроди) або індукційним (вторинні обмотки) способом; магнітної системи, в магнітному полі якої відбувається взаємодія електричного струму, що протікає через плазму, з магнітним потоком, що створює силу, гальмуючу рух плазми по каналу, і кінетична енергія потоку плазми перетворюється на електричну енергію.Мал. 3.11. Спосіб перетворення теплової енергії в механічну в паровій або газовій турбіні

При типових значеннях величини густини магнітного потоку В~3 Tл (тесла), або 30000 Гс (гаусів), можна отримати к.к.д.~20% й потужність з одиниці об'єму робочого тіла ~1000 МВт/м³.

Основною перевагою МГД-генератора є відсутність рухомих деталей, і тому матеріали, з яких зроблені найбільш відповідальні елементи конструкції, не відчувають значних механічних зусиль. Високотемпературні елементи конструкції охолоджуються примусово.

На виході з МГД-генератора робоче тіло все ще має високу температуру (зазвичай біля 2000 К). При такій температурі плазма стає недостатньо електропровідною, і тому продовження процесу в МГД-генераторі невигідне. У той же час її температура достатньо велика і завдання використання тепла, що міститься в ній, вирішується підключенням другого ступеня, що включає, наприклад, парогенератор.

Принцип роботи МГД-генератора не відрізняється від принципу роботи звичайного електромеханічного генератора. В обох випадках електричний провідник перетинає силові лінії магнітного поля, внаслідок чого в провіднику виникає електрорушійна сила. В електромеханічному генераторі провідником служить електропровідний метал ротора, а в МГД-генераторі – потік електропровідної плазми. Потужність створених й працюючих МГД-установок досягає 20 МВт.

Ядерно-енергетичні установки космічних апаратів із паротурбінним або газотурбінним циклом не відрізняються від стаціонарних (наземних). Шлях отримання в них електроенергії – використання генераторів машинного типу з механічним приводом від парової або газової турбіни. У одноконтурній енергетичній установці теплоносій з активної зони ядерного реактора надходить в турбіну, призначення якої – перетворювати теплову енергію пари або газу на механічну. Пара або газ високого тиску і температури, що мають велику теплову енергію, надходять в сопла турбіни (мал. 3.4, г, д). У каналах сопел температура й тиск пари або газу зменшуються при їх розширенні (отже, зменшується їх теплова енергія), але зате збільшується швидкість руху їх потоку. Іншими словами, за рахунок зменшення теплової енергії пари або газу зростає їх механічна (кінетична) енергія.

Струмінь пари або газу з високою швидкістю (частіше вище за швидкість звуку) безперервно витікає з сопел і поступає на лопатки турбіни, укріплені на диску, жорстко пов'язаним з валом. Канал між робочими лопатками криволінійний. Потік пари або газу, протікаючи по криволінійному каналу, змінює напрям і швидкість; відцентрова сила потоку чинить тиск на увігнуті поверхні лопаток, внаслідок цього лопатки, диск, вал – весь ротор – починають обертатися (мал. 3.11). При цьому механічна енергія пари або газу перетворюється на механічну енергію ротора турбогенератора, оскільки вали турбіни і електричного генератора сполучені між собою. В електричному генераторі механічна енергія перетворюється на електричну.

Після парової турбіни пара, маючи вже низький тиск, надходить в конденсатор (див. мал. 3, 4, г і 3, 4, е) й повертається в реактор у конденсованому стані.

Після газової турбіни газ охолоджується в регенеративному теплообміннику і кінцевому холодильнику і надходить в компресор, де стискається до заданого тиску. Після компресора газ, проходячи через регенеративний теплообмінник, підігрівається за рахунок охолоджування газу, що виходить з турбіни, і поступає на нагрів в активну зону ядерного реактора. Частково механічна енергія обертання ротора газової турбіни використовується на привід компресора, але основна частина – на привід електричного генератора.

Термодинамічними розрахунками встановлено, що для безперервного отримання механічної енергії з теплової необхідно мати три основні елементи: джерело теплової енергії з відносно високою температурою, джерело (резервуар) тепла з нижчою температурою і так зване робоче тіло (середовище, що використовується для перетворення теплової енергії в механічну), що безперервно здійснює круговий процес, або цикл, за допомогою якого теплова енергія перетворюється на механічну.

У результаті здійснення кругового процесу робоче тіло повертається в початковий стан. Отже, механічна енергія виробляється не за рахунок робочого тіла: його стан у схожих точках не змінюється, скільки б разів не здійснювався (повторювався) цикл. Робоче тіло є інструментом, за допомогою якого відбувається перетворення теплової енергії в механічну. Економічність процесу перетворення теплової енергії в механічну теоретично не залежить від вибору робочого тіла. Практично ж властивості робочого тіла вельми істотно впливають на к.к.д. циклу. Джерела теплоти обов'язково повинні мати різну температуру (другий закон термодинаміки): один з них – вищу, а другий (холодне джерело) – нижчу. У кожному циклі від гарячого джерела (реактора) передається робочому тілу (теплоносію) певна кількість тепла, а від робочого тіла в холодне джерело переходить також певна, але завжди менша кількість тепла. Оскільки робоче тіло після завершення циклу повертається в початковий стан, то вироблена за один цикл механічна енергія обов'язково повинна бути рівна різниці між кількістю тепла, отриманим робочим тілом від гарячого джерела, і кількістю тепла, переданого ним холодному джерелу (вважаючи, що втрати відсутні). Насправді, втрати є завжди, і реально отримувана механічна енергія менша різниці цих двох кількостей тепла на величину втрат. К.к.д. описаного процесу в першу чергу залежить від температур джерел теплоти. Для підвищення к.к.д. температура гарячого джерела повинна бути якомога вище, а холодного – якнайнижче. Що стосується холодного джерела тепла, то тут вибирати не доводиться. Цим джерелом завжди є навколишнє середовище.

Для космічної енергетичної установки скидання теплоти в навколишній космічний простір здійснюється випромінюванням, тому нижню температуру робочого тіла Т2 необхідно підвищувати, щоб зменшити розміри і масу холодильника-випромінювача. Це призводить до зменшення різниці температур (Т1-Т2) при заданій величині верхньої температури робочого тіла Т1 і, отже, до зменшення ηт термічного к.к.д., котрий дорівнює ηТ0=(T1–Т2)/T1, й повного к.к.д. енергетичної установки в цілому. В ідеальному випадку максимальна питома потужність ядерно-енергетичної установки при мінімальній масі холодильника-випромінювача досягається при співвідношенні температур (Т2/Т1)опт= 0,75, що відповідає термічному к.к.д. ηТ=0,25 (тобто 25%). Насправді в реальному випадку невраховані складові знижують ефективність ЯЕУ до значень від 2 до 20%.

Підвищення температури Т1 обмежене в основному високотемпературною стійкістю матеріалів в агресивному середовищі робочого тіла (пари або газу). Пониження Т2 обмежується розмірами і масою випромінювача, а також зростанням частки конденсату у парі робочого тіла. Для зменшення розмірів і маси космічної енергетичної установки верхню температуру Т1 робочого тіла необхідно вибирати вищою. Для забезпечення надійності установки в енергетичному контурі необхідно мати невисокий тиск. Тому при низьких Т1 можна застосовувати воду, при вищих – органічні теплоносії, при найвищих, необхідних для космічних енергетичних установок, – рідкі метали: ртуть, калій, натрій, літій (у порядку підвищення температури).

При газотурбінному циклі робочого тіла в холодильнику-випромінювачі конденсату не утворюється, температура випромінюючої поверхні не залишається постійною, вона зростає від величини Т2 до Т3. Це змушує збільшувати площу випромінювання холодильника тим більше, чим більше відрізняється відношення Т2/Т3 від одиниці. Зазвичай для газотурбінних космічних установок Т2/Т3 ≈ 0,6. При вирішенні проблеми тепловідводу в ядерно-енергетичних установках можливі два принципові підходи: безпосередній тепловідвід від холодного контура перетворювача теплової енергії в електричну і тепловідвід за допомогою теплоносія або теплових труб. Для відведення залишкової теплоти і її скидання використовуються рідина, пара або газ, що направляються у виносні пристрої або в радіатор з тепловими трубами. На мал. 3.12 представлено три схеми компоновок модулів космічних ядерно-енергетичних установок. У цих схемах системи тепловідводу включають теплові труби з натрієвим теплоносієм. Термоелектрична система перетворення теплової енергії в електричну для всіх трьох систем однакова і включає 19968 термопар, кожна з площею контакту 2,5 см ? 2,5 см. Мал. 3.12. Концептуальні схеми ЯЕУ потужністю 300 кВт фірми «General Electric»: а – концепція 1: 1 – реактор; 2 – насос; 3 – термоелектрична батарея; 4 – радіатор, що складається; 5 – радіатор з незмінною геометрією; б – концепція 2: 1 – реактор; 2 – насос; 3 – термоелектрична батарея; 4 – радіатор; в – концепція 3: 1 – реактор; 2 – насос, гаряча панель; 3 – насос, холодна панель; 4 – термоелектрична батарея; 5 – радіатор

Відмінність полягає в системах скидання залишкової теплоти. Схема а включає 384 теплових труби діаметром 5,6 см і завдовжки 13 м з калієвим теплоносієм; у схемі б використовуються 1200 теплових труб діаметром 5,1 см завдовжки 6 м; у схемі в – 11220 теплових труб діаметром 1,6 см довжиною 1 м з поперечними ребрами між трубами завдовжки 2,7 см.

Мал. 3.13. Американський космічний апарат JIMO, електроракетна станція для дослідження трьох льодових супутників Юпітера, – Калліосто, Ганімеда та Європи. «Крила», що відходять від осьової ферми, – радіатори для скидання до космосу «відпрацьованої» теплової енергії

Мал. 3.14. Збірка термоелектричної системи перетворення енергії: 1 – теплові труби панелі радіатора; 2 – секція випаровувача теплових труб для секції радіатора незмінної геометрії; 3 – гнучкі сильфони з поперечними змінними з’єднаннями; 4 – контур основної панелі; 5 – теплообмінник (Li); 6 – термоелектричні елементи; 7 – секція випаровувача теплових труб для секції радіатора, що складається ; 8 – теплообмінник; 9 – труба повернення теплоносія (Li); 10, 11 – теплові труби; 12 – труба подачі теплоносія (Li)

 Мал. 3.15. Схема теплової труби: 1 – ділянка випаровування; 2 – паровий канал; 3 – гніт; 4 – корпус труби; 5 – ділянка конденсації

 Мал. 3.16. Схема (а) й зовнішній вигляд (б) при роботі теплової труби: 1 – зона випаровування; 2 – зона конденсації; 3 – пара; 4 – гніт; 5 – рідина

 Мал. 3.17. Характерні поперечні розрізи гнотів: а – сітки; б – відкриті канали; в – канали, вкриті сіткою; г – хвиляста сітка; д – артерія; е – кільцевий канал з сіткою

Термоелектрична система перетворення теплової енергії в електричну висуває найбільш жорсткі вимоги до системи відведення теплоти, оскільки коефіцієнт перетворення залежить від різниці температур між холодним і гарячим з'єднаннями термопар. При використанні цієї системи перетворювачі розміщуються за межами активної зони ядерного реактора, що ускладнює систему теплопередачі (мал. 3.13, 3.14).

Термоемісійна система перетворення теплової енергії, що складається з декількох сотень елементів, подібних до лампових діодів (див. мал. 3.4, а) і розміщувана усередині ядерного реактора, нагрівається до 1700 К; анод охолоджується до 1000 К, як правило, рідкометалевим натрієво-калієвим теплоносієм, циркуляція якого забезпечується електромагнітними насосами. Розміщення елементів системи перетворення теплової енергії в електричну усередині реактора збільшує його габарити.

Необхідність забезпечення низької температури на виході теплоносія вимагає порівняно великогабаритних радіаторів, які повинні складатися при доставці в космічний простір і потім розгортатися.

Теплові труби для відведення теплової енергії з активної зони ядерних реакторів є спеціальним пристроєм для передачі високих теплових потоків при малих перепадах температур, що володіють компактністю і можливістю трансформації теплового потоку. При відповідних теплоносіях теплова труба може працювати до температури 2700 К (мал. 3.15–3.18). Теплова труба (мал. 3.15) складається з ділянки випаровування 1 теплоносія в активній зоні реактора й ділянки його конденсації 5. Труба може мати ділянку, що розділяє випарник і конденсатор. У корпусі труби 4 є гніт 3 й паровий канал 2. Гніт 3 укріплений на внутрішній стінці теплової труби, має капілярну структуру і призначений для повернення конденсату із зони конденсації 5 в гарячу зону випаровування 1 під дією сил поверхневого натягнення. Матеріалами теплових труб можуть бути: вольфрам (W), молібден (Мо), тантал (Та), ніобій (Nb), мінімально розчинні в рідких металах – ртуті (Hg), натрії (Na), літії (Li), калії (К) й цезії (Cs).

Для космічних енергоустановок використовуються гетерогенні ядерні реактори з теплоносіями з рідких металів (Hg, Na, K, Li, Cs) або газів (гелій, водень). Необхідність забезпечення мінімальної маси призводить до форсованих параметрів. Максимальна температура рідкометалевих теплоносіїв складає ~1500 К, газоподібних ~2700 К. Ведуться розробки ядерних реакторів для космічних установок з ядерним паливом у вигляді рідкої речовини і газофазних реакторів, в яких речовина, що ділиться, у вигляді плазми знаходиться в активній зоні. У першому випадку можливе підвищення температури до 3200 К, в другому – до 6000–8000 К.

Космічна ядерно-енергетична установка складається з трьох елементів: джерела теплової енергії – ядерного реактора, перетворювача теплової енергії в електричну і пристрою для скидання невикористаної теплоти в навколишній простір.

Енергоджерела космічного призначення умовно класифікуються за електричною потужністю: малопотужні – до 100 кВт, середньої потужності – до 10 МВт, великої потужності – вище 10 МВт. Для джерел малої потужності придатні реактори з тепловими трубами. Для цього використовуються ядерні реактори на швидких нейтронах з рідкометалевим теплоносієм і перетворювачем теплової енергії в електричну, винесеним за межі активної зони. Основні характеристики базової космічної енергетичної установки SP-100 наведені в табл. 3.3.

Мал. 3.18. Схема випромінювача установки SNAP 29

 Мал. 3.19. ТВЗ реактора з тепловими трубами для установки SP 100: 1 – радіаторна пластина; 2 – паливна пластина (UO₂); 3 – ВeО

 

Таблиця 3.3. Загальні характеристики установки SP 1000

Теплова потужність, кВт	1480–1600
Електрична потужність, кВт	100
Загальний к.к.д., %	6,8
Маса установки, кг	2625
Довжина установки, м	8,5
Ресурс роботи, років	7–10
Реактор:
тип	На швидких нейтронах
сповільнювач/теплоносій	Нема/теплові труби, Na
матеріал відбивача	Ве
пристрій, що керує	Барабани із сегментами B4С
діаметр, мм	325/325
паливо (збагачення, %)	UO2 (90)
глибина вигоряння, %	3,6
число паливних модулів	120
середнє енерговиділення, МВт/м3	130
середня температура палива, К	1730
Теплові труби:
матеріал	Сплав Мо–Re
кількість модулів	120
теплопередаюче середовище	Na або Li
середня температура теплоносія, К	1400–1500
зовнішній діаметр труби, мм	15,9
товщина стінки, мм	0,8
номінальна довжина, м	8
тепловий потік (осьовий/радіальний), МВт/м2	100/1
загальна маса, кг	450
Перетворювач енергії:
метод перетворення	Термоелектричний
матеріал термоелементів	Si–Ge
площа панелей перетворення, м2	20
маса (термоелементи, ізоляція, тепловий екран), кг	660

Активна зона реактора з тепловими трубами для установки SP-100 містить 120 окремих тепловиділяючих збірок (ТВЗ) – модулів. Тепловиділяючі елементи пластинчастого типу кожної ТВЗ згруповані навколо теплової труби (мал. 3.19). Частина теплової труби, що знаходиться в активній зоні реактора, і пластини радіатора виготовлені з однієї заготівки.

Ця внутрішньореакторна секція теплової труби з'єднується зварюванням з її зовнішньою секцією.

Паливо у вигляді пластинчастих сегментів вставляється між радіаторними пластинами, відношення об'ємів паливної і радіаторної пластин 4/1. Така конструкція ТВЗ забезпечує компактність за оптимальних умов теплопередачі заданій масі Мo-Re сплаву в активній зоні. Зовнішній діаметр паливних пластин менше діаметру радіаторних пластин, що створює запас об'єму при розбуханні палива в радіальному напрямі.

Мал. 3.20. Попередня конструкція реактора з тепловими трубами для установки SP 100: 1 – обмежувач основи контейнера активної зони; 2 – контейнер активної зони; 3 – багатошарова фольгова теплоізоляція; 4 – барабан управління; 5 – поглинаючий сегмент барабана управління (В4С); 6 – відбивач (ВeO); 7 – крепіжний зажим (фіксатор); 8 – блоки з ZrO; 9 – фланець контейнера активної зони; 10 – теплова труба; 11 – хрестовина

ТВЗ в активній зоні розміщені по концентричних колах. Радіуси їх підібрані так, щоб кожній тепловій трубі передавалася однакова кількість теплової енергії. По периферії активної зони розташовано 12 барабанів, що обертаються, забезпечених сегментами з карбіду бору В4С, які управляють роботою ядерного реактора.

Термоелектричні напівпровідникові (Si– Ge) перетворювачі, розташовані за межами ядерного реактора, перетворюють теплову енергію, винесену з його активної зони в зовнішні секції теплових труб теплоносієм (натрій або літій), охолоджування здійснюється променистим теплообміном з навколишнім космічним середовищем (див. мал. 3.13). Конструкція ядерного реактора з тепловими трубами для енергетичної установки SP-100 наведена на мал. 3.20.

Ядерні реактори з термоемісійними перетворювачами теплової енергії в електричну, розміщеними в активній зоні, єдині у своєму роді пристрої. У цьому випадку виникають проблеми радіаційного пошкодження матеріалів оболонки твелів, елементів конструкції перетворювачів теплової енергії і ядерного палива нейтронами, яке може порушити конструкцію елементів перетворювачів. Радіаційне розбухання ядерного палива викликає зростання напруги в оболонці твела, що призводить при опромінюванні нейтронами до радіаційної повзучості матеріалу і деформації оболонки (мал. 3.21) і елементів термоемісійного перетворювача, що може призвести до короткого замикання катода і анода (див. мал. 3.6). Для вирішення цієї проблеми розроблені біметалічні оболонки твела із зміцненою підкладкою завтовшки ~1 мм і ефективним емісійним покриттям товщиною ~0,15 мм. Для підкладки розроблені монокристалічні сплави Mo–Nb, W–Nb, W–Ta на основі твердих розчинів заміщення, які мають високу стабільність структури і чистоту по домішках впровадження, що значною мірою визначає стабільність властивостей тугоплавких матеріалів з об'ємно-центрованою кристалічною решіткою при опромінюванні нейтронами.

Мал. 3.21. Залежність швидкості сталої повзучості від напруги монокристалічного молібдену (1), вольфраму (3), полікристалічного молібдену (2), вольфраму (4), монокристалічних сплавів молібдену (5) і вольфраму (6) з ніобієм при 1700°С

 Мал. 3.22. Залежність ресурсу ЕГК від ширини стовбчатих зерен двооксиду урану для оболонки твела з підкладкою з монокристалічних сплавів W+0,75 – 1 % Nb по масі товщиною 1 мм (1): Мо + 6 % Nb по масі завтовшки 1 (2) і 2 мм (3)

Швидкість повзучості розроблених матеріалів в ~1000 раз нижче, ніж у відповідних монокристалічних мономатеріалів (див. мал. 3.21). Сплав Mo–Nв використовується в твелі одноелементного електрогенеруючого каналу (ЕГК), сплави W–Nв і W–Ta – в твелах більш напружених багатоелементних ЕГК в теплових і швидких реакторах відповідно.

Сплави на основі вольфраму характеризуються однаковим опором повзучості при однаковому вмісті легуючих елементів, але в швидкому реакторі переважно використовують сплав W–Ta. Вольфрамові сплави при оптимальному вмісті легуючих елементів перевершують по опору повзучості один з кращих полікристалічних сплавів W–4Re–0,33HfC. Разом зі зменшенням діаметральної деформації оболонки твела використання монокристалічних оболонок дозволяє запобігти можливим змінам електричних характеристик електрогенеруючого каналу, пов'язаним з проникненням в міжелектродний зазор компонентів ядерного палива і продуктів поділу.

Як емісійне покриття термоемісійного перетворювача теплової енергії в електричну використовується монокристалічний вольфрам. Кристалографічний напрямок <111> монокристалічної підкладки орієнтований по подовжній осі оболонки твела, що забезпечує переважний вихід на емісійну поверхню щільноупакованої грані (110) з максимальною вакуумною роботою виходу електронів. Це забезпечує збільшення потужності й коефіцієнта корисної дії термоемісійного перетворювача.

У зв'язку з високою швидкістю розпухання зазвичай використовуваного в ядерній енергетиці щільного надстехіометричного діоксиду урану (10–12% на 1% важких атомів, пористість 3–5%, розмір пір 3–7 мкм) при робочій температурі твела термоемісійної ядерної енергетичної установки (~1500°С) гранично допустима деформація оболонки твела (~2%) досягається за час опромінювання менше 104 год, що значно менше часового ресурсу (5–10 років). Для вирішення цієї проблеми була проведена оптимізація структури і отриманий діоксид урану з відкритою пористістю, стійкою до термічного спікання, в якому система відкритих взаємозв'язаних пор грає роль дренажної системи для виходу газоподібних продуктів ділення урану. Це запобігає утворенню міжзернових бульбашок газу і знижує швидкість розпухання в ~2,5 разів. Діоксид урану із структурою стовбчатих зерен має взаємозв'язані канали, розташовані по потрійних межах, для виходу газів ділення. На мал. 3.22 показаний розрахунковий ресурс ЕГК, визначений за критерієм короткого замикання електродів термоемісійного перетворювача.

Мал. 3.23 Загальна конфігурація розміщення основних підсистем енергетичної установки: 1 – корпус реактора; 2 – відбивач; 3 – активна зона реактора; 4 – радіаційні екрани від γ випромінювання ядерного реактора; 5 – радіаційні екрани від нейтронного випромінювання

Таблиця 3.4. Основні характеристики ядерного реактора з термоемісійним перетворювачем теплової енергії, вбудованим в активну зону

Теплова потужність, МВт	20,3
Електрична потужність, МВт	2,0
Розміри реактора (діаметр/довжина), см	125/152
Розміри активної зони (діаметр/довжина), см	100/94,4
Товщина відбивачів з ВеО (радіального/торцевого), см	11/10
Вид палива (збагачення, % 235U)	UО2 (93)
Кількість електрогенеруючих каналів, (ЕГК)	2765
Зовнішній діаметр ЕГК, см	1,75
Кількість термоемісійних елементів в одному ЕГК	18
Матеріал емітера термоемісійного елемента	W
Робота виходу електронів з емітера, еВ	4,9
Температура емітера, К	1800
Зовнішній діаметр емітера, см	1,27
Товщина емітера, мм	1,016
Довжина емітера, мм	50,8
Міжелектродний зазор термоемісійного елемента, мм	0,254
Вихідна напруга термоемісійного елемента, В	15
Щільність струму емітера, А/см2	7
Теплоносій	Li
Матеріал оболонки ЕГК і корпуса реактора	Nb–1% Zr
Маса компонентів ядерного реактора, кг:
теплоносій	50
оболонка + сполучні елементи	2370
тришаровий анодний вузол	2030
паливо	1590
радіальний відбивач	1276
торцевий відбивач	460
головний радіаційний екран з вольфраму	608
корпус реактора	552
інші елементи	216
Загальна маса реактора, кг	9215

Конструкція ядерного реактора з термоемісійним перетворювачем теплової енергії в електричну аналогічна конструкції реактора енергетичної установки SP-100 (див. мал. 3.19 і 3.20) й передбачає тісне розміщення безлічі ЕГК, що охолоджуються потоком літію (Li). Корпус реактора виконаний із сплаву Nb–1%Zr. Управління реактивністю забезпечується поворотними циліндрами з оксиду берилію BеO із сегментами з В4С, що оточують корпус реактора і діють разом зі стрижнями безпеки в активній зоні. Основні характеристики реактора з термоемісійним перетворенням теплової енергії електричною потужністю 2 МВт наведені в таблиці 3.4.

Загальна конфігурація енергосистеми є класичним розміщенням основних підсистем: ядерний реактор – тіньовий радіаційний екран-радіатор (мал. 3.23, 3.24).

Освоєння космічного простору вимагає значного збільшення електричної потужності бортових систем до 10–100 МВт. Наземні випробування реакторів такої потужності вже проведені. При розробці енергоджерел космічного призначення з реакторами середньої потужності (до 10 МВт) і великої електричної потужності (більше 10 МВт) передбачається можливість короткочасної роботи (~1000 с) в режимі великої потужності (у імпульсі 100 МВт). Такі двоцільові енергетичні системи передбачають роботу на зниженому рівні потужності за допомогою допоміжного замкнутого контура по теплоносію з розсіянням скидного тепла в космічний простір за допомогою випромінювача-радіатора. При експлуатації в режимі великої потужності ядерний реактор працює у відкритому циклі в комбінації з МГДгенератором або турбогенератором і теплоносій (робоче тіло) скидається в космічний простір. Розглядаються два варіанти включення допоміжного контура: пряме включення через газові клапани і непряме – через проміжні теплообмінники з рідкометалевим теплоносієм або через теплові труби. При непрямому включенні в замкнутому допоміжному контурі використовуються найрізноманітніші перетворювачі теплової енергії в електричну – газова турбіна, термоелектрична або термоемісійна системи.

Мал. 3.24. ЯЕУ SP 100 на орбіті: 1 – ядерний реактор; 2 – радіаційний захист; 3 – термоелектричні електромагнітні насоси; 4 – магістраль теплоносія і радіатор; 5 – термоелектрична система перетворення енергії; 6 – панель радіатора, що складається; 7 – розсувна ферма; 8 – шунтовий розсіюючий пристрій; 9 – корисне навантаження; 10 – регулятор потужності і система управління

Ядерні реактори великої потужності з паливним шаром мікротвелів (RBR), що обертається, і з нерухомим паливним шаром (FBR) засновані на принципі прямого охолоджування активної зони газоподібним теплоносієм. Реактори характеризуються високою питомою потужністю активної зони, високою температурою теплоносія (1500–3000 К), компактністю (максимальний лінійний розмір 1,2 м) і невеликою вагою (2–3 т, таблиці 3.5, 3.6).

Таблиця 3.5. Характеристики енергоустановок великої потужності

Параметр	Електрична потужність, МВт
	20	100
Теплова потужність, МВт	61	303
К.к.д., %	33	33
Температура на вході в перетворювач, К	1500	1500
Температура тепла, що скидається, К	1000	1000
Площа радіатора, м2	850/3620*	4210/17000*
Довжина установки, м	26–55	60–123
Маса підсистем, кг:
реактор	2200	2500
перший контур	500	1000
радіаційний екран	3200–2480	3360–2760
перетворювач (цикл Стірлінга)	5000–2200	11000
радіатор	6150–700	30450–3450
елементи конструкції	1705–810	4830–2070
Загальна маса установки, кг	18755–8890	53140–22780

* Перше значення – звичайний радіатор, друге – рідкокрапельний радіатор.

Таблиця 3.6. Питома вага космічних енергоустановок на основі ядерних реакторів різних типів в залежності від електричої потужності, кг/кВт

Електрична потужність, МВт	Тип реактора
	SPAR (SP-100)*	з термоемісійним перетворен- ням**	ROVER з незамкнутим циклом	FBR із замкнутим циклом***
0,01–01	22 (26)	-	-	-
0,1	-	-	20	20
1,0	-	28	10	1,6
10,0	-	-	3	0,27
100,0	-	-	0,3	0,13
1000,0	-	-	-	0,12

*Реактор з тепловими трубами.

**З розміщенням перетворювача в активній зоні.

***Використовується цикл Брайтона й рідкокрапельний радіатор.

Мал. 3.25. Реактор з шаром паливних частинок, що обертається (RBR): 1 – задній підшипник; 2 – паливні частинки; 3 – напрямок обертання; 4 – корпус тиску; 5 – упорні підшипники; 6 – газовий простір; 7 – турбонасос; 8 – мотор приводу; 9 – потік рідкого водню; 10 – камера з пористою стінкою, що обертається; 11 – потік водню; 12 – барабан управління; 13 – секція з поглиначем нейтронів; 14 – берилієвий відбивач; 15 – сопло реактивного двигуна, що охолоджується

 Мал. 3.26. Структура мікротвела реактора RTR

Активна зона реактора RBR (мал. 3.25) складається з шару паливних часток (мал. 3.26) типу мікротвелів, що обертається, для високотемпературних газоохолоджуваних реакторів (ВТГР), діаметр часток ~500 мкм. Обертання шару паливних часток досягається за рахунок обертання камери (500 об/хв), через пористі стінки якої до паливного шару підводиться газоподібний теплоносій. Температура теплоносія досягає 3000 К.

За нейтронними характеристиками реактор з нерухомим паливним шаром мікрочасток FBR аналогічний реактору RBR (мал. 3.27, 3.28). Паливо в його активній зоні розміщується у вигляді тонкого кільця між двома пористими циліндровими стінками (діаметр кільця паливних часток 75 см). Потік водневого теплоносія направлений від зовнішньої стінки паливної камери до внутрішньої. На зовнішній стінці паливної камери розташована система труб теплообмінника допоміжного контура з рідкометалевим теплоносієм, що забезпечує відбір потужності ~8 МВт при загальній тепловій потужності ядерного реактора 200 МВт (максимальна електрична потужність енергосистеми складає 80 МВт). У таблиці 3.7 наведені вагові характеристики енергоустановки з реактором FBR.

Мал. 3.27. Загальний вигляд реактора з нерухомим паливним шаром (RBR) для двоцільової енергоустановки: 1 – вихід водню; 2 – до турбогенератора; 3 – введення водню; 4 – тіньовий екран (радіаційний захист); 5 – трубопроводи допоміжного контура охолоджування; 6 – напрям потоку теплоносія Мал. 3.28. Поперечний перетин реактора FBR (проект): 1 – внутрішня стінка паливної камери; 2 – графітовий відбивач – сповільнювач; 3 – трубопроводи допоміжного циклу охолоджування; 4 – охолоджувана зовнішня стінка паливної камери; 5 – паливні частки

Обидва реактори управляються циліндрами, що обертаються, містять сегменти з матеріалу, що поглинає нейтрони. Вони розміщені в зовнішній зоні щодо відбивача/сповільнювача.

Перспективи використання ядерних реакторів різного типу в енергетичних установках космічних літальних апаратів пов'язані з їх питомою масою (масою з розрахунку на одиницю енергії, що виробляється ними). Основні удосконалення пов'язані з перетворювачами теплової енергії в електричну і радіаторами-випромінювачами для скидання тепла в космічний простір. Найбільш ефективним радіатором для систем із замкнутим термодинамічним циклом є рідкокрапельний радіатор. Питома маса такого радіатора 0,02 кг/кВт, що в ~10 разів менше аналогічного показника для радіаторів традиційного типу (табл. 3.5, 3.6). Загальна маса енергетичної установки електричною потужністю 100 МВт зменшується більше, ніж в 2 рази, при використанні рідкокрапельного радіатора.

Таблиця 3.7. Вагові характеристики FBR, кг

Реактор тепловий потужністю 200 МВт	5500
Турбогенератор (к.к.д. – 40%)	3400
Допоміжний контур (електрична потужність ~2 МВт) з рідкокрапельним радіатором	6000
Екран радіаційного захисту	2000
Несуча конструкція *	1800
Кріогенне устаткування з місткістю для зберігання рідкого водню **	2000
Рідкий водень ***	8000
Загальна маса	28700

* З розрахунку приблизно 10% загальної маси енергоустановки (без маси рідкого водню і кріогенного устаткування).

** Без урахування кріогенного устаткування для тривалого зберігання рідкого водню в космічному просторі і системи повторного зрідження водню.

*** Для робочого циклу тривалістю 1000 с (витрата водню 85 кг/с, питоме енерговиділення палива 10 МДж/кг)

Мал. 3.29. Порівняння випромінювачів космічних установок різних типів: а – паротурбогенераторна; б – газотурбогенераторна; в – термоелектрична; г – термоелектронна

Застосування ядерного реактора як джерела тепла і використання холодильників-випромінювачів для відведення тепла з робочого термодинамічного циклу визначають основні обмеження на компонувальні схеми ракетних блоків з ядерно-енергетичною установкою на борту: необхідний захист від дії випромінювань; потрібні значні об'єми і поверхні в ракетному блоці для холодильників-випромінювачів.

На мал. 3.29 наведені величини питомої площі Fx/N холодильника-випромінювача для всіх згаданих раніше схем установок. Для кожної з схем використаний деякий діапазон максимальних температур, що призводить до утворення областей можливих значень величин питомої площі холодильника-випромінювача Fx/N.

Діапазон значень Fx/N вельми великий: від декількох одиниць – для газотурбогенераторної і термоелектричної установок, до десятих і сотих долей квадратного метра на кіловат – для паротурбінної і термоелектричної установок. Проте на практиці часто вибирають відношення температур в циклі Т1/Т2 неоптимальне по випромінювачу, особливо в установках малої потужності. У таблиці 3.8 наведені дані циклу і випромінювачів для різних типів установок перетворення теплової енергії в електричну з корисною потужністю 5 кВт і всі значення відношення температур Тмін/Тмакс істотно нижче оптимальних по холодильнику-випромінювачу (окрім газотурбогенераторної установки). Для ілюстрації реальних (а не розрахункових) даних у таблиці 3.9 наведені параметри вже створених й створюваних космічних установок США.

Таблиця 3.8. Дані циклу і випромінювачів для різних типів установок перетворення теплової енергії в електричну

Тип установки	n, %	Т макс, К	Т мін, К	Fx, м2	Т мін / Т макс	Fx /N, м2/кВт
Термоелектрична	5	1090	530	24	0,485	6
Термоелектронна	10–12	1700	750	1,8–2,3	0,44	0,45–0,6
Газотурбогенераторна	19–25	1110	330	32–37	0,3	8–9,3
Паротурбогенераторна	11–14	1000	570	5,8–6,8	0,57	1,45–1,7

Таблиця 3.9. Параметри створених й створюваних космічних установок США

Назва установки	Потужність, МВт	Маса, кг	Площа випромінювача, м2	Питома площа, м2/кВт
SNAP-10	0,3	136	1	3,3
SNAP-10А	0,5–2	410–630	6–11	12–5,5
SNAP-2	3	270	10	3,3
SNAP-8	30	630	37	1,27
SNAP-50	300–1000	2700	–	–

Мал. 3.30. Компоновочна схема енергоустановки: 1 – реактор; 2 – радіаційний захист; 3 – випромінювач; 4 – відсік для приладів

Мал. 3.31. Космічний апарат з висунутою енергоустановкою: 1 – реактор; 2 – радіаційний захист; 3 – випромінювач; 4 – кожух; 5 – стартове положення енергоустановки; 6 – відсік допоміжного обладнання; 7 – орбітальный відсік; 8 – відсік управління

Варіанти виконання холодильників-випромінювачів відрізняються великою різноманітністю, і вони в основному визначають форму космічного апарату. Найпростішою формою випромінювачів є плоскі панелі.

У стартовому положенні вони складені в компактну систему, в робочому положенні вони розкриваються в одну площину. Широко поширені випромінювачі конічної й циліндрової форм, які можуть розкриватися в робочому положенні на два напівциліндри або два напівконуси. На мал. 3.30 випромінювач має незмінну конічну форму як в стартовому, так і в робочому стані.

Для зменшення рівня випромінювання і маси радіаційного захисту ядерний реактор космічного апарату повинен бути максимально віддалений від жилого і приладового відсіків. Простір між реактором і вказаними відсіками використовується для розміщення холодильника-випромінювача. Можливий варіант зміни геометрії апарату перед початком роботи енергетичної установки (мал. 3.31), коли в стартовому положенні енергоустановка (5) розташована всередині теплоізолюючого кожуха (4), а в робочому положенні вона висувається з кожуха по подовжній осі космічного апарату на деяку відстань від жилого відсіку. На мал. 3.32 наведена компоновка космічного апарату, в якій енергетична установка з ядерним реактором розміщується в середній частині: реактор (5), захист (6), парогенератор (4) і турбоагрегат (3) розміщені усередині циліндричного випромінювача (1); у головній частині космічного апарату розташований приладовий відсік (7), а в хвостовій – руховий відсік (2).

Мал. 3.32. Ракетний блок з енергоустановкою: 1 – ціліндричний випромінювач; 2 – рушійний відсік; 3 – турбоагрегат; 4 – парогенератор; 5 – реактор; 6 – захист; 7 – відсік для приладів

 

Мал. 3.33. Реактор енергоустановки з радіаційним захистом: 1 – нейтронний захист (гідрид літію); 2 – відсік для розміщення термоелектричних перетворювачів; 3 – захист від γ випромінювання (U); 4 – свинцевий захист; 5 – реактор

На мал. 3.33 наведена характерна компоновка біологічного захисту навколо реактора енергетичної установки космічного корабля електричною потужністю 25 кВт. Енергетична установка призначена для використання в пілотованому космічному апараті зі зміною екіпажа. Тому захист оточує реактор з усіх боків, щоб знизити інтенсивність опромінювання іншого космічного апарату, що підходить до станції. Захист від нейтронів забезпечує гідрид літію, захист від γ-випромінювання – важкі метали (свинець, уран-238).

За час освоєння космічного простору накопичений достатній досвід, щоб приступити до створення науково-дослідної бази на Місяці. Місяць має абсолютно нові умови для спостережень, пов'язані з відсутністю атмосфери і зниженою силою тяжіння. У 2004 р. в США прийнятий «План досліджень космічного простору й розширення присутності людини в Сонячній системі». Одним із завдань цього плану є відновлення до 2020 р. пілотованих експедицій на Місяць. У рамках цього плану передбачається не пізніше за 2008 р. посадити на місячну поверхню декілька автоматичних космічних апаратів, які забезпечать своїми дослідженнями підготовку подальших пілотованих експедицій і дадуть можливість «до 2015 р. зробити тривалі експедиції на Місяць для розширення сфери проживання і проведення відповідних робіт в майбутньому».

Мал. 3.34. Компоновка реактора RAPID L

 

Таблиця 3.10. Технічні параметри ЯЕУ RAPID L

Теплова потужність реактора, кВт (тепл.)	5000
Електрична потужність брутто, кВт (ел.)	240
Електрична потужність нетто, кВт (ел.)	200
Розрахунковий ресурс роботи, роки	20
Температура літію на вході та виході термоелектричної системи, °С	1065/550
К.к.д. перетворення енергії, %	5
Теплова потужність, що розсіюється в навколишнє середовище, кВт	4560

Мал. 3.35. Схема ЯЕУ RAPID L

З 2002 р. почалася розробка ядерного реактора RAPID-L, орієнтованого на експлуатацію в умовах місячної бази.

Ядерний реактор RAPID L призначений для тривалої експлуатації в автономному режимі й може бути використаний на Землі для енергопостачання віддалених районів та в космічних експедиціях. Технічні параметри енергетичної установки з реактором RAPID-L наведені в таблиці 3.10. Концепція реактора розроблена в Японському інституті атомної енергії (JAERI). Це реактор на швидких нейтронах електричною потужністю 200 кВт, в якому як ядерне паливо використовується керамічний нітрид урану UN, а як теплоносій, що охолоджує його активну зону, – рідкометалічний ізотопічно чистий літій-7, що практично не поглинає нейтрони й становить 92,5% літію природного складу. Особливістю реактора RAPID-L є конструкція його активної зони, що є інтегрованою паливною збіркою, а не окремими замінюваними тепловиділяючими збірками ТВС. Малогабаритна активна зона реактора є збіркою із 2700 паливних стрижнів, розміщених у загальному корпусі. Заміна палива в реакторі є просто швидкою установкою нової збірки. Ресурс безперервної роботи палива складає 10 років. Перетворення теплової енергії реактора в електричну здійснюється термоелектричними модулями (мал. 3.34, 3.35). Конструкція реактора повністю занурена в рідкий металевий літій. Особливістю реактора RAPID-U є петльова конструкція системи теплоносія, в якій рідкий літій циркулює через чотири теплообмінники, розташовані навколо реактора (мал. 3.36). Кожен сегмент теплообмінної системи містить літієву петлю з електромагнітним насосом, що забезпечує циркуляцію літію. До складу кожного сегменту входять 18 термоелектричних модулів, кожний з них складається з 720 термоелектричних блоків із SiGe, зв'язаних з 12 натрієвими тепловими трубами з «гарячого» боку і 13 цезієвими тепловими трубами, – з «холодного». Температура літію на вході в другий контур 800 К. Для підведення теплоти до панелей випромінювачів, розсіюючих теплову енергію, використовуються ртутні теплові труби. Випромінювачі (8 панелей) розташовані вертикально й розміщені радіально відносно термоелектричних модулів перетворення теплової енергії в електричну (мал. 3.37).

Мал. 3.37. Схема сегмента перетворення енергії

Мал. 3.36. Розміщення основних елементів ЯЕУ

 

Таблиця 3.11. Параметри активної зони реактора RAPID L

Висота активної зони, м	0,6
Діаметр активної зони, м	0,6
Діаметр центрального каналу, м	0,12
Співвідношення об’ємів областей активної зони (паливо, літій, конструкції)	52/32/16
Паливо	Нітрид урану
Збагачення 235U
Внутрішня область активної зони, %	40
Зовнішня область активної зони, %	50
Проектний ресурс активної зони, роки	20
Зміна реактивності при выгоранні палива, дол./10 років	–3,2
Зовнішній діаметр паливного стержня, мм	8,0
Крок стержнів, мм	9,04
Кількість стержнів	2700
Лінійне енерговиділення (макс.), Вт/см	52
Основний теплоносій	Li (99,99%)
Температура літію на вході та виході з активної зони, °С	1030/1100
Середня швидкість літію в активній зоні, м/с	0,72
Число Рейнольдса активної зони	5870
Висота газового простору, м	0,5
Внутрішній тиск газу під оболонкою палива на початку циклу, МПа	4,1

Активна зона ядерного реактора RAPID-L гомогенного типу, традиційного для реакторів на швидких нейтронах, складається з двох областей, в яких паливо з нітрида урану (UN) має різне збагачення (таблиця 3.11). Це зменшує вплив вигоряння ядерного палива на зміну реактивності активної зони і знижує коефіцієнт нерівномірності тепловиділення в ній.

У реакторі RAPID-L передбачається швидка заміна відпрацьованого палива, через 2 тижні після його зупинки потужність залишкового тепловиділення знижується до 10 кВт. Вивантажувану паливну збірку витягують з корпусу реактора й поміщають в корпус тимчасового зберігання (КТЗ), заповнений літієм (мал. 3.38). Потім у верхній частині КТЗ встановлюють випромінювач, оснащений тепловими трубами для відведення енергії залишкового тепловиділення у відпрацьованому паливі. Після охолодження відпрацьоване паливо поміщається в шахту для захисту астронавтів від опромінювання. Через 1 рік після вивантаження відпрацьоване паливо повністю остигає, й КТЗ виводиться в космічний простір.

Для забезпечення тривалої автономної безпечної експлуатації реактора RAPID-L розроблена принципово нова система управління (СУ), що складається з модулів трьох типів (мал. 3.39):

Мал. 3.38. Операції при заміні палива IFA

 Мал. 3.39. Системи управління реактора RAPID L

Мал. 3.40. Схема модуля LEM

LEM-модулі цього типу забезпечують саморегулювання реактивності при зміні температури за рахунок ефекту зворотного зв'язку при введенні в активну зону ядерного реактора або виведенні з неї поглинача нейтронів – рідкого літію, збагаченого до 95% ізотопом літію-6.

LIM – модулі введення поглинача нейтронів літію при досягненні критичної температури активної зони реактора.

LRM – модулі видалення поглинача нейтронів літію з активної зони реактора, служать для пуску реактора в автоматичному режимі. Модулі LEM (мал. 3.40) виконані у вигляді оболонки з тугоплавкого металу, заповненої рідким літієм-6, який поглинає нейтрони в ядерній реакції

й перетворюється на гелій-6, який при розпаді утворює літій-6 (Т1/2=0,808 с). Літій, розташований у верхній частині оболонки, утримується силами поверхневого натягу, утворюючи межу розділу газ/літій. При збільшенні температури об'ємне розширення літію переміщує межу розділу газ/літій в нижню частину активної зони, поглинання нейтронів літієм зростає, що зменшує кількість нейтронів, захоплених ядрами урану-235, й кількість ділень його ядер. Це призводить до охолодження палива через зменшення енергії ділень. Зменшення температури активної зони призводить до скорочення об'єму літію і повернення межі розділу газ/літій в колишнє положення; це призводить до зменшення поглинання нейтронів літієм-6, зростання поглинання нейтронів ядрами урану-235 і кількості їх ділень і підвищення температури. Цей динамічний процес забезпечує саморегулювання роботи ядерного реактора в наперед заданому діапазоні температур активної зони. У системі управління реактора (СУ) модулі LEM двох типів – «швидкі» (4 модулі) й «повільні» (24 модулі). Всі вони беруть участь в підтримці заданого режиму роботи реактора.

Таблиця 3.12. Технічні характеристики модулей LEM

Характеристики	«Швидкі» LEM	«Повільні» LEM
Оболонка
dвн, мм	20	20
Повна довжина, мм	640	640
Матеріал	сплав Мо	сплав Мо
Резервуар
dвн, мм	140	140
Довжина, мм	2000	2000
Сумарна чутливість модулів, цент/К	2,3	16,7
Чутливість одиночного модуля, цент/К	0,77	0,77

Мал. 3.41. Схема модуля LIM

Мал. 3.42. Схема модуля LRM

«Повільні» LEM забезпечують введення в активну зону позитивної й негативної реактивності. «Швидкі» LEM вводять тільки негативну реактивність, що запобігає виникненню аварійних ситуацій. У таблиці 3.12 наведені технічні характеристики модулів LEM.

Модулі LIM вводять літій-6 в активну зону реактора, чим забезпечують безпеку його експлуатації, поглинаючи нейтрони. Якщо температура активної зони реактора перевищує температуру плавлення плавкої перегородки (мал. 3.41), то відбувається пневматичне уприскування літію-6 в межі нижньої частини активної зони, яке призводить до введення негативної реактивності; реактор переходить в стійкий критичний стан, а температура активної зони не опускається нижче за точку кипіння літію (1330°С). Час введення реактивності модулями LIM (0,24 с) значно менше часу падіння стрижня СУЗ в земних умовах (2 с).

Модулі LRM (мал. 3.42) служать для пуску реактора в автоматичному режимі, до моменту пуску літій-6 заповнює модулі в межах активної зони. Автоматичний пуск реактора (перехід з підкритичного стану) здійснюється плавним підвищенням температури теплоносія першого контура із швидкістю 7°С/с, який прокачується електромагнітним насосом через активну зону. При досягненні температури 780°С відбувається розплавлення плавкої перегородки із сплаву Ag–Cu (співвідношення 28/72) й стислий газ витісняє літій-6, що поглинає нейтрони з активної зони. Загальний час пуску реактора RAPID-L й виходу його на номінальний режим роботи складає 11 год. У таблиці 3.13 представлені параметри модулів системи управління реактором. Ядерноенергетичну установку з реактором RAPID-L можна експлуатувати в умовах бази на Місяці в автономному режимі протягом 20 років.

Таблиця 3.13. Підсистеми контролю реактивності реактора RAPID L

Модулі	dвн оболонки, мм	Кількість	Діапазон зміни реактивності, дол.
«Швидкі» LEM	20	3	(-0,52)–0
«Повільні» LEM	20	24	(-2,7) – +3,0
LIM	20	16	-3,7
LRM	20	16	+3,7