Космические ядерные реакторы: пропуск в большой космос
28 июня 2015. Разместил: mediapuls
История развития космической ядерной энергетики необычна и нестандартна на фоне других направлений развития ядерных технологий.
С самого первого дня космической эры ядерная энергия рассматривалась, как безальтернативный вариант для долговременных и энергоемких космических операций: лунных баз, межпланетных полетов, гигантских геостационарных платформ для связи, как единственный источник энергии в дальнем космосе.
В силу абсолютной убежденности в том, что все это будет реализовано еще в 20 веке, в США и СССР стартовали обширные программы разработки ядерных энергоустановок (ЯЭУ) для обеспечения энергией космических аппаратов.
Однако, несмотря на десятилетия усилий, практический результат разработок весьма ограничен — один полет опытной установки в США, несколько опытных в СССР и, единственная в своем роде, серия 30+ запусков космических радаров УС-А, с электропитанием от ЯЭУ «БЭС-6 Бук».
Почему результат оказался несоизмерим с замахом, какие технические решения применялись и планировались в космических ЯЭУ — об этом подробнее сегодня.
Космические условия работы требуют множества специфических решений от разработчиков ядерных реакторов. Основные отличия от земного базирования заключаются в следующих эффектах:
0. Для космического применения наиболее важным является вес. Весовая культура определяет множество других решений. Например защита от излучения реактора делается секторно, в сторону полезной нагрузки.
1. Невесомость приводит к отсутствию конвективного теплообмена в жидких и газообразных теплоносителях. Из-за этого резко усложняется теплосъем и борьба с локальными перегревами АЗ
2. Сброс паразитного тепла ЯЭУ возможен только через излучение радиаторами-холодильниками (РХ). Приемлемые массы РХ получаются, если их рабочая температура составляет хотя бы 500К (230 С), а лучше 800К.
3. Жесткие энергомассовые характеристики вкупе с предыдущим пунктом заставляют использовать довольно экзотические теплоносители — гелий, СО2 или легкие металлы — литий, калий, натрий.
4. От космических ядерных реакторов требуется очень долговременная работа без перегрузок ядерного топлива, ну и разумеется максимальная надежность все это время.
Все в месте, такие требования сильно осложнали жизнь разработчиков ЯЭУ, удорожали и усложняли их применение. Получались системы, весьма далекие от своих наземных собратьев, а требования по массе и надежности приводили к необходимости очень длительной проработки этой экзотики.
Первыми из инженерных пеленок вышли крайне примитивные варианты — использовать тепло радиоактивного распада (не цепной реакции!), например изотопа стронция Sr90 (один из основных продуктов «горения» U235 в реакторе) или Pu238 и простой термоэлектрический преобразователь (представляющий собой фактически германиевый или кремниевый диод). КПД такой «установки» был всего ~1%, но она была проста, не имела движущихся частей и позволяла снабжать электричеством космический аппарат долгие годы. Первым спутником с РИТЭГ (радиоизотопный термоэлектрический генератор) стал запущенный в июне 1961 года американский Transit 4A (навигационный спутник для флота), несший на борту РИТЭГ SNAP-3 мощностью всего 2,5 ватта и весом 2,5 килограмма.
РИТЭГи образовали отдельную ветку источников питания, и активно применялись (и применяются) на космических аппаратах и на земле (например в автономных метеокомплексах). Их преимуществом является долгая работа (так, РИТЭГи АМС Вояджер-1,2 потеряли за почти 40 лет работы всего 40% начальной мощности, причем часть этой потери приходится на деградацию термоэлектрического генератора, а не на распад плутония) и простота конструкции, а недостатками — невысокая удельная и абсолютная мощность, не больше пары электрических киловатт, гораздо бОльшее количество активности на килограмм массы при выводе и дороговизна — плутоний 238 (именно 238, а не 239 — он является мощным альфа-эммитером с удобным периодом полураспада) стоит порядка нескольких миллионов долларов за килограмм (и дает 560 ватт с каждого килограмма).
Более современные РИТЭГ, применявшийся на Кассини и Новых Горизонтах.
И 2 такой же РИТЭГ живьем
Однако вернемся к космическим реакторам. Параллельно с нечетными (РИТЭГ) SNAP, развивалась ветка и четных — ядерных реакторов. Программа началась в 1958 году, прошла несколько прототипов, а единственным летным реактором стал SNAP-10A, запущенный 3 апреля 1965 года. Активная зона этого реактора была набрана из 37 экзотических твэлов со смесью металлического U235 93% обогащения и гидрида циркония (замедлитель!) и охлаждения сплавом NaK.
Запасной экземпляр реактора SNAP-10A. Слева электромагнитный насос (с белыми радиаторами), правее сам реактор. Видны поворотные бериллиевые отражатели (эдакие лопасти), которые регулируют мощность реактора.
Реактор работал на тепловых нейтронах и имел мощность в 40 киловатт. Эта мощность подогревала жидкометаллический теплоноситель с 475С до 540С, тепло сбрасывалось через полупроводниковый преобразователь, который вырабатывал до 550 ватт электрической энергии. Управление этим реактором (как и всеми остальными, кстати) осуществлялось путем открытия «жалюзей» в отражателе нейтронов — таким образом регулировалась утечка нейтронов из активной зоны, а значит и скорость цепной реакции. Вес ЯЭУ составлял 450 килограмм, вес топлива ~40 килограмм. Реактор проработал в космосе 43 дня, и был потерян из-за электрических проблем в спутнике-носителе.
Сборка спутника SNAPshot, на котором проводились космические испытания реактора SNAP-10A
SNAP-10A стал первым и последним космическим реактором США, хотя проектов и наземных опытных установок различные группы в США наплодили очень немало, и продолжают разрабатывать их сейчас.
Термоэлектрический генератор SNAP-10A. Такой принцип надолго станет основным для ядерных космических источников энергии
Однако основной практический опыт принадлежит СССР, который начал разработку космических ЯЭУ чуть позже США, а первой наземной экспериментальной установкой стал БР «Ромашка», запущенный в августе 1964 года. Его создателем стал Курчатовский институт. Так же, как и SNAP это была довольно экзотическая конструкция — быстрый реактор с твэлами из карбида урана, нагретыми до 1600 С на поверхности и до 1800 внутри (что определило использование карбида) и с отдачей энергии радиативно бериллиевому отражателю. Активная зона реактора была вакуумирована (и потом проводились эксперименты с работой в атмосфере гелия), принудительной прокачки теплоносителя не производилось. Как и у американского конкурента тепловая мощность «Ромашки» была 40 киловатт, а электрическая -~450, топливом служил оружейный уран, а управление осуществлялось через регулирование утечки нейтронов.
Реактор «Ромашка»
Макет спутника радиолокационной разведки УС-А. Реактор — по некоторым данным темный элемент слева либо металлический горизонтальный килиндр в центре
Идеология создания «Бука» была направленная на как можно большее упрощение ЯЭУ, продолжая линию «Ромашки». Быстрый реактор с твэлами из сплава металлического урана и циркония общей массой 35 кг с бериллиевым отражателем. Тепловая мощность ~100 киловатт отводилась из реактора натрий-калиевой эвтектикой (как у SNAP-10A) при выходной температуре в 720 градусов и преобразовывалась полупроводниковым ТЭГ в 2,8 киловатта электроэнергии, питавшей радиолокатор. Реактор управлялся подвижными элементами отражателя, а кроме того имел канал для ввода поглощающего стержня для глушения реактора.
Еще один макет БЭС-5 БУК, на котором мало что можно разглядеть
В период 1963—1969 гг. была проведена отработка жидкометаллического контура, прошли испытания безреакторных БЭС-5 с имитатором термоэлектрического генератора, а затем с действующим ТЭГ. Первая эксплуатационная ЯЭУ «Бук» с серийным № 31 была установлена на ИСЗ «Космос-367», запущенном 3 октября 1970 г. Она проработала всего 110 минут, после чего реактор экстренно увели на орбиту «захоронения» по причине «заброса» температуры первого контура выше предельно допустимой, вызванной расплавлением АЗ реактора.
Доработки, проведенные на «Красной Звезде», позволили продолжить летные испытания системы, которые заняли, в общей сложности, почти пять лет. В 1971—1972 гг. на орбиту были выведены три-КА с Бук: «Космос-402», «Космос-469» и «Космос-516» . Их полеты прошли без существенных замечаний, что позволяло в кратчайшие сроки ввести систему радиолокационной разведки в ограниченную эксплуатацию.
Последний запуск отечественного-КА с бортовой ЯЭУ состоялся 14 марта 1988 года. На спутнике «Космос-1932» (18957 / 1988 019А) была установлена доработанная установка с 6-месячным сроком функционирования и электрической мощностью в конце ресурса 2400 Вт. И хотя полет прошел нормально, от эксплуатации аппаратов с ЯЭУ было решено отказаться.
Основной причиной этого стало давление со стороны США и международных организаций, требовавших от Советского Союза «прекратить загрязнение космоса». Но немаловажным фактором стали и сравнительно низкие технические характеристики ЯЭУ.
Западная реконструкция УС-А
За все годы запусков в нашей стране-КА с ЯЭУ БЭС-5 на орбиту было отправлено 32 установки. Одна из них не долетела до космоса, две возвратились назад, а остальные до сего дня продолжают пребывать на высоте 700–800 км от Земли. Штатно отработали свое 20 аппаратов, а среди аварийных случилась и довольно известное падение остатков реактора-КА Космос-954 на территории Канады в январе 1978 года, что привело к международному скандалу. Как и в случае подводных лодок пр.705 сложность новой техники, вкупе с невозможностью что-то поправить на орбите дала привели к неоднозначному результату.
Параллельно с доводкой БЭС-5 «Бук» в СССР начали развиваться и другие направления ЯЭУ. Прежде всего это было направление повышения КПД путем замены вездесущих термоэлектрических генераторов на термоэмиссионные. Эту разработку вели обнинский ФЭИ («Топаз-1») и Курчатовский институт («Топаз-2»).
Макет ЯЭУ «Топаз-1» Хорошо видны барабаны в отражатели, поворотом которых регулируется мощность
Принцип термоэмисионных генераторов заключается в утилизации тепловой энергии через эмиссию электронов с нагретого катода на анод — ровно как это происходит в электронных лампах, только катод предлагается нагревать ядерным реактором. Термоэмиссия имеет преимущество в виде более высокой рабочей температуры системы (т. е. меньшего веса радиаторов-холодильников), а из недостатков — более сложные твэлы и более напряженный реактор. Конструктивно реактор выполнялся следующим образом — капсула из оксида 90% U235 в молибденовой оболочке работала катодом, и гирлянда таких капсул помещалась в трубу между центрирующих вставок из окиси бериллия. Капсулы электрически объединялись последовательно, промежуток между ними и трубой откачивался до вакуума и наполнялся парами цезия, после чего такой твэл помещался в реактор.
Электрогенерирующий твэл: 1- сердечник из обогащённого UO2; 2 — катод (молибден, вольфрам); 3 — анод(ниобий); 4 — вакуумный зазор с парами цезия; 5 — изоляция (окись берилия); 6 — корпус (сталь); 7 — теплоноситель(натрий-калий)
Температура катода достигала 1650 С, а анода — 1200С, охлаждение происходило все тем же натрий-калиевым сплавом. Удельная электрическая мощность была доведена до 2 Вт/см^2 поверхности катода. Разработка и отработка потребовала в рамках Топаз-1 провести реакторные испытания более чем 50 вариантов электрогенерирующих твэлов. Первые полномасштабные наземные энергетические испытания ядерного прототипа ЯЭУ «Топаз-1» были проведены на стенде ГНЦ «ФЭИ» в 1970 г. Изделие было выведено на электрическую мощность 10 кВт. Испытания продолжались 150 часов, после чего были приостановлены из-за утечки теплоносителя ЖМК. Всего были испытаны 4 ядерных прототипов ЯЭУ «Топаз-1». Реактор набирался из 79 электрогенерирующих сборок в каждой из которых было по 5 капсул, и содержал всего 12 килограмм диоксида высокообогащенного урана. Как вершина программы были запущены 2 спутника с ЯЭУ Топаз-1 — Космос-1818 в феврале и Космос-1867 в июле 1988 года. Они штатно отработали 142 и 343 суток, штатно же показав снижение эффективности и выработки э/э с 6 киловатт до 3.
Разработка новых ЯЭУ с конца 80х перемещается в диапазон бОльших мощностей, обычно от 100 кВт до 10 МВт, а главное — в почти полностью бумажную стадию. Да, в рядовом режиме летают снабженные РИТЭГ межпланетные станции (например марсианский ровер Куриосити или спутник Сатурна Кассини), однако вслед за исчезновением с горизонта полетов людей на Марс, лунных баз и сверхтяжелых ГСО на два десятилетия замирает и практическая разработка новых реакторов.
Один из вариантов большой Юпитерианской АМС JIMO с реактором
Я позволю себе промотать множество концептов и экспериментов, произошедших с 1988 года и перейду сразу к ослепительной звезде на небосклоне космических ЯЭУ — аппарату ТЭМ (транспортно энергетический модуль) с ядерным реактором РУГК. Высокотемпературный быстрый реактор с газовым охлаждением тепловой мощностью в 3,8 мегаватта, газотурбинный преобразователь, капельные холодильники — этот проект по масштабу как минимум вдесятеро превосходил все предыдущие подходы «к турнику».
Реактор ТЭМ и мегаваттный газотурбинный преобразователь.
О техническом облике ТЭМ и извилистой тропинке его разработки я продолжу в следующей части рассказа про космические реакторы.
Источник
Вернуться назад