Любит-не любит
Решение об использовании ядерных энергетических установок (ЯЭУ) в космосе в составе беспилотных космических аппаратов (КА) основывалось на таких их преимуществах как независимость от расстояния до Солнца и ориентации в пространстве, компактность и лучшие массогабаритные характеристики, начиная с уровня электрической мощности в несколько десятков кВт. Кроме того, они обладают стойкостью к воздействию радиационных поясов.
Еще одно достоинство ядерных энергетических установок — возможность их совмещения для получения тяги с наиболее эффективными электрореактивными двигателями и создания на этой основе энергодвигательных комплексов, способных выводить на высокоэнергетические орбиты массу полезной нагрузки в 2-3 раза больше, чем на химическом топливе, и обеспечить при этом длительное (до 5-7 лет и более) питание аппаратуры КА электрической мощностью 25-400 кВт.
С 1956 года по инициативе А. И. Лейпунского и И. И. Бондаренко кооперацией предприятий министерств среднего и общего (ракетного) машиностроения были начаты работы по изучению возможности применения в составе космических аппаратов ядерных энергетических установок, вырабатывающих электроэнергию. Первоначально космические ЯЭУ, как источники электропитания, рассматривались как с машинным преобразованием тепловой энергии в электрическую (с динамическими преобразователями на основе термодинамических циклов Брайтона и Ренкина), так и с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую (со статическими преобразователями — термоэлектрическими и термоэмиссионными). В начале 1960 годов выбор был сделан в пользу термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей, которые принципиально упрощают схему энергетических установок, исключают промежуточные этапы превращения энергии и позволяют создать более компактные и легкие энергетические установки в диапазоне электрических мощностей от единиц до нескольких сотен кВт.
В реакторе-преобразователе источник тепла — ядерный реактор и система преобразования — термоэлектрический или термоэмиссионный преобразователь совмещены в едином блоке.
В 1961 году Институтом атомной энергии (НИЦ «Курчатовский институт»), исходя из имевшегося задела по физике высокотемпературных ядерных реакторов на быстрых нейтронах, были выдвинуты предложения по возможным конструктивным решениям реактора-преобразователя с прямым преобразованием тепловой энергии в электричество. В том же году на основе предложений Института атомной энергии правительство СССР приняло решение о создании и проведении ядерных энергетических испытаний малогабаритной космической электростанции с прямым преобразованием тепловой энергии в электричество, получившей название реактор-преобразователь «Ромашка».
Работы по «Ромашке» развернулись в Институте атомной энергии и на предприятиях Минсредмаша — Физико-энергетическом институте, Подольском научно-исследовательском технологическом институте, Сухумском физико-техническом институте, ОКБ «Заря» и затем в НПО «Красная Звезда» и Центральном конструкторском бюро машиностроения.
Ядерный реактор установки «Ромашка» представлял собой нейтронно-физическую систему, работающую на быстрых нейтронах. Реактор являлся источником тепловой энергии, которая преобразовывалась с помощью полупроводниковых термоэлементов в энергию электрическую. Для этого тепло ядерного реактора передавалось за счет теплопроводности материалов активной зоны и радиального отражателя на преобразователь и далее на излучатель без какого-либо теплоносителя и систем его прокачки, а не преобразованная часть тепла сбрасывалась излучением через ребристый холодильник-излучатель.
Конструктивно реактор цилиндрической формы состоял из активной зоны диаметром 241 мм и высотой 351 мм, бериллиевых отражателей (радиального и торцевых) и четырех стержней регулирования, находящихся в радиальном отражателе. Расположение реактора — вертикальное.
Активная зона реактора набиралась из 11 тепловыделяющих элементов, каждый из которых состоял из графитового корпуса с крышкой и тепловыделяющих сегментных пластин и центрального диска из дикарбида урана с обогащением 90 % по урану-235. Общий вес урана-235 в активной зоне реактора составлял 49 кг.
В качестве термоэлектрического генератора в установке «Ромашка» использовался преобразователь на основе наиболее высокотемпературного в то время полупроводникового кремний-германиевого сплава. Преобразователь монтировался внутри герметичного стального кожуха аппарата и был разбит на четыре группы, каждая из которых имела независимые силовые выводы.
Все детали реактора и термоэлементов работали в среде гелия, заполняющего герметичную полость реактора-преобразователя. Герметизация реактора не позволяла осколочным продуктам деления распространяться за пределы корпуса.
Для установки НИИ ТВЭЛ совместно с Подольским опытным заводом разработали технологию и изготовили элементы активной зоны из дикарбида урана обогащением 90 % по урану-235, отражатели из металлического бериллия и металлокерамические электроизоляционные пластины для преобразователя. В Сухумском ФТИ был изготовлен и испытан на теплофизическом стенде кремний-германиевый термоэлектрический преобразователь. Харьковский ФТИ разработал покрытия для защиты графитовых изделий от химического взаимодействия с бериллием при высоких температурах. В НИИ «Графит» создали графитовые элементы активной зоны с покрытиями и теплоизоляционные элементы из пористого графита и графитированной ткани.
К августу 1964 года реактор-преобразователь «Ромашка» был полностью готов к длительным энергетическим испытаниям на специально сооруженном в ИАЭ стенде «Р». Ход работ по установке постоянно был под контролем директора Института атомной энергии академика А. П. Александрова, который присутствовал при первом физическом пуске реактора на критическом стенде.
14 августа 1964 года реактор «Ромашка» дал первый ток, проработав по апрель 1966 года, то есть в течение около 15 тыс. часов. За это время реактор-преобразователь выработал 6100 кВтч электроэнергии, показав высокую степень надежности и стабильности основных параметров. Эффективная тепловая мощность установки составила 28 кВт, а электрическая — 460-475 Вт. Максимальная температура центра активной зоны реактора достигала 1900 °С, а выгорание урана-235 — 40 %.
На реакторе-преобразователе был проведен большой комплекс исследований, позволявший изучить его физические и теплоэнергетические характеристики, как в стационарных, так и нестационарных режимах работы. В процессе проводимых экспериментов осуществлялся непрерывный контроль температур в различных элементах реактора-преобразователя и периодический замер характеристик аппарата.
На протяжении первых 4 тыс. часов испытаний реактора-преобразователя производились периодическая компенсация изменений реактивности органами регулирования и поддержание тепловой мощности, соответствующей температуре внутренней поверхности радиального отражателя 1200 °С. Поддержание тепловой мощности осуществлялось вручную оператором без использования предусмотренной системы автоматического управления.
Следующий период с целью лучшего выявления изменений характеристик реактор-преобразователь работал в режиме саморегулирования без какого-либо вмешательства со стороны оператора. Компенсация изменения реактивности была осуществлена только после 12 тыс. часов работы. В течение 500 часов проводились нестационарные испытания реактора-преобразователя.
На протяжении всех исследований реактор-преобразователь работал в режиме постоянной нагрузки. Некоторые замеры параметров проводились в «импульсном» режиме включения нагрузки после работы в режиме ЭДС.
Испытания установки «Ромашка» показали, что термоэлектрический преобразователь на основе кремний-германиевого сплава теряет электрическую мощность до 20-25 % за ресурс 15 тыс. часов при дальнейшем конечном темпе падения электрической мощности около 5,5 % в год. Потеря электрической мощности определяется в основном возрастанием внутреннего сопротивления преобразователя из-за диффузионных процессов, протекающих в коммутационных переходах на границе графитовая шайба — кремний-германиевый сплав с образованием слоя карбида кремния, имеющего большое омическое сопротивление, и за счет влияния нейтронного излучения на характеристики кремний-германиевого сплава.
За время ресурса работы реактора-преобразователя (за первые 12 000 ч.) было замечено падение реактивности 0,6 %, что компенсировалось органами регулирования. Изменение реактивности объяснялось главным образом небольшими изменениями геометрии активной зоны вследствие деформации тепловыделяющих элементов и отражателя.
В течение всего ресурса работы не было отмечено каких-либо случайных внутренних возмущений, только систематические ресурсные изменения параметров, что подтверждало устойчивость системы. Оказалось, что реактор-преобразователь может работать длительное время вообще без участия оператора, что являлось особенно ценным качеством в случае использования его в качестве автономного источника энергии.
В 1969 году реактор-преобразователь демонтировали с целью анализа состояния его элементов. Анализ состояния подтвердил вывод о надежности конструкции системы, показал, что в данной системе существуют большие запасы, и полученные параметры не являются предельными. В целом полученные результаты испытаний позволили сделать вывод, что конструкция статической ядерно-энергетической установки на основе высокотемпературного реактора-преобразователя с кремний-германиевым термоэлементом обладает высокой надежностью.
Результаты испытаний позволили наметить возможные пути улучшения ряда параметров системы, в частности, за счет использования более эффективного кремний-германиевого сплава с 55 % содержанием германия форсировать электрическую мощность до 1000 Вт или сократить вес системы до 200 кг (против 265 кг у «Ромашки») при соответствующем сокращении электрической мощности до 200 Вт.
На этапе создания установки «Ромашка» большую заинтересованность в использовании разрабатываемых технологий высокотемпературных реакторных систем с термоэлектрическими и термоэмиссионными преобразователями в космической технике проявлял С. П. Королев. Он первым предложил запустить в космос реактор-преобразователь «Ромашка», но преждевременная смерть С. П. Королева не позволила реализовать его планы.
В дальнейшем по выданному ОКБ-1 техническому заданию предусматривалось использовать реактор-преобразователь «Ромашка» для энергоснабжения лунной станции в качестве альтернативы разрабатываемым в то время электрохимическим и изотопным генераторам. Для уменьшения воздействия нейтронного и гамма-излучения реактора на персонал и оборудование лунной станции планировалось разместить реактор-преобразователь в естественном лунном кратере или в специально подготовленной воронке. Однако взрыв ракеты-носителя Н-1 на стартовой площадке перечеркнул планы по лунной программе и, соответственно, планы использования реактора-преобразователя на Луне.
Применительно к разрабатываемому в ОКБ-52 (В. Н. Челомей) космическому аппарату УС-А в 1963 году в кооперации с ОКБ-165 (A. M. Люлька) на этапе предэскизного проекта наряду с разрабатывавшейся в ОКБ-670 (М. М. Бондарюк) ЯЭУ «БУК» была разработана вторая космическая термоэлектрическая установка с кремний-германиевыми преобразователями, совмещенными с активной зоной, охлаждением холодных спаев Na-К теплоносителем электрической мощностью 5,0 кВт. Однако ввиду отсутствия в то время данных о влиянии излучения реактора на характеристики кремний-германиевого сплава дальнейшего развития она не получила.
Фотогалерея5
