Особенности космических ЯЭУ. Ядерные реакторные двигатели

1  Часть 1. Особенности космических ЯЭУ.

Энергоустановка космического аппарата – одна из важнейших его частей. При её отказе беспилотный космический аппарат перестаёт функционировать, а пилотируемый гибнет.

Система энергоснабжения космического аппарата может состоять из нескольких энергоустановок. В зависимости от конкретных условий могут применяться те или иные системы или комбинации систем. В космических системах используются следующие источники энергии:

аккумуляторные батареи – обычно  их мощность не превышает 1,5 кВт, ресурс – 1 год и служат они «электрическим буфером» в помощь основному источнику энергии;

солнечные батареи – их мощность достигает десятков киловатт, площадь – сотен квадратных метров;

радионуклидные генераторы – впервые такой генератор был установлен на американском спутнике «Транзит-IV А» в 1961 г. Он работал на нуклиде , электрическая мощность составляла 2,7 Вт, преобразователь – термоэлектрический. КПД современных радионуклидных генераторов составляет ~6% , мощность – до нескольких сотен ватт, ресурс – до нескольких лет;

электрохимические генераторы (ЭХГ) с водородно-кислородными топливными элементами (ТЭ) – применялись на пилотируемом аппарате «Джемени» (США) в 1963 г. Ресурс этой энергоустановки – 14 суток. Мощность каждого из двух ЭХГ – 640 Вт.

В аппарате транспортной системы «Спейс-Шаттл» (США) имеется три ЭХГ каждый мощностью 10 кВт, ресурс при одном полёте – 30 суток, число полётов – 50. КПД таких ЭХГ составляет 60-70%.

ЭХГ целесообразно применять на пилотируемых аппаратах при уровне потребных мощностей до десятков киловатт и ресурсе работы до 1,5 мес.

Энергоустановка на основе ядерного реактора (SNAP-10A) была запущена на орбиту искусственного спутника Земли в 1965 г. Реактор тепловой мощностью 40 кВт охлаждался жидкометаллическим теплоносителем Na (22%) – K (78%).

При использовании в качестве источника энергии ядерного реактора или радионуклидного генератора преобразование энергии может быть машинным (паросиловой цикл Ренкина или газовый цикл Брайтона), термоэлектрическим, термоэмиссионным или магнитогидродинамическим.

При ресурсе работы до 1 мес. и мощностях до сотни киловатт потребности в энергии хорошо удовлетворяются электрохимическими генераторами с водородно-кислородными топливными элементами. Если время работы энергоустановки велико, то в области малых мощностей могут применяться радионуклидные источники энергии, совмещённые с термоэлектрическими  или термоэмиссионными преобразователями. Если при длительном ресурсе требуются мощности более 1 кВт, то применение радионуклидных источников энергии становится затруднительным (из-за сложности охлаждения в предстартовый период и т. п.), и для этого случая наиболее подходящим становятся солнечные батареи. Таким образом, в космических системах находят применение ядерные источники энергии двух типов: ядерные реакторы и радионуклидные генераторы.

Как следует из данных, приведенных на рис.1.1  1.11, ядерные реакторы целесообразно использовать в мощных энергоустановках. В настоящее время для космических ЯЭУ наиболее освоены гетерогенные ядерные реакторы на  тепловых  нейтронах  с  гидроцеркониевым замедлителем и жидкометаллическим (Hg, Na-K, Li), или газовым (He, H₂), теплоносителем. В последние годы внимание конструкторов космической техники обращено на создание энергоустановок, выполненных по так называемой выносной схеме: система преобразования теплоты связана с реактором тепловыми трубами, которые и обеспечивают отвод теплоты от активной зоны. По такой схеме выполнена энергоустановка по программе США SP-100. SP-100 является развитием известной программы SPAR, которая предусматривает создание космической ЯЭУ на 100 кВт полезной мощности.

Рисунок 1.1

Одно из основных требований, предъявляемых к реакторам и остальному оборудованию космических ЯЭУ, - минимальные массогабаритные характеристики. Отсюда вытекает необходимость предельно форсировать основные параметры энергоустановки (прежде всего энергонапряжённость активной зоны). Так, мощность реактора вышеупомянутой системы SP-100 составляет 1600 кВт, а активная зона представляет собой цилиндр диаметром 325 мм и высотой 325 мм. Средняя температура топлива (UO₂) 1590 К.

Вообще максимальная температура, рассматриваемая в качестве допустимой для контуров с жидкометаллическим теплоносителем, составляет ~1500 К, с газообразным теплоносителем ~2700 К. Если удастся создать газо-фазный ядерный реактор, где делящееся вещество находится в активной зоне в виде плазмы, то можно будет повысить эту температуру до 8000 К.

До космических ЯЭУ малой мощности получили распространение радионуклидные источники энергии. Они используются при полётах в дальний космос, при исследовании планет солнечной системы и на орбитальных спутниках связи. Например, четыре радионуклидные космические ЯЭУ SNAP-19 каждая электрической мощностью 30 Вт успешно работали в течение двух лет на борту космических аппаратов «Пионер-10» и «Пионер-11» при облёте планеты Юпитер. Каждый спутник серии ЛЭС 8/9 ВВС США оборудован двумя радионуклидными космическими ЯЭУ электрической мощностью 125 каждая.