ПЕРСПЕКТИВНЫЕ ТЕРМОЭМИССИОННЫЕ ЯЭУ

В проектных проработках перспективных термоэмиссионных ЯЭУ – ЯЭУ-25М, ЯЭУ-25, ЯЭУ-50 («Топаз-Стар»), ЯЭУ-100, основные характеристики которых приведены в табл.3 [36], рассматривались ЯЭУ с базовыми ТРП на промежуточных и быстрых нейтронах,

Таблица 3

Характеристики термоэмиссионных ЯЭУ с многоэлементными ЭГК

причем ЯЭУ на основе быстрых ТРП – с применением как натрий-калиевого, так и литиевого теплоносителей.

Эти проработки ориентировались на использование термоэмиссионных ЯЭУ в составе транспортно-энергетических модулей, предназначенных для самовыведения КА на высокие орбиты посредством электроракетных двигательных установок.

Сохранив определенную преемственность по отношению к термоэмиссионной ЯЭУ «Топаз» первого поколения, перспективные термоэмиссионные ЯЭУ существенно отличаются уровнем электрической мощности и ресурсом работы [37-39]. Все эти ЯЭУ предусматривают двухрежимную работу, характерную для условий их использования в составе транспортно-энергетических модулей. Кроме того, они отличаются высоким уровнем ядерной и радиационной безопасности, отвечающей современным требованиям к использованию ядерных источников энергии в космическом пространстве.

Наиболее глубоким уровнем проработки характеризуются ЯЭУ типа «Топаз» с базовыми ТРП на промежуточных нейтронах и, в частности, ЯЭУ-50, обладающая наибольшими энергетическими возможностями среди ЯЭУ этого типа.

Основные проектные решения, обеспечивающие увеличение мощности и ресурса ЯЭУ типа «Топаз», включают как увеличение размерности основных агрегатов, так и ряд качественно новых решений [40]:

· увеличение размерности:

Þ использование ТРП большего типоразмера;

Þ увеличение площади теплоотвода ХИ;

Þ увеличение толщины и других размеров РЗ;

· качественно новые решения:

Þ создание наиболее благоприятных условий работы усовершенствованных унифицированных ЭГК в составе ТРП;

Þ создание высокоэффективной цезиевой системы на основе регенеративного генератора пара цезия, обеспечивающей стабильное многолетнее поддержание заданного уровня давления пара цезия в ЭГК при высоком расходе цезия через ТРП и минимальной потере цезия в течение ресурса;

Þ использование системы, обеспечивающей стабильность гидридного замедлителя в течение многолетнего ресурса;

Þ обеспечение высокой эффективности раскладывающегося ХИ за счёт использования в его составе газонаполненных тепловых труб;

Þ модернизация САУ путём введения в её состав бортовой вычислительной машины и реализации высокоэффективного алгоритма управления ЯЭУ с использованием унифицированных двухфункциональных приводов.

Конструктивно-компоновочная схема перспективной ЯЭУ второго поколения определяется двумя факторами: ограниченным пространством, которое она может занимать под обтекателем ракеты-носителя, и ее предельной массой. Эти факторы требуют: применения схемы ЯЭУ, имеющей два положения: стартовое (сложенное) и орбитальное (развернутое) при размещении ХИ в сложенном состоянии в пределах минимально возможного продольного габарита, компактной компоновки ЯЭУ в стартовом положении, отодвижения ЯЭУ от приборного отсека в орбитальном положении на расстояния до 20 м и более для обеспечения приемлемых массовых параметров радиационной защиты при жестких ограничениях по уровню излучений.

Основные параметры ТРП на тепловых нейтронах могут составлять: объем а.з. 0.03…0.08 м³; суммарная эмиссионная площадь 1…2.5 м²; загрузка урана-235 30…50 кг [41,42].

Для достижения минимальной массы радиационной защиты при заданных требованиях к ослаблению излучений ТРП целесообразно применять двухблочную конструкцию РЗ, состоящую из разделенных в пространстве блока только тяжелой и блока только легкой компоненты. При этом блок тяжелой компоненты РЗ размещается в непосредственной близости от заднего торца ТРП и выполняется с радиальным профилированием его толщины [43].

Система теплоотвода может быть одно- и двухконтурной. Необходимая высокая надежность ХИ при длительном ресурсе в условиях метеорного воздействия может быть обеспечена только применением в нем тепловых труб (ТТ). В качестве рабочего тела ТТ используется калий. Основной сборочной единицей ХИ при этом является теплоизлучающая панель. Панель представляет собой коллектор теплоносителя с вваренными в него с двух сторон в однорядном коридорном порядке зонами испарения ТТ с оребрением в зоне конденсации. Коллекторы панелей имеют эффективную противометеорную защиту в виде системы экранов.

Значение отводимой тепловой мощности на форсированном и номинальном режимах может отличаться друг от друга в несколько раз. При этом ХИ для двухрежимной ЯЭУ должен обеспечивать: отвод максимальной тепловой мощности на форсированном режиме при ограничении температуры теплоносителя значением примерно 873 К; температуру теплоносителя при минимальной отводимой тепловой мощности не ниже 750 К для гарантированного отсутствия процесса конденсации пара цезия в трактах его подачи в ТРП.

Наиболее эффективно эти требования могут быть обеспечены применением в ХИ газонаполненных ТТ, в которые, наряду с рабочим телом, заправляется некоторое количество инертного газа, что позволяет автоматически требуемым образом изменять эффективную излучающую площадь ХИ при изменении отводимой тепловой мощности. При этом может быть обеспечено необходимое температурное состояние системы теплоотвода даже при низкой тепловой мощности ТРП.

Удельная масса ЯЭУ с ТРП на промежуточных нейтронах при ресурсе 7 лет изменяется в диапазоне от 50…35 кг/кВт. Напряжение на выходных шинах ЯЭУ во всех случаях составляет 115 В постоянного тока.

Компоновочная схема ЯЭУ, принципы конструкции агрегатов и систем, а также алгоритмы управления ЯЭУ с ТРП на быстрых нейтронах в основном совпадают с описанными выше для ЯЭУ с ТРП на промежуточных нейтронах. Наиболее существенно отличаются конструкции ТРП. Внутри корпуса а.з. ТРП на быстрых нейтронах ЭГК располагаются в гексагональной решетке. ЭГК могут быть объединены в электрогенерирующие пакеты – ЭГП, имеющие внешний корпус и тракты теплоносителя [44]. В системе теплотвода ЯЭУ с литиевым теплоносителем должен предусматриваться вспомогательный пусковой контур с теплоносителем, имеющим низкую температуру замерзания – например, эвтектическим сплавом натрия и калия или тройным эвтектическим сплавом «натрий–калий–цезий». С помощью этого контура осуществляется расплавление литиевого теплоносителя основного контура на начальном этапе пускового режима. Нагрев пускового теплоносителя до температур, превышающих температуру плавления лития (около 460 К), производится в ТРП, работающим на низком стационарном уровне тепловой мощности.