CC BY
67УДК 629.786.2.014.3.001.5:621.039
НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ЗАДЕЛ ПО ЯДЕРНОМУ ЭЛЕКТРОРАКЕТНОМУ МЕЖОРБИТАЛЬНОМУ БУКСИРУ «ГЕРКУЛЕС» © 2013 г. Синявский В.В.
ОАО «Ракетно-космическая корпорация "Энергия" имени С.П. Королёва» (РКК «Энергия») Ул. Ленина, 4А, г. Королёв, Московская область, Россия, 141070, e-mail: post@rsce.ru
Рассмотрены проектные параметры ядерно-энергетической и электроракетной двигательной установок для межорбитального буксира «Геркулес» мощностью 550 кВт. Приведен научно-технический задел по этим установкам, включая создание высокотемпературных материалов и технологий изготовления изделий из них, результаты реакторных испытаний термоэмиссионных сборок и полномасштабного прототипа термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах, испытаний с электронагревом натриевых тепловых труб, электромагнитных насосов и других агрегатов и модуля в целом литий-ниобиевой системы охлаждения, а также магнитоплазмодинамических и холловских электроракетных двигателей.
Ключевые слова: ядерно-энергетическая установка, электро-ракетная двигательная установка, термоэмиссионный реактор-преобразователь, литий-ниобиевая система охлаждения, реакторные испытания электрогенерирующих каналов, тепловая труба, электромагнитный насос, сепаратор радиогенного гелия.
ADVANCED TECHNOLOGY FOR NUCLEAR ELECTRIC PROPULSION ORBITAL TRANSFER VEHICLE HERCULES
Sinyavskiy V.V.
S.P. Korolev Rocket and Space Public Сorporation Energia (RSC Energia) 4A Lenin Street, Korolev, Moscow region, 141070, Russia, e-mail:post@rsce.ru
The paper discusses design variables for the Nuclear Power Unit and Electric Propulsion Systems for the 550 kW orbital transfer vehicle HERCULES. It describes advanced technology developments in the fields of these systems, including development of high-temperature materials and the processes for manufacturing end products out of them, reactor tests of thermal emission assemblies and a full-scale prototype fast-neutron thermionic converter reactor, tests with electrical heating of sodium heat pipes, electromagnetic pumps and other assemblies and the module of the Li-Nb cooling system as a whole, as well as magnetoplasmadynamic and Hall electric propulsion thrusters.
Key words: Nuclear Power Unit, Electric Propulsion Systems, thermionic converter reactor, Li-Nb cooling system, reactor tests of power-generating channels, heat pipe, electromagnetic pump, radiogenic helium separator.
Синявский Виктор Васильевич — дтн, профессор, научный консультант РКК «Энергия», e-mail: viktor.sinyavsky@rsce.ru
SINYAVSKY Victor Vasilievich — Doctor of Science (Engineering), Professor, Scientific consultant at RSC Energia
Исследования по созданию космических электроракетных двигательных установок (ЭРДУ) на основе ядерной энергии были начаты в РКК «Энергия» (тогда ОКБ-1) в конце 50-х годов прошлого столетия при поддержке С.П. Королева одновременно с проведением работ по межпланетным экспедиционным кораблям [1]. В 60-е годы в рамках эскизных проектов сверхтяжелых ракет-носителей (РН) Н1 и Н1М были разработаны проекты ядерной ЭРДУ (ЯЭРДУ) мегаваттной мощности на основе термоэмиссионной ядерно-энергетической установки (ЯЭУ) для энергодвигательного блока (ЭДБ) марсианского экспедиционного комплекса (МЭК) электрической мощностью от 2 200 кВт до 15 МВт (в виде трех блоков по 5 МВт) [1]. В качестве двигателей ЭРДУ рассматривался магнитоплазмодинами-ческий (МПД) двигатель электрической мощностью 500 кВт с рабочим телом - литий [2].
Разработка межорбитального буксира «Геркулес» в составе системы «Энергия-Буран»
С развертыванием работ по системе «Энергия-Буран» проектирование ЯЭУ и ЯЭРДУ выполнялось с учетом использования этой системы в качестве средства выведения на опорную орбиту как специальных космических аппаратов (КА) с ЯЭУ и ЯЭРДУ, так и нового транспортного космического средства в виде межорбитального буксира (МБ). Эти работы с начала 70-х по 80-е гг. выполнялись в рамках государственного заказа НИОКР по ЯЭУ и МБ «Геркулес». Головным разработчиком ЯЭУ и МБ была РКК «Энергия» (тогда ЦКБЭМ, затем НПО «Энергия»), финансирование которого осуществлялось Минобщемаш (сейчас Роскос-мос). Организации Минсредмаш (Росатом) и других отраслей промышленности выполняли работы по техзаданиям (ТЗ) и договорам с РКК «Энергия». Исследования и разработки институтами Академии наук (АН) и вузами выполнялись по ТЗ и договорам с РКК «Энергия», но финансировались АН СССР в рамках фундаментальных и прикладных НИР.
В РКК «Энергия» работы выполнялись в специально созданном тематическом комплексе «Высокотемпературная энергетика и электроракетные двигатели», руководителем которого С.П. Королев назначил своего соратника М.В. Мельникова, в составе проек-тно-конструкторского, материаловедческого и испытательного отделов общей численностью 400-450 человек.
В 1982 и 1987 гг. были разработаны многотомные технические предложения «Ядерный межорбитальный буксир "Геркулес". Ядерная энергетическая установка с термоэмиссионным реактором-преобразователем и электрореактивная двигательная установка». Рассматривались проекты трех модификаций МБ «Геркулес»: одноразовый МБ, многоразовый МБ, транспортно-энергетический модуль (ТЭМ) — для доставки КА на орбиту назначения и последующего длительного питания энергоемкой аппаратуры КА на пониженном уровне мощности.
Основное назначение МБ «Геркулес» — доставка тяжелого КА на исходную орбиту и обеспечение его движения перед выполнением задачи. Рассматривалась возможность вывода в космос как МБ совместно с КА в грузовом транспортном контейнере (ГТК) РН «Энергия», так и с помощью раздельного вывода МБ и КА в грузовом отсеке орбитального корабля (ОК) «Буран» или под обтекателем РН «Протон» (с последующей стыковкой МБ с КА). Предусматривался режим ожидания с выключенной ЯЭУ без ограничения времени и многоразовость пуска, в т. ч. для выполнения маневра фазирования при отмене пуска КА для последующей стыковки с МБ. После окончания функционирования требовалось обеспечить увод МБ (или только ЯЭУ) на орбиту высвечивания для спада накопленной активности реактора.
Общий вид одной из модификаций МБ «Геркулес» приведен на рис. 1, а его основные проектные характеристики следующие:
• электрическая мощность на клеммах ЭРДУ, кВт 550
• удельный импульс ЭРДУ, м/с 30 000
• тяга ЭРДУ, кгс 2,6
• ресурс ЯЭУ и ЭРДУ, ч 16 000
• рабочее тело ЭРДУ ксенон
• масса (сухая) буксира, т 14,5...15,7.
Рис. 1. Внешний вид межорбитального буксира «Геркулес» с продольным вектором тяги
В рамках технических предложений была обоснована возможность совершать взаимное маневрирование автоматических КА и МБ с работающей ЯЭУ не только внутри теневого конуса (без ограничения времени стыковки), но и вне его. Было показано, что на расстоянии 100 м от реактора в течение 1 ч радиационная доза на оборудовании КА не превысит 1% от допустимых значений (по нейтронам 1012 нейтрон/с; по гамма-квантам 106 рад), что не должно приводить к затруднениям при стыковках КА с МБ при работающей ЯЭУ.
В 1986 г. вышло специальное постановление Правительства СССР о масштабном развертывании работ по МБ «Геркулес» с ЯЭРДУ на основе термоэмиссионной ЯЭУ, выполнение которого не смогло быть реализовано в условиях распада Советского Союза.
Работы по термоэмиссионным ЯЭУ в 1990-е и начале 2000-х годов
С начала 90-х годов полномасштабное государственное финансирование работ по ЯЭУ и ЭРДУ МБ «Геркулес» было прекращено. Однако в РКК «Энергия» работы продолжались в рамках небольших НИР Российского космического агентства (сейчас — Роскосмос), а также при поддержке Минатом и Миннауки, но главным образом за счет собственных средств. Последнему способствовали сохранившийся (до 2002 г.) коллектив специалистов, а также наличие значительного задела по высокотемпературным материалам, готовым узлам, агрегатам и модулям ЯЭУ, испытательных стендов в работоспособном состоянии [3]. Финансирование внешних организаций стало невозможным, однако отдельные работы все же выполнялись в рамках научно-технического сотрудничества ряда организаций с РКК «Энергия».
В рамках НИР исследовались задачи определения перспективных областей использования ЯЭУ и ЯЭРДУ [4], увеличения длительности функционирования, поиска путей снижения сроков и стоимости отработки ЯЭУ, а также экспериментального подтверждения основных параметров, стендовой отработки основных узлов, агрегатов и модулей с проведением ресурсных испытаний.
В середине 90-х годов была обоснована возможность при сохранении принципиальных технических решений разработать ЯЭУ как меньшей (150...400 кВт), так и большей
(1...1,5 МВт) электрической мощности. Про-
ектные характеристики ЯЭУ мощностью 150 кВт следующие:
• количество модулей 12;
• электрическая мощность, кВт
— в транспортном режиме 150;
— в режиме энергопитания аппаратуры КА 40.150;
• род тока постоянный;
• напряжение, В 120;
• максимальная температура литиевого теплоносителя, °С 930;
• ресурс, лет не менее 5;
• масса, т 4,5;
• длина, м 8,0;
• максимальный диаметр, м 3,5.
Параметры ядерно-энергетической установки выбраны с учетом доставки КА с ЯЭРДУ на радиационно-безопасную орбиту (РБО) высотой 800 км одним пуском РН класса «Протон» или разрабатываемых «Ангара-5» и «Русь-М». ЯЭУ и ЯЭРДУ такой мощности могут быть эффективно использованы в решении ряда космических задач, включая наблюдение Земли, очистку космоса от «мусора», создание системы защиты Земли от астероидной опасности и др. [4].
Учитывая наличие кооперации организаций, имеющих технологические и испытательные базы, предполагалось, что ЯЭУ электрической мощностью ~ 150 кВт может быть создана, испытана в наземных условиях и поставлена на летно-конструкторс-кие испытания в относительно короткие сроки (в течение 8-10 лет после принятия решения).
Многоразовый МБ с ЯЭРДУ мощностью 1.1,5 МВт мог бы стать высокоэффективным межорбитальным транспортным средством для обеспечения больших грузопотоков при освоении Луны [5], которое по сравнению с разгонными блоками (РБ) на основе жидкостных ракетных двигателей (ЖРД) позволит увеличить массу доставляемого на орбиту Луны неделимого полезного груза (ПГ) в 3-4 раза и снизить удельную стоимость транспортировки в 2-3 раза [6].
Были выполнены проектные оценки ядерно-энергетической установки с повышенными удельными характеристиками мощностью 5. 10 МВт для энергодвигательного блока марсианского экспедиционного комплекса [7] при различных схемах экспедиции на Марс с условием использования в качестве средства выведения РН «Энергия» (табл. 1).
Таблица 1
Характеристики ЯЭУ мощностью 5...10 МВт для энергодвигательного блока марсианского экспедиционного корабля
Характеристика Величина
Индекс — число модулей ТРП-37 ТРП-12 ТРП-19 ТРП-27 ТРП-7
Электрическая мощность, МВт 5 10 5 7,5 5
Выходное напряжение, кВ 0,22 1,3/2 0,22 0,22 1,3/2
Тепловая мощность, МВт 45 73,3 36,7 54,7 36,7
Отбросная мощность, МВт 39,1 62,3 31,2 46,5 31,2
Эффективная площадь ХИ, м2 539,7 863,9 419,5 564,5 419,5
Габариты ЯЭУ в стартовом положении:
- макс. диаметр, м 5,5 5,5 5,5 5,5 5,5
- макс. длина, м 33,8 35 31,5 35 31,2
Габариты ЯЭУ в рабочем положении:
- макс. диаметр, м 10,2 12,7 9,25 10,3 9,2
- макс. длина, м 33,8 43,1 31,5 35 31,2
Ресурс ЯЭУ, лет до 1,5 до 1,5 до 1,5 до 1,5 до 1,5
Масса ЯЭУ, т 42,4 53,3 26,3 40 26,3
Относительная масса ЯЭУ, кг/кВт 8,48 5,3 5,26 5,3 5,26
Примечание: ХИ — холодильник-излучатель; ТРП — термоэмиссионный реактор-преобразователь.
Обоснование выбора
основных технических решений ЯЭУ
мощностью 500 кВт для МБ «Геркулес»
К началу работ по МБ «Геркулес» у коллектива специализированного комплекса РКК «Энергия» был обоснован выбор концепции ЯЭУ так же, как и ЯЭРДУ на основе ЯЭУ.
Результаты сравнительного анализа разработанных ранее проектов ЯЭУ с различными схемами преобразования (паротурбинного, газотурбинного и термоэмиссионного) тепловой энергии в электрическую показали преимущества ЯЭУ с термоэмиссионным реактором-преобразователем (ТРП). Это определило выбор термоэмиссионной ЯЭУ большой мощности в качестве источника электроэнергии для МБ, а также энергоемких КА по следующим причинам [1, 3]:
• простые тепловая и электрическая схемы;
• отсутствие движущихся частей, повышенный уровень надежности;
• отсутствие чувствительности к единичным точечным отказам;
• относительно простой запуск и останов, возможность многократного запуска, отсутствие временных ограничений между повторными запусками;
• более высокая, по сравнению с другими схемами преобразования, температура отвода тепла, не преобразованного в термодинамическом цикле, и, соответственно, существенно более компактный ХИ;
• потенциальные возможности по повышению КПД, удельных энергетических характеристик и нижней температуры термодинамического цикла и, следовательно, снижения удельной массы и габаритов ЯЭУ.
В качестве источника тепла и электроэнергии был выбран ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем, который:
• практически не чувствителен к выбору материалов активной зоны, что обеспечивает высокие плотности электрической мощности и длительный ресурс электрогенерирующих сборок-каналов (ЭГК);
• за счет использования ниобиевого сплава в качестве коллектора ЭГК и конструкционного материала системы охлаждения, температура ХИ может быть выше на 250-300 °С по сравнению с ЯЭУ типа «Топаз» на основе конструкционных жаропрочных сплавов группы железа;
• может иметь отрицательные температурный и мощностной коэффициенты реактивности, что является одним из физических факторов обеспечения ядерной безопасности ЯЭУ.
В качестве теплоносителя был выбран практически не активируемый изотоп литий-7, а в качестве конструкционного материала
реактора и системы охлаждения — разработанный РКК «Энергия» отечественный нио-биевый сплав НбЦУ (ниобий-цирконий-1%-углерод-0,1%) с рабочей температурой более 1 200 °С [8, 9].
Применение ниобия в качестве основного конструкционного материала [8] позволяет создать технологичный и надежный термоэмиссионный ЭГК с пятислойным коллекторным пакетом с низким термическим сопротивлением, а высокая температура плавления ниобия повышает безопасность ЯЭУ при эксплуатации в космосе.
Применение изотопа литий-7 в качестве теплоносителя основной системы охлаждения (ОСО) ЯЭУ имеет следующие преимущества относительно других жидкометаллических теплоносителей [1]:
• высокая объемная теплоемкость лития и низкая упругость пара обеспечивают минимальную массу ОСО и низкие затраты электроэнергии на прокачку теплоносителя, которые на порядок ниже, чем при использовании натрия или эвтектики натрий-калий;
• литий-7 является слабо активирующимся теплоносителем (период полураспада 0,89 с), благодаря чему возможно использование одноконтурной схемы системы охлаждения, что снижает массу ЯЭУ примерно на 20% относительно двухконтурной схемы;
• твердый в исходном состоянии литий делает ЯЭУ более безопасной как на стадии наземной эксплуатации, так и при выведении в космос.
Модульная схема ТРП и системы охлаждения ЯЭУ были предложены РКК «Энергия» в процессе разработки МБ «Геркулес», что было признано рациональным решением проблемы создания мощной ЯЭУ [10]. Составляющие активную зону реактора ЭГК размещаются в герметичных ниобие-вых корпусах (электрогенерирующих пакетах — ЭГП), например, 19 пакетов для ЯЭУ мощностью 300. 500 кВт, каждый из которых имеет независимую литиевую систему охлаждения. Главными преимуществами модульной схемы ЯЭУ являются:
• на стадии создания — возможность полномасштабной отработки энергетической системы ЯЭУ при существующих экономических, производственных условиях и на доступной экспериментальной базе;
• развитие мощностей ЯЭУ до определенного предела может происходить преемственно, путем количественного увеличения числа унифицированных модулей.
Схема модуля на стапеле сборки ЯЭУ приведена на рис. 2.
Эффективность модульной сборки была проверена при реакторных экспериментах, которые показали сокращение времени модульной сборки ТРП примерно на порядок относительно сборки активной зоны из отдельных ЭГК [11].
Рис. 2. Общий вид модуля и схема его монтажа на ЯЭУ:
1 — электрогенерирующий пакет; 2 — электромагнитный насос; 3 — система поддержания давления теплоносителя; 4 — секция холодильника-излучателя; 5 — силовая конструкция ЯЭУ; 6 — радиационная защита
Проектные технические характеристики 10-модульной ЯЭУ (рис. 3) с ТРП на быстрых нейтронах, из 19 ЭГП, следующие:
• генерируемая ТРП электрическая мощность, кВт 630;
• полезная электрическая мощность
- на номинальном режиме, кВт 550;
- в режиме длительного энергоснабжения потребителей, кВт 100.150;
• ресурс на номинальном режиме, ч 16 000;
• ресурс в режиме длительного энергоснабжения, лет до 5;
• длина, м 14,6;
- в т. ч. холодильника-излучателя 8;
• максимальный диаметр, м 3,8;
• поверхность холодильника-излучателя, м2 88;
• полная масса ЯЭУ, кг 6 900;
в т. ч.:
- термоэмиссионный реактор-преобразователь 1 920
- радиационная защита 965
- система охлаждения 1 700
- система электроснабжения 1 390
• удельная масса, кг/кВт 12,55
8 115
14 600
Рис. 3. Общий вид и габаритные размеры ядерно-энергетической установки для межорбитального буксира «Геркулес»:
1 — термоэмиссионный реактор-преобразователь; 2 — теневая радиационная защита; 3 — блок электротехнического оборудования; 4 — холодильник-излучатель на основе тепловых труб
Габариты ЯЭУ выбирались с учетом возможности выведения МБ «Геркулес» на стартовую РБО высотой 500-800 км или в грузовом отсеке ОК «Буран», или посредством РН «Протон». Рассматривался также вариант ЯЭУ, выводимой (в составе: МБ «Геркулес» совместно с тяжелым КА) на рабочую орбиту в ГТК РН «Энергия». В этом случае максимальный диаметр ЯЭУ должен быть 5,5 м.
Результаты экспериментально-испытательных работ по термоэмиссионному реактору
Постановлениями Правительства по разработке МБ «Геркулес» предусматривалось создание экспериментально-испытательных баз, в т. ч. реакторных, а также материаловед-ческие, технологические и экспериментально-испытательные работы по агрегатам, узлам, модулям ЯЭУ и ЭРДУ, их поузловая и поагрегатная отработка с созданием полномасштабного макета модуля системы охлаждения и нейтронно-физического прототипа ТРП.
РКК «Энергия» под экспериментальную базу и испытательные стенды была отдана так называемая «третья территория» [1]. Реакторные испытательные базы создавались в специализированных организациях по техническому заданию (ТЗ) и с непосредственным участием специалистов РКК «Энергия» [12, 13].
Кратко рассмотрим основные и, как правило, уникальные, полученные впервые в отечественной и мировой практике, результаты технологических разработок и экспериментальных исследований и испытаний по программе создания ЯЭУ.
Лабораторные исследования термоэмиссионных преобразователей (ТЭП) как физического прибора проводились многими группами исследователей в разных организациях [14, 15, 16]. РКК «Энергия» в специально созданной лаборатории были выполнены экспериментальные исследования ТЭП, целью которых было обеспечение проектных работ исходными данными, включая зависимость генерируемой плотности электрической мощности w от
температуры эмиттера Тэ и коллектора Тк при принятой в проекте малой (0,25 мм) величине межэлектродного зазора (МЭЗ) электрогене-рирующих элементов (ЭГЭ) (табл. 2).
Таблица 2
Результаты экспериментальных исследований ТЭП с высокой плотностью мощности
Материал эмиттера Тэ, °С МЭЗ, мм w, Вт/см2
Мо, поликристалл 1 800 0,3 10
W (110) 1 750 0,2 20
W(110) 1 750 0,1 25
W (110) 1 900 0,15 36
W(ось(111)) 2 130 0,12 60
W (110) + l% Re 1 850 0,25 28
Была продемонстрирована устойчивая и воспроизводимая работа ТЭП в разрядном режиме при w = 10...20 Вт/см2 и Тк = 1 100...1 300 К [17]. Эти исследования обосновали выбор материала эмиттерной оболочки (монокристаллический вольфрам) ЭГЭ и позволили при проектировании определить оптимальные, с точки зрения минимума массы всей ЯЭУ, среднюю температуру (850 °С) и диапазон подогрева (100.150 °С) теплоносителя в ТРП.
Реакторные испытания многоэлементных термоэмиссионных ЭГК. Наиболее важным и дорогостоящим этапом создания и отработки одного из самых сложных узлов ТРП являются реакторные испытания ЭГК и их элементов и узлов [18, 19]. Эти испытания проводились на реакторах АМ (Государственный научный центр РФ - ФЭИ (ГНЦ РФ - ФЭИ), г. Обнинск) и ВВР-К (Институт ядерной физики Национального ядерного центра Республики Казахстан (ИЯФ НЯЦ РК)). Результаты испытаний более 60 ЭГК позволили [18, 19]:
• обосновать технологическую возможность создания многоэлементного ЭГК с жесткими габаритными ограничениями;
• обосновать возможность получения высоких плотностей мощности (w = 5.10 Вт/см2), в т. ч. при повышенных температурах коллектора (Г = 750.900 °С);
• исследовать ресурсоопределяющие процессы массопереноса диоксида урана в топ-ливно-эмиттерном узле (ТЭУ) ЭГЭ.
Для отработки ЭГК применительно к ТРП на быстрых нейтронах РКК «Энергия» совместно с ИЯФ НЯЦ Казахстана была создана специализированная испытательная база на исследовательском реакторе ВВР-К (г. Алма-Ата) [13]. Реактор был модернизирован, в т. ч. увеличена тепловая мощность (с 2 до 10 МВт), в активной зоне создана центральная ячейка
большого диаметра (144 мм), обеспечена возможность испытаний ЭГК в быстром спектре нейтронов (внутри секционированной камеры, заполняемой поглотителем тепловых нейтронов -гелием-3 [20]) с последующим нейтроногра-фическим контролем испытанного ЭГК [21].
Наиболее важными результатами разработки технологий, создания и реакторных
испытаний ЭГК для ТРП разрабатываемой ЯЭУ являются:
1. Испытания многоэлементных ЭГК с наружным корпусом из ниобиевого сплава, в т. ч. с литиевым подслоем, при рабочих температурах корпуса 700.870 °С и плотности электрической мощности 3,5.6 Вт/см2 с продолжительностью испытаний 1.1,5 года (табл. 3) [19, 22].
Таблица 3
Испытания термоэмиссионных ЭГК на реакторе АМ по программе создания перспективных ТРП на быстрых нейтронах с повышенной плотностью электрической мощности
Индекс испытательного устройства Год проведения испытаний Число ЭГЭ в ЭГК Материал электрода Макс. плотность эл. мощности, Вт/см2 Длит. испытания, ч Прогноз ресурса, лет
Эмиттер Коллектор
КЭТ-49 1976-1978 8 W [111] НбЦУ 3,0-4,0 10 870 —
КЭТ-72 1984-1985 14 W [111] НбЦУ 5,8 (Li) 2 000 —
КЭТ-85 1986-1988 2 х 10 W [111] НбЦУ 3,5 (NaK) 2 370 4
КЭТ-86 1986-1988 2 х 10 W [111] НбЦУ 3,5 (NaK) 1 808 7
КЭТ-87 1991 2 х 10 W [111] НбЦУ 3,5 (NaK) 14 000 5
КЭТ-90 1990-1991 14 W [111] НбЦУ 4,5 (Li) 8 600 >2
Примечания: 2 х 10 — два ЭГК по 10 ЭГЭ в каждом; (ЫаК), (Ы) — испытания проводились в подслое жидкого натрий-калиевого или литиевого теплоносителя.
2. Результаты сравнительных испытаний в ячейке реактора с быстрым спектром нейтронов (в одном петлевом устройстве) четырех восьмиэлементных геометрически профилированных ЭГК с разными схемно-конструкци-онными решениями ТЭУ [23]. На рис. 4 приведены конструкции ЭГЭ, а на рис. 5 — нейт-ронографические снимки ЭГЭ испытанных ЭГК.
3. Требуемым условиям обеспечения ресурса в 5-7 лет (и более) удовлетворяет лишь предложенная и обоснованная РКК «Энергия» схема ЭГЭ с газоотводным устройством (ГОУ) в виде трубочки с жиклером. Для этой схемы показано образование центральной газовой поры, внутри которой располагается жиклер, свободный от конденсата топлива.
Рис. 4. Принципиальная схема четырех испытанных ЭГК с разными топливно-эмиттерными узлами: 1...8 — топливно-эмиттер-ный узел; 9 — оболочка корпуса; 10 — коллекторная изоляция; 11 — металло-керамический узел; 12 — токовывод; 13 — коммутационная перемычка; 14 — коллектор; 15 — дистанционатор; 16 — топливная таблетка; 17 — газоотводное устройство (ГОУ); 18 — экран; 19 — вольфрамовые диски; 20 — торцевая крышка; 21 — клапанное ГОУ; 22 — экраны лабиринтного ГОУ Примечание: объемная доля диоксида урана в ТЭУ — 75-80%.
а)
б)
Рис. 5. Нейтронограммы электрогенерирующих элементов, испытанных в реакторе четырех ЭГК: а — двух верхних ЭГЭ; б — двух центральных ЭГЭ
4. Важными являются результаты создания (совместно с Сухумским физико-техническим институтом — СФТИ) и испытаний ЭГК, отличающегося от штатного практически лишь длиной и числом ЭГЭ в ЭГК ^ЭГЭ [24]. В табл. 4 приведены проектные параметры ЭГК для ТРП на быстрых нейтронах мощностью 500 кВт и результаты реакторных испытаний в быстром спектре нейтронов трех идентичных ЭГК.
Таблица 4
Проектные параметры ЭГК для термоэмиссионного реактора-преобразователя мощностью 500 кВт и характеристики трех испытанных ЭГК
Параметры Проект ТРП Индекс испытанного ЭГК
510А1 510А2 510А3
N ЭГЭ 18.26 5 5 5
Материалы:
- эмиттера W(110) W(110) W(110) W(110)
- сердечника ио2 ио2 ио2 ио2
- коллектора № № № №
- изоляции М20з А1А А1А А1А
-дистанцио-натора 8с20з 5сА 5сА
- корпуса № № № №
Диаметр, мм:
- эмиттера 10 10 10 10
- сердечника 9 9 9 9
- ЭГК 12,4 12,4 12,6 13,5
МЭЗ, мм 0,25 0,3 0,3 0,3
Толщина, мм:
- коллектора 0,4 0,4 0,4 0,4
- изоляции 0,25 0,25 0,25 0,25
Длина ЭГЭ, мм 25.60 33 33 33
Расстояние между центрами ЭГЭ, мм 35.70 40 40 40
Расстояние между ЭГЭ, мм 10 10 10 10
Длина ГОУ, мм 15.30 15,2 15,2 15,2
Сечение жиклера ГОУ, мм2 — 0,01 0,004.0,016 0,15.0,018
5. Для проектов ЯЭУ мегаваттной мощности прошли реакторные испытания ЭГК с т = 10.14 Вт/см2 при КПД до 14%. При максимальных значениях Т 1 680 °С и 1 790 °С
э
получены т = 7,75 и 9,0 Вт/см2 при КПД 9,5 и 11,5% соответственно. Это достаточно высокие значения мощности при допустимых для обеспечения длительного ресурса температурах.
6. Комплексные исследования и испытания показали наличие материалов и обосновали технологическую возможность создания ТРП на быстрых нейтронах с электрической мощностью от нескольких сот киловатт до мегаватта при средней плотности электрической мощности 3.5 Вт/см2 с КПД до 10%, а при 5.10 Вт/см2 — с 10.14%. Экспериментально подтвержден заданный в ТЗ на МБ «Геркулес»
ресурс в два года и прогнозируемым по этим испытаниям ресурс в пять лет.
Создание и исследование полномасштабных нейтронно-физических прототипов ТРП на быстрых нейтронах. На созданном ГНЦ РФ - ФЭИ с участием РКК «Энергия» исследовательском реакторе нулевой мощности ФС-1, в составе восьми испытанных реакторов с объемом активной зоны до 200 л, экспериментально обоснованы нейтронно-физические характеристики ТРП на быстрых нейтронах модульной конструкции [25, 26]. Первые реакторы (1970-1982 гг.) были исследовательскими и предназначались для изучения процессов в ТРП, обоснования выбора материалов и конструкций основных узлов и т.п. Последние три испытанных реактора с 19, 31, 37 моделями ЭГП полностью имитировали геометрию (диаметр и высоту активной зоны — АЗ), состав делящихся и конструкционных материалов, а также модульную структуру ТРП (рис. 6).
Рис. 6. Полномасштабный нейтронно-физический прототип термоэмиссионного реактора-преобразователя (реактор нулевой мощности): 1 — активная зона; 2 — модель ЭГП с 36 моделями ЭГК; 3 — боковой отражатель; 4 — поворотный цилиндр системы управления и защиты реактора
В табл. 5 приведены основные характеристики испытанных прототипов ТРП как модульной, так и моноблочной конструкций.
Результаты реакторных исследований способов выравнивания распределения энерго-
выделения по радиусу АЗ ТРП приведены на рис. 7, а распределение энерговыделения по высоте АЗ — на рис. 8 [26].
Таблица 5
Параметры испытанных прототипов термоэмиссионного реактора-преобразователя
Основные параметры Реакторные сборки
ФС-1-4.19 ФС-1-4.31 ФС-1-4.37 ФС-1-5.105
Год начала испытаний 1985 1989 1990 1992
Радиус АЗ КАЗ, мм 195,7 248,5 271,5 194,5
Высота АЗ, мм 815 ± 5 815 ± 5 815 ± 5 815 ± 5
Объем АМ, л 98,7 158,0 189,0 82...98
Толщина бокового отражателя, Дотр мм 137,3 175,0 150,0 150,0
Толщина торцевого отражателя, мм 154,5 154,5 154,5 154,5
Высота бокового отражателя, мм 1 172 1 172 1 172 1 172
Число модулей, шт. 19 31 37 —
Загрузка ура-на-235, кг 216,3 257,4 315,5 201.215
Рис. 7. Радиальные распределения энерговыделения в реакторных сборках ФС-1-2А, моделирующих варианты ТРП на быстрых нейтронах, при наличии (с ДЭ) или отсутствии (без ДЭ) делящегося экрана: 1 — без ДЭ, А
ДЭ, Л
10, RA3 = 19; 3 — без ДЭ, Л
- 23; 5 — без ДЭ, Л„,
6TR
10, R
10, RA3 = 19; 2 — с
АЗ
23; 4 — с ДЭ,
АЗ
- 27; 6 — с ДЭ, Л
АЗ
9 — с ДЭ, Л
14, R
АЗ
19;
А =70, -
отр ' АЗ
= 19; 7 — с ДЭ, А -
отр
14, КАЗ'
отр ' АЗ
Примечание: Дотр — толщина бокового отражателя, см; ЕАЗ — радиус активной зоны, см; значки — экспериментальные точки.
6, RA3 = 19; 8 — без ДЭ, Лот 19
о
0 6 | ..... .
О 10 20 30 40 50 60 Высота активной зоны, см
Рис. 8. Распределение энерговыделения по высоте ЭГК в реакторной сборке ФС-1-2, моделирующей ТРП на быстрых нейтронах: 1 — в центре активной зоны; 2 — на периферии активной зоны
Примечание: значки — экспериментальные точки.
Важными результатами этих исследований является верификация созданных математических моделей расчета ТРП.
Экспериментальное обоснование ядерной безопасности реактора ЯЭУ. Обеспечение ядерной безопасности (ЯБ) — одно из принципиальных условий возможности создания космических ЯЭУ [27]. В реакторных экспериментах продемонстрировано [28], что на всех этапах модульной сборки ТРП остается в безопасном подкритическом состоянии (эффективный коэффициент размножения нейтронов ^ < 0,99), и выполняются все требования основных нормативных документов, регламентирующих обеспечение ЯБ ТРП и ЯЭУ в целом. Эффективность системы из 12-ти рабочих органов (РО) системы управления и защиты (СУЗ) является значительной по величине (более 10%). Введение 12-ти РО в реактор переводит его в глубоко подкритическое состояние (^ < 0,9). Внешнее окружение бокового отражателя слоем воды (имитация аварии с РН или РБ при выведении в космос и падения ТРП в воду) приводит к увеличению исходного значения однако реактор остается в глубоко подкритическом состоянии (^ < 0,93). Во всем диапазоне изменений kэф реактора от 1,00 (критическое состояние) до 0 (полностью разгруженная реакторная сборка) наблюдается хорошее согласие измеренных и полученных в расчете значений kэф. Эксперимент показал, что сборка ТРП из отдельных модулей полностью соответствует действующим нормативным документам по обеспечению ядерной и радиационной безопасности [28].
Результаты экспериментально-испытательных работ по агрегатам и модулям литиевой системы охлаждения ЯЭУ
Создание и испытания литий-ниобие-вых контуров высокотемпературной
системы охлаждения ЯЭУ. Для отработки литий-ниобиевой технологии в РКК «Энергия» было создано и испытано 20 материало-ведческих и конструкторско-технологических литиевых контуров с рабочей температурой 800.1 030 °С. Максимальная наработка одного контура с секцией ХИ с натрий-ниобиевы-ми тепловыми трубами (ТТ) длиной 4 000 мм составила 23 000 ч [29], что позволяет прогнозировать успешную работу литий-ниобиевых систем охлаждения на существенно более длительное время работы (10 лет и более), а при использовании специально разработанных для этих целей защитных покрытий — более 15 лет.
В составе литий-ниобиевых контуров был испытан ряд стендовых образцов системы охлаждения ЯЭУ, включая полноразмерные имитаторы ЭГП (модули) ТРП различной конструкции [30], натрий-ниобиевые ТТ длиной от 1 800 до 4 000 мм и секции ХИ из них [31], электромагнитные насосы (ЭМН) [32], датчики для измерения температуры, давления и расхода жидкого лития [33], компенсационные и заправочно-сливные емкости, трубопроводы. Исследовались пусковые режимы и характеристики в процессе разогрева и плавления лития в агрегатах и коммуникациях контуров [34]. В реакторных экспериментах были подтверждены радиационно-механическая прочность и ползучесть НбЦУ при интегральной дозе облучения нейтронами до 2-1023 нейтрон/см2; коррозионная стойкость в литии; свариваемость, паяемость и требуемые свойства таких соединений; обрабатываемость (резание, гибка, штамповка).
Испытания контуров подтвердили основные проектно-конструкторские и технологические решения по всем агрегатам системы охлаждения ЯЭУ [35].
Создание и отработка ТТ холодильника-излучателя ЯЭУ. Холодильник-излучатель основной системы охлаждения ЯЭУ выполняется из ТТ с натрием в качестве рабочего тела при рабочих температурах 850.950 °С. РКК «Энергия» были созданы теория и методы расчета, разработаны конструкции и технологии изготовления основных компонентов (корпусов, капиллярной структуры (КС), присоединительных элементов и др.), разработаны технологии и создано соответствующее оборудование для вакуумной подготовки, заправки и герметизации рабочего пространства [29]. Исследования ТТ с различными КС показали, что для высокотемпературных ХИ наилучшими свойствами обладает ТТ с КС в виде перфорированного экрана (ПЭ) с оптимальным размером отверстий d. Были разработаны и испытаны ТТ с КС, ориентированными на достижение максимальных значений теплопереноса (полной переносимой
тепловой мощности 0 и удельной мощности на единицу поперечного сечения при рабочих температурах ТТТ. В таких ТТ капиллярный напор АР может создаваться как отверстиями в экране
АР = 4с/й, (1)
так и зазором 5 между внутренней стенкой и экраном
АР = 2с/5, (2)
где с — коэффициент поверхностного натяжения рабочего тела ТТ.
В составе контура (с литиевым обогревом зоны испарения) была испытана серия ТТ длиной 4 000 мм и переносимой одной ТТ тепловой мощностью до 60 кВт. Заключительным этапом было освоение мелкосерийного производства изготовленных из НбЦУ натриевых ТТ для комплектации экспериментальных секций ХИ. При этом в качестве главного требования выступала надежность (устойчивость) эксплуатационных состояний ТТ.
Прошла ресурсные испытания в составе литиевого контура секция ХИ из 14 ТТ с плановой наработкой 10 750 ч при температуре греющего лития 850.950 °С [31]. Всего было создано, исследовано или испытано более 200 ТТ различных типоразмеров с диаметром 0ТТ от 28 до 48 мм и длиной 1ТТ до 8 м. Достигнутые показатели качества созданных ТТ приведены в табл. 6.
Таблица 6
Результаты испытаний тепловых труб холодильника-излучателя (материал — НбЦУ, теплоноситель — натрий)
мм 1тт м КС, мкм Показатели качества
Т_, °С Яш* кВт Вт/см2 Время испытаний, ч Число ТТ
28 1,8 Сетка, 300 700 3,2 50 1 800 2
18 0,7 ПЭ, 400.600 850.950 1,95 35 10 700 25
12 0,7 ПЭ, 370 1 275 4,15 175 — 2
48 1,8 ПЭ, 80.170 950 19 50 6 500 10
48 4,0 ПЭ, 50.60 1 000 50 66 — 3
48 0,96 ПЭ, 100 1 200 27 72 — 8
48 4,0 ПЭ, 50.60 860 39 52 10 240 3
28 2,0 ПЭ, 150 930 8,3 52 7 700 54
28 2,0 Два слоя ПЭ, 150 930 8,3 — 3
28 1,01,5 1 050 9,1 57 —
На рис. 9 приведены теоретические ограничения переносимой 0 в соответствии с (1) и (2), а также результаты испытаний одиночной ТТ и такой же ТТ в составе секции ХИ (с учетом переизлучения соседних ТТ), причем ограничения 0 при испытаниях были связаны с возможностью сброса тепла излучением с зоны конденсации ТТ (0 - Т4).
Рис. 9. Сравнение теории (1,3) и результатов испытаний (2, 4) тепловых труб с двухслойным перфорированным экраном в зоне испарения: 1 — ограничение по (1); 2 — индивидуальные испытания ТТ (0 = Т4); 3 — ограничение по (2); 4 — испытание ТТ в составе секции ХИ в контуре (0 = Т4 ) Примечание: значки — экспериментальные точки.
Имеющийся опыт создания и экспериментальной отработки натриевых ТТ длиной 4 000 мм позволили обосновать возможность создания крупногабаритных натриевых ТТ диаметром до 150 мм и длиной до 20 м, обеспечивающих теплоперенос при температуре 930 °С в сотни киловатт (для ЯЭУ мегаватт-ного класса применительно к ЯЭРДУ МЭК). Создание крупногабаритных ТТ возможно только с функционально разделенной КС, обеспечивающей высокий капиллярный напор с одновременным низким гидравлическим сопротивлением переносу жидкой фазы теплоносителя из зоны конденсации в зону испарения. Этим требованиям отвечает мелкопористая КС внутренней поверхности корпуса ТТ и гидравлически соединенные с ней артерии (рис. 10).
Рис. 10. Поперечное сечение крупногабаритной артериальной тепловой трубы
Эффективность артериальной ТТ относительно классической определяется выражением [36]:
2ар
Окл 32
1 + ДГ(
т
где Q и Q — полная переносимая тепловая
^ ^арт ^-кл 1
мощность артериальной и классической ТТ соответственно; d — эквивалентный гидравлический диаметр канала жидкости или пара; N — количество артерий; D — диаметр парового канала. Такие крупногабаритные ТТ обеспечивают приемлемые массогабаритные характеристики ЯЭУ мегаваттного класса.
Разработка и испытания сепаратора радиогенного гелия. При течении литиевого теплоносителя в реакторе под воздействием нейтронов образуется гелий (а также неопасные растворяющиеся в литии водород и тритий). Гелий слабо растворяется в литии, и в циркуляционном контуре может происходить самопроизвольное выделение компактной фазы гелия, например, в виде газовых пузырей. Локализуясь на поверхности теплообмена и на всасывающей линии электромагнитного насоса (ЭМН), они способны нарушить работоспособность системы охлаждения. Поэтому в составе литиевого контура ЯЭУ необходим сепаратор радиогенного гелия, способный работать в условиях невесомости.
РКК «Энергия» в 90-е годы был предложен и отработан новый тип сепаратора — капиллярный [37, 38], в котором выделение гелия в газовую полость осуществляется путем диффузии из раствора гелия в литии (рис. 11).
Рис. 11. Капиллярный сепаратор гелия из литиевого теплоносителя: 1 — корпус; 2 — капиллярный затвор (рулон перфорированной фольги); 3 — капиллярная структура; 4 — газовая полость, заполненная смесью аргона (газ наддува) и отсепарированного гелия; 5 — капиллярный аккумулятор теплового расширения; 6 — трубка системы подачи аргона (в эксперименте использовалась для отбора проб газа); 7 — металловойлочный капиллярный затвор; 8 — выходной патрубок лития; 9 — входной патрубок лития
Принцип действия сепаратора основан на использовании специальной КС, характерные размеры которой определяют малую длину диффузии атомов гелия в литии
и малую постоянную времени выделения гелия из раствора гелия в литии [38].
Отработка сепаратора проводилась в составе литиевого контура (рис. 12). Пересыщенный раствор гелия в литии приготавливался путем циркуляции части расхода лития через сатуратор. Сепаратор на байпасной линии основного ЭМН испытывался при температуре 930 °С. Показано, что из пересыщенного раствора гелия в литии происходит выделение гелия в газовую фазу в результате концентрационной диффузии, минуя образование фазы микропузырьков.
Рис. 12. Схема эксперимента на макете модуля ЯЭУ по выделению гелия из литиевого теплоносителя: 1 — макет ЭГП (с электронагревом); 2 — нагнетатель сатуратора в виде двухка-нального ЭМН со встречным направлением пондеромоторной силы в каналах; 3 — сатуратор; 4 — ввод гелия; 5 — основной циркуляционный контур лития модуля; 6 — компенсатор; 7 — индикатор выделения гелия; 8 — измерительный накопитель аргон-гелиевой смеси; 9 — датчик давления; 10 — основной ЭМН; 11 — экспериментальный сепаратор гелия; 12 — электромагнитный дроссель (регулятор расхода лития через сепаратор); 13 — ТТ холодильника-излучателя модуля; 14 — теплообменный участок ТТ; 15 — датчик расхода теплоносителя
Разработанный капиллярный сепаратор в дальнейшем был дополнен капиллярным компенсатором расширения объема теплоносителя и стал сепаратором-компенсатором [39].
Разработка и испытания высокотемпературных электромагнитных насосов для перекачки литиевого теплоносителя. В результате комплексного решения проблем надежности, обеспечения силовым электропитанием и необходимости регулирования гидравлических параметров в системе теплоот-вода ЯЭУ был выбран оптимальный вариант — индукционный ЭМН переменного тока с линейным плоским рабочим каналом [32]. Наиболее сложной проблемой при разработке ЭМН было требование обеспечения перекачивания лития при температурах 830.1 000 °С в рабочем канале насоса.
В 1980-1999 гг. были изготовлены и испытаны в составе литиевых контуров 12 однотипных ЭМН, являющихся стендовым прототипом штатного ЭМН модуля ЯЭУ (рис. 13). Канал был изготовлен из НбЦУ, короткозамкнутые
шины — из молибдена. Базовыми материалами при изготовлении индукторной части послужили созданные по заказу РКК «Энергия» маг-нитомягкий материал, имеющий точку Кюри свыше 850 °С; обмоточный провод, стабильно работающий при 600 °С с возможностью перегрева до 700 °С; комплекс изоляционных и компаундированных материалов для пропитки катушек, изоляции пазов и компаундирования поверхности индукторов на рабочие температуры до 700 °С [32].
Рис. 13. Стендовый прототип электромагнитного насоса модуля ядерно-энергетической установки. Результаты испытаний: количество испытанных ЭМН — 12; температура перекачиваемого лития — 830...850 оС; частота тока — 400Гц; максимальный ресурс испытаний одного ЭМН — 17 000 ч
Большой объем работ был выполнен и по другим типам ЭМН, в частности, по многоканальному блоку ЭМН с одной общей магнитной системой [29]. Насос представлял собой торообразную конструкцию, где расположены 12 рабочих каналов литий-ниобиевых контуров системы охлаждения двенадцатимодуль-ной ЯЭУ (рис. 14).
Рис. 14. Многоканальный электромагнитный насос в составе экспериментального контура. Результаты испытаний: при моделировании отказов (отключении питания в 2-3 ЭМН из 12) обеспечивалась перекачка лития во всех контурах при пониженных расходах
Создание и испытания теплотехнического макета (ТТМ) модуля ЯЭУ. Особое значение имеют выполненные в 1994-1997 гг. испытания ТТМ — прототипа модуля литий-ниобиевой системы охлаждения (1/19 части ЯЭУ мощностью 500 кВт) с изготовленным в ГНЦ РФ-ФЭИ из НбЦУ полномасштабным макетом ЭГП с 36 электронагревателями, имитирующими тепловыделение в термоэмиссионных ЭГК [30], при полной комплектации агрегатов [29]. Конструкция ЭГП (модуля ТРП) приведена на рис. 15, а фотографии изготовленных ТТМ — на рис.16.
1500
Рис. 15. Конструкция электрогенерирующего пакета (ЭГП) термоэмиссионного реактора-преобразователя: 1 — литиевая ТТ пусковой системы; 2 — ЭГК; 3 — ЭГП; 4 — корпус ЭГП; 5 — камера коммутационная; 6 — токовывод
л
a) б)
Рис. 16. Полномасштабный теплотехнический макет элек-трогенерирующего пакета (модуля термоэмиссионного реактора-преобразователя): а — с 36 моделями ЭГК; б — макет в устройстве для испытаний с электронагревом Примечание: Технологии: материал корпуса — НбЦУ; коллекторного пакета — КЬ-Л1203-КЬ; размер под ключ 114 мм; длина активной части 815 мм. Результаты испытаний: многократные циклы плавление-замерзание лития; завершение плавления за время менее 3 ч; максимальная температура лития 930 оС; ресурс испытаний 8 860 ч; прогнозируемый ресурс — более 10 лет.
Испытания ТТМ в РКК «Энергия» проводились в высоковакуумной горизонтально
расположенной цилиндрическом камере с внутренним диаметром 1 900 мм и длиной 4 000 мм. Система вакуумной откачки позволяла получить остаточное давление в камере после обез-гаживания объекта испытаний и внутренних поверхностей камеры 540-6...540-7 мм рт. ст.
ТТМ прошел испытания в РКК «Энергия» в составе литиевого контура с пусковой системой, сатуратором и сепаратором гелия (см. рис. 12). Одной из задач отработки ТТМ являлось исследование температурного состояния ЭГП в процессе запуска (плавления лития в полостях ЭГП) и на номинальных режимах работы. При выводе модуля на номинальную мощность неизотермичность в верхнем и среднем сечениях составляла 35...40 °С, а по высоте достигала 300 °С (рис. 17).
Рис. 17. Температурные поля в теплотехническом макете ЭГП при запуске: T , T , T — показания термопар ввер-
* ^ верх низ сер ^ ^ ^
ху, внизу и в середине пакета; NnT — генерируемая электронагревателями тепловая мощность ТТМ
После испытаний ТТМ был препарирован с проведением металлографического анализа, причем исследования проводились параллельно РКК «Энергия» и ГНЦ РФ — ФЭИ. Лишь в одном месте пакета, а именно там, где при изготовлении была обнаружена течь с последующими сварными ремонтными работами уже полностью собранного ТТМ, остаточный ресурс составил 10 лет, во всех остальных местах ресурсные изменения не превысили допусков исходного материала (НбЦУ).
ТТМ был произведен в заводских условиях (опытном цехе ГНЦ РФ - ФЭИ) с изготовлением деталей на стандартном металлорежущем оборудовании. Тем самым было подтверждено, что выпускаемый (в 80-е годы) сортамент труб
и прутков позволял изготовить все детали ЯЭУ модульной компоновки с использованием в качестве конструкционного материала ниобиево-го сплава НбЦУ.
Разработка и испытания системы многократного цикла плавление-замерзание лития с легкоплавким Na-K-Cs-теплоносителем (с температурой плавления -80 °С). ТТМ с пусковым контуром, встроенным внутрь литиевого контура, и подводом тепла к Na-K-Cs-теплоносителю в ТТМ прошел испытания в РКК «Энергия» с многократными циклами плавления-замораживания лития в магистральных трубопроводах, подтвердив эффективность такой схемы запуска ЯЭУ [40]. На рис. 18 показано расположение трубопровода пусковой системы (ПС) в магистральном трубопроводе и коллекторе (теплообменнике) тепловой трубы ХИ, а на рис. 19 представлены температурные поля вдоль контура в процессе запуска.
Рис. 18. Расположение трубопроводов в испытанной пусковой системе (ПС): а — трубопровод ПС внутри магистрального трубопровода: 1 — трубопровод ПС; 2 — трубопровод основной системы охлаждения; 3 — участок расплавленного теплоносителя; 4 — участок нерасплавленного теплоносителя; б — трубопровод ПС внутри коллектора тепловой трубы холодильника-излучателя
Рис. 19. Температурные поля по длине литиевого контура в процессе разогрева и плавления в нем литиевого теплоносителя: время (ч) и подводимая тепловая мощность (кВт):
1 — 0 и 0,7; 2 — 1 и 0,7; 3 — 2 и 3; 4 — 3 и 3,3; 5 — 4 и 3,3
Пусковая система на основе тепловых труб. Отработанная ПС с Ка-К-Сз-
теплоносителем не устраивала разработчиков, так как требовала для перекачивания теплоносителя специального ЭМН и дополнительных источников электроэнергии. РКК «Энергия» был предложен способ расплавления лития без затрат электроэнергии — за счет тепла реактора, переносимого из АЗ с помощью литиевой ТТ. Были разработаны, изготовлены и в 1997-98 гг. в условиях, моделирующих штатные условия эксплуатации, автономно испытаны длинномерные (более 3 м) литиевые ТТ из сплава НбЦУ в прямолинейном и криволинейном (два гиба под углом 90°) исполнениях для системы расплавления лития и многократного запуска и останова ЯЭУ [40]. ТТ обеспечивала фронтальное плавление лития в трубопроводах (рис. 20).
Рис. 20. Температурные поля по длине литиевой тепловой трубы длиной 3 300 мм в гнутом состоянии в зависимости от подводимой к ней тепловой мощности, кВт: 1, 2 — 0,4; 3 — 0,48; 4 — 0,71; 5 — 0,89; 6, 7 — 1,17; 8 — 1,75; 9, 10, 11, 12 — 2,34
В качестве оптимальной пусковой системы для космической ЯЭУ рекомендуется ПС на основе длинномерных ТТ с литием, зона испарения которых располагается в активной зоне ТРП, а зона конденсации проложена вдоль магистральных трубопроводов основной системы охлаждения.
Разработка и испытания высокотемпературного электротехнического оборудования ЯЭУ
Повышающий трансформатор. ТРП является низковольтным источником тока (125 В), а основной потребитель МБ «Геркулес» — ЭРДУ (при использовании ЭРД типа двигателя с анодным слоем (ДАС)) — требует напряжения до нескольких киловольт. Поэтому в ЯЭУ предусмотрена система преобразования тока с трансформатором, который, как и все оборудование ЯЭУ, должен быть высокотемпературным. Был разработан, изготовлен и испытан стендовый прототип повышающего трансформатора (рис. 21).
Рис. 21. Стендовый прототип высокотемпературного трансформатора. Параметры: магнитный материал — кобальтовый сплав; проводниковый материал — композит (внутриокисленная медь); рабочая температура 800 ° С; масса — 23,1 кг, габарит — 250 мм. Результаты испытаний: напряжение: 120/3 000 В; рабочая температура — до 800 °С; передаваемая электрическая мощность при частоте 1 000 Гц — до 30 кВт, при 3 000 Гц — до 90 кВт
Кроме трансформатора были созданы и испытаны плазменные ключевые элементы и выпрямители, работающие при оптимальных температурах порядка 600 °С [41, 42].
Короткозамыкатель. Для ТРП опасным является разрыв цепи вследствие существенного повышения температуры эмиттера ЭГК при отсутствии электронного охлаждения. Поэтому в электрической схеме ЯЭУ предусмотрен короткозамыкатель (КЗ), обеспечивающий защиту реактора, который также необходим в процессе пуска при заполнении модулей ТРП паром цезия. Были разработаны несколько экспериментальных конструкций КЗ. Проектные параметры для одного из них: контактная пара — композит вольфрам-олово; рабочая температура — 600.700 °С; масса 19,1 кг; удельная масса системы — 4-5 кг/кА; габариты — 280х260 мм. Результаты испытаний: ток — 8 кА; время срабатывания — 0,16 с; число циклов — 380; потери напряжения — 0,1 мВ (0,5 Вт).
О возможности создания термоэмиссионной ЯЭУ с ресурсом 10...15 лет
Результаты технологических, экспериментальных и испытательных работ по термоэмиссионной ЯЭУ, выполненные к концу 80-х годов, обосновали возможность создания ЯЭУ мощностью 500.1 000 кВт с ресурсом 3.5 лет. Критическим звеном с точки зрения ресурса было создание термоэмиссионного ЭГК, причем одним из основных ресурсоопределяющих процессов было распухание топлива (диоксида урана) с последующей деформацией эмиттерной оболочки. РКК «Энергия» обеспечение ресурса при повышенных плотностях мощности достигалось следующими принципиальными техническими решениями, обоснованными при реакторных испытаниях ЭГК:
• организованным выводом газообразных продуктов деления из ТЭУ через ГОУ в виде трубочки с жиклером;
• обеспечением объемной доли оксида урана в сердечнике менее 70%, что при Г 1 700.1 750 °С обеспечивало распухание топлива в направлении внутренней части центральной газовой поры сердечника и, соответственно, замедление деформации эмит-терной оболочки.
Для таких ЭГК с помощью моделей, верифицированных на основе нейтронографических исследований испытанных ЭГК, прогнозировался ресурс не менее 5 лет. Для дальнейшего увеличения ресурса ЭГК необходимо было снизить скорость ползучести материала эмит-терной оболочки. Эта задача была решена за последние 20-25 лет в НИИ НПО «Луч» ГК «Росатом», где была создана технология легирования монокристалла вольфрама ниобием со снижением скорости ползучести полученного монокристаллического сплава вольфрама относительно монокристалла вольфрама на 4-5 порядков. Это позволяет существенно увеличить ресурс ЭГК. На рис. 22 приведены расчетные ресурсно-энергетические характеристики разработанного в НИИ НПО «Луч» ЭГК с эмиттером из монокристалла вольфрама (W ), использованном в 1980-е годы
v моно'7
при испытаниях ЭГК, а также с эмиттером из созданных сплавов W-Nb с различной степенью упрочнения (массовой долей легирования вольфрама ниобием) — с 0,75% Nb (разработка 2000 г.) и с 1% Nb (разработка 2009 г.).
Видно, что уже при массовой доле Nb в сплаве порядка 1% достигается ресурс более 10 лет.
Использование такого сплава позволяет полностью снять проблему деформации эмит-терной оболочки за счет газового распухания
топливного сердечника, т.е. обеспечить по этому фактору ресурс в 10-15 лет и, возможно, более.
ь ш
ч
и.
ps
0,1
W+lSSNb
W + 0,75% Nb =
-W,
2009 r. 200t) r.
1980 r.
400 600 800 1 000 1 200 1 400 Электрическая мощность ЭГК, Вт
_i_i_i_i_L
2,2 3.1 3,9 4.7 5,3 Плотностьзлектричоекои мощности
_|_|_t_I_L
1 530 1580 1 680 1 790 1 840 Температура эмиттера. "С
Рис. 22. Прогнозируемое значение ресурса электрогенери-рующего канала термоэмиссионного реактора-преобразователя
Применительно к ресурсу в 10-15 лет необходимо в коллекторном пакете Nb-Al2O3-Nb-Al2O3-Nb заменить Al2O3 на Y2O3. Для компенсации избыточного исходного запаса реактивности реактора необходимо будет ввести в состав материалов АЗ так называемые выгорающие поглотители нейтронов, эффективность применения которых была обоснована в процессе испытаний нейтронно-физи-ческого прототипа ТРП. Повышение эффективности органов регулирования может быть достигнуто за счет введения уже в активную зону дополнительных органов регулирования аналогично введению испытанных стержней безопасности.
Повышение ЯБ ТРП на быстрых нейтронах при авариях РН с попаданием реактора любого объема в водородосодержащую среду (вода, водородное топливо) обеспечивается пассивными средствами в виде введенных в материалы активной зоны резонансных поглотителей нейтронов (гафний, рений, гадолиний, эрбий), эффективность использования которых проверена экспериментально.
Работы по электроракетной двигательной установке
Выполненные к началу 1960-х годов про-ектно-баллистические исследования показали
перспективность разработки ЯЭРДУ мега-ваттной мощности для межпланетных перелетов в связи с их высокой экономичностью [1]. В РКК «Энергия» выбор был сделан в пользу магнитоплазмодинамического электроракетного двигателя с собственным магнитным полем электрической мощностью 0,5.1,0 МВт. К его достоинствам, помимо высокой плотности тяги, можно отнести большую электрическую мощность единичного ЭРД в сочетании с высокими значениями удельного импульса и КПД при возможности непосредственной стыковки (без преобразователя напряжения) с термоэмиссионной ЯЭУ. Такой ЭРД был создан и испытан [2] (рис. 23). Следует подчеркнуть, что до сих пор еще никто не превзошел достижений РКК «Энергия» ни по мощности МПД двигателя при длительной работе на стационарном режиме, ни по полученным характеристикам, ни по ресурсу.
Рис. 23. Магнитоплазмодинамический электроракетный двигатель в вакуумной камере. Результаты испытаний: подводимая электрическая мощность 500 кВт; рабочее тело — литий; удельный импульс 55 км/с; КПД 0,55; ресурс — почти 500 ч (прекращение испытаний из-за отказа стенда)
Однако МПД двигатель имеет высокие характеристики лишь при большой единичной мощности. Поэтому в технических предложениях для ЭРДУ МБ «Геркулес» было признано целесообразным использовать холлов-ский двигатель типа ДАС [43].
Основным преимуществом ЭРД перед ЖРД является высокое значение удельного импульса
F = F/G,
уд 7
где F — тяга, а G — расход рабочего тела. Если ЖРД имеет удельный импульс 3.4,5 км/с, то ЭРД для межпланетных задач — 40.60 км/с. Это сокращает количество рабочего тела для выполнения полетной задачи, и, следовательно,
позволяет значительно увеличить массу полезной нагрузки.
Для проектируемого МБ «Геркулес» РКК «Энергия» впервые в мире был разработан и изготовлен двухступенчатый ДАС с радиационным охлаждением на металлическом рабочем теле мощностью порядка 30 кВт (рис. 24).
Рис. 24. Холловский электроракетный двигатель ДАС-200.
Результаты испытаний (в ЦНИИмаш): подводимая мощность — 38 кВт; рабочее тело — висмут; удельный импульс — более 50 км/с
Проектные характеристики электроракетной двигательной установки МБ «Геркулес». Предусматривалось модульное построение ЭРДУ суммарной электрической мощностью 550 кВт в виде трех двигательных отсеков, каждый из которых содержит по 18 маршевых тяговых модулей (ТМмарш) на основе ЭРД ДАС-200 и 4 управляющих (ТМ п ) (табл. 7), а также бак объемом 5,9 м3, вмещающий 15 т ксенона. Система хранения и подачи рабочего тела предусматривала криогенное хранение ксенона при температуре -100 °С с общей заправкой ксенона до 38 т.
Таблица 7
Характеристики тяговых модулей
Параметр ТМ ТМ марш ТМ упр
Число ТМ 54 12
Тяга, гс 95,5 132
Удельный импульс, км/с 39,2 30,0
Количество включений 104 2-104
Количество одновременно работающих ТМ 18 —
Преимущества ксенона по сравнению с металлическими рабочими телами — отсутствие конденсации рабочего тела на наружной поверхности КА и ПГ. Однако использование ксенона в качестве рабочего тела ЭРДУ большой мощности и длительного ресурса вряд ли окажется возможным из-за ограниченного объема мировой добычи ксенона (порядка 20 т/год) и его высокой стоимости (порядка 2 500 долл./кг). Поэтому РКК «Энергия» для таких ЭРДУ в качестве рабочего тела ДАС предлагается использовать иод (рис. 25) [44].
9 12 3 4
Рис. 25. Двухступенчатый электроракетный двигатель ДАС на рабочем теле иод: 1 — разрядная камера; 2 — трубопровод; 3 — анод-газораспределитель; 4 — коллектор; 5 — катод первой ступени; 6 — катод второй ступени; 7 — полюсы; 8 — магнитная катушка; 9 — магнитопровод; 10 — термокатод; 11 — держатель; 12 — катодная тепловая труба; 13 — анодная тепловая труба; 14 — стартовый нагреватель; 15 — тепловые экраны
Заключение
В 1987 г. РКК «Энергия» было разработано техническое предложение межорбитального буксира «Геркулес» на основе термоэмиссионной ЯЭУ и электроракетных двигателей с анодным слоем ДАС-200. Материалы и основной объем разработки и испытаний были выполнены в 1970-80-х гг., однако ряд агрегатов был создан и испытан в 90-е и в начале 2000-х годов, т.е. работы по ЯЭУ большой мощности продолжались РКК «Энергия» и при ограниченном бюджетном финансировании.
Применительно к ЯЭУ модульной схемы по литий-ниобиевой технологии с термоэмиссионным реактором-преобразователем на быстрых нейтронах проведены следующие работы:
• реакторные испытания много -элементных термоэмиссионных ЭГК
при рабочих температурах ниобиевого корпуса 700.900 °С и плотности электрической мощности 3,5.6 Вт/см2 с продолжительностью испытаний до 1,5 лет. Прогнозируемый по результатам испытаний ресурс ЭГК — 4-7 лет;
• создан и исследован реактор — полномасштабный нейтронно-физический прототип ТРП модульной конструкции. Экспериментально обоснованы нейтронно-физические характеристики ТРП на быстрых нейтронах модульной конструкции и ядерная безопасность при сборке и при моделировании ситуаций, связанных с авариями РН;
• разработан высокотемпературный конструкционный материал — ниобиевый сплав НбЦУ, и освоено производство из него полуфабрикатов широкой номенклатуры;
• освоено изготовление агрегатов литиевой системы охлаждения ЯЭУ из проката ниобиевого сплава при рабочих температурах до 1 000 °С;
• освоено производство натриевых тепловых труб холодильника-излучателя длиной 1.4 м с рабочей температурой до 1 000 °С;
• созданы и испытаны электромагнитные насосы с температурой перекачиваемого лития до 900 °С;
• создан и испытан (с электронагревом) прототип модуля литий-ниобие-вой системы охлаждения (1/19 части ЯЭУ мощностью 500 кВт) с полномасштабным макетом ЭГП с 36 электронагревателями и полной комплектацией агрегатов. По данным исследований, прогнозируемый ресурс высокотемпературной литий-ниобиевой системы охлаждения — не менее 10 лет;
• предложена и отработана конструкция капиллярного сепаратора радиогенного гелия в составе литиевого контура;
• разработаны и испытаны системы многократного цикла плавление-замерзание лития с незамерзающим в условиях космоса №-К-С8-теплоносителем и на основе литиевых тепловых труб;
• созданы новые проводниковые, изоляционные и магнитные материалы для высокотемпературных электротехнических агрегатов, работающих при температурах 700.900 °С. Изготовлены и испытаны образцы ряда высокотемпературных узлов и агрегатов, включая короткозамыкатели и плазменные преобразователи тока;
• применительно к электроракетной двигательной установке созданы и испытаны электроракетные двигатели: хол-ловские типа ДАС электрической мощностью
25.50 кВт с удельным импульсом до 70 км/с и КПД 0,7 и магнитоплазмодинамический двигатель мощностью 500 кВт с удельным импульсом 5,5 км/с и КПД 0,6.
В целом современный уровень готовности для создания космической ЯЭУ (с термоэмиссионным реактором-преобразователем на быстрых нейтронах и литий-ниобиевой системой охлаждения электрической мощностью 150...500 кВт и более) и электроракетной двигательной установки на базе холловских двигателей (типа ДАС мощностью 25.50 кВт) может быть оценен как достаточно высокий. Состояние разработки ЯЭУ характеризуется созданием необходимой номенклатуры высокотемпературных материалов и завершением поэлементной отработки узлов и агрегатов из этих материалов при рабочих температурах с ресурсом до двух лет с прогнозируемым по этим результатам ресурсом 5-7 лет.
Список литературы
1. Сухов Ю.И., Синявский В.В. Обзор работ РКК «Энергия» им. С.П.Королева по термоэмиссионным ядерным энергетическим установкам большой мощности космического назначения // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер.ХП. Королев: РКК «Энергия», 2000. Вып. 3-4. С. 13-48.
2. Агеев В.П., Островский В.Г. Магни-топлазмодинамический двигатель большой мощности непрерывного действия на литии // Известия РАН. Энергетика. 2007. № 3. С. 82-95.
3. Синявский В.В. О работах РКК «Энергия» им. С.П. Королева в области создания ядерно-энергетических и ядерных электроракетных двигательных установок большой мощности // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королев: РКК «Энергия», 2007. Вып. 1-2. С. 8-19.
4. Легостаев В.П., Лопота В.А., Синявский В.В. Эффективность применения космических ядерных энергетических и ядерных электроракетных двигательных установок // Космическая техника и технологии. 2013. № 1. С. 4-15.
5. Луна — шаг к технологиям освоения Солнечной системы. Под науч. ред. В.П. Лего-стаева и В.А. Лопоты. М.: РКК «Энергия», 2011.
6. Косенко А.Б., Синявский В.В. Технико-экономическая эффективность использования многоразового межорбитального буксира на основе ядерной электроракетной двигательной установки для обеспечения больших грузопотоков при освоении Луны // Космическая техника и технологии. 2013. № 2. С. 72-84.
7. Агеев В.П., Быстрое П.И., Горшков Л.А. и др. Энергодвигательный блок на основе термоэмиссионной ядерной электрореактивной двигательной установки для марсианского экспедиционного комплекса // Ракетно-космическая техника: Научн.-техн. сб. Вып.1 (134). Ракетные двигатели и энергетические установки. Системы и средства бортовой энергетики. Изд-во НИИТП. 1992. С. 25-33.
8. Аракелов А.Г., Юдицкий В.Д. Литий-ниобиевая технология для космических энергоустановок на основе термоэмиссионного реактора-преобразователя // V межд. конф. «Ядерная энергетика в космосе». Подольск: НИИ НПО «Луч», 1999. С. 38-39.
9. Аракелов А.Г., Геков А.Ф., Минеева Л.В., Лукьянов А.Н. Ниобий как базовый конструкционный материал высокотемпературных космических ЯЭУ. Освоение ниобий-литиевой технологии // Тез. докл. на конф. «Ядерная энергетика в космосе. Материалы. Топливо». Подольск. 1993. С. 199.
10. Баканов Ю.А., Семенов Ю.П., Синявский В.В. и др. О выборе типа, структуры и размерности источника электроэнергии для электроракетного транспортного аппарата. // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королев: РКК «Энергия», 1996. Вып. 2-3. С. 11-21.
11. Шестеркин А.Г., Овчаренко М.К., Синявский В.В., Тарасов В.А. Экспериментальное обоснование ядерной безопасности модульной сборки космической ядерно-энергетической установки // Известия РАН. Энергетика. 2007. № 4. С. 48-60.
12. Альмамбетов А.К., Меркурисов И.Х., Понимаш И.Д. и др. Экспериментально-технологическая база ГНЦ РФ Физико-энергетический институт для обоснования нейтрон-но-физических параметров и отработки технологий и узлов термоэмиссионных реакторов-преобразователей на быстрых нейтронах космических ЯЭУ большой мощности // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королев: РКК «Энергия», 2003. Вып. 1-2. С. 183-196.
13. Бекмухамбетов Е.С., Бержатый В.И., Кузнецов И.М. и др. Универсальная петлевая установка реактора ВВР-К для испытаний термоэмиссионных преобразователей // ТВТ. 1975. Т. 13. № 4. С. 904-906.
14. Стаханов И.П., Степанов А.С., Пащенко В.П., Гуськов Ю.К. Плазменное термоэмиссионное преобразование энергии. М.: Атом-издат, 1968.
15. Термоэмиссионные преобразователи и низкотемпературная плазма / Под ред. Б.Я. Мой-жеса и Г.Е. Пикуса. М.: Наука, 1973.
16. Кайбышев В.З. Термоэмиссия в космических ядерных энергоустановках. М.: Энерго-атомиздат, 2008.
17. Сергеев Д.И., Титков А.С. Адсорбирующие электроды. М.: Энергоиздат, 1982.
18. Синявский В.В., Бержатый В.И., Маев-ский В.А., Петровский В.Г. Проектирование и испытания термоэмиссионных твэлов // М.: Атомиздат, 1981.
19. Синявский В.В. Методы и средства экспериментальных исследований и реакторных испытаний термоэмиссионных сборок // М.: Энергоатомиздат, 2000.
20. Аринкин Ф.М., Батырбеков Г.А., Бек-мурзаева З.Б. и др. Устройство для изменений потока и спектра нейтронов в экспериментальном канале реактора. // Атомная энергия. 1976. Т. 40. Вып. 5. С. 415-417.
21. Григораш В.Ф., Карнаухов А.С., Карпей-кин В.А. и др. Установка для нейтронной радиографии НР-31Р // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Радиационная техника. 1980. Вып. 19. С. 107-109.
22. Савлов Н.А., Рыжков А.Н., Купцов Г.А. и др. Разработка и экспериментальное обоснование конструкции и технологии ЭГК повышенных эффективности и ресурса // Избранные труды ФЭИ. 1996. Обнинск: Изд-во ФЭИ, 1997. С. 193-199.
23. Бекмухамбетов Е.С., Меркурисов И.Х., Синявский В.В. Сравнительные реакторные испытания в одном петлевом канале четырех ЭГК с различающимися топливно-эмиттерными газоотводными узлами // Известия РАН. Энергетика. 2009. № 4.
24. Синявский В.В., Цецхладзе Д.Л., Бекмухамбетов Е.С. и др. Разработка, создание и реакторные испытания электрогенерирующих сборок с жесткими габаритными ограничениями для термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах с высокой плотностью электрической мощности // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королев: РКК «Энергия», 1995. Вып. 3-4. С. 96-105.
25. Альмамбетов А.К., Меркурисов И.Х., Шестеркин А.Г. и др. Экспериментально-технологическая база ГНЦ РФ Физико-энергетический институт для обоснования ней-тронно-физических параметров и отработки технологий и узлов термоэмиссионных реакторов-преобразователей на быстрых нейтронах космических ЯЭУ большой мощности // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. РКК «Энергия», 2003. Вып. 1-2. С. 183-196.
26. Овчаренко М.К., Синявский В.В., Шестеркин А.Г. Экспериментальные исследования распределения энерговыделения в
активной зоне термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах // Известия РАН. Энергетика. 2009. № 4. С. 145-158.
27. Овчаренко М.К., Синявский В.В., Шестеркин А.Г., Юдицкий В Д. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при использовании ЯЭУ с термоэмиссионным реактором-преобразователем в составе космического аппарата // Известия РАН. Энергетика. 2003. № 4. С. 3-18.
28. Шестеркин А.Г., Овчаренко М.К., Синявский В.В., Тарасов В.А. Экспериментальное обоснование ядерной безопасности модульной сборки космической ядерно-энергетической установки // Известия РАН. Энергетика. 2007. № 4. С. 48-60.
29. Аракелов А.Г., Быстров П.И., Глазунов М.Г. и др. Разработка и испытания агрегатов высокотемпературной литий-ниобиевой системы охлаждения термоэмиссионной ЯЭУ космического назначения // РКТ. Ракетные двигатели и энергетические установки. На-учн.-техн. сб. Вып. 3 (141). Системы и средства бортовой энергетики. НИИТП. 1993. С. 87-105.
30. Быстров П.И., Кириенко В.П., Купцов Г.А. и др. Разработка, изготовление и испытания полномасштабного имитатора электро-генерирующего пакета модульной космической ЯЭУ // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королев: РКК «Энергия», 1996. Вып. 2-3. С. 64-77.
31. Arakelov A.G., Brovalsky Y.A., Byst-rov P.I. e.a. Experimental radiator section with heat pipes. Creation experience, developmend work and life tests // In: Prog. Second Intern. Heat Pipe Conf. Bolonia, Italy. 1976. V. 1. P. 131-137.
32. Кирисик Е.М., Левин М.Н., Соболев В.Я. Экспериментальная отработка стендового прототипа электромагнитного насоса для перекачки литиевого теплоносителя космической ЯЭУ большой мощности // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королев: РКК «Энергия», 1996. Вып. 2-3. С. 178-187.
33. Ефимов В.П., Левин М.Н. Методы градуировки и поверки высокотемпературных измерителей расхода и давления теплоносителя систем охлаждения ЯЭУ // Ракетно-космическая техника. Сер. XII. Труды. Королев: РКК «Энергия», 1996. Вып. 2-3. С. 223-228.
34. Гончаров В.Ф., Грибков А.С., Попов А.Н. и др. Экспериментальные исследования системы плавления литиевого теплоносителя космических ядерных энергетических установок большой мощности // Известия РАН. Энергетика. 2009. № 3. С. 131-139.
35. Семенов Ю.П., Романов С.Ю., Соколов Б.А. и др. Результаты работ РКК «Энер-
гия» по ядерным энергетическим и электроракетным двигательным установкам для решения транспортно-энергетических задач в космосе // Ядерная энергетика в космосе. Сб. докл. в 3-х томах. Т.1. М.: Изд-во НИКИЭТ. 2005. С. 52-67.
36. Грибков А.С. Крупногабаритные тепловые трубы для космической ядерной энергетической установки мегаваттной мощности // Известия РАН. Энергетика. 2013. № 4. С. 118-123.
37. Патент ИИ 2109544. Б01Б59/00, Б01Б59/20. Российская Федерация. Сепаратор радиогенного гелия. Юдицкий В.Д.; Яцышин В.А.; Синявский В.В.; заявитель и патентообладатель — ОАО РКК «Энергия»; заявка 96107029/25; приоритет от 11.04.1996. // Изобретения. 1998. № 12.
38. Юдицкий В.Д. Исследование капиллярного сепаратора для отделения радиогенного гелия, растворенного в литиевом теплоносителе // Известия РАН. Энергетика. 2003. № 4.
39. Патент ИИ 2176828. С21Б1/02. Российская Федерация. Компенсатор расширения объема теплоносителя. Синявский В.В.; Юдицкий В.Д.; Яцышин В.А.; заявитель и патентообладатель — ОАО РКК «Энергия»; заявка 2000110479/06; приоритет от 24.04.2000. // Изобретения. 2001. № 34.
40. Гончаров В.Ф., Грибков А.С., Попов А.Н. и др. Экспериментальные исследования системы плавления литиевого теплоносителя космических ядерных энергетических установок большой мощности // Известия РАН. Энергетика. 2009. № 3. С. 131-139.
41. Пащина А.С., Троицкий С.Р. Сильноточные электроплазменные ключевые элементы для преобразователей ЯЭУ // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королев: РКК «Энергия», 1998. Вып. 1-2. С. 238-253.
42. Гришин С.Д., Онуфриев В.В., Пекшее П.Ю. Особенности высокотемпературных плазменных преобразователей напряжения термоэмиссионного реактора для питания высоковольтных ЭРДУ // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королев: РКК «Энергия», 1998. Вып. 1-2. С. 254-268.
43. Островский В.Г., Сухов Ю.И. Разработка, создание и эксплуатация ЭРД и ЭРДУ в ОКБ-1 - ЦКБЭМ - НПО «Энергия» - РКК «Энергия» (1958 - 2010) // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королев: РКК «Энергия», 2011. Вып. 3-4.
44. Островский В.Г., Смоленцев А.А., Соколов Б.А., Черашев Д.В. Электроракетная двигательная установка на основе двигателей с замкнутым дрейфом электронов на иоде // Космическая техника и технологии. 2013. № 2. С. 42-52.
Статья поступила в редакцию 10.10.2013 г.
