CC BY
9УДК 621.039.578:629.78
некоторые проблемы наземной отработки пусковых режимов космических термоэмиссионных яэу второго поколения
© Скорлыгин В.В., Анненков М.Е., Клокова О.н., 2023
Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт» (НИЦ «Курчатовский институт») пл. Академика Курчатова, д. 1, г. Москва, Российская Федерация, 123182,
e-mail: nrcki@nrcki.ru
В статье рассматриваются задачи наземной отработки пусковых режимов космических ядерных установок второго поколения с термоэмиссионными преобразователями. Проанализированы возможности применения опыта создания отечественных ядерных энергетических установок «Енисей» и «Топаз» для решения данных задач. Показано, что существующий опыт расчётных и экспериментальных исследований пусковых режимов может являться надёжной основой для создания программы экспериментальной отработки. Отмечена особая роль разработки математических и компьютерных моделей, которые при нынешнем уровне развития вычислительной техники могут описывать более широкий круг процессов и явлений, чем ранее, а также реализовываться в имитаторах установок, что позволяет сократить сроки наземной отработки и повысить обоснованность и достоверность результатов.
Ключевые слова: космическая ядерная энергетическая установка, пусковые режимы, термоэмиссионные преобразователи, компьютерная математическая модель, наземная отработка.
CERTAIN PROBLEMS IN GROuND DEVELOPMENTAL TESTING OF START-uP MODES OF SECOND-GENERATION SPACE THERMIONIC NuCLEAR POWER SYSTEMS Skorlygin V.V., Annenkov M.E., Klokova O.N.
National Research Center Kurchatov Institute (NRC «Kurchatov Institute») 1, Academician Kurchatov Sq., Moscow, 123182, Russian Federation, e-mail: nrcki@nrcki.ru
The paper addresses some problems in ground developmental testing of start-up modes for space-based second-generation nuclear power systems with thermionic converters. It analyzes the feasibility of applying the experience gained in the development of our country's nuclear power systems Yenisey and Topaz to solution of these problems. It shows that the existing experience in computational and experimental studies of start-up modes may serve as a reliable foundation for developing a developmental testing program. It points out the special importance
EDN: MTKHRU
СКОРЛЫГИН Владимир Владимирович — доктор технических наук, ведущий научный сотрудник НИЦ «Курчатовский институт», e-mail: Skorlygin_VV@nrcki.ru
SKORLYGIN Vladimir Vladimirovich — Doctor of science (Engineering), Lead research scientist at NRC «Kurchatov Institute», e-mail: Skorlygin_VV@nrcki.ru
АННЕНКОВ Максим Евгеньевич — начальник критического стенда НИЦ «Курчатовский институт», e-mail: Annenkov_ME@nrcki.ru
ANNENKOV Maksim Evgenievich — Head of the Critical Test Facility at NRC «Kurchatov Institute», e-mail: Annenkov_ME@nrcki.ru
КЛОКОВА Ольга Николаевна — инженер-исследователь НИЦ «Курчатовский институт», e-mail: Klokova_ON@nrcki.ru
KLOKOVA Olga Nikolaevna — Research engineer at NRC «Kurchatov Institute», e-mail: Klokova_ON@nrcki.ru
of mathematical and computational models, which, at the current level of computer technology, can describe a wider range of processes and phenomena then before, and can also be implemented in plant simulators, thus reducing the ground developmental testing time and improving the validity and fidelity of the results.
Key words: space-based nuclear power system, start-up modes, thermionic converters, computer mathematical model, ground developmental testing.
СКОРЛЫГИН В.В.
АННЕНКОВ М.Е.
КЛОКОВА О.Н.
Введение
Второе поколение космических ядерных энергетических установок (Я ЭУ) [ 1 ], разработка которых находится на разных этапах, характеризуется уровнем мощностей 40 кВт и более, а также не менее чем семилетним ресурсом. По авторитетным оценкам [2, 3], с учётом ресурса, массогабаритных характеристик и технологического задела, наиболее перспективными в широком диапазоне мощностей (50...500 кВт) являются термоэмиссионные ЯЭУ.
Многоступенчатый процесс создания космической ЯЭУ включает в себя проведение разнообразных испытаний, объём и содержание которых определяется Комплексной программой экспериментальной отработки [4]. Огромную роль в создании отечественных космических ЯЭУ «Бук» [5], «Топаз» [6, 7], «Ромашка» [8], «Енисей» [9] сыграли наземные ядерно-энергетические испытания (ЯЭИ) комплектных реакторных блоков (штатных ЯЭУ), в ходе которых имитировались условия космического пространства.
Несмотря на весьма высокую стоимость [10] данных исследований, ЯЭИ являются существенным аргументом при подтверждении соответствия параметров установки требованиям технического задания и принятии решения о проведении лётных испытаний.
Термоэмиссионные ЯЭУ двух типов — «Топаз» с многоэлементным электро-генерирующим каналом (ЭГК), состоящим из последовательно соединённых электрогенерирующих элементов (ЭГЭ), и «Енисей» с одноэлементным ЭГК — в СССР развивались практически параллельно. Они имели мало отличающиеся [6, 8] массогабаритные (~1 000 кг) и выходные параметры (5-7 кВт), а также принципиально однотипные реакторы (на промежуточных нейтронах с замедлителем из гидрида циркония). Конструкция и инженерные решения этих установок определённым образом отражали специфику космических аппаратов (КА) — потребителей электроэнергии. ЯЭУ «Топаз» предназначалась для замены термоэлектрических ЯЭУ «Бук» в низкоорбитальном КА специального назначения [11], ЯЭУ «Енисей» — для геостационарного КА системы непосредственного телевизионного вещания [8]. Многоэлементный ЭГК обеспечивает теоретически больший КПД, при этом продукты деления выводятся через межэлектродный зазор (МЭЗ). В одноэлементном ЭГК полость топлива отделяется от МЭЗ эмиттером.
Однако надо ожидать, что накопленный в процессе испытаний не менее 14 опытных образцов опыт организации и постановки ЯЭИ при современных требованиях к мощности и ресурсу космических ЯЭУ должен быть переосмыслен по следующим причинам:
• подтверждение ресурса путём испытаний до выхода установки из строя при ожидаемом 10-летнем ресурсе не имеет смысла, во-первых, по причине устаревания результата к моменту окончания испытаний; во-вторых, по причине значительно меньшей надёжности стендового оборудования по сравнению со штатной ЯЭУ. Так, испытания опытного образца ЯЭУ «Енисей» Я-81 были прекращены после 12 380 ч работы без потери КПД по причине неустранимой поломки стендового оборудования [12], что не дало
возможности оценить реальные резервы надёжности;
• требования к стенду и его инженерному оснащению для испытания установок второго поколения и, соответственно, его стоимость будут кратно выше, чем к существующим стендам для ЯЭИ, по причине на порядок большей отводимой мощности (500...1 500 кВт) и увеличенных габаритов установки. Необходим специализированный испытательный комплекс, основные характеристики которого представлены в работе [13] на примере создаваемого в Физико-энергетическом институте стенда для ЯЭИ установок тепловой мощностью до 800 кВт. Каждый час эксплуатации такого комплекса должен быть обоснован.
задача наземной отработки пусковых режимов
Отдельной задачей является наземная отработка пусковых режимов. Несмотря на то, что время пуска пренебрежимо мало по сравнению с ресурсом, пуск является важнейшим эксплуатационным режимом космической ядерной энергетической установки. Пуск, будучи начат, должен завершиться достижением необходимого уровня электрической мощности не позже заданного времени, в противном случае велик риск потери КА. Пуск проводится в полностью автоматическом режиме, средства вмешательства человека-оператора в его ход весьма скудны, если они вообще есть. До окончания пуска вся потребляемая мощность КА обеспечивается аккумуляторной батареей, ёмкость которой ограничена. Задача уменьшения продолжительности пуска актуальна для всех типов космических ЯЭУ.
Предметом настоящей работы является анализ проблем наземной отработки пусковых режимов ЯЭУ второго поколения и методов их решения на основании опыта создания ЯЭУ «Енисей» и отчасти ЯЭУ «Топаз». Обсуждаются следующие вопросы: временное изменение параметров и характеристик созданных и перспективных ЯЭУ в процессе пуска, задачи оптимизации пускового процесса, методы оптимизации процесса наземной отработки.
Пусковой режим и его основные этапы
Для выявления ключевых проблем проведения пускового режима и наземной отработки представляет интерес сравнительное описание пусковых режимов ЯЭУ «Топаз» [14] и «Енисей». Авторы принимали участие в отработке ЯЭУ «Енисей», поэтому отдельные моменты для этой установки будут освещены подробнее, чем для ЯЭУ «Топаз», располагаемые данные
Пусковой режим ЛЭу «Енисей» и «Топаз»
для которого [15-17] требуют отдельного анализа.
Под пусковым режимом понимается процесс вывода ЯЭУ из начального подкритического состояния до начала работы в составе системы электропитания КА. Основные события пускового режима для обеих установок сведены в табл. 1.
Алгоритм пуска иллюстрируется рис. 1. Красным цветом обозначены параметры для ЯЭУ «Топаз».
Таблица 1
Этап ЯЭУ «Енисей» ЯЭУ «Топаз»
Предстартовое состояние ЯЭУ закрыта термочехлом. Все органы регулирования введены. Активирована система безопасности. Установка разогрета стартовыми нагревателями
МЭЗы заполнены гелием до определённого давления. Рабочая секция нагружена пусковым резистором, соответствующим рабочей точке Полости реактора заполнены инертным газом. Рабочая секция замкнута накоротко
Вывод на орбиту Работает регулятор минимальной температуры —
Команда «Пуск» с борта или с Земли — Сброс термочехла. Открытие клапана вакуумирования. Запуск циркуляции от аккумулятора пускового блока (АПБ)
Вывод барабанов аварийной защиты (АЗ)
Программное движение барабанов регулирования до достижения минимального контролируемого уровня (МКУ) нейтронной мощности
Достижение МКУ нейтронной мощности* Включение регулятора нейтронной мощности и регулятора температуры. Программное увеличение задания нейтронной мощности (ЗНМ) до достижения уровня мощности прогрева N
Программное увеличение нейтронной мощности При достижении N = 0,3^ включение циркуляции от АПБ —
Сброс термочехла —
Подключение дополнительной секции АПБ —
Останов ЗНМ Переход в режим Ыпр = const
Прогрев на постоянном уровне мощности Прогрев генератора паров цезия (ГПЦ) и трасс. Увеличение тока и напряжения Прогрев трасс подачи цезия
Открытие цезиевого клапана По заранее вычисленному току рабочей секции Закрытие клапана вакуумирования по заданному времени выдержки на режиме Ыпр = const. Подача питания на ГПЦ
Включение регулятора напряжения (РН) Автоматическое включение РН при номинальном напряжении U = ином —
Отключение насоса от АПБ
Включение регулятора тока нагрузки (РТН) Автоматическое включение РТН при номинальной силе тока I = I г ном Включение РТН при J = 2J ном
Регулирование тока нагрузки — После падения напряжения на АПБ: отключение насоса от АПБ; переключение нагрузок; включение регулятора напряжения
*Под нейтронной мощностью N понимается величина, пропорциональная скорости делений.
Время, мин
Рис. 1. Изменение во времени основных параметров ЯЭУ «Енисей» и «Топаз» (индекс «т») в процессе пуска: 1 — положение привода; 2 — мощность реактора; 3 — температура теплоносителя на выходе из реактора; 4 — температура теплоносителя на входе в реактор; 5 — расход теплоносителя; 6 и 7 — напряжение и сила тока рабочей секции соответственно; А — команда «Пуск» с борта или Земли; В — достижение минимального контролируемого уровня нейтронной мощности; С — сброс термочехла; Б — переключение секций аккумулятора пускового блока (АПБ); Е, Ет — останов задания нейтронной мощности; Е-Г, Ет-Ет — прогрев на постоянной температуре; Е, Ет — открытие цезиевого клапана; С, Ст — включение РН; Н, Нт — отключение АПБ; К, Кт — включение регулятора тока нагрузки (рисунок создан авторами)
Табл. 1 и рис. 1 позволяют выделить четыре выраженных этапа пуска:
1) «слепой» пуск — из глубокой подкритичности до достижения минимально контролируемого уровня мощности при отсутствии пускового источника нейтронов. За это время нейтронная мощность увеличивается на 12-16 порядков (участок А-В на рис. 1);
2) выход на заранее заданную мощность прогрева с регулированием нейтронной мощности (участок В-Е на рис. 1);
3) прогрев на постоянном уровне мощности (участок Е-К на рис. 1);
4) переход к штатному режиму работы ЯЭУ в составе системы электропитания КА.
Табл. 1 и рис. 1 иллюстрируют значительное влияние конструкционных решений на алгоритм и параметры пускового режима даже для установок с примерно идентичными массами и габаритами. Целесообразно оценить конструкционные отличия ЯЭУ второго поколения от отработанных ранее.
В работах [3, 18] приводятся данные по термоэмиссионным установкам мощностью 150 кВт и более, обосновывается целесообразность применения
лития в качестве теплоносителя и ниобиевых сплавов в качестве основного конструкционного материала. Оценки основных параметров ЯЭУ более консервативного диапазона мощностей — до 100 кВт(э) — с реакторами промежуточного спектра (со значительно меньшей, по сравнению с быстрыми реакторами, массой теневой защиты), охлаждаемыми МаК-ой эвтектикой, проводились рядом авторов, при этом рассматривались как одноэлементные [9, 19], так и многоэлементные ЭГК [2, 20]. Последнему типу уделяется особое внимание в разработках НИИ НПО «Луч» [21]. Тем не менее, по мнению авторов, исключать из рассмотрения одноэлементные ЭГК преждевременно. Свободный доступ в эмиттерную полость одноэлементного ЭГК, где размещается ядерное топливо, позволял в процессе экспериментальной отработки ЯЭУ «Енисей» проводить полномасштабные тепловые испытания ЭГК, реактора, а также ЯЭУ в целом в условиях «чистого» стенда, заменяя топливо специальными электронагревателями соответствующей мощности. Основные параметры установок сведены в табл. 2.
Таблица 2
основные проектные параметры установок 2-го поколения
Наименование Енисей-40 НПО «Красная Звезда» ЗРЛСВ-К ЯЭУ-50 50-О 50-М
Источник [9] [20] [19] [2] Расчёт авторов по данным работ [22, 23] Расчёт авторов по данным работ [22, 23]
N, кВт 650 714 611 до 700 685 602
W, кВт 40 50 44 40...60 50 50
Тип ЭГК Одноэлементный Многоэлементный Одноэлементный Многоэлементный Одноэлементный Многоэлементный (11 ЭГЭ)
Замедлитель ^Н1,85 ^Н1,85 ^Н1,85 ^Н1,85 ^Н1,85
Высота АЗ, м 0,375 0,4 0,35 0,52 0,32 0,7
Полная высота 7,3 7,8 6,9 5,1 7,6 6,8
Необходимо отметить следующее:
• массогабаритные характеристики всех рассмотренных установок относительно мало отличаются: максимальный диаметр — не более 2,5 м; полная высота — не более 7 м, что позволяет говорить о технической реализуемости наземных ядерно-энергетических испытаний комплектных ЯЭУ и распространении существующего опыта организации наземных ЯЭИ на установки рассматриваемого класса;
• выявлена необходимость внутри-зонных стержней безопасности для гарантированного обеспечения подкритич-ности на участке выведения в случае падения в воду, мокрый песок и пр. [24], поскольку с увеличением диаметра активной зоны эффективность барабанов регулирования в радиальном отражателе снижается;
• что самое существенное с точки зрения проведения пускового режима — необходима замена единого проточного холодильника-излучателя на систему сброса неиспользованного тепла излучателем на базе тепловых труб во избежание полной потери генерации при повреждении КА микрометеоритами или обломками космических объектов [25].
особенности алгоритма пуска и наземной отработки
Задачи наземной отработки пуска функционально включают в себя:
• разработку и оптимизацию алгоритма пуска, т. е. временного изменения
параметров и состояния установки для реализации целевой функции пускового режима при установленных ограничениях на параметры ЯЭУ и их комбинации;
• разработку и оптимизацию функций и параметров системы автоматического управления, реализующей разработанный алгоритм при любом сочетании исходных параметров установки на момент пуска;
• разработку методик и проведение экспериментальных исследований, подтверждающих реализацию функций ЯЭУ в процессе пуска.
Первый этап пуска реализуется путём одновременного вывода стержней дополнительной защиты, барабанов аварийной защиты и движения барабанов регулирования по заданной временной программе. Предложенный авторами способ коррекции программы в зависимости от эффективного коэффициента размножения и параметров ЯЭУ на момент пуска [26, 27] позволяет значительно сократить продолжительность данного этапа пуска (не менее чем вполовину по сравнению с традиционными [28, 14]), и обеспечить ограничение периода разгона, требуемое условиями наземных испытаний (рис. 2).
В связи с потенциальной ядерной опасностью данного этапа (в отдельные моменты скорость ввода реактивности составляет ~0,1 Рэф/с) и ожидаемым значительным выбегом мощности ^ < 0,8N , при использовании спосо-
' ном' 1
ба [28], принятого для опытных образцов ЯЭУ «Енисей» № 24 и 31, первый этап пуска отрабатывался в два шага.
На первом из них в цепи сигналов ионизационных камер включался мало-шумящий предварительный усилитель с коэффициентом к ~ 1 000, обеспечивающий величину МКУ порядка нескольких ватт, на чём данный шаг заканчивался. Штатный пуск, предваряющий ЯЭИ, реализовывался после анализа результатов предварительного пуска и корректировок. Эта методика использовалась при испытаниях всех опытных образцов ЯЭУ «Енисей».
Рис. 2. Сравнение традиционного (индекс «тр») и модернизированного алгоритмов «слепого» пуска:
х, х — положение органов регулирования; N. N — мощ-
' тр 1 ± ^ ± тр '
ность; М — выбег мощности; t — время; МКУ — минимальный контролируемый уровень мощности [26]
Модифицированный алгоритм «слепого» пуска [26] был впервые отработан при испытаниях опытного образца ЯЭУ «Енисей» № 81. Для исследования влияния настроечных параметров системы управления на характеристики пускового режима была спроектирована и изготовлена автоматизированная система управления на базе ЭВМ М-6000. Был проведён значительный объём экспериментов [29], по результатам которых было сформулировано задание на штатную систему автоматического управления.
Второй этап пуска — выход на заранее заданный уровень мощности N происходит под контролем регулятора нейтронной мощности, датчиком которой является токовый сигнал ионизационной камеры (ИК) /к. Рост задания нейтронной мощности N происходит до тех пор, пока ток камеры не достигнет следующего значения:
пр nkNпр,
где пк — чувствительность ИК.
Однако значения пк в условиях критической сборки (в заполненном воздухом ограниченном объёме), в охлаждаемой водой вакуумной камере (фактически с замедляющим отражателем) и в натурных условиях космического пространства могут отличаться на десятки процентов [30]. Поэтому авторами был предложен способ определения уровня мощности по пересечению расчётной линии постоянной мощности кривой временного изменения температуры теплоносителя на выходе из реактора в процессе пуска (рис. 3).
Рис. 3. Определение уровня мощности: 1,3 — расчётные значения мощности при максимальной и минимальной скоростях разгона соответственно; 2 — мощность при натурном пуске; 4, 6 — температура на выходе из реактора при максимальной и минимальной скоростях разгона соответственно Т ; 5 — температура при натурном пуске; 7 — линия постоянной мощности N = Nп; 8 — установившееся значение температуры для N = Nп; ^ — время останова задания мощности [27]
Эффективным способом проверки точности описанного алгоритма были приёмо-сдаточные испытания (ПСИ), проводимые для каждого опытного образца ЯЭУ «Енисей» в ЦКБМ (г. Санкт-Петербург). Топливные сборки заменялись электрическими имитаторами, мощность которых измерялась с большой точностью. В процессе ПСИ воспроизводились все этапы пуска за исключением описанного выше первого. Данные ПСИ послужили основой корректировки моделей и доработки конструкции агрегатов.
Что касается пуска ЯЭУ «Топаз», то вывод на мощность прогрева может происходить значительно быстрее. Как следует из вышеизложенного [14, 17], проведение данного этапа для ЯЭУ «Топаз» и «Енисей» сводится к монотонному изменению задания нейтронной мощности с теми или иными коррекциями.
Однако для установок нового поколения алгоритм проведения данного этапа должен быть существенно изменён.
Как отмечалось выше, все рассматриваемые ЯЭУ большой мощности являются, по сути, многоконтурными, и потому повреждение одного из контуров микрометеоритом не приводит к полной потере ЯЭУ. Обязательным элементом контура охлаждения являются тепловые трубы (ТТ). Предельно упрощённая схема ЯЭУ с ТТ изображена на рис. 4.
В момент подачи команды «Пуск» рабочее тело (предположим, калий) в ТТ находится в твёрдой фазе (температура плавления равна 63,5 °С). Количество поставляемого тепла в ТТ пропорционально разности температур теплоносителя ТТН и рабочего тела ТК. Количество отводимого из зоны испарения тепла пропорционально расходу рабочего тела СК и удельной теплоте парообразования ЯК, т. е. А(ТТН - ТК) = СКЯК, где А коэффициент. Зона испарения прогревается довольно быстро, пары рабочего тела, двигаясь по ТТ, охлаждаются. Конденсация рабочей среды, в дополнение к теплопроводности по фитилю, является механизмом разогрева фитиля по всей длине ТТ. Однако до появления жидкой фазы во всём объёме фитиля обратный транспорт рабочего тела к зоне испарения неэффективен, поэтому при больших значениях (ТТН - ТК) велик риск осушения фитиля в зоне испарения, и процесс его наполнения, если он вообще возможен, может занять несколько часов [31].
Поэтому необходимо ограничивать температуру теплоносителя в процессе пуска до момента расплавления рабочего тела во всём объёме фитиля. Оценка изменения основных параметров ЯЭУ во времени в процессе пуска представлена на рис. 5.
Рис. 4. Упрощённая схема ЯЭУ с тепловыми трубами в контуре охлаждения: 1,3 — выпускной и впускной коллектор реактора соответственно; 2 — активная зона; 4 — коллектор теплосброса, 5,6 — испарительный и конденсационный участки тепловых труб соответственно; 7 — циркуляционный насос (рисунок создан авторами)
Рис. 5. Процесс выхода на номинальную тепловую мощность: 1 — мощность; 2, 3 — температура теплоносителя на выходе из реактора и на входе в него соответственно; участок А-В — прогрев тепловых труб до температуры плавления рабочей среды (рисунок создан авторами)
Надо отметить, что для выбора параметров проведения процесса требуется разработка довольно подробной математической модели, авторами ведётся работа в данном направлении.
Третий этап пуска — прогрев в течение заданного времени на фиксированном уровне тепловой мощности. Для ЯЭУ с многоэлементными ЭГК данный этап необходим как средство обезгаживания электродов [17, 22]. Для ЯЭУ с одноэлементными ЭГК длительность данного этапа, в основном, определяется конструкцией цезие-вой системы. Например, для ЯЭУ «Енисей», где генератор паров цезия (ГПЦ) обогревался входным трубопроводом теплоносителя, длительность прогрева не фиксировалась. Четвёртый этап пуска начинался после прогрева цезиевых трасс.
Четвёртый этап пуска завершается подключением ЯЭУ к системе электропитания. Алгоритм и параметры данного этапа для ЯЭУ с одно- и многоэлементными ЭГК существенно различаются. Напряжение на единичном многоэлементном ЭГК кратно больше, чем на одноэлементном, поэтому наибольшую опасность в процессе пуска ЯЭУ «Топаз» представляют собой разрядные процессы при низком давлении цезия [6]. Это, кроме упомянутого прогрева на заранее заданной мощности, делает необходимым пуск в короткозамкнутом режиме и реализацию специального алгоритма переключения нагрузок [17] (расчётный анализ особенностей процесса приведён в работе [32]). Конструкционное решение цезиевой системы ЯЭУ «Топаз» [33] с автономным регулируемым электронагревом ГПЦ и цезиевого тракта значительно сложнее, чем для ЯЭУ «Енисей» с обогреваемым от тракта теплоносителя ГПЦ. Большой объём наземной отработки данного этапа пуска был проведён при многочисленных приёмо-сдаточных испытаниях с электронагревателями [12]. Относительно малое напряжение на клеммах реактора-преобразователя и гелий в межэлектродном зазоре, повышающий пробойное напряжение, позволяют реализовать пуск с выходом непосредственно в рабочую точку. Однако предварительные приёмо-сдаточные испытания являются потенциальным источником капель жидкого цезия в цезиевых трассах. При ошибках в определении необходимой массы цезия в ГПЦ возникает эффект перераспределения масс жидкой фазы («цезиевой лужи» в холодной точке трассы) и необходимости его выпаривания в течение длительного времени, что и наблюдалось при пуске опытного образца «Енисей» № 38 [12]. Тем не менее в течение всего времени выпаривания электрическая мощность на клеммах ЯЭУ оставалась достаточной для питания «дежурной нагрузки» (примерно 40% от номинальной), поэтому решение о подключении ЯЭУ к системе электропитания до достижения номинальной мощности (событие Е предшествует событию К) представляется оправданным.
разработка и оптимизация функций и параметров системы автоматического управления
Система автоматического управления (САУ) является единственным средством влияния на ход физических процессов при автономном полёте, поэтому разработке логики функционирования и выбора настроечных параметров уделялось значительное внимание.
Методологически отработка данных вопросов включает в себя этапы:
• математическое моделирование (создание математического описания физических процессов);
• компьютерное, или электронное, моделирование — создание расчётных кодов, реализующих математические модели, с соответствующим набором исходных и начальных данных [34];
• автономные испытания САУ;
• ядерно-энергетические испытания, которые, по сути, должны подтвердить правильность конструкторских и алгоритмических решений. Успех завершающего этапа обуславливается предыдущим расчётным и экспериментальным фундаментом.
Компьютерные модели сопровождают каждую фазу жизненного цикла ЯЭУ. Предпосылкой создания эффективной компьютерной модели является хорошо отработанная математическая модель, схема построения которой, её основные системы и уравнения подробно изложены в работе [35], а основные характеристики компьютерной модели ЕШУ — в работе [36]. Современный уровень развития вычислительной техники позволил на базе этих разработок реализовать полномасштабный имитатор ЯЭУ «Енисей» [29] (рис. 6), полностью совместимый по цифровым и аналоговым входам и выходам с САУ и системами КА.
Это дало возможность в короткий срок отработать новую систему автоматического управления как при штатных параметрах ЯЭУ, так и при отклонениях от них (рис. 7).
Отметим, что одной из существенных задач наземных испытаний ЯЭУ «Енисей» являлась идентификация структуры и параметров математических моделей процессов и систем ЯЭУ, что особенно актуально при разработках энергоустановок второго поколения.
Большой объём «виртуальных экспериментов» позволит сократить сроки отработки и повысить обоснованность и достоверность конструкторских решений.
Рис. 6. Программно-технический моделирующий комплекс: 1 — испытательный комплекс; 2 — исполнительные устройства; 3 — система автоматического управления и контрольно-проверочная аппаратура; 5 — репитер; 6 — имитатор наземного комплекса; 7 — пользователи испытательного комплекса; 8 — здание информационно-вычислительного комплекса; 9 — информационно-вычислительный комплекс; 10 — сервер реального времени; 11 — архив данных; 12 — пользователи [29]
100
80
60
40
20
8 "h 'л л 7 / -
з/р-
ly
30
60 90 Время, мин
120
Рис. 7. Основные параметры пуска ЯЭУ «Енисей» при наличии «цезиевой лужи» — 200 мг жидкого цезия в трассах: 1 — положение привода; 2 — мощность реактора; 3, 4 — температура теплоносителя на выходе из реактора и входе в реактор соответственно; 5 — расход теплоносителя; 6, 7 — напряжение и ток рабочей секции соответственно; 8 — давление паров цезия (рисунок создан авторами)
заключение
Существующий опыт расчётных и экспериментальных исследований пусковых режимов ЯЭУ «Топаз» и «Енисей» может рассматриваться как надёжная основа создания программы экспериментальной отработки ЯЭУ второго поколения. Опыт показал целесообразность внедрения модифицированного алгоритма первого этапа пуска — из подкритичности до минимально контролируемого уровня. Можно также сделать вывод, что конструкция цезиевой системы ЯЭУ «Топаз» имеет больший потенциал для применения в рассматриваемом классе ЯЭУ. Специальным вопросом, требующим отдельного изучения, следует считать влияние тепловых труб в системе охлаждения на тактику проведения пускового режима, который, несмотря на свою скоротечность, критически важен для выполнения целевой функции ЯЭУ. Особую роль играет разработка математических и компьютерных моделей, которые при нынешнем уровне развития вычислительной техники могут с достоверностью описывать более широкий круг процессов и явлений, чем ранее, и могут воплощаться в полномасштабные имитаторы ЯЭУ, позволяющие сократить сроки наземных испытаний и повысить их информативность. Надо отметить, что изложенная технология отработки позволила обеспечить безаварийные пуски всех шести опытных образцов ЯЭУ «Енисей».
Авторы выражают благодарность
B.И. Выбыванцу, В.А. Князеву, В.А. Корю-кину за ценные замечания.
Список литературы
1. Ярыгин В.И., Ружников В.А., Синявский В.В. Космические и наземные ядерные энергетические установки прямого преобразования энергии: монография. М.: НИЯУ МИФИ, 2016. 364 с.
2. Ярыгин В.И. Ядерная энергетика прямого преобразования в космических миссиях XXI века // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2013. № 2.
C. 5-20. Режим доступа: https://doi.org/ 10.26583/пре.2013.2.01 (дата обращения 04.04.2023).
3. Синявский В.В. Научно-технический задел по ядерному электроракетному межорбитальному буксиру «Геркулес» // Космическая техника и технологии. 2013. № 3. С. 25-45. EDN: SMYBLX
4. ГОСТ Р 56526-2015. Требования надёжности и безопасности космических систем, комплексов и автоматических космических аппаратов единичного (мелкосерийного) изготовления с длительными сроками активного существования. М.: Стандартинформ, 2016. 50 с.
5. Special illustrated presentation by the delegation of the Russian Federation at the XXXIII session of the scientific and technical subcommittee of COPOUS on collisions of nuclear power sources with space debris, Vienna, February 16, 1996.
6. Богуш И.П., Грязное Г.М., Жабо-тинский Е.Е., Макаров А.Н., Сер-бин В.И., Труханов Ю.Л. Космическая термоэмиссионная ЯЭУ по программе «Топаз». Принципы конструкции и режимы работы / / Атомная энергия. 1991. Т. 70. Вып. 4. С. 211-214. Режим доступа: http://elib.biblioatom.ru/text/ atomnaya-energiya_t70-4_1991/go,4/ (дата обращения 04.04.2023).
7. Грязное Г.М., Пупко В.Я. «То-паз-1» — советская космическая ядерно-энергетическая установка // Природа. 1991. № 10. С. 29-36. Режим доступа: http://elib.biblioatom.ru/text/gryaznov_ topaz_1991 /go,0/ (дата обращения 04.04.2023).
8. Кухаркин Н.Е., Пономарёв-Степной Н.Н., Усов В.А. Космическая ядерная энергетика (ядерные реакторы с термоэлектрическим и термоэмиссионным преобразованием — «Ромашка» и «Енисей»). М.: ИздАт, 2012. 228 с.
9. Никитин В.П., Оглоблин Б.Г., Соколов Е.Н., Климов А.В., Барабанщиков А.А., Пономарёв-Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Усов В.А., Николаев В.Ю. Космическая ядерная энергетическая установка «Енисей» // Атомная энергия. 2000. Т. 88. Вып. 2. С. 95-108. Режим доступа: http://elib.biblioatom.ru/text/ atomnaya-energiya_t88-2_2000/go, 15/ (дата обращения 04.04.2023).
10. Колесников А.В. Испытания конструкций и систем космических аппаратов. М.: Издательство МАИ, 2007. 198 с.
11. Землянов А.Б., Коссов Г.Л., Трау-бе В.А. Система морской космической
разведки и целеуказания (история создания). СПб: Галея-Принт, 2002. 216 с.
12. Нечаев Ю.А. Космические ядерные энергоустановки «Ромашка» и «Енисей». М.: ИздАТ, 2011. 190 с.
13. Кириллов А.С., Пышко А.П., Рома-ненко А.А., Ярыгин В.И. Реакторный исследовательско-испытательный комплекс // Космическая техника и технологии. 2020. № 4(31). С. 69-79. EDN: IQHFXM
14. Афанасьева И.В., Жаботинс-кий Е.Е., Зарицкий Г.А. Оптимальные алгоритмы управления термоэмиссионными космическими ЯЭУ с тепловым реактором // Атомная энергия. 1991. Т. 71. Вып. 5. С. 386-391. Режим доступа: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t71 -5_ 1991/go, 11/ (дата обращения 04.04.2023).
15. Богуш И.П., Грязное Г.М., Жабо-тинский Е.Е., Макаров А.Н., Сербин В.И., Труханов Ю.Л., Визгалов А.В., Зродни-ков А.В., Пупко В.Я. Основные задачи и результаты лётных испытаний ЯЭУ по программе «Топаз» // Атомная энергия. 1991. Т. 70. Вып. 4. С. 214-217. Режим доступа: http://elib .biblioatom.ru/ text/atomnaya-energiya_t70-4_ 1991/go, 7/ (дата обращения 04.04.2023).
16. Гудилин В.Е. Ядерные энергетические установки. Ядерные ракетные двигатели. Режим доступа: http://buran. ru/htm/gud%2026.htm (дата обращения 04.04.2023).
17. Вольберг М.С., Грязнов Г.М., Жабо-тинский Е.Е., Макаров А.Н., Сербин В.И. Основные принципы управления термоэмиссионной ЯЭУ «Топаз» на различных режимах работы // Атомная энергия. 1991. Т. 71. Вып. 6. С. 575-578. Режим доступа: http://elib .biblioatom.ru/ text/atomnaya-energiya_t71-6_1991/go,88/ (дата обращения 04.04.2023).
18. Синявский В.В. Проектные исследования термоэмиссионных ядерно-энергетических установок, созданных по литий-ниобиевой технологии, электрической мощностью 5-10 МВт // Космическая техника и технологии. 2016. № 4(15). С. 31-42. EDN: YHCWJF
19. Rhee H.S., Wetch J.R., Gunther N., Hobson R.R., Zheng C., Brit E.J., Schmidt G. Space-R thermionic space nuclear power system with single cell incore thermionic fuel elements // AIP Conference Proceedings. 1992. V. 246. Issue 1. URL: http://dx.doi.org/10.1063/1.41739 (accessed 04.04.2023).
20. Андреев П.В., Грязное Г.М., Жабо-тинский Е.Е., Зарицкий Г. А., Никонов А.М., Сербин В.И. Принципы построения и основные характеристики космических термоэмиссионных ЯЭУ с тепловым реактором длительного ресурса // Атомная энергия. 1991. Т. 70. Вып. 4. С. 217-220. Режим доступа: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t70-4_1991/go,10/ (дата обращения 04.04.2023).
21. НИИ НПО «Луч». Дела и люди (История и судьбы) / Гл. ред. И.И. Фе-дик. Подольск: НИИ НПО «Луч», 2004. 456 с.
22. Алексеев С.В., Выбыванец В.И., Гонтарь А.С., Нелидов М.В. Методы отработки и обоснования длительного ресурса ЭГК // Атомная энергия. 2014. № 3. Т. 116. С. 123-130. Режим доступа: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t116-3_2014/go,3/ (дата обращения 04.04.2023).
23. Патент RU 2465678 С1. H01J 45/00. Электрогенерирующий канал термоэмиссионного реактора-преобразователя / Выбыванец В.И., Карагозин Р.М., Цец-хладзе Д.Л.; заявитель и патентообладатель — Федеральное государственное унитарное предприятие «Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение «Луч». Заявка № 2011123350/07 от 08.06.2011. Опубликовано. 27.10.2012. Бюл. №. 30.
24. Глушков Е.С., Ермошин М.Ю., Пономарёв-Степной Н.Н., Скорлыгин В.В. Оценка возможных последствий гипотетической реактивностной аварии, связанной с попаданием в воду космической ЯЭУ «Топаз-2» // Атомная энергия. 1994. Т. 76. Вып. 6. С. 465-470. Режим доступа: http://elib.biblioatom.ru/ text/atomnaya-energiya_t76-6_1994/go,10/ (дата обращения 04.04.2023).
25. «Роскосмос» сообщил о возможном повреждении «Союз МС-22» микрометеоритом или мусором: новость от 19.12.2022 // Интерфакс: сайт. Режим доступа: https://www.interfax.ru/russia/ 877643 (дата обращения 04.04.2023).
26. Патент RU 2673564 С1. G21C 7/00. Способ пуска ядерного реактора космического назначения / Скорлыгин В.В., Кухаркин Н.Е.; заявитель и патентообладатель — Федеральное государственное бюджетное учреждение «Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт». Заявка № 2018114144
от 18.04.2018. Опубликовано 28.11.2018. Бюл. № 34.
27. Скорлыгин В.В. Способы оптимизации пускового режима космических ЯЭУ // Атомная энергия. 2020. № 2. Т. 128. С. 65-70.
28. Бугровский В.В., Винцевич Н.А., Вишнепольский И.М., Душин А.Н., Кар-мишин В.А., Мартьянова Т.С., Уланов Г.М., Чупрун Б.Е., Шевяков А.А. Основы автоматического управления ядерными космическими энергетическими установками / Под ред. акад. Б.Н. Петрова. M.: Машиностроение, 1974. 380 с.
29. Пономарёв-Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Скорлыгин В.В., Анненков М.Е. Моделирующие системы в процессе экспериментальной отработки ЯЭУ космического назначения (на примере ЯЭУ «Енисей») // Атомная энергия. 2019. Т. 127. Вып. 7 С. 18-25. EDN: COEINJ
30. Garin V.P., Ermoshin M.Y., Skorlygin V.V. Application of control in coolant temperature for attainment of desired neutron power level during Topaz-II start-up // Proc. of the 11-th Symposium on Space Nuclear Power and Propulsion, CONF-940101. NY. 1994. URL: https://doi.org/10.1063/1.2950247 (accessed 04.04.2023).
31. Ивановский М.Н., Сорокин В.П., Ягодкин И.В. Физические основы тепловых труб. М.: Атомиздат, 1978. 256 с.
32. Абдрахманов А.А., Синявский В.В. Компенсация ресурсных изменений энергетических характеристик термоэмиссионного реактора-преобразователя с помощью адаптивной системы управления с экстремальным регулятором давления пара цезия // Известия РАН. Энергетика. 2006. № 1. С. 74-79. EDN: HTAHQZ
33. Грязнов Г.М., Ежов Н.И., Жабо-тинский Е.Е., Сербин В.И., Сливкин Б.В., Труханов Ю.Л., Шефтель Л.М. Регенеративные системы подачи пара цезия в термоэмиссионных ЯЭУ // Атомная энергия. 1991. Т. 71. Вып. 6. С. 573-575. Режим доступа: http://elib .biblioatom.ru/ text/atomnaya-energiya_t71-6_1991/go,86/ (дата обращения 04.04.2023).
34. ГОСТ Р 57412-2017. Компьютерные модели в процессах разработки, производства и эксплуатации изделий. Общие положения. М.: Стандарт-информ, 2018.
35. Кухаркин Н.Е., Скорлыгин В.В. Некоторые особенности построения математической модели динамики космической термоэмиссионной ядерной энергоустановки (на примере ЯЭУ «Енисей») // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. 2016. № 5. С. 70-89. ЕБЫ: ИЕЫВИ
36. Ермошин М.Ю., Луппов А.Н., Му-ринсон А.Х., Скорлыгин В.В., Шепелен-ко А.А. Математическая модель и программа расчёта переходных режимов ядерной термоэмиссионной энергетической установки // Отраслевая юбилейная конференция «Ядерная энергетика в космосе». Обнинск, 1990. С. 318-320. Статья поступила в редакцию 09.03.2023 г. Окончательный вариант — 05.04.2023 г.
References
1. Yarygin VI, Ruzhnikov VA, Sinyavsky VV. Kosmicheskie i nazemnye yadernye energeticheskie ustanovki pryamogo preobrazovaniya energii [Space- and ground-based direct power conversion nuclear power systems]: monogrpah. Moscow: NIYaU MIFI; 2016 (in Russian).
2. Yarygin VI. Nuclear power of direct conversion in space missions of the 21st century. Izvestiya vuzov. Yadernaya Energetika. 2013; 2: 5-20. Available from: https://doi.org/10.26583/npe.2013.2.01 (accessed 04.04.2023).
3. Sinyavskiy VV. Advanced technology for nuclear electric propulsion orbital transfer vehicle Hercules. Space Engineering and Technology. 2013; 3: 25-45. Available from: https://www.elibrary.ru/ smyblx (accessed 04.04.2023) (in Russian).
4. Russian State Standard GOST R 56526-2015. Trebovaniya nadezhnosti i bezopasnosti kosmicheskikh sistem, kompleksov i avtomaticheskikh kosmicheskikh apparatov edinichnogo (melkoseriinogo) izgotovleniya s dlitel'nymi srokami aktivnogo sushchestvovaniya [Requirements for reliability and safety of space systems, complexes, and unmanned spacecraft of one-off (small-batch) production with long service life]. Moscow: Standartinform; 2016 (in Russian).
5. Special illustrated presentation by the delegation of the Russian Federation at the XXXIII session of the scientific and technical subcommittee of COPOUS on collisions of nuclear power sources with space debris, Vienna, February 16, 1996.
6. Bogush IP, Gryaznov GM, Zhabotinskii EE, Makarov AN, Serbin VI, Trukhanov YuL. Kosmicheskaya termoemissionnaya YaEU po programme "Topaz". Printsipy konstruktsii i rezhimy raboty [Space thermionic nuclear power system under Topaz program Design philosophy and operational modes]. Atomic energy 1991; 4(70): 211-214. Available from: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t70-4_1991/go,4/ (accessed 04.04.2023) (in Russian).
7. Gryaznov GM, Pupko VYa. "Topaz-1" — sovetskaya kosmicheskaya yaderno-energeticheskaya ustanovka [Topaz-1 — Soviet space nuclear power plant]. Priroda. 1991; 10: 29-36. Available from: http://elib.biblioatom.ru/text/gryaznov_topaz_1991/go,0/ (accessed 04.04.2023) (in Russian).
8. Kukharkin NE, Ponomarev-Stepnoi NN, Usov VA. Kosmicheskaya yadernaya energetika (yadernye reaktory s termoelektricheskim i termoemissionnym preobrazovaniem — "Romashka" i "Enisei") [Nuclear power generation in space (nuclear power reactors with thermoelectric and thermionic conversion — Romashka and Yenisei)]. Moscow: IzdAT; 2012. Available from: https://elibrary.ru/qnylkz (accessed 04.04.2023) (in Russian).
9. Nikitin VP, Ogloblin BG, Sokolov EN, Klimov AV, Barabanshchikov AA, Ponomarev-Stepnoi NN, Kukharkin NE, Usov VA, Nikolaev VYu. Kosmicheskaya yadernaya energeticheskaya ustanovka "Enisei" [Space-based nuclear power system Yenisei]. Atomic energy. 2000; 2(88): 95-108. Available from: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t88-2_2000/go45/ (accessed 04.04.2023) (in Russian).
10. Kolesnikov AV. Ispytaniya konstruktsii i sistem kosmicheskikh apparatov [Testing spacecraft structure and systems]. Moscow: MAI publishing house; 2007 (in Russian).
11. Zemlyanov AB, Kosov GL, Traube VA. Sistema morskoi kosmicheskoi razvedki i tseleukazaniya (istoriya sozdaniya) [A system for maritime reconnaissance and targeting from space (a history of its origins)]. St.Petersburg: Galeya-Print, 2002 (in Russian).
12. Nechaev YuA. Kosmicheskie yadernye energoustanovki "Romashka" i "Enisei" [Space-based nuclear power systems Romashka and Yenisei]. Moscow: IzdAT; 2011 (in Russian).
13. Kirillov AS, Pyshko AP, Romanenko AA, Yarygin VI. The reactor research and test facility. Space Engineering and Technology. 2020; 4(31): 69-79. Available from: https://www.elibrary.ru/iqhfxm (accessed 04.04.2023) (in Russian).
14. Afanasieva IV, Zhabotinsky EE, Zaritsky GA. Optimal'nye algoritmy upravleniya termoemissionnymi kosmicheskimi YaEU s teplovym reaktorom [Optimal control algorithms for space-based thermionic nuclear power systems with thermal reactor]. Atomic energy. 1991; 5(71): 386-391. Available from: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t71-5_1991/go41/ (accessed 04.04.2023) (in Russian).
15. Bogush IP, Gryaznov GM, Zhabotinskii EE, Makarov AN, Serbin VI, Trukhanov YuL, Vizgalov AV, Zrodnikov AV, Pupko VYa. Osnovnye zadachi i rezul'taty letnykh ispytanii YaEU po programme "Topaz" [Major objectives and results of flight tests of a nuclear power system under Topaz program]. Atomic energy. 1991; 4(70): 214-217. Available from: http://elib.biblioatom.ru/text/ atomnaya-energiya_t70-4_1991/go,7/ (accessed 04.04.2023) (in Russian).
16. Gudilin VE. Yadernye energeticheskie ustanovki. Yadernye raketnye dvigateli [Nuclear powergenerating systems. Nuclear rocket engines]. Available from: http://buran.ru/htm/gud%2026.htm (accessed 04.04.2023) (in Russian).
17. Volberg MS, Gryaznov GM, Zhabotinskii EE, Makarov AN, Serbin VI. Osnovnye printsipy upravleniya termoemissionnoi YaEU "Topaz" na razlichnykh rezhimakh raboty [Basic principles of controlling the thermionic nuclear power system Topaz in various operational modes]. Atomic energy. 1991; 6(71): 575-578. Available from: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t71-6_1991/go,88/ (accessed 04.04.2023) (in Russian).
18. Sinyavskiy VV. Design studies of thermionic lithium-niobium nuclear power generating systems with electric output of 5-10 MW. Space Engineering and Technologies. 2016; 4(15): 31-42. Available from: https://www.elibrary.ru/yhcwjf (accessed 04.04.2023) (in Russian).
19. Rhee HS, Wetch JR, Gunther N, Hobson RR, Zheng C, Brit EJ, Schmidt G. Space-R thermionic space nuclear power system with single cell incore thermionic fuel elements. In: AIP Conference Proceedings. 1992. Vol. 246. Issue 1. Available from: http://dx.doi.org/10.1063/1.41739 (accessed 04.04.2023).
20. Andreev PV, Gryaznov GM, Zhabotinskii EE, Zaritski GA, Nikonov AM, Serbin VI. Printsipy postroeniya i osnovnye kharakteristiki kosmicheskikh termoemissionnykh YaEU s teplovym reaktorom dlitel'nogo resursa [Design concepts and basic parameters of space-based thermionic nuclear power systems with long-life thermal reactor]. Atomic energy. 1991; 4(70): 217-220. Available from: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t70-4_1991/go,10/ (accessed 04.04.2023) (in Russian).
21. Fedik II, editor. NII NPO "Luch". Dela i lyudi (Istoriya i sud'by) [Research Institute NPO Luch. Deeds and People (History and destinies)]. Podolsk: Research Institute NPO Luch; 2004 (in Russian).
22. Alekseev SV, Vybyvanets VI, Gontar AS, Nelidov MV. Metody otrabotki i obosnovaniya dlitel'nogo resursa EGK [Methods of developmental testing and validation of long service life for PGC]. Atomic energy. 2014; 3(116): 123-130. Available from: http://elib.biblioatom.ru/text/ atomnaya-energiya_t 116-3_2014/go,3/ (accessed 04.04.2023) (in Russian).
23. Vybyvanets VI, Karagozin RM, Tsetskhladze DL, inventors. Federal State Unitary Enterprise Research Institute Scientific and Production Association Luch. Elektrogeneriruyushchii kanal termoemissionnogo reaktora-preobrazovatelya [Power-generating channel of a thermionic converter-reactor]. Patent RU 2465678 C1. H01J 45/00. Application No. 2011123350/07 dated 08.06.2011. Published 27.10.2012. Bulletin No. 30 (in Russian).
24. Glushkov ES, Ermoshin MYu, Ponomarev-Stepnoy NN, Skorlygin VV. Otsenka vozmozhnykh posledstvii gipoteticheskoi reaktivnostnoi avarii, svyazannoi s popadaniem v vodu kosmicheskoi YaEU "Topaz-2" [Assessment of potential impact for a hypothetical propulsion failure, involving a space nuclear power system Topaz-2 entry into water]. Atomic energy. 1994; 6(76): 465-470. Available from: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t76-6_1994/go,10/ (accessed 04.04.2023) (in Russian).
25. "Roskosmos" soobshchil o vozmozhnom povrezhdenii «Soyuz MS-22» mikrometeoritom ili musorom [Roscosmos reports possible damage to Soyuz MS-22 from a micrometeorite or space debris]: News item dated 19.12.2022. In: Interfax: web site. Available from: https://www.interfax.ru/russia/877643 (accessed 04.04.2023) (in Russian).
26. Skorlygin VV, Kukharkin NE, inventors. Federal State Unitary Enterprise National Research Center Kurchatov Institute. Sposob puska yadernogo reaktora kosmicheskogo naznacheniya [A method of starting up a reactor for space applications]. Patent RU 2673564 C1. G21C 7/00. Application No. 2018114144 dated 18.04.2018. Published 28.11.2018. Bulletin No. 34 (in Russian).
27. Skorlygin VV. Sposoby optimizatsii puskovogo rezhima kosmicheskikh YaEU [Methods for optimizing the starting behavior of space-based nuclear power systems]. Atomic energy. 2020; 2(128): 65-70 (in Russian).
28. Bugrovsky VV, Vintsevich NA, Vishepolsky IM, Dushin AN, Karmishin VA, Martyanova TS, Ulanov GM, Chuprun BE, Shevyakov AA. Osnovy avtomaticheskogo upravleniya yadernymi kosmicheskimi energeticheskimi ustanovkami [Fundamentals of automatic control of space-based nuclear power systems]. Moscow: Mashinostroeniye; 1974 (in Russian).
29. Ponomarev-Stepnoi NN, Kukharkin NE, Skorlygin VV, Annenkov ME. Simulation systems in experimental development of a space nuclear power system (Enisei SNPS). Atomic Energy. 2019; 1(127): 19-27. Available from: https://www.elibrary.ru/irlhxm (accessed 04.04.2023) (in Russian).
30. Garin VP, Ermoshin MYu, Skorlygin VV. Application of control in coolant temperature for attainment of desired neutron power level during Topaz-II start-up. In: Proc. of the 11-th Symposium on Space Nuclear Power and Propulsion, C0NF-940101. NY. 1994. Available from: https://doi.org/10.1063/1.2950247 (accessed 04.04.2023).
31. Ivanovsky MN, Sorokin VP, Yagodkin IV. Fizicheskie osnovy teplovykh trub [Basic physics of heat pipes]. Moscow: Atomizdat, 1978 (in Russian).
32. Abdrakhmanov AI, Sinyavskiy VV. Indemnification of resource changes of power charactiristics of thermionic reactor with the help of an adaptive control system with and extremal regulator of pressure pair cesium. Proceedings of RAS. Power Engineering. 2006; 1: 74-79. Available from: https://www.elibrary.ru/htahqz (accessed 04.04.2023) (in Russian).
33. Gryaznov GM, Ezhov NI, Zhabotinsky EE, Serbin VI, Slivkin BV, Trukhanov YL, Sheftel LM. Regenerativnye sistemy podachi para tseziya v termoemissionnykh YaEU [Regenerative systems for supplying cesium vapor in thermionic nuclear power systems]. Atomic energy. 1991; 6(71): 573-575. Available from: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t71-6_1991/go,86/ (accessed 04.04.2023) (in Russian).
34. Russian State Standard. GOST R 57412-2017. Komp'yuternye modeli v protsessakh razrabotki, proizvodstva i ekspluatatsii izdelii. 0bshchie polozheniya [Computer models in the course of product development, production and operation. General provisions]. Moscow: Standartinform; 2018 (in Russian).
35. Kukharkin NE, Skorlygin VV. Some features of a mathematical model of the dynamics of space thermionic nuclear power system (case SNPS «Enisey»). Problems of Atomic Science and Engineering. Series: Physics of Nuclear Reactors. 2016; 5: 70-89. Available from: https://www.elibrary.ru/ ztembn (accessed 04.04.2023) (in Russian).
36. Ermoshin MYu, Luppov AN, Murinson AK, Skorlygin VV, Shepelenko AA. Matematicheskaya model' i programma rascheta perekhodnykh rezhimov yadernoi termoemissionnoi energeticheskoi ustanovki [A math model and computer code for calculating transient regimes of a thermionic unclear power plant]. In: Otraslevaya yubileinaya konferentsiya "Yadernaya energetika v kosmose" [Jubilee industry conference Nuclear Power Generation in Space]. Obninsk; 1990. p. 318-320 (in Russian).
