ОБЗОР РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ НЕЙТРОННО -ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ТЕРМОЭМИССИОННЫХ РЕАКТОРОВ-ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЕЙ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Текст научной статьи по специальности «Электротехника, электронная техника, информационные технологии»

УДК 621.039.577

ОБЗОР РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ НЕйТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ТЕРМОЭМИССИОННЫХ РЕАКТОРОВ-ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЕЙ

НА БыСТРыХ НЕйТРОНАХ

© 2020 г. Синявский В.В.

Ракетно-космическая корпорация «Энергия» имени С.П. Королёва (РКК «Энергия») Ул. Ленина, 4А, г. Королёв, Московская обл., Российская Федерация, 141070, e-mail: [email protected]

В статье выполнен аналитический обзор опубликованных работ по экспериментальному и, частично, расчетно-теоретическому исследованию нейтронно -физических характеристик критических сборок, моделирующих по геометрии и составу материалов термоэмиссионные реакторы-преобразователи (ТРП) на быстрых нейтронах. Приведены результаты исследований радиального распределения энерговыделения с размещением поглощающих и делящихся экранов на границе активной зоны с боковым отражателем, результаты выравнивания радиального энерговыделения и подавления локального всплеска энерговыделения в топливных сердечниках периферийных электрогенерирующих сборок-каналов (ЭГК). Приведены результаты экспериментальных измерений микроструктуры энерговыделения по сечению топливных сердечников. Приведен анализ результатов экспериментов и расчетов эффективности бокового отражателя с рабочими органами системы управления и защиты (СУЗ). Показано, что введение двенадцати рабочих органов СУЗ в реактор переводит его в глубоко подкритическое состояние. Экспериментально показано сокращение модульной сборки ТРП примерно на порядок относительно традиционной схемы сборки из отдельных ЭГК. Приведены результаты экспериментов на критсборке, моделирующей ТРП с гомогенной (не модульной) структурой активной зоны. Приведены результаты экспериментальных нейтронно-физических исследований условий работы лазеров с комбинированной накачкой в составе ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем.

Ключевые слова: термоэмиссионный реактор, нейтронно-физические характеристики, распределение энерговыделения, поглощающие и делящиеся экраны, рабочие органы СУЗ, модульная сборка, лазеры с комбинированной накачкой.

DOI 10.33950/spacetech-2308-7625-2020-2-61-83

REVIEW OF RESULTS OF EXPERIMENTAL STUDIES OF NEUTRONIC PROPERTIES OF FAST-NEUTRON THERMIONIC CONVERTER-REACTORS

Sinyavskiy V.V.

S.P. Korolev Rocket and Space Corporation Energia (RSC Energia) 4A Lenin str., Korolev, Moscow region, 141070, Russian Federation, e-mail:[email protected]

The paper provides an analytical review of published works on experimental, and, in part, analytical and theoretical studies of neutronic properties of critical assemblies, simulating geometry and materials composition of fast-neutron Thermionic Converter-Reactors (TCR). It provides results of studies of radial distribution of energy release with absorbing and fissile shields placed at the boundary of the active zone with side reflector, results of equalization of radial energy release and suppression of the local surge

СИНЯВСКИЙ Виктор Васильевич — доктор технических наук, профессор, научный консультант РКК «Энергия», e-mail: [email protected]

SINYAVSKIY Viktor Vasilievich — Doctor of Science (Engineering), Professor, Scientific consultant at RSC Energia, e-mail: [email protected]

of energy release in fuel kernels of peripheral Electric generating Assemblies-Channels (EAC). It provides results of experimental measurements of the microstructure of energy release in the fuel kernels cross-section. It provides an analysis of the results of experiments and efficiency calculations for the side reflector with actuating elements of the Control and Safety System (CSS). It is demonstrated that insertion of twelve actuating elements of CSS into the reactor places it into a deeply subcritical state. An order of magnitude reduction of the modular TCR assembly, as compared with the conventional configuration assembled from individual EACs, was experimentally demonstrated. The paper provides results of experiments on a critical assembly simulating TCR with homogenous (non-modular) structure of the active zone. It provides results of experimental neutronic studies of operating conditions for combined-excitation lasers within fast-neutron TCR with moderating reflector.

Key words: thermionic reactor, neutronic characteristics, energy release distribution, absorption and fissile shields, actuating elements of CSS, modular assembly, combined excitation lasers.

СинявСкий в.в.

В работах [1-5] показана возможность использования ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) и ядерных электроракетных двигательных установок (ЯЭРДУ) субмегаваттного и мегаваттного классов в перспективных космических аппаратах (КА) и комплексах, способных более эффективно, чем традиционные средства, решить широкий спектр энергоемких задач в освоении околоземного космоса и Луны, а также в межпланетных миссиях.

Обоснование выбора концепции ЯЭУ и ЯЭРДУ на ее основе было выполнено в 1960-е гг. по инициативе С.П. Королёва в связи с разработкой тяжелых межпланетных кораблей после сравнительного анализа ЯЭУ мегаваттной мощности с различными схемами преобразования тепловой энергии в электрическую (паротурбинным, газотурбинным и с непосредственным термоэмиссионным преобразованием тепла в электричество) [6-8].

В качестве источника тепла и электроэнергии был обоснован выбор термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП) на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем. В отличие от ТРП на тепловых и промежуточных нейтронах

ЯЭУ «Топаз» [3], «Енисей» [9] и РП [10], такой реактор практически не чувствителен к выбору материалов активной зоны (а. з.), что обеспечивает высокие плотности электрической мощности, повышенные КПД и ресурс электрогенерирующих сборок - каналов (ЭГК).

В качестве теплоносителя был выбран практически неактивируемый изотоп литий-7, а в качестве конструкционного материала реактора и системы охлаждения — отечественный ниобиевый сплав НбЦУ (ниобий - цирконий-1% -углерод-0,1%) с рабочей температурой более 1 500 К [12, 13]. В результате, за счет использования ниобиевого сплава в качестве коллектора ЭГК и конструкционного материала литиевой системы охлаждения, температура холодильника-излучателя может быть выше на 250-300 °С по сравнению с ЯЭУ типа «Топаз» на основе конструкционных жаропрочных сплавов группы железа [10, 11].

Принципиальной схемно-технической особенностью является модульная схема ТРП и системы охлаждения ЯЭУ, предложенная В.А. Маевским, которая была признана наиболее рациональным

решением проблемы создания мощной космической ЯЭУ [14]. Сущность модульной схемы состоит в том, что составляющие а. з. ЭГК размещаются в нескольких герметичных ниобиевых корпусах (12 — для ЯЭУ электрической мощностью 150-300 кВт; 19 — для ЯЭУ мощностью 300-500 кВт; 31 или 37 для ЯЭУ мощностью 500-1 000 кВт), каждый из которых имеет независимую литиевую систему охлаждения. Принцип модульного исполнения а. з., бокового отражателя (БО) и рабочих органов (РО) системы управления и защиты (СУЗ) ТРП приводит одновременно к модульному построению всей ЯЭУ [15]. Такая ЯЭУ собирается из гидравлически независимых унифицированных электрогенерирующих модулей, каждый из которых включает: один (или два) электрогенерирующих пакета (ЭГП) из нескольких (от 18 до 36 штук) термоэмиссионных ЭГК; секцию холодильника-излучателя из натриевых тепловых труб; индукционный электромагнитный насос; магистральные трубопроводы системы охлаждения с компенсационной емкостью, сепаратором радиогенного гелия и датчиковой аппаратурой; контур разогрева и плавления лития в трубопроводах и агрегатах системы охлаждения ТРП [15, 16].

Главными преимуществами модульной схемы ЯЭУ являются:

• на стадии изготовления ЯЭУ обеспечение высокого уровня серийности изготовления и комплектации ЯЭУ из оптимальной выборки модулей, что снижает риск брака на завершающих стадиях изготовления ЯЭУ;

• на стадии отработки — возможность полномасштабной отработки энергетической системы ЯЭУ при существующих экономических, производственных условиях и на существующей экспериментальной базе.

Было предложено несколько разновидностей ЭГП и модуля ЯЭУ [17-19].

Модульное построение космических ЯЭУ позволяет создать на основе единых технических решений по ТРП и ЯЭУ в целом не только ряд энергоустановок различной мощности [1, 20, 21], но и сократить сроки создания и снизить стоимость экспериментальной отработки, так как в комплексном плане экспериментальной отработки ТРП и ЯЭУ основной объем испытаний приходится на предварительную отработку основных

унифицированных модулей, входящих в состав ТРП и ЯЭУ [15].

Как показано в работе [15], состояние разработки термоэмиссионной ЯЭУ по литий-ниобиевой технологии характеризуется созданием необходимой номенклатуры высокотемпературных материалов и завершением поэлементной отработки узлов и агрегатов из этих материалов при рабочих температурах на ресурс до двух лет с прогнозируемым по этим результатам ресурсом пять-семь лет и, возможно, более.

Важнейшим этапом отработки ЯЭУ с ТРП было создание исследовательского стенда с набором критических сборок (КСб) для обоснования сначала нейтронно-физических характеристик (НФХ) ТРП на быстрых нейтронах вообще, а затем исследований полномасштабных прототипов модульных ТРП, в т. ч. обоснования ядерной безопасности использования ТРП при эксплуатации [15, 22].

Критический стенд физического стенда

Для обоснования концепции создания, развития и безопасности ТРП на быстрых нейтронах разрабатываемых космических ЯЭУ РКК «Энергия» по исходным данным Физико-энергетического института (ФЭИ) был спроектирован, изготовлен и смонтирован на территории ФЭИ (г. Обнинск) исследовательский реактор нулевой мощности — критический стенд (КС) физического стенда (ФС) [23-25]. В 1970 г. осуществлен первый физический пуск КС с КСб, моделирующей ТРП на быстрых нейтронах с объемом а. з. ~50 л. Стенд, в зависимости от поставленных целей, позволял варьировать и моделировать в широких пределах структуру, геометрию, состав и конфигурацию основных компонентов исследуемых КСб — вариантов нейтронно-физических моделей рассматриваемого класса ТРП.

Все КСб по степени адекватности объекту моделирования условно можно разделить на исследовательские и полномасштабные образцы разрабатываемых ТРП.

В табл. 1 приведены характеристики и задачи исследований первой группы КСб [23, 24].

В табл. 2 приведены характеристики и задачи исследований полномасштабных моделей ТРП как модульной схемы [23, 24], так и варианта моноблочной схемы ТРП [26].

Таблица 1

характеристики и задачи исследований первой группы критических стендов

Основные параметры Типы с шзических стендов

ФС-1-1 ФС-1-2 ФС-1-2а ФС-1-3 ФС-1-3а

Начало работ 1970 г. 1973 г. 1975 г. 1978 г. 1982 г.

Радиус а. з., мм 163,0 192,5 192,5 248,0 210,0

Высота а. з., мм 584,0 584,0 584,0 584,0 584,0

Объем а. з., л 49,0 68,5 68,5 113,0 75,0

Эф. толщина БО, мм 272,0 140,0 140,0 150,0 150,0

Толщина ТО, мм 150,0 150,0 150,0 150,0 150,0

Высота БО, мм 1 050 1 050 1 050 1 050 1 050

Число ТВС, шт. 455 637 609 829 620

Число пакетов ТВС, шт. — — — 8 8

Критзагрузка урана-235, кг 84,0 116,5 112,0 152,0 115,0

Целевое назначение Выявление особенностей нейтронно-физических процессов в ТРП Выбор топливной композиции, способа профилирования энерговыделения Отработка ОР СУЗ. Выбор материалов ПЭ. Определение эффективности РО СУЗ Определение реактивности материалов и распределения энерговыделения Определение эффективности РО СУЗ

Степень адекватности объекту моделирования Моноблочная структура активной зоны (а. з.), ЭГК размещены в узлах треугольной решетки Модульная сборка ЭГК в секторе 120° Имитация структуры и состава ТРП в секторе 120°

Примечание. ТО — торцевой отражатель; БО — боковой отражатель; РО — рабочий орган; ОР — органы регулирования; ПЭ — поглощающие экраны; СУЗ — система управления и защиты; ТРП — термоэмиссионный реактор-преобразователь; ЭГК — электрогенерирующие сборки - каналы; ТВС — тепловыделяющие сборки.

Таблица 2

Параметры исследованных прототипов трП

Основные Критические реакторные сборки

параметры ФС-1-4.19 ФС-1-4.31 ФС-1-4.37 ФС-1-5

Начало работ 1985 г. 1989 г. 1990 г. 1992 г.

Радиус а. з., мм 195,7 248,5 271,5 194,5

Высота а. з., мм 815±5 815±5 815±5 815±5

Объем а. з., л 98,7 158,0 189,0 82-98

Эффективная толщина БО, мм 137,3 175,0 150,0 150,0

Толщина торцевого 154,5 154,5 154,5 154,5

отражателя, мм

Высота БО, мм 1 172 1 172 1 172 1 172

Число ТВС, шт. 684 1 116 1 332 540-561

Число пакетов 19 31 37

(кассет) ТВС, шт.

Загрузка критическая урана-235, кг 216,3 257,4 315,5 201-215

Обоснова-

Целевое назначение ние параметров ТРП. Аттестация программ Обоснование проектных параметров разрабатываемых ТРП

расчета

Степень

адекватности объекту Полномасштабный образец ТРП

моделирования

Примечание. Сокращения см. табл. 1.

Обоснование проектных параметров, включая эффективность и ядерную безопасность модульной сборки проектируемых ТРП, проводилось при исследованиях практически идентичных полномасштабных нейтронно-физических макетов ТРП с 31 и 37 пакетами (ФС-1-4.31 и ФС-1-4.37). Экспериментальные реакторы (критические сборки) максимально моделировали основные параметры ТРП электрической мощностью 500-600 кВт и более [20, 21].

Критсборка ФС-1-4.37 (рис. 1) по основным нейтронно-физическим параметрам моделирует ТРП на быстрых нейтронах из 37 ЭГП с объемом а. з. ~200 л. Активная зона экспериментального реактора собрана из 37 полномасштабных моделей элек-трогенерирующих пакетов с тепловыделяющими сборками (ТВС) различного типа и в собранном виде представляет собой призму с шестигранным поперечным сечением, высотой а. з. 820 мм, эффективным диаметром 543 мм, объемом 189 л. Активная зона окружена бериллиевым БО наружным 0849 мм и высотой 1 172 мм, причем, эффективная толщина БО ~150 мм; толщйны верхнего и нижнего ТО из бериллия (окиси бериллия) — по 150 мм.

Рис. 1. Общий вид критической сборки ФС-1 -4.37 для нейтронно-физических исследований ТРП из 37модулей [22]

В боковом отражателе равномерно по окружности радиусом 357 мм размещены двенадцать РО СУЗ поворотного типа наружным 0128 мм с поглощающей нейтроны вставкой (ПНВ) из спеченного карбида бора с естественной смесью изотопов. ПНВ имеет высоту 1 000 мм, толщину 7,5 мм и угол раствора 110°; плотность спеченного карбида бора в ПНВ ~1,7 г/см3. По типу рабочие органы различаются на РО автоматического регулирования (АР), аварийной защиты (АЗ) и компенсационные цилиндры (КЦ), причем в исследованном реакторе было три АЗ, один АР и восемь КЦ.

В собранном виде КСб ФС-1-4.37 содержала 37 сборок (пакетов) ТВС в виде шестигранных призм с размером поперечного сечения 84,5 мм и высотой 1 184 мм, размещенных на опорной плите по треугольной решетке с шагом 85 мм. Корпус изготовлен из ниобия с толщиной стенки 1 мм. Внутри корпуса размещены по треугольной решетке с шагом 12,5 мм 36 ТВС наружным 011,2 мм и высотой 1 172 мм. Материал герметичного корпуса ТВС — ниобий.

ТВС представляет собой разборную конструкцию стерженькового типа, позволяющую собирать внутри корпуса ТВС (нио-биевая трубка размером 011,2x0,3x1 172 мм) различные композиции из делящихся

и конструкционных материалов. Активная часть ТВС моделировала геометрически профилированный 18-элементный ЭГК и на высоте 820 мм составлена из восемнадцати топливных сердечников длиной от 25 мм в центре и до 80 мм — на периферии с наружным 09 мм и диаметрами осевых отверстий от 0 до 4,5 мм. Материал топливных сердечников — спеченный диоксид урана плотностью 10,2-10,4 г/см3 с 90%-ным обогащением по урану-235. Каждый топливный сердечник герметично зачехлен в оболочку из вольфрама (или изотопа вольфрам-184) с толщиной стенки 0,5 мм. Между собой топливные сердечники разделены проставками в виде дисков (имитирующими коммутационные перемычки) наружным диаметром 10 мм и высотой 0,5...3,0 мм из ниобия (3 мм), вольфрама (1,5 мм), молибдена (0,5 мм) и алюминия (1,5 мм). По торцам активной части ТВС размещены ТО из бериллия (окиси бериллия) в виде стержней наружным диаметром 10 мм и высотой 150 мм. Вся композиция внутри корпуса ТВС закреплена с помощью прижимной пружины и верхнего резьбового концевика. В зависимости от диаметра осевого отверстия (3 мм или 4,5 мм) топливных сердечников и от обогащения по урану-235 ТВС разделялись на пять типов с содержанием урана-235 от 251 до 346 г.

Имитатор силового корпуса а. з. состоял из 42 пластин из бериллия, зачехленных в циркониевые корпуса с толщиной стенки 0,5 мм или из аналогичных нио-биевых пластин. Боковой отражатель состоял из восемнадцати бериллиевых призм, двенадцати внутренних берил-лиевых секторов, двенадцати внешних бериллиевых секторов, двенадцати РО СУЗ поворотного типа.

Программы экспериментальных работ на ФС предусматривали [23-26]:

• экспериментальное определение основных НФХ различных ТРП, а также определение критических и массогабаритных параметров ТРП с объемами а. з. 50.200 л и загрузкой урана-235 84.350 кг;

• исследование свойств и выбор материалов для ПНВ РО поворотного типа СУЗ и стержней безопасности (СБ) с оптимизацией эффективности РО СУЗ и СБ;

• выбор и обоснование основных конструкционных материалов и оптимальной толщины БО реактора;

• определение энерговыделения в конструкционных и поглощающих нейтроны материалах, а также в делящихся материалах ЭГК;

• выбор и обоснование способов профилирования (прежде всего — выравнивания) распределения энерговыделения по объему а. з.;

• определение величин эффектов реактивности от попадания воды (или водородсодержащих сред) в полости ТРП, внешнего окружения водой ТРП, а также от заполнения водой тракта теплоносителя ТРП;

• экспериментальное обоснование ядерной и радиационной безопасности на всех этапах разработки и создания ТРП, начиная с разработки и наземной отработки конструкции ТРП (и ЯЭУ) до завершения эксплуатации ЯЭУ в составе КА;

• выбор и верификацию разрабатываемых методов расчета и систем ядерных констант для расчетного обоснования НФХ проектируемых ТРП.

методы и средства измерений нейтронно-физических характеристик

В процессе реализации программы исследований НФХ различных вариантов ТРП на КС ФС использовались как традиционные методы и средства экспериментальной физики реакторов [27], так и специально разработанные [28]. Ниже кратко перечислены использованные методы. Подробное описание особенностей использованных методов и средств конкретно по экспериментам на ФС приведено в работе [29]. Отметим лишь, что эти методы использовались, как правило, в комплексе.

В качестве методов измерения реактивности использовались метод обратного умножения, метод обращенного решения уравнения кинетики, метод удаляемого источника.

В качестве средств измерения распределения энерговыделения использовались камеры деления, активационные детекторы, твердотельные трековые детекторы, а также предложенные С.Н. Мариным калориметрические методы [30].

В качестве метода измерения абсолютной мощности критической сборки использовался статистический метод, основанный на дискретном (или аналоговом) способе анализа флуктуаций плотности нейтронов в исследуемой сборке [29].

экспериментальные исследования распределения энерговыделения и способов выравнивания энерговыделения по сечению активной зоны

При заданной тепловой мощности ТРП и при ограничении максимальной температуры эмиттера t ЭГК, из

г J г г эмакс '

которых набрана а. з. ТРП, его выходная электрическая мощность nэл зависит от неравномерности распределения энерговыделения qv по объему а. з. [31, 32]. На радиальное и аксиальное распределение энерговыделения qv( г) и qv(z) кроме параметров а. з. оказывают влияние БО и ТО нейтронов.

В ТРП космического назначения как на промежуточных, так и на быстрых нейтронах используется замедляющий нейтроны БО, обычно из бериллия (или оксида бериллия), для существенного снижения объема а. з. v и загрузки делящегося материала Си235, а, следовательно, габаритов и массы ТРП в целом [26]. В таком ТРП в БО формируется спектр замедленных нейтронов, которые диффундируют в а. з. и приводят к выравниванию qv(r) на периферийной области а. з., наряду со значительным его «всплеском» в периферийных ЭГК [33]. На рис. 2 приведен пример распределения q(r) по радиусу а. з. КСб ФС-1-2.

Рис. 2. Распределение по радиусу активной зоны среднего значения энерговыделения в ТВС в критической сборке ФС-1-2: --- — граница активной зоны и отражателя. Маркеры — экспериментальные точки [33]

Количественно этот «всплеск» характеризовался величиной qгр, определяемой

соотношением

qгр = q (^.з

где q(Rаз) и q0 — средние значения энерговыделений в топливных сердечниках ТВС, размещенных на границе а. з. с БО и в центре а. з.

Однако, существенная неравномерность энерговыделения в топливных сердечниках периферийных ЭГК нежелательна, так как при ограничении Т без принятия

1 1 эмакс 1

специальных мер Ыэл существенно снижается [34].

Кроме радиальной ду(г) наблюдается и аксиальная неравномерность энерговыделения Цу(2). Поэтому необходимы разработка и исследование эффективности методов хотя бы частичной нейтрализации нежелательного влияния неравномерности энерговыделения на выходные характеристики ТРП. В качестве таких методов рассматриваются так называемое ядерно-физическое [33] и геометрическое профилирование [35, 36].

В статье [33] изложены результаты выполненных под руководством А.Г. Шес-теркина измерений ду(г) и нейтронно-физические способы профилирования энерговыделения по радиусу а. з. ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим БО.

Коэффициент неравномерности qч(г) определялся как

Яаз

К = -тах/(2/Я2,з.) Г -(г)г^

0

где #тах — максимальное значение среднего энерговыделения в урановом сердечнике; д(г) — среднее энерговыделение в урановом сердечнике, расположенном на расстоянии г от центра а. з. с радиусом Лаз.

Задачи и методы ядерно-физического профилирования в рассматриваемом классе ТРП следующие [33]:

1. Выравнивание среднего значения энерговыделения в сердечниках ЭГК по радиусу а. з. методом ядерно-физического профилирования изменением содержания 235и в топливной композиции сердечников ЭГК.

2. Подавление «всплеска» среднего энерговыделения в топливных сердечниках на границе а. з. с БО и выравнивание среднего энерговыделения по сечению топливных сердечников ЭГК. Эта задача может быть решена установкой поглощающих нейтроны экранов (ПЭ) на границе между а. з. и БО, прежде всего из материалов с резонансной структурой сечений взаимодействия с нейтронами в области теплового и промежуточного спектров (с энергией Еп < 100 кэВ). Выбор материалов может быть обширным, в их число входят поглощающие нейтроны материалы с содержанием 10В, Ей или резонансные

поглотители (КЬ, Та), сплавы жаропрочных материалов с Ке и другие, одновременно отвечающие технологическим требованиям и имеющие длительный ресурс. В качестве гипотетической альтернативы возможно использование вместо ПЭ делящихся экранов (ДЭ) из диоксида урана.

Выбор необходимой толщины БО (поскольку толщина БО является определяющим фактором радиальной неравномерности ду(г) в а. з.) — геометрического параметра реактора, который выбирается при разработке конструкции с учетом задачи оптимизации массогабаритных характеристик ТРП, радиационной защиты и ЯЭУ в целом.

Задача по оптимизации распределения энерговыделения должна решаться комплексно в сочетании поставленных трех задач — ядерного профилирования, включая выбор эффективного ПЭ на границе а. з. и толщины БО [33], а также возможности геометрического профилирования ЭГК [35] с учетом следующих нежелательных «побочных» явлений, а именно:

• ПЭ снижает Кэф и эффективность РО СУЗ, расположенных в БО;

• ДЭ генерирует значительное количество тепла, не участвующего в процессе прямого преобразования тепловой энергии в электричество;

• ядерное профилирование связано с увеличением типоразмеров ЭГК в а. з., что усложняет промышленное производство их комплектов;

• толщина БО не может быть сделана менее некоторой величины (8-12 см), определяемой условиями эффективности РО УЗ.

Экспериментальные исследования способов выравнивания #у( г) были проведены на КСб ФС-1-2 (ФС-1-2А и ФС-1-2П) стенда ФС-1 [23, 26]. Картограмма загрузки 91 пакета из семи ТВС в каждом показана на рис. 3.

Сборка ФС-1-2П отличалась от ФС-1-2А тем, что в секторе а. з. размещались ТВС (имитаторы ЭГК) с различным содержанием 235и и вольфрама с целью выравнивания цу( г) в этой области. Была предусмотрена возможность формирования зазора 3,0 мм по границе а. з. с БО для установки ПЭ или ДЭ. Компенсация реактивности в КСб при установке ПЭ осуществлялась увеличением толщины БО. Посредством замены периферийных пакетов с ураном

на бериллиевые шестигранники или достройки БО в исследуемом секторе а. з. могла изменяться эффективная толщина БО от 10 до 20 см и Rаз — от 28 до 14 см, соответственно.

Рис. 3. Картограмма загрузки пакетов тепловыделяющих сборок и бериллиевых блоков в критической реакторной сборке ФС-1-2: АЗ — аварийная защита; АР — автоматический регулятор; КЦ — компенсационный цилиндр; РР — ручной регулятор

Сравнение различных способов выравнивания q(r) проведено по результатам исследований, выполненных на ФС-1-2А (исходное состояние: Я = 19,25 см;

V ^ а.з. ' '

-аз= 58,4 см; Уз = 68 л; С"235 = 1 1 1 кг; кг = 1,71; qгр = 1,78). При сравнении за основу взято требование — достигнуть значения кг—1,1 (или приблизиться к этому значению). При этом изменение кэф КСб компенсировалось изменением С"235 за счет увеличения Яаз (догрузки ТВС на периферию исходной а. з.) или наращиванием толщины БО. Отметим, что параллельно экспериментам под руководством М.К. Овчаренко проводились расчеты qV(r) в Р1-приближении по программе 9М с использованием 18-группового константного обеспечения [33].

Результаты исследований влияния материалов поглощающих экранов, приведенные в работе [33], показали, что конструкционным требованиям наилучшим

образом удовлетворяет Та по сравнению с МЬ, Мо, Ш. Сечение поглощения нейтронов стТа наибольшее из перечисленного ряда резонансных поглотителей. При

Т

толщине 8ПаЭ = 3 мм (Е8ПаЭ = 0,32) кг = 1,17,

а

а дгр = 0,96 и Ак = -3,7% кэф. Для этого состояния КСб компенсация отрицательного изменения кэф требует увеличения загрузки топлива АС"235 на 45 кг при увеличении V до 95 л. Влияние толщины ПЭ из разных материалов на значение требуемой дополнительной А С"235 приведено на рис. 4 [26].

Рис. 4. Зависимость дополнительной критической загрузки урана-235 от толщины поглощающего экрана из разных материалов в критической сборке ФС-1-2:

1 — окись европия; 2 — тантал; 3 — вольфрам; 4 — ниобий [26]

Результаты исследований влияния делящихся экранов на распределение энерговыделения приведены на рис. 5. Делящийся экран набирался из цилиндрических таблеток И02 с обогащением 90% по 235и.

В качестве конкретного примера выравнивания энерговыделения рассмотрим

использование ДЭ толщиной 8Д02 = 3,6

мм

(Е8Д02 = 5,0). Радиальный коэффициент

а

неравномерности энерговыделения составил

кг = 1,1, а -гр = 1,07 и Ак = +5,8% кэф. Компенсация положительного изменения к эф при сохранении Я а

возможна

уменьшением толщины БО до 10 см. Однако при этом потребуется уменьшить диаметр поворотных цилиндров (ПЦ)

РО СУЗ с 128 до 90 мм, что приведет к уменьшению массы карбида бора (В4С) на 30%, а его эффективности — в два раза. В то же время может быть реализована компенсация положительного изменения кэф при сохранении Лаз и толщины БО. Так как масса 235и в ДЭ равна 20 кг, то изъятие 20 кг 235и из а. з. положительно с точки зрения обеспечения ресурсо-способности ЭГК для рассматриваемого класса ТРП, и при этом эффективность РО СУЗ не уменьшится. Влияние толщины ДЭ на НФХ исследованной модели ТРП приведено в табл. 3.

0,2 0,4 0,6 Радиус активной зоны, см

Рис. 5. Зависимость распределения энерговыделения от толщины бокового отражателя при отсутствии и наличии ДЭ в критической сборке ФС-1-2А с Яаз =19 см:

1 — без ДЭ, А = 14 см; 2 — с ДЭ, А = 14 см; 3 — без ДЭ,

г отр ' ^ ' отр ' ^ '

А =10 см; 4 — с ДЭ, А = 10 см; 5 — без ДЭ, А = 6 см;

птп ' ' птг/ 7 ' т ' пшп '

6 — с ДЭ, А

! 6 см

Таблица 3

Характеристики делящихся экранов (ДЭ) и их влияние на нейтронно-физические характеристики ТРП

5ДЭ, мм T ? 5ДЭ А^ф, % 4гр /ЧЛ^ Доля энерговыделения в дэ Шдэ /а,), %

0 0 0 1,71 0

1 1,395 2,0 1,25 15,6

2 2,790 3,4 1,16 24,1

3 4,186 4,8 1,12 32,1

5 6,276 7,4 1,07 49,1

Результаты исследований возможности ядерного профилирования. Исследование профилирования за счет перераспределения содержания диоксида урана и вольфрама в ТВС по радиусу а. з. было выполнено на КСб ФС-1-2П. Показано, что ядерное профилирование приводит к существенному

выравниванию энерговыделения на единицу объема а. з. qV(r) (kr = 1,05) и позволяет получить желаемые значения kr и qV(r), но при этом сохраняется локальный «всплеск» энерговыделения в ТВС на границе а. з. с БО, а также уменьшается k^.

Влияние толщины Б О представлено в табл. 4 и на рис. 6 [26]. Показано существенное влияние толщины БО на критзагрузку сборок ФС-1-1 и ФС-1-2.

Таблица 4

Расчетные значения параметров критических сборок типа ФС-1-1 и ФС-1-2 для различных толщин бокового отражателя

Параметр Толщина бокового отражателя, см

0 5 6,3 10 14 20 27,2

Критическая загрузка урана-235, кг 394 230 200 148 116,5 95 84

Среднее энерговыделение в периферийных ТВС, отн. ед. — 0,64 0,84 1,37 1,75 2,5 3,3

Число делений урана-235 посередине толщины бокового отражателя, отн. ед. — 2,1 2,7 4,5 6,1 8,7 12

Локальное энерговыделение в периферийных ТВС, отн. ед. — — 1,45 2,7 5,7 — —

4 8 12 16 20

Толщина бокового отражателя, см

Рис. 6. Зависимость радиального коэффициента неравномерности энерговыделения кг (1) и всплеска энерговыделения цгр (2) сборки ФС-1-2П от толщины бериллиевого отражателя [26]

Уменьшение толщины БО в принципе позволяет решить проблему выравнивания (¡у(т) только при эффективной толщине БО А @ 7,0 см. При этом обеспечива-

отр ' 1

ются минимальные значения к = 1,18

__г '

и д = 1,0, но при этом на 13% снижается кэф.

Потеря реактивности КСб должна компенсироваться увеличением АС"235 на 75 кг при соответственном увеличении V з до 108 л. Однако, возможность обеспечения необходимой эффективности РО СУЗ поворотного типа в таком варианте ТРП становится проблематичной.

Влияние рабочих органов СУЗ на распределение энерговыдел ения в активной зоне. Рабочие органы СУЗ в рассматриваемом классе ТРП исполняются в виде ПЦ и расположены в замедляющем БО. Конструкционная схема ПЦ представлена на рис. 7. В таких РО СУЗ регулировочная

характеристика зависит от угла поворота ПЦ (точнее, поглощающей нейтроны накладки (ПН)). При угле поворота ПЦ (ПН) 0° — максимальное приближение ПН к а. з., что соответствует максимальному влиянию на -л,(г) в а. з. и, соответственно, при угле поворота ПЦ (ПН) 180° — минимальное влияние.

Отметим, что проектный рабочий диапазон изменения положения ПЦ за кампанию ТРП может быть от 90° в начале кампании до 140° в конце. На рис. 8 отражено влияние ПЦ на изменение среднего энерговыделения в периферийной области а. з. [33].

Рис. 7. Конструкционная схема поворотного цилиндра — рабочего органа СУЗ (в критической сборке КЦ — компенсационный цилиндр): 1 — стальная обойма; 2 — трубка с В4С (естественная смесь изотопов бора); 3 — бериллий

по высоте) топливных сердечников ТВС исследуемых КСб использовались тонкие органические окрашенные пленки из лавсана толщиной 10-60 мкм. Подсчет треков при небольшой плотности осуществлялся визуально, а при больших плотностях использовались методы фотометрический, лазерного сканирования и искрового электрического пробоя [29]. На рис. 9 показано относительное распределение энерговыделения по диаметру двух сердечников 09 мм, расположенных в центре и на границе а. з. КСб ФС-1-4, а на рис. 10 — распределение энерговыделения в сердечнике периферийной ТВС для двух взаимно перпендикулярных направлений.

Рис. 8. Распределение среднего энерговыделения по радиусу активной зоны ФС-1-2 с поглощающим экраном из тантала толщиной 0,5 мм при трех положениях органа регулирования: 1 — расчетное распределение при углах поворота 180°; 2 — при 90°; 3 — при 0°. Маркеры — экспериментальные точки при углах поворота 180, 90 и 0°, соответственно [33]

исследования распределения энерговыделения по сечению топливных сердечников

Для измерений микроструктуры энерговыделения по сечению (или

экспериментальные исследования аксиального распределения энерговыделения

Кроме радиальной qV(r) наблюдается и аксиальная неравномерность энерговыделения qV(z) по высоте а. з. [33]. Однако, qV(z) по высоте рассматриваемого класса ТРП определяется собственной функцией

с аксиальным коэффициентом неравномерности kz ~ 1,3, консервативной относительно радиуса а. з. Экспериментально полученное qV(z) в центральной и на периферийной части а. з. критсборки ФС-1-2 приведено на рис. 11.

2,5 0 2,5 5,0

Расстояние от центра топливного сердечника, мм

Рис. 9. Распределение энерговыделения по диаметрам двух сердечников 09 мм, расположенных в центре (1) и на границе (2) активной зоны критической сборки ФС-1-4 [29]

2 0 2

Расстояние от центра

топливного сердечника, \ш

Рис. 10. Распределение локального энерговыделения по сечению уранового сердечника 09 мм в периферийной ТВС критической сборки ФС-1-2А (Ra3 = 19 см и Аотр = 14 см): 1, 2 — два взаимно перпендикулярных направления [29]

Однако, для компенсации влияния неравномерности qV(z) на ^эмакс в ТРП не имеет смысла выполнять ядерно-физическое профилирование, так как для выравнивания T отдельных

L эмакс

электрогенерирующих элементов (ЭГЭ) в ЭГК успешно используется геометрическое профилирование, когда длины ЭГЭ увеличиваются от центра к периферии ЭГК таким образом, чтобы при рабочем значении тока, одинаковом во всех последовательно соединенных ЭГЭ, за счет

разной плотности тока и, соответственно, электронного охлаждения эмиттеров, T

1 ^ г > эмакс

во всех ЭГЭ было примерно одинаковым.

Высота активной зоны,

Рис. 11. Распределение энерговыделения по высоте ТВС критической сборки ФС-1-2: 1 — центральная ТВС; 2 — периферийная ТВС. Маркеры — экспериментальные точки [33]

Методика геометрического профилирования ЭГК приведена в работе [35], а результаты изменения длин ЭГЭ в 14-элементном ЭГК для выравнивания T — на рис. 12 [37].

ЯМ) Tt, К

0,8 - 2 500

0,6 - 2300

0,4 - 2100

0,2 ■ 1900

/

/ 1 i К 1 i i i tut X X x\

•

1 2 | з| а||5| 6 i я ММ |1 12 ° и

О 10 20 30 40 50 60 г, см

Рис. 12. Распределение энерговыделения (кривая) и максимальной температуры эмиттеров (маркеры) в геометрически профилированном 14-элементном ЭГК [37]

Примечание. 1-14 — номера электрогенерирующих

элементов.

результаты исследований эффективности бокового отражателя с рабочими органами Суз полномасштабного прототипа трП [22]

Указанные исследования проводились на КСб ФС-1-4.37 (см. рис. 1), являющейся полномасштабным прототипом ТРП модульной ЯЭУ электрической мощностью 500-600 кВт (см. табл. 2) [22]. Критическое состояние ФС-1-4.37 достигнуто последовательной загрузкой ТВС в ЭГП а. з. Всего загружено 973 ТВС с суммарной массой 235U в них 305,8 кг. Результаты измерений методом обращенного решения уравнения кинетики

эффективности каждого из РО СУЗ, а также эффективности различных групп РО СУЗ приведены в табл. 5.

Таблица 5

эффективность различных групп рабочих органов Суз термоэмиссионного реактора-преобразователя

Тип (группа) РО СУЗ Эффективность, % Тип (группа) РО СУЗ Эффективность, %

АР 0,49 АЦ-1 1,05

КЦ-1 1,04 АЦ-2 1,03

КЦ-2 1,03 АЦ-3 1,04

КЦ-3 1,04 3 АЦ 3,2

КЦ-4 1,05 8 КЦ 7,78

КЦ-5 1,02 8 КЦ+АР 8,35

КЦ-6 1,04 6 КЦ 6,31

КЦ-7 1,05 12 РО СУЗ 10,29

КЦ-8 1,02 3 КЦ 3,18

Примечание. СУЗ — система управления и защиты; АР — рабочие органы (РО) автоматического регулирования; КЦ — компенсационные цилиндры; АЦ — РО типа «аварийный цилиндр».

Результаты экспериментов показали, что практически отсутствует интерференция между тремя РО СУЗ типа «аварийный цилиндр» (АЦ). Величина эффекта интерференции п системы из двенадцати РО СУЗ поворотного типа, определенная как

12 12 п = [ц (Рг - Р12)/Е рг] ■ 100%,

1-1 ¿-1

составила —14,5%.

Измеренные значения эффектов реактивности двух положений РО СУЗ в БО и оцененные значения кэф приведены в табл. 6.

Таблица 6

измеренные значения эффектов реактивности элементов бокового отражателя и оцененные значения ^ трП для различных состояний ее бокового отражателя

Состояние бокового отражателя экспериментального реактора Д£эф, % эксперимент

Исходное состояние критической сборки (все РО СУЗ «выведены») 0,28 0,9972

Исходное состояние критической сборки (все РО СУЗ «введены») 10,95 0,8905

Измеренные эффекты реактивности (%) от извлечения составных элементов БО следующие: внешний

бериллиевый сектор 0,56;

два рядом стоящих

внешних сектора 0,95;

внутренний

бериллиевый сектор 0,81;

два рядом стоящих

внутренних сектора 1,13;

призмы + пластина 0,20;

внешний

и внутренний секторы 1,77.

Видно, что значения эффектов реактивности от разных элементов БО заметно различаются и зависят от местоположения каждого из них. Показано, что суммарный эффект реактивности от извлечения из БО рядом расположенных элементов равен сумме их реактивностей в отдельности.

Анализ приведенных результатов экспериментов и расчетов показал, что для исследуемого реактора, являющегося полномасштабным нейтронно-физическим прототипом ТРП на быстрых нейтронах по литий-ниобиевой технологии, эффективность системы из двенадцати РО СУЗ является значительной по величине и составляет 10,7% (в эксперименте) и 12,5% (в расчете). Введение двенадцати РО СУЗ в реактор переводит его в глубоко подкритическое состояние (кэф <0,9).

экспериментальное обоснование эффективности модульной сборки термоэмиссионного реактора

Обоснование эффективности модульной сборки ЯЭУ с ТРП предполагало проведение как проектно-расчетных, так и прямых экспериментальных исследований на критических сборках, максимально моделирующих основные параметры проектируемого ТРП [21, 38]. Экспериментальные исследования по обоснованию эффективности модульной сборки космических ЯЭУ с ТРП проведены на реакторном стенде ФС-1М [23] с КСб ФС-1-4.37 [26], моделирующей по основным НФХ ТРП на быстрых нейтронах из 37 ЭГП с объемом а. з. —200 л (см. рис. 1 и табл. 2). Уже на стадии разработки конструкции КСб была предусмотрена возможность проведения экспериментальных исследований модульной сборки ТРП на быстрых

нейтронах. Для обеспечения такой возможности бериллиевый БО был разрезан на две части (внутреннюю и внешнюю) по окружности радиусом —340 мм. Методика проведения эксперимента и укрупненные этапы монтажа КСб ФС-1-4.37 подробно описаны в работе [38].

Эксперименты, как и проектировалось, показали высокую эффективность модульной сборки ТРП — сокращение сборки примерно на порядок относительно традиционной схемы сборки из отдельных ЭГК, при этом было также показано, что на всех этапах модульной сборки реактор остается в безопасном подкритическом состоянии (эффективный коэффициент размножения нейтронов кэф < 0,99), и в полном объеме выполняются требования основных нормативных документов [39-41], регламентирующих требования ядерной безопасности ТРП на быстрых нейтронах и ЯЭУ в целом.

Исследования моделей ТРП с гомогенной (не модульной) активной зоной

В качестве возможных вариантов ТРП для межорбитального буксира «Геркулес» [20] рассматривались также реакторы традиционной (не модульной) схемы, в т. ч. с увеличенным диаметром эмиттера 15-20 мм, а также на основе топливной композиции карбид урана -карбид тантала. Для обоснования проектных решений дополнительных вариантов ТРП была создана и исследована специальная КСб ФС-1-5, схема которой приведена на рис. 13 [29].

Сборка ФС-1-5 является модификацией ФС-1-4. При наборе критической массы использовались как ТВС сборки ФС-1-4, так и новые ТВС с наружным диаметром 22 мм и длиной 1 146 мм. Топливные сердечники ТВС второго типа были изготовлены из сплава металлического урана (87%) с молибденом (3%) 020,8 мм и высотой 17,8 мм. Между собой топливные сердечники разделены проставками в виде дисков из графита, ниобия, тантала, алюминия и вольфрама, в результате чего эти ТВС соответствовали гомогенной топливной композиции карбид урана массой 80% (90% массы) + карбид тантала массой 20% (10% массы). Использование такой топливной композиции позволяет реализовать ЭГК с герметичным выводом газообразных осколков деления через

коллекторный пакет ЭГК (минуя межэлектродный зазор) [42]. Реакторные испытания такого ЭГК показали стабильность выходных энергетических характеристик, несмотря на несколько десятков термокачек [43]. Отметим, что при проведении исследований ФС-1-5 в каналы бака активной зоны загружались по три ТВС первого типа или по одному — второго [29].

уо

ООО ОООООООО4 , ООООООООО х , ОООООООООООО4 ООООООООООООС ООООООООООООС

\

ОООООООООО

ОООООС,

оооооо.

ООООО'

(ООО

ГОООООО 'ЮОООО

0000000000000 ооооооооооооро У

ООООООООООООС .ОООООООООООО/ ООООООООО .ОООООООО^ ООО.

Рис. 13. Схема критической сборки ФС-1-5 [29]: РО —

рабочий орган СУЗ; 1 — поворотный цилиндр; 2 — поглощающая нейтроны накладка; 3 — боковой отражатель; 4 — корпус активной зоны; 5 — модель термоэмиссионной сборки; 6 — корпус стержня безопасности; 7 — стержень безопасности

Основными задачами экспериментов на ФС-1-5 были исследование НФХ ТРП при наличии отверстия в а. з. для размещения СБ, а также водородного эффекта реактивности (ВЭР), и обоснование эффективности СБ при моделировании наиболее опасной аварии (заполнение активной зоны водой) [26].

Исследование относительного распределения полей энерговыделения по диаметру а. з. в гомогенной сборке при наличии центрального отверстия для размещения СБ (до первого пуска ТРП — после вывода в космос на радиационно-безопасной орбите СБ извлекается из а. з.) приведено на рис. 14 [26].

Видно, что «всплеск» энерговыделения наблюдается в ТВС, расположенных непосредственно у границы а. з. с БО. Кроме того, появился небольшой всплеск энерговыделения в ТВС, расположенных вблизи отверстия для размещения СБ. Измерения показали, что плотность тепловых нейтронов максимальна примерно на середине толщины БО.

Рис. 14. Относительное распределение среднего энерговыделения в топливном сердечнике ТВ С по диаметру в медианной плоскости активной зоны (а. з.) сборки ФС-1-5 при двух крайних положениях РО СУЗ:

1 — вертикальная ось а. з.; 2 — канал для стержней безопасности (без воды и стержней безопасности). Маркеры — экспериментальные точки: ◦ — КЦ2 выключен; О — КЦ2 включен [26]

Исследования водородного эффекта реактивности. Выполненные результаты исследований для рассматриваемого класса ТРП с объемом а. з. 80.200 л показали, что величина ВЭР составляет 10-20%. Для ФС-1-5 был определен этот эффект в зависимости от уровня воды в межканальном пространстве а. з., положения РО СУЗ и наличия в центральном канале СБ. На рис. 15 [26] приведена зависимость ВЭР от уровня воды в а. з. для двух крайних положений РО СУЗ. Результаты исследований показали существенную зависимость ВЭР от положения РО СУЗ и практическую независимость от наличия СБ.

ВЭР, %

2,4.

2,01

1,6

1,2

0,8

г

-Л ц

Г-4-4

/ / // у о

/ * £

/// ?

0 20 40 ВО 80 А ,ш

Рис. 15. Зависимость водородного эффекта реактивности (ВЭР) от уровня воды в межканальном пространстве бака активной зоны критической сборки ФС-1-5 без стержней безопасности: О — РО СУЗ

в положении «верх» (расчет); Д — то же в положении «низ» (расчет); ◦ — РО СУЗ в положении «верх» (эксперимент); ▲ — то же в положении «низ» (эксперимент) [26]

Исследования эффективности СБ показали, что она практически не зависит от уровня воды в а. з. В то же время наблюдается тенденция к увеличению эффективности СБ при перемещении к а. з. поглощающих нейтроны материалов РО СУЗ.

экспериментальные нейтронно-физические исследования возможности работы лазеров с несамостоятельным разрядом в термоэмиссионном реакторе-преобразователе на быстрых нейтронах

Анализ возможных областей применения межорбитального буксира на основе термоэмиссионной ЯЭУ субмегаваттной мощности [1] показал эффективность его использования для очистки околоземного космоса от так называемого «мусора», в т. ч. от отработавших КА на ГСО [44] и «мелкого мусора» на орбитах 800-2 000 км [45]. Высокоэнергетические космические системы могут решать последнюю проблему кардинальным способом — испарением мелких частиц. В качестве такой системы может быть рассмотрен предложенный в работе [45] КА с ЯЭУ как источником энергии, лазерной системой — как устройством передачи энергии частице и ЭРДУ — как средством передвижения такого КА. Также была рассмотрена возможность решения этой проблемы с помощью ЯЭУ с ТРП, генерирующей как электрическую энергию, так и лазерное излучение (на основе лазеров с комбинированной накачкой — ядерной и электрической) [46].

В лазерах с комбинированной накачкой ионизирующее излучение реактора используется для создания плазмы и стабилизации разряда, а сам процесс накачки лазерно-активной среды осуществляется несамостоятельным электрическим разрядом. Поэтому работа таких лазеров по многим параметрам зависит от характеристик поля излучения ядерного реактора. В то же время размещение лазеров непосредственно в ТРП повлияет и на его характеристики.

Выполненный под руководством Г.А. Ба-тырбекова анализ результатов исследований различных электроионизационных и электроразрядных лазеров в поле реакторного излучения позволил сформулировать требования к ядерному реактору, которые сводятся к следующему [47]:

• значение плотности потока тепловых нейтронов в местах расположения лазерных каналов (ЛК) должно составлять более 51012 см-2 с-1;

• распределение плотности потока тепловых нейтронов по диаметру и высоте ЛК должно быть, по возможности, выровненным (кг и к2 примерно равны 1);

• влияние органов регулирования реактора на параметры нейтронного поля в ЛК должно быть минимальным;

• реактор должен обладать достаточным запасом реактивности для компенсации влияния лазерных устройств с изотопным газом 3Не в составе рабочей газовой смеси.

Как показано в работе [47], в наибольшей степени удовлетворяют этим требованиям ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим бериллиевым БО. Компактная а. з. такого ТРП в совокупности с замедляющим БО позволяет получать в БО плотности потока тепловых нейтронов (1012-1013 см-2с-1). При электрической мощности ТРП 500-750 кВт выходная мощность лазерного излучения может составлять —100 кВт.

С целью обоснования возможности использования подобного типа ТРП для создания комбинированных ЯЭУ и получения исходных данных для дальнейших расчетных исследований и проектных разработок на КСб стенда ФС-1, моделирующих а. з. рассматриваемого класса ТРП, были проведены три этапа нейтронно-физических экспериментов. На первом этапе исследовалась исходная (ранее хорошо изученная) КСб, в которой имитаторы ЛК располагались непосредственно в БО. На втором и третьем этапах исследований изучались НФХ КСб с увеличенными размерами БО за счет наращивания его толщины водород-содержащим материалом или бериллием.

Программа экспериментальных исследований предусматривала:

• выбор места и организацию полостей для размещения имитаторов Л К;

• изучение эффектов реактивности от имитаторов;

• измерение распределения энерговыделения по сечению а. з.;

• исследование спектральных характеристик нейтронов и распределений плотности потока в местах размещения ЛК;

• оценку влияния органов регулирования на распределение плотности потока нейтронов в ЛК.

Картограмма загрузки исходной КСб представлена на рис. 16. Активная зона образована из двух секторов, собранных из идентичных ТВС. Различие секторов состоит в компоновке ТВС в пакеты или модули. Боковой отражатель имел эффективную толщину 14 см и был собран из шестигранных бериллиевых блоков.

Рис. 16. Картограмма загрузки активной зоны:

АЗ — аварийная защита; АР — автоматический регулятор; КЦ — компенсационный цилиндр; ЛК — лазерный канал; РР — ручной регулятор [47]

Рассматриваемые ТРП разрабатывались только для генерирования электрической энергии, и их конструкции не были приспособлены для размещения лазерных устройств. На исходной КСб экспериментально было установлено, что размещение в БО шести имитаторов лазерных каналов (сечением 25 см2 каждый) приводит к потере реактивности на величину (7-8)% кэф), что делает критсборку подкритичной. Кроме того, образование полостей в берил-лиевом БО вызывает падение плотности потока тепловых и замедляющихся нейтронов до величины, близкой к пороговой, и становится ниже при повороте к а. з. ПН РО СУЗ. Полученные результаты стали основой для дальнейших исследований, направленных на оптимизацию конструкции и характеристик реактора, имеющего в своем составе ЛК. При этом рассматривались два основных подхода:

• создание дополнительного БО из гидридов металлов;

• увеличение толщины существующего БО с помощью бериллиевых шестигранников.

Поскольку рассматриваемый ТРП является высокотемпературным, в качестве водородсодержащего материала отражателя могут быть использованы только гидриды металлов, например,

гидрид иттрия или циркония. В экспериментах на критсборке гидриды металлов моделировались оргстеклом, так как ядерная концентрация водорода в обоих случаях практически одинакова. Экспериментальное значение увеличения кэф за счет создания окружающего критсбор-ку дополнительного отражателя толщиной 150 мм составило величину 2,5%.

В результате исследований критсборки с дополнительным БО получены следующие основные результаты (нормированные на тепловую мощность ТРП 10 МВт):

• плотность потока тепловых нейтронов в ЛК не ниже (2,3±0,3) ■ 1013 см-2с-1;

• кадмиевое отношение по изотопу 3Не равно 14,0±1,0;

• усредненная по объему ЛК скорость процессов 3Не(п,р)3Н составляет (1,7±0,3) ■ 1012 см-2с-1 (при давлении 3Не в лазерном канале 1 атм);

Распределение плотности потока тепловых нейтронов по радиусу отражателя по ЛК представлено на рис. 17. Здесь же сплошной линией представлен результат расчета 5я-методом с использованием комплекса программ НФ-6.

« 5 /^-"К

§_ АУ ч К ¡Лаз* 1 ка 1 рныи) нал 1 1 ^ч 1 1 ч

20 25 30 35 40 45 Я, см

Рис. 17. Радиальное распределение плотности потока тепловых нейтронов по бериллиевому отражателю без лазерного канала ) и с лазерным каналом )

Примечание. Маркеры — эксперимент, линии — расчет [47].

Основные результаты исследований КС с бериллиевым БО толщиной 24 см (нормированные на мощность реактора 10 МВт) сводятся к следующему:

• плотность потока тепловых нейтронов в ЛК составляет Фт = (1,4±0,5) ■ 1013 см-2с-1;

• кадмиевое отношение для 3Не 5,3+0,3;

• введение органов регулирования уменьшает плотность потока тепловых нейтронов в ЛК не более чем на 20%;

• коэффициент неравномерности плотности потока тепловых нейтронов по толщине ЛК Кг = 1,15, а по высоте К2 = 1,12;

• реактивность, внесенная увеличением толщины отражателя, составила не менее

(2,6±0,2)%, что с избытком компенсирует уменьшение реактивности КС от размещения 12 ЛК;

• органы СУЗ после создания дополнительного БО и размещения ЛК сохраняют свою эффективность;

• не вносится заметного влияния на распределение энерговыделения активной зоны.

По результатам экспериментальных нейтронно-физических исследований условий работы лазеров с комбинированной накачкой в составе ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем в работе [47] сделаны следующие выводы:

• в выбранном классе ТРП можно создать плотность потока нейтронов с характеристиками, достаточными для работы лазеров с несамостоятельным разрядом. При этом в БО ТРП можно разместить 12 лазеров общим объемом ~18 л. Необходимая для работы лазеров тепловая мощность реактора должна составлять 6-10 МВт;

• лазеры не оказывают существенного влияния на характеристики активной зоны ТРП благодаря созданию дополнительного БО, материалом которого может быть как бериллий, так и гидриды металлов;

• расчеты с использованием комплексов программ ММК-22 и НФ-6 достаточно хорошо согласовываются с экспериментальными результатами, что позволяет рекомендовать их для проведения дальнейших оптимизационных исследований.

Выводы

1. Выполнен аналитический обзор опубликованных работ по экспериментальному и, частично, расчетно-теоретическому исследованию нейтронно-физических характеристик критических сборок, моделирующих по геометрии и составу материалов термоэмиссионные реакторы-преобразователи на быстрых нейтронах.

2. Для экспериментальных исследований были разработаны два типа критических сборок — исследовательские и полномасштабные образцы ТРП на быстрых нейтронах.

3. Результаты исследований радиального распределения энерговыделения показали, что размещение поглощающих экранов на границе активной зоны с боковым отражателем является наиболее приемлемым способом выравнивания

радиального энерговыделения и подавления локального всплеска энерговыделения в топливных сердечниках периферийных ЭГК, однако — с учетом приемлемых величин по потере реактивности и уменьшения эффективности РО СУЗ.

4. Показано, что ядерно-физическое выравнивание аксиального распределения энерговыделения малоэффективно, и рекомендовано геометрическое профилирование изменением длин элементов в многоэлементном ЭГК.

5. Экспериментальные измерения микроструктуры энерговыделения по сечению топливных сердечников показали, что распределение энерговыделения по сечению равномерное в центральных сборках и существенно неравномерное в сборках на границе активной зоны с боковым отражателем, что необходимо учитывать при оценке ресурса таких сборок.

6. Анализ результатов экспериментов и расчетов эффективности бокового отражателя с рабочими органами СУЗ показал, что для исследуемой критической сборки с объемом активной зоны ~200 л, являющейся полномасштабным нейтронно-физическим прототипом ТРП на быстрых нейтронах по литий-ниобиевой технологии, эффективность системы из двенадцати расположенных в боковом отражателе рабочих органов СУЗ является значительной по величине и составляет 10,7%. Введение двенадцати РО СУЗ в реактор переводит его в глубоко подкритическое состояние (&эф < 0,9).

7. Эксперименты показали сокращение модульной сборки ТРП примерно на порядок относительно традиционной схемы сборки из отдельных ЭГК. При этом на всех этапах модульной сборки реактор остается в безопасном под-критическом состоянии (эффективный коэффициент размножения нейтронов Кф < 0,99).

8. В результате экспериментов на ФС-1-5, моделирующей ТРП с гомогенной (не модульной) активной зоной, исследованы НФХ при наличии вертикального отверстия в активной зоне для размещения стержня безопасности, а также обоснована эффективность стержней безопасности при моделировании наиболее опасной аварии (заполнение активной зоны водой).

9. По результатам экспериментальных нейтронно-физических исследований условий работы лазеров с комбинированной

накачкой в составе ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем показана возможность создания плотности потока нейтронов с характеристиками, достаточными для работы лазеров с несамостоятельным разрядом. При этом лазеры не оказывают существенного влияния на характеристики активной зоны ТРП благодаря созданию дополнительного замедляющего бокового отражателя.

Список литературы

1. 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.

2. Пупко В.Я. История работ в Физико-энергетическом институте по разработке и созданию ядерных ракетных двигателей и космических ядерно-энергетических установок / Сб. «Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт им. академика А.И. Лейпунского — 50 лет». М.: ЦНИИатоминформ, 1996. С. 201-211.

3. Грязное Г.М., Жаботинский Е.Е., Зродников A.B., Николаев Ю.В., Пономарев-Степной Н.Н., Пупко В.Я., Сербин В.И., Усов В.А. Термоэмиссионные реакторы-преобразователи космических ЯЭУ // Атомная энергия. 1989. Т. 66. Вып. 6. С. 374-377.

4. Пономарев-Степной Н.Н. Ядерная энергетика в космосе // Атомная энергия. 1989. Т. 66. Вып. 6. С. 371-374.

5. Коротеев А.С., Акимов В.Н., Попов С.А. Проект создания транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса // Полет. 2011. № 4. C. 93-99.

6. Сухов Ю.И., Синявский В.В. Обзор работ РКК «Энергия» имени С.П. Королёва по термоэмиссионным ядерным энергетическим установкам большой мощности космического назначения // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королёв: РКК «Энергия», 1995. Вып. 3-4. С. 13-28.

7. Синявский В.В. О работах РКК «Энергия» имени С.П. Королёва в области создания ядерно-энергетических установок и ядерных электроракетных двигательных установок большой мощности // Ракетно-космическая техника. Труды.

Сер. XII. Королёв: РКК «Энергия», 2007. Вып. 1-2. С. 8-19.

8. Лопота В.А., Легостаев В.П., Королёва Н.С., Шагов Б.В., Хамитов Р. С., Хабаров А.М., Синявский В.В., Бирюков Ю.В., Земляков С.А., Романов С.Ю., Деречин А.Г., Соколов Б.А., Сорокин И.В., Островский В.Г., Сизенцев Г.А., Сотников Б.И., Ковтун В.С., Королёв Б.В., Смирнов И.В., Гудилин В.Е., Цыганков О.С., Гузенберг А. С., Горшков Л.А., Стойко С.Ф. С.П. Королёв. Энциклопедия жизни и творчества. М.: РКК «Энергия», 2014. 704 с.

9. Кухаркин Н.Е., Пономарев-Степной Н.Н., Усов В.А. Космическая ядерная энергетика (ядерные реакторы с термоэлектрическим и термоэмиссионным преобразованием — «Ромашка» и «Енисей»). М.: ИздАТ, 2008. 146 с.

10. Ярыгин В.И., Ружников В.А., Синявский В.В. Космические и наземные ядерные энергетические установки прямого преобразования энергии. Монография. М.: Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» (НИЯУ МИФИ), 2016. 364 с.

11. Андреев П.В., Васильковский В.С., Зарицкий Г.А., Галкин А.Я. Космическая ядерная энергетика: перспективы и направления развития // Полет. 2006. № 4. С. 19-25.

12. 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. 1999. С. 38-39.

13. Аракелов А.Г., Геков А.Ф., Ми-неева Л.В., Лукьянов А.Н. Ниобий как базовый конструкционный материал высокотемпературных космических ЯЭУ. Освоение ниобий-литиевой технологии // Тезисы докладов на конф. «Ядерная энергетика в космосе. Материалы. Топливо». Подольск. 1993. С. 199.

14. Баканов Ю.А., Семенов Ю.П., Синявский В.В., Масленников А.А., Юдиц-кий В.Д. О выборе типа, структуры и размерности источника электроэнергии электроракетного транспортного аппарата// Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королев: РКК «Энергия», 1996. Вып. 2-3. С. 11-21.

15. Синявский В.В. Научно-технический задел по ядерному электроракетному межорбитальному буксиру «Геркулес» // Космическая техника и технологии. 2013. № 3. С. 25-45.

16. Быстров П.И., Меркурисов Н.Х., Купцов Г.А. и др. Разработка, изготовление и испытания полномасштабного имитатора электрогенерирующего пакета модульной космической ЯЭУ с литий-ниобиевой системой охлаждения // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королёв: РКК «Энергия», 1996. Вып. 2-3. С. 64-77.

17. Меркурисов И.Х., Купцов Г.А., Пони-маш И.Д., Смирнова А.А. Технологические исследования по созданию электроге-нерирующего пакета для модуля ЯЭУ с литий-ниобиевой системой охлаждения // Избранные труды ФЭИ. 1996. Обнинск: Изд-во ФЭИ, 1997. С. 106-113.

18. Патент RU 2168794 С1. Российская Федерация. Термоэмиссионный реактор-преобразователь пакетной схемы. Синявский В.В., Юдицкий В.Д.; заявитель и патентообладатель — ОАО РКК «Энергия»; заявка 2000103844/09; приоритет от 15.02.2000 г.; опубликовано 10.06.2001 г.

19. Патент RU 2224328 С2. Российская Федерация. Термоэмиссионный реактор-преобразователь пакетной схемы. Синявский В.В., Юдицкий В.Д.; заявитель и патентообладатель — ОАО РКК «Энергия»; заявка 2002103583/09; приоритет от 08.02.2002 г.; опубликовано 20.02.2004 г.

20. Островский В.Г., Синявский В.В., Сухов Ю.И. Межорбитальный электроракетный буксир «Геркулес» на основе термоэмиссионной ядерно-энергетической установки // Космонавтика и ракетостроение. 2016. № 2(87). С. 68-74.

21. Синявский В.В. Проектные исследования термоэмиссионных ЯЭУ по литий-ниобиевой технологии электрической мощностью 5-10 мегаватт // Космическая техника и технологии. 2016. № 4(15). С. 31-42.

22. 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.

23. Быстров П.И., Соболев Ю.А., Пуп-ко В.Я., Шестеркин А.Г. и др. Критический стенд для экспериментального оборудования нейтронно-физических параметров ТРП на быстрых нейтронах для ЯЭУ космического назначения / Сб. Ракетно-космическая техника. М.: НИИТП, 1993. Вып. 3(141). С. 63-72.

24. Альмамбетов А.К., Меркурисов И.Х., Понимаш И.Д., Овчаренко М.К., Шестер-кин А.Г., Юргенева А.П., Синявский В.В., Юдицкий В.Д. Экспериментально-технологическая база ГНЦ РФ Физико-энергетический институт для обоснования нейтронно-физических параметров и отработки технологий и узлов термоэмиссионных реакторов-преобразователей на быстрых нейтронах космических ЯЭУ большой мощности // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королёв: РКК «Энергия», 2003. Вып. 1-2. С. 183-198.

25. Марин С.Н., Овчаренко М.К., Тарасов В.А., Шестеркин А.Г., Шестеркин Д.А., Гришин В.К., Синявский В.В., Юдицкий В.Д., Галкин А.Я., Сидоров В.Г. Обоснование ядерной безопасности технологии модульной сборки космических ЯЭУ большой мощности с ниобий-литиевой системой охлаждения / / Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королёв: РКК «Энергия», 2003. Вып. 1-2. С. 211-227.

26. Андреев П.В., Катышев С.А., Липовый Н.М., Макаренков Ю.Д., Марин С.Н., Овчаренко М.К., Соболев Ю.А., Цвирко В.А., Шестеркин А.Г. Шестеркин ДА. Исследования нейтронно-физических характеристик термоэмиссионных реакторов-преобразователей на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем большой мощности // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королёв: РКК «Энергия», 1998. Вып. 2-3. С. 40-59.

27. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальная физика реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1994. 352 с.

28. Дурицкий И.А., Марин С.Н., Цог-лин Ю.Л. и др. Использование калориметра полного теплового потока для определения тепловыделения в материалах критической сборки / Сб. Эксперимент в физике реакторов. М.: ЦНИИатоминформ, 1983. С. 217-221.

29. Андреев П.В., Бережняк А.И., Катышев С.А., Липовый Н.М., Макаренков Ю.Д., Марин С.Н., Матков А.Г., Овчаренко М.К., Соболев Ю.А., Шестер-кин А.Г. Методы и средства исследований нейтронно-физических характеристик термоэмиссионных реакторов-преобразователей на быстрых нейтронах большой мощности // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королёв: РКК «Энергия», 1998. С. 23-39.

30. Марин С.Н. Некоторые дополнительные возможности современного калориметрического эксперимента на этапах

обоснования характеристик и отработки конструкции энергоустановок для космоса // Международная конференция «Ядерная энергетика в космосе-2005», Москва- мс Подольск, 1-3 марта 2005 г.: сб. докл. в 3 т. М.: Изд-во ГУП НИКИЭТ, 2005. Т. 2. C. 362-370.

31. Бровальский Ю.А., Лебедева В.В., Райков И.И., Рожкова Н.М., Синявский В.В. Расчетное исследование энергетических характеристик термоэмиссионных элек-трогенерирующих элементов и сборок // Теплофизика высоких температур. 1975. Т. 14. № 5. С. 171-175.

32. Синявский В.В., Бержатый В.И., Маевский В.А., Петровский В.П. Проектирование и испытания термоэмиссионных твэлов. М.: Атомиздат, 1981. 96 с.

33. Шестеркин А.Г., Овчаренко М.К., Синявский В.В. Экспериментальные исследования распределения энерговыделения в активной зоне термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах // Известия РАН. Энергетика. 2009. № 4. С. 145-158.

34. Мендельбаум М.А., Савинов А.П., Синявский В.В. К расчету характеристик термоэмиссионных тепловыделяющих элементов // Известия АН СССР. Энергетика и транспорт. 1984. № 1. С. 108-114.

35. Синявский В.В. Графоаналитический метод определения длины элементов по высоте многоэлементной термоэмиссионной сборки // Атомная энергия. 1979. Т. 47. Вып. 3. С. 169-172.

36. Синявский В.В. Повышение энергетических характеристик термоэмиссионного реактора-преобразователя модульной конструкции при использовании нескольких типоразмеров электрогенерирующих каналов // Известия РАН. Энергетика. 2012. № 6. С. 89-95.

37. Бабушкин Ю.В., Зимин В.П., Синявский В.В. Моделирующая система KOPTES для исследования тепловых и электрических процессов в термоэмиссионных системах преобразования энергии // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королёв: РКК «Энергия», 1998. Вып. 1-2. С. 60-78.

38. 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.

39. Правила ядерной безопасности критических стендов. ПБЯ-02-78. М.: 1978.

40. Правила ядерной безопасности под-критических стендов ПБЯ-01-75. М.: 1975.

41. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики. ПНАЭ Г-14-029-91. М.: 1992.

42. Синявский В.В. Методы и средства экспериментальных исследований и реакторных испытаний термоэмиссионных электрогенерирующих сборок. М.: Энерго-атомиздат, 2000. 375 с.

43. Николаев Ю.В., Андреев В.Н., Вы-быванец В.И., Гагарин А.С., Гонтарь А.С., Давыдов А.А., Еремин С.А., Ивонин В.Н., Ижванов О Л, Королев В.У., Калмыков С. С., Кучеров Р.Я., Лапочкин Н.В., Менькин Л.И., Пивоваров В.Е., Синявский В.В., Сотников В.Н., Толстых Л.С., Федосеев А.П., Шулепов Л.Н. Разработка и ресурсные реакторные испытания термоэмиссионного ЭГК с карбидным топливом // Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Королёв: РКК «Энергия», 1996. Вып. 2-3. С. 85-98.

44. Лопота В.А., Масленников А.А., Синявский В.В. Система ядерных электроракетных транспортных аппаратов для удаления с геостационарной орбиты пассивных космических аппаратов // Известия РАН. Энергетика. 2009. № 1. С. 3-12.

45. Синявский В.В. Маневрирующий космический аппарат с мощным бортовым

импульсным лазером для очистки околоземного пространства от техногенного засорения // Известия РАН. Энергетика. 2007. № 3. С. 102-105.

46. Быстров П.И., Горшков Л.А., Зеленщиков Н.И., Масленников А.А., Пухов А.А., Семенов Ю.П., Синявский В.В, Соболев Ю.А. О возможности использования термоэмиссионного реактора-преобразователя с ядерной накачкой лазерной системы применительно к очистке космоса от мусора // Физика ядерно-возбуждаемой плазмы и проблемы лазеров с ядерной накачкой: Труды межд. конф. в 3-х т. Обнинск, 1993. Т. 3. С. 257-261.

47. Аринкин Ф.М., Батырбеков Г.А., Бейсебаев А.О, Гизатулин Ш.Х., Таланов С.В, Хасенов М.У., Марин С.Н., Овчаренко М.К., Пупко В.Я., Раскач Ф.П., Шестеркин А.Г., Быстров П.И., Липовый Н.М., Соболев Ю.А. Нейтронно-физическое обоснование возможности работы лазеров с несамостоятельным разрядом в термоэмиссионном реакторе-преобразователе на быстрых нейтронах // Физика ядерно-возбуждаемой плазмы и проблемы лазеров с ядерной накачкой: Труды межд. конф. в 3-х т. Обнинск, 1993. Т. 3. С. 262-271.

Статья поступила в редакцию 08.08.2019 г. Окончательный вариант — 13.11.2019 г.

Reference

1. Legostaev V.P., Lopota V.A., Sinyavskii V.V. Effektivnost' primeneniya kosmicheskikh yadernykh energeticheskikh i yadernykh elektroraketnykh dvigatel'nykh ustanovok [Prospects for and efficiency in application of space nuclear power plants and nuclear electrorocket propulsion systems]. Kosmicheskaya tekhnika i tekhnologii, 2013, no. 1, pp. 4-15.

2. Pupko V.Ya. Istoriya rabot v Fiziko-energeticheskom institute po razrabotke i sozdaniyu yadernykh raketnykh dvigatelei i kosmicheskikh y aderno-energeticheskikh ustanovok / Sb. «Gosudarstvennyi nauchnyi tsentr Rossiiskoi Federatsii — Fiziko-energeticheskii institut im. akademika A.I. Leipunskogo — 50 let» [A history of work at Institute of Physics and Power Engineering to develop and build nuclear rocket engines and space nuclear power systems. In: Collected volume National Scientific Center of the Russian Federation, Leipunsky Physics and Power Generation Institute - 50 years]. Moscow, TsNIIatominformpubl., 1996. Pp. 201-211.

3. Gryaznov G.M., Zhabotinskii E.E., Zrodnikov A.B., Nikolaev Yu.V., Ponomarev-Stepnoi N.N., Pupko V.Ya., Serbin V.I., Usov V.A. Termoemissionnye reaktory-preobrazovateli kosmicheskikh YaEU [Thermionic converter-reactors of space nuclear power systems]. Atomnaya energiya, 1989, vol. 66, issue 6, pp. 374-377.

4. Ponomarev-Stepnoi N.N. Yadernaya energetika v kosmose [Nuclear power generation in space]. Atomnaya energiya, 1989, vol. 66, issue 6, pp. 371-374.

5. Koroteev A.S., Akimov V.N., Popov S.A. Proekt sozdaniya transportno-energeticheskogo modulya na osnove yadernoi energodvigatel'noi ustanovki megavattnogo klassa [Project to develop Transportation and Power Module based on a megawatt-class nuclear power and propulsion system]. Polet, 2011, no. 4, pp. 93-99.

6. Sukhov Yu.I, Sinyavskii V.V. Obzor rabot RKK «Energiya» imeni S.P. Koroleva po termoemissionnym yadernym energeticheskim ustanovkam bol'shoi moshchnosti kosmicheskogo naznacheniya [Review of work done at S.P. Korolev RSC Energia on high-power thermionic nuclear power generation systems for space applications]. Raketno-kosmicheskaya tekhnika. Trudy. Ser. XII. Korolev, RKK Energiya publ., 1995, issue 3-4, pp. 13-28.

7. Sinyavskii V.V. O rabotakh RKK «Energiya» imeni S.P. Koroleva v oblasti sozdaniya y aderno-energeticheskikh ustanovok i yadernykh elektroraketnykh dvigatel'nykh ustanovok bol'shoi moshchnosti

[About the work of S.P. Korolev RSC Energia on the development of high-power nuclear power and nuclear propulsion systems]. Raketno-kosmicheskaya tekhnika. Trudy. Ser. XII. Korolev, RKK Energiya publ., 2007, issue 1-2, pp. 8-19.

8. Lopota V.A., Legostaev V.P., Koroleva N.S., Shagov B.V., Khamitov R.S., Khabarov A.M., Sinyavskii V.V., Biryukov Yu.V., Zemlyakov S.A., Romanov S.Yu, Derechin A.G., Sokolov B.A., Sorokin I.V., Ostrovskii V.G., Sizentsev G.A., Sotnikov B.I., Kovtun V.S., Korolev B.V., Smirnov I.V., Gudilin V.E., Tsygankov O.S., Guzenberg A.S., Gorshkov L.A., Stoiko S.F. S.P. Korolev. Entsiklopediya zhizni i tvorchestva [S.P. Korolev. Encyclopedia of his life and work]. Moscow, RKK Energiya publ., 2014. 704 p.

9. Kukharkin N.E., Ponomarev-Stepnoi N.N., Usov V.A. Kosmicheskaya yadernaya energetika (yadernye reaktory s termo elektriche skim i termo emissionnym preobrazovaniem — «Romashka» i «Enisei») [Nuclear power generation in space (nuclear power reactors with thermoelectric and thermionic conversion — Romashka and Yenisei)]. Moscow, IzdATpubl., 2008. 146p.

10. Yarygin V.I., Ruzhnikov V.A., Sinyavskii V.V. Kosmicheskie i nazemnye yadernye energeticheskie ustanovki pryamogo preobrazovaniya energii. Monografiya [Space- and ground-based direct power conversion nuclear power systems. Monograph]. Moscow, NIYaUMIFIpubl., 2016. 364p.

11. Andreev P.V., Vasil'kovskii V.S., Zaritskii G.A., Galkin A.Ya. Kosmicheskaya yadernaya energetika: perspektivy i napravleniya razvitiya [Space nuclear power: Future prospects and growth areas]. Polet, 2006, no. 4, pp. 19-25.

12. Arakelov A.G., Yuditskii V.D. Litii-niobievaya tekhnologiya dlya kosmicheskikh energoustanovok na osnove termoemissionnogo reaktora-preobrazovatelya [Lithium-niobium technology for space power systems based on a thermionic converter reactor]. 5th international conference Nuclear Power in Space, Podol'sk, 1999, pp. 38-39.

13. Arakelov A.G., Gekov A.F., Mineeva L.V., Luk'yanov A.N. Niobii kak bazovyi konstruktsionnyi material vysokotemperaturnykh kosmicheskikh YaEU. Osvoenie niobii-litievoi tekhnologii [Niobium as the base structural material of high-temperature space NPS. Mastering niobium-lithium technology]. Abstract of a paper at the conference «Nuclear Power in Space. Materials. Propellant», Podol'sk, 1993, p. 199.

14. Bakanov Yu.A., Semenov Yu.P., Sinyavskii V.V., Maslennikov A.A., Yuditskii V.D. O vybore tipa, struktury i razmernosti istochnika elektro energii elektroraketnogo transportnogo apparata [On selection of the type, structure and size of the power source for an electrical propulsion transportation vehicle]. Raketno-kosmicheskaya tekhnika. Trudy. Ser. XII. Korolev, RKK Energiya publ., 1996, issue 2-3, pp. 11-21.

15. Sinyavskii V.V. Nauchno-tekhnicheskii zadel po yadernomu elektroraketnomu mezhorbital'nomu buksiru «Gerkules» [Advanced technology for nuclear electric propulsion orbital transfer vehicle HERCULES]. Kosmicheskaya tekhnika i tekhnologii, 2013, no. 3, pp. 25-45.

16. Bystrov P.I., Merkurisov N.Kh., Kuptsov G.A. et al. Razrabotka, izgotovlenie i ispytaniya polnomasshtabnogo imitatora elektrogeneriruyushchego paketa modul'noi kosmicheskoi YaEU s litii-niobievoi sistemoi okhlazhdeniya [Development, manufacturing and testing of a full-scale simulator of the electric power generation package of the modular space NPS with lithium-niobium cooling system]. Raketno-kosmicheskaya tekhnika. Trudy. Ser. XII. Korolev, RKK Energiya publ., 1996, issue 2-3, pp. 64-77.

17. Merkurisov I.Kh., Kuptsov G.A., Ponimash I.D., Smirnova A.A. Tekhnologicheskie issledovaniya po sozdaniyu elektrogeneriruyushchego paketa dlya modulya YaEU s litii-niobievoi sistemoi okhlazhdeniya [Technology studies in the development of electric power-generating package for NPS module with lithium-niobium cooling system]. Izbrannye trudy FEI, 1996. Obninsk, FEI publ., 1997. Pp. 106-113.

18. Patent RU 2168794 S1. Rossiiskaya Federatsiya. Termoemissionnyi reaktor-preobrazovatel' paketnoi skhemy [Cluster-configuration thermionic converter reactor]. Sinyavskii V.V., Yuditskii V.D.; the applicant and the patent owner — OAO RKK «Energiya»; application 2000103844/09; priority of 15.02.2000; published 10.06.2001.

19. Patent RU 2224328 S2. Rossiiskaya Federatsiya. Termoemissionnyi reaktor-preobrazovatel' paketnoi skhemy [Cluster-configuration thermionic converter reactor]. Sinyavskii V.V., Yuditskii V.D.; the applicant and the patent owner — OAO RKK «Energiya»; application 2002103583/09; priority of 08.02.2002; published 20.02.2004.

20. Ostrovskii V.G., Sinyavskii V.V., Sukhov Yu.I. Mezhorbital'nyi elektroraketnyi buksir «Gerkules» na osnove termoemissionnoi yaderno-energeticheskoi ustanovki [Nuclear electric propulsion orbital transfer vehicle Hercules based on thermionic nuclear power unit]. Kosmonavtika i raketostroenie, 2016, no. 2(87), pp. 68-74.

21. Sinyavskii V.V. Proektnye issledovaniya termoemissionnykh YaEU po litii-niobievoi tekhnologii elektricheskoi moshchnost'yu 5-10 megavatt [Design studies of thermoionic lithium-niobium nuclear power generating systems with electric output of 5-10 MW]. Kosmicheskaya tekhnika i tekhnologii, 2016, no. 4(15), pp. 31-42.

22. Kosenko A.B., Sinyavskii V.V. Tekhniko-ekonomicheskaya effektivnost' ispol'zovaniya mnogorazovogo mezhorbital'nogo buksira na osnove yadernoi elektroraketnoi dvigatel'noi ustanovki dlya obespecheniya bol'shikh gruzopotokov pri osvoenii Luny [Technical and ecomonic efficiency of employing a reusable space

tug based on a nuclear electric propulsion system to support intensive cargo traffic for lunar exploration], Kosmicheskaya tekhnika i tekhnologii, 2013, no. 2,pp. 72-84,

23. Bystrov P.I., Sobolev Yu.A., Pupko V.Ya., Shesterkin A.G. et al. Kriticheskii stend dlya eksperimental'nogo oborudovaniya neitron-no-fizicheskikh parametrov TRP na bystrykh neitronakh dlya YaEU kosmicheskogo naznacheniya [Critical test facility for experimental technique of fast neutron TCR neutronic parameters for space-based NPS]. In: Raketno-kosmicheskaya tekhnika. Moscow, NIITP publ., 1993, issue 3(141), pp. 63-72.

24. Al'mambetov A.K., Merkurisov I.Kh., Ponimash I.D., Ovcharenko M.K., Shesterkin A.G., Yurgenea A.P., Sinyavskii V.V., Yuditskii V.D. Eksperimental'no-tekhnologicheskaya baza GNTs RF Fiziko-energeticheskii institut dlya obosnovaniya neitronno-fizicheskikh parametrov i otrabotki tekhnologii i uzlov termoemissionnykh reaktorov-preobrazovatelei na bystrykh neitronakh kosmicheskikh YaEU bol'shoi moshchnosti [Engineering test facilities of the Institute of Physics and Power Engineering for validating neutronic parameters and developmental testing of technologies and assemblies of thermionic fast neutron converter reactors of high-power space NPS]. Raketno-kosmicheskaya tekhnika. Trudy. Ser. XII. Korolev, RKK «Energiya» publ., 2003, issue 1-2, pp. 183-198.

25. Marin S.N., Ovcharenko M.K., Tarasov V.A., Shesterkin A.G., Shesterkin D.A., Grishin V.K., Sinyavskii V.V., Yuditskii V.D., Galkin A.Ya., Sidorov V.G. Obosnovanie yadernoi bezopasnosti tekhnologii modul'noi sborki kosmicheskikh YaEU bol'shoi moshchnosti s niobii-litievoi sistemoi okhlazhdeniya [Proof of nuclear safety of the technology of modular assembly of high-power nuclear power systems with niobium-lithium cooling system]. Raketno-kosmicheskaya tekhnika. Trudy. Ser. XII. Korolev, RKK «Energiya» publ., 2003, issue 1-2, pp. 211-227.

26. Andreev P.V., Katyshev S.A., Lipovyi N.M., Makarenkov Yu.D., Marin S.N., Ovcharenko M.K., Sobolev Yu.A., Tsvirko V.A., Shesterkin A.G. Shesterkin D.A. Issledovaniya neitronno-fizicheskikh kharakteristik termoemissionnykh reaktorov-preobrazovatelei na bystrykh neitronakh s zamedlyayushchim otrazhatelem bol'shoi moshchnosti [Studies of neutronic properties of fast-neutron thermionic converter-reactors with high-power moderating reflector]. Raketno-kosmicheskaya tekhnika. Trudy. Ser. XII. Korolev, RKK «Energiya» publ., 1998, issue 2-3, pp. 40-59.

27. Kazanskii Yu.A., Matusevich E.S. Eksperimental'naya fizika reaktorov [Experimental physics of reactors]. Moscow, Energoatomizdat publ., 1994. 352 p.

28. Duritskii I.A., Marin S.N., Tsoglin Yu.L. i dr. Ispol'zovanie kalorimetra polnogo teplovogo potoka dlya opredeleniya teplovydeleniya v materialakh kriticheskoi sborki [Using full heat flux calorimeter to determine heat release in the critical assembly materials]. In: Eksperiment v fizike reaktorov. Moscow, TsNIIatominform publ., 1983. Pp. 217-221.

29. Andreev P.V., Berezhnyak A.I., Katyshev S.A., Lipovyi N.M., Makarenkov Yu.D., Marin S.N., Matkov A.G., Ovcharenko M.K., Sobolev Yu.A., Shesterkin A.G. Metody i sredstva issledovanii neitronno-fizicheskikh kharakteristik termoemissionnykh reaktorov-preobrazovatelei na bystrykh neitronakh bol'shoi moshchnosti [Methods and facilities for studying neutronic properties of high-power fast-neutron thermionic converter-reactors]. Raketno-kosmicheskaya tekhnika. Trudy. Ser. XII. Korolev, RKK «Energiya» publ., 1998, pp. 23-39.

30. Marin S.N. Nekotorye dopolnitel'nye vozmozhnosti sovremennogo kalorimetricheskogo eksperimenta na etapakh obosnovaniya kharakteristik i otrabotki konstruktsii energoustanovok dlya kosmosa [Some additional options for modern calorimetric experiment during the phases of feasibility evaluation and developmental testing of designs for space power generating facilities]. International Conference Nuclear Power in Space-2005, Moskva-Podol'sk, 1-3 March 2005: sb. dokl. in 3 vol. Moscow, GUP NIKIET publ., 2005, vol. 2, pp. 362 -370.

31. Broval'skii Yu.A., Lebedeva V.V., Raikov I.I., Rozhkova N.M., Sinyavskii V.V. Raschetnoe issledovanie energeticheskikh kharakteristik termoemissionnykh elektrogeneriruyushchikh elementov i sborok [Analytical study of output performance of thermionic power-generating elements and assemblies]. Teplofizika vysokikh temperature, 1975, vol. 14, no. 5, pp. 171-175.

32. Sinyavskii V.V., Berzhatyi V.I., Maevskii V.A., Petrovskii V.P. Proektirovanie i ispytaniya termoemissionnykh tvelov [Design and testing of thermionic fuel elements]. Moscow, Atomizdatpubl., 1981. 96p.

33. Shesterkin A.G., Ovcharenko M.K., Sinyavskii V.V. Eksperimental'nye issledovaniya raspredeleniya energovydeleniya v aktivnoi zone termoemissionnogo reaktora-preobrazovatelya na bystrykh neitronakh [Experimental studies of energy output distribution in the active zone of a thermionic fast-neutron converter reactor]. Izvestiya RAN. Energetika, 2009, no. 4, pp. 145-158.

34. Mendel'baum M.A., Savinov A.P., Sinyavskii V.V. K raschetu kharakteristik termoemissionnykh teplovydelyayushchikh elementov [Towards performance analysis of thermionic power-generating elements]. Izvestiya AN SSSR. Energetika i transport, 1984, no. 1, pp. 108-114.

35. Sinyavskii V.V. Grafoanaliticheskii metod opredeleniya dliny elementov po vysote mnogoelementnoi termoemissionnoi sborki [Graphical analytic method for determining the length of elements based on the height of a multi-element thermionic assembly]. Atomnaya energiya, 1979, vol. 47, issue 3,pp. 169-172.

36. Sinyavskii V.V. Povyshenie energeticheskikh kharakteristik termoemissionnogo reaktora-preobrazovatelya modul'noi konstruktsii pri ispol'zovanii neskol'kikh tiporazmerov elektrogeneriruyushchikh kanalov [Improving output performance of modular thermionic conversion reactor with the use of several sizes of power-generating channels]. Izvestiya RAN. Energetika, 2012, no. 6, pp. 89-95.

37. Babushkin Yu.V., Zimin V.P., Sinyavskii V.V. Modeliruyushchaya sistema KOPTES dlya issledovaniya teplovykh i elektriche skikh protsessov v termoemissionnykh sistemakh preobrazovaniya energii [Simulation system KOPTES for studying thermal and electrical processes in thermionic energy conversion systems]. Raketno-kosmicheskaya tekhnika. Trudy. Ser. XII. Korolev, RKK «Energiya», 1998, issue 1-2, pp. 60 - 78.

38. Shesterkin A.G., Ovcharenko M.K., Sinyavskii V.V., Tarasov V.A. Eksperimental'noe obosnovanie yadernoi bezopasnosti modul'noi sborki kosmicheskoi yaderno-energeticheskoi ustanovki [Experimental validation of nuclear safety of the modular assembly of a space nuclear power system]. Izvestiya RAN. Energetika, 2007, no. 4, pp. 48-60.

39. Pravila yadernoi bezopasnosti kriticheskikh stendov [Nuclear safety regulations for critical test facilities PBYa-02-78]. Moscow, 1978.

40. Pravila yadernoi bezopasnosti podkriticheskikh stendov PBYa-01 -75 [Nuclear safety regulations for subcritical test facilities PBYa-01-75]. Moscow, 1975.

41. Pravila bezopasnosti pri khranenii i transportirovke yadernogo topliva na ob»ektakh atomnoi energetiki [Safety regulations for storage and transportation of nuclear fuel at atomic energy facilities PNAE G-14-029-91]. PNAE G-14-029-91. Moscow, 1992.

42. Sinyavskii V.V. Metody i sredstva eksperimental'nykh issledovanii i reaktornykh ispytanii termoemissionnykh elektrogeneriruyushchikh sborok [Methods and means of experimental studies and reactor tests of thermionic power-generating assemblies]. Moscow, Energoatomizdatpubl., 2000. 375p.

43. Nikolaev Yu.V., Andreev V.N., Vybyvanets V.I., Gagarin A.S., Gontar' A.S., Davydov A.A., Eremin S.A., Ivonin V.N., Izhvanov O.L., Korolev V.U., Kalmykov S.S., Kucherov R.Ya., Lapochkin N.V., Men'kin L.I., Pivovarov V.E., Sinyavskii V.V., Sotnikov V.N., Tolstykh L.S., Fedoseev A.P., Shulepov L.N. Razrabotka i resursnye reaktornye ispytaniya termoemissionnogo EGK s karbidnym toplivom [Development and reactor endurance tests of a thermionic power-generating channel with carbide fuel]. Raketno-kosmicheskaya tekhnika. Trudy. Ser. XII. Korolev, RKK «Energiya» publ., 1996, issue 2-3, pp. 85-98.

44. Lopota V.A., Maslennikov A.A., Sinyavskii V.V. Sistema yadernykh elektroraketnykh transportnykh apparatov dlya udaleniya s geostatsionarnoi orbity passivnykh kosmicheskikh apparatov [A system of nuclear-powered electric-propulsion vehicles for removing passive spacecraft from geostationary orbit]. Izvestiya RAN. Energetika, 2009, no. 1, pp. 3-12.

45. Sinyavskii V.V. Manevriruyushchii kosmicheskii apparat s moshchnym bortovym impul'snym lazerom dlya ochistki okolozemnogo prostranstva ot tekhnogennogo zasoreniya [Maneuverable spacecraft with a high-power pulsed laser onboard for clearing the near-Earth space of man-made litter]. Izvestiya RAN. Energetika, 2007, no. 3, pp. 102-105.

46. Bystrov P.I., Gorshkov L.A., Zelenshchikov N.I., Maslennikov A.A., PukhovA.A., Semenov Yu.P, Sinyavskii V.V, Sobolev Yu.A. O vozmozhnosti ispol'zovaniya termoemissionnogo reaktora-preobrazovatelya s yadernoi nakachkoi lazernoi sistemy primenitel'no k ochistke kosmosa ot musora [About the feasibility of using a thermionic converter reactor with nuclear pumping of the laser system for clearing space of debris]. Physics of nuclearly excited plasma and problems in lasers with nuclear pumping: Proceedings of international conference in 3 vol. Obninsk, 1993, vol. 3, pp. 257-261.

47. Arinkin F.M., Batyrbekov G.A., Beisebaev A.O., Gizatulin Sh.Kh, Talanov S.V, Khasenov M.U., Marin S.N., Ovcharenko M.K., Pupko V.Ya, Raskach F.P., Shesterkin A.G., Bystrov P.I., Lipovyi N.M., Sobolev Yu.A. Neitronno-fizicheskoe obosnovanie vozmozhnosti raboty lazerov s nesamostoyatel'nym razryadom v termoemissionnom reaktore-preobrazovatele na bystrykh neitronakh [Neutronic substantiation of the feasibility of operating lasers with non-self-sustained discharge in a thermionic fast-neutron converter reactor]. Physics of nuclearly excited plasma and problems in lasers with nuclear pumping: Proceedings of international conference in 3 vol. Obninsk, 1993, vol. 3, pp. 262 -2 71.