Воплощая мечту

Об истории и перспективах космической ядерной энергетики рассказывает директор – генеральный конструктор Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники им. Н.А. Доллежаля (НИКИЭТ) член-корреспондент РАН, профессор Юрий Григорьевич Драгунов

Космическая ядерная энергетика началась с разработки ядерного ракетного двигателя (ЯРД). Первые расчетно-теоретические исследования такого двигателя для космических ракет были произведены в 1954 г. учеными лаборатории «В» (в настоящее время – АО «Физико-энергетический институт») Игорем Бондаренко, Виктором Пупко и др. Вскоре к этим работам подключилась по инициативе директора НИИ-1 Минавиапрома (в настоящее время – ГНЦ ФГУП «Центр Келдыша») академика Мстислава Келдыша группа сотрудников института во главе с Валентином Иевлевым. В 1957 г. им был выдвинут принцип, позволивший уменьшить объем необходимых реакторных испытаний, что в свою очередь послужило важным аргументом в выборе гетерогенной схемы реактора. Ориентация на такой реактор и поэлементную отработку его узлов определила фундаментальное различие программ создания ядерного двигателя в СССР и США. И это различие, как было позднее признано в том числе и американскими специалистами, оказалось в пользу советской программы.

ДВИЖЕНИЕ

Уже в 1956 г. в НИИ-1 была сформулирована программа первых экспериментальных работ. А спустя два года на Семипалатинском ядерном полигоне началось строительство экспериментальной базы для отработки ЯРД. Первым объектом строительства стал стенд с «Реактором взрывного действия» (РВД). Сегодня он носит название «Импульсный графитовый реактор» (ИГР). Реактор обеспечивал проведение петлевых испытаний тепловыделяющих сборок (ТВС) ЯРД. С разработки этого проекта началось приобщение нашего НИКИЭТ к космической проблематике, связанной с ЯРД.

ИГР представляет собой гомогенный неохлаждаемый уран-графитовый реактор, работающий на принципе аккумуляции всей выделяющейся в процессе одного цикла тепловой энергии в материале активной зоны. В центральном канале этого реактора в 1962–1964 гг. были проведены первые три серии кратковременных испытаний макетных ТВС. Была экспериментально доказана возможность нагрева водорода – рабочего тела ЯРД до температуры порядка 3000 К, что обеспечивает получение импульса тяги, вдвое превосходящего удельный импульс тяги самых эффективных ракетных двигателей на топливе водород-кислород.

В 1964 г. на Семипалатинском полигоне началось строительство стендового комплекса «Байкал» для испытаний ЯРД и его элементов. Первую позицию на нем занял разработанный в НИКИЭТ исследовательский реактор ИВГ-1 для испытаний полномасштабных ТВС. В период с 1975 по 1988 г. было проведено 30 пусков реактора, в которых испытали четыре опытные активные зоны и более 200 газоохлаждаемых ТВС для ядерных ракетных двигателей. Испытания подтвердили правильность выбранной в отечественной программе концепции построения ЯРД, а значительная часть достигнутых в ходе испытаний результатов стала уникальной в мировой практике.

^{Импульсионно-графитовый рекатор (ИГР-1)}

Успешное проведение испытаний ТВС в реакторе ИВГ позволило приступить к автономным испытаниям реактора ЯРД. Стендовая отработка реактора ЯРД тягой 36 кН проводилась в составе специально спроектированного аппарата 11Б91-ИР-100 (ИРГИТ) на втором «А» рабочем месте испытательного комплекса «Байкал». В течение 1977–1978 гг. были проведены физический и энергетический пуски реактора и два огневых испытания. В конце 1970-х – начале 1980-х гг. на стендовом комплексе были проведены еще две серии испытаний – второго и третьего аппаратов 11Б91-ИР-100.

Начиная с 1983 г. там же было проведено несколько серий длительных испытаний реактора ЯРД на пониженной мощности. Они подтвердили принципиальную возможность использования реактора ЯРД в качестве источника тепловой энергии длительного пользования с реализацией схемы охлаждения активной зоны реактора без протока хладагента через ТВС. Этим были заложены основы для разработки в дальнейшем ядерных энергоустановок.

Не менее активно велась разработка ЯРД в США. Национальная программа по ядерным ракетам ROVER/NERVA охватывала период с 1959 по 1972 г. В Соединенных Штатах в этой области (реакторы Phoebus, Pewee, NF1) было испытано около 40 установок с реакторами ЯРД. Более 20 подверглись полномасштабным испытаниям, в том числе были отработаны двигатели в целом, включая подачу жидкого водорода. За основу конструкции был принят гомогенный реактор с активной зоной из графита и осевым течением водорода. Программа была признана одной из наиболее успешных технических разработок самой передовой технологии США.

Однако, несмотря на значительно меньшие затраты на реализацию программы ЯРД, наша страна значительно опередила США по таким параметрам, как температура водорода на выходе из реактора (т.е. по величине удельного импульса), плотность энерговыделения в активной зоне, наработанный ресурс на максимальных параметрах и т.д.

Главными итогами советских работ по реализации программы создания ЯРД стали:

1) отработанная технология производства;

2) проведение ресурсных испытаний ТВЭЛ и ТВС:

• активной зоны реактора,
• замедлителя,
• отражателя,
• радиационной защиты,
• исполнительных и рабочих органов регулирования реактора,
• оборудования системы подачи и хранения водорода,
• соплового блока и др.;

3) проведение радиационных исследований конструкционных материалов;

4) создание комплексной экспериментальной базы по отработке основных узлов реактора ЯРД;

5) комплекс исследовательских работ, обеспечивших создание реактора ИРГИТ.

В реализации советской программы ЯРД приняли участие большое количество выдающихся научных институтов и конструкторских бюро Советского Союза:

1) Исследовательский центр им. М.В. Келдыша;

2) КБХА;

3) НПО «Энергомаш»;

4) НИКИЭТ;

5) ФЭИ;

6) «Луч»;

7) Курчатовский институт

и многие другие.

СИЛА

Работы по космическим ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ) с прямым преобразованием энергии были начаты в нашей стране несколько позднее, чем работы по ЯРД, однако в отличие от ЯРД разработки ЯЭУ были доведены до летных испытаний и штатной эксплуатации в составе космических аппаратов (КА). Они начались с разработки и создания в 1961–1964 гг. экспериментального реактора-преобразователя (РП) «Ромашка» с электрической мощностью 0,5 кВт, проработавшего в ИАЭ им. И.В. Курчатова в непрерывном режиме около двух лет.

Первая энергоустановка на базе ядерного реактора была выведена в космос в апреле 1965 г. Эта была первая и единственная американская ЯЭУ SNAP-10A с термоэлектрическим преобразователем электрической мощностью 0,5 кВт.

Первой отечественной ядерной энергоустановкой, эксплуатировавшейся в космосе, стала ЯЭУ «Бук» с термоэлектрическим преобразованием энергии. Работы по ее созданию были развернуты в ФЭИ, КБ М.М. Бондарюка, СФТИ, Институте источников тока в начале 1960-х гг. Впоследствии они были продолжены в НПО «Красная Звезда».

^{Ядерная энергетическая установка «Топаз-150»}

За весь период эксплуатации с 1970 по 1988 г. в составе космических аппаратов морского радиолокационного наблюдения на низкие околоземные орбиты был выведен 31 КА с ЯЭУ «Бук». Максимальная электрическая мощность установки составляла около 3 кВт, в процессе летной эксплуатации ее ресурс был доведен до 4400 часов, что приблизительно равно полугоду.

Параллельно с испытанием первых термоэлектрических ядерных энергетических установок «Ромашка» и «Бук» в СССР были развернуты работы по созданию космических ядерных установок на основе термоэмиссионных преобразователей энергии, встроенных в активную зону реактора.

В кооперации НПО «Красная Звезда» и ФЭИ разрабатывался вариант термоэмиссионной ЯЭУ с многоэлементными электрогенерирующими каналами (ЭГК) (ЯЭУ «Топаз»), а в кооперации ЦКБМ, Курчатовского института, НПО «Луч», ПНИТИ и СФТИ – вариант термоэмиссионной ЯЭУ с одноэлементными ЭГК (ЯЭУ «Енисей»).

В 1970–1973 гг. были созданы и впервые в мире прошли энергетические испытания восемь прототипов термоэмиссионных ЯЭУ с реактором-преобразователем на основе многоэлементных ЭГК. Два опытных образца ЯЭУ «Топаз» в 1987 и 1988 гг. были испытаны в космосе в составе экспериментального космического аппарата «Плазма-А» («Космос-1818» и «Космос-1867»), подтвердив ресурс в процессе первого испытания 142 суток, а в процессе второго – около 342 суток.

Разработка установки «Енисей» (известной за рубежом как «Топаз-2») завершилась полным циклом наземной отработки, включая шесть ядерных энергетических испытаний с подтверждением ресурса около полутора лет, с прогнозированием ресурса по результатам разделки и изучения критических элементов до трех и более лет. Для проведения летных испытаний были изготовлены два штатных изделия «Енисей» и несколько опытных образцов для отработки стыковки с КА. Летные испытания установки в связи с сокращением финансирования не проводились, а изготовленные опытные образцы (с электротепловым нагревом) были задействованы в программе совместных работ с США (в международной программе «Топаз»).

Сегодня энергоснабжение абсолютного большинства КА осуществляется за счет солнечной энергии (исключение составляют несколько КА с радиоизотопными энергоустановками). Мощность солнечных энергоустановок современных КА достигает 20 кВт при сроке активного существования до 20 лет.

Будущее космонавтики неразрывно связано с ростом энергообеспечения космических аппаратов и расширением их функциональных возможностей. Усложнение решаемых космическими средствами задач в околоземном и дальнем космосе способствует возвращению ядерной энергетики в космос на новом технологическом уровне, позволяющем создать ядерные энергодвигательные установки (ЯЭДУ) высокой мощности (1000 кВт эл. и более) с длительным ресурсом работ. Космические ядерные энергоустановки значительно превосходят солнечные по ряду определяющих параметров: удельной массе при мощности, превышающей 100 кВт эл., габаритам в транспортном и развернутом положении и др. Важным достоинством ЯЭУ стала практическая независимость мощности от расстояния до Солнца, а также возможность энергообеспечения КА на теневых участках орбиты.

Использование космических ядерных энергоустановок позволяет приступить к решению следующих амбициозных задач:

• создание глобальных систем связи, дистанционного зондирования Земли, экологического мониторинга, предупреждения о стихийных бедствиях и т.д.;

• детальные исследования планет и их спутников;

• промышленное производство в космосе;

• очистка околоземного космического пространства от космического мусора;

• борьба с астероидной опасностью;

• создание автоматизированных напланетных баз;

• отработка методов борьбы с опасными космическими объектами;

• полеты на Луну и Марс.

ДВИЖУЩАЯ СИЛА

В октябре 2009 г. Комиссия при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России утвердила проект «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса». Главная цель – обеспечение лидирующих позиций нашей страны в разработке высокоэффективных энергетических комплексов космического назначения, качественно повышающее их функциональные возможности. Проект ориентирован на создание качественно новых космических средств высокой энерговооруженности, обеспечивающих долгосрочные государственные интересы в области изучения, освоения и использования космического пространства после 2020 г. и далее. Основные участники проекта – предприятия «Роскосмоса», ГК «Росатом» и НИЦ «Курчатовский институт».

«Росатом» стал государственным заказчиком работ по реализации Проекта в части создания реакторной установки (РУ), АО «НИКИЭТ» определен главным конструктором реакторной установки. Кроме НИКИЭТ в работах по созданию реакторной установки для ТЭМ участвуют около 30 российских предприятий и организаций. Создана широкая научно-производственная кооперация, включающая в себя ведущие научные и производственные организации, в том числе ядерные центры, институты РАН, ведущие российские вузы.

Основной элемент ТЭМ – ядерный реактор, предназначенный для выработки тепловой энергии, которая затем преобразовывается в электрическую и используется в различных системах потребления космического объекта. Ранее в мире неоднократно делались попытки создания реакторов для подобных целей. Для проекта ТЭМ на основе прошлого опыта и проведенных предварительных исследований был сделан выбор в пользу высокотемпературного газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах.

Принципиальные особенности реактора состоят в использовании в активной зоне тугоплавких материалов, минимальных весогабаритных характеристик реактора, работе без перегрузки топлива в течение всей кампании, обеспечении ядерной и радиационной безопасности РУ на всех этапах ее существования, включая стартовые режимы запуска.

Ключевой вопрос создания реакторной установки для ее использования в космосе – обеспечение ядерной и радиационной безопасности на всех этапах жизненного цикла, включая аварийные ситуации. Концепции обеспечения безопасного использования космических ЯЭДУ базируются на документе «Принципы, касающиеся использования ядерных источников энергии в космическом пространстве», одобренным Генеральной Ассамблеей ООН в резолюции 47/68 от 14.12.1992. Ее основные требования:

• сохранение реактора ЯЭДУ в подкритичном состоянии (без протекания цепной реакции) до выхода космического аппарата с ЯЭДУ на радиационно-безопасную орбиту;
• запуск реактора только на радиационно безопасной орбите;
• остановка реактора после выполнения аппаратом заданной программы полета или при возникновении аварийной ситуации;
• по окончании кампании - транспортирование ТЭМ на удаленную орбиту и последующая утилизация, обеспечивающая безопасность населения Земли.

Все эти требования учтены при разработке конструкции реакторной установки газовой космической (РУГК).

В рамках проекта создания РУГК разработаны и введены в действие нормативные документы, регламентирующие обеспечение ядерной и радиационной безопасности космических ядерных энергетических установок. К настоящему времени выполнены расчетные работы по обоснованию ядерной и радиационной безопасности реакторной установки при нештатных ситуациях. Проводятся испытания, имитирующие аварийные ситуации столкновения ТЭМ с поверхностью Земли при падении на старте и схода с орбиты для верификации расчетных кодов по обоснованию ядерной и радиационной безопасности реакторной установки.

Проведен огромный объем работ по созданию РУ:

• выполнены расчетные и опытно-конструкторские работы по РУ, выбран оптимальный вариант компоновки и конструкции;
• разработана конструкторская документация по составным частям и макетам РУ; отработаны технологии получения полуфабрикатов и изготовления деталей и узлов, изготовлены модели, макеты составных частей РУ;
• проведены их внереакторные и реакторные испытания, осуществлена подготовка производства для опытно-промышленного изготовления ТВЭЛ.

Результаты испытаний подтвердили работоспособность конструкционных материалов, элементов конструкции РУ, органов регулирования системы управления и защиты (РО КСУЗ) при рабочих параметрах эксплуатации.

В ходе реализации проекта РУ создаются новые технологии, полезные модели и изобретения, которые могут эффективно использоваться в других отраслях народного хозяйства.

Создана материальная и техническая база для изготовления комплектующих активной зоны и составных частей реакторной установки. На сегодня определены поставщики и производители составных частей реакторной установки. Проект ориентирован исключительно на российского производителя.

Результаты технического аудита по реализации проекта, проведенного предприятиями «Роскосмоса» и «Росатома», свидетельствуют о его принципиальной технической реализуемости. В акте отмечается, что «на предприятиях госкорпорации “Росатом” выполнены опытно-конструкторские работы по разработке реакторной установки, результаты которых показывают реальную достижимость требований технического задания (ТЗ). При этом подтверждена готовность реакторной установки к проведению наземных испытаний с заданными в ТЗ параметрами».

А это значит, что мечты фантастов о ядерных звездолетах, прокладывающих дорогу к другим планетам и звездам, становятся для нас все более реальными.

Подготовил Валерий Чумаков