На испытательном полигоне / Фото: ТАСС, Марина Лысцева

Стоимость проекта по созданию транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) на основе ядерной энергодвигательной установки (ЯЭДУ) мегаваттного класса, предназначенной для полетов в дальний космос (Луна, Марс), составит 3,8 млрд рублей, следует из сообщения на сайте госзакупок.

Эти средства будут выделены из федерального бюджета. Из них в 2016 году предполагается потратить 1,7 млрд рублей, в 2017 году - 1,675 млрд рублей, в 2018 году - 432,5 млн рублей. Заказчиком проекта является госкорпорация "Роскосмос", исполнителем - Центр им. Келдыша. Контракт должен быть исполнен к ноябрю 2018 года.

Энергетическая установка с ядерным двигателем позволит космическому кораблю за полтора месяца долететь до Марса и при этом маневрировать, заявил глава госкорпорации "Росатом" Сергей Кириенко, выступая в Совете Федерации.

"Энергоустановка с ядерным двигателем позволяет достигнуть Марса за один-полтора месяца, обеспечивая возможность маневрирования и ускорения. На обычном двигателе полет на Марс составил бы около полутора лет без возможности вернуться назад", - отметил С. Кириенко.

Ранее сообщалось о планах "Росатома" изготовить к 2018 году опытный образец ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса, предназначенной для полетов в дальнем космосе.

Работы по созданию транспортного энергетического модуля на основе такой установки начались в 2010 году, в 2012-м был подготовлен технический проект. Ожидалось, что в 2015 году будет создана сама установка, а к концу 2018 года транспортно-энергетический модуль подготовят к летным испытаниям. Сообщалось, что на реализацию проекта потребуется 20 млрд рублей, в том числе 17 млрд из бюджета.

Ядерная энергетика в освоении космического пространства нашей страной используется не впервые. В период с 1970 по 1988 год в СССР был осуществлен запуск 32 космических аппаратов с термоэлектрической ядерной энергоустановкой, а в период с 1960 по 1980 год разработан и прошел испытания на Семипалатинском полигоне ядерный ракетный двигатель, сообщает ТАСС .

Техническая справка

Проект создания транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса вызвал нешуточные научно-технологические дискуссии в среде двух выликих кланов — атомного и космического. Но пока живы "проигравшие", подробности решено не выносить на публику. () ЯЭДУ содержит три главные устройства:

1. реакторную установку с рабочим телом и вспомогательными устройствами (теплообменник-рекуператор и турбогенератор-компрессор)
2. электроракетную двигательную установку
3. холодильник-излучатель

Проблема радиационной безопасности решается теневой защитой - реактор закрывают только с одной стороны, с той, где расположено оборудование и полезный груз. Излучение может свободно распространяться во все остальные стороны, там нет ничего, кроме космической пустоты. Так можно существенно сэкономить на весе защиты.

Ядерный реактор

Рисунок 1. Компоновка ЯЭДУ / Изображение: www.kommersant.ru

Транспортно-энергетический модуль (характеристики)

Назначение

• межорбитальная буксировка полезной нагрузки
• передача на полезную нагрузку энергии (до 225 кВт)
  

Главным конструктором реакторной установки и координатором работ от Росатома является НИКИЭТ - Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля.

С атомным реактором для космического применения нет принципиальных затруднений. В период с 1962 по 1993 год в нашей стране был накоплен богатый опыт производства аналогичных установок. Похожие работы велись и в США (смотри таблицу 1).

По состоянию на июль 2015 года в НИКИЭТ уже защищен технический проект активной зоны - ключевого элемента ядерного реактора. В конце года планируется защитить технический проект всей реакторной установки.

С физической точки зрения это компактный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах.

Сейчас в двух центрах - Институте реакторных материалов в городе Заречном Свердловской области и Научно-исследовательском институте атомных реакторов в Димитровграде - проходят испытания тепловыделяющих элементов (твэлов). Они разработаны в Физико-энергетическом институте им. А.И. Лейпунского (Обнинск), а изготовлены в прошлом году на Машиностроительном заводе в Электростали (ОАО "ТВЭЛ").

Этому топливу придется работать при очень высоких температурах. В обычной ядерной топливной энергетике температуры на тысячу градусов ниже. Поэтому необходимо было выбрать такие материалы, которые смогут сдерживать негативные факторы, связанные с температурой, и в то же время позволят топливу выполнять его основную функцию - нагревать газовый теплоноситель, с помощью которого будет производиться электроэнергия.

В качестве топлива используется соединение (диоксид или карбонитрид) урана, но, поскольку конструкция должна быть очень компактной, уран имеет более высокое обогащение по изотопу 235, чем в твэлах на обычных (гражданских) атомных станциях, возможно, выше 20%. А оболочка их - монокристаллический сплав тугоплавких металлов на основе молибдена (разработка НПО "Луч" в Подольске).

Уникальность проекта в использовании специального теплоносителя - гелий-ксеноновой смеси. В установке обеспечивается высокий коэффициент полезного действия. Схема дана на рисунке 2.

Холодильник

Рисунок 2. Компоновка ядерной установки. 3D-модель РУ с карбонитридным топливом / Изображение: www.kommersant.ru

Охлаждение газа в процессе работы ядерной установки совершенно необходимо. Как же сбрасывать тепло в открытом космосе?

На Земле для охлаждения электростанций используется либо вода, либо гигантские градирни. В космосе эти способы не доступны. Единственная возможность - охлаждение излучением. Нагретая поверхность в пустоте охлаждается, излучая электромагнитные волны в широком диапазоне, в том числе видимый свет. () Общая схема холодильника представлена на рисунказ 3 и 4.

По состоянию на лето 2015 г. промежуточные результаты такие:

• для экспериментального подтверждения принципа работы капельного холодильника-излучателя был проведен первый этап космического эксперимента "Капля-2" на российском сегменте Международной космической станции
• для теплообменных аппаратов выбрана, экспериментально обоснована и изготовлена моноблочная бескорпусная конструкция с использованием теплообменной матрицы из унифицированных штампованных пластин

Рисунок 3. Параметры холодильника ЯЭДУ / Изображение: www.kommersant.ru

Вариант компоновки ЯЭДУ в составе многоразового межорбитального буксира:

Рисунок 4. / Изображение: www.kommersant.ru

Варианты размещения ЯЭДУ под обтекателем в транспортном положении:

• с панельным холодильником-излучателем
• с капельным холодильником излучателем

Двигатель

В 2010 году были сформулированы технические предложения по проекту. С этого года началось проектирование.

Известно, что с начала 1960-х годов в мире было разработано несколько типов электрореактивных двигателей: ионный, стационарный плазменный, двигатель с анодным слоем, импульсный плазменный двигатель, магнитоплазменный, магнитоплазмодинамический.

Исследовательский центр имени М.В. Келдыша (ранее РНИИ, НИИ-1, НИИТП) разработал и изготовил опытный образец ионного двигателя высокой мощности ИД-500. Его параметры такие: мощность 32-35 кВт, тяга 375-750 мН, удельный импульс 70000м/с, коэффициент полезного действия 0,75.

На данном этапе опытный образец ИД-500 имеет электроды ионно-оптической системы, выполненные из титана с диаметром перфорированной отверстиями зоны 500 мм, катод газоразрядной камеры, который обеспечивает ток разряда в диапазоне 20-70 А и катод-нейтрализатор, способный обеспечить нейтрализацию ионного пучка в диапазоне токов 2-9 А. На следующем этапе разработки двигатель будет оснащен электродами из углерод-углеродного композиционного материала и катодом с графитовым поджигным электродом.

Принцип действия ионного двигателя следующий. В газоразрядной камере с помощью анодов и катодного блока, расположенных в магнитном поле, создается разреженная плазма. Из нее эмиссионным электродом "вытягиваются" ионы рабочего тела (ксенона или другого вещества) и ускоряются в промежутке между ним и ускоряющим электродом.

По планам, к концу 2017 года будет осуществлена подготовка ядерной энергодвигательной установки для комплектации транспортно-энергетического модуля (перелетного межпланетного модуля). К концу 2018 года ЯЭДУ будет подготовлена к летно-конструкторским испытаниям. Финансирование проекта осуществляется за счет средств федерального бюджета. Смета на период 2010-2018 гг. составляет 7245 млн руб.

Тайный проект

Проект создания транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса вызвал нешуточные научно-технологические дискуссии в среде двух выликих кланов - атомного и космического. Но пока живы "проигравшие", подробности решено не выносить на публику.

Табллица 1. Сравнительные показатели результатов, полученных по программам разработок ядерных реактивных двигателей в СССР и в США в 1959-1989 гг.

Показатель	СССР	США
Период активных действий по тематике	1961-1989	1959-1972
Затраченные средства, млрд долларов	~0,3	~2,0
Количество изготовленных реакторных установок	5	20
Принципы отработки и создания	поэлементный	интегральный
Топливная композиция	Твердыйраствор UC-ZrC, UC-ZrC-NbC	UC2 в графитовой матрице
Теплонапряженность активной зоны, средняя/максимальная, МВт/л	15/33	2,3/5,1
Максимально достигнутая температура рабочего тела, К	3100	2550
Удельный импульс тяги, с	~940	~850
Ресурс работы на максимальной температуре рабочего тела, с	4000	2400

(При написании справки использовались материалы статьи, кандидата химических наук Владимира Тесленко)

Вершиной 20 летних исследовательских и конструкторских усилий по созданию космических энергоустановок на базе ядерных реакторов в СССР стал полетевшая в 1988 году двойка спутников «Плазма-А». Эти установки базировались на отлаженной на земле технологии термоэмиссионного преобразования энергии (более 80 испытательных сборок провели в реакторах от 100 до 16000 часов). Вложенные усилия, масштаб работ и красота идеи оказались настолько мощными, что последующие 20 лет в статьях профильных организаций, проектировавших и планировавших КА с ЯЭУ вы не найдете ничего, кроме развития идей реакторов с термоэмиссионными преобразователями. 20 лет разговоров про светлое ядерно-космическое будущее оборвались в октябре 2009 года, когда финансирование получили не многочисленные проекты развития «Плазма-А», а «Транспортно-энергетический модуль» с турбомашинным преобразованием. И во главе проекта встали совсем не те люди, которые занимались этой тематикой раньше. Одну из ключевых ролей в таком развороте кроме усилий лоббистов сыграла одна техническая идея, связанная со сбросом тепла в космосе.

Идея заключается в том, что бы вместо того, что бы гонять жидкость по трубкам внутри излучающих панелей, она полетит прямо сквозь космос - от форсунок-формирователей струй до каплеуловителя. При этом, теоретически, вес ХИ можно сократить в разы, а потери на испарение в вакуум решаются подбором специальной кремнеорганической жидкости. В таком раскладе у термоэмиссионых ЯЭУ начинает играть их «родимое пятно» - невысокая плотность мощности на электрогенерирующих твэлах, ну и кпд в 5-8%.

Именно такой концепт ТЭМ - с турбомашинным преобразованием тепловой энергии и капельными холодильниками был предложен ФГУП «Центр Келдыша» в 2009 году. Новаторство идеи легло на благодатную почву пика «развития инноваций в стране» президентом Медведевым, а помноженное на силу лоббистов Росатома и главы «ИЦ Келдыша» академика Коротеева позволило смести жалкие «архаичные» проекты РКК Энергии, КБ Арсенал, ОАО «Красная звезда» с доски и получить заветное финансирование.

Первый эскизный вариант ТЭМ с 4 капельными холодильниками (бежево-коричневые полотнища). Снизу рендер в сложенном положении. (с) РКК Энергия

Для проведения НИОКР в 2010 году была начата программа стоимостью 17 миллиардов рублей, из которых 7.245 млрд руб выделялось на реактор, 3.955 на систему преобразования энергии, а около 5,8 млрд - на оставшийся космический аппарат. Ядерный реактор поручили делать институту НИКИЭТ (создателю свинцового быстровика БРЕСТ), систему преобразования энергии - ИЦ им. Келдыша, а весь космический аппарат - РКК «Энергия».

Облик первой редакции ТЭМ поражал любого инженера, знающего контекст. Сверхвысокотемпературный (1600К!) быстрый реактор, охлаждаемый газом, топливо из карбонитрида урана (перспективное, но малоизученное), турбокомпрессорные установки, работающие на 60000 оборотах в минуту c температурой на турбине 1500К непрерывно 10 лет, теплообменники, на те же 1500К. Раздвигающаяся конструкция аппарата длинной 54 метра и шириной 20, в исходном состоянии укладывающаяся под обтекателем РН. Рекордная мегаваттная космическая электросистема с напряжением 4,5 киловольта, питающая 16 ионных ЭРД мощностью по 60 киловатт (в 10 раз мощнее летавших на тот момент и в 1,5 раза мощнее лабораторных рекордсменов). Наконец сам космический аппарат, который должен был выдерживать в 10 раз большую дозу облучения, чем сегодняшний типичный уровень в 100 килорад - облучения как от реактора, так и от радиационных поясов, сквозь которые пришлось бы буксировать полезные нагрузки.

Плакат ТЭМ на МАКС-2013. За ядерным блоком слева и справа видны две основные концепции - с капельными и панельными ХИ

Проект начал развиваться, регулярно блистая перспективами и инновациями в интервью, ТВ и конференциях. Наиболее резво взялся за работу Росатом - быстро отказавшись от карбонитридного топлива в пользу знакомого оксидного был спроектирован ядерный реактор, смесь стандартного и нового. В цилиндрическом корпусе из нержавеющей стали диаметром 50 см и длинной примерно метр расположены несколько сотен цилиндрических твэлов, содержащих оксид высокообогащенного урана в оболочках из монокристаллического молибдена диаметром 4-5 мм. Общая расчетная масса топлива 80-150 кг, в зависимости от достижимого выгорания. Управление осуществляет вдвижением и выдвижением 19 поглощающих стержней системы управления из карбида бора в молибденовой оболочке. Быстрый реактор имеет тепловую мощность 3,8 мегаватта и охлаждается газовой смесью из 78% гелия и 22% ксенона при рабочем давлении в 40 атм. Температура газовой смеси на входе 1200, а на выходе 1500К (1227 С).

Модель активной зоны ТЭМ для гидравлических испытаний. Простим НИКИЭТ за плохое качество довольно уникального изображения

Ядерную установку разрабатывает несколько предприятий Росатома, в т.ч. ФЭИ, много десятилетий занимавшийся разработкой космических ЯЭУ, НПО «Луч», владеющий технологиями высокотемпературных твэлов, а внутриреакторное поведение элементов ЯЭУ ТЭМ в петле с горячей рабочей газовой смесью вел НИИАР, обладающий самым большим парком исследовательских реакторов в стране. Не смотря на уход с битьем посуды из НИКИЭТ в 2012 году главного конструктора реактора В.П. Сметанникова разработка реактора продолжается практически в графике - испытана петля с новым для ядерщиков теплоносителем и штатным твэлом, создан частичный теплогидравлический стенд, а в НИТИ в Сосновом Бору строится наземный образец ЯЭУ. Запуск этой установки планируется на 2015 год, и такой запуск будет безусловной победой ядерной инженерной науки.

Ранняя версия реактора РУГК для ЯЭУ ТЭМ. (с) Росатом

Другая кооперация из ИЦ им. Келдыша, КБХМ, КБХА и ВНИИЭМ занималась турбомашинным преобразователем. На ТЭМ планируется установить 4 одинаковых модуля мощностью по 250 киловатт. В систему входят так же AC/DC и DC/DC преобразователи, буферные аккумуляторы, дополнительные системы охлаждения оборудования. Вместе с ядерным реактором масса энергоблока должна была составить 6800 кг.

Схема и параметры ЯЭДУ ТЭМ. (с) Центр Келдыша

Кадр из ролика Центра им. Келдыша с разрезом 250 киловаттного турбогенератора ТЭМ. (с) А. Ильин

Тепловая энергия превращается в электрическую в газотурбинном цикле (Брайтона), где энергия газа, извлеченная на турбине идет как на электрический генератор, так и на вращение компрессора, поддерживающего циркуляцию газа. Через теплообменник остаточное тепло сбрасывается во второй контур, где рассеивается в космос с помощью холодильников-излучателей.

Модель 250 кВт турбогенератора ТЭМ 1:2 (с) Аник

Сложности по разработке элементов системы турбомашинного преобразования сравнимы со сложностью реактора. По отдельности все требования выполнимы: существуют газовые турбины и на большие, чем 1500К температуры, а турбонасосы ракетных двигателей, перекачивающие водород, имеют частоты вращения и окружные скорости даже выше, чем 60000 и 500 м/с. Однако собрать все сразу в сочетании с 10 летним необслуживаемым ресурсом - прыжок был явно выше головы. Например, проблемы с высокотемпературными газовыми теплообменниками в свое время зарубили очень перспективное направление регенеративных газотурбинных двигателей, а газодинамические подшипники для невесомости довольно сложно испытывать на ресурс в условиях гравитации.

Пластины опытного теплообменника ТЭМ. (с) А. Ильин

В 2013 году ИЦ им. Келдыша рапортовал об успехах по созданию прототипов всех важнейших элементов турбомашинного преобразователя - двух типов теплообменников, генератора и газотурбинной установки. Однако по последним данным НИР идут довольно туго и ресурс оборудования далек от нужного. Уже осенью 2013 постулируется факт, что капельные холодильники далековаты от инженерного воплощения, и разработать их пока не получится. Обещанные рекордные ионные ЭРД постепенно мельчают - проблемы с большеразмерными перфорированными электродами с высоким ресурсом, которые не умеет решать никто в мире остаются нерешенными.

Прототип ионного двигателя ТЭМ от Центра Келдыша. Уже помельчавших в размерах по сравнению с изначальной задумкой А. Ильин

Вариант ТЭМ с панельными холодильниками

Кроме того, взаимодействие Центра Келдыша (входящего в Роскосмос), возглавляемого академиком Коротеевым с остальными крупными космическими предприятиями зачастую носит натянутый характер с взаимным поливанием грязью, что тоже не способствует прогрессу. ТЭМ, красиво расписанный на этапе эскизного проекта начинает рассыпаться на этапе подтверждения характеристик агрегатов.

Модель сложенного ТЭМ, лето 2013 года. Обратите внимание на ионные двигатели - их стало 24 против 15 на ранней модели. Холодильники все еще капельные

Наконец, работа предприятий во главе с РКК “Энергия” была направлена на создание собственно космического аппарата, вооруженного ядерным энергоисточником. “Энергия” вынуждена была взяться за фронт работы, который перекрывал путь ее собственной разработке буксира с термоэмиссионной ЯЭУ “Геркулес”, да и фронт проблем был шире чем у двух других основных “головняков”. Необходимо было создать тяжелый КА, имеющий на борту все традиционные элементы - системы ориентации и орбитального маневрирования на гидразиновых ЖРД, мощные солнечные батареи и телеметрию, системы причаливания к полезной нагрузке и заправки, ксеноновые баки и наконец заставить это все работать 10 лет в радиационных условиях. Еще более специфическими элементами должны были стать:
- раскладывающиеся фермы для выноса ЯЭУ от тела КА, с удлинением в космосе в 2,5 раза, с 20 до 54 метров;
- раздвигающиеся трубопроводы теплоносителя их герметизация - все это должно безотказно работать в условиях вакуума и радиации;
- раскладывающиеся панели ХИ площадью в сотни квадратных метров;
- высоковольные линии запитки ЭРД;
- раскладывающиеся крылья, несущие ЭРД и холодильники-излучатели.

Эскизный проект ТЭМ в представлении РКК-Энергия

Все это великолепие требовалось упихать в максимальные 22 тонны, которые способна выводить РН «Ангара-5». Фактически, сразу после выдачи эскиза будущего ТЭМ РКК «Энергия» начинает усиленно отгребать от проекта ТЭМ, скинув часть задач на ГКНПЦ им. Хруничева, а часть - на КБ Арсенал - создателей КА «УС-А» и «Плазма-А». Представители РКК начинает рассказывать в интервью, что буксиры на базе СБ не так и плохи. Арсенал, в свою очередь сдувает пыль со своих проектов буксиров с 300-500 кВт термоэмиссионной ЯЭУ.

Разрез реактора ТЭМ в версии технического проекта. (с) НИКИЭТ

В конце 2014 года сложная ситуация с проектом выливается в его секвестирование в рамках Федеральной космической программы на «2016-2025». В ней остается финансирование на НИР, причем в основном по линии, где есть какие-то результаты - собственно ядерный реактор и турбомашинные преобразователи. Космический запуск ТЭМ убирается из планов, и мы видим, как будущее, в котором у человечества появляются новые инструменты для освоения космоса тает, как на фотографиях в «Назад в будущее». В очередной раз, как в случае с «Геркулесом» или JIMO человечество откатывается назад, не в силах преодолеть технический барьер на пути к созданию мощных космических реакторов.

Конечно, 50 с лишним лет кружения вокруг Земли на одной орбите заставили забыть о цветущих на Марсе яблонях. Однако теперь мечта о полётах к Красной планете и далее приобретает реальные черты - по мере того как эти черты проявляются у уникального транспортно-энергетического модуля.

Новый двигатель - новые задачи

Начнём с проблемы, которая стала самым очевидным препятствием для космических полётов. Кратко её можно сформулировать так: ресурс двигателей на жидком или твёрдом топливе (а именно такие до сих пор используются в космических аппаратах) выработан практически полностью, как их ни усовершенствуй - никаких значительных изменений не последует, нынешние результаты - это всё, на что они способны.

Соответственно, для того чтобыосуществитьдерзкие мечты о дальних перелётах, нужны принципиально иные решения. Это понимали ещё отцы нашей космонавтики - идеей создания ядерного двигателя занимались академики Сергей Королёв, Игорь Курчатов и Мстислав Келдыш. В 1970-е СССР запустил три десятка спутников, оснащённых ядерными энергетическими установками малой мощности. Одновременно в Семипалатинске проводились испытания ядерного реактора большой мощности - ИВГ-1.

Специалисты говорят, что именно ядерные двигатели могут дать новый импульс развитию космонавтики. И вот было принято решение о реализации проекта создания транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) на основе ядерной энергодвигательной установки (ЯЭДУ) мегаваттного класса.

Ядерный реактор выделяет тепло, генератор преобразует его в электричество. Инертный газ ксенон ионизируется - положительно заряженные ионы ускоряются в электростатическом поле до заданной скорости, создают необходимую тягу. Таков принцип работы нового ТЭМ.

Главным конструктором реакторной установки стал Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ) им. Н. А. Доллежаля, входящий в госкорпорацию "Росатом". Юрий ДРАГУНОВ, его директор, генеральный конструктор, член- корреспондент РАН, заведующий кафедрой Э-7 " Ядерные реакторы и установки" МГТУ им. Баумана, говорит, что работы, несмотря на поставленные жёсткие сроки, идут по графику. А это значит, что уже через 4 года такая установка должна быть создана.

Уникальные решения

- Юрий Григорьевич, ядерная энергодвигательная установка - это, очевидно, целый комплекс систем, которые должны работать слаженно...

Да, в состав входят энергоблокстурбомашинным преобразованием энергии на основе газодинамического цикла Брайтона и связка электрореактивных двигателей. Энергоблок представляет собой одноконтурную ядерную энергоустановку на основе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора.

- В проекте должно использоваться достаточно много новых решений. Можете рассказать о них?

В проекте заложены принципиально новые параметры, используются принципиально новые решения.

Впервые в мире разработана технология создания монокристаллических длинномерных трубок из высокотемпературных сплавов. Знаете, когда я в первый раз увидел эту трубку во всю длину, испытал такое волнение! Я-то понимаю, чего стоило её изготовление...

Создана уникальная конструкция тепловыделяющего элемента, обеспечивающая работоспособность в условиях высоких температур, больших градиентов температур, высокодозного облучения. Конструкция настолько продумана, в ней так хорошо решены, к примеру, вопросы отвода продуктов деления, что есть уверенность в работоспособности изделия. Первые испытания, которые закончились ещё в 2012 г., подтвердили это.

Ну и, конечно, приходится много заниматься восстановлением технологий производства уникальных материалов для высокотемпературной энергетики. По всем нашим компонентам и комплектующим задачу ставим так: должны быть ТУ на их промышленную поставку. Для опытных образцов можно, конечно, обойтись и без них, однако мы думаем о перспективе.

Безопасность

- А в других странах подобные разработки ведутся?

В Европе начинают делать первые шаги в этом направлении: формируют "дорожную" карту, сообщество, определяют цели и задачи. Мы их значительно опережаем.

В США, я уверен, это направление развивают, потому что нет другойвозможности осваивать космическое пространство. Мы знаем, что там начинали такую работу. Правда, параметры у них были пониже наших. Но сейчас достаточной информации нет.

Юрий Григорьевич, у людей после крупных аварий на АЭС сложилось настороженное отношение ко всему, что связано с атомом. Насколько безопасным будет создаваемый модуль?

Хороший вопрос и, наверное, самый важный. Мы имитируем разные ситуации - с транспортированием нашей реакторной установки, различные аварийные ситуации, включая аварию на старте и падение с различных высот. Мало того что мы моделируем их математически - вместе с Саровским ядерным центром запланировано провести испытание на разгонном треке. Это разгон с большой скоростью, удар о бетонную стену, с тем чтобы сымитировать то, что наш реактор может испытать в процессе нештатных ситуаций.

Я считаю, что главное внимание должно быть обращено не на работу в номинальном режиме, а на работу именно в нештатных ситуациях. Давайте порассуждаем. Все наши проекты основываются на номинальном состоянии плюс запасы (100% мощности или 105%). А посмотрите, когда происходили серьёзные аварии. Три-Майл-Айленд - это практически был период остановки. Чернобыль - на низком уровне мощности. Фукусима - реакторы были заглушены. Поэтому основное внимание нужно уделять работе не на номинале, а в переходных и стояночных режимах, а также тех, которые связаны с нештатной ситуацией на ракете-носителе. Мы это прекрасно понимаем, и ведущие институты отрасли подключены к решению задачи безопасности транспортно-энергетического модуля.

Огонь и звёзды

- Над проектом работают конкретные люди. Кто они? Говорят, в науке катастрофически не хватает молодёжи...

Это не про нас. У нас много молодых. Вообще везде должно быть удачное сочетание людей, которые являются носителями критических знаний, опыта, и молодёжи. В этом плане у нас коллектив очень интересный. Большая часть окончила нашу кафедру - Э7 МГТУ им. Баумана.

За последние годы мы перестроили всю программу обучения, сориентировав её под наши реальные задачи. Оборудовали современный компьютерный класс, потому что на устаревшей технике невозможно выполнять современные работы. На кафедре преподают наши же специалисты. Сегодня студенты осваивают все ключевые компьютерные программы для расчётов, трёхмерное проектирование - и, когда после окончания учёбы приходят к нам, через полгода они уже полноценные специалисты. Такая вот обратная связь получается.

Идёт мощное развитие атомной отрасли, работа в ней стала престижной. И молодёжь с удовольствием идёт сюда.

Как этот большой разновозрастный коллектив относится к конечной цели проекта? Люди верят в то, что можно будет долететь до Марса?

Мы в институте уже записываемся на первое путешествие.

Хотите, и вас запишем?.. Хотя успех этого проекта открывает возможности не только для космических путешествий. Атомная энергетика в космосе позволяет решить много проблем. В том числе и выведение спутников, которые уже стали космическим мусором, и устранение астероидной и кометной опасности - такие установки позволят увести астероид на безопасную орбиту, пропустив его мимо Земли.

- Юрий Григорьевич, а вы часто смотрите в звёздное небо?

Люблю смотреть. Люблю две вещи: смотреть на костёр и в звёздное небо. И то и другое очень сильно впечатляет, завораживает, наводит на размышления...

Марина НАБАТНИКОВА

Введение

гидравлический реакторный схема нейтронный

Будущее космонавтики неразрывно связано с ростом энергообеспечения космических аппаратов и расширением их функциональных возможностей. Повышение энергообеспечения на существующих технических средствах получения электроэнергии не позволяет кардинально увеличить единичную мощность системы, что приводит к необходимости реализации проектов с использованием ядерной энергии, которая способна обеспечить качественный скачок в увеличении мощности и, следовательно, в развитии космонавтики. Создание принципиально новых энергосистем в космосе - это развитие высоких технологий, которые опосредованно будут определять и развитие сопредельных отраслей промышленности, а не только атомной и космической отраслей.

В силу этих обстоятельств Комиссией при Президенте РФ по модернизации экономики и технологическому развитию принят к реализации Проект №26 «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса», который ориентирован на формирование энергодвигательной основы для осуществления крупномасштабных программ по изучению и освоению космического пространства, на создание качественно новых средств высокой энерговооруженности, в том числе специального назначения.

Необходимость реализации Проекта определяется государственными интересами в области изучения, освоения и использования космического пространства, сформулированными в «Основах политики Российской Федерации в области космической деятельности на период до 2020 года и дальнейшую перспективу», утвержденных Президентом Российской Федерации 24 апреля 2009г.

Принципиальная особенность проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса» заключается в кардинальном увеличении энерговооруженности космического аппарата, что позволит обеспечить возможность реализации новых задач в космосе, а именно:

·повышения эффективности транспортных средств посредством существенного увеличения удельной тяги (в 20 и более раз по сравнению с химическими двигателями);

·возможности развития промышленных технологий в условиях невесомости;

·борьбы с астероидной опасностью;

·отработки модулей энергодвигательных установок для будущих экспедиций на Луну и Марс;

·реализации принципиально нового качества космических аппаратов, обладающих возможностью изменения орбиты нахождения с высокой скоростью.

Назначение и область применения

Реакторная установка предназначена для выработки тепловой мощности, преобразуемой в энергопреобразовательном контуре ЯЭДУ в электрическую мощность, используемую для энергоснабжения электрореактивных двигателей ТЭМ. Разрабатываемая РУ является базовым изделием, обеспечивающим последующее создание реакторных установок, как составных частей ЯЭДУ для генерации электроэнергии мегаваттного уровня с целью обеспечения космических средств нового поколения.

РУ является одноконтурной установкой и входит в состав энергоблока, состоящего из реакторной установки, газотурбинной системы преобразования энергии и системы отвода тепла на основе холодильника-излучателя.

Основные параметры энергоблока приведены в таблице

Основные параметры РУ

Параметр Значение Температура теплоносителя на входе в реактор (ВТТ), К892Температура теплоносителя на выходе из реактора (ВТТ), К1240Давление теплоносителя, МПа 4,0 Высота активной зоны, мм500 Диаметр активной зоны, мм470 Топливная композиция UО2 Плотность топлива, г/см3 8,8 Обогащение урана по 235U,% 90

Техническая характеристика

В состав реакторной установки входит:

·реактор в сборе;

·радиационная защита в сборе;

·комплексная система автоматического управления и защиты (КСУЗ);

·комплект контрольно измерительной аппаратуры;

·коллекторы и трубопроводы;

·привода РО СУЗ;

·стыковочная ферма.

Реактор в сборе включает в себя:

·активную зону в сборе;

·отражатель в сборе;

·корпус реактора;

·блок теплоизоляционной защиты.

Основным элементом РУ является высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с быстрым спектром нейтронов.

В качестве теплоносителя РУ и рабочего тела энергоблока используется смесь инертных газов (в качестве базового варианта - гелиево-ксеноновая смесь с содержанием гелия 7,17% масс.).

Течение теплоносителя в реакторе организовано по двум независимым трактам: высокотемпературному (ВТТ), обеспечивающему теплосъем с активной зоны, и низкотемпературному (НТТ), предназначенному для охлаждения приводов РО КСУЗ, радиационной защиты, бериллиевого отражателя, низкотемпературных конструкционных элементов РУ.

Основные характеристики РУ:

·тепловая мощность РУ на основном режиме до 3500 кВт;

·тепловая мощность активной зоны на основном режиме до 3400 кВт;

·тепловая мощность РУ на дежурном режиме около 200 кВт;

·суммарное время работы на дежурном режиме - не менее 40000 ч;

·диапазон рабочего давления в активной зоне 2,8 - 4 МПа;

·диапазон расхода теплоносителя 11 - 19 кг/с;

·допустимые относительные гидравлические потери 4 - 6,8%;

·температура на выходе из реактора - до 1500 К;

·температура на входе в НТТ - 353 К;

Допустимые дозы излучений в плоскости радиационной безопасности:

·по поглощенной дозе гамма-излучения - не более 106 рад (1·104 Гр);

1. Описание конструкций

.1 Конструкция реакторной установки

Реакторная установка

Поперечное сечение РУ

Продольное сечение РУ

Описание конструкции РУ.

РУ конструктивно выполнена в виде двух отдельных изделий: реактора и радиационной защиты. Такая компоновка корпуса реактора в форме цилиндра с двумя эллиптическими крышками делает его устойчивыми к внешним и внутренним нагрузкам, а для радзащиты позволяет использовать тонкостенный корпус и применить разные материалы для корпуса реактора и корпуса РЗ и, как результат, снизить массу РЗ.

Реактор и РЗ соединяются между собой через ферму и имеют общие интерфейсы по РО СУЗ, входящих и выходящих труб dу=65 мм и 85 мм для теплоносителя (ВТТ), импульсных трубок, термопар, системы трубопроводов НТТ.

Корпус реактора представляет собой цилиндрическую обечайку длиной 1525 мм, максимальным диаметром 700 мм, с эллиптическими днищем и крышкой. Крышка сваривается с корпусом аргонодуговой сваркой.. Корпусные детали выполнены из сплава марки ХН56МБЮД из трубных заготовок и поковок.

Корзина АЗ изображена на рисунке 2.2.4.. Корзина конструктивно состоит из «холодной» дистанционирующей несущей решётки, «горячей» дистанционирующей решетки, обечайки, 19-ти чехлов РО СУЗ, системы дистанционирования, крепёжных элементов. «Холодная» решётка соединяется с обечайкой АЗ электронно-лучевой сваркой, а горячая свободно перемещается внутри обечайки АЗ. «Холодная» и «горячая» решётки соединяются между собой посредством трубчатых кожухов РО СУЗ. Часть кожухов, имеющих крайние значения температуры, не заделаны в горячей решётке для компенсации их минимальных и максимальных температурных расширений.

Корзина АЗ

На периферии АЗ находятся вытеснители для профилирования АЗ. Они должны быть сделаны объёмными, чтобы при заливе водой уменьшить объём воды междуАЗ и отражателем. Предполагается сделать их в виде оболочки с рёбрами жесткости внутри и закрепить на заклёпках к обечайке АЗ.

МеждуАЗ и корпусом располагается отражатель высотой 639 мм из бериллия, выполненный охлаждаемым посредством 36 труб.

РЗ (рис.2.2.5) имеет форму усечённого конуса высотой 650 мм с полным углом 24° и основаниями Ø1300 мм и Ø1578 мм.

В центральной части РЗ имеется 19 проходок для тяг приводов РО СУЗ с охлаждающими кожухами.На периферии РЗ на конической поверхности выполнено 12 открытых каналов под углом 20° к оси РУ. Боковой канал предназначен для проводки трубопровода с рабочим телом реактора и имеет теплоизолирующий экран, охлаждаемый газом НТТ.

В периферийной части имеются 12 труб для охлаждения фронтальной части РЗ, аналогичные тем, что находятся в центральной части РЗ.

Вся металлоконструкция РЗ выполнена из стали марки 12Х18Н10Т с толщинами 2 мм и 5 мм. Внутренние полости РЗ заполнены LiH.

Радиационная защита

.2 Конструкция твэлов

Тепловыделяющие элементы активной зоны РУ ЯЭДУ предназначены для размещения ядерного топлива в активной зоне, генерации тепла и передачи тепла теплоносителю.

Конструкция твэла на основе диоксидного топлива и его геометрические размеры приведены на рисунке 2.1.

В качестве топлива используются таблетки из диоксида урана с равноосной структурой и заданной пористостью. Использование диоксида со стабилизированной открытой пористостью приводит к снижению скорости распухания топливной композиции, что имеет принципиальное значение с точки зрения обеспечения геометрической стабильности твэла.

Массовая доля изотопа урана-235 в уране 90%, плотность по урану 8,8 г/см3. Таблетки имеют центральное отверстие диаметром 4 мм и в составе твэла образуют центральный канал для отвода газообразных продуктов деления. Данный твэл имеет большие размеры длины активной части (500 мм) и компенсационных объемов для сбора ГПД.

Сборка и герметизация твэлов

Сборка и герметизация твэлов производится в следующей последовательности.

Подсборкатвэла, состоящая из оболочки, внутри которой установлены топливные таблетки, отражатели, компенсирующие пружины и другие элементы конструкции с приваренными герметично к оболочке нижней глухой и верхней с откачным отверстием заглушками, поступает на участок сборки твэлов.

Заполнение твэла гелием осуществляется в специальной установке, оснащённой системами откачки до остаточного давления в камере 5 ×10-3 мм рт.ст., напуска гелия, гелиодуговой сварки, рукавами для перемещения изделий внутри камеры оператором вручную, герметичными прозрачными окнами и освещения камеры.

Для проведения герметизации сборка помещается в камеру установки.

После этого камера установки герметизируется, откачивается до остаточного давления 5 ×10-3 мм рт.ст. и заполняется чистым гелием до одной атмосферы. При этом гелий через отверстие в верхней заглушке заполняет твэл. После выдержки некоторого времени пробка устанавливается в отверстие верхней заглушки и приваривается гелио-дуговой сваркой к заглушке герметично. Таким образом, твэл оказывается заполненным гелием в одну атмосферу.

.3 Модернизированная гидравлическая схема реакторной установки

Техническим заданием предусматривалось объединение высокотемпературного и низкотемпературного трактов охлаждения с целью избавления от холодильников-излучателей НТТ. Отбор теплоносителя производится после турбины, и, проходя через рекуператор, охлаждается до требуемой температуры. Охлаждая элементы конструкции, возвращается в основной контур и поступает на вход в активную зону.

Модернизированная гидравлическая схема реакторной установки

2. Нейтронно-физический расчет

Целью нейтронно-физического расчета является обоснование кампании реакторной установки, определение неравномерностей энерговыделения.

.1 Расчет в MCU-5 FREE

Исходные данные для расчета

В таблице приведены основные параметры рассматриваемой реакторной установки:

Основные параметры РУ

Число твэлов714Число РО СУЗ19Обогащение топлива90%Диаметр РО СУЗ36ммДиаметр топливной таблетки10,9ммНаружный диаметр твэла13ммВеличина зазора в твэле0,05ммШаг размещения твэлов15ммЯдерные концентрации элементов в составе топлива, 1/ барн*смU2352,027*10-2U2382,253*10-3O4,5044*10-2

Исходные данные для расчета в программном комплексе MCU-5 FREEпредставляют собой описание материалов топлива, оболочек твэлов, конструкционных материалов, отражателя и др., входящих в состав РУ, и геометрии РУ.

Схема расчетной области для программы MCU-5 FREE представлена на рисунках 3.1.1 и 3.1.2. На рисунке 1 изображен поперечный разрез схематичной АЗ, на рисунке 2 продольный.

В файле результатов получаем:

-Значения эффективного коэффициента размножения нейтронов

-Значение высотной неравномерности энерговыделения

-Значение радиальной неравномерности энерговыделения

Поперечный разрез активной зоны

Продольный разрез активной зоны

Вычисление неравномерностей энерговыделения по радиусу и высоте АЗ:

Значения плотностей потоков по радиусу АЗ

Координата, м0,025980,051960,077940,103920,12990,18190,207851,0771,0971,0691,0421,0190,9590,929

Неравномерность энерговыделения по радиусу АЗ

Значения плотностей потоков по высоте АЗ

Координата, м00,5550,0290,6930,0590,8130,0880,9270,1181,0290,1471,1110,1761,1680,2061,1970,2351,2030,2651,1850,2941,1630,3241,1260,3531,0770,3820,9920,4120,8810,4410,7500,4710,6300,50,501

Неравномерность энерговыделения по высоте АЗ

Максимальные неравномерности по радиусу и высоте АЗ соответственно:

Krmax=1,097

Kzmax=1,242

2.2 Расчет по методике расчета реактора с жидкометаллическим теплоносителем на быстрых нейтронах

Активная зона реактора набирается из цилиндрических твэлов. Твэлы имеют оболочку из вольфрама, препятствующую выходу осколков деления. Теплоносителем является геле-ксеноновая смесь. Радиальный и торцевые отражатели выполнены из берилия.

Для конкретизации расчетов были выбраны следующие геометрические параметры активной зоны:

Расчет массового состава реактора

Объем активной зоны:

Объем теплоносителя в пределах активной зоны:

Объем твэлов:

Масса двуокиси урана:

Молекулярная масса кислорода:

Молекулярная масса UO2:

Молекулярная масса обогащенного урана:

Масса кислорода в твэлах:

Масса топлива при 90% обогащении:

Масса изотопа урана-235 в смеси урана:

Масса изотопа урана-238 в смеси урана:

Объем занимаемый двуокисью урана в твэле:

Объем, приходящийся на долю W в твэле:

Масса теплоносителя в активной зоне:

Масса бериллия в радиальном отражателе

Масса бериллия в торцевых отражателях:

Суммарная масса бериллия в отражателях:

Расчет ядерного состава реактора

Ядерная плотность k-ого изотопа определяется по формуле:

Полученные значения в активной зоне соответствующие холодному состоянию приведены в таблиц.

Размерность

При определении ядерной плотности в горячем состоянии будем приближенно считать, что линейные размеры активной зоны изотропно возрастают с температурой по линейному закону:

Где - среднее значение коэффициента температурного расширения смеси веществ, входящих в состав твэла

Коэффициенты расширения:

Среднее значение коэффициента расширения смеси веществ, входящих в состав твэла:

Отсюда:

Полученные значения в активной зоне соответствующие горячему состоянию приведены в таблице.

Размерность

Расчет макроскопических сечений.

Расчет макроскопических сечений входящих в активную зону, введется по формуле:

где индекс i соответствует виду взаимодействия, а k обозначает соответствующий изотоп.

Расчет макроскопических сечений ,,ведется по формулам:

Микроскопические сечения

U-235U-238OWHeXe8,38,3480,664,31,810,390,00360,020,0072,654,040,38----

Рассчитанные значения макроскопических сечений для холодного и горячего состояния:

Холодное состояниеГорячее состояние0,2190,2240,0120,0070,0250,029

Расчет эффективных размеров реактора с отражателем

В реакторе без отражателя распределение плотности потока нейтронов по радиусу и длине описываются функцией:

где Lи Rэф характеризуют эффективные размеры реактора

Здесь

Возраст нейтронов, квадрат длины диффузии, квадрат длины миграции нейтронов в отражателе определяются по формулам:

Микроскопические сечения для бериллия имеют следующие значения:

Здесь индекс «1» относится к надтепловым нейтронам, а индекс «m» относится к тепловым.

Макроскопические сечения рассчитываются по формулам:

Результаты расчетов представлены в таблице:

Отражатель, , Торцевой0,1620,0030,2250,00036797,641264924Радиальный0,6210,010,8630,00154,04279,5333,6

Т.к. размеры отражателей соизмеримы с размерами активной зоны, величины эффективных добавок вычисляются по формулам:

где - материальный параметр активной зоны и отражателей

Отсюда:

Эффективные размеры реактора:

Определение эффективного коэффициента размножения нейтронов

Эффективный коэффициент размножения:

Отсюда в холодном состоянии:

В горячем:

В ходе расчёта в программном комплексе MCU5-FREE и расчета по методике для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, мы получили значительное отличие в эффективном коэффициенте размножения нейтронов.

Это связано с тем, что программа MCU5-FREEоснована на решении газокинетического уравненияпереноса нейтронов методом Монте-Карло, и она использует многогрупповую библиотеку оцененных ядерных данных по нейтронно-физическим свойствам материалов на основе детальных ядерных данных (ENDF/B-VI).

Следовательно, можно сделать вывод о том, что расчет по методике для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем имеет приличную погрешность.

В дальнейших расчетах будем использовать результаты расчета в программном комплексе MCU5-FREE.

3. Тепловой расчет

.1 Теплофизические свойства материалов

Топливо

В качестве материала топлива используется диоксид урана (UO2), теплопроводность которого зависит от температуры :

Где ;

Теплопроводность топлива при различных температурах

Газовый зазор

Зазор между оболочкой и топливом заполнен гелием при давлении 0.1 МПа. График теплопроводности представлен на рис. .

Теплопроводность гелия при различных температурах

Оболочка

Материал оболочки - жаропрочный сплав на основе вольфрама. Теплопроводность вольфрама представлена на рис. .

Теплопроводность вольфрама при разных температурах

Теплоноситель

Теплоноситель - газовая смесь гелия (7.17%) и ксенона (92.82%).

Теплофизические свойства смеси рассчитываются по следующим формулам :

Теплопроводность:

Теплоёмкость:

Динамическая вязкость:

Плотность He-Xe смеси высчитывается по формуле :

Газовая постоянная для данного газа.

Число Праднтля:.

Теплофизические свойства теплоносителя представлены на рис. 4.1.4.1 - 4.1.4.3

Теплопроводность теплоносителя при различных температурах

Плотность теплоносителя при различных температурах

Динамическая вязкость теплоносителя при разных температурах.

.2 Определение температуры элементов в наиболее нагруженном канале

Теплоноситель

Расход теплоносителя:

Мощность, приходящаяся на 1 твэл:

Максимальный коэффициент неравномерности энерговыделения по радиусу, полученный ранее:

Среднее линейное энерговыделение:

Объёмное энерговыделение:

Средний тепловой поток:

Распределение температуры по длине наиболее нагруженного канала:

Распределение температуры теплоносителя по высоте в наиболее нагруженном канале

Оболочка

Внешняя стенка

Поскольку вытеснители сделаны таким образом, что все ячейки идентичны (рис. 4.2.2.1), гидравлический диаметр можно рассчитать по одной ячейке (рис 4.2.2.2):

Сечение активной зоны

Элементарная ячейка

Значение гидравлического диаметра:

Изменение значения числа Рейнольдса по высоте активной зоны:

Значение числа Рейнольдса по длине канала

Число Нуссельта (в диапозоне, Pr< 20):

Значение числа Нуссельта по длине канала

Коэффициент теплоотдачи:

Значение коэффициента теплоотдачи по длине канала

Температура наружной стенки твэла:

Распределение температуры теплоносителя и наружной стенки твэла по высоте активной зоны

Внутренняя стенка

Температура внутренней стенки оболочки определяется по формуле:

Ввиду небольшой толщины оболочки и высоких значений теплопроводности, разность температур на внешней и внутренней стороне оболочки незначительная и не видна на графике.

Топливо

Стенка таблетки

Температура стенки таблетки определяется по формуле:

Распределение температуры теплоносителя, наружной стенки оболочки и стенки таблетки по высоте активной зоны

Отверстие

Среднее объёмное энерговыделение в топливе:

Максимальная температура в цилиндрической таблетке с отверстием и внутренним энерговыделением:

График распределения температуры теплоносителя (К), оболочки, стенки таблетки и отверстия по высоте активной зоны

Вывод

Как видно из графика, максимальная температура топлива не превысила максимально допустимую 1800°С.

4. Гидравлический расчет

Схема течения теплоносителя:

Схема течения теплоносителя

.1 Подвод теплоносителя к активной зоне

Теплоноситель подводится по 4 подводящим трубам диаметром 75 мм и длиной 2600 мм.Потери напора будут при прохождении подводящей трубы, на повороте потока и выходе в сборный коллектор.

Подводящая труба

Проходное сечение подводящей трубы:

Скорость теплоносителя в трубе:

Число Рейнольдса:

Коэффициент гидравлического сопротивления для широкого диапозона чисел Рейнольдса (:

Гидравлические потери на прохождение проходящей трубы:

Поворот

Коэффициент гидравлического сопротивления при повороте потока на 60° :

Гидравлические потери на повороте:

Выход в сборный коллектор

Коэффициент гидравлического сопротивления при выходе в условно-бесконечное пространство :

Гидравлические потери на выходе из подводящей трубы в сборный коллектор:

Сумма

Суммарные потери на подвод теплоносителя к активной зоне:

.2 Активная зона

В активной зоне гидравлические потери складываются из входа в активную хону через верхнюю опорную решетку, прохождения активной зоны, выхода из активной зоны через нижнюю решетку.

Верхняя опорная решетка

Сперва теплоноситель должен пройти верхнюю решетку, после которой попадает в активную зону. Коэффициент гидравлического сопротивления решетки высчитывается по формуле «вход в трубу через решетку или диафрагму»:

Проходная площадь решетки:

Проходная площадь активной зоны:

Коэффициент гидравлического сопротивления решетки:

Верхняя опорная решетка

Положение верхней опорной решетки на чертеже

Гидравлические потери на верхней решетке:

Потери на трение в активной зоне

Коэффициент гидравлического сопротивления при течении в межтвэльном пространстве (без навитой проволоки) :

Относительный шаг расположения твэлов:

Шаг навивки проволоки принимается:

Коэффициент гидравлического сопротивления при течении в пространстве твэлов, дистанционированных проволокой «ребро по ребру» :

Значение коэффициента трения по длине аз

Гидравлические потери на трение в активной зоне:

Нижняя опорная решетка

Коэффициент гидравлического сопротивления определяется по формуле «решетка или диафрагма внутри трубы» :

Проходное сечение псле выхода из аз:

Проходное сечение нижней опорной решетки:

Нижняя опорная решетка

Положение нижней опорной решетки

Гидравлические потери на нижней опорной решетке:

Потери на ускорение

Плотность расхода по активной зоне:

Гидравлические потери на ускорение:

Общие потери по активной зоне.

Потери по активной зоне составили:

4.3 Отвод теплоносителя от активной зоны

Гидравлические потери на отвод теплоносителя складываются из входа в отводящую трубу, поворота теплоносителя и прохождения теплоносителем отводящей трубы.

Вход в отводящую трубу

Коэффициент гидравлического сопротивления при входе в трубу из условно бесконечного пространства :

Диаметр проходного сечения отводящей трубы: . Количество отводящих труб: . Скорость теплоносителя в отводящей трубе:

Гидравлические потери на вход теплоносителя в отводящую трубу из условно бесконечного пространства:

Поворот теплоносителя

Коэффициент местного гидравлического сопротивления при повороте потока на 60°:

Гидравлические потери на поворот потока:

Прохождение через отводящую трубу

Число Рейнольдса при течении в отводящей трубе:

Коэффициент трения в больших диапозонах чисел Рейнольдса

(:

Длина отводящего трубопровода:

Потери в отводящей трубе:

Сумма

Общие гидравлические потери на отвод теплоносителя от активной зоны составили:

4.4 Сумма

Суммарные гидравлические потери на прохождение теплоносителем РУ:

Вывод

Отношение потерь к номинальному давлению в реакторной установке:

Гидравлические потери лежат в допустимом диапазоне.

5. Расчет радиационной защиты

Составной частью реакторной установки является радиационная защита РУ, предназначенная для обеспечения допустимых уровней реакторного излучения на модуле полезной нагрузки и приборно-агрегатном отсеке, а также на радиационно-чувствительных узлах и элементах подсистем ТЭМ.

На космических аппаратах с ядерным реактором применяется теневая радиационная защита. Радиационная защита РУ образует зону затенения, в которой размещается оборудование и агрегаты ТЭМ.

Основным требованием, предъявляемым к радиационной защите РУ, является обеспечение установленных допустимых уровней реакторного излучения в плоскости радиационных требований, расстояние от реактора до которой устанавливается компоновочными решениями по ТЭМ. ПАО и другие чувствительные к радиации элементы размещаются на максимальном расстоянии от РУ за холодильниками-излучателями в зоне за плоскостью радиационных требований.

Теневая радиационная защита реактора должна обеспечить в контрольной плоскости (плоскости радиационных требований) следующие требования:

по поглощенной дозе гамма-излучения - не более 10E6 рад (10Е4 Гр);

по флюенсу быстрых нейтронов (с энергией больше 0‚1 МэВ) - не более 10Е12 1/см2.

Важной характеристикой ТЭМ является расстояние от реактора до контрольной плоскости и полуугол тени.

Согласно «Основным положениям по ТЭМ» и предварительным данным ГНЦ ФГУП «Центр Келдыша» в настоящее время контрольная плоскость размещается на расстоянии ~52 м от реактора. Радиационная защита установки выполнена из гидрида лития.

Схематичное изображение РУГК

Расчетная схема защитной композиции

Параметры защиты в Anisn-BMSTU

Плотность потока нейтронов с энергией больше 0,1 МэВ

Получаем плотность потока нейтронов с энергией больше 0,1 МэВ на контрольной плоскости.

Рассчитаем флюенс быстрых нейтронов за время 10000ч.

Данное значение флюенса нейтронов удовлетворяет требованиям к защите.

График мощности дозы за защитой РУ.

Значение мощности дозы на удалении 52 м от защиты получаем.

Определим дозу гамма излучения за время 10000 ч.

Данное значение мощности дозы меньше предельного (104 Гр), что удовлетворяет требованиям, предъявляемым к защитной композиции РУ.

6 Прочностной расчет

.1 Стенка корпуса

Толщина стенки корпуса реактора определяется по модели цилиндрического сосуда, нагруженного внутреннимдавленеием. В качестве материала корпуса используется сплав20Х23Н18

Прочностные характеристики данного сплава при температуре 900°С:

Коэффициенты запаса:

Допустимые напряжения в конструкции:

Корпус считается на внутреннее давление, превосходящее номинальное на 25%:

Коэффициент ослабления оболочки:

Внутренний диаметр корпуса:

Толщина корпуса определяется по формуле :

Принимается:

Внешний диаметр корпуса:

.2 Коническая обечайка

Материал обечайки тот же, что и у корпуса, давление то же. Обечайка не ослаблена отверстиями:

Угол наклона конуса к оси:

Толщина обечайки:

Принимается:

.3 Вибропрочность твэлов

Шаг навивки проволоки:

За один шаг твэл должен быть продистанционирован как минимум с тремя твэлами. Тогда шаг закрепления твэла:

Схема закрепления твэла представлена на рис. 7.3.1. Первый и шестойкорни частотного уравнения для такой формы закрепления равны:

Плотность материала оболочки :

Модуль упругости вольфрама:

Средний диаметр оболочки:

Толщина оболочки:

Момент инерции для оболочки:

Погонная масса оболочки:

Собственная частота, соответствующая 1-й и 6-й формам колебаний твэла:

Частота колебаний твэла лежит в пределах ;

Число Струхаля для турбулентного потока с :

Максимальная скорость теплоносителя в активной зоне:

Частота образования вихрей в турбулентном потоке:

Циклическая частота образования вихрей:

Получено, что циклическая частота образования вихрей в потоке теплоносителя на порядок ниже собственной частоты колебания твэла.

Список использованной литературы

1. В.С. Чиркин. Теплофизические свойства материалов. Атомиздат Москва, 1968.

П.В. Марков, В.И. Солонин. Курс лекций по дисциплине «Расчет и проектирование ядерных реакторов»

П.Л. Кириллов. Справочник по теплогидравлическим расчетам. Энергоатомиздат, 1990.

Программа «Справочник сталей».

Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Энергоатомиздат, 1989.

Ганев И.Х. Физика и расчет реактора: Учеб. пособие для вузов / Под общ. ред. Н.А. Доллежаля. - М.: Энергоатомиздат. 1992.

В Транспортно-энергетический модуль (ТЭМ)

В России ведется разработка Транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) с ядерной энергоустановкой. Проект может показаться чистой фантастикой, но разработка идет вполне уверенными темпами. Создание такого модуля позволит в разы увеличить эффективность межпланетных полетов по сравнению с химическими двигателями. Пилотируемый полет на Марс, вместо нескольких лет, вполне может продлится несколько месяцев.

В этой статье я расскажу о проекте и его перспективах.

Транспортно-энергетический модуль. Изображение: РКК «Энергия»

Хронология проекта

Указ о начале разработки Транспортно-энергетического модуля был подписан в 2010 году президентом России Д. Медведевым. Разработка разделена между структурами Росатома и Роскосмоса. От Росатома участвует ОАО «НИКИЭТ», которое создает реакторную установку. ГНЦ ФГУП «Центр Келдыша» занимается созданием электроракетных двигателей, а РКК «Энергия» — всего остального корабля. До 2018 года запланировано выделить 17 млрд. рублей, из которых 7,2 пойдут на реактор, 4 млрд. на двигатели, и 5,8 млрд. на корабль.

К началу 2013 года завершилось эскизное и началось рабочее проектирование оборудования. Разработчики начали изготавливать первые узлы для проведения испытаний. В НИИАР на исследовательском реакторе МИР в 2013 году начались испытания теплоносителя для реакторной установки. В июле 2014 года в ОАО «Машиностроительный завод» была завершена сборка первого тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ) будущего реактора.

По плану прототип реакторной установки должен быть изготовлен в 2015 году. В 2018 году должны начаться испытания реактора в связке в двигательной установкой. Сборка первого ТЭМа и летные испытания возможны в 2020 году.

Описание проекта

Модуль оснащен высокотемпературным газоохлаждаемым реактором тепловой мощностью 4 МВт. Электроэнергия будет генерироваться двухконтурным турбомашинным преобразователем на основе газодинамического цикла Брайтона, электрической мощностью в 1 МВт. Он же будет выполнять функцию компрессора теплоносителя.

Транспортно-энергетический модуль будет оснащаться электроракетными двигателями большой мощности. Двигатели будут размещаться на четырех штангах, по шесть двигателей на каждой. Дополнительно будет установлено восемь двигателей меньшей мощности, для корректировки курса. Рабочим телом в двигателях будет ксенон, но рассматриваются и альтернативные варианты с использованием лития и натрия.

Расчетное время работы модуля составляет 10 лет. Запускаться он будет с помощью ракеты-носителя Ангара-А5. Предполагается, что модуль будет трансформируемым, то есть при запуске он будет находиться в сложенном виде под головным обтекателем ракеты-носителя, а на орбите раскладываться в рабочее положение.

Сфера применения

Варианты применения ТЭМ весьма обширны. Он может использоваться как орбитальный буксир для доставки спутников с низкой орбиты на геостационарную или любую другую. Это позволит уменьшить стоимость запуска спутников связи и других аппаратов, использующих ГСО.

Ядерный реактор, установленный на модуле. можно использовать как дополнительный источник энергии. Энергоустановка может передавать до 225 кВт для питания полезной нагрузки.

Наибольшие ожидания связаны конечно же с межпланетными путешествиями. Открываются реальные перспективы колонизации Луны. Стоимость отправки грузов на Луну на ядерном буксире, по сравнению с традиционными ракетами, уменьшится в два раза. Станет возможен пилотируемый полет на Марс и полеты к астероидам. Транспортно-энергетический модуль дает 20-кратное увеличение экономической эффективности и 10-кратное увеличение электрической мощности на космическом корабле.

В ТЭМ будут широко применяться нанокомпозитные материалы, устойчивые к износу и нагрузкам. Это большой шаг в материаловедении, и возможно эти элементы найдут свое применение в земных сферах деятельности. На основе энергетической установки возможно создание компактных электростанций для Луны или труднодоступных земных районов.

За рубежом

За рубежом также ведутся работы по созданию компактного реактора для космических кораблей. В Европейском Союзе они пока находятся в начальной стадии. Страны ЕС только разрабатывают «дорожную карту» подобного проекта. Вполне вероятно работают над этой темой и в Китае.

В 1970-е гг. СССР и США вели параллельную разработку реакторов, и надо сказать СССР выбился в лидеры в этой отрасли. Однако, позднее два наших реактора были проданы в США, и в 2003 году их разработки начались с новой силой. Этот случай еще должен получить свою оценку, но тем не менее Россия по прежнему сохраняет свои позиции и наши компактные энергоустановки являются самыми передовыми на сегодняшний день.

---