Космические ядерные энергетические установки

В 2009 г. Комиссией при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России принято решение о реализации проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса».
ОАО «НИКИЭТ» определен Главным конструктором реакторной установки.
Федеральное космическое агентство выдало НИКИЭТ лицензию №981К от 29.08.2008 г. на осуществление космической деятельности.


Космические ядерные энергетические установки


Из интервью Ю.Г. Драгунова РИА «Новости». Опубликовано 28.08.2012

Россия активно развивает атомную энергетику, опираясь на колоссальный опыт и знания, накопленные за десятилетия отечественной атомной программы.
Одним из первопроходцев по созданию прорывных технологий в нашей стране и в мире является Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля (НИКИЭТ), отмечающий в этом году 60-летний юбилей. Специалисты института внесли неоценимый вклад в обороноспособность нашей страны, разработали проекты первого реактора для наработки оружейных изотопов, первой реакторной установки для атомной подводной лодки, первого энергореактора для АЭС. По проектам и с участием НИКИЭТ создано 27 исследовательских реакторов в России и за её пределами.
И сегодня Институт конструирует совершенно новые реакторы, работает над созданием реакторной установки для уникальной ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса для космического корабля, не имеющей мировых аналогов.
О том, как идут работы по прорывным направлениям российской ядерной науки и техники, РИА Новости рассказал директор - генеральный конструктор НИКИЭТ, член-корреспондент РАН Юрий Григорьевич Драгунов.
- Институт создает уникальный ядерный двигатель для нового российского космического корабля. На каком этапе сейчас этот проект?
- Все 60 лет своего существования Институт следует девизу основателя и первого директора НИКИЭТ академика Н.А. Доллежаля: «Если можешь – иди впереди века». И подтверждение тому - данный проект. Создание этой установки - это комплексная работа ГНЦ ФГУП «Центр Келдыша», ОАО РКК «Энергия», КБХМ им. А.М. Исаева и предприятий Госкорпорации «Росатом». Наш Институт определен единственным исполнителем по реакторной установке и определен как координатор работ от организаций Росатома. Работа действительно уникальная, аналогов сегодня нет, поэтому она идет достаточно сложно. Поскольку мы – организация конструкторская, мы имеем определенные ступени, этапы и мы их шаг за шагом проходим. В прошлом году мы завершили разработку эскизного проекта реакторной установки, в этом году выполняем технический проект реакторной установки. Требуется огромный объем испытаний, особенно топлива, в том числе исследования поведения топлива и конструкционных материалов в реакторных условиях. Работа по техническому проекту будет достаточно длинной, примерно около 3-х лет, но первую стадию технического проекта, основную документацию мы в этом году подготовим. Мы сегодня определили и приняли техническое решение по выбору варианта конструкции тепловыделяющего элемента и окончательное техническое решение по выбору варианта конструкции реактора. И буквально пару недель назад приняли техническое решение по выбору варианта конструкции активной зоны и по ее компоновке.
- А какие проблемы есть? Неужели все так гладко идет?
- Сегодня у нас достаточно широкая кооперация, более трех десятков организаций участвуют в разработке проекта реакторной установки. Все договоры по этой теме заключены, и есть полная уверенность, что мы эту работу сделаем вовремя. Работа координируется советом руководителя проекта под моим председательством, мы раз в квартал рассматриваем состояние работ. Одна проблема, я не могу о ней не сказать. К сожалению, как и везде по всей тематике, у нас договоры заключаются сроком на один год. Процесс заключения растягивается, и, с учетом времени на конкурсные процедуры, фактически мы съедаем у себя время. Я в НИКИЭТ принял решение, мы открываем специальный заказ и начинаем работать с 11 января. А вот участников гораздо труднее привлечь. Проблема есть, поэтому мы сегодня озадачили наших участников, чтобы они дали планы до завершения разработки, как минимум, на трехлетний период. Мы формируем эти предложения, и будем выходить в правительство с просьбой все-таки для этого проекта перейти на трехлетний контракт. Тогда мы будем четко видеть график и лучше организовывать и координировать работы по проекту. Решение этой задачи очень важно для успешной реализации проекта.
- Это будет чисто российский проект, никаких зарубежных партнеров для НИОКРов привлекать не будете?
- Я думаю, что проект будет чисто российский. Здесь все-таки очень много ноу-хау, много новых решений и, по моему мнению, проект должен быть чисто российский.
- Топливо в космической реакторной установке какое будет?
- Принципиально на этой стадии технического проекта приняли вариант диоксидного топлива. Того топлива, которое имеет опыт эксплуатации в установках с термоэмиссией. Мы сделали тепловыделяющий элемент секционным, чтобы обеспечить те условия, которые уже проверены в действующих реакторах. Да, это новизна, да, это инновационный проект, но по ключевым элементам он должен быть отработан и должен успеть в те сроки, которые поставлены президентским проектом.
- Вы рассматриваете вариант перегрузки топлива в установке?
- Нет, вариант перегрузки мы на сегодня не рассматриваем. Это может быть многоразовое использование, но мы рассчитываем на 10 лет эксплуатации и я так полагаю, судя по результатам обсуждения в научной среде, с Роскосмосом, что на сегодня задача сделать работу установки дольше не ставится. Роскосмос обсуждает увеличение мощности установки, но это, в общем-то, не будет проблемой, если мы этот проект сделаем, реализуем и самое главное – испытаем на стенде наземный прототип. После этого мы его легко переработаем на большую мощность.

Создание ядерных энергетических и энергодвигательных установок космического назначения

На Семипалатинском полигоне с 1960 года по 1989 год проводились работы по созданию ядерного ракетного двигателя.

Были созданы:


реакторный комплекс ИГР;
стендовый комплекс «Байкал-1» с реактором ИВГ-1 и двумя рабочими местами для отработки изделий 11Б91;
реактор РА (ИРГИТ).

Реактор ИГР

Реактор ИГР является импульсным реактором на тепловых нейтронах с гомогенной активной зоной, представляющей собой кладку из содержащих уран графитовых блоков, собранных в виде колонн. Отражатель реактора сформирован из аналогичных блоков, не содержащих урана.

Реактор не имеет принудительного охлаждения активной зоны. Выделившееся в процессе работы реактора тепло аккумулируется кладкой, а затем через стенки корпуса реактора передается воде контура расхолаживания.


Реактор ИГР


Реактор ИВГ-1 и системы подачи компонентов







Реактор РА (ИРГИТ)


Достигнутые результаты

1962-1966 годы

В реакторе ИГР проведены первые испытания модельных твэлов ЯРД. Результаты испытаний подтвердили возможность создания твэлов с твердыми поверхностями теплообмена, работающих при температурах свыше 3000К, удельных тепловых потоках до 10 МВт/м2 в условиях мощного нейтронного и гамма-излучений (проведен 41 пуск, испытано 26 модельных ТВС различных модификаций).

1971-1973 годы

В реакторе ИГР проведены динамические испытания высокотемпературного топлива ЯРД на термопрочность, в ходе которых реализованы следующие параметры:

удельное энерговыделение в топливе – 30 кВт/см3
удельный тепловой поток с поверхности твэлов – 10 МВт/м2
температура теплоносителя – 3000К
скорость изменения температуры теплоносителя при увеличении и снижении мощности – 1000 К/с
длительность номинального режима – 5 с

1974-1989 годы

В реакторе ИГР проведены испытания ТВС различных типов реакторов ЯРД, ЯЭДУ и газодинамических установок с водородным, азотным, гелиевым и воздушным теплоносителями.

1971-1993 годы

Проведены исследования выхода из топлива в газообразный теплоноситель (водород, азот, гелий, воздух) в диапазоне температуры 400…2600К и осаждения в газовых контурах продуктов деления, источниками которых являлись экспериментальные ТВС, размещенные в реакторах ИГР и РА.

Сравнительные показатели результатов, полученных на реакторе ИВГ-1
и по программам разработок ЯРД в США


СССР
Период активных действий по тематике 1961-1989
Затраченные средства, млрд.$ ~ 0,3
Количество изготовленных реакторных установок 5
Принципы отработки и создания поэлементный
Топливная композиция
UC-ZrC,
UC-ZrC-NbC

Теплонапряженность активной зоны,
средняя/максимальная , МВт/л 15 / 33
Максимально достигнутая температура рабочего тела, К 3100
Удельный импульс тяги, с ~ 940
Ресурс работы на максимальной температуре рабочего тела, с 4000

США
Период активных действий по тематике 1959-1972
Затраченные средства, млрд.$ ~2,0
Количество изготовленных реакторных установок 20
Принципы отработки и создания интегральный
Топливная композиция Твердый раствор
UC2 в графитовой
матрице

Теплонапряженность активной зоны,
средняя/максимальная , МВт/л 2,3 / 5,1
Максимально достигнутая температура рабочего тела, К 2550 2200
Удельный импульс тяги, с ~ 850
Ресурс работы на максимальной температуре рабочего тела, с 50 2400
Первоисточник:
http://www.nikiet.ru/index.php?option=com_content&view=article&id=426%3A-2012-280812&catid=6&Itemid=5 http://www.nikiet.ru/index.php?option=com_content&view=article&id=27&Itemid=50
Ctrl Enter

Заметили ошЫбку Выделите текст и нажмите Ctrl+Enter

44 комментария
Информация
Уважаемый читатель, чтобы оставлять комментарии к публикации, необходимо зарегистрироваться.
Уже зарегистрированы? Войти