Первым ядерным реактором, побывавшим в космосе, стал американский SNAP-10A, запущенный на околоземную орбиту 3 апреля 1965 года ракетой-носителем «Атлас», и проработавший 43 дня. Тепловая мощность американского реактора составляла около 40 кВт, электрическая – от 500 до 650 Вт (термоэлектрический преобразователь). И хотя больше подобные аппараты Америка не запускала, СССР не мог отдать ядерный космический приоритет США, и работы по созданию в нашей стране аналогичных устройств резко ускорились. В СССР разработка космической ядерной энергетической установки, аналогичной SNAP-10А, но более мощной с компактным реактором на быстрых нейтронах, началась в 1961 году после выхода соответствующего постановления правительства. Форсирование этих работ, придание им значения государственной важности было вызвано поставленной в это время целью создания радиолокационого комплекса морской космической разведки и целеуказания (МКРЦ).
В связи с низкой орбитой, выбранной для эффективного функционирования системы МКРЦ, исключалась возможность использования солнечных энергетических установок, так как большая площадь таких панелей вызывала аэродинамическое торможение космических аппаратов (КА) и приводила к чрезмерным затратам топлива системами их ориентации и стабилизации. Это обстоятельство и обусловило необходимость создания бортовой космической ядерной энергетической установки (ЯЭУ) для комплекса МКРЦ.
Правительственные постановления обязали вести параллельную разработку двух типов ЯЭУ с разными принципами преобразования энергии (термоэлектрический и термоэмиссионный). Несмотря на бóльшую в практической реализации простоту термоэлектрической ЯЭУ, возможность достижения с ее помощью первоначально требуемой мощности в 5 кВт для питания аппаратуры КА в заданных жестких массогабаритных ограничениях представлялась весьма проблематичной. В то же время для термоэмиссионной ЯЭУ достижение такой мощности рассматривалось как вполне реальное.
В процессе разработки комплекса МКРЦ в середине 1960-х гг. было принято решение об изменении состава космической части, что привело к уменьшению энергопотребления космическим аппаратом в пиковых режимах примерно до 3 кВт, что уже вполне могло быть обеспечено термоэлектрической ЯЭУ. Это обстоятельства, а также существенное (примерно на 2-3 года) опережение разработки термоэлектрической ЯЭУ по сравнению с термоэмиссионной предопределили в конце 1960-х гг. выбор для КА системы МКРЦ термоэлектрической ЯЭУ. Тем не менее, разработки термоэмиссионной ЯЭУ, учитывая ее перспективность в отношении мощности и ресурса, были продолжены.
В 1962 году обязанности генерального конструктора термоэлектрической ЯЭУ были возложены на ОКБ-670 (М.М. Бондарюк), а научного руководителя – на Физико-энергетический институт (А.И. Лейпунский и В.Я. Пупко). Планировалось что космическая ядерная термоэлектрическая установка, получившая название БЭС-5 «БУК», будет использоваться в космическом аппарате радиолокационной разведки «УСА», разрабатываемом в ОКБ-52 (В.Н. Челомей). До практической реализации ЯЭУ «БУК» была доведена головным предприятием Минсредмаша по космической ядерной энергетике ГП «Красная Звезда», созданном на базе двух предприятий – КБ «Красная Звезда» Минавиапрома и ОКБ «Заря» МСМ и объединившим в 1972 году все работы по установке «БУК».
Конструкция ЯЭУ «Бук» включала последовательно расположенные вдоль его оси ядерный реактор, радиационную защиту и холодильник-излучатель (ХИ) коническоцилиндрического типа в виде системы оребренных трубок для протока теплоносителя, объединенных входным и выходным коллекторами. ХИ располагался на силовой рамной конструкции, стыкуемой с конструкциями космического аппарата. Термоэлектрический генератор (ТЭГ) находился внутри холодильника-излучателя за радиационной защитой.
Основу ЯЭУ «Бук» составлял малогабаритный реактор на быстрых нейтронах БР-5А мас-сой менее 1 тонны и тепловой мощностью около 80 кВт, охлаждаемым двухконтурным жидкометаллическим теплоносителем (Na-К). Первый контур передавал тепло реактора на термоэлектрическую батарею, а второй отводил тепло от батареи в космическое пространство. Электричество генерировала вынесенная за защиту термоэлектрическая система преобразования мощностью до 3,0 кВт. В ней использовались двухкаскадные термоэлектрические элементы: высокотемпературные – из кремний-германиевого сплава и низкотемпературные – из свинецтеллурового сплава разработки Сухумского физико-технического института. Горячие спаи генератора нагревались жидкометаллическим теплоносителем натрий-калий до температуры 970 К. Холодные спаи охлаждались натрий-калиевым теплоносителем второго контура, с помощью которого избыточное тепло отводилось в холодильник-излучатель при максимальной температуре теплоносителя на входе в него около 623 К.
Активная зона реактора содержала 37 стержневых твэлов, размещенных в плотной упаковке в тонкостенном шестигранном корпусе размером «под ключ» 140 мм. Корпус реактора окружён боковым бериллиевым отражателем толщиной 100 мм.
В качестве топлива использовался высокообогащенный (до 90 % по урану-235) уран-молибденовый сплав в оболочке из стали, плакированной изнутри армко-железом. Загрузка урана-235 в реакторе составляла около 30 кг.
ТЭГ имел две независимые секции: основную – для питания потребителей космического аппарата и вспомогательную – для питания электромагнитного насоса, обеспечивавших прокачку теплоносителя по обоим контурам ЯЭУ.
Физика реактора отрабатывалась в ФЭИ на специально созданном критическом стенде, а твэлы испытывались на ресурс в ампульном канале реактора Первой АЭС.
Основным требованием при создании ЯЭУ «БУК», как и любой другой ядерной космической установки, было безусловное выполнение условий ядерной и радиационной безопасности для населения Земли. Радиационная безопасность обеспечивалась двумя системами: основной – увод ЯЭУ на орбиту длительного существования и дублирующей, основанной на аэродинамическом диспергировании топливной композиции с продуктами деления и других материалов с наведенной активностью в верхних слоях атмосферы Земли в случае отказа основной системы. Для этого в боковом отражателе из бериллия размещались продольно перемещаемые стержни регулирования из бериллия, стянутые стальной лентой. При сходе спутника с орбиты и попадания в плотные слои атмосферы лента должна была сгорать, обеспечивая развал отражателя и сгорание твэлов (в дальнейшем, после неудачного падения 24 января 1978 года аппарата «Космос-954» с ЯЭУ «БУК» конструкция устройства была изменена: все твэлы стали принудительно выбрасываться газовым исполнительным механизмом).
В период 1963-1969 гг. была проведена отработка жидкометаллического контура, прошли испытания безреакторных БЭС-5 с имитатором термоэлектрического генератора, а затем с действующим ТЭГ. В 1968-1970 гг. были проведены натурные ресурсные испытания ЯЭУ БЭС-5 №№ 16, 25 и 32 с действующим реактором на стенде Ц-14Э на ГП «Красная Звезда». Установки №№ 16 и 32 отработали нормально, а вот испытания БЭС-5 № 25 пришлось прекратить вследствие «закипания» теплоносителя первого контура в зоне реактора из-за недостаточного давления в компенсационных емкостях.
Одновременно с наземными испытаниями ядерного реактора шли разработка и испытания КА, на котором эти ЯЭУ предполагалось установить. Габаритно-весовой макет реактора был установлен на спутниках «Космос-102» и «Космос-125», запущенных 27 декабря 1965 года и 20 июля 1966 года соответственно. Основной целью этих запусков являлась проверка некоторых технических решений, в основном компоновочного плана, которые впоследствии предполагалось реализовать при создании действующего устройства. Никаких ядерных материалов на аппаратах не размещалось.
Следующие испытательные пуски состоялись спустя несколько лет, когда разработка комплекса вступила в завершающую стадию. 27 декабря 1967 года стартовал носитель «Циклон-2А», который вывел на околоземную орбиту ИСЗ «Космос-198». На нем был установлен габритно-весовой макет БЭС-5, а сам спутник являлся габаритно-весовым макетом «УС-А». В качестве бортовых источников питания применялись химические батареи.
Первая эксплуатационная ЯЭУ «БУК» с серийным № 31 была установлена на ИСЗ «Космос-367», запущенном 3 октября 1970 года. Она проработала всего 110 минут, после чего реактор получил команду ухода на орбиту «захоронения» по причине сверхпредельного повышения температуры первого контура, вызванной расплавлением активной зоны реактора. Причиной нештатной ситуации оказалась ошибка сборщика, «скрутившего голову» контрольной термопаре на реакторе. При анализе ситуации были выявлены и другие недостатки, которые требовали проведения дополнительных работ.
Летные испытания системы заняли, в общей сложности, почти пять лет. В 1971-1972 гг. на орбиту были выведены три КА с ЯЭУ «БУК»: «Космос-402», «Космос-469» и «Космос-516». Их полеты прошли без существенных замечаний, что позволяло в кратчайшие сроки ввести систему радиолокационной разведки в ограниченную эксплуатацию. Однако затем состоялся аварийный пуск 25 апреля 1973 года, когда из-за выхода из строя двигателя доразгона космический аппарат не удалось вывести на орбиту, и ЯЭУ с глубоко подкритичным реактором упала в Тихий океан.
Летные испытания были продолжены 27 декабря 1973 года запуском спутника «Космос-626». Во время этого полета было зафиксировано снижение до нуля давления газа в блоке гашения (БГ) реактора. И хотя никаких неприятных последствий этот отказ не имел, конструкторам пришлось заняться более тщательными предстартовыми проверками БГ на земле и разработкой методики, которая исключала бы повторение подобных инцидентов в будущем.
В мае 1975 году по завершению этапов летных испытаний и пробной эксплуатации ЯЭУ «БУК» в составе КА «УС-А» (RORSAT – по американской терминологии) системы МКРЦ была принята на вооружение, что сделало «зрячим» советский военно-морской флот.
Тем не менее, в процессе летных испытаний выявилась необходимость проведения работ по модернизации БЭС-5, в связи с чем 26 мая 1975 года вышло Постановление ЦК КПСС и Совета Министров СССР, предусматривавшее повышение радиационной безопасности установки, увеличение ее электрической мощности в конце ресурса до 3 кВт и увеличение самого ресурса до 6-12 месяцев. Были интенсифицированы работы по бортовым системам обеспечения радиационной безопасности, как основной (ОСРБ), обеспечивающей увод ЯЭУ на «орбиту захоронения» высотой 890 км, так и дублирующей (ДСРБ), основанной на выбросе тепловыделяющих элементов из корпуса реактора с помощью порохового аккумулятора давления поршневого типа и их последующим аэродинамическим разрушением.
Последний запуск отечественного КА с бортовой ЯЭУ состоялся 14 марта 1988 года. На спутнике «Космос-1932» была установлена доработанная установка с 6-месячным сроком функционирования и электрической мощностью в конце ресурса 2,4 кВт. Удельная масса ЯЭУ составляла около 300 кг/кВтЭЛ. И хотя полет прошел нормально, от эксплуатации аппаратов с ЯЭУ было решено отказаться.
За все годы запусков в нашей стране КА с ЯЭУ «БУК» на орбиту было отправлено 32 установки. Одна из них не долетела до космоса, две возвратились назад, а остальные до сего дня продолжают пребывать на высоте 700-800 км от Земли.
Первой космической ядерной энергетической установкой с термоэмиссионным преобразованием энергии, разработанной ФЭИ и НПО «Красная Звезда», стала ЯЭУ «Топаз».
Функционирование термоэмиссионного преобразователя основано на эффекте термоэлек-тронной эмиссии. Физически преобразователь подобен электронной лампе: катод из молибдена с вольфрамовым покрытием, нагретый до высокой температуры, испускает электроны, которые преодолевают пространство, заполненное под низким давлением ионами цезия, и попадают на анод. Электрическая цепь замыкается через нагрузку. Термоэмиссионное преобразование по сравнению с термоэлектрическим позволяет увеличить КПД, повысить ресурс и улучшить массогабаритные характеристики энергоустановки и космического аппарата в целом.
Основой конструкции ядерной термоэмиссионной установки является реактор-преобразователь, в активной зоне которого размещены термоэмиссионные электрогенерирующие каналы (ЭГК). К разработке термоэмиссионных ЯЭУ в ФЭИ приступили в 1958 году. Еще тогда был выбран основной вариант реактора-преобразователя с гидрид-циркониевым замедли-телем и многоэлементным ЭГК. Как показало время, это был правильный выбор, хотя и более сложный в реализации.
В 1961 году в реакторе БР-5 начались испытания первого петлевого испытательного устройства. ЭГК отработал 65 часов, выдавая электрическую мощность 4,7 Вт. Конструкция каналов и технология их изготовления постоянно совершенствовались и в 1986 году четыре ЭГК уже генерировали мощность 4444 Вт в течение 6160 часов.
Первоначально установка получила название «Тополь», но затем была переименована в «Топаз» (Термоэмиссионный Опытный Преобразователь в Активной Зоне).
Основой ЯЭУ «Топаз», как и ЯЭУ «БУК» стал реактор на быстрых нейтронах массой немногим более одной тонны. В ЯЭУ «Топаз» была применена одноконтурная система теплоотвода с натрин-калиевым теплоносителем, включавшая холодильник-излучатель, обладающий не-сущей способностью и входящий в состав силовой схемы ЯЭУ. Конструкция холодильника-излучателя представляла собой систему включенных гидравлически параллельно D-образных трубок, вваренных в кольцевые коллектора ХИ и подкрепленных силовыми элементами. Плоская поверхность трубок припаяна к стальной обечайке, на которую нанесено покрытие с высокой степенью черноты. Излучающая площадь холодильника-излучателя – около 7 м2, что обеспечивало сброс тепловой мощности не менее 170 кВт при температуре теплоносителя на входе в холодильник-излучатель до 880 К.
Компактная активная зона ЯЭУ «Топаз» диаметром 28 см и высотой 36 см состояла из 79 термоэмиссионных электрогенерирующих каналов и четырех дисков замедлителя из гидрида циркония. ЭГК вместе с каналами охлаждения располагались в отверстиях дисков замедлителя, образуя систему из пяти концентрических поясов. В ЯЭУ использовались 5-элементные ЭГК с 3-слойным коллекторным пакетом и выводом газообразных продуктов деления из негерметичных эмиттерных узлов с твэл в межэлектродный зазор. Топливом в реакторе служил диоксид урана с 90 % обогащением.
ЭГК электрически соединялись в рабочую (62 ЭГК) и насосную (17 ЭГК) секции. Насосная секция с параллельным соединением входящих в нее ЭГК предназначалась для питания кондукционного электромагнитного насоса системы теплоотвода ЯЭУ. Электрическое соединение ЭГК в секции осуществляется с обоих торцов термоэмиссионного реактора-преобразователя в парах цезия.
Система подачи паров цезия обеспечивала прокачку пара через межэлектродный зазор ЭГК с расходом порядка 10 г/сутки. Прошедший зазор цезий поглощался ловушкой на основе пиролитического графита и в дальнейшем не использовался. Неконденсирующиеся примеси при этом удалялись в космическое пространство.
До вывода термоэмиссионного реактора-преобразователя на заданный уровень электрической мощности питание электромагнитного насоса осуществлялось от пускового блока с сильноточной аккумуляторной батареей, расположенного за радиационной защитой. В ЯЭУ «Топаз» применялась однокомпонентная радиационная защита из гидрида лития, заключенного в герметичный стальной контейнер с внутренними силовыми элементами.
Функции регулирования тепловой мощности, компенсации реактивности и аварийной защиты выполняли расположенные в боковом отражателе 12 поворотных цилиндров из бериллия с секторными накладками из карбида бора, разбитые на четыре группы по три цилиндра. Каждая группа управлялась своим приводом.
Тепловая мощность реактора ограничивалась величиной около 150 кВт, а максимальная электрическая мощность ЯЭУ – 7 кВт. Удельная масса установки составляла 200 кг/кВтЭЛ.
Система автоматического управления обеспечивала вывод ЯЭУ на тепловую и электрическую мощность, поддержание заданного тока рабочей секции или заданной температуры теплоносителя, напряжения около 28 В на шинах питания бортовой аппаратуры КА и выключение реактора по сигналам из центра управления.
Этапным оказался 1968 год, когда штатный ЭГК отработал 2166 часов на мощности 185 Вт, что позволило перейти к следующему этапу – наземным испытаниям.
Первые полномасштабные наземные энергетические испытания прототипа ЯЭУ «Топаз» начались в 1970 году на стенде ГНЦ «ФЭИ». Для проведения наземных энергетических испытаний термоэмиссионных ЯЭУ в ФЭИ был сооружен уникальный испытательный стенд, оснащенный всеми системами для испытаний полноразмерных установок (вакуумная камера, отделение дистанционной резки, стапель сборки реактора и стапель общей сборки ЯЭУ в целом и др.). 21 апреля 1970 года изделие было выведено на электрическую мощность 10 кВт. Испытания продолжались 150 часов, после чего были приостановлены из-за утечки теплоносителя. Всего было испытано четыре прототипа ЯЭУ «Топаз». Полученные в этих испытаниях результаты подтвердили существенное преимущество термоэмиссионного метода преобразования перед термоэлек-трическим по к.п.д. преобразования и уровню достижимой электрической мощности. В результате руководство СССР в декабре 1976 года приняло решение проведения летно-конструкторских испытаний ЯЭУ «Топаз» в составе КА «Плазма» в 1979-1980 гг. Однако отсутствие дублирующей системы радиационной безопасности в составе ЯЭУ привело к необходимо-сти разработки новой модификации КА «Плазма» – «Плазма-А». Это, в свою очередь, заставило изменить сроки летно-конструкторских испытаний, сместив их на 1983-1984 гг. В состав экспериментального космического аппарата «Плазма-А», наряду с термоэмиссионной ЯЭУ, были включены двигательные установки коррекции и стабилизации на основе электроракетных двига-телей и ряд других перспективных для космической техники будущего систем.
Первая установка была запущена в космос 1 февраля 1987 года в составе КА «Космос-1818» и проработала в космосе в течение 142 суток. Её работа подтвердила соответствие харак-теристик ЯЭУ заданным техническим условиям. ЯЭУ выдавала полезную мощность 7 кВт (эл.), из которых 5 кВт выдавалось на бортовое энергопотребление, а 2 кВт обеспечивали циркуляцию теплоносителя с помощью электромагнитных насосов.
Следующая установка была выведена в космос 10 июля 1987 года космическим аппаратом «Космос-1867» и проработала на орбите 343 суток. Разница в длительности ресурсов обеих установок обуславливалась разным материалом эмиттера ЭГК – молибден и вольфрам соответственно. Последний обладал вдвое меньшим оптимальным давлением паров цезия, вследствие чего был меньше и их расход.
Оба испытания были успешными. Программы полета этих КА были не только полностью выполнены, но и существенно перевыполнены. В обоих случаях завершение работы ЯЭУ было плановым и связано с исчерпанием запасов цезия в генераторе паров цезия.
Радиационная безопасность при проведении летных испытаний ЯЭУ «Топаз» обеспечивалась выводом на достаточно высокую круговую рабочую орбиту с высотой, превышающей 800 км, время баллистического существования на которой составляло не менее 350 лет, что достаточно для распада продуктов деления до безопасного уровня. При выведении КА органы регулирования реактора-преобразователя блокировались в положении максимальной подкритичности. Блокировка снималась перед пуском ЯЭУ по радиокоманде с Земли после непосредственного измерения траекторных параметров орбиты.
Кроме создания ЯЭУ «Топаз», в СССР в 1960-х годах проводились НИОКР, закончившиеся успешными испытаниями наземного образца реактора-преобразователя (РП) на базе одноэлементного ЭГК ЯЭУ «Енисей» (параллельное название «Топаз-2»). Принципиальное отли-чие ЯЭУ «Енисей» от ЯЭУ «Топаз» заключалось в конструкции одноэлементного ЭГК, которая позволяла провести внешнюю коммутацию ЭГК и электроизоляцию в реакторе-преобразователе вне паров цезия, проверку электрических цепей после сборки реактора, испытания РП с помощью эмиттерных электронагревателей при проектной тепловой мощности и загрузку топливом на полностью собранной установке.
В 1969 году Конструкторскому бюро прикладной механики (КБПМ) в Красноярске было поручено создать космический аппарат для телевизионного вещания на удаленные районы страны. Задача разработки энергетической установки для этого аппарата была возложена на предприятия Минсредмаша. Главным конструктором ЯЭУ стало Центральное конструкторское бюро машино-строения, научным руководителем – Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова. НИИ НПО «Луч» отвечало за разработку электрогенерирующих каналов и элементов активной зоны, а Сухумский ФТИ занимался разработкой систем автоматического управления. В качестве ядерной энергетической установки разработчиками была принята установка «Енисей».
Техническим заданием на разработку ЯЭУ «Енисей», выданным КБПМ, предусматривалось создание термоэмиссионной ЯЭУ тепловой мощностью 135 кВт и электрической мощностью 6,8 кВт с ресурсом 1,5 года на первом этапе и доведением ресурса до 3 лет на последующих этапах отработки. По мере продвижения работ по созданию космического аппарата техническое задание менялось, так выдаваемая электрическая мощность снизилась до 4,5-5,5 кВт (эл).
Все оборудование установки компоновалось в едином блоке, выполненном в виде усеченного конуса. В его вершине располагался реактор, непосредственно за реактором размещалась радиационная защита, в «тени» которой находилось остальное оборудование.
Особенностью реактора ЯЭУ «Енисей» стал термоэмиссионный преобразователь (ТЭП) одноэлементной конструкции – этим ЯЭУ «Енисей» принципиально отличалась от ЯЭУ «Топаз». Свободный доступ в катодную полость одноэлементного ЭГК, где размещалось ядерное топливо, позволял на стадии отработки проводить полномасштабные тепловые испытания ЭГК, реактора, а также ЯЭУ в целом, размещая в полости катода специальные электронагреватели соответствующей мощности. Аналогичный прием позволял при изготовлении ЯЭУ проводить полномасштабные контрольные электроэнергетические испытания и определять выходные характеристики установки.
Эта особенность ЭГК положительно сказывалась и на этапах наземной отработки и эксплуатации установки в части обеспечения ядерной и радиационной безопасности за счет выбора наиболее удобного момента и места загрузки реактора ядерным топливом и проведения большинства регламентных проверок до операции загрузки. Возможность отработки ЭГК и установки в целом с электронагревом позволила существенно увеличить объем отработки для подтверждения требуемого ресурса и надежности установки. Это было невозможно в установке с многоэлементными ЭГК. Одноэлементная конструкция ЭГК обеспечивала также разделение топливной полости и полости межэлектродного зазора и исключала попадание осколков деления и технологических газов в межэлектродный зазор, заполняемый парами цезия.
Материалом катода служил монокристалл молибдена с покрытием из обогащенного по изотопу 184 вольфрама, материалом коллектора – сплав молибдена. Вывод тока осуществлялся с обоих концов ЭГК вне активной зоны реактора. Электроизоляция электродов ЭГК между собой и от корпуса реактора осуществлялась с помощью вакуумноплотных металлокерамических узлов на концевых частях электродов.
Основу ЯЭУ составлял малогабаритный гетерогенный реактор на промежуточных нейтронах с гидридциркониевым замедлителем, бериллиевыми отражателями и встроенными в активную зону одноэлементными термоэмиссионными преобразователями, совмещенными с твэлами. В ЯЭУ «Енисей», также как в ЯЭУ «Топаз», применялась одноконтурная система теплоотвода с электромагнитным насосом кондукционного типа, питание которого на пусковом режиме осуществлялось от сильноточной аккумуляторной батареи.
Корпус реактора представлял собой стальной тонкостенный цилиндр. Снаружи корпуса реактора размещался радиальный отражатель, состоявший из 12 подвижных цилиндрических стержней из бериллия с ТВС в тонкостенных стальных оболочках и 12 неподвижных бериллиевых вкладышей между стержнями. Стержни регулирования и вкладыши прижимались к корпусу реактора двумя ленточными бандажами с электрозамками. При аварийных ситуациях подача напряжения на замки приводила к их раскрытию, и радиальный отражатель рассыпался. Внутри корпуса реактора находился комплект блоков замедлителя из гидрида циркония и блоки торцевых отражателей из бериллия.
Диаметр активной зоны реактора-преобразователя составлял 260 мм, высота – 375 мм. В активной зоне находилось 25 кг урана-235 и размещалось 37 ЭГК. ЭГК коммутировались в две секции: рабочую из 34 последовательно соединенных каналов и насосную из 3 параллельно со-единенных каналов.
В качестве топлива использовался таблетированный диоксид урана с обогащением 96 % по урану-235. Для профилирования тепловыделения по радиусу активной зоны топливные таблетки изготавливались с отверстиями различного диаметра.
Охлаждение активной зоны обеспечивал холодильник-излучатель ребристо-трубчатого типа, применявший в качестве теплоносителя жидкометаллический сплав натрий-калий. Эффективная излучающая поверхность холодильника-излучателя составляла 7,2 кв. м.
Одними из главных при создании ЯЭУ «Енисей» являлись проблемы герметичности ЭГК и стабильности величины межэлектродного зазора, исключающей короткое замыкание пары эмиттерколлектор. Первая, в основном, обусловливалась работоспособностью концевых металлокера-мических узлов. Вторая – конструкцией дистанционаторов межэлектродного зазора и конструктивной схемой связи эмиттер-коллектор в условиях высоких рабочих температур и нестационарных режимов. Обе проблемы со временем были решены. Существенными и также успешно решенными были проблемы геометрии эмиттера при ресурсном распухании ядерного топлива, технологии получения высокопрочной монокристаллической структуры молибденового эмиттера, нанесения вольфрамового покрытия на поверхность эмиттера для повышения КПД и ряд других проблем. В ходе работ ЭГК условно разделились на четыре поколения, каждое из которых превосходило предыдущее по надежности и ресурсу.
Отработка ЯЭУ «Енисей» продолжалась с 1969 до 1987 гг.
Начиная с 1974 года завод «Двигатель» (г. Таллин) выпускал полномасштабные опытные образцы реакторных блоков, на которых проводились теплофизические, электроэнергетические, прочностные, позднее и ядерные энергетические испытания. Этап сборки реакторного блока завершался в ЦКБМ на стенде «Байкал» – специальном стенде, на котором проводилась термоваку-умная обработка систем и их заправка теплоносителем и газами.
К 1988 году установка «Енисей» прошла полный цикл наземной отработки, включая ее комплексные испытания на стендах ЦКБМ с электронагревом, транспортные и динамические испытания на соответствие действующим нагрузкам при транспортировке и выводе КА на орбиту, испытания в криогенных камерах на захолаживание и как завершающий этап испытаний – ядерные энергетические испытания в ИАЭ им. И.В. Курчатова на стендах «Р» и в НИИП на стенде «Т». Все требуемые по ТЗ параметры и ресурс 1,5 года с возможностью достижения ресурса не менее 3 лет были подтверждены.
Для проведения испытаний на заводе «Двигатель» было изготовлено 30 опытных образцов ЯЭУ «Енисей». Они выдавали максимальную электрическую мощность для питания аппаратуры КА 5,5 кВт при напряжении 27 В.
В составе шести реакторных блоков, прошедших ядерные энергетические испытания, прошли отработку 93 ЭГК 2-го поколения и 111 ЭГК 3-го поколения. Проведенные мероприятия по повышению надежности ЭГК привели к тому, что в ходе ядерных испытаний ЭГК 3-го поколения не было зарегистрировано ни одного отказа и подтверждена стабильность основных параметров реактора-преобразователя в течение 12380 часов. А в процессе проведения тепловых испытаний с электронагревом одного из образцов усовершенствованного ЭГК достигнут ресурс более 22500 часов.
Накопленный опыт при отработке всех элементов установки главным конструктором (ЦКБМ) (блока рабочего тела, приводов регулирования, подвесок ионизированных камер, электромагнитного насоса и других) позволил прогнозировать получение ресурса установок не менее 3 лет.
По результатам экспериментальной отработки КЯЭУ «Енисей» могла быть рекомендована к летным испытаниям.
Однако в 1988 году вследствие экономических трудностей в стране, перестройки экономики и реакции на аварию на Чернобыльской АЭС разработка космического аппарата с ЯЭУ «Енисей» была прекращена.
ЯЭУ «Бук», «Топаз» и «Енисей» составили первое поколение бортовых отечественных ЯЭУ для космических аппаратов. В процессе их создания была сформирована организационная и промышленная инфраструктура, обеспечивающая весь цикл производства ЯЭУ. Организации-разработчики накопили уникальный опыт производства ЯЭУ, проведения их наземных, летных испытаний и безопасной эксплуатации ЯЭУ в составе орбитальных космических аппаратов. Все это выдвинуло нашу страну на лидирующие позиции в области создания и применения космических ЯЭУ.
Разработанные затем ЯЭУ второго поколения составили типоразмерный ряд разной электрической мощности – в диапазоне от 10 кВт до 500 кВт с ресурсом работы на орбите до 7 лет. Их конструкция основана на использовании единого компоновочного принципа построения ЯЭУ и унифицированных конструктивных и технологических решений по всем основным узлам и системам ЯЭУ – реактору-преобразователю, радиационной защите, системам прокачки жидко-металлического теплоносителя, теплоотвода, автоматического управления и т.д. Такая унификация обеспечивает уровень готовности ЯЭУ данного класса, достаточный для перехода к опытно-конструкторским работам по созданию ЯЭУ заданной энергетической размерности в привязке к конкретному космическому объекту и позволяет в максимальной степени сократить затраты на ее доводку. Тем самым в термоэмиссионных ЯЭУ второго поколения реализовано важнейшее преимущество ЯЭУ – возможность работы на разных уровнях мощности без изменения конструктивно-компоновочной схемы и выходных массогабаритных показателей.
Кроме того, использование двухрежимных термоэмиссионных ЯЭУ второго поколения совместно с электрореактивными двигательными установками позволяет создавать транспортно-энергетические модули, обеспечивающие как выведение КА на высокие орбиты при работе ЯЭУ на относительно кратковременном форсированном режиме энергоснабжения ЭРДУ, так и последующее энергоснабжение бортовых систем КА в течение всего времени их активного функционирования при работе ЯЭУ на длительном номинальном режиме.
Источник: http://www.biblioatom.ru/
