Ранее уже обсуждались ядерные реакторы, используемые в космических миссиях (их количество превышает тридцать типов). Также освещались самые различные радиоизотопные термоэлектрические генераторы на основе плутония-238. В разделе, который посвящен “космическим реакторам”, существует еще одна любопытная, хотя пока и теоретическая, тема: какие варианты ядерной энергетики могут быть использованы для обеспечения электроснабжения космических колоний? Речь идет о поселениях, расположенных на поверхности небесных тел (в настоящий момент речь может идти в основном о Луне или Марсе, хотя циклы также представляют интерес). После определения места расположения межпланетной атомной электростанции необходимо хотя бы приблизительно определить ее параметры. Несмотря на то, что иногда звучат предположения о миллионном населении Марса,
Вообще говоря, последние лет 10 единственной интересной точкой на луне считается полюса, где существуют как вечно-затененные места (например Shoemaker) так и вечно освещенные горы – тут явно вполне возможно снабжать лунную базу с помощью солнечных панелей.
более реалистичной, пожалуй, будет оценка, что колонии будут представлять собой небольшие аванпосты с численностью населения не более десяти человек и потреблением электроэнергии в пределах нескольких сотен киловатт.
Попробуем пройтись по вариантам ядерной энергоустановки такой кологии ЯЭУ, начав с самых маленьких
Поскольку ядерный реактор ограничен снизу по массе (нельзя сделать ядерный реактор легче нескольких сотен килограмм), то первыми на ум приходят радиоизотопные термоэлектрические генераторы – РИТЭГи. Поскольку вес для нас весьма критичен, то варианты с дешевыми изотопами типа Sr90 не пройдут: придется либо снабжать наш РИТЭГ многотонной биозащитой, либо придумывать способ запуска, при котором никто не будет приближаться к космическому спутнику с РИТЭГом на всех этапах подготовки.
Остается традиционный для космоса Pu238, как самый легкий. РИТЭГи с полупроводниковыми преобразователями заодно и самые простые ядерные источники энергии – тут нет ни движущихся элементов, ни жидкости, ни газа, а практически полное отсутствие гамма-излучения позволяет полупроводниковым преобразователям жить долго. Кстати, плутониевые РИТЭГи уже работали на Луне в составе аппаратуры ALSEP в экспедициях Аполлонов.
РИТЭГ ALSEP на Луне. На картинке как раз процесс зарядки плутония из транспортного контейнера в радиатор РИТЭГ.
Но у плутониевых РИТЭГ есть минус – астрономический ценник, доходящий до 100 млн долларов за киловатт мощности, и отсутствие нуклидной базы, чтобы сделать, к примеру, мегаваттный РИТЭГ.
Однако, если у нас есть запас в несколько тонн на ЯЭУ, появляется новый вариант – компактный ядерный реактор, который можно в неактивированном состоянии (здесь, кстати, конструкторов поджидают неожиданные проблемы, как вам, например проблема самозапуска околокритичного реактора под влиянием космических лучей?) привезти, закопать, и только затем включить. Именно в таком ключе обычно и ведутся проработки – такая ЯЭУ получается доставляемой рейсом существующих ракет, не запредельно дорогой, не опасной до пуска, и не требующих сверхдлинных НИОКР.
Прежде чем перейти к обсуждению нескольких известных проектов таких ЯЭУ, неплохо бы вспомнить технологии летавших реакторов. Первый в космос отправился американский Snap 10A: реактор на ВОУ с гидридом циркония в качестве замедлителя, и NaK эвтектикой в качестве теплоносителя, полупроводниковый преобразователь выдавал от тепла реактора 550 ватт электрических при весе 450 килограмм. Большая серия советских БЭС-5 с похожей конструкцией давала 2 киловатта при 700 кг веса. Наконец, вершина линейки ЯЭУ “Топаз”/”Енисей” использовали совершенно другую технологию выработки электроэнергии. Это термоэмиссионный реактор, в котором система генерации электричества и реактор совмещены. Грубо говоря, блочки уранового топлива тут служат катодами радиоламп, вырабатывающих напряжение и ток за счет термоэмиссии электронов. В результате при весе 980 кг система выдавала 5 киловатт (э).
Таким образом в классе “легких” реакторов технологически у нас есть вариант 1: “усложненный РИТЭГ”, где источник ядерного тепла становится управляемым и более мощным, а полупроводниковый преобразователь приходится все же вынести из активной зоны и соединить жидким теплоносителем. Вариант 2 – уникальная советская технология прямого преобразования, впрочем так же требующая жидкий теплоноситель для выноса тепла на радиатор.
Термоэмиссионные реакторы в СССР были спроектированы на диапазон мощностей 25…100 кВт электрических, при весе 3-12 тонн. Правда есть одна особенность – в космосе не нужна круговая защита, достаточно секторальной. На поверхности такой вариант работает не очень, т.к. ионизирующее излучение отражается от поверхности и портит радиаторы, преобразователи, насосы и т.п. Поэтому к массам космических прототипов следует добавлять либо немаленькую биозащиту, либо вес земле(луно, марсо)ройной техники, для окапывания будущей АЭС.
Теоретически, следующей рубеж по мощности (>100 кВт) должен полностью принадлежать реакторам с машинным преобразованием тепловой энергии: с двигателями Стирлинга и газотурбинными генераторами. Однако не все так просто:
За 25 лет, прошедших с первого полета термоэмисионных реакторов в космосе в ФЭИ было разработано несколько десятков вариантов подобных ЯЭУ, в т.ч. для марсианских и лунных баз, мощностью до 600 кВт. Только для более мощных блоков машинное преобразование уже начинает в целом выигрывать по получившейся массе и простоте энергоустановки. Поэтому мысль в западных и отечественных проектов идет по разному: в проработках лунных и марсианских баз от РКК “Энергия” вы найдете в основном термоэмисионные ЯЭУ, в проработках NASA – машинные ЯЭУ.
Впрочем, надо понимать, что все отечественные предложения >50 кВт(э) – весьма бумажные, и требующие НИОКР. К преимуществам термоэмиссионных ЯЭУ можно отнести отсутствие вращающейся механики (при использовании электромагнитных насосов и жидкометаллического теплоносителя), высокую рабочую температуру, сокращающую размер и вес радиаторов, к недостаткам – сложную, энергонапряженную конструкцию твэлов и небольшой ресурс.
Посмотрим теперь на проекты NASA. Начать хотелось бы с разрабатываемого с конце 90х по середину 2000х реактора SAFE (на самом деле, целой линейки реакторов – в основном для дальних космических полетов, типа миссии JIMO к спутникам Юпитера). Это высокотемпературный (впрочем, все космические реакторы высокотемпературные – т.к. сбрасывать тепло в вакууме очень сложно, то приходится делать радиаторы горячими, а активную зону – крайне горячей) реактор с оксидным урановым топливом высокого обогащения, отводом тепла с помощью жидкометаллических тепловых труб (при температуре 1450К – интересно посмотреть, из чего сделана оболочка такой трубки) и преобразованием тепла в электричество на базе двигателя Стирлинга или газотурбинного блока.
SAFE прорабатывался сразу во многих вариантов, дело дошло до тепловых испытаний 30-киловаттного блока (макета с ТЭН) с двигателем Стрилинга на 350 ватт электрических. В лаборатории Сандия испытывалось топливо. Проект был закрыт в середине 2000х вместе с отменой миссии JIMO к лунам Юпитера.
SAFE вполне можно было преобразовать для наземных миссий, что и было сделано в программе Fission Surface Power System (FSP), последовавшей сразу за SAFE
FSP особенно интересен тем, что он проектировался для работы сразу на поверхности Луны. Реакторная установка имела мощность тепловую мощность в 200 и электрическую в 40 кВт при массе 5800-6600 кг (в зависимости от возможностей лунной базы по закапыванию/окапыванию РУ – интересный системный аспект), время работы на мощности в 8 лет и более умеренные температурные параметры, чем “простой и надежный” SAFE.
В качестве генератора используется модули с двигателями Стирлинга (по 10 кВт), теплоноситель – NaK эвтектика, два контура, температура АЗ довольно умеренная (около 480 С). Сброс тепла, как обычно – излучением с больших радиаторов. Проект был хорошо проработан в железе в начале 2010х, в т.ч. были проведены испытания полноразмерной тепловой схемы (с насосами, двигателями Стирлинга, радиаторами) в вакуумной камере.
Хотя мощность в этом проекте меньше, чем максимальная бумажная для термоэмиссионных реакторов, надо признать, что это более реалистичный вариант.
Как видно из вышеприведенного текста, в основном проекты напланетных ЯЭУ представлены “бумажными” реакторами, которые тем не менее базируются на когда-то воплощенных в железе технологиях и проведенных НИОКР. Можно полагать, что разрабатывающийся сегодня быстрый газовый реактор РУГК тепловой мощностью в 4 мегаватта с газотурбинным преобразователям по 250 кВт тоже скоро ляжет в базис напланетных ЯЭУ. Во всяком случае для тех баз, где будет мыслится энергопотребление в сотни киловатт. Напомню, что при массе до 20 тонн и ресурсе в 10 лет это один из самых лучших вариантов по соотношению запасенная энергия/вес.
P.S. Не могу пройти мимо прекрасного: схемы 200 мегаваттного космической ядерной энергоустановки на уран-калий-фторидной плазме с МГД-генератором, весом всего 74 тонны:
