نیروگاه هسته ای برای موشک. تاریخچه تاسیسات هسته ای فضایی داخلی نیروگاه هسته ای برای موشک

در سال 2009، کمیسیون تحت ریاست جمهوری فدراسیون روسیه برای نوسازی و توسعه فناوری اقتصاد روسیه تصمیم به اجرای پروژه "ایجاد یک ماژول حمل و نقل و انرژی بر اساس یک نیروگاه هسته ای کلاس مگاوات" گرفت.
JSC NIKIET به عنوان طراح ارشد نیروگاه راکتور منصوب شد.
آژانس فضایی فدرال مجوز NIKIET را به شماره 981K در تاریخ 29 اوت 2008 برای انجام فعالیت های فضایی صادر کرد.

از مصاحبه با Yu.G. دراگونوف RIA "". تاریخ انتشار 2012/08/28

روسیه با تکیه بر تجربه و دانش عظیمی که در طول دهه ها از برنامه هسته ای داخلی انباشته شده است، فعالانه در حال توسعه انرژی هسته ای است.
یکی از پیشگامان ایجاد فناوری های نوآورانه در کشور ما و جهان، موسسه تحقیقات و طراحی مهندسی انرژی به نام N.A. Dollezhal (NIKIET)، امسال شصتمین سالگرد خود را جشن می گیرد. متخصصان این مؤسسه کمک ارزنده‌ای به توان دفاعی کشورمان کردند، طرح‌هایی برای اولین راکتور تولید ایزوتوپ‌های با درجه تسلیحات، اولین تأسیسات راکتور برای زیردریایی هسته‌ای و اولین راکتور نیروگاهی برای نیروگاه هسته‌ای ایجاد کردند. بر اساس پروژه ها و با مشارکت NIKIET، 27 راکتور تحقیقاتی در روسیه و خارج از کشور ایجاد شده است.
و امروز مؤسسه در حال ساخت رآکتورهای کاملاً جدید است و روی ایجاد یک تأسیسات راکتور برای یک نیروگاه هسته ای منحصر به فرد کلاس مگاوات برای یک فضاپیما کار می کند که مشابه آن در جهان وجود ندارد.
مدیر - طراح کل NIKIET، عضو مسئول آکادمی علوم روسیه، یوری گریگوریویچ دراگونوف در مورد چگونگی پیشرفت کار در زمینه های پیشرفت علم و فناوری هسته ای روسیه به ریانووستی گفت.
- موسسه در حال ایجاد یک موتور هسته ای منحصر به فرد برای فضاپیمای جدید روسیه است. اکنون این پروژه در چه مرحله ای است؟
- موسسه در طول 60 سال فعالیت خود از شعار موسس و اولین مدیر NIKIET، آکادمیک N.A. دولزهال: «اگر می‌توانی، از قرن پیش برو.» و این پروژه گواه این امر است. ایجاد این نصب یک کار پیچیده از مرکز تحقیقات دولتی FSUE "Keldysh Center"، OJSC RSC Energia، KBKhM im است. صبح. ایسایف و شرکت های شرکت دولتی "روساتوم". موسسه ما به عنوان تنها پیمانکار برای نصب راکتور و به عنوان هماهنگ کننده کار از سازمان های Rosatom تعیین شده است. این کار واقعاً منحصر به فرد است ، امروز هیچ مشابهی وجود ندارد ، بنابراین بسیار دشوار است. از آنجایی که ما یک سازمان طراحی هستیم، مراحل، مراحل خاصی داریم و قدم به قدم آنها را طی می کنیم. سال گذشته توسعه طرح اولیه نیروگاه راکتور را تکمیل کردیم و امسال نیز در حال تکمیل طراحی فنی نیروگاه راکتور هستیم. مقدار زیادی آزمایش، به ویژه در مورد سوخت، از جمله مطالعات رفتار سوخت و مواد ساختاری در شرایط راکتور مورد نیاز است. کار روی پروژه فنی بسیار طولانی خواهد بود، تقریباً 3 سال، اما ما امسال اولین مرحله پروژه فنی، مستندات اصلی را آماده خواهیم کرد. امروز ما در مورد انتخاب گزینه طراحی عنصر سوخت و تصمیم فنی نهایی در مورد انتخاب گزینه طراحی راکتور را شناسایی کرده و تصمیم فنی گرفته ایم. و همین چند هفته پیش تصمیم فنی در مورد انتخاب گزینه طراحی برای هسته و چیدمان آن گرفتیم.
- چه مشکلاتی وجود دارد؟ آیا واقعا همه چیز به همین راحتی پیش می رود؟
- امروز ما همکاری بسیار گسترده ای داریم، بیش از سه ده سازمان در توسعه پروژه نیروگاه راکتور مشارکت دارند. همه توافقات در مورد این موضوع منعقد شده است و اطمینان کامل وجود دارد که ما این کار را به موقع انجام خواهیم داد. کار توسط شورای مدیر پروژه به ریاست من هماهنگ می شود و هر سه ماه یک بار وضعیت کار را بررسی می کنیم. یک مشکل وجود دارد که نمی توانم به آن اشاره نکنم. متأسفانه، مانند جاهای دیگر در همه موضوعات، قراردادهای ما برای یک دوره یک ساله منعقد می شود. فرآیند نتیجه گیری مشخص می شود و با در نظر گرفتن زمان رویه های رقابتی، ما در واقع داریم وقت خود را می خوریم. در NIKIET من تصمیم گرفتم؛ ما در حال باز کردن یک سفارش ویژه و شروع کار در 11 ژانویه هستیم. اما جذب شرکت کنندگان بسیار دشوارتر است. مشکلی وجود دارد، بنابراین امروز از شرکت کنندگان خود خواستیم تا قبل از تکمیل توسعه، حداقل برای یک دوره سه ساله برنامه ریزی کنند. ما در حال شکل گیری این پیشنهادها هستیم و با درخواست تغییر به قرارداد سه ساله برای این پروژه به دولت خواهیم رفت. سپس به وضوح برنامه زمان بندی را می بینیم و کار روی پروژه را بهتر سازماندهی و هماهنگ می کنیم. حل این مشکل برای اجرای موفق پروژه بسیار مهم است.
- این یک پروژه کاملاً روسی خواهد بود؛ شما هیچ شریک خارجی را برای تحقیق و توسعه جذب نخواهید کرد؟
- من فکر می کنم که این پروژه کاملا روسی خواهد بود. هنوز دانش زیادی در اینجا وجود دارد، بسیاری از راه حل های جدید و به نظر من، پروژه باید کاملا روسی باشد.
- چه نوع سوختی در تاسیسات راکتور فضایی وجود خواهد داشت؟
- اساساً در این مرحله از پروژه فنی، گزینه سوخت دی اکسید پذیرفته شد. سوختی که تجربه کار در تاسیسات با انتشار حرارتی را دارد. ما عنصر سوخت را به صورت مقطعی ساختیم تا از شرایطی که قبلاً در راکتورهای فعال آزمایش شده است اطمینان حاصل کنیم. بله، این یک پروژه جدید است، بله، این یک پروژه ابتکاری است، اما عناصر کلیدی باید کار شود و باید در مهلت های تعیین شده توسط پروژه ریاست جمهوری تکمیل شود.
- آیا گزینه بارگیری مجدد سوخت در نصب را در نظر دارید؟
- نه، امروز گزینه اضافه بار را بررسی نمی کنیم. ممکن است قابل استفاده مجدد باشد، اما ما انتظار داریم 10 سال کار کند، و من معتقدم، با قضاوت بر اساس نتایج بحث در جامعه علمی، با Roscosmos، امروز وظیفه طولانی تر کردن کار نصب تعیین نشده است. Roscosmos در حال بحث در مورد افزایش قدرت نصب است، اما اگر این پروژه را تکمیل کنیم، آن را اجرا کنیم و مهمتر از همه، نمونه اولیه زمینی را در غرفه آزمایش کنیم، به طور کلی مشکلی نخواهد بود. پس از آن، ما به راحتی می توانیم آن را به قدرت بیشتری پردازش کنیم.

ایجاد نیروگاه هسته ای و سیستم های نیروی محرکه برای اهداف فضایی

از سال 1960 تا 1989، کار در سایت آزمایش Semipalatinsk برای ایجاد یک موتور موشک هسته ای انجام شد.

ایجاد شد:

مجتمع راکتور IGR;
مجتمع نیمکت "بایکال-1" با راکتور IVG-1 و دو ایستگاه کاری برای آزمایش محصولات 11B91.
راکتور RA (IRGIT).

راکتور IGR

راکتور IGR یک راکتور نوترونی حرارتی پالسی با یک هسته همگن است که مجموعه‌ای از بلوک‌های گرافیتی حاوی اورانیوم است که به شکل ستون‌هایی مونتاژ شده‌اند. بازتابنده راکتور از بلوک های مشابهی تشکیل شده است که حاوی اورانیوم نیستند.

راکتور خنک کننده اجباری هسته ندارد. گرمای آزاد شده در حین کار راکتور توسط سنگ تراشی انباشته می شود و سپس از طریق دیواره های مخزن راکتور به آب مدار خنک کننده منتقل می شود.

راکتور IGR

راکتور IVG-1 و سیستم های تامین قطعات

راکتور RA (IRGIT)

نتایج کسب شدند

1962-1966

اولین آزمایش میله های سوخت مدل NRE در راکتور IGR انجام شد. نتایج آزمایش امکان ایجاد عناصر سوختی با سطوح تبادل حرارت جامد را که در دمای بالای 3000 کلوین کار می‌کنند، شار حرارتی ویژه تا 10 مگاوات بر متر مربع در شرایط پرتوهای نوترون و گاما قوی تأیید کرد (41 پرتاب انجام شد، 26 مجموعه سوخت مدل تغییرات مختلف مورد آزمایش قرار گرفت).

1971-1973

آزمایشات دینامیکی سوخت NRE با دمای بالا برای استحکام حرارتی در راکتور IGR انجام شد که طی آن پارامترهای زیر مشخص شد:

انتشار انرژی ویژه در سوخت - 30 کیلو وات بر سانتی متر مکعب
شار حرارتی ویژه از سطح عناصر سوخت - 10 مگاوات بر متر مربع
دمای مایع خنک کننده - 3000K
نرخ تغییر دمای مایع خنک کننده با افزایش و کاهش قدرت - 1000 K/s
مدت زمان حالت اسمی - 5 ثانیه

1974-1989

در راکتور IGR، مجموعه‌های سوخت انواع مختلف راکتورهای هسته‌ای، واحدهای پیشران هسته‌ای و نیروگاه‌های دینامیک گاز با خنک‌کننده‌های هیدروژن، نیتروژن، هلیوم و هوا مورد آزمایش قرار گرفتند.

1971-1993

مطالعاتی بر روی آزادسازی سوخت به یک خنک کننده گازی (هیدروژن، نیتروژن، هلیوم، هوا) در محدوده دمایی 400 ... 2600K و رسوب محصولات شکافت در مدارهای گاز انجام شد که منابع آن مجموعه های سوخت آزمایشی بودند. واقع در راکتورهای IGR و RA.

شاخص های مقایسه ای نتایج به دست آمده در راکتور IVG-1
و با توجه به برنامه های توسعه موشک های هسته ای در ایالات متحده آمریکا

اتحاد جماهیر شوروی
1961-1989
بودجه صرف شده، میلیارد دلار ~ 0,3
5
از نظر عنصری
ترکیب سوخت
UC-ZrC،
UC-ZrC-NbC

میانگین / حداکثر، مگاوات / لیتر 15 / 33
3100
تکانه رانش خاص، s ~ 940
4000

ایالات متحده آمریکا
دوره اقدامات فعال در مورد موضوع 1959-1972
بودجه صرف شده، میلیارد دلار ~2,0
تعداد واحدهای راکتور ساخته شده 20
اصول توسعه و ایجاد انتگرال
ترکیب سوخت محلول جامد
UC2 در گرافیت
ماتریس
شدت حرارتی منطقه فعال،
میانگین / حداکثر، مگاوات / لیتر 2,3 / 5,1
حداکثر دمای به دست آمده سیال کار، K 2550 2200
تکانه رانش خاص، s ~ 850
عمر کاری در حداکثر دمای سیال کاری، s 50 2400

دیروز، بدون هیچ اغراقی، شاهد رویدادی دوران ساز بودیم که چشم اندازهای جدید و کاملاً خارق العاده ای را برای تجهیزات نظامی و (در آینده) انرژی و حمل و نقل به طور کلی می گشاید.

اما ابتدا می خواهم بدانم نیروگاه هسته ای موشک ها و وسایل نقلیه زیر آبی که پوتین درباره آن صحبت کرد چگونه کار می کند. دقیقاً نیروی محرکه در آن چیست؟ کشش از کجا می آید؟ نه به دلیل فرار نوترون ها از نازل...

وقتی از صحبت های یکی از همکارانم فهمیدم که موشک هایی با برد پرواز تقریبا نامحدود ساخته ایم، حیرت زده شدم. به نظر می رسید که او چیزی را از دست داده است و کلمه "نامحدود" به معنای محدود ذکر شده است.

اما اطلاعات به دست آمده از منبع اولیه هیچ شکی ایجاد نکرد. یاداوری کنم که اینجوری بود:

یکی از آنها ایجاد یک نیروگاه هسته ای کوچک و فوق قدرتمند است که در بدنه یک موشک کروز مانند جدیدترین موشک هوایی X-101 ما یا تاماهاوک آمریکایی قرار می گیرد، اما در عین حال. ده ها بار فراهم می کند - ده ها بار! - برد پرواز طولانی، که عملا نامحدود است.

خب، لعنتی! خب نوابغ! حتی برای یک فرد عادی هم این اتفاق نمی افتد!

بنابراین، تا کنون ما فقط در مورد سیستم های پیشران هسته ای برای موشک های فضایی می دانستیم. موشک‌های فضایی لزوماً حاوی ماده‌ای هستند که وقتی توسط یک شتاب‌دهنده نیروگاه هسته‌ای گرم یا شتاب می‌گیرند، به زور از نازل موشک پرتاب می‌شوند و نیروی رانش را برای آن فراهم می‌کنند.

در این حالت ماده مصرف می شود و زمان کارکرد موتور محدود می شود.

چنین موشک هایی قبلاً وجود داشته و خواهد بود. اما یک نوع جدید از موشک چگونه حرکت می کند اگر برد آن "عملا نامحدود" باشد؟

نیروگاه هسته ای برای موشک

صرفاً از نظر تئوری، علاوه بر رانش از ماده موجود بر روی موشک، حرکت موشک به دلیل رانش موتورهای الکتریکی با "پروانه" (موتور پیچ) امکان پذیر است. برق توسط یک ژنراتور که توسط یک نیروگاه هسته ای کار می کند تولید می شود.

اما چنین جرمی را نمی توان بدون بال پروانه ای بزرگ و حتی با ملخ هایی با قطر کوچک در هوا نگه داشت - چنین رانشی بسیار کوچک است. اما این یک موشک است، نه یک پهپاد.

بنابراین، آنچه باقی می‌ماند، غیرمنتظره‌ترین و، همانطور که مشخص است، مؤثرترین راه برای تأمین یک موشک با ماده برای رانش است - برداشتن آن از فضای اطراف.

یعنی مهم نیست که چقدر تعجب آور به نظر می رسد، موشک جدید "در هوا" کار می کند!

به این معنا که دقیقاً هوای گرم شده است که از نازل آن خارج می شود و نه بیشتر! و هوا تا زمانی که موشک در جو است تمام نمی شود. به همین دلیل است که این موشک یک موشک کروز است، یعنی. پرواز آن به طور کامل در جو انجام می شود.

فن‌آوری‌های کلاسیک موشک‌های دوربرد سعی می‌کردند تا موشک را بالاتر ببرد تا اصطکاک با هوا کاهش یابد و در نتیجه برد آنها افزایش یابد. مثل همیشه قالب را شکستیم و موشکی ساختیم که نه تنها بزرگ بود، بلکه برد نامحدودی در هوا داشت.

برد پرواز نامحدود این امکان را برای چنین موشک هایی فراهم می کند که در حالت آماده به کار عمل کنند. موشک پرتاب شده به منطقه گشت می رسد و در آنجا حلقه می زند و منتظر اطلاعات بیشتر در مورد هدف یا رسیدن هدف به منطقه است. پس از آن، به طور غیر منتظره برای هدف، بلافاصله به آن حمله می کند.

نیروگاه هسته ای برای وسایل نقلیه زیر آب

من فکر می کنم نیروگاه هسته ای برای وسایل نقلیه زیر آبی که پوتین در مورد آن صحبت کرد مشابه است. با این تفاوت که به جای هوا از آب استفاده می شود.

علاوه بر این، این واقعیت را نشان می دهد که این وسایل نقلیه زیر آب صدای کم دارند. اژدر معروف Shkval که در زمان اتحاد جماهیر شوروی توسعه یافت، سرعتی در حدود 300 کیلومتر در ساعت داشت، اما بسیار پر سر و صدا بود. اساساً این موشکی بود که در یک حباب هوا پرواز می کرد.

پشت سر و صدای کم یک اصل جدید حرکت است. و مانند موشک است، زیرا جهانی است. فقط محیطی با حداقل چگالی لازم وجود خواهد داشت.

نام "Squid" برای این دستگاه مناسب است، زیرا در اصل یک موتور جت آب در "نسخه هسته ای" است :)

در مورد سرعت، چندین برابر سرعت سریعترین کشتی های سطحی است. سریع ترین کشتی ها (یعنی کشتی ها، نه قایق ها) سرعتی بین 100-120 کیلومتر در ساعت دارند. بنابراین، با حداقل ضریب 2 سرعت 200-250 کیلومتر در ساعت را بدست می آوریم. زیر آب. و خیلی پر سر و صدا نیست و با برد هزاران کیلومتر... کابوس برای دشمنان ما.

برد نسبتا محدود در مقایسه با موشک یک پدیده موقتی است و با این واقعیت توضیح داده می شود که آب دریا با دمای بالا یک محیط بسیار تهاجمی است و مواد محفظه احتراق، به طور نسبی، منابع محدودی دارند. با گذشت زمان، دامنه این دستگاه ها تنها از طریق ایجاد مواد جدید و پایدارتر به میزان قابل توجهی افزایش می یابد.

نیروگاه هسته ای

چند کلمه در مورد خود نیروگاه هسته ای.

1. عبارت پوتین تخیل را شگفت زده می کند:

این زیردریایی با حجمی صد برابر کوچکتر از تاسیسات زیردریایی هسته ای مدرن، قدرت بیشتری دارد و 200 برابر زمان کمتری برای رسیدن به حالت رزمی یعنی حداکثر قدرت دارد.

این افکار هستند.

1. افزایش رادیکال، دو مرتبه قدر، در توان خروجی در واحد جرم تنها در صورتی امکان پذیر است که حالت کار یک راکتور هسته ای به حالت انفجاری نزدیک شود. در عین حال، راکتور به طور قابل اعتماد کنترل می شود.

2. از آنجایی که عملیات نزدیک به انفجار به طور قابل اعتمادی تضمین شده است، به احتمال زیاد این یک راکتور نوترونی سریع است. به نظر من، فقط آنها می توانند با خیال راحت از چنین حالت عملیاتی حیاتی استفاده کنند. به هر حال، سوخت روی زمین برای آنها قرن ها دوام می آورد.

3. اگر با گذشت زمان متوجه شدیم که این یک راکتور نوترونی کند است، کلاهم را برای دانشمندان هسته ای خود برمی دارم، زیرا بدون بیانیه رسمی کاملاً غیرممکن است باور کنیم.

به هر حال شجاعت و زیرکی دانشمندان هسته ای ما شگفت انگیز است و شایسته بلندترین کلمات تحسین آمیز! خیلی خوب است که بچه های ما می دانند چگونه در سکوت کار کنند. و سپس با این خبر به سر شما می زنند - یا بایستید یا بیفتید! :)

چگونه کار می کند
یک نمودار تقریبی و معنایی از عملکرد یک موتور موشک مبتنی بر یک نیروگاه هسته ای به این شکل است.

1. دریچه ورودی به طور نسبی باز می شود. جریان هوای ورودی از طریق آن به محفظه گرمایشی می گذرد که با کار راکتور دائماً گرم می شود.

2. دریچه ورودی بسته می شود.

3. هوای محفظه گرم می شود.

4. سوپاپ اگزوز باز می شود و هوا با سرعت زیاد از نازل موشک خارج می شود.

5. شیر خروجی بسته می شود.

چرخه با فرکانس بالا تکرار می شود. از این رو اثر عملکرد مداوم.

P.S. مکانیسمی که در بالا توضیح داده شد، تکرار می کنم، معنایی است. به درخواست خوانندگان برای درک بهتر نحوه عملکرد کلی این موتور ارائه شده است. در واقعیت، این امکان وجود دارد که یک موتور رم جت اجرا شده باشد. نکته اصلی در این مقاله تعیین نوع موتور نیست، بلکه شناسایی ماده (هوای ورودی) است که به عنوان تنها سیال کاری که نیروی رانش را برای موشک فراهم می کند، استفاده می شود.

ایمنی

استفاده از کشف دانشمندان روسی در بخش غیرنظامی ارتباط نزدیکی با ایمنی نیروگاه هسته ای دارد. نه به معنای انفجار احتمالی آن - به نظر من این موضوع حل شده است - بلکه به معنای ایمنی اگزوزش.

حفاظت یک موتور هسته‌ای کوچک به وضوح کمتر از موتور بزرگ است، بنابراین نوترون‌ها مطمئناً به داخل «محفظه احتراق» یا بهتر است بگوییم، اتاق گرمایش هوا نفوذ می‌کنند و در نتیجه با احتمال کمی همه چیز را رادیواکتیو می‌کنند. رادیواکتیو در هوا

نیتروژن و اکسیژن دارای ایزوتوپ های رادیواکتیو با نیمه عمر کوتاه هستند و خطرناک نیستند. کربن رادیواکتیو یک چیز طولانی مدت است. اما یک خبر خوب نیز وجود دارد.

کربن رادیواکتیو در لایه های بالایی جو تحت تأثیر پرتوهای کیهانی تشکیل می شود و بنابراین نمی توان همه چیز را به گردن موتورهای هسته ای انداخت. اما مهمتر از همه، غلظت دی اکسید کربن در هوای خشک تنها 0.02÷0.04٪ است.

با توجه به اینکه درصد کربنی که رادیواکتیو می شود هنوز چندین مرتبه کوچکتر است، می توانیم به طور آزمایشی فرض کنیم که اگزوز موتورهای هسته ای خطرناک تر از اگزوز یک نیروگاه حرارتی با سوخت زغال سنگ نیست.

وقتی صحبت از استفاده غیرنظامی از این موتورها می شود، اطلاعات دقیق تری ظاهر می شود.

چشم انداز

صادقانه بگویم، چشم اندازها خیره کننده است. علاوه بر این، من در مورد فن آوری های نظامی صحبت نمی کنم، همه چیز در اینجا روشن است، بلکه در مورد استفاده از فناوری های جدید در بخش غیرنظامی است.

کجا می توان از نیروگاه های هسته ای استفاده کرد؟ تا اینجای کار، صرفاً از نظر تئوری، در آینده 20-30-50 سال است.

1. ناوگان اعم از عمرانی و حمل و نقل. مقدار زیادی باید به هیدروفویل تبدیل شود. اما سرعت را می توان به راحتی دو برابر یا سه برابر کرد و هزینه عملیات تنها در طول سال ها کاهش می یابد.

2. هوانوردی، در درجه اول حمل و نقل. اگر چه، اگر ایمنی از نظر خطر قرار گرفتن در معرض حداقل باشد، ممکن است برای حمل و نقل شهری نیز استفاده شود.

3. هوانوردی با برخاست و فرود عمودی. استفاده از مخازن هوای فشرده که در طول پرواز پر می شوند. در غیر این صورت در سرعت های پایین نمی توان کشش لازم را فراهم کرد.

4. لوکوموتیو قطارهای برقی پرسرعت. استفاده از ژنراتور برق متوسط

5. کامیون های برقی. همچنین، البته، با استفاده از یک ژنراتور برق متوسط. من فکر می‌کنم این در آینده‌ای دور اتفاق می‌افتد، زمانی که نیروگاه‌ها را بتوان چندین برابر کاهش داد. اما من این احتمال را رد نمی کنم.

این به معنای استفاده زمینی/سیار از نیروگاه های هسته ای نیست. یک مشکل این است که عملکرد چنین راکتورهای هسته‌ای کوچکی به اورانیوم/پلوتونیوم نیاز ندارد، بلکه به عناصر رادیواکتیو بسیار گران‌تری نیاز دارد که تولید آن‌ها در راکتورهای هسته‌ای هنوز بسیار بسیار گران است و زمان می‌برد. اما این مشکل نیز با گذشت زمان قابل حل است.

دوستان دوران جدیدی در حوزه انرژی و حمل و نقل رقم خورده است. ظاهراً روسیه در دهه های آینده رهبر این حوزه ها خواهد شد.

تبریک من را بپذیرید
خسته کننده نخواهد بود!

اولین استفاده گسترده از باتری های اتمی در فضا یافت شد، زیرا در آنجا منابع انرژی مورد نیاز بود که قادر به تولید گرما و الکتریسیته برای مدت طولانی، در شرایط تغییرات شدید و بسیار شدید دما، تحت بارهای متغیر قابل توجه و از آنجایی که در شرایط پروازهای بدون سرنشین، انتشار رادیویی از منبع انرژی خطر بزرگی ایجاد نمی کند (حتی بدون آن تشعشع کافی در فضا وجود دارد). منابع انرژی شیمیایی ارزش خود را ثابت نکرده اند. بنابراین، هنگامی که اولین ماهواره مصنوعی زمین در 4 اکتبر 1957 در اتحاد جماهیر شوروی به مدار پرتاب شد، باتری های شیمیایی آن می توانستند انرژی را برای 23 روز تامین کنند. پس از این، قدرت آنها تمام شد. سلول های خورشیدی سیلیکونی فقط برای پروازهای نزدیک به خورشید موثر هستند و برای پرواز به سیارات دوردست منظومه شمسی مناسب نیستند.

دو نوع روش تبدیل انرژی در فضاپیما وجود دارد: مستقیم و مکانیکی. انواع مبدل های انرژی حرارتی به انرژی الکتریکی به استاتیک (یعنی بدون قطعات متحرک) و دینامیک (به عنوان مثال با قطعات متحرک، چرخان یا متحرک) تقسیم می شوند. مشکل انتخاب نوع تبدیل انرژی هنوز برای توسعه دهندگان مبدل های مختلف و نیروگاه های هسته ای فضایی (SNPP) بر اساس آنها مرتبط است.

بنابراین، در چارچوب ابتکار معروف ناسا در مورد نیروگاه‌های هسته‌ای فضایی، یک مبدل دینامیک (نصب توربین گازی بر اساس چرخه برایتون) برای اجرای برنامه پرومته برای پروژه جیمو (اکسپدیشن مداری به قمرهای یخی مشتری). عمر مفید نیروگاه هسته ای 10 سال با توان خروجی برق 250 کیلو وات (el) می باشد.

از اوایل دهه شصت، کار بر روی تبدیل مستقیم انرژی حرارتی به انرژی الکتریکی بر اساس مبدل های ترموالکتریک و ترمیونیک در اتحاد جماهیر شوروی، ایالات متحده آمریکا و تعدادی از کشورهای دیگر دامنه گسترده ای پیدا کرده است. چنین روش های تبدیل انرژی اساساً طراحی تأسیسات را ساده می کند، مراحل میانی تبدیل انرژی را حذف می کند و ایجاد تأسیسات انرژی فشرده و سبک وزن را ممکن می کند.

اتحاد جماهیر شوروی از باتری های هسته ای در ماهواره های نوع کیهان استفاده می کرد. در سپتامبر 1965، ژنراتورهای ترموالکتریک رادیو ایزوتوپی (RTG) Orion-1 با توان الکتریکی 20 وات به عنوان بخشی از دستگاه های Cosmos-84 و Cosmos-90 راه اندازی شدند. وزن RTG 14.8 کیلوگرم بود، عمر طراحی 4 ماه بود. آمپول های RTG حاوی پولونیوم 210 مطابق با اصل تضمین شده یکپارچگی و محکم بودن در تمام حوادث طراحی شده است. این اصل در تصادفات وسیله نقلیه پرتاب در سال 1969 توجیه شد، زمانی که، با وجود نابودی کامل اشیاء، بلوک سوخت حاوی 25000 کوری پلونیوم-210 مهر و موم شد.

خودروی تحقیقاتی لونوخود 1 که در نوامبر 1970 توسط اتحاد جماهیر شوروی به سطح ماه پرتاب شد، به ایزوتوپ های رادیواکتیو (پلونیوم-210) برای تنظیم دما مجهز شد. لونوخود 1 به مدت 322 روز کار کرد. او در طی 11 روز قمری، 10.5 کیلومتر را طی کرد و منطقه دریای باران را کاوش کرد و یک بررسی توپوگرافی دقیق 80000 متر مربع انجام داد. سطح ماه در این مدت 171 جلسه ارتباطی با استفاده از سیستم های رادیویی و تلویزیونی Lunokhod-1 انجام شد و بیش از 200 هزار تصویر از سطح ماه به زمین مخابره شد. مولد جریان ترموالکتریک رادیو ایزوتوپی نیز با موفقیت در فضاپیمای Lunokhod-2 عمل کرد.

منابع انرژی تامین شده با ایزوتوپ های با عمر طولانی به ویژه برای کاوشگرهای فضایی در "سفرهای طولانی" به سیارات دور ضروری هستند. بنابراین، کاوشگرهای وایکینگ آمریکایی که در جولای و سپتامبر 1976 با هدف جستجوی حیات هوشمند در مریخ فرود آمدند، دو ژنراتور رادیوایزوتوپ برای تامین انرژی وسیله نقلیه فرود روی مریخ داشتند. ایستگاه های فضایی نزدیک زمین، مانند سالیوت (اتحادیه شوروی) و اسکای لب (ایالات متحده آمریکا)، انرژی را از پنل های خورشیدی با انرژی خورشیدی دریافت می کنند. با این حال، کاوشگرهای مشتری نمی توانند به صفحات خورشیدی مجهز شوند. تابش خورشیدی دریافت شده توسط کاوشگر در نزدیکی مشتری دور برای تامین انرژی دستگاه کاملاً ناکافی است. علاوه بر این، در طی یک پرواز فضایی از زمین به مشتری، لازم است بر فواصل بین سیاره ای عظیم با مدت پرواز 600 تا 700 روز غلبه کرد. برای چنین ماموریت های فضایی، اساس موفقیت، قابلیت اطمینان نیروگاه ها است. بنابراین، کاوشگرهای آمریکایی سیاره مشتری - پایونیر 10، که در فوریه 1972 به فضا پرتاب شد و در دسامبر 1973 به نزدیکترین نزدیکی خود به مشتری رسید، و همچنین جانشین آن پایونیر 2 - به چهار باتری قدرتمند پلوتونیوم-238 مجهز شدند. انتهای براکت ها به طول 27 متر در سال 1987، پایونیر 10 از دورترین سیاره از زمین - پلوتو - عبور کرد و سپس این جسم کیهانی تولید شده روی زمین منظومه شمسی ما را ترک کرد.

جدول 1 ویژگی های اصلی نیروگاه های هسته ای که تجربه واقعی استفاده به عنوان بخشی از فضاپیما را در ایالات متحده آمریکا و اتحاد جماهیر شوروی/روسیه دریافت کرده اند.

1 - راکتور؛ 2 – خط لوله مدار فلزی مایع؛ 3 - حفاظت در برابر اشعه 4 – مخزن جبران ZhMK؛ 5 – یخچال فریزر; 6 - TEG; 7 – ساختار قاب باربر.

می توان گفت که استفاده از منابع حرارتی رادیوایزوتوپ به جای منابع شیمیایی باعث شد که مدت زمان ماهواره ها در مدار ده ها و حتی صدها برابر افزایش یابد. با این حال، هنگام استفاده از ماهواره هایی با مصرف انرژی بالا، قدرت ژنراتورهای رادیوایزوتوپ کافی نیست. هنگامی که مصرف برق بیش از 500 وات باشد، استفاده از واکنش شکافت هسته ای مقرون به صرفه تر است. نیروگاه های هسته ای کوچک

1 - بلوک سیستم تامین بخار سزیم و درایوهای کنترل. 2 - TRP; 3 - خط لوله ZhMK; 4 - RZ; 5 – مخزن جبران ZhMK؛ 6 - CI; 7 – ساختار قاب.

تاسیسات برق هسته ای با ژنراتورهای ترموالکتریک

مسابقه فضایی، به ویژه در حوزه نظامی، نیاز به تامین برق ماهواره ها داشت، ده ها برابر بیشتر از آنچه که پنل های خورشیدی یا منابع انرژی ایزوتوپی می توانستند تامین کنند. در واقع، ساخت یک مبدل مستقیم حرارت به برق با توان بالا (با استفاده از عناصر حرارتی) بر اساس ایزوتوپ رادیواکتیو دشوار است. در این راستا، استفاده از یک واکنش زنجیره ای هسته ای بسیار امیدوارکننده است. در سال 2000 55 رآکتور هسته ای در فضا وجود داشت. استفاده از انرژی اتمی- حرارتی را می توان به ماشینی و بدون ماشین تقسیم کرد. نیروی مورد نیاز توسط نیروگاه های هسته ای فشرده (NPP) تامین می شود که به دلیل اندازه محدود ماهواره ها، باید بدون مولدهای بخار یا توربین های بزرگ کار کنند. تبدیل مستقیم انرژی حرارتی هسته‌ای به انرژی الکتریکی نسبت به تبدیل مکانیکی نیروگاه‌های راکتوری خودمختار با توان نسبتاً کم (از 3 کیلووات به 3-5 مگاوات) و ظرفیت منابع طولانی (از 3 سال کار مداوم تا 10 سال در نیروگاه‌های نیروگاهی) مزایای تعیین کننده‌ای دارد. آینده).

یک نیروگاه هسته ای (NPP) برای تامین انرژی الکتریکی به تجهیزات فضاپیما طراحی شده است، با استفاده از اصل تبدیل مستقیم انرژی حرارتی یک راکتور هسته ای به الکتریسیته در یک ژنراتور ترموالکتریک نیمه هادی. دفع نیروگاه های هسته ای پس از پایان کار با انتقال به مدار انجام می شود، جایی که طول عمر راکتور برای تجزیه محصولات شکافت به سطح ایمن (حداقل 300 سال) کافی است. در صورت بروز هرگونه حادثه با یک فضاپیما، نیروگاه هسته ای شامل یک سیستم ایمنی پرتوی اضافی بسیار موثر است که از پراکندگی آیرودینامیکی راکتور تا سطح ایمن استفاده می کند.

استفاده از مبدل های انرژی ترموالکتریک و ترمیونی در ترکیب با راکتورهای هسته ای امکان ایجاد نوع جدیدی از تاسیسات را ایجاد کرد که در آن منبع انرژی حرارتی - یک راکتور هسته ای و مبدل انرژی حرارتی به انرژی الکتریکی - در یک واحد ترکیب شدند. واحد - مبدل راکتور.

یک نیروگاه هسته ای معمولی شامل: یک راکتور نوترونی سریع با یک بازتابنده جانبی بریلیوم شامل 6 میله کنترل استوانه ای، یک فریزر فریزر. 2 مدار خنک کننده (یوتکتیک سدیم - پتاسیم)، پمپ الکترومغناطیسی، ژنراتور ترموالکتریک و درایوهای میله کنترل؛ حفاظت در برابر تشعشع سایه لیتیوم هیدرید، که تضعیف تشعشعات یونیزان از راکتور را تا سطح قابل قبولی برای ابزار و تجهیزات فضاپیما تضمین می کند. - قطره چکان برای انتشار گرما به فضا از مدار خنک کننده دوم؛ اتصال با واحدهای سیستم برای بیرون راندن مجموعه عناصر سوخت راکتور از مخزن راکتور. توان الکتریکی - 3 کیلو وات، توان حرارتی - 100 کیلووات، جرم نیروگاه هسته ای - 930 کیلوگرم، بارگیری اورانیوم 235 - 30 کیلوگرم.

در دهه 50، کار در اتحاد جماهیر شوروی برای ایجاد یک نیروگاه ترموالکتریک راکتور "BUK" با یک راکتور سریع نوترونی با اندازه کوچک و یک ژنراتور ترموالکتریک مبتنی بر عناصر نیمه هادی واقع در خارج از راکتور آغاز شد. بیش از 30 تاسیسات BUK در فضاپیمای سری Cosmos برای چندین سال مورد استفاده قرار گرفت.

در سال 1964 در موسسه انرژی هسته ای به نام. I.V. Kurchatov اولین راکتور برای تبدیل مستقیم گرما به برق، "Romashka" را راه اندازی کرد. اساس یک راکتور نوترونی سریع با دمای بالا است که منطقه فعال آن از دی کاربید اورانیوم و گرافیت تشکیل شده است. هسته راکتور (سیلندر) توسط یک بازتابنده بریلیوم احاطه شده است. دما در مرکز منطقه فعال 1770 درجه سانتیگراد و در سطح بیرونی راکتور - 1000 درجه سانتیگراد است. در سطح بیرونی بازتابنده یک مبدل ترموالکتریک متشکل از تعداد زیادی ویفر نیمه هادی سیلیکون ژرمانیوم وجود دارد که اضلاع داخلی آن توسط گرمای تولید شده توسط راکتور گرم شده و اضلاع بیرونی خنک می شوند. گرمای استفاده نشده از مبدل توسط یک یخچال رادیاتور پره دار به فضای اطراف تابش می شود. توان حرارتی راکتور 40 کیلو وات است. توان الکتریکی حذف شده از مبدل ترموالکتریک 500 وات است.

یک مبدل راکتور هسته‌ای با دمای بالا به شما امکان می‌دهد مستقیماً برق بدون مشارکت سیالات متحرک یا مکانیزم تولید کنید. "Romashka" به طور کامل ایده های یک راکتور تبدیل مستقیم را تجسم می دهد: چیزی در آنجا حرکت نمی کند. برخلاف راکتور آمریکایی SNAP-10A، هیچ خنک کننده یا پمپی وجود ندارد. آمریکایی ها به دلیل موقعیت شکننده خود در زمینه علم مواد با دمای بالا مجبور به ترک نسخه خود از راکتور شدند.

راکتور مبدل رومشکا به مدت 15000 ساعت (به جای 1000 ساعت مورد انتظار) با موفقیت کار کرد و 6100 کیلووات ساعت برق تولید کرد. مجموعه کامل کارها با نصب روماشککا قابلیت اطمینان مطلق و
ایمنی

راندمان عملیاتی چنین ژنراتورهایی را می توان با استفاده به جای مبدل انرژی ترموالکتریک، عناصر ترمیونیک مدولار مسطح واقع در مرز هسته و بازتابنده شعاعی افزایش داد.

بر اساس نصب "Romashka"، نیروگاه آزمایشی "گاما" ایجاد شد - نمونه اولیه یک نیروگاه هسته ای قابل حمل مستقل "النا" با توان الکتریکی تا 500 کیلو وات، که برای تامین برق مناطق دور افتاده در نظر گرفته شده است.

اولین نیروگاه هسته ای فضایی کشورمان (KNPP) "BES-5" با یک راکتور سریع نوترونی همگن و یک ژنراتور ترموالکتریک (TEG) برای تامین انرژی تجهیزات یک فضاپیمای شناسایی راداری در محل پرتاب و در طول دوره پرتاب ساخته شد. وجود فعال ماهواره در مداری دایره‌ای در ارتفاع حدود 260 کیلومتری. توان تولیدی "BES-5" 2800 وات با منبع 1080 ساعت است. در 3 اکتبر 1970، نیروگاه هسته ای BES-5 به عنوان بخشی از فضاپیمای شناسایی راداری (Cosmos-367) به فضا پرتاب شد. پس از 9 پرتاب نیروگاه هسته ای BES-5، در سال 1975 توسط نیروی دریایی اتحاد جماهیر شوروی پذیرفته شد. در مجموع، تا زمانی که نیروگاه هسته ای BES-5 از رده خارج شد (1989)، 31 تاسیسات به فضا پرتاب شده بود.

در طول عملیات نصب، کار برای اصلاح و نوسازی BES انجام شد که با افزایش ایمنی تشعشع، افزایش توان الکتریکی در پایان عمر به 3 کیلو وات و افزایش عمر به 6-12 ماه همراه بود. اولین پرتاب نسخه مدرن شده نیروگاه هسته ای در 14 مارس 1988 به عنوان بخشی از فضاپیمای Cosmos-1932 انجام شد.

جدول 2 ژنراتورهای ترموالکتریک رادیونوکلئید (RTG) و واحدهای گرمایشی (HU) روی پلونیوم-210 و پلوتونیوم-238، منبع تابش گاما (IR) روی تولیوم-170

یک نماینده معمولی KNPP که به عنوان منبع انرژی برای ماهواره های رادیویی قدرتمند (ایستگاه های رادار فضایی و پخش کننده های تلویزیونی) با تبدیل مستقیم گرما به برق استفاده می شود، نصب Buk است که در واقع یک TEG بود - یک مبدل Ioffe نیمه هادی. فقط به جای لامپ نفت سفید از راکتور هسته ای استفاده کرد. طبق معمول، یک اتصال نیمه هادی در سرما و دیگری در گرما قرار می گرفت: یک جریان الکتریکی بین آنها جریان داشت. سرمای فضا هیچ ایرادی ندارد - همه جا هست. برای گرما، خنک کننده فلزی که راکتور هسته ای قابل حمل را می شست، مناسب بود. این یک راکتور سریع با قدرت تا 100 کیلو وات بود. بار کامل اورانیوم بسیار غنی شده حدود 30 کیلوگرم بود. گرما از هسته توسط فلز مایع - آلیاژ یوتکتیک سدیم و پتاسیم - به باتری های نیمه هادی منتقل شد. توان الکتریکی به 5 کیلو وات رسید. زمان عملیات Buk 1-3 ماه است. در حال حاضر با کیفیت، تا شروع پرسترویکا ادامه یافت. از سال 1970 تا 1988، حدود 30 ماهواره راداری با نیروگاه های هسته ای Buk با راکتورهای مبدل نیمه هادی به فضا پرتاب شد. در صورت عدم موفقیت در نصب، ماهواره به مداری طولانی مدت در ارتفاع 1000 کیلومتری منتقل می شود.

دستاوردهای اصلی علم و فناوری داخلی در زمینه فناوری ترموالکتریک برای مأموریت های فضایی با تحقیق و توسعه در ایجاد نیروگاه هسته ای رومشک، نیروگاه هسته ای BUK و تجربه واقعی عملیات آن در فضا در دوره 1970-1970 مرتبط است. 1988. طی 32 پرتاب

تاسیسات برق هسته ای با مبدل های انتشار حرارتی

در اتحاد جماهیر شوروی، به موازات کار بر روی ایجاد نیروگاه های هسته ای با ژنراتورهای ترموالکتریک، کار بر روی نیروگاه های هسته ای با مبدل های ترمیونیک که دارای مشخصات فنی بالاتری هستند، انجام شد. اساساً، اصل مورد استفاده در اینجا مانند مبدل نیمه هادی است، اما به جای اتصال سرد و گرم، از کاتد کاربیدوران داغ و آند فولاد سرد استفاده می شود و بین آنها بخارهای سزیم به راحتی یونیزه می شوند. اثر یک اختلاف پتانسیل الکتریکی است، یعنی یک نیروگاه طبیعی کیهانی. تبدیل ترمیونیک در مقایسه با تبدیل ترموالکتریک، افزایش راندمان، افزایش عمر مفید و بهبود ویژگی های وزن و اندازه نیروگاه و فضاپیما را به طور کلی ممکن می سازد. اصل تبدیل گرمایی انرژی حرارتی به انرژی الکتریکی این است که یک سطح فلزی که توسط گرمای تولید شده در راکتور گرم می‌شود، به طور موثر یون‌هایی را منتشر می‌کند که توسط دیواره خنک‌شده با شکاف کوچکی جذب می‌شوند.

در سال 1970-1971، نیروگاه هسته ای ترمیونیک "توپاز" (تبدیل آزمایشی حرارتی در هسته) در اتحاد جماهیر شوروی ایجاد شد که از یک راکتور حرارتی با قدرت تا 150 کیلو وات استفاده می کرد. بار کامل اورانیوم 31.1 کیلوگرم اورانیوم 235 90 درصد بود. وزن نصب 1250 کیلوگرم. اساس راکتور عناصر سوخت - "گلدسته" بود. آنها از زنجیره ای از عناصر گرما تشکیل شده بودند: کاتد یک "انگشت" ساخته شده از تنگستن یا مولیبدن بود که با اکسید اورانیوم پر شده بود، آند یک لوله نازک دیواره نیوبیم بود که توسط سدیم-پتاسیم مایع خنک می شد. دمای کاتد به 1650 درجه سانتیگراد رسید. توان الکتریکی 10 کیلو وات. "توپازها" بازده تبدیل ترموالکتریک 5-10٪ در مقابل 2-4٪ برای راکتورهای قبلی داشتند.

علاوه بر اورانیوم-235، پلوتونیوم دی اکسید-238 به دلیل انتشار انرژی ویژه بسیار بالا، به عنوان سوختی برای راکتورهای فضایی امیدوارکننده است. در این مورد، بازده نسبتاً پایین راکتور ترمیونی تبدیل مستقیم با آزاد شدن انرژی فعال پلوتونیوم-238 جبران می شود.

دو مبدل رآکتور ترمیونی بر روی نوترون‌های میانی (بدون تعدیل‌کننده) آزمایش شدند - "توپاز-1" و "توپاز-2" به ترتیب با توان الکتریکی 5 و 10 کیلووات. در نصب توپاز، تبدیل انرژی مستقیم (بدون ماشین) در کانال های تولید برق که در هسته یک راکتور حرارتی کوچک تعبیه شده است، انجام می شود. نصب Topaz-1 مجهز به یک مبدل راکتور حرارتی و یک خنک کننده فلزی مایع (سدیم-پتاسیم یا لیتیوم) است. اصل تبدیل مستقیم انرژی حرارتی به انرژی الکتریکی عبارت است از گرم کردن کاتد در خلاء تا دمای بالا در حالی که آند نسبتاً سرد نگه داشته می شود، در حالی که الکترون ها از سطح کاتد "تبخیر" (ساطع می کنند) که با عبور از آن. شکاف بین الکترود، بر روی آند متراکم می شود و در صورت بسته شدن مدار خارجی جریان الکتریکی را از خود عبور می دهد. مزیت اصلی چنین نصبی در مقایسه با ژنراتورهای ماشین الکتریکی عدم وجود قطعات متحرک است. اجرای مفهوم راکتور-مبدل سریع نوترون خنک شده با لیتیوم در آینده ممکن است مشکل ایجاد یک تاسیسات با توان الکتریکی 500-1000 کیلووات یا بیشتر را حل کند.

نیروگاه هسته ای شامل: یک راکتور مبدل ترمیونیک با تعدیل کننده هیدرید زیرکونیوم و یک بازتابنده جانبی بریلیوم، از جمله کنترل های چرخشی. سیستم مبدل رآکتور: درایوهای کنترل برای تامین سزیم به کانال های مولد برق، که در یک واحد واقع در جلوی مبدل راکتور چیده شده اند. حفاظت در برابر تشعشع سایه ساخته شده از لیتیوم هیدرید، که تضعیف تابش راکتور را تا سطوح قابل قبول برای ابزار فضاپیما تضمین می کند. سیستمی برای حذف گرمای استفاده نشده از راکتور با یک خنک کننده (یوتکتیک سدیم-پتاسیم)، از جمله یک پمپ الکترومغناطیسی که با برق از راکتور مبدل تغذیه می شود، یک رادیاتور برای تخلیه گرما به فضای بیرونی و واحدهای دیگر. توان الکتریکی - 5 کیلو وات، توان حرارتی - 150 کیلو وات، عمر مفید، شامل کارکرد تا 1 سال در حالت 100 کیلووات - 7 سال، بارگیری اورانیوم 235 - 11.5 کیلوگرم، وزن - 980 کیلوگرم.

جدول 3 مشخصات مختصر نیروگاه هسته ای توپاز 1

سوخت هسته ای توپاز-1 (دی اکسید اورانیوم غنی شده با اورانیوم-235) در هسته ای از مواد نسوز محصور شده است که به عنوان کاتد (گسترش کننده) برای الکترون ها عمل می کند. گرمای آزاد شده در نتیجه شکافت اورانیوم در راکتور، قطره چکان را تا 1500-1800 درجه سانتیگراد گرم می کند و در نتیجه الکترون ها را گسیل می کند. هنگامی که الکترون ها به آند (کلکتور) برخورد می کنند، انرژی کافی برای انجام کار روی یک بار خارجی در یک مدار بسته خارجی بین الکترودهای مبدل ترمیونیک (امیتر و کلکتور) دارند. فاصله بین الکترودها چند دهم میلی متر است. بخار سزیم وارد شده به شکاف بین الکترودی (IEG) به طور قابل توجهی فرآیند تولید برق در راکتور را فعال می کند. طراحی نیروگاه شامل یک سیستم سزیم مصرفی بود که در آن بخار سزیم از طریق MEZ برای حذف ناخالصی ها پمپ می شد. بخارات سزیمی که از MEZ عبور می‌کردند توسط تله‌ای بر پایه پیروگرافیت جذب می‌شدند و ناخالصی‌های گازی به فضای بیرون حذف می‌شدند. سیستم سزیم دارای یک ترموستات-مولد بخار سزیم با بخاری های الکتریکی بود که با کمک آن دمای تنظیم شده سردترین منطقه ترموستات حفظ می شد. مولد بخار سزیم از تعدادی دستگاه استفاده می کرد که حفظ فاز مایع را در یک موقعیت خاص تضمین می کرد و از ورود آن به مسیر بخار تحت تأثیر اضافه بارهای کوچک در پرواز فضایی جلوگیری می کرد. در طراحی کاربردی مولد بخار سزیم، حداکثر مقدار سزیم 2.5 کیلوگرم بود، که در یک نرخ جریان بخار معین، تعیین شده توسط رسانایی چوک در خروجی RP، به وضوح منبع احتمالی هسته را محدود کرد. نیروگاه. الزام برای به حداقل رساندن جرم و ابعاد باید با در نظر گرفتن این واقعیت که حذف گرما در فضای بیرونی تنها از طریق تشعشع از طریق استفاده از یک طراحی خاص از یک فریزر - فریزر امکان پذیر است، اجرا می شد. اجرای یک سیستم حذف حرارت بسیار دشوار است، زیرا از فلز مایع تهاجمی سدیم-پتاسیم یوتکتیک استفاده می کند. علاوه بر این، الزامات بالا برای قابلیت اطمینان عملیات مستقل و ظرفیت منابع نیروگاه های هسته ای تحت شرایط اضافه بار در هنگام پرتاب به مدار، جهت گیری دلخواه و عدم وجود نیروهای گرانش هنگام کار در مدار، نیاز به اطمینان از ایمنی هسته ای و تشعشعی در شرایط حوادث احتمالی وسیله پرتاب هنگام پرتاب فضاپیما از نیروگاه های هسته ای به مدار و همچنین اطمینان از ایمنی شهاب ها در پرواز فضایی و غیره. نیروگاه هسته ای توپاز برای تامین انرژی الکتریکی تجهیزات فضاپیماها برای استفاده نظامی طراحی شده است. استفاده از رآکتورهای هسته ای در ماهواره ها این امکان را فراهم می کند که منبع تغذیه پایدار را بدون توجه به موقعیت آنها در مدار فراهم کند.
ایمنی هسته ای و پرتویی با طراحی یک راکتور هسته ای تضمین می شود. در صورت بروز هر گونه حادثه، از جمله حوادث فرضی با وسیله نقلیه پرتاب در محل پرتاب و در محل پرتاب مداری، راکتور هسته ای در وضعیت زیربحرانی باقی می ماند. به دلیل ایجاد انسداد، پرتاب راکتور پس از رسیدن به مدار غیرممکن است. انسداد با دستور رادیویی از زمین تنها پس از تأیید پرتاب به مدار محاسبه شده توسط اندازه گیری های مسیر مستقیم برداشته می شود. ارتفاع مداری از این شرایط انتخاب شد که وجود فضاپیما پس از پایان نصب عملکردی، با در نظر گرفتن هر گونه شرایط اضطراری با نصب، برای تجزیه محصولات شکافت به سطح ایمن کافی باشد. این زمان بیش از 350 سال است. این امر ایمنی تضمین شده جمعیت جهان را هنگام استفاده از این نوع تاسیسات تضمین می کند.

نیروگاه هسته ای "توپاز-1" برای ماهواره های شناسایی رادار، "توپاز-2" - برای فضاپیماها برای پخش مستقیم تلویزیون از فضا توسعه یافته است. اولین مدل پرواز - ماهواره Cosmos-1818 با نصب توپاز - در 2 فوریه 1987 وارد مدار ثابت دایره ای ایمن در برابر تشعشعات در ارتفاع 800 کیلومتری شد و به مدت شش ماه بی عیب و نقص کار کرد تا اینکه ذخایر سزیم تمام شد. دومین ماهواره، Cosmos-1876، یک سال بعد به فضا پرتاب شد. او تقریباً دو برابر بیشتر در مدار کار می کرد. موفقیت توپازها توسعه تعدادی از پروژه‌های راکتوری با مبدل‌های ترمیونی، به‌ویژه یک نیروگاه هسته‌ای با توان الکتریکی تا 500 کیلووات بر اساس یک راکتور خنک‌شده با لیتیوم را تحریک کرد.

بر اساس نیروگاه های هسته ای BES و توپاز، تعدادی طرح نیروگاه با ویژگی های بهبود یافته تهیه شده است. پیشنهادهای فنی برای نیروگاه هسته ای ترموالکتریک زاریا-1 برای فضاپیمای اکتشافی نوری-الکترونیکی آماده شده است. نیروگاه هسته ای Zarya-1 در سطح توان الکتریکی (5.8 کیلووات در مقابل 2.9 کیلووات) و افزایش عمر مفید (4320 ساعت در مقابل 1100 ساعت) با BES متفاوت است. در سال 1978 نیروگاه هسته ای Zarya-2 با توان الکتریکی 24 کیلووات و عمر مفید 10000 ساعت و سپس نیروگاه اتمی فضایی Zarya-3 با توان الکتریکی 24.4 کیلووات و عمر مفید 1.15 ایجاد شد. سال ایجاد شد. هدف آن ایجاد تکانه های رانش برای تصحیح مدار ماهواره و منبع تغذیه تجهیزات ویژه بود.

تاسیسات هسته ای فضایی ترمیونیک "TOPAZ 100/40" یک نیروگاه هسته ای دو حالته (NPP) است. این برای تامین نیروی الکتریکی برای موتورهای پیشران الکتریکی (EP) هنگام پرتاب ماهواره‌های سیستم ارتباطی ماهواره‌ای Space Star به مدارهای بالا (تا زمین ثابت) و تامین نیروی الکتریکی برای تجهیزات داخل هواپیما طراحی شده است. راکتور نیروگاه تنها زمانی به قدرت می رسد که فضاپیما به مدار ایمن در برابر تشعشعات (800 کیلومتر و بالاتر) برسد. طراحی نیروگاه هسته ای مطابق با سند "اصول مربوط به استفاده از منابع هسته ای در فضای ماوراء جو" است که در چهل و هفتمین نشست مجمع عمومی سازمان ملل متحد به تصویب رسید. در موقعیت پرتاب، نیروگاه هسته ای در یک محفظه فضاپیما با قطر 3.9 متر و طول 4.0 متر در زیر فیرینگ قرار دارد. در موقعیت مداری، نیروگاه هسته ای گسترش یافته است (رآکتور تا حد امکان از تجهیزات دور است) و طول آن 16 متر و قطر آن 4 متر است.

یک نیروگاه هسته ای شامل: یک راکتور مبدل ترمیونیک با سیستم های سرویس دهی: محرک المان های کنترلی، تامین سیال عامل (سزیم) به کانال های مولد برق. محافظ تشعشع سایه ساخته شده از لیتیوم هیدرید، که تضعیف تابش راکتور را تا سطح قابل قبولی برای ابزار فضاپیما تضمین می کند. سیستمی برای حذف گرمای استفاده نشده از راکتور با خنک کننده فلز مایع (آلیاژ یوتکتیک سدیم و پتاسیم)، شامل پمپ الکترومغناطیسی، یخچال رادیاتور متشکل از 9 پانل روی لوله های حرارتی برای تخلیه گرما به فضای بیرونی و واحدهای دیگر. توان الکتریکی - 40 کیلو وات، توان الکتریکی در حالت نیروی محرکه الکتریکی - 100 کیلو وات، عمر مفید شامل کارکرد تا 1 سال در حالت 100 کیلووات - 7 سال، جرم نیروگاه هسته ای - 4400 کیلوگرم، بارگیری اورانیوم 235 - 45 کیلوگرم برای جلوگیری از سقوط سریع نیروگاه های هسته ای به ماهواره های زمین پس از اتمام حیات فعال، آنها به مدار دفن در ارتفاع حدود 1000 کیلومتری منتقل می شوند، جایی که راکتور مصرف شده باید از 300 تا 600 سال عمر کند. ماهواره های اضطراری نیز به مدار مشابهی منتقل می شوند. با این حال، همیشه انجام این کار ممکن نبود. طی تقریباً 20 سال پرتاب، چهار مورد از سقوط یک ماهواره به زمین وجود داشته است: دو مورد در اقیانوس و یکی در خشکی.

رهبری تاریخی در حوادث هسته‌ای فضایی متعلق به ایالات متحده است - در سال 1964، یک ماهواره ناوبری آمریکایی با راکتور هسته‌ای روی آن وارد مدار نشد و این راکتور به همراه ماهواره در جو از هم جدا شد.

در اتحاد جماهیر شوروی، اولین حادثه مربوط به ماهواره 4300 کیلوگرمی سری US-A بود که در 18 سپتامبر 1977 پرتاب شد (با نام مستعار "Cosmos-954"، پارامترهای مداری: حضیض 259 کیلومتر، اوج 277 کیلومتر، شیب 65 درجه). این ماهواره بخشی از سیستم ماهواره ای MCRC Legend برای شناسایی فضای دریایی و تعیین هدف بود که برای شناسایی کشتی های دشمن بالقوه و ارائه داده هایی برای استفاده از موشک های کروز توسط ناوگان ما طراحی شده است. در پایان اکتبر 1977، Kosmos-954 اصلاحات منظم مداری را متوقف کرد، اما امکان انتقال آن به مدار دفن وجود نداشت. بر اساس گزارش های بعدی تاس، در 6 ژانویه 1978، ماهواره به طور ناگهانی فشار را کاهش داد و باعث از کار افتادن سیستم های پردازنده شد. فرود کنترل نشده وسیله نقلیه تحت تأثیر جو فوقانی در 24 ژانویه 1978 با خارج شدن از مدار و ریزش زباله های رادیواکتیو در شمال کانادا در مجاورت دریاچه اسلیو بزرگ به پایان رسید. عناصر اورانیوم این ماهواره به طور کامل در جو سوختند. فقط بقایای یک بازتابنده بریلیوم و باتری های نیمه هادی روی زمین یافت شد. با این حال، زباله های فضایی رادیواکتیو در شمال غربی کانادا در منطقه ای به وسعت چند هزار کیلومتر مربع پراکنده شدند. اتحاد جماهیر شوروی با پرداخت 3 میلیون دلار به کانادا موافقت کرد که 50 درصد از هزینه عملیات نور صبح برای پاکسازی منطقه ای که کاسموس 954 در آن سقوط کرد، بود.

در 28 دسامبر 1982، Cosmos-1402 که از 30 آگوست فعالیت می کرد، نتوانست به مدار دفن منتقل شود و فرود کنترل نشده ای را آغاز کرد. پیشرفت‌های ساختاری پس از حادثه قبلی، جداسازی هسته را از مخزن راکتور مقاوم در برابر حرارت و جلوگیری از سقوط فشرده زباله‌ها امکان‌پذیر ساخت. هسته در 7 فوریه 1983 وارد جو شد و محصولات شکافت رادیواکتیو بر روی اقیانوس اطلس جنوبی پراکنده شدند.

در آوریل 1988، ارتباط با Kosmos-1900، که در دسامبر 1987 به مدار پرتاب شد، قطع شد. به مدت پنج ماه، ماهواره به طور غیرقابل کنترلی در حال فرود آمدن بود و سرویس های زمینی نمی توانستند دستور انتقال راکتور را به مدار بالا و یا جدا کردن را بدهند. هسته برای خروج ایمن تر آن. خوشبختانه پنج روز قبل از ورود مورد انتظار به اتمسفر، در 30 سپتامبر 1988، سیستم عقب نشینی خودکار راکتور فعال شد که به دلیل تمام شدن منبع سوخت در سیستم جهت یابی ماهواره، روشن شد.

ادامه منابع انرژی از نوع توپاز، نیروگاه هسته ای ترمیونیک Yenisei-Topaz بود. کانال تولید برق تک عنصری است، توان الکتریکی 5 کیلو وات، منبع تا 3 سال است.

اگرچه این حادثه به خودی خود خسارت مادی نداشت، اما همپوشانی آن با فجایع قبلی چلنجر و چرنوبیل منجر به اعتراضات علیه استفاده از انرژی هسته ای در فضا شد. این شرایط به عامل دیگری تبدیل شد که بر توقف پروازهای ماهواره‌ها با مکان یاب فضایی در سال 1988 تأثیر گذاشت. با این حال، دلیل اصلی کنار گذاشتن مکان یاب‌های فضایی با انرژی هسته‌ای، درخواست‌های جامعه جهانی و حتی بیشتر از آن، نبود تداخل ایجاد شده توسط راکتورها برای نجوم پرتو گاما، اما ویژگی های عملیاتی پایین.

چشم انداز توسعه نیروگاه های هسته ای

جدول 4 ویژگی اصلی نیروگاه هسته ای "BUK" و "BUK-TEM"

بار کامل اورانیوم بسیار غنی شده در Buk 30 کیلوگرم است، مایع خنک کننده فلز مایع است - آلیاژ یوتکتیک سدیم و پتاسیم. منبع الکتریسیته یک مبدل نیمه هادی است. برق 5 کیلو وات. توپاز از یک راکتور حرارتی 150 کیلوواتی استفاده کرد. بار کامل اورانیوم 12 کیلوگرم. اساس راکتور عناصر آزاد کننده سوخت - "گلدسته" بودند که زنجیره ای از عناصر گرما بودند: کاتد یک "انگشت" از تنگستن یا مولیبدن بود که با اکسید اورانیوم پر شده بود، آند یک لوله نازک از نیوبیم بود. توسط سدیم-پتاسیم مایع خنک می شود. دمای کاتد 1650 درجه سانتی گراد، توان الکتریکی نصب 10 کیلو وات.

از سال 1970 تا 1988، اتحاد جماهیر شوروی (روسیه) حدود 30 ماهواره راداری با نیروگاه های هسته ای Buk با راکتورهای مبدل نیمه هادی و دو ماهواره با نیروگاه های حرارتی توپاز به فضا پرتاب کرد.

در حال حاضر، الزامات زیر برای نیروگاه های هسته ای فضایی (SNPP) نسل جدید اعمال می شود: ادغام یک نیروگاه هسته ای در یک فضاپیما که توسط وسایل پرتاب مدرن (مانند پروتون، پروتون-M، آنگارا) پرتاب می شود. ایمنی هسته ای و پرتویی، از جمله در صورت تصادف احتمالی (یک رآکتور "تمیز" به زمین می افتد). حالت حمل و نقل انرژی - در ارتفاعات بالاتر از مدار ایمن تابش 800 کیلومتری؛ وضعیت زیر بحرانی راکتور در همه انواع حوادث؛ ضریب دمای منفی واکنش پذیری در پارامترهای عملیاتی. افزونگی گره هایی که در معرض تخریب منابع هستند. ترکیبی از سیستم های مختلف تبدیل انرژی؛ آزمایش ترجیحی عناصر و مجموعه ها در شرایط خارج از راکتور؛ امکان اقامت طولانی در فضا قبل از شروع بهره برداری از نیروگاه هسته ای؛ توان الکتریکی خروجی 50÷400 kWEL (در 115÷120 ولت)، عمر مفید 7-10 (تا 20) سال.

در زمینه دستگاه های ترموالکتریک، اکنون پروژه ای در روسیه برای انتقال از یک نیروگاه هسته ای از نوع Buk به یک BUK-TEM پیشرفته تر تهیه شده است (جدول 4).

تجربه کار انجام شده در زمینه ترموالکتریک برای نیروگاه های هسته ای به ما امکان می دهد در مورد امکان عملی ایجاد TEG بر اساس Si-Ge TB/TM هندسه حلقه شعاعی به عنوان بخشی از هر یک از نیروگاه های هسته ای صرفا ترموالکتریک نتیجه گیری کنیم. یا نیروگاه های هسته ای ترکیبی (گسیل حرارتی + ترموالکتریسیته) با توان الکتریکی خروجی مولد حرارت و برق 10-100 کیلو وات برای ماموریت های فضایی قرن بیست و یکم.

جهت های اصلی کار در انتشار حرارتی پس از اتمام کار بر روی برنامه های ایجاد نیروگاه هسته ای TOPAZ و نیروگاه هسته ای Yenisei با نیاز به افزایش رادیکال راندمان همراه است. از سطح ~ 10٪ تا 20-30٪، عمر مفید کانال های تولید برق (EGC) و سیستم های نیروگاه های هسته ای - از 1-2 سال تا 10-20 سال با محدودیت قابل توجه وزن و ویژگی های اندازه. انتخاب مفهوم ترمیونیک EGC و نیروگاه هسته ای با الزامات مشکل در حال حل تعیین می شود، که مهمترین آنها منبع، شدت انرژی، از جمله حالت تک یا دو حالته (با تقویت توان الکتریکی)، بزرگی ولتاژ خروجی جریان الکتریکی، نیاز به تأیید عمر مفید خارج از راکتور و آزمایش راه حل های فنی پایه روی پایه های با گرمایش الکتریکی شبیه سازی شده و غیره.

جدول 5 ویژگی های اصلی نیروگاه های هسته ای TOPAZ و ELBRUS-400/200

امروزه واضح است که انتشار ترمیونیک و ترموالکتریک، هم در تأسیسات ترمیونیک و هم در تأسیسات ترموالکتریک، و هنگام ترکیب آنها (ترموالکتریک + انتشار حرارتی) در نسل جدیدی از نیروگاه‌های هسته‌ای، چشم‌اندازی بدون شک برای استفاده دارند. در عین حال، انتشار حرارتی مزایای بدون شک نسبت به سایر مبدل های استاتیک و مبدل های دینامیکی شناخته شده دارد. چنین تاسیساتی می توانند به طور موثر برای حل مشکلات مختلف در ماموریت های فضایی قرن بیست و یکم استفاده شوند.

نیروگاه هسته ای - نیروگاهی که با انرژی یک واکنش زنجیره ای شکافت هسته ای کار می کند. نیروگاه هسته ای، که اساساً تغییری در توربین بخار است، در اواخر دهه 50 شروع به استفاده در کشتی ها کرد. قرن XX نیروگاه یک کشتی هسته ای شامل یک راکتور، یک مولد بخار و یک واحد توربین است که سیستم رانش کشتی را به حرکت در می آورد. راکتور یک مرکز برای تولید واکنش های زنجیره ای هسته ای است که در طی آن انرژی تولید می شود که بیشتر به انرژی مکانیکی تبدیل می شود. در یک راکتور هسته ای، شرایط به گونه ای ایجاد می شود که تعداد شکافت هسته ای در واحد زمان یک مقدار ثابت باشد، یعنی واکنش زنجیره ای به طور مداوم رخ می دهد.

طراحی و اصل عملکرد یک راکتور هسته ای.

1 - بدنه فولادی؛ 2 - مجری؛ 3 - بازتابنده; 4 - حفاظت; 5 - عناصر سوخت; 6 - ورودی مایع خنک کننده؛ 7 - خروجی مایع خنک کننده؛ 8 - میله های کنترل.

سوخت هسته ای حاوی مواد شکافت پذیر، معمولا اورانیوم یا پلوتونیوم است. وقتی هسته‌های اتم به قطعات به اصطلاح یا نوترون‌های پرانرژی آزاد تقسیم می‌شوند، انرژی زیادی آزاد می‌شود. برای کاهش انرژی بالای نوترون ها، از یک تعدیل کننده استفاده می شود: گرافیت، بریلیم یا آب. به منظور به حداقل رساندن احتمال تلفات نوترون، یک بازتابنده تعبیه شده است. عمدتاً از بریلیم یا گرافیت تشکیل شده است. برای جلوگیری از شار بسیار قوی نوترون در راکتور، میله های کنترلی ساخته شده از مواد جاذب نوترون (کادمیم، بور، ایندیم) در عمق مناسب نصب می شوند. تبادل انرژی در راکتور با کمک خنک کننده ها، آب، مایعات آلی، آلیاژهای فلزات کم ذوب و غیره صورت می گیرد. در حال حاضر راکتورهایی که توسط آب تحت فشار خنک می شوند معمولاً در کشتی ها استفاده می شوند.

نمودار یک نیروگاه هسته ای با راکتور خنک شده توسط آب تحت فشار.

1 - راکتور؛ 2 - حفاظت بیولوژیکی اولیه; 3 - حفاظت بیولوژیکی ثانویه; 4 - مولد بخار; 5 - کویل گرمایش مدار اولیه; 6 - پمپ سیرکولاسیون مدار اولیه; 7 - توربین فشار قوی; 8 - توربین کم فشار; 9 - گیربکس; 10 - خازن؛ 11 - پمپ مدار ثانویه; 12 - ورودی آب دریا؛ 13 - خروجی آب دریا.

این نصب دارای دو مدار گردش است. مدار اول گردش آب تحت فشار زیاد است. آب مدار اولیه همچنین به عنوان خنک کننده برای راکتور هسته ای عمل می کند و دارای فشار تقریباً 5.8 تا 9.8 مگاپاسکال است. از طریق راکتور جریان می یابد و به عنوان مثال در کشتی های Otto Hahn (آلمان) و Mutsu (ژاپن) تا دمای 278 درجه سانتیگراد گرم می شود. در این حالت فشار آب با تبخیر مقابله می کند. آب داغ از مدار اولیه که از طریق سیم پیچ گرمایش جریان می یابد، گرمای خود را به مولد بخار می دهد، سپس دوباره به راکتور باز می گردد. میعانات از مدار کم فشار دوم به ژنراتور بخار تامین می شود. آب گرم شده در مولد بخار تبخیر می شود. این بخار با فشار نسبتاً کم (مثلاً در کشتی آمریکایی ساوانا 3.14 مگاپاسکال است) برای نیرو دادن به توربین ها عمل می کند که پروانه را از طریق جعبه دنده به حرکت در می آورد.

راکتور هسته ای توسط یک سپر محافظ از محیط جدا می شود که اجازه عبور اشعه های مضر رادیواکتیو را نمی دهد. معمولا از صفحه نمایش دوتایی استفاده می شود. صفحه اول (اولیه) راکتور را احاطه کرده و از صفحات سربی با پوشش پلی اتیلن و بتن ساخته شده است. صفحه ثانویه مولد بخار را احاطه کرده و کل مدار فشار قوی اولیه را در بر می گیرد. این سرند عمدتاً از بتن با ضخامت 500 میلی متر (اتو هان) تا 1095 میلی متر (موتسو) و همچنین صفحات سربی با ضخامت 200 میلی متر و پلی اتیلن با ضخامت 100 میلی متر ساخته شده است. هر دو صفحه به فضای زیادی نیاز دارند و بسیار سنگین هستند. به عنوان مثال صفحه نمایش اولیه کشتی ساوانا 665 تن وزن دارد و صفحه ثانویه 2400 تن وزن دارد که وجود چنین صفحه هایی از معایب بزرگ نیروگاه های هسته ای است. یکی دیگر از اشکالات مهم تر، علیرغم تمام اقدامات حفاظتی، خطر آلودگی محیط زیست هم در حین کار عادی نیروگاه به دلیل هدر رفتن سوخت مصرف شده، خروج آب از محفظه راکتور و غیره و هم در هنگام کشتی تصادفی است. حوادث و نیروگاه هسته ای

از مزایای غیرقابل انکار آن می توان به مصرف سوخت بسیار پایین و محدوده کروز تقریبا نامحدود اشاره کرد. به عنوان مثال، کشتی "اتو هان" (آلمان) طی سه سال حتی 20 کیلوگرم اورانیوم مصرف نکرد، در حالی که مصرف سوخت یک نیروگاه توربین بخار معمولی در یک کشتی با این اندازه 40 هزار تن بود. کشتی ژاپنی "Mutsu" 145 هزار مایل است با وجود این مزایا، نیروگاه های هسته ای به طور گسترده فقط در کشتی های جنگی استفاده می شوند. استفاده از آنها در زیردریایی های بزرگ که می توانند برای مدت طولانی در زیر آب باقی بمانند بسیار مفید است، زیرا هوا در راکتور برای تولید انرژی حرارتی مورد نیاز نیست. علاوه بر این، یخ شکن های قدرتمندی که در عرض های شمالی کره زمین استفاده می شوند، مجهز به نیروگاه های هسته ای هستند.

1 - موتورخانه; 2 - ظرف با راکتور; 3 - محفظه مکانیزم های کمکی. 4 - تاسیسات ذخیره سازی میله سوخت مصرف شده.

اصل عملکرد و طراحی راکتورهای قدرت تحت فشار.

نیروگاه های هسته ای (NPP).در حال حاضر، موضوع استفاده گسترده از سوخت هسته ای در نیروگاه های کشتی به طور فزاینده ای مطرح می شود. علاقه به کشتی های دارای نیروگاه های هسته ای به ویژه در سال های 1973-1974 افزایش یافت، زمانی که در نتیجه بحران جهانی انرژی، قیمت سوخت های فسیلی به شدت افزایش یافت. مزیت اصلی کشتی‌های دارای نیروگاه هسته‌ای، برد تقریباً نامحدود آن‌ها است که برای یخ‌شکن‌ها، کشتی‌های قطب شمال، کشتی‌های تحقیقاتی، کشتی‌های هیدروگرافی و غیره بسیار مهم است.

مصرف روزانه سوخت هسته ای از چند ده گرم بیشتر نمی شود و عناصر سوخت راکتور را می توان هر دو تا چهار سال یک بار تغییر داد. نیروگاه های هسته ای در کشتی های حمل و نقل، به ویژه آنهایی که سفرهای طولانی مدت را با سرعت بالا انجام می دهند، به دلیل عدم وجود تقریباً کامل ذخایر سوخت، می توانند ظرفیت حمل کشتی را به میزان قابل توجهی افزایش دهند (این امر به دلیل جرم قابل توجهی از سوخت، سود بیشتری نسبت به ضرر دارد. نیروگاه هسته ای). علاوه بر این، نیروگاه هسته ای می تواند بدون دسترسی هوایی کار کند که برای کشتی های زیر آب بسیار مهم است. با این حال، سوخت مصرفی نیروگاه های هسته ای هنوز بسیار گران است. علاوه بر این، در کشتی‌های دارای نیروگاه‌های هسته‌ای لازم است حفاظت بیولوژیکی خاصی در برابر تشعشعات رادیواکتیو ارائه شود، که نصب را سنگین‌تر می‌کند. باید فرض کرد که پیشرفت در توسعه فناوری هسته ای و ایجاد طرح ها و مواد جدید، رفع تدریجی این کاستی های نیروگاه های هسته ای کشتی را ممکن می سازد.

تمام نیروگاه های هسته ای کشتی های مدرن از گرمای آزاد شده در طی شکافت سوخت هسته ای برای تولید بخار یا گازهای گرمایی استفاده می کنند که سپس وارد توربین بخار یا گاز می شوند. پیوند اصلی نیروگاه تولید بخار هسته ای APPU راکتور،که در آن یک واکنش هسته ای رخ می دهد. مواد شکافت پذیر مختلفی به عنوان سوخت هسته ای استفاده می شود که در آن فرآیند شکافت هسته ای با آزاد شدن مقدار زیادی انرژی همراه است. این مواد شامل ایزوتوپ های اورانیوم، پلوتونیوم و توریم است.

برنج. 6.1. نمودار راکتور هسته ای

1- منطقه فعال; 2- میله های اورانیوم; 3 - مجری؛ 4 - بازتابنده; 5 - خنک کننده؛ 6 - حفاظت بیولوژیکی; 7 - سپر حرارتی؛ 8 - سیستم تنظیم

مهمترین عناصر راکتورهای کشتی عبارتند از (شکل 6.2) منطقه فعال،که در آن میله های اورانیوم و یک تعدیل کننده قرار گرفته اند که برای جذب انرژی ذرات نوترونی آزاد شده در هنگام فروپاشی هسته ها ضروری است. بازتابنده نوترون،بازگرداندن بخشی از نوترون های ساطع شده از خارج از هسته به هسته. خنک کنندهبرای حذف گرمای آزاد شده در طول شکافت اورانیوم از هسته و انتقال این گرما به سیال در حال کار دیگری در یک مبدل حرارتی. صفحه نمایش حفاظت بیولوژیکی،جلوگیری از انتشار تشعشعات مضر از راکتور؛ سیستم کنترل و حفاظت،تنظیم سیر واکنش در راکتور و توقف آن در صورت افزایش اضطراری قدرت.

تعدیل کننده در راکتورهای هسته ای گرافیت، آب سنگین و معمولی است و خنک کننده فلزات مایع با نقطه ذوب پایین (سدیم، پتاسیم، بیسموت)، گازها (هلیوم، نیتروژن، دی اکسید کربن، هوا) یا آب است.

راکتورهایی که در آنها تعدیل‌کننده و خنک‌کننده هر دو آب مقطر هستند، در نیروگاه‌های هسته‌ای کشتی‌ها گسترده شده‌اند، از این رو نام آن‌ها به این دلیل است. راکتورهای آب تحت فشاراین راکتورها از نظر طراحی ساده‌تر، فشرده‌تر، عملکرد قابل اعتمادتر نسبت به انواع دیگر و ارزان‌تر هستند. بسته به روش انتقال انرژی حرارتی از راکتور به محرک (توربین)، طرح های نیروگاه هسته ای تک مدار، دو مدار و سه مداره متمایز می شوند.

توسط مدار تک مدار(شکل 6.2، آ)ماده کار - بخار - در راکتور تشکیل می شود و از آنجا مستقیماً وارد توربین می شود و از طریق کندانسور با کمک یک پمپ گردش خون به راکتور باز می گردد.

توسط مدار دو مداره(شکل 6.2، ب)مایع خنک کننده در حال گردش در راکتور، گرمای خود را در یک مبدل حرارتی - یک مولد بخار - به آب می دهد، که بخار را تشکیل می دهد که وارد توربین می شود. در این حالت، مایع خنک‌کننده توسط یک پمپ سیرکولاسیون یا دمنده از راکتور و مولد بخار عبور داده می‌شود و میعانات تشکیل‌شده در کندانسور توربین توسط یک پمپ میعانات گازی از طریق سیستم گرمایش، فیلتراسیون و آرایش پمپ شده و دوباره به مولد بخار توسط پمپ تغذیه

طرح سه مداره(شکل 6.2، V)یک مدار دو مدار با یک مدار میانی اضافی است که بین مدار اول و دوم متصل است.

طراحی تک مدار نیاز به حفاظت بیولوژیکی در اطراف کل مدار از جمله توربین دارد که تعمیر و نگهداری و کنترل را پیچیده می کند و خطر را برای خدمه افزایش می دهد. مدار دو مدار ایمن تر است، زیرا در اینجا مدار دوم دیگر برای آن خطرناک نیست منخدمه بنابراین، مدارهای دو مدار تقریباً همیشه در کشتی های هسته ای استفاده می شوند. مدارهای سه حلقه ای در صورتی استفاده می شوند که مایع خنک کننده در راکتور بسیار فعال شده باشد و باید به دقت از ماده کار جدا شود، که حلقه میانی برای آن طراحی شده است.

برنج. 6.2. نمودارهای حرارتی نیروگاه های هسته ای:

آ- تک مدار؛ ب- مدار دوگانه؛ V- سه مداره

1 -رآکتور؛ 2 - توربین؛ 3 - خازن؛ 4 - پمپ گردش خون؛ 5 - ژنراتور بخار؛ 6 - پمپ میعانات گازی؛ 7 - سیستم گرمایش فیلتراسیون و شارژ؛ 8 - پمپ تغذیه؛ 9 - مبدل حرارتی؛ 10 - حفاظت بیولوژیکی

اصل عملکرد و طراحی راکتورهای قدرت.در کشتی هایی که نیروگاه های هسته ای دارند، منبع اصلی انرژی راکتور هسته ای است. گرمای آزاد شده در حین شکافت سوخت هسته ای به تولید بخار کمک می کند که سپس وارد توربین بخار می شود.

نیروگاه راکتور، مانند یک دیگ بخار معمولی، حاوی پمپ ها، مبدل های حرارتی و سایر تجهیزات کمکی است. ویژگی خاص یک راکتور هسته ای تشعشعات رادیواکتیو آن است که نیاز به حفاظت ویژه برای پرسنل عملیاتی دارد.

ایمنی. حفاظت بیولوژیکی عظیم باید در اطراف راکتور نصب شود. مواد متداول محافظ در برابر تشعشع عبارتند از: بتن، سرب، آب، پلاستیک و فولاد.

مشکل ذخیره سازی زباله های رادیواکتیو مایع و گازی وجود دارد. زباله های مایع در ظروف مخصوص ذخیره می شوند و زباله های گازی توسط زغال چوب فعال جذب می شوند. پسماندها سپس به ساحل به مراکز بازیافت منتقل می شوند.

راکتورهای هسته ای کشتی عناصر اصلی یک راکتور هسته ای میله هایی با مواد شکافت پذیر (میله های سوخت)، میله های کنترل، خنک کننده (خنک کننده)، تعدیل کننده و بازتابنده هستند. این عناصر در یک محفظه مهر و موم شده قرار می گیرند و مرتب می شوند تا از واکنش هسته ای کنترل شده و حذف گرمای تولید شده اطمینان حاصل کنند.

سوخت می تواند اورانیوم 235، پلوتونیوم یا مخلوطی از هر دو باشد. این عناصر می توانند با عناصر دیگر پیوند شیمیایی داشته باشند و در فاز مایع یا جامد باشند. برای خنک کردن راکتور از آب سنگین یا سبک، فلزات مایع، ترکیبات آلی یا گازها استفاده می شود. از مایع خنک کننده می توان برای انتقال گرما به سیال در حال کار دیگر و تولید بخار استفاده کرد و یا می توان از آن برای چرخش مستقیم توربین استفاده کرد. تعدیل کننده برای کاهش سرعت نوترون های تولید شده به مقداری است که برای واکنش شکافت موثرتر است. بازتابنده نوترون ها را به هسته باز می گرداند. تعدیل کننده و بازتابنده معمولاً آب سنگین و سبک، فلزات مایع، گرافیت و بریلیم هستند.

تمام شناورهای نیروی دریایی، اولین یخ شکن هسته ای "لنین"، اولین کشتی باری-مسافری "ساوانا" دارای نیروگاه هایی هستند که بر اساس طراحی مدار دوگانه ساخته شده اند. در مدار اولیه چنین راکتوری، آب تا 13 مگاپاسکال تحت فشار است و بنابراین در دمای 270 درجه سانتیگراد، معمول برای مسیر خنک کننده راکتور، نمی جوشد. آب گرم شده در مدار اولیه به عنوان خنک کننده برای تولید بخار در مدار ثانویه عمل می کند.

در مدار اولیه نیز می توان از فلزات مایع استفاده کرد. این طرح در زیردریایی Sea Wolf نیروی دریایی ایالات متحده استفاده شد که در آن خنک کننده مخلوطی از سدیم مایع و پتاسیم مایع است. فشار در سیستم چنین طرحی نسبتا کم است.

همین مزیت را می توان با استفاده از مواد آلی پارافین مانند - بی فنیل ها و تری فنیل ها - به عنوان خنک کننده محقق کرد. در حالت اول عیب مشکل خوردگی و در حالت دوم تشکیل رسوبات رزینی است.

طرح های تک مداری وجود دارد که در آن سیال کاری که در راکتور گرم می شود، بین آن و موتور اصلی گردش می کند. راکتورهای گاز خنک با استفاده از طراحی تک مدار کار می کنند. سیال کار یک گاز است، به عنوان مثال هلیوم، که در یک راکتور گرم می شود و سپس یک توربین گاز را می چرخاند.

حفاظت.وظیفه اصلی آن محافظت از خدمه و تجهیزات در برابر تشعشعات ساطع شده از راکتور و سایر عناصری است که با مواد رادیواکتیو در تماس هستند. این تشعشعات به دو دسته تقسیم می‌شوند: نوترون‌ها که در طی شکافت هسته‌ای آزاد می‌شوند و تشعشعات گاما که در هسته و مواد فعال تولید می‌شوند.

به طور کلی کشتی ها دارای دو پوسته مهاری هستند. اولین مورد مستقیماً در اطراف کشتی راکتور قرار دارد. حفاظت ثانویه (بیولوژیکی) تجهیزات تولید بخار، سیستم های تمیز کردن و ظروف زباله را پوشش می دهد. سپر اولیه بیشتر نوترون ها و تشعشعات گاما راکتور را جذب می کند. این امر رادیواکتیویته تجهیزات کمکی راکتور را کاهش می دهد.

حفاظت اولیه می تواند یک مخزن دو پوسته مهر و موم شده با فضایی بین پوسته های پر از آب و یک محافظ سربی خارجی به ضخامت 2 تا 10 سانتی متر باشد. آب بیشتر نوترون ها را جذب می کند و تشعشع گاما تا حدی توسط دیواره های محفظه جذب می شود آب و سرب

عملکرد اصلی حفاظت ثانویه کاهش تابش ایزوتوپ نیتروژن رادیواکتیو 16N است که در خنک کننده عبوری از راکتور تشکیل می شود. برای حفاظت ثانویه از ظروف آب، بتن، سرب و پلی اتیلن استفاده می شود.

کارایی کشتی های دارای نیروگاه های هسته ای برای کشتی‌های جنگی، هزینه ساخت و هزینه‌های عملیاتی کمتر از مزایای برد تقریباً نامحدود، قدرت و سرعت بیشتر کشتی‌ها، نصب فشرده و کاهش پرسنل تعمیر و نگهداری اهمیت دارد. این مزایای نیروگاه های هسته ای منجر به استفاده گسترده از آنها در زیردریایی ها شده است. استفاده از انرژی اتمی در یخ شکن ها نیز موجه است.

سوالات خودآزمایی:

منبع انرژی نیروگاه های هسته ای چیست؟

مخزن دو پوسته آب بندی شده چیست؟