Более двадцати пяти лет назад в Семипалатинске был произведен первый энергопуск ядерного реактора ИВГ-1,с помощью которого была начата отработка конструкции ядерного ракетного двигателя. Уже тогда предполагали,что такой двигатель понадобится во время полета человека к Марсу. Позднее трудности с финансированием науки затормозили работу, но планируемая на 2017 г. экспедиция к Марсу оживила интерес к ядерному двигателю. Ядерный двигатель представляет собой реактор, в котором вдоль тепловыделяющих элементов с ядерным топливом проходит поток газа – водорода. Он охлаждает элементы, а сам нагревается и с большой скоростью истекает из сопла, создавая тягу двигателя. При этом возникает импульс, толкающий ракету вперед. Температура газа на выходе должна быть очень высока – не менее 3000 °С, а удельная тяга – 950 с. Только при этих условиях ядерный двигатель эффективнее, чем обычный, работающий на жидком топливе.
Сейчас в области ядерных ракетных двигателей мы, несмотря на полузамороженное состояние работ, на 15-20 лет опережаем США. Работы над ядерными энергетическими (ЯЭУ) и энергодвигательными установками (ЯЭДУ) в настоящее время ориентированы на формирование опережающего научно-технического задела по созданию базовых унифицированных элементов, узлов и агрегатов ЯЭУ (ЯЭДУ).
К приоритетным направлениям исследований, которые могут показать преимущества ядерных источников энергоснабжения перед другими их вариантами, можно отнести:
развитие технологий, обеспечивающих создание ЯЭУ мощностью от десятков до сотен киловатт (с перспективой ее дальнейшего увеличения);
доведение гарантированного ресурса ЯЭУ до уровня, не меньше ожидаемого от солнечной энергетики (в том числе до 10 лет и более на ГСО);
развитие технологий, обеспечивающих создание бимодальных ядерных электродвигательных установок (работающих как в режиме ядерных ракетных двигателей на водороде, так и в электро-генерирующем режиме для питания целевой и служебной аппаратуры КА или ЭРД);
подтверждение ядерной и радиационной безопасности разработки и эксплуатации ЯЭУ (ЯЭДУ).
Как показали исследования,проведенные специализированными отечественными организациями, при мощностях 50…100 кВт предпочтение может быть отдано ядерным энергетическим установкам в силу их заметных преимуществ перед традиционными солнечными энергоустановками по массогабаритным, эксплуатационным и экономическим показателям. Причем в указанном диапазоне мощностей существенные преимущества имеют термоэмиссионные ЯЭУ второго поколения, основанные на дальнейшем развитии технологии, созданной по программе “Топаз”, важным элементом которой явились успешные летно-конструкторские испытания в 1987-1988 гг. первой в мире термоэмиссионной ЯЭУ “Топаз-1”. Именно это обстоятельство – использование ядерной энергоустановки – привносит весьма существенную специфику в практику конструирования КА, поскольку компоновочная схема последнего в большей степени становится зависимой от особенностей энергоустановки, чем от характеристик и параметров целевой аппаратуры.
Существенно, что ЯЭУ используется как в качестве источника электроснабжения бортовой аппаратуры,так и совместно с электро-ракетными двигателями для выведения КА с радиационно безопасной орбиты на рабочую. Выполненные исследования по определению областей применения различных видов энергии для обеспечения КА свидетельствуют о том, что уже с уровня 300 кВт при сроке службы КА более одного года использование ядерной энергетики представляется более предпочтительным. Результаты теоретических исследований показывают, что может быть создана ЯЭУ с термоэмиссионным преобразованием энергии мощностью 7,5 МВт и удельными массовыми характеристиками 6 кг/кВт.
ЯЭУ с турбомашинным преобразованием энергии (ТЭМП) может иметь преимущества по сравнению с термоэмиссионным и термоэлектрическим вариантами вследствие:
значительно меньшей массы реакторной установки при равной электрической мощности; более высокого КПД;
большей технологичности из-за значительно более низкой температуры рабочего тела;
принципиальной возможности отработки энергетического контура отдельно от реактора;
более высокой надежности ТЭМП из-за отсутствия ограничений по дублированию элементов вне реактора.
Поэтому представляется целесообразным рассмотреть концепцию ЯЭУ с ТЭМП. Следует также отметить большой накопленный опыт по разработке ЯРД, наличие стендовой базы и высококвалифицированных специалистов в России, а также большой научно-технический задел, созданный в США по программе “Нерва”. При выбранном уровне электрической мощности (2 МВт) конструкция реактора и радиационной защиты близка к оптимальной по удельным массам, по конфигурации и по загрузке топлива, а удельные массы агрегатов ТЭМП при этом уменьшаются до уровня 2-4 кг/кВт.
Проведенный проектно-баллистический анализ космического энерготранспортного аппарата (КЭТА) определил требуемые параметры электрической мощности, а также характеристики электроракетной двигательной установки.
Основные ограничения, принятые в расчетах:
масса установки и габариты не должны выходить за рамки возможностей ракеты-носителя “Ангара”;
радиационная доза, накапливаемая полезным грузом при пересечении радиационных поясов Земли, не должна превышать 5 х 104 рад;
радиационно безопасной считается круговая орбита высотой 600-800 км;
ресурс бортовых систем КЭТА должен составлять 1-2 года на первом этапе с доведением до 5-7 лет при последующей отработке;
число рейсов КЭТА за ресурс – до 10;
суммарная доза радиоактивного облучения,получаемая в приборном отсеке от работы реактора и воздействия радиационных поясов Земли: гамма-излучение – не более 106 рад; флюенс быстрых нейтронов – не более 1013 н/см2.
В РНЦ “Курчатовский институт” разработан проект ЯЭУ с турбомашинным преобразователем энергии, рассчитанной на следующие параметры:
тепловая мощность – до 10 МВт;
электрическая мощность – около 2 МВт;
система преобразования энергии – турбомашинная (цикл Брайтона);
суммарное время работы – не менее 104 ч;
число включений за ресурс – до 30;
максимальная температура рабочего тела – до 1500 К.
В результате проведенных проработок определились основные проектные характеристики ЯЭУ:
масса газоохлаждаемого реактора – 1000 кг;
топливо – UC (U,Zr)C,UNc 90 %-м обогащением по U235, оболочка топлива – Zr, W184, отражатель – Be;
масса радиационной защиты (LiH,W,B4C) – 1000 кг;
масса преобразователя энергии (турбина, компрессор и униполярный генератор) – 3500 кг;
рабочее тело – гелий-ксеноновая смесь (1-3 % Хе);
холодильники-излучатели – на тепловых трубах при средней температуре около 700 К, масса 3000 кг;
площадь холодильника-излучателя (эффективная) – около 300 м2;
масса системы автоматического управления, системы электро-снабжения – 1000 кг;
масса конструкции ЯЭУ – 1500 кг;
суммарная масса ЯЭУ – 11 000 кг;
удельная масса – 5,5 кг/кВт.
Конструктивно КЭТА, в состав которого входит ЯЭУ, состоит из модуля энергоустановки с ядерным реактором и защитой; ТЭМП, размещенного в конусе радиационной защиты; холодильника-излучателя на тепловых трубах, выполненного по несущей схеме; четырех раскрывающихся плоскостей холодильников-излучателей, имеющих полуцилиндрическую форму, а также размещенной внутри холодильника-излучателя выдвижной фермы.
На выдвижной ферме располагаются:
приборный отсек с системой стыковки, приборами ориентации, навигации,связи и дополнительной двигательной установкой;
маршевая электроракетная двигательная установка (удельный импульс 4600 с); топливный бак ксенона.
Основные массовые характеристики КЭТА: ЯЭУ – 11 000 кг; ЭРДУ – 5000 кг; выдвижная ферма,топливный бак – 1000 кг; приборный отсек,система стыковки – 2000 кг; дополнительная двигательная установка, неучтенные элементы – 1000 кг; топливо (ксенон) – 8000 кг; суммарная “сухая” масса КЭТА – 20 000 кг. КЭТА может обеспечить проведение обширных исследований космоса, создание лунной базы и решение ряда других народнохо-зяйственных и оборонных задач.
В XXI в. придется решать и более энергоемкие задачи: создание космических производственных комплексов, исследование комет, астероидов и др. Для их решения необходимы более мощные ДУ. Требования, предъявляемые к мощности двигательной установки, определяются временем полета, массой полезной нагрузки, удельной массой энергоустановки (кг/кВт), удельным импульсом и КПД двигателя. Мощности, необходимые для грузового полета на Луну, 600-дневного грузового полета на Марс с полезной нагрузкой в сотни тонн,оцениваются в 1-10 МВт. Для пилотируемого полета на Марс требуются источники питания мощностью в несколько десятков МВт. Это позволяет с учетом отечественного и зарубежного опыта рассмотреть концепцию создания КЭТА с ЯЭРДУ на базе энергетической установки с электрической мощностью в несколько МВт.
Ядерная энергетическая установка электрической мощностью 2 МВт для космического энерготранспортного аппарата. Космические энерготранспортные аппараты с ядерной энергетической установкой мощностью около 2 МВт и электроракетными двигателями могут обеспечить значительный прогресс в исследовании планет Солнечной системы, создании лунной базы, проведении некоторых чисто научных высокоэнергетических экспериментов в космосе и, наконец, с их использованием может быть уменьшена в несколько раз себестоимость доставки 1 кг полезного груза на геостационарную и другие высокие орбиты.
КЭТА представляет собой космический челнок (межорбитальный буксир). Запуск КЭТА на низкую орбиту осуществляет РН “Ангара”. Совершенно очевидно, что программы исследования дальних планет, создания лунной базы, пилотируемой экспедиции к Марсу и, наконец, проекты глобальной космической телефонизации требуют решительного интенсивного увеличения транспортных возможностей космической техники, что предопределяет резкий рост энерговооруженности КА.
Ядерные электроракетные двигательные установки с электрической мощностью 2-10 МВт. Из предварительного проектно-баллистического анализа следует, что для ЯЭУ наиболее целесообразным представляется уровень электрической мощности ~3 МВт как наиболее оптимальный в соответствии со следующими критериями:
максимально возможная масса полезного груза, выводимого на геостационарную орбиту с помощью ЯЭРДУ, размещается при выведении с Земли на РН “Энергия” в контейнере ПГ;
время транспортировки груза на ГСО не превышает 100 сут (условие непревышения допустимой радиационной дозы при прохождении радиационных поясов Земли);
удельный импульс электроракетного двигателя (ЭРД) составляет 5000 с;
выбранный уровень мощности является универсальным для решения ряда других задач (транспортировка грузов к Марсу, Луне, Венере, изменение наклонения орбит больших космических объектов типа научных станций, проведение научных экспериментов и организация промышленного производства на орбите).
Среди мощных ЭРД наиболее проработанными как по полетным параметрам, так и по разработке подсистем являются магнитоплазменные и ионные электроракетные двигатели. В настоящее время исследованы возможности создания магнитоплазмодинамического (МПД) двигателя мощностью 2,5 МВт с внешним полем, работающего при разрядном токе 10 кА и напряжении 250 В. Ресурс двигателя, необходимый для большинства космических экспедиций, принят равным 10 тыс. ч, поэтому разработки направлены в основном на увеличение ресурса отдельного двигателя. Продемонстрирована возможность работы МПД-двигателей с мощностью до 40 МВт в квазистационарном режиме. Течение плазмы удовлетворительно описывается уравнениями идеальной магнитной гидродинамики.
Использование мощных МПД-двигателей в проводимых в последние десятилетия космических экспериментах не рассматривалось из-за низкого уровня бортовой энергетики существующих КА. Функционирование установки при низких уровнях мощности невыгодно по двум причинам. Во-первых, при этом снижается до недопустимо низкого значения эффективность преобразования электрической энергии в тягу. Во-вторых, высокую эффективность при низких уровнях средней мощности можно получить только в импульсном режиме работы двигательной установки. Для обеспечения импульсного режима работы необходим энерго-преобразователь со вспомогательными устройствами, масса которого довольно значительна. Поэтому маломощные двигательные установки с импульсными МПД-двигателями не могут конкурировать с другими ЭРД.
Проведенные баллистические расчеты показал и, что очень перспективно использовать МПД-двигатель в маршевой двигательной установке для межорбитальных полетов, если в составе КА имеется бортовой мегаваттный источник энергии, при котором стационарные МПД-двигатели достигают удовлетворительных двигательных характеристик. Для транспортировки большого источника энергии с низкой орбиты ИСЗ на геостационарную орбиту при помощи двигателя на химическом топливе требуется масса топлива, в 10 раз превышающая массу полезной нагрузки. При использовании МПД-двигателя масса рабочего тела уменьшается в 5-10 раз. Если учесть, что масса МПД-двигателя того же порядка, что и двигателя на химическом топливе,то выигрыш в начальной массе КА на низкой околоземной орбите оказывается значительным. Для выполнения таких задач необходима надежная конструкция установки с МПД-двигателем мощностью несколько мегаватт.
Наиболее оптимальной для КА выбранного уровня мощности является реакторная установка на быстрых нейтронах, концепция активной зоны которой базируется на использовании ураноемких высокотемпературных композиций в виде витых стержневых твэлов или свободной засыпки шариковых твэлов с осевым течением теплоносителя. Выбор реактора на быстрых нейтронах обусловлен: минимальными габаритами и массой; отсутствием замедлителя, что снимает проблему его стойкости и охлаждения; практическим отсутствием эффектов реактивности, связанных с выгоранием и зашлаковыванием; небольшим начальным запасом и отрицательным температурным эффектом реактивности.
Ядерная безопасность на всех этапах жизненного цикла КА при штатных и аварийных ситуациях обеспечивается с помощью активных и пассивных средств, включающих следующие элементы:
регулирующие барабаны в боковом отражателе;
выводимые поглощающие стержни;
резонансные поглотители, размещаемые в активной зоне; программируемое изменение геометрии реактора в аварийных ситуациях.
Радиационная защита полезного груза и системы управления – теневая, в виде усеченного конуса – определяется предельно допустимым уровнем радиации. В качестве основных компонентов защиты рассматриваются гидрид циркония, активированный бором, и гидрид лития. Выбор турбомашинного способа преобразования по термодинамическому циклу Брайтона обусловлен малой удельной массой системы преобразования – менее 10 кг/кВт, что существенно меньше ее значения для других способов преобразования (30 кг/кВт); высокой степенью технологической готовности, отработанностью основных узлов газового контура; возможностью обеспечения соответствия выходных параметров электрогенератора потребностям нагрузки; высоким КПД энергопреобразования (-30 %). Среди динамических способов преобразования энергии цикл Брайтона отличается тем, что обеспечивает простоту запуска, химическую инертность и радиационную неактивируемость рабочего тела.
В предлагаемой энергоустановке применен прямой регенеративный замкнутый цикл Брайтона, основными узлами при реализации которого являются турбокомпрессор-генератор, рекуперативный теплообменник и холодильник-излучатель (ХИ). Максимальная температура цикла составляет 1500 К, что является вполне оправданным при использовании современных конструкционных материалов на основе керамик для изготовления дисков турбин и жаропрочных сплавов для корпусных узлов и подводящих патрубков. Материалы, работающие при таких температурах, имеют, однако, повышенную хрупкость при более низких температурах, что требует отработки алгоритма запуска турбин. Конструкция рекуперативного теплообменника, состоящая из ряда штампованных листов, обеспечивает высокоинтенсивный теплообмен и тем самым позволяет создать компактный и легкий теплообменник.
КА состоит из модуля энергоустановки на основе ядерного реактора, двигательного модуля, ускорите ля и отсека полезного груза. Модуль энергоустановки включает в себя реакторную установку, теневую радиационную защиту, систему энергопреобразования (СЭП), холодильники-излучатели на основе тепловых труб и раздвижную ферму. Двигательный модуль содержит блок маршевых электроракетных двигателей, топливный бак, систему управления двигателями, систему управления космическим аппаратом, а также систему управления ЯЭУ. Холодильники-излучатели электрической ракетной двигательной установки размещены на поверхности двигательного модуля.
Ускоритель представляет собой сбрасываемую ракетную ступень, состоящую из бака окислителя (кислород),бака горючего (керосин) и двух двигателей суммарной тягой около 1 тс, размещенных на сбрасываемой ферме. Ферма закреплена на поверхности силового каркаса СЭП и сбрасывается вместе с баками и двигателями на круговой орбите высотой Нкр ~ 800 км. Отсек полезного груза имеет общий объем около 800 м3 и отделяется от К А на ГСО по плоскости стыковки с двигательным модулем.
При выведении на низкую орбиту КА размещается в контейнере полезного груза РН “Энергия”. Контейнер полезного груза раскрывается и сбрасывается после выведения РН на высоте Нкр – ~ 200 км. Затем включаются двигатели ускорителя, и при достижении КА опорной орбиты высотой Нкр ~ 600… 800 км ускорители сбрасываются. На опорной орбите по команде с Земли проводятся операции раздвижения ферм ХИ и их раскрытие. Далее проводится запуск реактора и вывод СЭП на уровень заданной мощности. После тестирования подсистем КА он переводится в положение гравитационной ориентации. Включаются маршевые ЭРДУ.
Согласно расчетам время выведения КА с указанными параметрами на ГСО составит примерно 60 сут, при этом большую часть времени КА будет находиться в радиационных поясах разной интенсивности. Если защиту управления КА и полезного груза выполнить из алюминия, обеспечив ее удельную массу до 1 г/см2, суммарная радиационная доза не превысит 2*104 рад. После выведения на орбиту полезный груз отделяется от КА, а КА при необходимости переводится на геоцентрическую орбиту.
Таким образом, проведенные исследования показывают следующее:
использование РН “Энергия” и ЯЭРДУ мощностью 3 МВт с турбомашинным преобразованием и МПД-двигателем, имеющим КПД ~ 0,7 и удельный импульс 5000 с, позволяет вывести на ГСО полезный груз массой 35 т за 60 сут;
использование ЯЭРДУ вдвое увеличивает по сравнению с ЖРД массу и объем полезного груза, выводимого на ГСО;
ядерная безопасность КА на всех этапах жизненного цикла при штатных и аварийных ситуациях может быть обеспечена с помощью активных и пассивных средств защиты;
реализуемость предлагаемой концепции электроракетного двигателя подтверждается рядом экспериментальных и расчетно-теоретических работ, выполненных в России и за рубежом.
В настоящее время Россия обладает возможностями решения такой задачи, поскольку располагает мощной РН “Энергия”, а также научно-техническим заделом по космической ядерной и двигательной установке. Наряду с ЯЭДУ, обладающими повышенной радиационной опасностью, дальнейшее развитие получат и ракетные двигатели традиционных схем.
Кстати, контракт финансируется из средств оборонного заказа РФ. 
Учитывая, что маршевые двигатели будут не у МПН, а у ТЭМ. Нефиговый такой локатор получается.
