Атомный двигатель Виноградова

А. А. Виноградов, к.т.н., главный конструктор проектов АО «СИЛА ОКЕАНОВ»

Атомный двигатель Виноградова это компактная физико-энергетическая машина, которая атомную энергию, выделяемую в результате деления ядер тяжелых элементов под действием нейтронов, преобразует в механическую энергию вращения вала.

За 17 - 20 века было изобретено множество различных двигателей, и инженеров остались на слуху названия двигателей по именам их изобретателей. Например, для двигателей внутреннего сгорания имена Бенца, Даймера, Дизеля, Костовича, для роторного двигателя - Ванкеля, для двигателей внешнего сгорания – Стирлинга, запомнились реактивные двигатели - Цандера, Брауна, турбинный двигатель Ловаля и др.

Все эти двигатели, во-первых, используют для нагрева рабочего тела процесс горения (окисления) органического топлива, а именно, дров, нефтепродуктов, газов или угля. Во-вторых, не используемое тепло в термодинамическом цикле, определяемое значением его КПД, и продукты горения, в основном это углекислый газ (СО2), выбрасываются в окружающую среду усиливая парниковый эффект. Органическое топливо обладает почти на три порядка меньшей теплотворной способностью по сравнению с атомной энергией деления ядра. Следовательно, и большую мощность двигателя без выброса СО2 можно получить при меньших габаритах и массе, если использовать атомную энергию. Однако как организовать бескризисный теплосъём с компактной тепловыделяющей поверхности ядерного топлива это сложная задача для конструктора атомного двигателя (АД). Также есть проблема и в сбросе в окружающую среду неиспользованного в термодинамическом цикле тепла, сохранив малые размеры АД. Чем меньше КПД, тем больше мы вынуждены сбрасывать тепла и греть планету Земля. И самое главное, АД должен быть абсолютно безопасным сам по себе без внешней помощи, а не применять внешние средства безопасности в виде оболочек и т.п.

Если АД сделать легко сменяемым (к примеру, за 8 часов), то нет необходимости стремиться увеличивать срок его эксплуатации, делать его «вечным» и делать перегрузку топлива. Эксплуатационные хлопоты у АД должны быть минимальны. Можно сделать так, что АД полностью изготавливается и налаживаться на заводе. Тогда мы получим полный оборот, и по ядерному топливу, без перегрузок, и оборот самого «железа». Завод будет загружен на полную мощность, выполняя замену изношенных деталей АД и загрузку ядерным топливом. В то время как спрос на АЭС тысячники уже сейчас пропадёт. По-видимому, атомный и термоядерный двигатель, в обозримом будущем будут последними в линейке двигателями, преобразующие скрытую энергию топлива в механическую энергию.

Атомный двигатель по габаритам и массе, по простоте управления, по скорости разогрева и набору нагрузки, в большей степени подобен двигателю внутреннего сгорания (ДВС), нежели существующим ядерным реакторам. АД может быть применён для вращения электрогенератора АЭС малой мощности (АСММ) подводного базирования [1, 2] скрытного энергоснабжения обособленных поселений и специальных объектов, морских баз с мощностью потребления до 100 МВ*А. Особую актуальность имеет применение АД для привода водяных реактивных движителей [3] во флоте, для ледоколов и подводных лодок.

Немного о истории двигателей

Двигатель внутреннего сгорания (ДВС) — это разновидность теплового двигателя, в котором топливо сгорает непосредственно в рабочей камере (внутри) двигателя. Тем самым, топливная смесь и является рабочим телом таких двигателей. Такой двигатель является химическим, и преобразует энергию сгорания топлива в механическую работу [4]. Не использованное тепло и продукты горения, СО2, СО, SO2 , окси азота (NOx) и пр., выбрасываются в окружающую среду. При этом экология страдает значительно. ДВС имеет кривошипно-шатунный механизм, подшипники и другие изнашиваемые детали, что предопределяет его относительно малый ресурс работоспособности, 8-17 тыс. часов.

В создание различных типов ДВС внесли наибольший вклад такие инженеры [5, 6] как:

1791 - Джон Барбер, изобретение газовой турбины;

1794 - Роберт Стрит, патент на двигатель на жидком топливе;

1799 - Филипп Лебон, открытие светильного газа, в 1801 - первый газовый двигатель;

1807 - Франсуа Исаак де Риваз, первый поршневой двигатель;

1860 - Жан Этьен Ленуар, газовый двигатель Ленуара;

1861 - Николаус Отто, двигатель с искровым зажиганием и сжатием смеси, четырёхтактный двигатель в 1876-м;

1897 - Рудольф Дизель, двигатель Дизеля на угольной пыли;

1880-е одновременно Готлиб Даймлер, Вильгельм Майбах, Огнеслав Степанович Костович, бензиновый мотор с карбюратором;

1899 - Густав Васильевич Тринклер, дизельные двигатели на жидком топливе;

1930 - Вернер фон Браун, реактивные и турбореактивные двигатели,

и другие.

Вначале ДВС развивались с отставанием от паровых машин (так, паровой насос для откачки воды был изобретён Томасом Севери в 1698 году), обусловленным отсутствием подходящего горючего. Сама идея ДВС была предложена Христианом Гюйгенсом ещё в 1678 году, в качестве топлива нидерландский учёный предлагал использовать порох. Англичанин Этьен Барбер пытался использовать для этого смесь воздуха с газом, полученным при нагреве древесины. В 1903 году, норвежский изобретатель Эгидий Эллинг построил первую газовую турбину, развивавшую мощность в 11 лошадиных сил. Патент на это изобретение он получил ещё в 1884 году. Сравнительно недавними, в 1957 году были разработки роторно-поршневого двигателя Ванкеля [7]. В ноябре 1959 года, одна из узнаваемых фирм байков, NSU официально объявила о разработке работающего роторного мотора. За короткое время около 100 компаний во всём мире заполучили лицензии на эту технологию, при всем этом 34 из них были японскими. В 1974 ком. Hercules первой выпустила в массы мотоциклы серии Wankel (W-2000), с роторными двигателями KC-27 от "Sachs".

Термины и определения. Газовая турбина (фр. turbine от лат . turbo — вихрь, вращение) — это лопаточная машина, в ступенях которой энергия сжатого и/или нагретого газа преобразуется в механическую работу вращения на валу [8, 9, 10].

Про турбину в России

У турбины основными элементами конструкции являются ротор (рабочие лопатки, закреплённые на дисках) и статор, именуемый сопловым аппаратом (направляющие лопатки, закреплённые в корпусе). Газовые турбины [10] используются в составе газотурбинных двигателей, стационарных газотурбинных установок (ГТУ) и парогазовых установок (ПГУ). Первую в мире газовую реверсивную турбину сконструировал русский инженер и изобретатель Павел Дмитриевич Кузьминский в 1887 году. Его 10-ступенчатая турбина работала на парогазовой смеси, получаемой в созданной им же в 1894 году камере сгорания, которую он назвал «газопарород» [11].

Кузьминский применил охлаждение камеры сгорания водой. Вода охлаждала стенки и затем поступала внутрь камеры. Подача воды снижала температуру и в то же время увеличивала массу газов, поступающих в турбину, что должно было повысить эффективность установки.

В 1892 году П.Д.Кузьминский испытал турбину и предложил её военному министерству в качестве двигателя для дирижабля его собственной конструкции.

В 1897 году на Петербургском патронном заводе была построена действующая газовая турбина [8], которую изобретатель готовил к показу на Всемирной выставке в Париже в 1900 году, однако не дожил до неё несколько месяцев.

Одновременно с Кузьминским опыты с газовой турбиной (в качестве перспективного двигателя для торпед) проводил также Чарльз Парсонс, однако он вскоре пришёл к выводу, что имеющиеся сплавы из-за низкой жаропрочности не позволяют создать надёжный механизм, который приводился бы в движение струёй раскалённых газов либо парогазовой смесью, после чего сосредоточился на создании паровых турбин [11, 12, 13, 14].

На рис. 1 фотография макета современного газотурбинного ДВС в разрезе. В качестве топлива используется авиационный керосин.

                        Рис. 1.

Двигатели внешнего сгорания — это класс двигателей, где источник тепла или процесс сгорания топлива отделены от рабочего тела [15]. К этому классу относятся паровоз, паровые машины, паровые турбины, двигатели Стирлинга, газовые турбины внешнего сгорания, а также другие типы двигателей. Обособленно стоит двигатель Стирлинга. Двигатель Стирлинга [16] был в первый раз патентован шотландским священником Робертом Стирлингом 27 сентября 1816 года (британский патент № 4081). После изобретения ДВС, в конце XIX века, рынок для двигателей внешнего сгорания исчез. Стоимость производства двигателя внутреннего сгорания ниже по сравнению со стоимостью производства двигателя внешнего сгорания.

Атомный турбинный двигатель — это класс двигателей, где источником тепла является энергия деления ядер химических элементов, а преобразователем тепловой энергии в механическую энергию вращения является турбина [17]. Передача тепла от реактора к турбине производится теплоносителем, возможно жидкометаллическим, но, в большинстве случаев, газовым или йонномодифицированным.

К этому классу двигателей можно отнести, например, атомный газотурбинный двигатель Болотина, патент RU 2336429. Однако, его конструкция чрезвычайно сложна, газовая турбина работает от сжигания жидкого топлива, и привязана в большей степени к двигателю Стирлинга, включённый в термодинамический цикл турбины. Атомный газотурбинный двигатель Болотина [17] содержит и ядерный реактор, который обособлен от двигателя и соединен с ним трубопроводами рециркуляции теплоносителя, который передаёт тепло от ядерного реактора теплообменнику подогрева рабочего тела. В качестве теплоносителя предлагается натрий. Предполагается использовать энергию от реактора только на марше.

Турбореактивный двигатель с ядерным реактором [18], СССР 1955-57 г., см. рис. 2, состоит из осевого лопаточного компрессора, корзины активной зоны ядерного реактора, газовой турбины и сопла выхлопа, в современном исполнении с изменяемым вектором направления тяги. В качестве рабочего тела и одновременно теплоносителя используется воздух. Схема движения рабочего тела незамкнутая, одноконтурная, прямоточная. Газовая турбина находится на одном валу с компрессором. Вал проходит через корзину активной зоны реактора, и должен выдерживать высокую температуру. Атомный реактор одноходовой, выполнен кольцевой формы вокруг вала. Турбореактивный двигатель с атомным реактором (ТРДА) по конструкции очень сильно напоминает обычный турбореактивный двигатель (ТРД). Только если в ТРД тяга создается расширяющимися при сгорании керосина раскаленными газами, то в ТРДА воздух нагревается, проходя через реактор (1957 г.).

               Рис. 2.

Активная зона авиационного атомного реактора на тепловых нейтронах набиралась из керамических тепловыделяющих элементов, в которых имелись продольные шестигранные каналы для прохода нагреваемого воздуха. Расчетная тяга разрабатываемого двигателя должна была составить 22,5 т. Рассматривалось два варианта компоновки ТРДА — «коромысло», при котором вал компрессора располагался вне реактора, и «соосный», где вал проходил по оси реактора. В первом варианте вал работал в щадящем режиме, во втором требовались специальные высокопрочные материалы. Но, соосный вариант обеспечивал меньшие размеры двигателя. Во всех проектах ТРДА атомную энергию, возникающую в результате деления тяжелых элементов под действием нейтронов, не преобразует в механическую энергию вращения вала для привода внешних механизмов, например, электрогенератора.

Ядерные энергетические установки сегодня

В атомных реакторах, даже с газовым теплоносителем, для выработки электроэнергии использован совершенно иной подход в конструировании АЭС, см. рис. 3. Исторически так сложилось, что конструкцию ядерной энергетической установки стали делать подобно обычной тепловой электрической станции с котлом и турбиной. И этот подход конструирования уже почти сто лет сохраняется в ущерб делу, и против разума, превратился в догму. Такая конструкция уже не востребована и снижает спрос на атомную энергетику. А именно, все узлы преобразования энергии выполнены отдельно друг от друга [19], размещены в отдельных помещениях и соединены между собой трубопроводами, оснащены насосами, задвижками и т.п. Конструкцию каждого узла делал отдельный коллектив (институт) конструкторов.

                           Рис. 3.

Получили в итоге сложную тепловую схему, сложнейшую схему управления и контроля с огромным количеством измеряемы и регулируемых параметров, с большим щитом перед оператором, большой объём строительства и наладки, десятки километров кабелей, сотни гектаров занятой площади под АЭС. Правда, некоторые КБ стали делать интегральную конструкцию реактора и парогенератора, но это не решило в корне проблемы габаритов и снижения стоимости АЭС. С точки зрения экологии «зелёной лужайкой и не пахнет» на месте АЭС после завершения её эксплуатации и утилизации, см. рис. 4 (фото площадки Чернобыльской АЭС с реактором РБМ-К после аварии). В США за проект АЭС «зелёная лужайка» доплачивают и не берут некоторые налоги. Уровень технологи строительства и сама конструкция АЭС в ГК «Росатом» настолько устарели, что соответствуют середине прошлого века. И эту старую технологию в «Стратегии-2018» развития ГК называют инновационной [20]. Это откровенная ложь, смесь шарлатанства и конъюнктурного сговора [21]. У «Росатома» площадка из-под любой, даже из-под самой современной их модели АЭС, никогда не станет зелёной. В 21-ом веке ГК «Росатом» обязана прекратить строить АЭС с небезопасными форсированными ВВЭРами тысячниками. Надо искать иной уход от банкротства корпорации, а не тратить бюджетные деньги народа России на кредиты для строительства заведомо неокупаемых АЭС.

               Рис. 4.

Высокий уровень техногенных аварий — неизбежное следствие неуважения к науке, коррупции и падения профессионализма, наплевательского отношения к работе людей, которые заняли свой пост не по способностям, а из кумовства и протекции. Чем больше подробностей узнаешь об очередной катастрофе, тем крепче убеждение — трагедия была запрограммирована. Головотяпство, ротозейство, равнодушие, непрофессионализм становятся нормой жизни. После очередной трагедии думаешь: иначе быть не может, и где еще грохнет?[22].

Ещё в 2009 году г-жа Т.Д.Щепетина (ИЯР РНЦ «Курчатовский институт») отметила[22]: - «Экономические условия являются, как правило, первопричиной возникновения войн, определяют ее характер и силы, средства и способы ведения. С течением времени зависимость военной стратегии от экономики усиливается, а значит, возрастает её зависимость от надежности и стабильности энергообеспечения регионов.
Роль системы АЭС малой и средней мощности в контексте обеспечения национальной безопасности и стабильности, уменьшения влияния внешних и внутренних угроз с каждым годом будет возрастать».

На Совбезе этот вопрос обсудили, но «воз и ныне там». Всё слова, слова и ничего кроме слов - в результате http://www.newstube.ru/media/p... получаем уши от ослов». Росатом продолжает тратить огромные деньги на ненужные проекты и стройки (ветряки , ВВЭР- 1200-1300, «Прорыв», «БРЕСТ-ОД300», БН-1200 [23]).

АСММ в военном аспекте

Агрессия НАТО в Югославии показала, что с помощью недорогих боевых блоков, разбрасывающих проводящие нити и графитовую пыль, за двое суток удалось вывести из строя до 70% электроэнергетических систем Югославии [22]. Стратеги ядерных держав рассматривают в качестве одного из вариантов начала ядерной войны «ослепляющий удар»: использование электромагнитного импульса высотного ядерного взрыва над территорией противника для выведения из строя систем управления, связи, а также системы электроснабжения за счет наведения перенапряжения на воздушных и кабельных ЛЭП.

Выбор в пользу водяных реакторов

Наиболее подходящим техническим решением, конструкторы атомного реактора в прошлом веке посчитали использовать воду под высоким давлением в качестве теплоносителя и водяной пар в качестве рабочего тела. Пробовались и другие теплоносители, но они не прижились в энергетике, «геранты» не дали, поскольку весь верх руководства был из тепловой энергетики, в которой в качестве теплоносителя была вода. Вода и ВВЭР превратились в догму. Для АЭС был создан водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) с толстостенным корпусом, заполненным теплоносителем (водой под давлением) и в котором была размещена корзина активной зоны с ядерным топливом. Это реактор корпусного типа. Ядерное топливо находилось в тепловыделяющих элементах (твэлах) в герметичных оболочках в виде стержней, в которых в результате деления тяжелых элементов под действием нейтронов выделялось тепло. Вода в активной зоне выполняла сразу две задачи: - являлась замедлителем нейтронов деления и одновременно теплоносителем. Замедлять нейтроны, т.е. уменьшать их энергию до тепловой зоны спектра, были вынуждены для увеличения вероятности деления урана с целью поддержания непрерывной цепной реакции деления при меньшем обогащении ураном U-235. Твэлы были объединёны в шестигранные в сечении тепловыделяющие сборки (ТВС), которые размещались в корзине активной зоны.

Тепло из активной зоны, нагревая теплоноситель, переносилось им по первому контуру в парогенератор, являющийся вторым контуром, где создавалось рабочее тело – пар, требуемых для паровой турбины расхода и давления. Толстостенный корпус реактора выполнял сразу три задачи. Удерживал высокое давление воды внутри себя, выдерживал высокую температуру теплоносителя и противостоял высокой радиации из активной зоны. В процессе эксплуатации сталь корпуса становилась хрупкой, и корпус приходилось отжигать. У некоторых старых инженеров ещё осталось желание сделать ВВЭР на сверхкритические параметры. Это не что иное, как бред, подобие утопии Сен Семона о коммуне. Толстостенный горячий и облучаемый корпус водо-водяного реактора с толщиной стенок от 0,5 метра это маразм, а не инженерная конструкция. Возникают проблемы доставки, отжига и т.п. и т.д.

Была создана и другая конструкция большого ядерного реактора (из-за отсутствия в то время технологии изготовления больших и толстостенных корпусов), канального типа, РБМ-К (реактор большой мощности кипящий), в котором также был применён теплоноситель (вода) под давлением и он находился в каждом канале – трубе, пронизывающей активную зону. А активная зона размещалась в лёгком корпусе, и состояла из графитовых призм, через которые проходили каналы. Графит являлся замедлителем. Внутри каждого канала находилась ТВС. Твэлы в ней, также как, и в корпусном реакторе, нагревали теплоноситель до требуемой температуры, и дополнительно до требуемого паросодержания в нём. Далее теплоноситель со всех каналов собирался в барабане-сепараторе, где происходило отделение влажного пара от воды. Пар направлялся на турбину, а вода вместе с конденсатом от турбины направлялись обратно на вход каналов реактора. Это была одноконтурная схема движения теплоносителя. Считалось, что в пар радиоактивные элементы из активной зоны ядерного реактора не попадали, и не создавали значительной угрозы для окружающей среды.

В обоих проектах, РБМ-К и ВВЭР, вода как теплоноситель в диапазоне применяемых давлений имела фазовый переход из жидкого состояния в газообразное состояние, т.е. в пар. При этом переходе резко снижался коэффициент теплоотдачи от греющей поверхности твэла к теплоносителю. Если теплоноситель не мог снять тепловой поток с поверхности твэла в какой либо точке в объёме активной зоны ядерного реактора, то происходил в этом месте локальный перегрев и разрушение оболочки твэла. В котлах на органическом топливе это явление сглажено, поскольку температура пламени сравнительно не большая. Разогрев ядерного топлива не имеет ограничения температуры, если это тепло не отбирать в теплоноситель. Это явление было названо кризисом теплоотдачи. Дальше радиоактивная авария. В этом процессе участвует много параметров, это и объёмное по активной зоне распределение энерговыделения, и распределение скорости теплоносителя, и распределение давления и пр. Тепловой поток с поверхности твэла определяется энерговыделением в нём. В комплексе все параметры оперативно учесть не получится. Поэтому используется т.н. коэффициент запаса до кризиса. В среднем всё может быть нормально, а в каком-то месте возможно кипение теплоносителя и кризис теплоотдачи. С форсированием проекта ВВЭР свыше 1000 МВт запас до кризиса ещё уменьшился. Все эти параметры, как говорят, «пощупать нельзя в натуре», они все расчетные. И аварии происходят регулярно. Например, проект ВВЭР-ТОИ это явный тупик [24].

Увеличение частоты техногенных аварий — неизбежное следствие снижения знаний, начиная со школы, и кончая институтами. Топ менеджеры, и в большей части те, кто в последнее время получил образование за рубежом, на самом деле не имеют отраслевых знаний атомной промышленности. Руководить такой отраслью, это не одно и то же, что управлять складом, магазином, перевозками и т.п. Смысл самого слова – «УПРАВЛЯТЬ» не означает создавать новую технику. Топ менеджеры они не «созидатели», они «управлятели». Неуважения к науке, коррупция и падение профессионализма, я полагаю, главное, что предопределяет скорое разрушение и банкротство «Росатома». Чем больше подробностей узнаешь об очередной катастрофе с ядерной техникой, тем крепче убеждение — трагедия была запрограммирована ещё на стадии проектирования. Последние испытания ядерной техники Севере доказательство тому, что надо менять всё, и переходить на столпы «средмаша».

Американская компания Westinghouse обанкротилась, и отказалась от технологий PWR (ВВЭР). С 14 января 2019 года в США действует Закон «Об инновациях и модернизации в области ядерной энергии» (NEIMA) [25, 26, 27, 28]: - «… мы заменим наши устаревшие ядерные реакторы новой технологией, … технологией, которая является более безопасной, производит меньше отработавшего топлива и дешевле в строительстве и эксплуатации, Закон поддерживает передовые ядерные реакторы и гарантирует, что Соединенные Штаты остаются на переднем крае. Это еще один важный шаг в нашей борьбе с изменением климата». Закон США попросту запретит строить АЭС по старым технологиям, за несоблюдение Закона можно получить и 150 лет тюрьмы. Это действительно прорыв по-американски [29].

Преимущества и недостатки газотурбинных двигателей [30]

Преимущества

1. Очень высокое отношение мощности к весу, по сравнению с поршневым двигателем.

2. Возможность получения большего количества пара при работе (в отличие от поршневого двигателя).

3. В сочетании с паровым котлом и паровой турбиной — более высокий КПД по сравнению с поршневым двигателем. Отсюда — использование их в электростанциях.

4. Перемещение только в одном направлении, с намного меньшей вибрацией, в отличие от поршневого двигателя.

5. Меньшее количество движущихся частей, чем у поршневого двигателя.

6. Существенно меньше выбросов вредных веществ, по сравнению с поршневыми двигателями.

7. Низкая стоимость и потребление смазочного масла.

8. Низкие требования к качеству топлива. ГТД потребляют любое горючее, которое можно распылить: газ, нефтепродукты, органические вещества и пылеобразный уголь.

9. Высокая манёвренность и диапазон регулирования.

Недостатки

1. Стоимость намного выше, чем у аналогичных по размерам поршневых двигателей, поскольку материалы, применяемые в турбине, должны иметь высокую жаростойкость и жаропрочность, а также высокую удельную прочность.

2. Машинные операции также более сложные.

3. При любом режиме работы имеют меньший КПД, чем поршневые двигатели (КПД на номинальной нагрузке — до 39 %, при этом официальные данные по поршневым двигателям — 41-42 %). Требуют дополнительной паровой турбины для повышения КПД.

4. Низкий механический и электрический КПД (потребление газа более чем в 1,5 раза больше на 1 кВт*ч электроэнергии, по сравнению с поршневым двигателем).

Поскольку с 1939 года использование газовых турбин началось одновременно и в энергетике и в авиации - для авиационных и наземных газовых турбин используются различные названия. Авиационные газовые турбины называются турбореактивными или реактивными двигателями, а прочие газовые турбины называются газотурбинными двигателями. В английском языке имеется даже больше названий для этих, однотипных, в общем, двигателей (engine).

Применение турбины в замкнутом контуре характеризуется обычно следующим:

- Малым падением давления при прохождении газа через камеру сгорания, 3-4% потери давления – это обычная величина падения давления. При прохождении рабочего тела активной зоны атомного двигателя падение давления для стержневых твэлов, размещенных согласно нейтронно-физическому расчету, будет больше.

- Резким снижением КПД на малых нагрузках (в отличие от поршневого двигателя).

- Необходимостью использования газа высокого давления, что обуславливает необходимость применения дожимных компрессоров с дополнительным расходом энергии и падением общей эффективности системы.

- Более медленный пуск, чем у поршневых двигателей внутреннего сгорания.

- Существенное влияние пусков-остановок на ресурс.

Испытанные материалы ядерных ракетных двигателей США и СССР[31]

1. Советский ЯРД был гораздо скромнее своего американского «коллеги», создавая тягу всего в 3,6 тонны и весил при этом тоже гораздо меньше — около 2 тонн, но при этом имел более высокий удельный импульс — около 925 секунд.

Мощность советского РД-0410 тоже была небольшой — реактор развивал тепловую мощность «всего лишь» в 196 МВт. А вот его массово-габаритное совершенство было уникальным. В таком микроскопическом по меркам «Киви», а тем более — «Феба», объёме советские инженеры смогли уложить всё то, что американцы смогли сделать лишь на двигателе, в десятки раз более мощном и крупном. При этом, ресурс РД-0410, подтверждённый испытаниями на Семипалатинском ядерном полигоне, проведенными на полной мощности, составил более 4000 секунд (около 70 минут), что превосходило лучшие достижения американцев с графитовыми зонами своих ЯРД более, чем втрое. Кроме того, высокий удельный импульс советского ЯРД обуславливался тем, что, в отличии от американцев, которые на «Фебе-2» не рисковали постоянно держать температуру в 3000 °C, предпочитая более комфортные условия 2000-2500 °C, советский двигатель по-честному отработал на 3000 °C все 4000 секунд. (А у американцев подъём температуры на их ЯРД постоянно сопровождался частичным разрушением активной зоны, что и обуславливало низкий удельный импульс их прототипов). Важно также отметить, что испытания советского ЯРД, в отличии от длительных доводок американских двигателей по программе NERVA, которые даже в конце испытаний продолжали страдать от выноса радиоактивных элементов в реактивную струю двигателя, показали полное отсутствие радиоактивных продуктов из активной зоны реактора в реактивной струе ЯРД. То есть — выхлоп советского ЯРД был ещё и предельно «чистым».

Источник: alex-anpilogov (http://alex-anpilogov.livejournal.com/2015/04/11/)

и (http://universe-tss.su/). Дополнение от PL( http://universe-tss.su/user/pl/)

2. Твердофазный ЯРД работает как прямоточный двигатель. Жидкий водород поступает в сопловую часть, охлаждает корпус реактора, тепловыделяющие сборки (ТВС), замедлитель, а далее разворачивается и попадает внутрь ТВС, где нагревается до 3000 К и выбрасывается в сопло, ускоряясь до высоких скоростей. Принципы работы ЯРД не вызывали сомнений. Однако, конструктивное выполнение (и характеристики) его во многом зависели от «сердца» двигателя – ядерного реактора. Они определялись, прежде всего, его «начинкой» – активной зоной. Разработчики первых американских (и советских) ЯРД стояли за гомогенный реактор с графитовой активной зоной. Несколько особняком шли работы поисковой группы по новым видам высокотемпературного топлива, созданной в 1958 г. в лаборатории №21 (руководитель – Г.А. Меерсон) НИИ-93 (директор – А.А. Бочвар). Под влиянием развёрнутых в то время работ по реактору для самолета (соты из оксида бериллия) в группе предприняли попытки (опять же поисковые) получить материалы на основе карбида кремния и циркония, стойкие к окислению.

По воспоминаниям Р.Б.Котельникова, сотрудника НИИ-9, весной 1958 г. у руководителя лаборатории №21 состоялась встреча с представителем НИИ-1 В.Н. Богиным. Он рассказал, что в качестве основного материала для тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора в их институте (кстати, в то время головном в ракетной отрасли; начальник института В.Я. Лихушин, научный руководитель М.В. Келдыш, начальник лаборатории В.М. Иевлев) применяют графит. В частности, уже научились наносить на образцы покрытия для защиты от водорода. Со стороны НИИ-9 было предложено рассмотреть возможность применения карбидов UC-ZrC как основы твэлов. Спустя короткое время появился еще один заказчик на твэлы – ОКБ М.М. Бондарюка, которое идейно конкурировало с НИИ-1. Если последний стоял за многоканальную цельноблочную конструкцию, то ОКБ М.М. Бондарюка взяло курс на разборный пластинчатый вариант, ориентируясь на легкость механообработки графита и не смущаясь сложностью деталей – пластин миллиметровой толщины с такими же ребрышками. Карбиды обрабатываются гораздо сложнее; в то время из них невозможно было изготовить такие детали, как многоканальные блоки и пластины. Стала ясна необходимость создания какой-то иной конструкции, соответствующей специфике карбидов.

В конце 1959 г. – начале 1960 г. было найдено решающее условие для твэлов ЯРД – стержневой тип сердечника, удовлетворяющий заказчиков – НИИ Лихушина и ОКБ Бондарюка. Но именно стержневые конструкции твэлов трещали и выбрасывали в выхлопную струю радиоактивные элементы. Как основную, для них обосновали схему гетерогенного реактора на тепловых нейтронах.

Атомный двигатель ВИНОГРАДОВА

На рис. 5 схематично показана примерная конструкция атомного двигателя Виноградова (2018). Это высокотехнологичное изделие, обладающее большим спросом, как для привода водяных реактивных движителей во флоте, так и для привода электрогенераторов АСММ подводного базирования, скрытного размещения.

Для АД разработан конструкция безвальной турбины (БТ), имеющая неподвижную ось поз. 1 рис. 5 статора компрессора, состоящего из дисков направляющих лопаток. Ротор и статор компрессора и турбины выполнены по принципу «колокол в колоколе». На роторе «колоколе» установлены диски с рабочими лопатками. Эта турбина обладает значительно большей площадью поверхности удержания у газового подшипника вращения (ГПВ) по сравнению с вальной конструкцией турбины. Площадь удержания практически охватывает всю поверхность ротора турбины («колокола»), на рис. 5 отмечены детали жёлтым цветом. ГПВ позволяет исключить трение между ротором и статором турбины даже при значительных осевых и поперечных динамических нагрузках. Ротор «колокол» надежно удерживается на оси вращения. Сама конструкция «колокола» ротора, газовых протоков в нём, и место крепления лопаток ступеней турбины на периферии ротора создаёт высокое давление для удержания ротора на оси вращения. БТ состоит из осевого компрессора, поз. 2 и турбины, поз. 3. Безвальная конструкция турбины является высокотехнологическим изделием, она легче, проще и дешевле при серийном и массовом изготовлении, и обладает лучшими техническими характеристиками по сравнению с известными аналогами.

       Рис. 5. Атомный двигатель Виноградова (2018 г.).

Для АД разработана высокотемпературная активная зона (АЗ) ядерного реактора (ЯР). АД состоит из: шестигранной в поперечном сечении корзины, поз. 4 рис. 5; шаровых твэлов с гидродинамически прозрачной оболочкой (твэлов-ШГПО) поз. 5; блоков отражателей и нейтронной защиты вокруг корзины АЗ поз. 6; гибких стержней управления, поз. 7, реактивностью с помощью поглотителей нейтронов; привода стержней управления, поз. 8; системы раскрытия корзины АЗ, поз. 9; контейнер («гробик»), поз. 10, для вывода из корзины АЗ, удержания и охлаждения твэлов-ШГПО; центробежной соединительной муфты, поз. 11; стартёра инерционного запуска, поз. 12. Все элементы АД размещены в герметичном корпусе, поз. 13, который имеет по продольной оси с одной стороны специальный сальник, поз. 14, для выхода вала для нагрузки, с противоположной стороны имеется шлюз, поз. 15, для установки контейнера, поз. 16, аппаратуры управления и запуска АД. АЗ является двух ходовой. Разворот теплоносителя на 1800 производится в зоне умеренного нагрева со стороны, где расположены стержни управления ЯР. Вал для нагрузки не имеет теплового контакта с нагреваемыми до высокой температуры деталями ротора БТ.

В качестве рабочего тела БТ (он же является теплоносителем ЯР) использован углекислый газ, закаченный в корпус АД под давлением выше критического. Длина контура циркуляции теплоносителя составляет примерно 7-8 м, время оборота теплоносителя – 0,1 с, что обеспечивает большую приемистость двигателя. Конструкция корзины сделана из жаропрочного материала и имеет возможность «дышать» при быстром разогреве и охлаждении. Равно как и твэл-ШГПО, корзина АЗ позволяет производить быстрый нагрев АЗ до 10 0С на один слой твэлов по ходу теплоносителя. Скорость разогрева (расчётная) до 1 0С/с. Это позволяет делать быстрый запуск АД в работу. Сверхкритическое давление теплоносителя держит холодный корпус АД, поэтому толщина корпуса БТ и корзины ЯР минимальны, поскольку должны держать только напор теплоносителя, создаваемый осевым компрессором c полной степенью повышения давления до 38:1.

Температура и материалы [32]

В 1965-67 г. на реакторе ИР-20-100 были испытаны ТВС ИР-100 состоящих из 100 стержней с ядерным топливом (UC-ZrC-NbC и UC-ZrC-C для входных секций и UC-ZrC-NbC для выходной), выдерживающим нагрев водородного теплоносителя до 3000 0С.

(Источник: Главная (https://cosmos.mirtesen.ru/). Блог (https://cosmos.mirtesen.ru/blog)).

Применение конструкционных материалов, которые уже были испытаны в аналогичных разработках, проводившиеся в США с 1955 г. по программам ROVER и NERVA, а в СССР по проекту твердотельного ЯРД, включавший в себя только одну реализованную «в уране и в бериллии» модель экспериментального ЯРД РД-0410, а также, применение современных и новых молибден вольфрамовых композиций и керамик, позволило в АД увеличить температуру нагрева теплоносителя до 1400-1500 0С. При этом температура в сердцевине ядерного топлива (по расчету) не превысит 1900 0С в непрерывном режиме работы. Если компрессор позволит создать перед АЗ избыточное давление теплоносителя около 38 кг/см2, при охлажденном рабочем теле после сброса неиспользованного в термодинамическом цикле тепла в окружающую среду, то КПД может достичь, примерно, 55-58%. Для сброса неиспользованного тепла в окружающую среду через стенку корпуса АД используются динамические теплообменники, поз. 17 рис. 5. Они обладают повышенным тепловым сопротивлением тепловому потоку и обеспечивают плавный сброс тепла, так что стенка корпуса не нагревается выше 80 0С. Максимальная тепловая мощность АД определяется значением КПД и площадью теплоотдающей цилиндрической поверхности корпуса, поз. 18 рис. 5, контактирующей с водной окружающей средой. Нагрев воды в водоёме от работы АД не должен превышать 28 0С при максимальной температуре окружающего воздуха.

Длительность непрерывной работы АД определяется износом турбинной части и может достигать до 25000 часов. АД должен устанавливаться в проточной или стоячей воде, реки, водоёма (с пресной водой). Для солёной воды материал корпуса АД другой. АД имеет примерные габариты: диаметр до 2000 мм, длина до 7000 мм. Масса до 18 т. Масса ядерного топлива до 6 т. Более подробные данные видимо, не нужны для публикации.

В АД реализован принцип «Ядерной батарейки», т.е. все его компоненты имеют одинаковые сроки ресурса надёжной работы. Замена неисправной или отработавшей свой срок ЯБ не требует большого времени и квалификации монтажников. Все проблемы с заменой и оборотом (сдача отработанной и получение новой) ЯБ лежат на заводе-изготовителе. Процесс замены ЯБ происходит простым извлечением её из гнезда. Никаких соединений выполнять не требуется. Хранение ЯБ допускает до 50 лет на складе в состоянии поставки с завода-изготовителя. При эксплуатации ЯБ отсутствуют простои установки, проблемы перегрузки ядерного топлива, его хранения и транспортировки. А также отсутствует проблема иметь владельцу ЯБ квалифицированные кадры для управления установкой, поскольку обслуживающего персонала у ЯБ вообще нет, кроме одного человека ответственного за приёмку в эксплуатацию.

Электрогенерирующие установки с использованием АД, спроектированные по принципу Ядерной батарейки, это инновационная, новая платформа для развития малой энергетики и транспортных силовых установок. Эта платформа должна в себя включать сеть заводов для изготовления реакторной части и турбинной части АД, изготовления ядерного топлива и твэлов, сборку и отладку АД, хранение и оборот отработанных АД, монтаж – демонтаж и наладку АД у потребителя. Изготовление может быть крупносерийным или массовым, как ДВС.

Для оценки экономических характеристик АД при использовании в качестве привода электрогенератора имеется возможность сравнения с газо-жидкостным двигателем модели UGT 110000 (ГТЭ-110), см. рис. 6, Южного турбинного завода «Зоря», СССР (1969 г.). Мощности на валу приблизительно равны. Характеристики (UGT) ГТЭ приведены в таблице.

За весь ресурс работы АД100 может вырабатывать мощность на валу 100 МВт, т.е. будет выработано 100*25000= 2,5*106 МВт*час. Для выработки такого же количества энергии ГТЭ-110 потребуется часов (2,5*106) :110 = 22730 час, и расход газа 31100 м3/час * 22730 час = 706903000 м3. Если принять по 240 Евро за 1000 м3, то получим 240*706903 = 169 656 720 Евро стоимость газа.

Рис. 6. Двигатель модели UGT 110000 (ГТЭ-110) для привода электрогенератора, Южный турбинный завод «Зоря», СССР (1969 г.).

В заключение

Приятно осознать, что мои идеи, изложенные в статьях за 2018-19 годы на ПроАтом прочитаны, и конструкторский коллектив одного из старейших КБ отрасли приступил к разработке турбо-ядерного модуля, по сути моего атомного двигателя. Не радует меня только то, что они не пообщались со мной напрямую, хотя от них в комментариях от «гостя» было уже написано, что эта идея новая в отрасли, что если кто-то и возьмется делать эти вещи, то уж точно без меня. По факту их работы, сообщаю:

1. На самом деле в конструкциях не всё так, как показано на рисунках в открытой публикации. Многие моменты Вы не додумали, сожалею, зашли в тупик.

2. В расчетах нельзя предполагать стационарность. Все процессы не стационарны. В кодах можете получить совершенно противоположное решение. Уже было так, эксперимент всё расставит по местам.

3. Ваша служба секретности всё равно, что дуршлаг применить для хранения воды.

Успехов Вам и желаю достичь быстрее результата. Но китайцы, похоже, Вас опережают на 2-3 года, и первыми сделают реактивный движитель на колонке для подлодки и для ледокола.

Объявление

Продаются чертежи из техпроекта на ватмане отдельных технических решений для мощности 35 МВт (тепл.) и температуры на выходе из активной зоны до 950 0С (чертежи корзины активной зоны и шарового твэла с гидродинамически прозрачной оболочкой), и результаты расчетов к ним для турбо-ядерного модуля за 2017 год. Обращаться на адрес на Яндексе: chinocean@yandex.com

Спасибо всем, кто прочитал.

ЛИТЕРАТУРА:

1. [24/10/2018] PRoAtom - Российский турбо-ядерный модуль. Новая платформа для безопасных ядерных установок малых мощностей (АСММ). Авт. Виноградов А. А. и др.

http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8266

2. [19/02/2019] PRoAtom - В России не будет безопасного и приемист ого малого ядерного реактора. (ни для атомных станций малой мощности (АСММ), ни для движителей субмарин и судов) http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8441

3. [07/08/2018] PRoAtom - Российский турбо-ядерный реактивный движитель для подводного судна. Авт. Виноградов А. А. и др. http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8160 «Атомная стратегия», август 2018, №141, стр.8. Авт. Виноградов А. А. и др. http://www.proatom.ry/

4. «Двигатель внутреннего сгорания» • Большая российская энциклопедия - электронная версия (https://bigenc.ru/technology_and_technique/text/4341616)

5. «Двигатель внутреннего сгорания - история создания» - Техника _ std © 2016 istarik.ru

6. «История создания двигателей внутреннего сгорания» - Википедия; (https://ru.wikipedia.org/w/index.php)

7. «История роторного мотора Мазда». Автомудрость Мазда на 110km.ru Двигатель Ванкеля 1924. http://ctirling.ru/

8. ГОСТ Р 51852-2001 Установки газотурбинные. Термины и определения, 2003. (http://protect.gost.ru/document.aspx?control=7&id=130766)

9. «Газовая турбина: компонент газотурбинного двигателя, преобразующий потенциальную энергию нагретого рабочего тела под давлением в механическую работу», от 25.05. 2012 г.

(https://www.webcitation.org/68guvGxFy?url=http://protect.gost.ru/document.aspx?control=7)

10. «Газовая турбина»

https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Газовая_турбина&oldid=98912663

11. Костенков В.И., Яковлев Е.А., Кузьминский П.Д. — ученый, инженер, новатор // «Известия Акад. наук СССР. Отделение технич. наук». — 1952. — № 2.

12. Меркулов И. А. Газовая турбина / под ред. проф. А.В.Квасникова. — Москва: Государственное издательство технико-теоретической литературы, 1957. — С. 25 – 26.

13. Немного истории: Первая парогазовая турбина.

(http://energomarket.nemosoft.ru/2012/07/blog-post_04.html) Дата обращения 8 февраля 2019.

14. Создание и развитие парогазовых и газопаровых установок

(https://poisk-ru.ru/s14356t6.html) . poisk-ru.ru. Дата обращения 8 февраля 2019.

15. «Двигатель внешнего сгорания», Г.В.Смирнов. Новое в жизни, науке, технике: Серия: Промышленность, 1967, М. — Знание.

(https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Двигатель_внешнего_сгорания&oldid=98641324)

16. Stirling — история сотворения мотора Стирлинга, 22.07.2015.

Британский патент № 4081. http://ctirling.ru/

17. «Атомный газотурбинный двигатель», патент RU 2336429, авт Болотин Н.Б.

18. «Верхом на реакторе»: Атомный самолет. Технологии, авт. А. Грек, 2009, Статья опубликована в журнале «Популярная механика» (№5, Май 2003).

19. Перспективы развития высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов.Технологии, 22.03.2017 4673. (http://www.atomic-energy.ru/technology/73919)

20. План на 100 лет. «Стратегия 2018», В. Асмолов, Е. Адамов. Газета «Страна РОСАТОМ» № 4 (372) февраль 2019. http://www.strana-rosatom.ru/

21. [25/12/2018] PRoAtom - Стратегия-2018 - смесь шарлатанства и конъюнктурного сговора. Ч.1, Ч.2 и Ч.3. http://www.proatom.ru/modules.php

22. [12/05/2009] PRoAtom - Система АЭС малой мощности как фактор национальной безопасности России. Т.Д.Щепетина, к.т.н., нач. лаб. ИЯР РНЦ «Курчатовский институт».

23. [22/03/2018] PRoAtom - «Отмирающая, дорогая и опасная технология прошлого века» Андрей Ожаровский: почему реакторы типа БН-800 Белоярской АЭС не нужны никому, кроме России. http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=4045

24. [28/09/2012] PRoAtom - ВВЭР-ТОИ – Тупик, Обманка, Имитация. Б.И.Нигматулин, первый замдиректора ИПЕМ.

25. Сенат принял двухпартийное законодательство по ядерной энергии - пресс-релизы-комитет Сената США. https://www.epw.senate.gov/public/index.cfm/2018/12/senate-passes-bipartisan-nuclear-energy-legislation

26. Комитет Сената США. ЗАКОН ОБ ИННОВАЦИЯХ И МОДЕРНИЗАЦИИ В ОБЛАСТИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ (НЕЙМА).

27. NUCLEAR ENERGY INNOVATION AND MODERNIZATION ACT (NEIMA), US, Jan.

14, 2019. Президент Трамп подписал закон о двухпартийном ядерном энергетическом законодательстве.

28. World Nuclear News /WNN/. Закон США о ядерных инновациях становится законом. 17 января 2019. http://www.world-nuclear.org/information-library/country-profiles/countries-t-z/usa-nuclear-power.aspx

29. Газета «Страна РОСАТОМ» № 4 (372) февраль 2019, «Прорыв» по-американски. Автор Кобяков Константин.

30. Газовая турбина // Большая советская энциклопедия : [в 30 т.] / гл. ред. А. М. Прохоров. — 3-е изд. — М. : Советская энциклопедия, 1969—1978.

https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Газовая_турбина&oldid=98912663

31. Испытания РД-0410 и по программе NERVA: «Киви» и «Фобус». (https://cosmos.mirtesen.ru/) Блог (https://cosmos.mirtesen.ru/blog); Источ. Алексей Анпилов (alex-anpilogov, http://alex-anpilogov.livejournal.com/2015/04/11/) и (http://universe-tss.su/). Дополнение от PL ( http://universe-tss.su/user/pl/).

32. Температуры и материалы ядерного топлива. (https://cosmos.mirtesen.ru/). Блог (https://cosmos.mirtesen.ru/blog)).

33. Газотурбинные двигатели для энергетики. Заря- Машпроект, 1969. авт. Сташок.

Источник: http://proatom.ru/modules.php?...