| Заголовок статьи | «Быстрый газоохлаждаемый реактор для космической ЯЭДУ мегаваттного класса» |
| Авторы | Ю.Г. Драгунов |
| Аннотация | Современные задачи освоения и использования космического пространства требуют оснащения космических систем более мощными энергоисточниками, чем используемые ныне солнечные батареи. С этой целью в настоящее время в Российской Федерации реализуется проект создания транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса. Основным элементом ТЭМ является ядерный реактор, предназначенный для выработки тепловой энергии, которая затем преобразовывается в электрическую и используется в различных системах потребления космического объекта. Для проекта ТЭМ на основе прошлого опыта и проведенных предварительных исследований был сделан выбор в пользу высокотемпературного газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах. Принципиальные особенности реактора состоят в использовании в активной зоне тугоплавких материалов, минимальных весогабаритных характеристик реактора, работе без перегрузки топлива в течение кампании, обеспечении ядерной и радиационной безопасности РУ на всех этапах ее существования, включая стартовые режимы запуска. В статье приводятся основные результаты выполненных работ. |
| Ключевые слова | энергетика для космоса, ядерный реактор, ядерная энергодвигательная установка, энергетические параметры реактора, безопасность реактора |
| УДК | 621.039.576/578 |
| Выпуск | «Проблемы машиностроения и автоматизации» №2 за 2015 год |
Сведения об авторах
Драгунов Юрий Григорьевич — чл.-корр. РАН, д-р техн. наук, профессор, директор-генеральный конструктор АО «НИКИЭТ», заведующий кафедрой МГТУ им. Н.Э. Баумана
+7 (499) 263-73-13, М. Красносельская ул., 2/8, Москва, 107140, Россия
| Article title | «Fast-neutron gas-cooled reactor for the megawatt-class space bimodal nuclear thermal system» |
| Authors | Yu.G. Dragunov |
| Abstract | Current tasks for exploration and use of outer space require space systems to be equipped with power sources of a higher capacity than the existing solar batteries. To this end, a project which is currently implemented in the Russian Federation is aimed at building a transport and energy module (TEM) based on a megawatt-class bimodal nuclear thermal system (BNTS). The key component of the TEM is a nuclear reactor designed to produce thermal power which is further converted into electric power and is used in different consumption systems of a space object. A high-temperature gas-cooled fast-neutron reactor was chosen for the TEM project based on the previous experience and preliminary studies. The principal features of the reactor comprise the use of refractory materials in the reactor core, smallest possible weight and dimensions of the reactor, operating without refueling during its operating life, ensuring nuclear and radiation safety of the reactor system throughout the lifecycle, including the startup stages. The paper presents the main results of the work performed. |
| Keywords | space power, nuclear reactor, bimodal nuclear thermal system, reactor power parameters, reactor safety |
| UDC | 621.039.576/578 |
| Issue | «ENGINEERING AND AUTOMATION PROBLEMS» №2, 2015 |
Information about authors
Dragunov Yuriy Grigor’evich — DSc, Professor, Corresponding Member of RAS, Director-General Designer, JSC “NIKIET”, Head of Department Bauman MSTU
+7 (499) 263-73-13, 2/8, Malaya Krasnosel’skaya str., Moscow, 107140, Russia