Ядрени съоръжения (наричани по-долу oaie) е комплексно обозначение на ядрената промишленост и енергийните съоръжения, които се експлоатират, изграждат, използват за научни, технически, изследователски, медицински и други цели. Основните характеристики на атомната електроцентрала са безопасността както при условия на правилна експлоатация, така и при нарушения на режима на работа, техническо състояниеи остатъчен ресурс, определен на базата на комплексни проучвания и изследвания.
Определение на NF
Какво е oiae - определението и подробното описание на тези обекти е изброено в чл. 3 FZ-170 „Относно използването на атомната енергия“. Съгласно федералния закон ядрените съоръжения са:
- ядрени инсталации;
- източници на радиация;
- съоръжения за съхранение на ядрени материали и радиоактивни вещества, съоръжения за съхранение, съоръжения за съхранение на радиоактивни отпадъци;
- горивна каска на ядрен реактор;
- облъчени горивни касети на ядрен реактор;
- ядрени материали - материали, съдържащи или способни да възпроизвеждат делящи се (делящи се) ядрени вещества;
- радиоактивни вещества - вещества, които не принадлежат към ядрени материали и излъчват йонизиращи лъчения;
- радиоактивен отпадък;
- ядрено гориво;
- отработено ядрено гориво, облъчено в активната зона на реактора и окончателно отстранено от него.
При определяне на инсталация, сграда, възел като обект на използване на атомна енергия трябва да се ръководи от „Правилника за класифициране на обекти, използващи атомна енергия в отделни категории и определяне на състава и границите на тези обекти“, утвърден с Указ от Правителството на Руската федерация от 30 декември 2012 г. № 1494. По-специално, ядрените инсталации се признават от OEEA въз основа на информация в паспорта на съоръжението, хранилища за радиоактивни вещества и ядрени материали - въз основа на информация в експлоатационната и технологичната документация.
радиоактивен отпадък, съгласно „Правилника“, се отнасят до OEEA, при условие че отговарят на критериите, определени с Постановление на правителството на Руската федерация от 19 октомври 2012 г. № 1069 „За критериите за класифициране на твърди, течни и газообразни отпадъци като радиоактивни отпадъци, критериите за класифициране на радиоактивните отпадъци като специални радиоактивни отпадъци и към радиоактивни отпадъци за еднократна употреба и критерии за класификация на радиоактивните отпадъци за еднократна употреба”.
Списък на ядрените съоръжения, подлежащи на постоянен държавен надзор
Някои ядрени съоръжения, чийто списък е одобрен от правителството на Руската федерация, а именно ядрени инсталации, съоръжения за съхранение на радиоактивни отпадъци, източници на радиация, съоръжения за съхранение на ядрени материали, поради тяхното стратегическо, научно, техническо, промишлено значение и с цел осигуряване на безопасност, подлежат на постоянен държавен надзор. Пълен списък на такива съоръжения включва "Списък на ядрените съоръжения, подлежащи на постоянен държавен надзор", одобрен със заповед на правителството на Руската федерация от 23 април 2012 г. № 610-r.
На постоянен държавен надзор подлежат ядрени инсталации, радиационни източници, хранилища за ядрени материали:
- клонове на Концерн Росенергоатом АД;
- клонове на RosRAO;
- Курчатов институт;
- Институт по физика и енергетика на името на A.I. Лейпунски;
- МИФИ;
- ФГУП "Маяк"
- Съвместен институт за ядрени изследвания в Дубна;
- и редица други промишлени предприятия, изследователски центрове и клонове на държавни корпорации.
Регистър на ядрените съоръжения
С цел подобряване на безопасността в резюмето са включени опасни промишлени и производствени съоръжения от ядрената индустрия Държавен регистърядрени съоръжения, попълнени с участието на Ростехнадзор и неговите регионални отдели (инспекторати) в районите на съставните образувания на Руската федерация.
Обхватът на дейността на Службата за регулиране на безопасността на съоръжения с ядрено гориво, атомни електроцентрали на кораби и радиационно опасни съоръжения включва:
изпълнение държавно регулиранеядрена и радиационна безопасност по отношение на съоръжения и дейности в областта на използването на атомната енергия:
1. Ядрени съоръжения
1.1. Ядрени инсталации:
1.1.1. конструкции и комплекси с промишлени ядрени реактори;
1.1.2. конструкции, комплекси, инсталации с ядрени материали, предназначени за производство, преработка, транспортиране на ядрено гориво и ядрени материали (включително добив на уранови руди, хидрометалургична обработка, рафиниране, сублимационно производство, металургично производство, отделяне на уранови изотопи, радиохимична обработка на ядрени гориво), както и за боравене с получените радиоактивни отпадъци.
1.1.3. атомни електроцентрали на кораби, включително плаващи енергийни агрегати;
1.1.4. кораби за ядрени технологии;
1.1.5. стендове-прототипи на атомни електроцентрали на кораби;
1.1.6. пространство и самолетис ядрени източници на енергия;
1.2. източници на радиация:
1.2.1. конструкции, комплекси и инсталации, съдържащи радиоактивни вещества и (или) радиоактивни отпадъци, разположени на територията на ядрена инсталация и непредвидени в проекта на ядрена инсталация;
1.2.2. източници на радиация, радиоактивни вещества и радиоактивни отпадъци, които не се намират на територията на ядрената инсталация;
1.3. съоръжения за съхранение на ядрени материали, радиоактивни вещества или радиоактивни отпадъци (с изключение на съоръжения за съхранение, разположени на или свързани с площадки на атомни електроцентрали):
1.3.1. стационарни съоръжения и конструкции, предназначени за съхранение на ядрени материали, радиоактивни вещества и радиоактивни отпадъци, включително съоръжения и конструкции, разположени на територията на ядрена инсталация и непредвидени в проекта на ядрена инсталация;
1.3.2. стационарни съоръжения и конструкции, предназначени за погребване на радиоактивни отпадъци.
2. Видове дейности в областта на използването на атомната енергия
2.1. проектиране, изграждане, разполагане, изграждане, експлоатация, извеждане от експлоатация на ядрени съоръжения, посочени в параграфи 1.1, 1.2 и 1.3 от настоящото допълнение;
2.2. боравене с ядрени материали и радиоактивни вещества, включително при проучването и добива на уранови руди, при производството, използването, преработката, транспортирането с всички видове транспорт и съхранение на ядрени материали и радиоактивни вещества;
2.3. боравене с радиоактивни отпадъци при тяхното съхранение, преработка, транспортиране и погребване;
2.4. използването на ядрени материали и (или) радиоактивни вещества в хода на научноизследователска и развойна дейност;
2.5 проектиране и изграждане на ядрени инсталации, източници на лъчение, съоръжения за съхранение на ядрени материали и радиоактивни вещества, съоръжения за съхранение на радиоактивни отпадъци (за ядрени съоръжения, чието регулиране на безопасността е от компетентността на ведомството по ал. 1 и 2);
2.6. проектиране и производство на оборудване за ядрени инсталации, радиационни източници, съоръжения за съхранение на ядрени материали и радиоактивни вещества, съоръжения за съхранение на радиоактивни отпадъци;
Организиране и осъществяване на държавен надзор върху отчитането и контрола на ядрени материали, радиоактивни вещества и радиоактивни отпадъци и осигуряване на гаранции за тяхното разрешено разпространение и контролирано използване.
Сега светът е свидетел на нарастване на развитието на ядрената енергетика. Ако говорим за мащаба на националните проекти, лидерите са Индия и Китай. През следващите няколко години ще видим повече от 10 енергоблока да се изграждат едновременно във всяка от тези страни. Съвременната световна ядрена енергетика има 442 работещи блока.
Ядрената енергия допринася значително за индустриалната икономика. развити странис недостатъчно количество природни енергийни ресурси. Тези страни включват Франция, Швеция, Белгия, Финландия, Швейцария. В тези страни енергията, произведена от атомни електроцентрали, представлява между една четвърт и половината от общата произведена енергия. А енергията, произведена в атомните електроцентрали в Съединените щати, е 20% от цялата ядрена енергия, произведена на Земята.
Страните, които се впуснаха в развитието на ядрената енергетика - Франция, Япония и редица други (фиг. 1), промениха коренно енергийния баланс на своите икономики през последните 25 години и постигнаха изключителен успех в преобразуването на въглеводородната енергия, значително се увеличи ролята на ядрената енергетика, решен важно екологични проблеми.
В същото време не бива да се забравя, че ядрената енергия не търпи пренебрегване. Ядрените материали трябва да се транспортират, съхраняват, обработват, което създава допълнителен риск от радиоактивно замърсяване на околната среда, увреждане на хора, животни и флора. Грешките на няколко души могат да доведат до необратими последици и промени в живота на огромни общности или дори държави.
Ориз. един.
Атомните електроцентрали и други обекти на икономиката, при аварии и унищожаване на които могат да възникнат масови радиационни поражения на хора, животни и растения, се наричат радиационно опасни обекти (ROO).Тези обекти включват:
- 1) предприятия с ядрено-горивен цикъл (предприятия за ЯГЦ);
- 2) атомни електроцентрали (АЕЦ): атомни електроцентрали (АЕЦ), ядрени комбинирани топлоелектрически централи (АЕЦ), атомни топлоснабдителни централи (АЕЦ);
- 3) обекти с атомни електроцентрали (обекти с атомни електроцентрали): кораб, космос;
- 4) изследователски ядрени реактори;
- 5) ядрени боеприпаси (ЯМ) и съоръженията за тяхното съхранение;
- 6) инсталации за технологични, медицински цели и източници на топлинна и електрическа енергия, в които се използват радионуклиди.
Изпускането на радиоактивни вещества извън ядрения енергиен реактор, в резултат на което може да се създаде повишена радиационна опасност, която представлява заплаха за живота и здравето на хората, се нарича радиационна авария.
При прогнозиране на радиационната обстановка, мащабът на аварията, видът на реактора, естеството на неговото разрушаване и естеството на отделянето на радиоактивни вещества (РВ) от активната зона, както и метеорологичните условия в момента на изпускането радиоактивни вещества, се вземат предвид.
В зависимост от границите на разпространение на радиоактивни вещества и радиационните последици се разграничават три вида радиационни аварии (табл. 2).
Таблица 2. Класификация на радиационните аварии
От гледна точка на медицинските последици, контингента на облъчените лица и вида на радиационното въздействие върху човешкото тяло, радиационните аварии се разделят на пет основни групи: малки, средни, големи, големи и катастрофални. радиация ядрената енергиязлополука
Да се малки радиационни авариивключва инциденти, които не са свързани със сериозни медицински последици и се характеризират само с икономически загуби. В този случай е възможно излагане на лица от различни категории. Дозите на радиационно облъчване не трябва да надвишават санитарните норми, установени от NRB-96.
За големи авариисе използват допълнителни подразделения по критерия за разпространение, свързани с радиоактивно замърсяване: персонал и работни места; производствени помещения; сграда; територии; санитарно-охранителна зона.
Четвърта група радиационни аварии (големи аварии)комбинира инциденти, при които не е възможно чисто външно, комбинирано външно и вътрешно излагане Голям бройлица.
към пета група (катастрофални аварии)включват радиационни аварии, при които има съвместно външно и вътрешно облъчване на големи контингенти от населението, живеещо в един или повече региони.
Има доста опасности от ядрените реактори, сред които могат да бъдат идентифицирани основните.
- 1. Възможността за авария с ускорението на реактора. В този случай, поради най-силното отделяне на топлина, активната зона на реактора може да се стопи и радиоактивни вещества могат да попаднат в заобикаляща среда. Ако в реактора има вода, тогава в случай на такава авария тя ще се разложи на водород и кислород, което ще доведе до експлозия на експлозивен газ в реактора и доста сериозно разрушаване не само на реактора, но и на цял енергоблок с радиоактивно замърсяване на района. Аварии с избягал реактор могат да бъдат предотвратени чрез прилагане на специални технологии за проектиране на реактори, системи за защита и обучение на персонала.
- 2. Радиоактивни изпускания в околната среда.Техният брой и естество зависят от конструкцията на реактора и качеството на неговото сглобяване и експлоатация. За РБМК те са най-големите, за реактор със сферичен пълнеж са най-малките. Пречиствателните станции за отпадъчни води могат да ги намалят. Например в атомна електроцентрала, работеща в нормален режим, тези емисии са по-малки, отколкото при въглищна централа, тъй като въглищата също съдържат радиоактивни вещества и когато се изгарят, те се изпускат в атмосферата.
- 3. Необходимостта от изхвърляне на отработен реактор. Към днешна дата този проблем не е решен, въпреки че има много разработки в тази област.
- 4. Радиационно облъчване на персонала.Може да бъде предотвратено или намалено чрез прилагане на подходящи мерки за радиационна безопасност по време на експлоатацията на ядрена електроцентрала.
Те извършват добив на уранова руда, нейното обогатяване и производство горивни клеткиза ядрени енергийни реактори (NaER), преработка на радиоактивни отпадъци. Съхранението им и окончателното им поставяне.
NFC са разделени на 3 групи:
1. Предприятия от урановата промишленост.
2. Радиохимични заводи.
3. Гробища на радиоактивни растения.
Предприятията от урановата промишленост включват съоръжения, които извършват:
Добив на уранова руда (открит рудник или от мини);
Преработка на уранова руда, включително предприятия за пречистване на уранова руда на специални дробилки на няколко етапа
и обогатяване чрез газообразна дифузия.
Процесът на приготвяне на ядрено гориво включва производството на прахообразен уранов диоксид, таблетирането му чрез прахова металургия, производството на горивни елементи (ГВЕ) и горивни касети (ГС), които впоследствие се използват в ядрени реактори.
Горивото, изразходвано в ядрени реактори, може да бъде изхвърлено, но може да бъде преработено за извличане на необходимите компоненти и частично използвано повторно (допълнително).
Преработката на отработено гориво се извършва в предприятия за преработка (радиохимични заводи), където горивните елементи се режат, горивото се разтваря, уран, плутоний, цезий, стронций и други изотопи се разделят химически и се произвеждат различни делящи се материали (ядрено гориво в боеприпаси , източници на йонизиращи лъчения, индикатори и др.).
Радиоактивните отпадъци от радиохимични заводи се изпращат за погребение, което се извършва в бетонови контейнери в естествени или изкуствени кухини.
Най-характерните аварии в предприятията с ядрено-горивен цикъл са:
Запалване на горими компоненти и радиоактивни материали
риболов;
Превишаване на критичната маса на делящите се вещества;
Появата на течове и разкъсвания в резервоари за съхранение;
Типични аварии с готови продукти.
Атомна електроцентрала (AS)Това е електроцентрала, в която ядрената (атомната) енергия се преобразува в електрическа и топлинна енергия. В АЕЦ топлината, отделена в ядрен реактор, се използва за производство на пара, която върти турбогенератор (NPP) и частично за загряване на охлаждащата течност (ACT, ACHP).
АС включва: ядрени енергийни реактори, парни турбини, тръбопроводни системи, кондензатори.
АЕЦ включват: ядрени енергийни реактори, парни турбини, тръбопроводни системи, кондензатори, енергийни и топлинни системи.
В зависимост от използваното гориво, вид ядрена реакцияи метода за отвеждане на топлината в света са разработени 7 основни типа ядрени енергийни реактори. В Русия се използват 4 вида реактори:
Реактори от кипящ тип (ВВЕР-440) на топлинни неутрони
с двуконтурно охлаждане на реактора и отвеждане на топлината с вода;
Водни реактори под налягане (ВВЕР-1000);
Реактори за бързи неутрони, охладени с течен натрий или магнезий (BN);
Графитни кипящи реактори RBMK.
От гледна точка на безопасността се предпочитат леководните реактори от типа VVER-440 и VVER-1000.
Основните причини за аварии при ядренистанции са:
Нарушения на технологичната дисциплина от експлоатационния персонал на АЕЦ и недостатъци в нейните професионално обучение;
Ниското ниво на внимание и взискателност от страна на отговорните министерства и ведомства, организации и институции
за осигуряване безопасността на АЕЦ на етапите на проектиране, изграждане и експлоатация.
Обекти с атомни електроцентрали (АЕЦ).Корабните съоръжения с атомни електроцентрали са оборудвани с реактори на лека вода и течни метали. Основните им разлики от реакторите на АЕЦ са:
Използване на високообогатен уран като гориво;
Сравнително малък размер;
Висока степен на защита (40-60 kgf / cm 2 - за подводници - и 10-20 kgf / cm 2 - за надводни кораби).
Специфичните причини за аварии в корабни атомни електроцентрали са: разхерметизиране на 1-ви кръг на реактора и навлизане на извънбордова вода под биологична защита.
Военните атомни електроцентрали (VAES) включват рециркулация на охлаждащата течност. Характеристиките на VAES са:
Използване като топлоносител химически и запалимо вещество нитрин;
Липса на външна защитна обвивка.
VAES съществуват в три вида изпълнение: плаващо, на железницата. платформи и блок транспорт с общо тегло до 100 тона.
Причините за аварии във VNPP са:
Разхерметизиране на 1-ви кръг на реактора;
Механични повреди.
Отличителна чертакосмически атомни електроцентрали е тяхна малък размер, което се постига чрез използване на високо пречистено гориво с високо съдържание на стронций-90 и плутоний-238 като ядрено гориво. Специфични причини за аварии в космически АЕЦ: неразрешено достигане на надпроектна мощност в резултат на удар или падане и аварийни ситуации на борда.
ядрени боеприпаси(YBP)и взривни устройства към тях Мирно времесъхранявани в складове готови за вземане и бойно използване. Някои от тях са на бойно дежурство. Най-характерните аварийни ситуации с ядрени бойни глави включват: сблъсък и преобръщане на превозни средства с ядрени бойни глави; пожари в монтажни помещения, складови помещения, комплекси и въздействието на мълниеносни разряди.
Нека разгледаме класификацията на радиоактивното замърсяване при аварии в РОО.
радиоактивно замърсяванесе разделят на:
1.
Източници на замърсяване
а) производство
В процеса на производствени дейности;
При извеждане от експлоатация на отработени атомни електроцентрали;
б). спешен случай
Засягащ персонал
Влияние на населението;
в) Ядрени оръжия
2.
Според мащаба на замърсяването
а) местен
в) масивна
3.
Според агрегатното състояние
а) твърдо
в) газообразен
4.
Според характеристиките на замърсяването
а) първичен
б) вторични
в) множество
5 . от начини на замърсяване
а) аерозол
б) контакт
6 . По вид замърсяване
а) дълбоко
Първо широко приложениеатомни батерии бяха открити в космоса, тъй като именно там бяха необходими източници на енергия, които могат да произвеждат топлина и електричество за дълго време, при условия на рязък и много силен спад на температурата, със значителни променливи натоварвания и тъй като при безпилотни полети, радио емисиите от източник на енергия не носят големи заплахи (в космоса и без него има достатъчно радиация). Химическите енергийни източници не са се оправдали. И така, когато на 4 октомври 1957 г. първият изкуствен спътник на Земята беше изведен в орбита в СССР, неговите химически батерии можеха да осигурят енергия за 23 дни. След това силата им беше изчерпана. Силиконовите слънчеви клетки са ефективни само когато летят близо до Слънцето, за полети до далечни планети слънчева системане пасват.
Има два вида методи за преобразуване на енергия в космически кораби: директно и машинно. Видовете преобразуватели на топлинна в електрическа енергия са разделени на статични (т.е. без движещи се части) и динамични (т.е. с движещи се, въртящи се или движещи се части). Проблемът с избора на типа преобразуване на енергия все още е актуален за разработчиците на различни преобразуватели и космически ядрени електроцентрали (SNPP), базирани на тях.
Така, в рамките на добре познатата инициатива на НАСА за космически атомни електроцентрали за изпълнение на програмата Прометей за проекта Джимо (орбитална експедиция до ледените луни на Юпитер), динамичен преобразувател (газотурбинна централа, базирана на е избран цикълът на Брайтън). Ресурсът на KYPP е 10 години с изходна електрическа мощност 250 kW(el).
От началото на 60-те години на миналия век работата по директното преобразуване на топлинна енергия в електрическа енергия на базата на термоелектрически и термоелектронни преобразуватели получи доста широк обхват в СССР, САЩ и редица други страни. Такива методи за преобразуване на енергия фундаментално опростяват схемата на инсталациите, изключват междинните етапи на преобразуване на енергия и правят възможно създаването на компактни и леки електроцентрали.
СССР използва атомни батерии в спътници от типа Космос. През септември 1965 г. като част от космическите кораби Космос-84 и Космос-90 бяха изстреляни радиоизотопни термоелектрически генератори (RTG) Орион-1 с електрическа мощност 20 W. Теглото на RTG е 14,8 кг, прогнозният ресурс е 4 месеца. Ампулите RITEG, съдържащи полоний-210, са проектирани в съответствие с принципа на гарантирано запазване на целостта и херметичността при всички аварии. Този принцип се изплати при инциденти с ракети-носители през 1969 г., когато въпреки пълното унищожаване на обектите горивният блок, съдържащ 25 000 кюри полоний-210, остава херметичен.
Изследователски апарат "Луноход-1", спуснат на повърхността на Луната съветски съюзпрез ноември 1970 г. е снабден с радиоактивни изотопи (полоний-210) за контролиране на температурата. Луноход-1 функционираше 322 дни. За 11 лунни дни той изминава 10,5 км, изследвайки района на Морето от дъждове, извършва подробно топографско проучване на 80 000 кв.м. лунна повърхност. През това време бяха проведени 171 комуникационни сесии, с помощта на радиотелевизионните системи Луноход-1, повече от 200 хиляди изображения на лунната повърхност бяха предадени на Земята. Радиоизотопният термоелектричен генератор работи успешно и на апарата Луноход-2.
Енергийните източници, оборудвани с дългоживеещи изотопи, са особено необходими за космическите сонди при „дълги пътувания“ до далечни планети. Ето защо американските сонди "Викинг", които бяха кацнали на Марс през юли и септември 1976 г., за да търсят там интелигентен живот, имаше на борда си два радиоизотопни генератора за осигуряване на енергия за спускащото се превозно средство. Космическите станции близо до Земята, като Салют (СССР) и Скайлаб (САЩ), се захранват от слънчеви панели, захранвани от слънчева енергия. Но сондите за Юпитер не могат да бъдат оборудвани със слънчеви панели. Слънчевата радиация, която сондата получава близо до далечен Юпитер, е напълно недостатъчна, за да осигури на устройството енергия. Освен това по време на космическия полет Земя - Юпитер е необходимо да се преодолеят огромни междупланетни разстояния с продължителност на полета от 600 до 700 дни. За такива космически експедиции основата на успеха е надеждността на електроцентралите. Ето защо американските сонди на планетата Юпитер - Pioneer 10, които стартираха през февруари 1972 г., а през декември 1973 г. достигнаха най-близкия си подход до Юпитер, както и неговият наследник Pioneer 2 - бяха оборудвани с четири мощни батерии с плутоний-238, поставени в краищата на скоби с дължина 27 м. През 1987 г. Pioneer 10 прелетя покрай най-отдалечената от Земята планета - Плутон, а след това това космическо тяло, произведено на Земята, напусна нашата слънчева система.
Таблица 1 Основни характеристики на SNPP, които са получили реален опит за използване като част от космически кораб в САЩ и СССР / Русия
1 - реактор; 2 – тръбопровод на течнометален кръг; 3 - радиационна защита; 4 - компенсационен резервоар ZhMK; 5 – радиатор-радиатор; 6 - TEG; 7 - структура на силовата рамка.
Може да се каже, че използването на радиоизотопни източници на топлина вместо химични позволи да се увеличи продължителността на спътниците в орбита с десетки и дори стотици пъти. Въпреки това, когато се използват спътници с висока консумация на енергия, мощността на радиоизотопните генератори е недостатъчна. При консумация на мощност над 500 W е по-изгодно да се използва реакция на ядрено делене, т.е. малки атомни електроцентрали.
1 - блок на системата за подаване на цезиева пара и задвижвания на регулаторни органи; 2 - TRP; 3 - тръбопровод ZhMK; 4 - RZ; 5 - компенсационен резервоар ZhMK; 6 - CI; 7 - структура на рамката.
Атомни електроцентрали С ТЕРМОЕЛЕКТРИЧЕСКИ ГЕНЕРАТОРИ
космическа надпревара, особено в военна сфера, изискваше захранване на спътници, десетки пъти по-високо от това, което може да бъде осигурено от слънчеви батерии или изотопни източници на енергия. Всъщност на базата на радиоактивен изотоп е трудно да се изгради директен преобразувател на топлина в електричество (използвайки термоелементи) с висока мощност. В това отношение използването на ядрена верижна реакция е много по-обещаващо. През 2000 г. в космоса имаше 55 ядрени реактора. Използването на ядрено-термална енергия може да бъде разделено на машинно и немашинно. Необходимата мощност се осигурява от компактни атомни електроцентрали (АЕЦ), които поради ограничения размер на спътниците трябва да работят без габаритни парогенератори или турбини. Директното преобразуване на ядрената топлинна енергия в електрическа енергия има решаващи предимства пред машината за автономни реакторни електроцентрали с относително малка мощност (от 3 kW до 3-5 MW) и висок ресурсен капацитет (от 3 години непрекъсната работа до 10 години в бъдеще).
Атомна електроцентрала (АЕЦ) е предназначена за захранване на оборудване на космически кораби, използвайки принципа на директно преобразуване на топлинната енергия на ядрен реактор в електричество в полупроводников термоелектричен генератор. Изхвърлянето на атомни електроцентрали след края на експлоатацията се извършва чрез прехвърляне на орбита, където животът на реактора е достатъчен за разпадането на продуктите на делене до безопасно ниво (най-малко 300 години). В случай на аварии с космически кораб, атомната електроцентрала включва високоефективна допълнителна системарадиационна безопасност с помощта на аеродинамична дисперсия на реактора до безопасно ниво.
Използването на термоелектрически и термионични преобразуватели на енергия в комбинация с ядрени реактори направи възможно създаването на фундаментално нов типинсталации, в които източник на топлинна енергия - ядрен реактор и преобразувател на топлинна енергия в електрическа енергия са обединени в един блок - реактор-преобразувател.
Типичната ядрена електроцентрала съдържа: реактор на бързи неутрони със страничен берилиев отражател, включващ 6 цилиндрични управляващи пръта, охладителен емитер; 2 кръга на охлаждащата течност (натриево-калиева евтектична), електромагнитна помпа, термоелектрически генератор и задвижвания на управляващия прът; радиационна защита от сянка на литиев хидрид, която осигурява отслабване на йонизиращото лъчение от реактора до нивото, приемливо за инструментите и оборудването на космическия кораб; - емитер за отвеждане на топлина в пространството от втория кръг на охлаждащата течност; приставка с възли на системата за изхвърляне на комплекта горивни елементи на реактора от реакторния съд под налягане. Електрическа мощност - 3 kW, топлинна мощност - 100 kW, маса на атомната електроцентрала - 930 kg, уранов товар 235 - 30 kg.
През 50-те години на миналия век в СССР започва работа по създаването на реакторна термоелектрическа централа BUK с малък по размери реактор за бързи неутрони и термоелектричен генератор на базата на полупроводникови елементи, разположени извън реактора. Повече от 30 BUK инсталации са били експлоатирани на космически кораби от серия Kosmos в продължение на няколко години.
През 1964 г. в Института по ядрена енергетика. I.V.Kurchatov пусна първия реактор за директно преобразуване на топлината в електричество "Ромашка". Основата е високотемпературен реактор с бързи неутрони, чиято активна зона се състои от уранов дикарбид и графит. Активната зона (цилиндърът) на реактора е заобиколена от берилиев рефлектор. Температурата в центъра на активната зона е 1770°C, на външната повърхност на реактора - 1000°C. На външната повърхност на рефлектора има термоелектричен преобразувател, състоящ се от голям брой силициево-германиеви полупроводникови пластини, чиито вътрешни страни се нагряват от топлината, генерирана от реактора, а външните се охлаждат. Неизползваната топлина от преобразувателя се излъчва в околното пространство от оребрен охладител-радиатор. Топлинната мощност на реактора е 40 kW. Отнетата електрическа мощност от термоелектрическия преобразувател е 500 вата.
Високотемпературният ядрен реактор-конвертор ви позволява директно да получавате електричество без участието на движещи се работни органи и механизми. В Romashka идеите за реактора за директно преобразуване са въплътени най-пълно: там нищо не се движи. За разлика от американския реактор SNAP-10A, няма охлаждаща течност и помпи. Американците бяха принудени да изоставят своята версия на реактора поради крехките си позиции в областта на науката за материалите при високи температури.
Реактор-преобразувател "Ромашка" работи успешно 15 000 часа (вместо очакваните 1000 часа), като генерира 6100 kWh електроенергия. Завършеният комплекс от работи с инсталацията "Ромашка" показа своята абсолютна надеждност и
сигурност.
Ефективността на такива генератори може да се увеличи чрез използване на плоски модулни термоелектронни елементи вместо термоелектричен преобразувател на енергия, разположен на границата на ядрото и радиалния рефлектор.
На базата на завод "Ромашка" е създадена пилотна инсталация "Гама" - прототип на автономна транспортируема атомна електроцентрала "Елена" с електрическа мощност до 500 kW, предназначена за захранване на отдалечени райони.
Първата у нас космическа ядрена електроцентрала (КАЕС) "БЕС-5" с хомогенен реактор за бързи неутрони и термоелектричен генератор (ТЕГ) е разработена за захранване на оборудването на космически кораб за радиолокационно разузнаване в стартовата фаза и през цялото време от активното съществуване на спътника в кръгова орбита с височина около 260 км. Генерираща изходна мощност "БЕС-5" 2800 W, с ресурс 1080 часа. На 3 октомври 1970 г. в състава на космическия кораб за радиолокационно разузнаване („Космос-367“) е изстреляна атомната електроцентрала „БЕС-5“. След 9 изстрелвания на атомната електроцентрала "БЕС-5" през 1975 г. тя е приета на въоръжение от Съветския флот. Общо към момента на извеждането от експлоатация на атомната електроцентрала BES-5 (1989 г.) в космоса са изстреляни 31 инсталации.
По време на експлоатацията на инсталацията беше извършена работа за усъвършенстване и модернизиране на BES, свързано с повишаване на радиационната безопасност, увеличаване на електрическата мощност в края на ресурса до 3 kW и увеличаване на ресурса до 6 -12 месеца. Първото изстрелване на модернизираната версия на атомната електроцентрала е извършено на 14 март 1988 г. като част от космическия кораб Космос-1932.
Таблица 2 Радионуклидни термоелектрически генератори (RTG) и нагревателни агрегати (BO) на полоний-210 и плутоний-238, източник на гама лъчение (IR) на тулий-170
Типичен представител на АЕЦ "Козлодуй", използван като източници на енергия за мощни радиотехнически спътници (космически радарни станции и телевизионни предаватели), с директно преобразуване на топлината в електричество, е инсталацията "Бук", която всъщност беше TEG - Ioffe полупроводников преобразувател, само че вместо керосинова лампа използва ядрен реактор. Както обикновено, единият полупроводников възел беше поставен в студа, а другият в топлината: между тях протичаше електрически ток. Няма нищо лошо в студа в космоса – той е навсякъде. За топлина е подходяща метална охлаждаща течност, която се измива от преносим ядрен реактор. Това беше бърз реактор с мощност до 100 kW. Пълно натоварванесилно обогатен уран е около 30 кг. Топлината от сърцевината се предава от течен метал - евтектична сплав от натрий и калий към полупроводникови батерии. Електрическата мощност достигна 5 kW. Работното време на Бук е 1-3 месеца. сега в качество, продължи до началото на перестройката. От 1970 до 1988 г. в космоса са изстреляни около 30 радарни спътника с атомни електроцентрали Бук с полупроводникови преобразувателни реактори. Ако инсталацията се провали, спътникът се прехвърля на дългосрочна орбита с височина 1000 км.
Главни постижения домашна наукаи техници в областта на термоелектрическата технология за космически мисии са свързани с НИРД по създаването на АЕЦ "Ромашка", SNPP "BUK" и реалния опит от нейната експлоатация в космоса в периода 1970-1988 г. по време на 32 изстрелвания.
Атомни електроцентрали С ТЕРМОРЕМИСИОННИ КОНВЕРТОРИ
В СССР, успоредно с работата по създаването на атомни електроцентрали с термоелектрически генератори, се работи по атомни електроцентрали с термоелектронни преобразуватели с по-високи технически характеристики. Всъщност тук се използва същият принцип като при полупроводниковия преобразувател, но вместо студен и горещ преход се използват катод от горещ карбид и анод от студена стомана, а между тях има лесно йонизирани цезиеви пари. Ефектът е електрическа потенциална разлика, тоест естествена космическа електроцентрала. Термионичното преобразуване в сравнение с термоелектрическото преобразуване дава възможност да се повиши ефективността, да се увеличи ресурсът и да се подобрят характеристиките на теглото и размерите на електроцентралата и космическия кораб като цяло. Принципът на термионично преобразуване на топлинна енергия в електрическа енергия е, че метална повърхност, нагрята от топлината, отделена в реактора, ефективно излъчва йони, адсорбирани от охладена стена, разположена с малка междина.
През 1970-71 г. в СССР е създадена термоелектронната атомна електроцентрала "Топаз" (Термионен експериментален преобразувател в активната зона), в която е използван термичен реактор с мощност до 150 kW. Пълният товар с уран е 31,1 кг 90% уран-235. Тегло на инсталацията 1250 кг. Основата на реактора бяха горивни елементи - "гирлянди". Те представляваха верига от термоелементи: катодът - "напръстник" от волфрам или молибден, пълен с уранов оксид, анодът - тънкостенна тръба от ниобий, охладена от течен натрий-калий. Катодната температура достигна 1650oC. Електрическа мощност 10 kW. "Топаз" имаше ефективност на термоелектрическо преобразуване от 5-10% срещу 2-4% за предишните реактори.
В допълнение към уран-235, плутониевият диоксид-238 е обещаващ като гориво за космически реактори поради много високото си специфично отделяне на енергия. В този случай относително ниската ефективност на термойонния реактор с директно преобразуване се компенсира от активното освобождаване на енергия на плутоний-238.
Изпитани са два термоелектронни реактора-преобразуватели на междинни неутрони (без забавител) - "Топаз-1" и "Топаз-2" с електрическа мощност съответно 5 и 10 kW. В завод „Топаз“ директното (безмашинно) преобразуване на енергия се извършва в каналите за генериране на енергия, вградени в активната зона на малък термичен реактор. Заводът "Топаз-1" е оборудван с термичен реактор-конвертор и течен метален охлаждащ агент (натрий-калий или литий). Принципът на директно преобразуване на топлинната енергия в електрическа енергия се състои в нагряване на катода във вакуум до висока температуракато поддържа анода сравнително студен, в същото време електроните се „изпаряват“ (емитер) от повърхността на катода, които, преминавайки през междуелектродната междина, „кондензират“ върху анода, а със затворена външна верига, електрически ток протича през него. Основното предимство на такава инсталация в сравнение с генераторите на електрически машини е липсата на движещи се части. Внедряването на концепцията за литиево-охлаждан бърз реактор-преобразувател в бъдеще евентуално ще реши проблема със създаването на инсталация с електрическа мощност от 500-1000 kW или повече.
Атомната електроцентрала съдържа: термоелектронен преобразувателен реактор с циркониев хидрид забавител и страничен берилиев рефлектор, включващ въртящи се управляващи елементи; реакторно-конверторна система: задвижвания на управляващи елементи за подаване на цезий към енергийни канали, разположени в блок, разположен пред конвертор-реактор; защита от сянка от радиация от литиев хидрид, която осигурява отслабване на радиационното излъчване от реактора до нива, приемливи за инструментите на космическите кораби; система за отвеждане на неизползваната топлина от реактора с охлаждаща течност (натриево-калиева евтектика), включваща електромагнитна помпа, захранвана от електричество от реактора-конвертора, емитер за отвеждане на топлина в пространствои други единици. Електрическа мощност - 5 kW, топлинна мощност - 150 kW, ресурс, включително работа до 1 година на режим 100 kW - 7 години, натоварване на уран 235 - 11,5 kg, тегло - 980 kg.
Таблица 3 Кратко описание на АЕЦ "Топаз 1"
Ядреното гориво в Топаз-1 (уранов диоксид, обогатен с уран-235) е затворено в ядро от огнеупорен материал, който служи като катод (емитер) за електрони. Топлината, отделена в резултат на деленето на уран в реактора, загрява емитера до 1500-1800 градуса по Целзий, което води до емисия на електрони. Достигайки до анода (колектора), електроните имат достатъчно енергия за извършване на работа във външен товар във външна затворена верига между електродите на термоелектронния преобразувател (емитер и колектор). Междуелектродната междина е няколко десети от милиметъра. Цезиевите пари, въведени в междуелектродната междина (IEG), значително активират процеса на генериране на електричество в реактора. При проектирането на електроцентралата е внедрена консумативна цезиева система, при която цезиевата пара се изпомпва през MEZ за отстраняване на примесите. Цезиевите пари, които преминаха през MEA, бяха абсорбирани от уловител на базата на пирографит и газообразните примеси бяха отстранени в космическото пространство. Цезиевата система имаше термостат-генератор на цезиеви пари с електрически нагреватели, с помощта на които се поддържаше зададената температура на най-студената зона на термостата. В генератора на цезиева пара са използвани редица устройства, които осигуряват задържането на течната фаза в определено положение и предотвратяват навлизането й в пътя на парата под действието на малки g-сили в космическия полет. В приложената конструкция на генератора на цезиева пара максимална сумацезий възлизаше на 2,5 kg, което при даден дебит на парите, определен от проводимостта на индуктора на изхода на RP, недвусмислено ограничава възможния ресурс на атомната електроцентрала. Изискването за минимизиране на масата и размерите трябваше да бъде изпълнено, като се вземе предвид фактът, че отвеждането на топлината в космическото пространство е възможно само чрез излъчване поради използването на специална конструкция на радиатора-радиатор. Изпълнението на системата за отвеждане на топлината е значително затруднено, тъй като тя използва агресивна течна метална натриево-калиева евтектика. Към това се добавят високи изисквания за надеждност на автономната работа и ресурсен капацитет на атомните електроцентрали в условия на претоварване по време на изстрелване в орбита, произволна ориентация и липса на гравитационни сили по време на работа в орбита, необходимостта от осигуряване на ядрена и радиационна безопасност в евентуални аварии на ракети-носители при изстрелване на космически кораб от атомна електроцентрала в орбита, както и осигуряване на метеорна безопасност при космически полет и др. Атомна електроцентрала "Топаз" е предназначена за захранване на оборудването на космически кораби за военна употреба. Използването на ядрени реактори на спътници дава възможност да се осигури стабилно захранване, независимо от местоположението в орбита.
Ядрената и радиационна безопасност се осигурява от проектирането на ядрен реактор. При всякакви аварии, включително хипотетични с ракета-носител на мястото на изстрелване и на етапа на извеждане в орбита, ядреният реактор остава подкритичен. Поради въвеждането на блокировки пускането на реактора при достигане на орбитата е невъзможно. Блокирането се отстранява по радиокоманда от Земята само след потвърждаване на изстрелването в изчислената орбита чрез директни измервания на траекторията. Височината на орбитата е избрана от условието, че съществуването на космическия кораб след прекратяването на функционалното съоръжение, като се вземат предвид всякакви аварийни ситуации със съоръжението, ще бъде достатъчно за разпадането на продуктите на делене до безопасно ниво. Това време надхвърля 350 години. По този начин се гарантира гарантираната безопасност на населението на Земята при използване на инсталации от този тип.
АЕЦ "Топаз-1" е разработена за спътници за радиолокационно разузнаване, "Топаз-2" - за космически кораби за директно телевизионно излъчване от космоса. Първият летателен модел - спътникът "Космос-1818" с инсталация "Топаз", навлезе в радиационно безопасна стационарна кръгова орбита с височина 800 км на 2 февруари 1987 г. и работи безотказно половин година, до изчерпване на запасите от цезий. Вторият спътник Космос-1876 беше изстрелян година по-късно. Той работи в орбита почти два пъти по-дълго. Успехът на Topaz стимулира разработването на редица проекти за реактори с термионични преобразуватели, по-специално ядрена електроцентрала с електрическа мощност до 500 kW на базата на литиево-охлаждан реактор.
На базата на АЕЦ "БЕС" и "Топаз" са изготвени редица проекти на инсталации с подобрени характеристики. Изготвени са технически предложения за ТЕЦ "Заря-1" за космическия кораб за оптико-електронно разузнаване. АЕЦ „Заря-1“ се различава от БЕС по ниво на електрическа мощност (5,8 kW срещу 2,9 kW) и увеличен ресурс (4320 часа срещу 1100 часа). През 1978 г. е създадена АЕЦ "Заря-2" с електрическа мощност 24 kW и ресурс от 10 000 часа, а след това и космическата атомна електроцентрала "Заря-3" с електрическа мощност 24,4 kW и ресурс 1,15 години. Предназначена е за създаване на импулси на тяга за коригиране на орбитата на спътниците и за захранване на специално оборудване.
Термионна космическа ядрена инсталация "ТОПАЗ 100/40" е двурежимна атомна електроцентрала (АЕЦ). Предназначен е за захранване с електрическа енергия на електрическите ракетни двигатели (ЕР) при изстрелване на спътници от сателитната комуникационна система Space Star на високи (до геостационарни) орбити и за захранване с електрическа енергия на бордовото оборудване. Реакторът на електроцентралата се захранва само когато космическият кораб достигне радиационно безопасна орбита (800 km и повече). Проектът на атомната електроцентрала отговаря на изискванията, приети на 47-та сесия Общо събрание GS документ "Принципи, свързани с използването на ядрени източници в космическото пространство". В изходна позиция атомната електроцентрала е разположена в отделението на космическия кораб с диаметър 3,9 метра и дължина 4,0 метра под обтекателя. В орбитално положение атомната електроцентрала е раздалечена (реакторът е възможно най-далеч от оборудването) и има дължина 16,0 метра и диаметър 4 метра.
АЕЦ съдържа: термоелектронен реактор-преобразувател с обслужващи системи: управляващо задвижване, подаване на работен флуид (цезий) към енергийните канали; радиационна защита от сянка от литиев хидрид, която осигурява отслабване на радиационното излъчване на реактора до ниво, приемливо за инструментите на космическите кораби; система за отвеждане на неизползваната топлина от реактор с течно-метална (евтектична сплав от натрий и калий) охлаждаща течност, включваща електромагнитна помпа, охладител емитер, състоящ се от 9 панела на топлинни тръби, за отвеждане на топлина в космическото пространство и други възли . Електрическа мощност - 40 kW, електрическа мощност в режим на мощност EJE - 100 kW, ресурс, включително работа до 1 година в режим 100 kW - 7 години, маса на атомната електроцентрала - 4400 kg, натоварване с уран 235 - 45 kg в края от активното си съществуване те се прехвърлят на погребална орбита с височина около 1000 км, където отработеният реактор трябва да издържи от 300 до 600 години. На подобна орбита се прехвърлят и аварийни спътници. Това обаче не винаги е било възможно. За почти 20 години изстрелвания има четири случая на падане на спътник на Земята: два в океана и един на сушата.
Историческото превъзходство в космическите ядрени аварии принадлежи на САЩ - през 1964 г. американски навигационен спътник с ядрен реактор на борда не успя да излезе в орбита и този реактор се разпадна в атмосферата заедно със спътника на парчета.
В СССР първата авария е свързана с 4300-килограмов спътник от серия US-A, изстрелян на 18 септември 1977 г. (псевдоним Космос-954, параметри на орбитата: перигей 259 км, апогей 277 км, наклон 65 градуса). Сателитът беше част от сателитната система "Легенда" МКРТС "Легенда" за морско космическо разузнаване и целеуказание, предназначена за откриване на кораби на потенциален противник и предоставяне на данни за използване от нашия флот от крилати ракети. В края на октомври 1977 г. Космос-954 спря регулярните корекции на орбита, но не беше възможно да го прехвърли на орбита за погребение. Според последващи доклади на ТАСС, на 6 януари 1978 г. спътникът внезапно се разхерметизира, което води до отказ на бордовите системи. Неконтролираното спускане на апарата под въздействието на горните слоеве на атмосферата завършва на 24 януари 1978 г. с деорбитата и падането на радиоактивни отломки в Северна Канада в околностите на Голямото робско езеро. Урановите елементи на спътника изгоряха напълно в атмосферата. На земята са открити само останки от берилиев рефлектор и полупроводникови батерии. Въпреки това радиоактивните космически отпадъци бяха разпръснати в северозападна Канада на площ от няколко хиляди квадратни километра. СССР се съгласи да плати на Канада 3 милиона долара, което възлизаше на 50% от цената на операция „Утринна светлина“ за почистване на мястото на удар „Космос-954“.
На 28 декември 1982 г. Космос-1402, който работи от 30 август, не успява да бъде прехвърлен в орбитата на погребението и започва неконтролиран спад. Структурните подобрения след предишната авария направиха възможно отделянето на активната зона от топлоустойчивия реакторен съд под налягане и предотвратяване на компактно падане на отломки. Ядрото влезе в атмосферата на 7 февруари 1983 г. и радиоактивните продукти на делене се разпръснаха над Южния Атлантик.
През април 1988 г. комуникацията е загубена с Космос-1900, изведен в орбита през декември 1987 г. В продължение на пет месеца спътникът се спускаше неконтролируемо и наземните служби не можеха да дадат команда нито за изтегляне на реактора във висока орбита, нито за отделяне на ядро за по-голяма безопасна му деорбита. За щастие пет дни преди очакваното навлизане в атмосферата, на 30 септември 1988 г., заработи системата за автоматично прибиране на реактора, която се включи поради изчерпване на горивото в системата за контрол на ориентацията на спътника.
Продължение на източниците на енергия от типа "Топаз" беше термоелектронната атомна електроцентрала "Енисей-Топаз". Енергогенериращ канал - едноелементен, ел. мощност - 5 kW, експлоатационен живот - до 3 години.
Въпреки че самият инцидент не е причинил имуществени щети, той се припокрива с предишните бедствия на Challenger и АЕЦ Чернобилдоведе до протести срещу използването на атомни електроцентрали в космоса. Това обстоятелство се превърна в допълнителен фактор, който повлия на прекратяването на полетите на спътници с космически локатори през 1988 г. Въпреки това, основната причина за изоставянето на космически локатори с ядрена енергия не бяха призивите на световната общност и още повече, не смущения, причинени от реактори за гама астрономия, но ниски експлоатационни характеристики.
ПЕРСПЕКТИВИ ЗА РАЗВИТИЕ НА ЯДРЕНИ ЕНЕРГИЙНИ ИНСТАЛАЦИИ
Раздел. 4 Основни характеристики на SNPP "BUK" и "BUK-TEM"
Пълно натоварване на високообогатен уран в "Бук" 30 кг, охлаждаща течност - течен метал - евтектична сплав от натрий и калий. Източникът на електричество е полупроводников преобразувател. Електрическа мощност 5 kW. Топаз използва термичен реактор с мощност 150 kW. Пълно натоварване с уран 12 кг. Основата на реактора са горивни елементи - "гирлянди", които представляват верига от термоелементи: катодът - "напръстник" от волфрам или молибден, пълен с уранов оксид, анодът - тънкостенна тръба от ниобий, охладена от течен натрий-калий. Температурата на катода е 1650oC, електрическата мощност на инсталацията е 10 kW.
От 1970 до 1988 г. СССР (Русия) изстреля в космоса около 30 радарни спътника с атомни електроцентрали „Бук“ с полупроводникови реактор-преобразуватели и два – с термоелектронни инсталации „Топаз“.
Понастоящем към космическите атомни електроцентрали (ЯЕЦ) от ново поколение са наложени следните изисквания: интегриране на атомна електроцентрала в космически кораб, изстрелян от съвременни ракети-носители (като Протон, Протон-М, Ангара); ядрена и радиационна безопасност, вкл. в случай на възможна авария („чист“ реактор пада на Земята); транспортен енергиен режим - на височини над радиационно безопасната орбита от 800 km; подкритично състояние на реактора при всички видове аварии; отрицателен температурен коефициент на реактивност при работни параметри; резервиране на възли, подложени на деградация на ресурсите; комбинация от различни системи за преобразуване на енергия; преференциално изпитване на елементи и възли в условия извън реактора; възможността за дълъг престой в космоса преди началото на експлоатацията на атомната електроцентрала; изходна електрическа мощност 50÷400 kWEL (при 115÷120 V), експлоатационен живот 7-10 (до 20) години.
В областта на термоелектрическите устройства в момента в Русия е изготвен проект за преход от атомна електроцентрала от типа Бук към по-модерна BUK-TEM (Таблица 4).
Опитът от работата, извършена в областта на термоелектричеството за ЯЕЦ, ни позволява да заключим, че е практично да се създаде TEG на базата на Si-Ge TB / TM с радиално-пръстеновидна геометрия като част или от чисто термоелектрически атомни електроцентрали, или от комбинирани ядрени електроцентрали електроцентрали (термоемисия + термоелектричество) с изходна електрическа мощност на генератор на топлинна енергия 10 -100 kWEL за космически мисии на 21 век.
Основните области на работа в топлинните емисии след приключване на работата по програмите за създаване на KYP "TOPAZ" и АЕЦ "Енисей" са свързани с необходимостта от радикално повишаване на ефективността. от нивото от ~10% до 20-30%, експлоатационният живот на каналите за генериране на енергия (EGC) и системите като част от атомни електроцентрали - от 1-2 години до 10-20 години със значително ограничение на теглото и размера характеристики. Изборът на концепцията за термоелектронен EGC и АЕЦ се определя от изискванията на решаваната задача, от които най-важни са ресурсът, енергийната плътност, включително едно- или двумодова (с принудителна електрическа мощност), величината на изходното напрежение на електрическия ток, необходимостта от потвърждение на ресурса извън реактора и проверка на главния технически решенияна стойки с имитация на електрическо отопление и др.
Таблица 5 Основни характеристики на атомни електроцентрали "ТОПАЗ" и "ЕЛБРУС-400/200"
Днес е ясно, че термоелектрическата и термоелектрическата енергия както в термоелектронни и термоелектрични инсталации, така и когато се комбинират (термоелектричество + топлинна емисия) в ново поколение SNPP, имат несъмнена перспектива за използване. В същото време топлинното излъчване има несъмнени предимства пред другите статични преобразуватели и известните динамични преобразуватели. Такива инсталации могат ефективно да се използват за решаване на различни проблеми в космическите мисии на 21-ви век.