Ядерная энергия в космосе имеет, по крайней мере, две принципиальные возможности применения — она может быть источником тепловой энергии рабочего тела (водорода) для создания тяги в ядерных ракетных двигателях или быть преобразованной тем или иным способом в электроэнергию и служить источником электропитания для различных бортовых и специальных нужд космического аппарата (в том числе и для питания электрореактивных ракетных двигателей).
Исторически эти два направления начали развиваться практически одновременно.
Начало работ над ядерными ракетными двигателями было положено в 1951 году И. И. Бондаренко, В. Я. Пупко и Д. И. Блохинцевым (ФЭИ). Работы проводились при поддержке министра А. П. Завенягина широкой кооперацией (НПО «Луч», ВНИИНМ, МЗП и др.) совместно со специализированными предприятиями С. П. Королева (ОКБ-1), В. П. Глушко (ОКБ-456), М. В. Келдыша (НИИ-1). В итоге они закончились наземными «огневыми» испытаниями опытных образцов ИРГИТ и ИВГ на площадке близ г. Семипалатинска на комплексе «Байкал». Эти испытания показали весьма обнадеживающие результаты.
С 1956 года по инициативе А. И. Лейпунского и И. И. Бондаренко кооперацией предприятий министерств среднего и общего машиностроения были начаты работы по изучению возможности применения в составе космических аппаратов (КА) ядерных энергетических установок (ЯЭУ), вырабатывающих электроэнергию. Космические ЯЭУ (КЯЭУ), как источники электропитания, рассматривались как с машинным преобразованием тепловой энергии в электрическую (с динамическими преобразователями на основе термодинамических циклов Брайтона и Ренкина), так и с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую (со статическими преобразователями — термоэлектрическими и термоэмиссионными).
В начале 1960-х годов на предприятиях Министерства среднего машиностроения — в Институте атомной энергии (ныне НИЦ «Курчатовский институт»), Физико-энергетическом институте, Сухумском физико-техническом институте, Подольском научно-исследовательском технологическом институте, ОКБ «Заря» и затем в Научно-производственном объединении «Красная Звезда» и Центральном конструкторском бюро машиностроения были развернуты работы по прямому преобразованию тепловой энергии ядерного реактора в электричество для космических применений с использованием термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей.
Интерес к этим работам был обусловлен тем, что подобные методы преобразования тепловой энергии в электричество принципиально упрощают схему энергетических установок, исключают промежуточные этапы превращения энергии и позволяют создать более компактные и легкие энергетические установки в диапазоне электрических мощностей от единиц до нескольких сотен киловатт.
Работы подогревались сообщениями из США о начале разработок реакторов с термоэлектрическими, термоэмиссионными и машинными схемами преобразования энергии для космических применений (установки SNAP-2, SNAP-8, SNAP-10, SNAP-10а и другие) для различных космических задач.
Первыми реакторными космическими установками в США, разработка которых была поручена фирме Atomic International (руководители разработки Н. Dieckamp, R. Balent и J. Wetch), явились SNAP-2, SNAP-8 с системой преобразования по циклу Ренкина на ртути электрической мощностью 3,0 и 35 кВт соответственно. Для установки SNAP-2 был разработан компактный ядерный реактор с гомогенной уран-гидридциркониевой активной зоной, охлаждаемой Na–К-теплоносителем с бериллиевым отражателем. Ресурс установки должен превышать 1 год при массе установки без защиты 750 Lb (340 кг). Ввиду технической сложности отработки и проблем с коррозией установка не была доведена до практического использования в космических программах, а созданный компактный реактор этой установки был применен в разрабатываемой с 1961 года фирмой Atomic International первой в мире реакторной установке SNAP-10a с термоэлектрической системой преобразования энергии на основе кремний-германиевых полупроводниковых элементов электрической мощностью 0,5 кВт, выведенной в космос в апреле 1965 года. Впоследствии в 1967 году все работы по поставке оборудования для реакторных установок SNAP в США были прекращены с целью концентрации средств на лунную программу.
В СССР наибольшее развитие получили КЯЭУ прямого преобразования энергии с термоэлектрическими и термоэмиссионными преобразователями. После выхода соответствующих постановлений правительства в 1961 году были начаты работы по созданию КЯЭУ «Бук» с термоэлектрическими преобразователями и КЯЭУ «Топаз» с термоэмиссионными преобразователями в составе КА радиолокационной разведки «УС-А» и «Плазма».
Первой реакторной установкой с термоэлектрическим преобразованием тепла ядерного деления в электрическую энергию была ЯЭУ «Ромашка», пущенная в виде наземного образца в Институте атомной энергии 14 августа 1964 года. ЯЭУ «Ромашка» успешно проработала около 15000 ч. Ее термоэлектрический генератор из полупроводникового кремний-германиевого сплава располагался на внешней поверхности радиального отражателя реактора на быстрых нейтронах.
Апофеозом ядерной космической программы СССР стал физический пуск в 1972 году в Семипалатинске уникального реактора ИВГ-1 для исследования физических и энергетических параметров будущих космических аппаратов (в настоящее время реактор ИВГ-1 принадлежит Национальному ядерному центру республики Казахстан). За последующие годы на нем было проведено множество экспериментов, результаты которых существенно опередили аналогичные исследования по программам ядерных ракетных двигателей (ЯРД) в США и стали фундаментом для дальнейшего развития этого уникального направления.
Логическим развитием НИОКР по ЯЭУ «Ромашка» стало создание кооперацией предприятий НПО «Красная Звезда», ФЭИ, СФТИ и др. отечественной термоэлектрической КЯЭУ «Бук» мощностью около 3 кВтЭЛ, которая эксплуатировалась на искусственных спутниках Земли серии «Космос» в течение 1970-1988 гг.
В КЯЭУ «Бук» использовался малогабаритный реактор на быстрых нейтронах, активная зона которого содержала 37 стержневых твэлов, размещенных в плотной упаковке в тонкостенном корпусе размером «под ключ» 140 мм. В качестве топлива использовался высокообогащенный уран-молибденовый сплав. Загрузка урана-235 составляла около 30 кг. В боковом отражателе из бериллия размещались продольно перемещаемые стержни регулирования из бериллия, стянутые стальной лентой. При сходе спутника с орбиты и попадания в плотные слои атмосферы эта лента должна перегореть, обеспечивая развал отражателя и сгорание твэлов.
ТЭГ имел две независимые секции: основную — для питания потребителей космического аппарата и вспомогательную — для питания электромагнитного насоса, обеспечивавших прокачку теплоносителя по обоим контурам ЯЭУ. В ТЭГ использовались двухкаскадные термоэлектрические элементы: высокотемпературные — из кремний-германиевого сплава и низкотемпературные — из свинец-теллурового сплава. Ресурс КЯЭУ «БУК» в процессе эксплуатации был увеличен до 4400 ч. Удельная масса ЯЭУ составляла около 300 кг/кВтЭЛ.
Радиационная безопасность КЯЭУ «Бук» обеспечивалась двумя системами: основной — для увода ЯЭУ на орбиту длительного существования и дублирующей — основанной на аэродинамическом диспергировании топливной композиции с продуктами деления и других материалов с наведенной активностью в верхних слоях атмосферы Земли в случае отказа основной системы.
К 1970 году был закончен основной объем научных исследований, изготовлены первые опытные образцы и проведены наземные сдаточные испытания ЯЭУ «Бук». Натурные наземные и летно-космические испытания и эксплуатация ЯЭУ в составе КА проводились с 1970-го по 1988 гг. Всего за период эксплуатации было осуществлено 32 запуска в космос.
В 1975 году КЯЭУ «БУК» в составе космического аппарата радиолокационной разведки УС–A (RORSAT — по американской терминологии) была принята на вооружение.
За работы по КЯЭУ «Бук» Государственной премией были отмечены В. А. Кузнецов и В. Д. Банкрашков (ФЭИ), И.М Вишнепольский и И. И. Вошедченко (НПО «Красная звезда»), И. Г. Гвердцители (СФТИ), С. Ф. Фарафонов (ОКБ-12).
Первой космической ядерной энергетической установкой с термоэмиссионным преобразованием энергии, разработанной НПО «Красная Звезда» и ФЭИ, является ЯЭУ «Топаз».
В КЯЭУ «Топаз» была применена одноконтурная система теплоотвода с натрий-калиевым теплоносителем, включавшая холодильник-излучатель, являвшийся одновременно частью силовой конструкции ЯЭУ. Система подачи паров цезия обеспечивала прокачку пара через межэлектродный зазор ЭГК.
Компактная активная зона КЯЭУ «Топаз» имела размеры: диаметр — 28 см, высота — 36 см и включала 79 электрогенерирующих каналов (ЭГК) и четыре диска замедлителя из гидрида циркония. ЭГК вместе с каналами охлаждения располагались в отверстиях дисков замедлителя. ЭГК электрически соединены в рабочую и насосную секции. Коммутация ЭГК рабочей и насосной секции осуществлялась в двух торцевых коммутационных камерах в парах цезия таким образом, чтобы напряжение на клеммах КЯЭУ составляло около 32 В. Насосная секция обеспечивала необходимый электрический ток (около 1200 А) для питания кондукционного электромагнитного насоса.
Функции регулирования тепловой мощности, компенсации реактивности и аварийной защиты выполняли расположенные в боковом отражателе 12 поворотных цилиндров из бериллия с секторными накладками из карбида бора, разбитые на четыре группы по три цилиндра. Каждая группа управлялась своим приводом.
Радиационная безопасность при проведении двух испытаний в космосе обеспечивалась выводом ЯЭУ на орбиту длительного существования. Удельная масса установки — 200 кг/кВтЭЛ.
Вариант термоэмиссионной установки «Топаз», разрабатывавшийся в ГП «Красная Звезда» и ФЭИ, с многоэлементными ЭГК с меньшим требуемым ресурсом прошел наземные межведомственные испытания и был испытан в составе двух космических аппаратов серии «Космос-1818» и «Космос-1867» с ресурсом 0,5 и 1,0 год.
Это были первые в мире испытания в космосе термоэмиссионных ядерных энергоустановок.
В ходе летно-космических испытаний (ЛКИ) была подтверждена правильность основных концептуальных решений, принятых при разработке КЯЭУ «Топаз». Результаты ЛКИ подтвердили надежность работы КЯЭУ «Топаз» при действии факторов космических условий и возможность использования таких установок в качестве бортовых источников электропитания с уровнем выходной электрической мощности, превышавшим уровень мощности КЯЭУ «Бук».
За эту разработку ряд специалистов ФЭИ, НПО «Красная звезда», ВНИИНМ и других организаций были удостоены Государственной премии в 1972 и в 1992 гг.
Кроме создания КЯЭУ «Топаз», в СССР в 1960-х годах проводились НИОКР, закончившиеся успешными испытаниями наземного образца реактора-преобразователя (РП) на базе одноэлементного ЭГК ЯЭУ «Енисей». Принципиальное отличие ЯЭУ «Енисей» от КЯЭУ «Топаз» заключается в том, что конструкция одноэлементного ЭГК позволяла провести внешнюю коммутацию ЭГК и электроизоляцию в реакторе-преобразователе вне паров цезия, проверку электрических цепей после сборки реактора, испытания РП с помощью эмиттерных электронагревателей при проектной тепловой мощности и загрузку топливом на полностью собранной установке.
Начиная с 1974 года завод «Двигатель» (г. Таллин) выпускал полномасштабные опытные образцы реакторных блоков, на которых проводились теплофизические, электроэнергетические, прочностные, позднее и ядерные энергетические испытания. Этап сборки реакторного блока завершался в ЦКБМ на стенде «Байкал» — специальном стенде, на котором проводилась термовакуумная обработка систем и их заправка теплоносителем и газами.
К 1988 году установка «Енисей» прошла полный цикл наземных испытаний, необходимых перед этапом летных конструкторских испытаний (ЛКИ) в составе КА, подтвердив требуемые по ТЗ параметры и ресурс 1,5 года с возможностью достижения ресурса не менее 3 лет. Однако в 1988 году вследствие экономических трудностей в стране, перестройки экономики и реакции на аварию на Чернобыльской АЭС разработка космического аппарата была прекращена и, соответственно, прекратилось финансирование работ по КЯЭУ «Енисей».
Установки «Бук», «Топаз» и «Енисей» составили первое поколение отечественных космических ЯЭУ. Они доказали принципиальную возможность использования атомной энергии в космосе.