Разработка ядерных энергетических установок и ядерного электроракетного двигателя
Исследования по созданию электроракетных двигателей на основе атомной энергии были начаты в отделе 12 (М.В. Мельников) ОКБ-1 в 1958 году при поддержке С.П. Королева одновременно с научно-исследовательскими и проектными работами по межпланетным пилотируемым космическим кораблям. Эти исследования получили дополнительный импульс после включения в состав ОКБ-1 в 1960 году специализированного подразделения из ЦНИИ-58 (главный конструктор В.Г. Грабин), занимавшегося наземной ядерной энергетикой. Коллектив специалистов имел опыт проектирования, изготовления и ввода в эксплуатацию первых отечественных исследовательских водо-водяных реакторов УФФА МГУ. Эти реакторы были установлены в нашей стране (города Ташкент, Рига, Киев, Алма-Ата) и за рубежом (Венгрия, Румыния, ГДР, Чехословакия, Египет). Этим же коллективом были разработаны и первые экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (СР-1 и СР-3), которые были установлены в Физико-энергетическом институте (ФЭИ, научный руководитель А.И. Лейпунский, г. Обнинск).
Вначале основной целью разработок был выбор направления работ и создание научно-технических основ для опытно-конструкторской разработки ядерного электроракетного двигателя как особого класса двигателей для межпланетных сообщений и ядерно-энергетической установки замкнутой схемы как нового мощного и длительно действующего источника энергии с высокой энергоемкостью для ЭРДУ и целевой аппаратуры, обеспечивающих решение научных, народнохозяйственных и оборонных задач в космосе.
Для выбора схемы и параметров космической ЯЭУ большой мощности ОКБ-1 совместно с ФЭИ были исследованы различные схемы преобразования тепловой энергии ядерного реактора в электрическую (паротурбинные, газотурбинные, магнитогидродинамические и с непосредственным преобразованием в термоэмиссионном реакторе-преобразователе ЯЭУ). Результаты анализа показали, что наиболее перспективной является ядерная энергоустановка с ТРП, так как ее тепловая и электрическая схемы отличаются простотой, отсутствием движущихся частей, более высокими, по сравнению с другими установками, верхней температурой цикла преобразования и температурой отвода отбросного тепла и, как следствие, более компактным холодильником-излучателем. Таким образом, в качестве источника электроэнергии электроракетной двигательной установки и энергоемких КА для дальнейшей разработки была принята ядерная энергоустановка с ТРП.
Выполненные к началу 60-х годов проектно-баллистические исследования показали перспективность разработки ЯЭРД для межпланетных перелетов в связи с их высокой экономичностью. Были подготовлены предложения о начале широкомасштабных научно-исследовательских и проектно-конструкторских работ по ЯЭРД и ЯЭУ. Эти работы получили дальнейшее развитие после выхода Постановления от 23 июня 1960 года. В десятках НИИ, КБ, ВУЗах и других организациях по техническим заданиям и с участием специалистов ОКБ-1 были начаты теоретические, экспериментальные, материаловедческие, испытательные (включая реакторные) исследования с целью создания новых высокотемпературных конструкционных, электродных и других материалов, экспериментальных установок и реакторных испытательных баз.
Первый (поисковый) этап развития работ по ЯЭРД был завершен в 1962 году одновременно с окончанием эскизного проекта ракеты-носителя Н1 и создаваемых на ее основе многоцелевых баз-станций, в который вошли "Материалы по ЯЭРД для тяжелых межпланетных кораблей". В 1965 году в отделе 12 (начальник отдела И.И. Райков) ОКБ-1 совместно с ФЭИ был разработан эскизный проект ядерного электроракетного двигателя ЯЭРД-2200 для межпланетного корабля с экипажем. Двигатель ЯЭРД-2200 имел двухблочную схему (два независимых блока с ЯЭУ и ЭРДУ, полезная электрическая мощность каждого составляла 2200 кВт) суммарной тягой 8,3 кгс. В этом проекте впервые были заложены принципиально новые технические решения в применении: । ТРП на быстрых нейтронах;
। малоактивируемого изотопа лития-7 в качестве единого рабочего тела для ЯЭУ и ЭРДУ;
409
Разработка ядерных энергетических установок и ядерного электроракетного двигателя
	высокотемпературных делящихся, конструкционных, магнитных и электроизоляционных материалов;
	электроплазменного двигателя большой мощности с удельным импульсом тяги 5500 кгс с/кг и КПД. равным 55%.
Разработка этого проекта позволила продемонстрировать возможность создания принципиально нового двигателя с высокими удельными характеристиками.
С целью расширения фронта работ по ЯЭУ и ЭРДУ в 1975 году был организован специализированный комплекс 7 (руководитель комплекса М.В. Мельников), который в 1984 году был преобразован в отделение 07 (начальник отделения П.И. Быстров, а с 1993 года - Ю.А. Баканов). При формировании структуры и состава отделения был реализован принцип функциональной направленности каждого подразделения и необходимости координации всего комплекса работ по космическим ЯЭУ большой мощности и ЭРДУ на их основе.
Идея термоэмиссионного преобразования энергии не могла быть реализована без создания нового класса тугоплавких и высокотемпературных материалов, новых теплоносителей и, следовательно, новых технологий. Для их разработки и создания требовались принципиально новые материаловедческая производственно-технологическая и стендово-испытательная базы, организация в масштабах страны производства полуфабрикатов из тугоплавких материалов (ниобий, молибден, вольфрам, ванадий), электроизоляционных и магнитных материалов.
В 1965-1982 гг. на предприятии была создана испытательная база для определения механических свойств тугоплавких материалов при высоких температурах в вакууме и в среде щелочных металлов, а в смежных организациях - и в поле излучений ядерного реактора. На этой основе были разработан! ниобий-литиевая и ни -Сий-натриевая технологии и изготовлены основные узлы и агрегаты ЯЭУ и ЭРДУ, модули и прототипы ЯЭУ. В 1967-1972 гг. в ЦКБЭМ велись работы по созданию производственно-технологической и испытательной базы, в состав которой вошли: высоковакуумный стенд ЭУ-305 для комплексных испытаний крупноразмерных теплотехнических высокотемпературных (до 1300 К) литий-ниобиевых контуров при тепловой мощности до 300 кВт; стенд ЭУ-309 для отработки технологии изготовления и испытаний жидкометаллических контуров и отдельных деталей и узлов при температурах до 1700 К; комплекс экспериментальных установок ЭУ-312, ЭУ-313, ЭУ-314 и ЭУ-318 для отработки технологии, снаряжения, проведения контрольно-технологических испытаний и отработки тепловых труб при температурах до 1300 К, а также стенд ЭУ-317 для отработки и испытаний высокотемпературной датчиковой аппаратуры и электромагнитных насосов и других агрегатов. На этой базе испытаны 21 контур с полноразмерными агрегатами ЯЭУ, более 200 тепловых труб диаметром от 12 до 48 мм и длиной до 8 м при рабочих температурах до 1200 К.
В состав базы для отработки электроплазменных двигателей входили: стенд для отработки ЭРД большой мощности, на котором испытывался ЭРД мощностью до 500 кВт с литием в качестве рабочего тела, и стенды меньшей мощности - ЭУ-315 и ЭУ-316 - для испытаний ЭРД мощностью до 25 кВт на ксеноне и связок таких двигателей.
Среди внешних экспериментально-испытательных баз, созданных и эксплуатируемых РКК "Энергия", необходимо отметить реакторные базы для испытаний устройств прямого преобразования тепловой энергии реакции деления в электрическую энергию -термоэмиссионных электрогенерирующих каналов (ЭГК - основного функционального агрегата термоэмиссионного реактора-преобразователя) и исследований нейтроннофизических характеристик ядерного реактора.
Для развития ТРП на быстрых нейтронах в 1965-1968 гг. на предприятии совместно с ФЭИ был спроектирован и изготовлен, а в 1970 году введен в строй критический стенд ФС-1 -реактор нулевой мощности, который позволял изменять в широких пределах структуру, геометрию, состав и конфигурацию основных компонентов ядерно-физической модели ТРП. Основные элементы реактора изготовлялись из штатных конструкционных материалов (окись урана, ниобий, вольфрам, бериллий, окись европия и т.п.), а объем активной зоны мог достигать 200 л с критической загрузкой до 300 кг урана. На этом стенде было собрано и исследовано восемь критических сборок - моделей ТРП разрабатываемой в РКК "Энергия" ЯЭУ 11Б97 различных модификаций.
Для отработки энергонапряженных термоэмиссионных электрогенерирующих каналов ТРП большой мощности были спроектированы, оснащены испытательным оборудованием и эксплуатировались две реакторные базы: на реакторе ВВР-М (г. Киев)
Общий вид высоковакуумного стенда ЭУ-305 для испытаний литий-ниобиевых систем охлаждения космических ЯЭУ
411
5. Долговременные орбитальные станции. Многоразовые космические системы
и на реакторе ВВР-К (г. Алма-Ата). Первая база была введена в эксплуатацию в 1964 году вторая - в 1970 году. Всего было испытано более 60 петлевых каналов с энергонапряженными ЭГК (удельная плотность электрической мощности достигала 15 Вт/см2). Обоснование нейтронно-физических характеристик радиационной защиты проводилось на созданном ЦКБЭМ в ФЭИ подвесном реакторном стенде .
Разработка проектов потребовала разработки основ проектирования ЯЭУ и ЭРДУ и их элементов, создания математических моделей, алгоритмов и программ расчета процессов в агрегатах и системах ЯЭУ и ЭРДУ.
В 1966-1970 гг. был разработан эскизный проект ядерного электроэнергетического и ракетно-космического блока с ЯЭУ и ЭРДУ для марсианского экспедиционного комплекса, выводимого ракетой-носителем Н1М.
ЯЭУ и ЯЭРД предлагалось выполнить в одноблочном (ЯЭ-1 и ЯЭ-1М) и трехблочном (ЯЭ-2 и ЯЭ-3) исполнениях. В одном блоке ЯЭ-1 предполагалось получить электрическую мощность 2500-3200 кВт с ресурсом 4000-8000 ч, в блоке ЯЭ-1М - мощность до 5000 кВт. Суммарная тяга ЭРДУ составляла 6,2 и 9,5 кгс при удельном импульсе тяги 5000 и 8000 кгсс/кг соответственно. В трехблочном исполнении (на основе трех ТРП) электрическая мощность составляла 3x3200 и 3x5000 кВт соответственно. Материалы проекта, относящиеся к ЯЭРД, были рассмотрены и одобрены экспертными комиссиями под руководством академиков А.П. Александрова и Б.Н. Петрова. Технические решения, положенные в основу проектов ЯЭ-2 и ЯЭ-3, проходили отработку на созданных НПО "Энергия" в смежных организациях экспериментальных базах.
В дальнейшем согласно Постановлениям от 8 июня 1971 года и от 15 июня 1976 года были активизированы работы по созданию энергодвигательного блока с термоэмиссионной ЯЭУ, получившей индекс 11Б97. Основное внимание уделялось транспортабельности, технической реализуемости и технологичности, опытно-экспериментальной отработке основных агрегатов и узлов, а также принципиальным вопросам практического использования энергодвигательного блока в ближнем околоземном пространстве для решения оборонных, народнохозяйственных и научных задач. Основным принципиальным результатом этих исследований стала корректировка уровня электрической мощности термоэмиссионной ЯЭУ до 500-600 кВт и обоснование целесообразности использования плазменно-ионных электроракетных двигателей типа стационарного плазменного двигателя и двигателя с анодным слоем.
В 1978 году был разработан проект ядерного межорбитального буксира в составе многоразовой космической системы "Энергия - Буран".
Полномасштабный реактор нулевой мощности космической ЯЭУ 11Б97
Ядерная энергетическая установка
1.	Комплекс электротехнический
2.	Рама
3.	Кабель
4.	Приводы органов СУЗ
5.	Шина сильноточная
6.	2-блочный холодильник-излучатель
7.	Емкости компенсационные
8.	Трубопроводы с жидкометаллическим теплоносителем
9.	Блок электромагнитных насосов
10.	Сильноточный преобразовательный блок
11.	Дублирующая система радиационной безопасности
12.	Защита радиационная
13.	Термоэмиссионный реактор-преобразователь
Основные характеристики ЯЭУ
Электрическая мощность, кВт	100-550
Параметры тока:
напряжение, В	115 (27)
ток, А	До 5400
Максимальная температура
системы охлаждения, °C	920
Теплоноситель	Литий
Материал	Ниобиевый сплав НбЦУ
Ресурс, лет	3 (в перспективе до 5 лет)
Масса, т	10-14
412
Разработка ядерных энергетических установок и ядерного электроракетного двигателя
Ядерная энергетическая установка ЭРДУ в составе космического буксира
1.	Ядерная энергетическая установка
2.	Дополнительные блоки радиационной защиты
3.	Стыковочный агрегат
4.	Бак с рабочим телом (сжиженный ксенон)
5.	Штанга поворотная
6.	Блок электрореактивных двигателей
Основные характеристики ЭРДУ
В 1982 году по Постановлению от 5 февраля 1981 года НПО "Энергия" по ТЗ Министерства обороны разработало техническое предложение по ядерному межорбитальному буксиру "Геркулес" полезной электрической мощностью 550 кВт, выводимому на опорную орбиту высотой 200 км орбитальным кораблем "Буран" или ракетой-носителем "Протон". Буксир являлся универсальным электротранспортным средством для решения целевых задач в околоземном пространстве.
Был рассмотрен также двухцелевой вариант этой системы: доставка на энергоемкую орбиту космического аппарата при мощности 550 кВт и работа в режиме пониженной мощности на уровне 50-150 кВт в течение 3-5 лет.
В 1986 году было разработано техническое предложение по использованию межорбитального буксира с ядерным электроракетным двигателем для решения конкретной космической задачи - транспортирования на геостационарную орбиту полезных грузов массой до 100 т, выводимых на опорную орбиту PH "Энергия".
В 90-х годах работы по ЯЭУ и ЭРДУ проводились в рамках научно-исследовательских работ "Марс - ЯЭДБ" (заказчик - Российское космическое агентство) и "Звезда -паритет" (заказчик - Министерство атомной промышленности) в целях определения ближайших задач использования разрабатываемых установок, увеличения длительности функционирования, поиска путей снижения сроков и стоимости их отработки и экспериментального подтверждения основных параметров установок.
Изменения концепции развития средств космической техники на период до 2005 года, определившие снижение требований к уровню энерговооруженности перспективных космических аппаратов, потребовали корректировки основных технических характеристик и параметров ЯЭУ и ЭРДУ. В начале 90-х годов был выбран новый типоразмер ЯЭУ и, соответственно, ЭРДУ с электрической мощностью до 150 кВт в транспортном режиме и до 50 кВт - в режиме длительного энергообеспечения аппаратуры КА.
Выбор этих параметров определялся еще и тем, что ЯЭУ мощностью до 150 кВт может быть отработана на существующей стендово-испытательной базе РКК "Энергия", ФЭИ и других смежных организаций без нового капитального строительства (с заменой или модернизацией испытательного оборудования). Модульная концепция ЯЭУ и ЭРДУ позволяет проводить отработку практически всех узлов, агрегатов ЯЭУ без привязки к конкретному космическому объекту. Проектный анализ областей применения ЯЭУ и ЭРДУ этого класса показал перспективность их использования для решения задач доставки на геостационарную орбиту и энергообеспечения тяжелых информационных спутников, космического захоронения особо опасных отходов атомных электростанций и атомной промышленности очистки космоса от антропогенного засорения создания резервной системы, обеспечения безопасности полетов самолетов обеспечения грузопотоков Земля - Луна - Земля при создании лунной базы, лунного орбитального и планетного комплексов, создания системы предупреждения об астероидной опасности путем развертывания группы КА на дальних подступах к Земле
Электрическая мощность ЯЭУ кВт	550
Тяга, кгс	2,5-1,8
Удельный импульс тяги, кгс с/кг 3000-4000
Ресурс, лет	3 (в перспективе до 5 лет)
Масса изделия (сухая), т	41
Масса ПГ, доставляемого на ГСО До 100
Основные характеристики буксира
Полезная электрическая мощность ЯЭУ, кВт	550
Тяга ЭРДУ, кгс	2,6
Удельный импульс тяги, кгс с/кг	3000
Ресурс,ч	16 000
"Сухая" масса, кг	15 700
Рабочее тело ЭРДУ	Ксенон
413
5. Долговременные орбитальные станции Многоразовые космические системы
В 1994 году было разработано техническое предложение по "Облику электроракетного транспортного аппарата для решения народнохозяйственных, научных и коммерческих задач с использованием отечественных и зарубежных ракет-носителей различного класса". Проектные исследования по выбору PH, разгонных блоков и служебных систем КА показали, что применительно к ЭРДУ мощностью 150 кВт оптимальной PH является "Энергия-М". Возможно также использование и зарубежных PH "Титан" и "Ариан-5". ЭРТА кроме доставки модуля с полезной нагрузкой на орбиту функционирования обеспечивает его многопрофильное сервисное обслуживание: энергообеспечение, терморегулирование, ориентацию и стабилизацию, передачу на Землю информации и т.п.
Наряду с работами по ЯЭУ мощностью 150 кВт в этот период выполнялись работы по ядерному энергодвигательному блоку для пилотируемой экспедиции на Марс. Были исследованы одно-, двух- и более пусковые схемы полета экспедиции. Для Марсианского экспедиционного комплекса массой 150 т однопусковой схемы потребуется термоэмиссионная ЯЭУ электрической мощностью 5-10 МВт с ресурсом до 1,5 лет, а для комплекса разделенной схемы, когда доставка к Марсу экспедиционного комплекса осуществляется частями несколькими транспортными аппаратами, - мощностью 1-1,5 МВт с ресурсом до 3 лет.
Входе работ, выполненных предприятием в 1958-1995 гг. по космическим ЯЭУ и ЭРДУ, был решен ряд наукоемких проблем. В этот период освоены высокотемпературные конструкционные материалы (ниобиевый сплав НбЦУ) и производство широкой номенклатуры полуфабрикатов из него, созданы новые высокотемпературные проводниковые, магнитные и электроизоляционные материалы для рабочих температур 1000-1200 К. Выполнены необходимые испытания многоэлементных термоэмиссионных ЭГК с плотностью электрической мощности до 15 Вт/см‘; экспериментально обоснованы на полномасштабном физическом стенде нейтронно-физические характеристики активной зоны и радиационной защиты ТРП; освоены изготовление системы циркуляции лития (рабочая температура до 1300 К), серийное производство натриевых тепловых труб холодильника-излучателя длиной от 1 до 8 м и электромагнитных насосов, а также разработаны бесконденсаторные высокотемпературные преобразователи для согласования параметров тока ЯЭУ и ЭРДУ Завершен этап поэлементной отработки узлов и агрегатов ЯЭУ и ЭРДУ.
Таким образом, к 1995 году были созданы научно-технический материаловедческий и технологический заделы для развития перспективного направления космической техники в области создания энергодвигательных блоков на основе ТРП и электроракетных транспортных аппаратов. По рассматриваемой тематике сотрудники нашего предприятия имеют более 500 изобретений СССР и патентов РФ
Результаты работ РКК "Энергия" по ЯЭУ и ЭРДУ, направленные на создание нового класса тугоплавких, конструкционных, высокотемпературных, электроизоляционных и других функциональных материалов, нашли свое применение в других областях науки и техники. Так, базовый конструкционный ниобиевый сплав НбЦУ с защитным покрытием был использован в сопловых насадках рулевых двигателей 17Д15 ОК "Буран", работающих в окислительной среде при температуре 1670 К. Опыт работ по ЭРДУ на ксеноне нашел применение при разработке двигательных установок для связных КА типа УКП и "Ямал". Опыт технологических работ по натриевым тепловым трубам холодильника-излучателя ЯЭУ, внедренный при разработке теплонапряженного узла солнечной газотурбинной установки - солнечного приемника-аккумулятора, позволил создать мелкосерийное производство ниобий-натриевых термостатов для получения полупроводниковых монокристаллов, в частности монокристаллов германия для приборов ночного видения. Разработанная в РКК "Энергия" натрий-ниобиевая технология была внедрена также в электротехнической промышленности при термообработке, сварке и пайке металлокерамических узлов натриевой лампы, что позволило освоить бездефектное производство ламп и отказаться от закупки иностранной лицензии (завод "Армэлектросвет", Б.А. Тумасян).
Создание высоконапряженных теплотранспортных систем привело к успешному решению задачи интенсивного охлаждения элементов лазерной силовой оптики, что повысило порог оптической работоспособности лазерных зеркал технологического и специального назначения примерно в 100 раз. Работы по ЯЭУ и ЭРДУ проводились РКК "Энергия" в широкой кооперации организаций. Практически все работы по ТРП и теневой радиационной защите велись совместно с ФЭИ (И.Н. Родионов). В разработке проекта и
Основные характеристики ЭРТА
Масса ЭРТА, т	10-12
ЭРДУ:
удельный импульс тяги, кгсс/кг	3000-4000
суммарная тяга, кгс	0,55
ЯЭУ: мощность в транспортном режиме, кВт	150
мощность в режиме длительного энергообеспечения, кВт	10-40
ресурс в транспортном режиме, лет 1,5 ресурс в режиме длительного энергообеспечения, лет	10
"Сухая" масса ЯЭРДУ, т	7-7,5
Электроракетный двигатель на испытательном стенде
414
Разработка ядерных энергетических установок и ядерного электроракетного двигателя
конструкции головного реакторного блока ЯЭУ принимало участие НПО "Красная звезда" (ГМ. Грязнов). Разработка технологии, изготовление и поставка ЭГК и петлевых каналов осуществлялась ФЭИ, НИИ НПО "Луч" (И.И. Федик), Сухумским физико-техническим институтом (Р. Салуквадзе). В Институте ядерных исследований Украины (А.Ф. Приходько) и в Институте ядерной физики Казахстана (Ш.Ш. Ибрагимов) совместно с РКК "Энергия" на универсальных петлевых установках было проведено более 60 испытаний ЭГК. Исследования теплофизических свойств теплоносителей и рабочих тел ЯЭУ и ЭРДУ выполнены в Институте высоких температур (А.Е. Шейндлин). ЭПД мощностью до 25 кВт были разработаны и испытаны в ОКБ "Факел" (М.И. Шаламов) по техническому заданию РКК "Энергия". МГД-насосы для литий-ниобиевых контуров разрабатывали и изготавливали Институт физики (ИФ) АН Латвии (Н.Н. Кирка) и СКБ МГД (В.М. Фолифоров) в г. Рига. Базовые конструкционные материалы на основе ниобия, молибдена, монокристаллического вольфрама разработали ГИРЕДМЕТ (Э.П. Бочкарев), Подольский опытный химико-металлургический завод (Е.А. Юдин), Днепропетровский трубный опытно-экспериментальный завод (Я.Ф. Осада) совместно с РКК "Энергия". Технологию изготовления узлов и агрегатов из тугоплавких металлов - Институт сварки им. Е.О. Патона (Б.Е. Патон) и Институт проблем материаловедения (В.И. Трефилов) АН Украины. Проектно-исследовательские работы по обоснованию возможных областей применения ЯЭРДУ совместно с НПО "Энергия" выполнены НИИ ТП (В.Я. Лихушин) и ЦНИИМАШ (Ю.А. Мозжорин).
В разработке ЯЭУ и ЯЭРДУ, выборе, создании и исследовании характеристик высокотемпературных электродных и конструкционных материалов, создании производственно-технологической и испытательных баз, изготовлении и отработке узлов и агрегатов ЯЭУ и ЭРДУ принимали непосредственное участие В.П. Агеев, А.Ф. Алтухов, А.Г. Аракелов, Ю.А. Баканов, В.И. Бержатый, Ю.А. Бровальский, П.И. Быстров, Р.К. Воробьев, А.Ф. Геков, М.Г Глазунов, С.П. Гончаров, В.П. Грицаенко, В.К. Гришин, В.П. Демин, А.М. Долгопятов, А.М. Дынин, В.П. Ефимов, А.К. Какабадзе, А.С. Карнаухов, В.П. Кириенко, Е.М. Кирисик, И.Г. Князев, В.А. Королев, В.А. Корнилов, Ю.П. Ларионов, М.Н. Левин, Н.М. Липовый, А.Н. Лукьянов, О.И. Любимцев, В.А. Маевский, М.В. Мельников, В.А. Осадчий, В.Г. Островский, Н.Н. Петров, Л.З. Поляк, А.Н. Попов, Е.Л. Попова, И.И. Преснухин, И.И. Райков, Л.М. Решетько, В.В. Синявский, В.Я. Соболев, Ю.А. Соболев, В.А. Соловьев, Л.В. Соловьев, Б.С. Стечкин, Ю.И. Сухов, А.С. Титков, С.Р. Троицкий, Ю.П. Ушаков, Д.И. Шишов, В.Д. Юдицкий.
Группа сотрудников, работавших над энергетическими установками на ядерном топливе: в первом ряду А.Г. Аракелов, Н.П. Чернявский, Т.П. Воронина, А.И. Компанией, Ю.А. Соболев, М.В. Хасанова; во втором ряду В.Г. Смирнов, П.И. Соловьев, Н.Я. Серов, М.И. Зубков, И.И. Райков, M.K. Панин, М.В. Мельников, А.Ф. Алтухов, Л.И. Пушина; в третьем ряду Е.М. Кирисик, С.П. Семкин, ТВ. Арбузкина, В.К. Гришин, Н.В. Мурашко, В.И. Жимайлов, В.И. Чайкин, ТВ. Копытова, Л.А. Знак; в четвертом и пятом рядах Н.Я. Серов, Г.А. Шматов, А.П. Лобаков, И.А. Николаев, А.Н. Стыцина, С.Р. Троицкий, А.М. Долгопятов, В.И. Сергеев, В.И. Бержатый, В.П. Кашинкин, А.Г. Данилов, В.М. Мельников, В.М. Мазный
415