Ракета-реактор с газовым сердечником

Ракеты с газовым реактором представляют собой концептуальный тип ракеты, которая приводится в движение отработанным теплоносителем газообразного реактора деления . Активная зона ядерного реактора деления может быть газовой или плазменной . Они могут быть способны создавать удельные импульсы 3000–5000 с (30–50 кН·с/кг, эффективная скорость истечения 30–50 км/с) и тягу , достаточную для относительно быстрого межпланетного путешествия. Передача тепла рабочему телу ( топливу ) осуществляется за счет теплового излучения , в основном ультрафиолетового излучения газом деления , испускаемого при рабочей температуре около 25 000 °C.

Теория работы

Ядерные ракеты с газовым реактором могут обеспечить гораздо более высокий удельный импульс, чем ядерные ракеты с твердым сердечником, поскольку их температурные ограничения заключаются в структурных температурах сопла и стенок активной зоны, которые удалены от самых горячих областей газового ядра. Следовательно, ядерные газовые реакторы могут обеспечивать гораздо более высокие температуры топлива . Ядерные тепловые ракеты с твердым сердечником могут развивать более высокий удельный импульс, чем обычные химические ракеты, из-за низкой молекулярной массы водородного топлива, но их рабочие температуры ограничены максимальной температурой твердого ядра, поскольку температуры реактора не могут подняться выше самых низких температур его компонентов. температура плавления .

Благодаря гораздо более высоким температурам, которые достигаются за счет конструкции газовой активной зоны, она может обеспечить более высокий удельный импульс и тягу, чем большинство других традиционных ядерных конструкций. Это приводит к сокращению времени прохождения миссии для будущих астронавтов или увеличению доли полезной нагрузки. Также возможно использовать частично ионизированную плазму газового ядра для магнитогидродинамической генерации электричества , что впоследствии устраняет необходимость в дополнительном источнике питания.

Общие характеристики ядерного реактора

Все конструкции ракет с реакторами с газовым сердечником имеют некоторые общие свойства в активных зонах ядерных реакторов, и в большинстве конструкций используются одни и те же материалы. Ближайшая земная концепция проекта — газообразный реактор деления .

Ядерное топливо

топливо Делящееся обычно представляет собой высокообогащенные урановые таблетки или урансодержащий газ ( U-235 или U-233 ). Иногда требуется тетрафторид урана из-за его химической стабильности; пропеллентом обычно является водород .

Нейтронный замедлитель

Большинство реакторов с газовым сердечником окружены радиальной первой стенкой, способной выдержать основной удар экстремальных условий внутри активной зоны, герметичной оболочкой, удерживающей все вместе, и радиальным замедлителем нейтронов , обычно состоящим из оксида бериллия . Пропеллент также обеспечивает модерацию.

Теплоноситель реактора/Ракетное топливо

Водородное топливо охлаждает реактор и различные его конструктивные части. Водород сначала прокачивается через сопло, затем через стенки и обратно через область активной зоны. Как только он проходит через область ядра, водород исчерпывается. Если охлаждения от топлива недостаточно, внешние радиаторы необходимы . Температура внутреннего газового ядра в большинстве конструкций различается, но конструкции с самыми высокими удельными импульсами обычно имеют плазму делящегося газа, нагревающую топливо малой массы. Этот нагрев происходит в основном за счет излучения.

Теплопередача

При высоких температурах тепло передается преимущественно за счет теплового излучения (а не теплопроводности ). Однако газообразный водород, используемый в качестве топлива, почти полностью прозрачен для этого излучения. Поэтому в большинстве концепций ракет с реактором с газовым сердечником считается необходимым своего рода засев топлива непрозрачными твердыми или жидкими частицами. Частицы углерода [сажи] (который очень непрозрачен и остается твердым до 3915 К, точки его сублимации), кажутся естественным выбором; однако углерод химически нестабилен в среде, богатой водородом, при высоких температурах и давлениях. Таким образом, вместо углерода частицы пыли или капли жидкости такого материала, как вольфрам (температура плавления 3695 К, температура кипения 6203 К) или карбид тантала и гафния предпочтительны (температура плавления 4263 К, температура кипения при некоторой неизвестной более высокой температуре). Эти частицы будут составлять до 4% массы выхлопных газов, что значительно увеличит стоимость топлива и несколько снизит удельный импульс ракеты.

Однако при температурах, необходимых для достижения удельного импульса 5000–7000 с, ни твердый, ни жидкий материал не выживет (необходимая температура реактора будет не менее 50 000–100 000 К), а топливо станет прозрачным; в результате большая часть тепла будет поглощаться стенками камеры. Это исключило бы использование ядерной тепловой ракеты с таким высоким удельным импульсом, если не будут найдены другие способы затравки или передачи тепла к топливу.

Контроль

Управление может осуществляться либо путем изменения относительной или общей плотности делящегося топлива и топлива, либо путем использования внешних управляющих приводов, перемещающих барабаны-поглотители нейтронов или радиальный замедлитель.

Открытый цикл против закрытого цикла

Существует два основных варианта ракеты-реактора с газовым сердечником: конструкции открытого цикла , которые не содержат топливо внутри корпуса, и конструкции замкнутого цикла , которые содержат активную зону газовой реакции внутри твердой конструкции.

Проекты открытого цикла

Недостатком открытого цикла является то, что топливо может уйти вместе с рабочим телом через сопло до того, как оно достигнет значительных степеней выгорания. Таким образом, для проектов с открытым циклом требуется найти способ ограничить потери топлива. Если не полагаться на внешнюю силу (например, магнитные силы, ускорение ракеты), единственный способ ограничить смешивание топлива с топливом - это гидродинамика потока . Другая проблема заключается в том, что радиоактивный выброс из сопла делает конструкцию совершенно непригодной для работы в атмосфере Земли.

Преимущество конструкции с открытым циклом заключается в том, что она может достигать гораздо более высоких рабочих температур, чем конструкция с замкнутым циклом, и не требует экзотических материалов, необходимых для подходящей конструкции с замкнутым циклом.

Гидродинамика потока в конструкциях открытого цикла

Форма ядра делящегося газа может быть цилиндрической , тороидальной или противоточной тороидальной . Поскольку существуют проблемы, связанные с потерей делящегося топлива при использовании цилиндрической и тороидальной конструкции, основным источником исследований является противоточная геометрия тороидального газового сердечника. Противоточный тороид является наиболее перспективным, поскольку он обладает лучшей стабильностью и теоретически предотвращает смешивание делящегося топлива и топлива более эффективно, чем вышеупомянутые концепции. В этой конструкции делящееся топливо хранится в основном в рециркуляционном пузыре, стабилизированном базовым впрыском, за счет гидродинамического удержания. В большинстве конструкций для удобства моделирования используется цилиндрическая стенка газового сердечника. Однако предыдущие испытания на холодную текучесть показали, что гидродинамическую герметизацию легче достичь при сферической конструкции внутренней стенки.

Формирование топливного вихря является сложным. По сути, все сводится к обтеканию формы снаряда с тупым основанием. Вихрь образуется путем размещения полупористой стенки перед желаемым местом топливного вихря, но по бокам остается место для водородного топлива. Затем топливо закачивается внутрь полости реактора по кольцевой входной зоне. Затем за полупористой стенкой образуется мертвое пространство; за счет вязких и поперечных сил развивается встречное тороидальное вращение. Как только вихрь развивается, делящееся топливо можно впрыскивать через полупористую пластину, чтобы довести реактор до критического состояния. Формирование и расположение топливного вихря теперь зависит от количества делящегося топлива, которое просачивается в систему через полупористую стенку. Когда больше топлива попадает в систему через стенку, вихрь движется дальше вниз по потоку. Когда просачивается меньше жидкости, вихрь движется дальше вверх по течению. Конечно, расположение выше по течению ограничено размещением полупористой стенки .

Конструкции замкнутого цикла

Замкнутый цикл выгоден тем, что его конструкция практически исключает потери топлива, но необходимость физической стенки между топливом и топливом затрудняет поиск материала с чрезвычайно оптимизированными характеристиками. Необходимо найти среду, прозрачную для широкого диапазона гамма-энергий, но способную противостоять радиационной среде, присутствующей в реакторе, в частности, бомбардировке частицами из близлежащих реакций деления. Этот поток частиц может привести к распылению и возможной эрозии стенок.

Одна конструкция ракеты с газовым сердечником замкнутого цикла (часто называемая ядерной лампочкой ) содержит расщепляющийся газ в кварцевой оболочке, отдельной от топлива. Сначала водородный теплоноситель проходит через сопло и внутрь стенок кварцевого корпуса для охлаждения. Затем охлаждающая жидкость течет по внешней стороне кварцевого топливного кожуха. Поскольку делящийся газ будет непосредственно контактировать со стенками, рабочая температура не такая высокая, как в других конструкциях, поскольку стенки в конечном итоге исчезнут .

Магнитное удержание

Если не учитывать внешнюю силу, гидродинамическое сдерживание — единственный способ увеличить время пребывания топлива в реакторе. Однако можно задаться вопросом, почему, если исключить внешнюю силу, нельзя ли использовать магнитное удержание, поскольку топливо будет сильно ионизировано (в три или четыре раза ионизировано), в то время как топливо ионизировано лишь частично? Чтобы ответить на этот вопрос, нужно немного разобраться в магнитном удержании плазмы. Ключевым параметром, представляющим интерес для магнитного удержания, является отношение кинетического давления к магнитному давлению β.

При β<1 возможно магнитное удержание (большинство термоядерных схем имеют β, близкое к 0,05). Однако давление в ракете с газовым сердечником намного выше, чем давление в термоядерных устройствах, примерно 1000 атм (100 МПа ). Для этих давлений необходимая напряженность магнитного поля близка к 16 Тесла только для того, чтобы получить β = 1. Для магнитного поля такой величины технология , необходима сверхпроводящая и добавленная масса такой системы будет вредной. Кроме того, даже при β<1 резистивная диффузия приведет к почти немедленному коллапсу топливного сердечника, если только β<<1, что потребует еще большего магнитного поля.

Однако, поскольку топливо и топливо могут находиться под одинаковым давлением, магнитное поле может удерживать топливо, просто препятствуя конвективному смешиванию с топливом, и не будет играть никакой роли в поддержании давления в камере реактора: давление топлива не имеет отношение к расчету β. Поскольку ситуация совершенно не похожа на ситуацию с удержанием термоядерной плазмы в вакууме, необходимая напряженность магнитного поля для удержания топлива деления должна оцениваться на основе магнитогидродинамических соображений (в частности, подавления турбулентного перемешивания).

Влияние ускорения ракеты

Еще одним важным аспектом GCR является влияние ускорения ракеты на удержание топлива в топливном пузыре. Ускорение ракеты всего 0,001 г (10 мм/с²) приведет к тому, что эффекты плавучести уменьшат удержание активной зоны на 35%, если все остальные скорости потока будут оставаться постоянными с момента запуска при нулевой гравитации. В конечном счете, потоки топлива и топлива придется дросселировать до тех пор, пока ракета не достигнет своего рода устойчивого состояния.

Нейтронные соображения

Поскольку в любом таком реакторе с газовым сердечником будут присутствовать крутые градиенты температуры, необходимо учитывать несколько последствий для нейтроники. Реактор с газовой активной зоной открытого цикла (OCGCR) обычно представляет собой тепловой/надтепловой реактор. Большинство типов OCGCR требуют внешнего замедления из-за крутых градиентов температуры внутри газового ядра. Нейтроны, рожденные в топливной области, относительно беспрепятственно перемещаются к внешнему замедлителю, где некоторые из них термализуются и отправляются обратно в газовое ядро. Однако из-за высоких температур активной зоны на обратном пути нейтроны рассеиваются вверх в топливной области, что приводит к значительному отрицательному значению мощности реактора. Для достижения критичности этот реактор работает при очень высоком давлении, а внешняя радиальная стенка состоит из какого-то замедлителя, обычно оксида бериллия. Замедление также может быть достигнуто за счет введения замедляющих частиц в потоки топлива или ракетного топлива, но при этом преимущества нейтронной физики сводятся на нет из-за потери характеристик ракеты.

Краткое описание технологии и перспективы

Ракета с газовым сердечником открытого цикла имеет множество уникальных конструктивных особенностей, которые делают ее серьезным конкурентом другим предлагаемым двигателям для межпланетных миссий. Из-за необходимости иметь прозрачную стенку внутри реактора для концепции замкнутого цикла, выгода от перехода к газовой активной зоне с твердой активной зоны практически сведена на нет. Высокий удельный импульс и большая тяга, возможные для OCGCR, соответствуют более короткому времени миссии и более высокой доле полезной нагрузки. Однако в его конструкции присутствует множество технических проблем и неизвестных. Кроме того, любое испытание системы, проводимое на Земле, будет проводиться в гравитационном поле силой 1 g , что приведет к появлению эффектов плавучести внутри газового ядра.

Из-за невозможности провести живое тестирование на Земле исследования сосредоточены в первую очередь на компьютерном моделировании такой системы. Ранее упоминалось, что удельный импульс может достигать и превышать 3000 с. Однако результаты компьютерного моделирования указывают на то, что это число несколько оптимистично. Когда Д. Постон более полно смоделировал теплогидравлику для типичной ракеты с стабилизированным базовым впрыском и рециркуляцией пузырькового газа, удельный импульс упал с> 3000 с до <1500 с. Считается, что в базовой концепции ракеты с пузырьковым газовым сердечником со стабилизированным впрыском и рециркуляцией некоторый дополнительный метод удержания топлива будет полезен. Как упоминалось ранее, полностью полагаться на магнитное сдерживание топливного пузыря пока непрактично. Однако магнитное поле может способствовать сдерживанию или подавлению турбулентности, которая может привести к смешиванию топлива с топливом.

Таким образом, основные области будущих исследований такого OCGCR будут сосредоточены на предотвращении смешивания топлива и топлива в максимально возможной степени. Хотя в этой статье основное внимание уделяется обогащенному урану в качестве топлива и водороду в качестве топлива, это, возможно, не оптимальный выбор ни для того, ни для другого. Другие виды топлива, такие как плутоний, и другие виды топлива, включая гелий или даже гелий-3, также рассматривались и в определенных ситуациях дают преимущества.

См. также

Ссылки

Тод, Ле; Клайн, MC; Хоу, SD (июль 1998 г.). «Вихреобразование и устойчивость в масштабной конфигурации ядерной ракеты с газовым сердечником». Журнал движения и мощности . 14 (4): 530–536. дои : 10.2514/2.5310 .
Постон, Дэвид И.; Каммаш, Терри (январь 1996 г.). «Вычислительная модель ядерной ракеты с газовым сердечником открытого цикла». Ядерная наука и инженерия . 122 (1): 32–54. Бибкод : 1996NSE...122...32P . дои : 10.13182/NSE96-A28546 . ОСТИ 201333 .
Сфорца, премьер-министр; Креши, Р.Дж. (31 мая 1997 г.). Топливосберегающая гидродинамическая защитная оболочка для ракетной двигательной установки реактора деления с газовой активной зоной (Отчет). дои : 10.2172/510312 . ОСТИ 510312 .
Инновационный институт ядерной космической энергетики и двигательной активности. (последний доступ: 16 апреля 2004 г.). Реакторы с газовым сердечником. [Онлайн] доступно: https://web.archive.org/web/20051115182102/http://www.inspi.ufl.edu/research/gcr/index.html .
Стив Хоу, «Ядерные ракетные технологии». Доступна онлайн-копия: Интернет-архив, 2008 г.
Саху, Джубарадж; Нитубич, Чарльз Дж.; Стегер, Джозеф Л. (сентябрь 1985 г.). «Расчеты Навье-Стокса донного потока снаряда с впрыском массы и без него». Журнал АИАА . 23 (9): 1348–1355. Бибкод : 1985AIAAJ..23.1348S . дои : 10.2514/3.9091 .
Коротеев Анатолий; Сын Эдвард (8 января 2007 г.). «Разработка ядерного газового реактора в России» (PDF) . 45-я встреча и выставка AIAA по аэрокосмическим наукам . дои : 10.2514/6.2007-35 . ISBN 978-1-62410-012-3 . Архивировано из оригинала (PDF) 30 сентября 2007 года . Проверено 11 октября 2017 г.
Бассар, Р.В., ДеЛауэр, Р.Д. (1965), Основы ядерного полета, МакГроу-Хилл, ISBN 0-07-009300-8

Внешние ссылки

«Открытие следующего рубежа» , Энтони Тейт, архивная копия сайта Nuclearspace.com
Краткое изложение неклассических ядерных систем поколения IV // Дорожная карта поколения IV, сессия II, Зимняя встреча ANS, Рино, Невада, 13 ноября 2001 г.