Газофазный ядерный реактивный двигатель

Из Википедии, бесплатной энциклопедии

Газофазный ядерный реактивный двигатель (ГЯРД) — концептуальный тип реактивного двигателя, в котором реактивная сила создаётся за счёт выброса теплоносителя (рабочего тела) из ядерного реактора, топливо в котором находится в газообразной форме или в виде плазмы. Считается, что подобные двигатели смогут достичь удельной тяги порядка 3000-5000 секунд (до 30-50 кН·с/кг, эффективные скорости истечения реактивной струи - до 30-50 км/с) и тяги, достаточной для относительно быстрых межпланетных полётов.

Перенос тепла от топлива к теплоносителю достигается в основном за счёт излучения, большей частью в ультрафиолетовой области спектра (при температурах топлива около 25 000 °C).

Исследования проблем создания ГЯРД разрабатывались в СССР и США в 1950—1980-е годы. В СССР эти работы проводились под руководством члена-корреспондента АН СССР В. М. Иевлева[1][2][3][4][5]. Теоретические работы в России продолжались и в 2010-х годах[6].


Варианты[править | править код]

«открытый цикл»

Газофазный ядерный реактивный двигатель можно рассматривать как реактор с жидким ядром, в котором быстрая циркуляция жидкости создает в центре реактора тороидальный пакет урана в состоянии плазмы, окруженный водородом . Таким образом, топливо не касается стенок реактора, и температура может повышаться даже до нескольких десятков тысяч градусов с удельными импульсами между 3000 и 5000 секундами. В этой базовой схеме («открытый цикл») было бы трудно контролировать потерю ядерного топлива.

Можно попытаться обойти эту проблему, сдерживая топливо деления магнитным путем, подобно слиянию топлива в токамаке. К сожалению, вряд ли эта компоновка действительно будет работать, чтобы сдержать топливо, поскольку отношение ионизации к импульсу частицы не является благоприятным. В то время как токамак обычно работал, чтобы содержать одиночно ионизованный дейтерий или тритий с массой в два или три дальтона, пары урана были бы в три раза ионизированы с массой 235 дальтон . Поскольку сила, приложенная магнитным полем, пропорциональна заряду на частице, а ускорение пропорционально силе, деленной на массу частицы, магниты, необходимые для содержания уранового газа, были бы непрактично большими; большинство таких конструкций были сфокусированы на топливных циклах, которые не зависят от сохранения топлива в реакторе.

схема реактора с замкнутым циклом. (ядерная «лампочка»)

Возможный вариант «замкнутого цикла» предусматривает удержание газообразного ядерного топлива при очень высоких температурах в кварцевом контейнере, вокруг которого протекает водород. Закрытый цикл будет больше похож на твердотельный реактор, но на этот раз предельная температура определяется критической температурой кварца, а не топливных стержней. Хотя он менее эффективен, чем открытый цикл, замкнутый контур может все еще иметь возможность генерировать импульсы между 1500 и 2000 секундами.

Теплообмен[править | править код]

При высоких температурах тепло передается преимущественно тепловым излучением (а не теплопроводностью). Однако водородный газ, используемый в качестве теплоносителя почти полностью прозрачен для этого излучения. Поэтому в большинстве концепций ракетного реактора считается необходимость в каком-либо «засеве» водорода непрозрачными твердыми или жидкими частицами. Частицы углерода (сажа- которая непрозрачна и остается твердой до 3915 К), является естественным выбором; однако углерод химически нестабилен в среде, богатой водородом, при высоких температурах и давлениях. Таким образом, предпочтительнее, частицы пыли или жидкие капли материала известного своей тугоплавкостью, такого как вольфрам (температура плавления 3695 К, точка кипения 6203 К) или карбид тантала гафния (температура плавления 4263 К). Эти частицы составят до 4% массы выхлопного газа, что значительно увеличит стоимость пропеллента и немного снизит удельный импульс ракеты.

Однако при температурах, необходимых для достижения определенного импульса 5000-7000 с, не останется твердого или жидкого материала (требуемая температура реактора будет составлять по меньшей мере 50 000—100 000 К), и пропеллент станет прозрачным; в результате большая часть тепла будет поглощаться стенками камеры. Это исключало бы использование ядерной тепловой ракеты с этим максимумом определенного импульса, если не обнаружено каких-либо других средств посева или передачи тепла на пропеллент.[7]

Управление[править | править код]

Контроль может быть выполнен либо путем изменения относительной или общей плотности делящегося топлива и пропеллента, либо путем управления внешними управляющими движущимися нейтронами.

См. также[править | править код]

Примечания[править | править код]

  1. ↑ Иевлев В. М. Некоторые результаты исследований по газофазному полостному ядерному реактору//Известия АН СССР. Энергетика и транспорт. 1977. № 6
  2. ↑ Центр Келдыша, 2003.
  3. ↑ Газофазный ядерный реактор. МФТИ, ФАКИ. обзор. Архивировано.
  4. ↑ Гурфинк, 1992.
  5. ↑ Интервью Владимира Фортова Валерию Чумакову Архивная копия от 15 ноября 2020 на Wayback Machine. «Физика прекрасна своей непредсказуемостью». «Научная Россия», интернет-портал. 15 ноября 2020 года. «Я попал в отдел к члену-корреспонденту АН СССР В.М. Иевлеву, инициатору программы создания ядерных ракетных двигателей и космических энергетических ядерных установок. Работы тогда велись в обстановке очень большой секретности. Как потом выяснилось, не только у нас, но и в США. Сейчас материалы по этому проекту рассекречены и у нас, и в Америке. Научная проблема, связанная с газофазным ядерным реактором, упиралась в то, что мы не знали свойств ядерного топлива, находящегося в экстремальном состоянии. Потому что речь шла о плазме урана под давлением около 150-500 атм. »
  6. ↑ Памяти Анатолия Абрамовича Павельева. И. Л. Иосилевский, В. Г. Лущик, А. И. Решмин. «ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГОУСТАНОВКИ С ЦИРКУЛИРУЮЩИМ ТОПЛИВОМ НА ОСНОВЕ ГЕКСАФТОРИДА УРАНА: РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ ГИДРОДИНАМИКИ И ТЕПЛООБМЕНА, ПРИЛОЖЕНИЯ, ПРОБЛЕМЫ И ПЕРСПЕКТИВЫ (ОБЗОР)». ИЗВЕСТИЯ РАН. МЕХАНИКА ЖИДКОСТИ И ГАЗА, 2018, номер 4, с.120-143.
  7. ↑ А. С. Дмитриев, В. А. Кошелев Космические двигатели будущего. Дата обращения: 25 ноября 2018. Архивировано 18 октября 2018 года.

Литература[править | править код]

  • Под ред. А. С. Коротеева. Ракетные двигатели и энергетические установки на основе газофазного ядерного реактора - М. «Машиностроение» - 2002 - ISBN 978-5-217-03145-0
  • АКИМОВ В.Н., КОРОТЕЕВ А.С., ГАФАРОВ А.А. и другие. Работы по ЯРД и ЯЭУ с газофазным реактором // Исследовательский центр имени М. В. Келдыша. 1933-2003 : 70 лет на передовых рубежах ракетно-космической техники. — М.: "Машиностроение", 2003. — С. 203-209. — 439 с. — ISBN 5-217-03205-7.
  • Mikhail Gurfink (Гурфинк Михаил). Gas core nuclear thermal rocket engine research and development in the former USSR (англ.) : Технический отчёт. — Idaho Falls, ID (United States): EG and G Idaho, Inc, 1992. — P. 1-65. — doi:10.2172/10147766.

Ссылки[править | править код]

Источник — https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Газофазный_ядерный_реактивный_двигатель&oldid=132936234