Твёрдофазный ядерный реактивный двигатель. Термоядерный реактивный двигатель

Импульсный термоядерный ракетный двигатель Википедия

Термоядерный ракетный двигатель (ТЯРД) — перспективный ракетный двигатель для космических полётов, в котором для создания тяги предполагается использовать истечение продуктов управляемой термоядерной реакции или рабочего тела, нагретого за счёт энергии термоядерной реакции.

Принцип работы и устройство ТЯРД

В настоящее время предложены 2 варианта конструкции ТЯРД :

ТЯРД на основе термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы

В первом случае принцип действия и устройство ТЯРД выглядят следующим образом: основной частью двигателя является реактор, в котором происходит управляемая реакция термоядерного синтеза. Реактор представляет собой полую «камеру» цилиндрической формы, открытую с одной стороны, т. н. установку термоядерного синтеза схемы «открытая ловушка» (также именуемую «магнитная бутылка» или пробкотрон). «Камера» реактора вовсе не обязательно (и даже нежелательно) должна быть цельно-герметичной, скорее всего она будет представлять собой легкую размеростабильную ферму, несущую катушки магнитной системы. В настоящее время наиболее перспективной считается схема т. н. «амбиполярного удержания» или «магнитных зеркал» (англ. tandem mirrors), хотя возможны и другие схемы удержания: газодинамические ловушки, центробежное удержание, обращенное магнитное поле (FRC). По современным оценкам, длина реакционной «камеры» составит от 100 до 300 м при диаметре 1-3 м. В камере реактора создаются условия, достаточные для начала термоядерного слияния компонентов выбранной топливной пары (температуры порядка сотен миллионов градусов, факторы критерия Лоусона). Термоядерное топливо — предварительно нагретая плазма из смеси топливных компонентов — подаётся в камеру реактора, где и происходит постоянная реакция синтеза. Генераторы магнитных полей (магнитные катушки той или иной конструкции), окружающие активную зону, создают в камере реактора поля большой напряжённости и сложной конфигурации, которые удерживают высокотемпературную термоядерную плазму от соприкосновения с конструкцией реактора и стабилизируют происходящие в ней процессы. Зона термоядерного «горения» (плазменный факел) формируется по продольной оси реактора. Полученная плазма, направляемая магнитными управляющими системами, истекает из реактора через сопло, создавая реактивную тягу.

Следует отметить возможность многорежимности ТЯРД. Путём впрыска в струю плазменного факела относительно холодного вещества можно резко повысить общую тягу двигателя (за счет снижения удельного импульса), что позволит кораблю с ТЯРД эффективно маневрировать в гравитационных полях массивных небесных тел (например больших планет) где зачастую требуется большая общая тяга двигателя. По общим оценкам, ТЯРД такой схемы может развивать тягу от нескольких килограммов вплоть до десятков тонн при удельном импульсе от 10 тыс. сек до 4 млн. сек. Для сравнения, показатель удельного импульса наиболее совершенных химических ракетных двигателей — порядка 450 сек.

ТЯРД на основе систем инерционного синтеза (импульсный термоядерный реактор)

Двигатель второго типа — инерционный импульсный термоядерный двигатель. В реакторе такого двигателя управляемая термоядерная реакция проходит в импульсном режиме (доли мкс с частотой 1-10Гц), при периодическом обжатии и разогреве микромишеней (топливных «таблеток»), содержащих термоядерное топливо. Первоначально предполагалось использовать лазерно-термоядерный двигатель (ЛТЯРД). Такой ЛТЯРД предлагался, в частности, для межзвёздного автоматического зонда в проекте «Дедал». Его основой и был реактор, работающий в импульсном режиме. В сферическую камеру реактора подаётся топливная таблетка с термоядерным топливом (например, дейтерий и тритий) — сложная конструкция сфер из смеси замороженных топливных компонентов в оболочке диаметром несколько миллиметров. На внешней части камеры находятся мощные — порядка сотен тераватт — лазеры, наносекундный импульс излучения которых через оптически прозрачные окна в стенах камеры попадает на топливную таблетку. При этом на поверхности топливной таблетки создается зона с температурой более 100 млн. градусов при давлении в миллионы атмосфер — условия, достаточные для начала термоядерной реакции. Происходит термоядерный микровзрыв мощностью в несколько сотен килограммов в тротиловом эквиваленте. Частота таких взрывов в камере в проекте «Дедал» — порядка 250 в секунду, что требовало подачи топливных мишеней со скоростью более 10 км/с при помощи электромагнитной пушки. Расширяющаяся плазма вытекает из открытой части камеры реактора через сопло соответствующей конструкции, создавая реактивную тягу. На сегодняшний день уже теоретически и практически доказано, что лазерный метод обжатия/разогрева топливных таблеток — тупиковый путь: невозможно построить лазеры такой мощности с достаточным ресурсом. Поэтому в настоящее время для инерциального синтеза рассматривается вариант с ионно-пучковым обжатием/нагревом топливных таблеток, как более эффективный, компактный и с гораздо большим физическим ресурсом. Тем не менее, в Ливерморской национальной лаборатории имени Эрнеста Лоуренса с 2013 года более четырёх раз в процессе экспериментов на 192 лазерной установке National Ignition Facility получили энергии больше, чем было затрачено для инициации реакции [1].

Однако есть мнение, что инерционно-импульсный ТЯРД получится слишком громоздким из-за очень больших циркулирующих в нём мощностей при худших, чем у ТЯРД с магнитным удержанием, удельном импульсе и тяге, что вызвано импульсно-периодическим характером его действия. Идеологически к ТЯРД на инерционно-импульсном принципе примыкают взрыволёты на термоядерных зарядах типа проекта «Орион».

Типы реакций и термоядерное топливо

ТЯРД может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива. В частности, на настоящее время принципиально осуществимы следующие типы реакций:

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

2H + 3H = 4He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты относительно дёшевы. Недостаток её — весьма большой выход нежелательной (и бесполезной для прямого создания тяги) нейтронной радиации, уносящей большую часть выходной энергии реакции и, как следствие, резко снижающей КПД двигателя. Тритий радиоактивен, период его полураспада — около 12 лет. То есть долговременное хранение трития невозможно. В то же время, возможно окружить дейтериево-тритиевый реактор оболочкой, содержащей литий: последний, облучаясь нейтронным потоком, превращается в тритий, что в известной степени замыкает топливный цикл, поскольку реактор работает в режиме размножителя (бридера). Таким образом, топливом для D-T-реактора фактически служат дейтерий и литий.

Реакция дейтерий + гелий-3

2H + 3He = 4He + p. при энергетическом выходе 18,3 МэВ

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, редкий и чрезвычайно дорогой изотоп. В промышленных масштабах на настоящее время не производится. Кроме того, что энергетический выход этой реакции выше, чем у D-T-реакции, она имеет следующие дополнительные преимущества:

Сниженный нейтронный поток (реакцию можно отнести к «безнейтронным»),
Меньшая масса радиационной защиты,
Меньшая масса магнитных катушек реактора.

При реакции D-3He в форме нейтронов выделяется всего около 5% мощности (против 80% для D-T). Около 20% выделяется в форме рентгеновского излучения. Вся остальная энергия может быть непосредственно использована для создания реактивной тяги. Таким образом, реакция D-3He намного более перспективна для применения в реакторе ТЯРД.

Другие виды реакций

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо) D + D —> 3He + n при энергетическом выходе 3,3 МэВ, и

D + D —> T + p+ при энергетическом выходе 4 МэВ. Нейтронный выход в этой реакции весьма значителен.

Возможны и некоторые другие типы реакций:

p + 6Li → 4He (1,7 MeV) + 3He (2,3 MeV) 3He + 6Li → 2 4He + p + 16,9 MeV p + 11B → 3 4He + 8,7 MeV

Нейтронный выход в указанных выше реакциях отсутствует.

Выбор топлива зависит от многих факторов — его доступность и дешевизна, энергетический выход, лёгкость достижения потребных для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и прочее. Наиболее перспективны для осуществления ТЯРД так называемые «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и не может быть использован для создания тяги. Кроме того, нейтронная радиация порождает наведённую радиоактивность в конструкции реактора и корабля, создавая ещё одну опасность для экипажа. Реакция дейтерий-гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.В настоящее время предложена ещё одна концепция ТЯРД — с использованием малых количеств антиматерии в качестве катализатора термоядерной реакции.

История, современное состояние и перспективы разработок ТЯРД

Идея создания ТЯРД появилась практически сразу после осуществления первых термоядерных реакций (испытаний термоядерных зарядов). Одной из первых публикаций по теме разработки ТЯРД явилась изданная в 1958 году статья Дж. Росса. В настоящее время ведутся теоретические разработки таких видов двигателей (в частности, на основе лазерного термоядерного синтеза) и в целом — широкие практические исследования в области управляемого термоядерного синтеза. Существуют твёрдые теоретические и инженерные предпосылки для осуществления такого типа двигателя в обозримом будущем. Исходя из расчетных характеристик ТЯРД, такие двигатели смогут обеспечить создание скоростного и эффективного межпланетного транспорта для освоения Солнечной системы. Однако реальные образцы ТЯРД на момент 2017 года ещё не созданы.

См. также

Ссылки

wikiredia.ru

Твёрдофазный ядерный реактивный двигатель — Традиция

Материал из свободной русской энциклопедии «Традиция»

Первый советский ядерный ракетный двигатель РД-0410

Твёрдофа́зный я́дерный реакти́вный дви́гатель (ТфЯРД) — реактивный двигатель, в котором используется в качестве основного источника энергии высокотемпературный атомный реактор канального типа, в котором за счёт теплоносителя (водород, гелий и др) происходит съём тепла и образование реактивной струи сжатого, раскалённого газа. В отличие от радиоизотопных ракетных двигателей режим энерговыделения в ТфЯРД поддаётся глубокому регулированию.

Работы по ТфЯРД в США[править]

История ТЯРД начинается в США в 50-е годы. В те времена в Америке появилась идея практической демонстрации осуществимости ядерного реактивного двигателя которая получила название «Ровер». В 1954-1955 гг. группа заинтересованных американских учёных Лос-Аламосской лаборатории подготовила доклад об осуществимости этого двигателя на основании ряда опытов и исследований. В следствие этого доклада КАЭ США приняла оффициальное решение о планировании работ по ядерному ракетному двигателю, и созданию действующего образца такого двигателя. Весь объём работ был поручен Лос-Аламосской научной лаборатории и Радиационной лаборатории в Ливерморе при Калифорнийском университете. В 1956 году, после скрупулёзного рассмотрения проделанной работы, все исследования Радиационной лаборатории были направленны на создание прямоточного ядерного реактивного двигателя по проекту «Плуто». В начале 1957 года было определено окончательное направление работ Лос-Аламосской лаборатории, и принято решение по строительству графитового ядерного реактора с диспергированным в графите урановым горючим. Созданный в этом направлении реактор «Киви-А» был испытан в 1959 году 1-го июля. Помимо строительства реактора Лос-Аламосская лаборатория вела полным ходом работы по строительству специального испытательного полигона в Неваде, а также выполняла ряд специальных заказов ВВС США в смежных областях (разработка отдельных узлов ТЯРД). По поручению Лос-Аламосской лаборатории все специальные заказы на изготовления отдельных узлов осуществляли фирмы: «Аэроджет дженерал», отделение «Рокетдайн» фирмы «Норс-америкен авиэйшн». Летом 1958 года весь контроль за выполнением программы «Ровер» перешёл от ВВС США к вновь организованному Национальному управлению по аэронавтике и космосу (НАСА). В результате специального соглашения между КАЭ и НАСА в середине лета 1960 года было образовано Управление космическими ядерными двигателями под руководством Г. Фингера, которое и возглавило программу «Ровер» в дальнейшем. Полученные результаты шести «горячих испытаний» ядерных реактивных двигателей оказались весьма обнадёживающими, и в начале 1961 года был подготовлен доклад об испытаниях реактора (RJFT) в полёте. Затем в середине 1961 года стартовал проект «Нерва» (применение ядерного двигателя для космических ракет). В качестве генерального подрядчика была выбрана фирма «Аэроджет дженерал», а в качестве субподрядчика отвечающего за строительство реактора фирма «Вестингауз».

Работы по ТфЯРД в СССР[править]

В Советском Союзе разработка и проектирование первых ТЯРД проводилось во второй половине 50-х годов. Проведение работ производилось КБ главных конструкторов А.М. Люльки, С.А. Лавочкина, В.М. Мясищева, М.М. Бондарюка, В.П. Глушко совместно с рядом научно-исследовательских институтов - НИИТП, ЦИАМ, ИАЭ, ВНИИНМ, СФТИ и др. Летом 1959 года сотрудники НИИТП В.М. Иевлев и Ю.А. Трескин представили доклад о постановке эксперимента на исследовательском реакторе ИГР, первый пуск которого состоялся в 1961 году. Конструкции сборки совершенствовались, и уже в 1975-1989 гг. на новом реакторе ИВГ-1 была выполнена отработка тепловыделяющих сборок на ресурс в форсированном режиме при температурах до 3100 К (до 2827°С) и теплонапряжении реакторного объёма до 20 кВт/см3 (на порядок выше, чем в США). На стендовом реакторе минимальной размерности (ИРГИТ) проводились контрольные пуски при мощности до 60 МВт и температуре до 2650 К (2377°С). В отличие от американцев российские ученые использовали наболее экономичные и эффективные испытания отдельных тепловыделяющих элементов в исследовательских реакторах. Весь комплекс произведённых работ в 70-80-е годы позволило в КБ «Салют», КБ химавтоматики, ИАЭ, НИКИЭТ и НПО «Луч» (ПНИТИ) разрабатывать различные проекты космических ЯРД и гибридных ядерных энергодвигательных установок. В КБ химавтоматики при научном руководстве НИИТП (за элементы реактора отвечали ФЭИ, ИАЭ, НИКИЭТ, НИИТВЭЛ, НПО «Луч», МАИ) создавались ЯРД РД 0411 и ядерный двигатель минимальной размерности РД 0410 тягой 40 и 3,6 т соответственно. В результате были изготовлены реактор, «холодный» двигатель и стендовый прототип для проведения испытаний на газообразном водороде. В отличие от американского, с удельным импульсом не больше 8250 м/с, советский ТЯРД за счет применения более жаростойких и совершенных по конструкции тепловыделяющих элементов и высокой температуры в активной зоне имел этот показатель равным 9100 м/с и выше. Стендовая база для испытаний ТЯРД объединенной экспедиции НПО «Луч» размещалась в 50 км юго-западнее г. Семипалатинск-21. Она начала работать в 1962 году. В 1971-1978 гг. на полигоне испытывались натурные тепловыделяющие элементы прототипов ЯРД. При этом отработанный газ поступал в систему закрытого выброса. Стендовый комплекс для полноразмерных испытаний ядерных двигателей «Байкал-1» находится в 65 км к югу от г. Семипалатинск-21. С 1970 по 1988 год проведено около 30 «горячих пусков» реакторов. При этом мощность не превышала 230 МВт при расходе водорода до 16,5 кг/сек и его температуре на выходе из реактора 3100 К. Все запуски прошли успешно, безаварийно, и по плану. В настоящее время подобные работы на полигоне прекращены, хотя оборудование поддерживается в относительно работоспособном состоянии. Стендовая база НПО «Луч» - единственный в мире экспериментальный комплекс, где можно без значительных финансовых и временных затрат проводить испытания элементов реакторов ЯРД. Не исключено, что возобновление в США работ по ТЯРД для полетов к Луне и Марсу в рамках программы «Космическая исследовательская инициатива» с планируемым участием в них специалистов России и Казахстана приведет к возобновлению деятельности семипалатинской базы и осуществлению «марсианской» экспедиции в 2020-е годы.

Советский ТЯРД РД-0410 — единственный работающий и надёжный промышленный ядерный ракетный двигатель в мире
Схема устройства американского ТЯРД (По программе NERVA)(1- Основание бака с жидким водородом, 2- Шары-баллоны,
Американский твёрдофазный ядерный реактивный двигатель ХЕ Prime на испытательном стенде (1968.г)
Первый американский ТЯРД KIWI-A установленный на испытательном стенде (Полигон в шт. Невада).
Американский твёрдофазный ядерный реактивный двигатель (Проект NERVA (Nuclear Engine for Rocket Vehicle Application)
Огневые испытания ТЯРД KIWI-A (Полигон в шт. Невада).
Схема устройства ТЯРД (1- Жидкий водород из бака, 2- Насос, 3- Турбина, 4- Выхлопные сопла турбонасоса, 5- Трубопровод системы охлаждения сопла (внутри трубопровода течет водород), 6- Сопло двигателя, 7- Отбор 3% расхода рабочего вещества (водорода) из реактора, 8- Радиационная защита, 9- Клапан регулирования мощности турбины.)
Устройство советского твёрдофазного ядерного ракетного двигателя РД-0410

Основные характеристики[править]

Удельный импульс на водороде: 910 — 980 сек (теор.до 1200 сек).
Скорость истечения рабочего тела (водород): 9100 — 9800 м/сек.
Достижимая тяга: до сотен и тысяч тонн.
Максимальные рабочие температуры: 2500-3000°C.
Ресурс работы: до нескольких тысяч часов (периодическое включение).

Основные характеристики ядерных реакетных двигателей и экспериментальных сборок СССР и США:

Страна-изготовитель Двигатель Тяга (Thrust) в вакууме, кН/(тонн) Удельный импульс, сек Работа проекта, год

США	NPS-2
США	Nerva 12 GW				1959
США	RN-6
СССР	РД-0410	35,3 (3,53 тонн)	910		1965-94
СССР	РД-410	68 (6,8 тонн)			1960
США	Nerva Alpha	71,7 (7,17 тонн)	860		1972
СССР	ЯРД-2200	81 (8,1 тонн)			1962-69
США	Nerva Gamma	81 (8,1 тонн)	975		1972
СССР	ЯРД тип A	177 (17,7 тонн)	900		1963
СССР	ЯРД тип AФ	196 (19,6 тонн)	950		1963
США	Nerva	266 (26,6 тонн)	800		1968
США	Nerva NTR	333,4 (33,34 тонн)	925		1991
СССР	РО-31	392 (39,2 тонн)			1967
СССР	ЯРД тип V-B	392 (39,2 тонн)	900		1963
СССР	ЯРД тип V	392 (39,2 тонн)	900		1963
СССР	РД-0411	392 (39,2 тонн)	900		1965-94
США	Timberwind 45	441,3 (44,13 тонн)	1000		1992
США	Timberwind 75	735,5 (73,55 тонн)	1000		1992
США	Nerva 2	867,4 (86,74 тонн)	825		1950-74
СССР	РД-600	1 960 (196 тонн)	2000	Газофазный	1962-70
США	Timberwind 250	2 451,6 (245,16 тонн)	1000		1992
США	Nuclear 12 Gw	2 892 (289,2 тонн)	830		1960
США	Nuclear 14 Gw	3 334 (333,4 тонн)	830		1960
США	NERVA 1mlbf	8 963 (896,3 тонн)	850		1963
США	NERVA/Lox Mixed Cycle	24 126 (2412,6 тонн)	810		1963

Принцип работы[править]

ТЯРД по своему принципу работы представляет собой высокотемпературный реактор-теплообменник, в который вводится рабочее тело (жидкий водород) под давлением, и по мере его разогрева до высоких температур (свыше 3000°С) выбрасывается через охлаждаемое сопло. Регенерация тепла в сопле очень выгодна, так как позволяет значительно быстрее разогревать водород и утилизируя значительное количество тепловой энергии повысить удельный импульс до 1000 сек (9100— 9800 м/с).

Топливо (ядерное горючее)[править]

В качестве высокоэффективных топливных композиций ТЯРД применяется сплошное карбидное горючее: сплавы карбида урана с карбидом ниобия, карбидом циркония, карбидом тантала. Максимальное содержание монокарбида урана в карбидном горючем не превышает 50% (мол) так как необходимо чтоб горючее имело температуру плавления свыше 3200°С. В случае понижения содержания карбида урана в горючем до 40-20% (мол) температура плавления горючего увеличивается на сотни градусов, и появляется возможность увеличить и температуру нагреваемого рабочего тела, и соответственно удельный импульс. Наиболее высокотемпературной топливной композицией в настоящее время считается сплав монокарбида урана с карбидом тантала (3650°С (20% монокарбида урана)), 3700°С (10% монокарбида урана)), которые позволяют при меньшем общем энергозапасе горючего обеспечить нагрев рабочего тела до 3300°С - 3500°С. Исследованные композиции монокарбида урана с карбидом гафния оказались пока бесперспективны (несмотря на ещё более высокую температуру плавления) так как гафний входящий в состав сплава обладает существенным сечением захвата тепловых нейтронов, и это его свойство сводит на нет применение такого горючего.

Зависимость теоретической удельной тяги от молекулярного веса рабочего тела и температуры в камере сгорания (реакторе). 1 — область соверемнных ЖРД, 2 — область водорода и гелия.

В качестве рабочего тела в ТЯРД применяется жидкий водород с дополнительно вводимыми функциональными добавками (гексан, гелий) как наиболее эффективный теплоноситель позволяющий достичь высоких значений удельного импульса. Помимо водорода может быть использован гелий, аргон и другие инертные газы. Но в случае применения гелия резко падает достижимый удельный импульс (в два раза) и резко возрастает стоимость теплоносителя. Аргон существенно дешевле гелия и может быть применён в ТЯРД, но его теплофизические свойства намного уступают гелию и тем более водороду (в 4 раза меньший удельный импульс). Более тяжёлые инертные газы из-за еще более худших теплофизических и экономических (высокая стоимость) показателей не могут быть применены в ТЯРД. Применение в качестве рабочего тела аммиака в принципе возможно, но при высоких температурах атомы азота образующегося при распаде аммиака вызывают высокотемпературную коррозию элементов ТЯРД. Кроме того достижимый удельный импульс настолько мал что уступает некоторым химическим топливам. В целом применение аммиака нецелесообразно. Использование углеводородов в качестве рабочего тела также возможно, но из всех углеводородов может быть применён только метан ввиду наибольшей стабильности. Углеводороды в большей степени показаны как функциональные добавки к рабочему телу. В частности добавка гексана к водороду улучшает работу ТЯРД в ядерно-физическом отношении и увеличивает ресурс работы карбидного топлива.

Сравнительные характеристики рабочих тел ЯРД

Рабочее тело Плотность, г/см3 Удельная тяга (при указанных температурах в камере нагрева, °К), сек 1920 2760 3590 4420 5250

Водород	0,071 (жидк)	638	774	905	1060	1235
Гелий	0,29 (жидк)	401	481	550	610	664
Аммиак	0,682 (жидк)	312	376	438	507	587
Вода	1,000 (жидк)	226	276	нет.данн	нет.данн	нет.данн

(Примечание: Давление в камере нагрева 45,7 атм, расширение до давления 1 атм при неизменном химическом составе рабочего тела)

Основным приемуществом ТЯРД перед химическими ракетными двигателями является получение более высокого удельного импульса, значительный энергозапас, компактность системы и возможность получения очень большой тяги (десятки, сотни и тысячи тонн в вакууме. В целом удельный импульс достигаемый в вакууме больше чем у отработанного двухкомпонентного химического ракетного топлива (керосин-кислород, водород-кислород) в 3-4 раза, а при работе на наивысшей теплонапряжённости в 4-5 раз. В настоящее время в США и России существует значительный опыт разработки и постройки таких двигателей, и в случае необходимости (специальные программы освоения космоса) такие двигатели могут быть произведены за короткое время и будут иметь разумную стоимость. В случае использования ТЯРД для разгона космических аппаратов в космосе, и при условии дополнительного использования пертурбационных манёвров с использованием поля тяготения крупных планет (Юпитер, Сатурн, Уран, Нептун) достижимые границы изучения Солнечной системы существенно расширяются, а время потребное для достижения дальних планет значительно сокращается. Кроме того ТЯРД могут быть успешно применены для аппаратов работающих на низких орбитах планет-гигантов с использованием их разряжённой атмосферы в качестве рабочего тела, или для работы в их атмосфере.

Основным недостатком ТЯРД является наличие мощного потока проникающей радиации (гамма-излучение, нейтроны), а также вынос высокорадиоактивных соединений урана, тугоплавких соединений с наведённой радиацией, и радиоактивных газов с рабочим телом. В этой связи ТЯРД неприемлем для наземных пусков во избежание ухудшения экологической обстановки на месте пуска и в атмосфере.

Улучшение характеристик ТфЯРД. Гибридные ТфЯРД[править]

Как и у всякого ракетного или вообще любого двигателя, у твёрдофазного ядерного реактивного двигателя имеются существенные ограничения достижимых важнейших характеристик. Эти ограничения представляют собой невозможность устройству (ТфЯРД) работать в области температур превышающих диапазон предельных рабочих температур конструкционных материалов двигателя. Для расширения возможностей и значительного увеличения главных рабочих параметров ТфЯРД могут быть применены различные гибридные схемы в которых ТфЯРД играет роль источника тепла и энергии и используются дополнительные физические способы ускорения рабочих тел. Наиболее надёжной, практически осуществимой, и имеющей высокие характеристики по удельному импульсу и тяге является гибридная схема с дополнительным МГД-контуром (магнитогидродинамическим контуром) разгона ионизированного рабочего тела (водород и специальные присадки).

Ядерный ракетный двигатель времен СССР

traditio.wiki

Термоядерный ракетный двигатель — Википедия

В настоящее время предложены 2 варианта конструкции ТЯРД :

ТЯРД на основе термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы[править | править код]

ТЯРД на основе систем инерционного синтеза (импульсный термоядерный реактор)[править | править код]

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)[править | править код]

2H + 3H = 4He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ

Реакция дейтерий + гелий-3[править | править код]

2H + 3He = 4He + p. при энергетическом выходе 18,3 МэВ

Сниженный нейтронный поток (реакцию можно отнести к «безнейтронным»),
Меньшая масса радиационной защиты,
Меньшая масса магнитных катушек реактора.

Другие виды реакций[править | править код]

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо) D + D —> 3He + n при энергетическом выходе 3,3 МэВ, и

D + D —> T + p+ при энергетическом выходе 4 МэВ. Нейтронный выход в этой реакции весьма значителен.

Возможны и некоторые другие типы реакций:

p + 6Li → 4He (1,7 MeV) + 3He (2,3 MeV) 3He + 6Li → 2 4He + p + 16,9 MeV p + 11B → 3 4He + 8,7 MeV

Нейтронный выход в указанных выше реакциях отсутствует.

История, современное состояние и перспективы разработок ТЯРД[править | править код]

ru.wikiyy.com

Термоядерный ракетный двигатель — Рубрикатор

Термоядерный ракетный двигатель (ТЯРД) — перспективный ракетный двигатель для космических полётов, в котором для создания тяги предполагается использовать истечение продуктов управляемой термоядерной реакции или рабочего тела нагретого за счёт энергии термоядерной реакции.

Принцип работы и устройство ТЯРД

В настоящее время предложены 2 варианта конструкции ТЯРД :

1. ТЯРД на основе термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы.
2. ТЯРД на основе систем инерционного синтеза (импульсный лазерный термоядерный реактор).

В первом случае принцип действия и устройство ТЯРД выглядят следующим образом: основной частью двигателя является реактор, в котором происходит управляемая реакция термоядерного синтеза. Реактор представляет собой полую камеру цилиндрической формы, открытую с одной стороны, т. н. установку термоядерного синтеза схемы «открытая ловушка» (также именуюмую «магнитная бутылка» или пробкотрон). По современным оценкам, длина реакционной камеры составит около 100 м. В камере реактора создаются условия, достаточные для начала термоядерного слияния компонентов выбранной топливной пары (температуры порядка сотен миллионов градусов, факторы критерия Лоусона). Термоядерное топливо — предварительно нагретая плазма из смеси топливных компонентов — подаётся в камеру реактора, где и происходит постоянная реакция синтеза. Генераторы магнитных полей (магнитные катушки или иной конструкции), окружающие активную зону, создают в камере реактора поля большой напряжённости и сложной конфигурации, которые удерживают высокотемпературную термоядерную плазму от соприкосновения с конструкцией реактора и стабилизируют происходящие в ней процессы. Зона термоядерного «горения» (плазменный факел) формируется по продольной оси реактора. Полученная плазма, направляемая магнитными управляющими системами, истекает из реактора через сопло, создавая реактивную тягу. Следует отметить возможность «многорежимной» работы ТЯРД. Путем впрыска в струю плазменного факела относительно холодного вещества можно резко повысить общую тягу двигателя (за счет снижения удельного импульса), что позволит кораблю с ТЯРД эффективно маневрировать в гравитационных полях массивных небесных тел, например- больших планет, где зачастую требуется большая общая тяга двигателя. По общим оценкам, ТЯРД такой схемы может развивать тягу вплоть до десятков тонн при удельном импульсе от 100 000 с до 1 млн с. Для сравнения, показатель удельного импульса наиболее совершенных химических ракетных двигателей — порядка 450 с.

Двигатель второго типа — лазерно-термоядерный двигатель (ЛТЯРД). Главной его частью является реактор, работающий в импульсном режиме. В сферическую камеру реактора подаётся термоядерное топливо (например, дейтерий и тритий) в виде мишеней — сложной конструкции сфер из смеси замороженных топливных компонентов в оболочке диаметром несколько миллиметров. На внешней части камеры находятся мощные — порядка сотен тераватт — лазеры, наносекундный импульс излучения которых через оптически прозрачные окна в стенах камеры попадает на мишень. При этом на поверхности мишени мгновенно создается температура более 100 млн градусов при давлении порядка миллиона атмосфер — условия, достаточные для начала термоядерной реакции. Происходит термоядерный микровзрыв мощностью в несколько сотен килограмм в тротиловом эквиваленте. Частота таких взрывов в камере — порядка 10 в минуту. Расширяющаяся плазма вытекает из открытой части камеры реактора через сопло соответствующей конструкции, создавая реактивную тягу. Такой ЛТЯРД предлагался, в частности, для межзвёздного автоматического зонда в проекте «Дедал».

Типы реакций и термоядерное топливо

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

²H + ³H = 4He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дёшевы. Недостаток её — весьма большой выход нежелательной (и бесполезной для создания тяги) нейтронной радиации, уносящей большую часть мощности реакции и резко снижающей КПД двигателя. Тритий радиоактивен, период его полураспада — около 12 лет, то есть его долговременное хранение невозможно. В то же время, возможно окружить дейтериево-тритиевый реактор оболочкой, содержащий литий: последний, облучаясь нейтронным потоком, превращается в тритий, что в известной степени замыкает топливный цикл, поскольку реактор работает в режиме размножителя (бридера). Таким образом, топливом для D-T- реактора фактически служат дейтерий и литий.

Реакция дейтерий + гелий-3

²H + ³He = 4He + p. при энергетическом выходе 18,3 МэВ

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах на настоящее время не производится. Хотя энергетический выход реакции D-T выше, реакция D-3He имеет следующие преимущества:

Сниженный нейтронный поток, реакцию можно отнести к «безнейтронным»,

Меньшая масса радиационной защиты,

Меньшая масса магнитных катушек реактора.

При реакции D-3He в форме нейтронов выделяется всего около 5 % мощности (против 80 % для реакции D-T).Около 20 % выделяется в форме рентгеновского излучения. Вся остальная энергия может быть непосредственно использована для создания реактивной тяги. Таким образом, реакция D-3He намного более перспективна для применения в реакторе ТЯРД.

Другие виды реакций

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо) D + D — 3 He + n при энергетическом выходе 3,3 МэВ, и

D + D — T + p+ при энергетическом выходе 4 МэВ. Нейтронный выход в этой реакции весьма значителен.

Возможны и некоторые другие типы реакций:

D + 6Li → 2 4He + 22.4 MeV p + 6Li → 4He (1.7 MeV) + 3He (2.3 MeV) 3He + 6Li → 2 4He + p + 16.9 MeV p + 11B → 3 4He + 8.7 MeV

Выбор топлива зависит от многих факторов — его доступность и дешевизна, энергетический выход, лёгкость достижения потребных для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и проч. Наиболее перспективны т. н. «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и не может быть использован для создания тяги. Кроме того, нейтронная радиация порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора и корабля, создавая опасность для экипажа. Реакция дейтерий- гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода. В настоящее время предложена еще одна концепция ТЯРД- с использованием малых количеств антиматерии в качестве катализатора термоядерной реакции.

История, современное состояние и перспективы разработок ТЯРД

Идея создания ТЯРД появилась практически сразу после осуществления первых термоядерных реакций (испытаний термоядерных зарядов). Одной из первых публикаций по теме разработки ТЯРД явилась изданная в 1958 году статья Дж. Росса. В настоящее время ведутся теоретические разработки таких видов двигателей (в частности, на основе лазерного термоядерного синтеза) и в целом — широкие практические исследования в области управляемого термоядерного синтеза. Существуют твёрдые теоретические и инженерные предпосылки для осуществления такого типа двигателя в обозримом будущем. Исходя из расчетных характеристик ТЯРД, такие двигатели смогут обеспечить создание скоростного и эффективного межпланетного транспорта для освоения Солнечной системы. Однако реальные образцы ТЯРД на настоящий момент (2008) ещё не созданы.

См. также

Ссылки

pt:Foguete de fusão

rubrikator.info

Термоядерный ракетный двигатель - Gpedia, Your Encyclopedia

Принцип работы и устройство ТЯРД

В настоящее время предложены 2 варианта конструкции ТЯРД :

ТЯРД на основе термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы

ТЯРД на основе систем инерционного синтеза (импульсный термоядерный реактор)

Типы реакций и термоядерное топливо

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

2H + 3H = 4He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ

Реакция дейтерий + гелий-3

2H + 3He = 4He + p. при энергетическом выходе 18,3 МэВ

Сниженный нейтронный поток (реакцию можно отнести к «безнейтронным»),
Меньшая масса радиационной защиты,
Меньшая масса магнитных катушек реактора.

Другие виды реакций

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо) D + D —> 3He + n при энергетическом выходе 3,3 МэВ, и

D + D —> T + p+ при энергетическом выходе 4 МэВ. Нейтронный выход в этой реакции весьма значителен.

Возможны и некоторые другие типы реакций:

p + 6Li → 4He (1,7 MeV) + 3He (2,3 MeV) 3He + 6Li → 2 4He + p + 16,9 MeV p + 11B → 3 4He + 8,7 MeV

Нейтронный выход в указанных выше реакциях отсутствует.

История, современное состояние и перспективы разработок ТЯРД

См. также

Ссылки

www.gpedia.com

Термоядерный ракетный двигатель — википедия фото

В настоящее время предложены 2 варианта конструкции ТЯРД :

ТЯРД на основе термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы

ТЯРД на основе систем инерционного синтеза (импульсный термоядерный реактор)

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

2H + 3H = 4He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ

Реакция дейтерий + гелий-3

2H + 3He = 4He + p. при энергетическом выходе 18,3 МэВ

Сниженный нейтронный поток (реакцию можно отнести к «безнейтронным»),
Меньшая масса радиационной защиты,
Меньшая масса магнитных катушек реактора.

Другие виды реакций

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо) D + D —> 3He + n при энергетическом выходе 3,3 МэВ, и

D + D —> T + p+ при энергетическом выходе 4 МэВ. Нейтронный выход в этой реакции весьма значителен.

Возможны и некоторые другие типы реакций:

p + 6Li → 4He (1,7 MeV) + 3He (2,3 MeV) 3He + 6Li → 2 4He + p + 16,9 MeV p + 11B → 3 4He + 8,7 MeV

Нейтронный выход в указанных выше реакциях отсутствует.

org-wikipediya.ru

Импульсный термоядерный ракетный двигатель - Википедия

Принцип работы и устройство ТЯРД[ | ]

В настоящее время предложены 2 варианта конструкции ТЯРД :

ТЯРД на основе термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы[ | ]

ТЯРД на основе систем инерционного синтеза (импульсный термоядерный реактор)[ | ]

Типы реакций и термоядерное топливо[ | ]

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)[ | ]

2H + 3H = 4He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты относительно дёшевы. Недостаток её — весьма большой выход нежелательной (и бесполезной для прямого создания тяги) нейтронной радиации, уносящей большую часть выходной энергии реакции и, как следствие, резко снижающей КПД двигателя. Тритий радиоактивен, период его полураспада — около 12 лет. То есть долговременное хранение трития невозможно. В то же время, возможно окружить дейтериево-тритиевый реактор оболочкой, содержащий литий: последний, облучаясь нейтронным потоком, превращается в тритий, что в известной степени замыкает топливный цикл, поскольку реактор работает в режиме размножителя (бридера). Таким образом, топливом для D-T-реактора фактически служат дейтерий и литий.

Реакция дейтерий + гелий-3[ | ]

2H + 3He = 4He + p. при энергетическом выходе 18,3 МэВ

Сниженный нейтронный поток (реакцию можно отнести к «безнейтронным»),
Меньшая масса радиационной защиты,
Меньшая масса магнитных катушек реактора.

Другие виды реакций[ | ]

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо) D + D —> 3He + n при энергетическом выходе 3,3 МэВ, и

D + D —> T + p+ при энергетическом выходе 4 МэВ. Нейтронный выход в этой реакции весьма значителен.

Возможны и некоторые другие типы реакций:

p + 6Li → 4He (1.7 MeV) + 3He (2.3 MeV) 3He + 6Li → 2 4He + p + 16.9 MeV p + 11B → 3 4He + 8.7 MeV

Нейтронный выход в указанных выше реакциях отсутствует.

Выбор топлива зависит от многих факторов — его доступность и дешевизна, энергетический выход, лёгкость достижения потребных для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и проч. Наиболее перспективны для осуществления ТЯРД т. н. «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и не может быть использован для создания тяги. Кроме того, нейтронная радиация порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора и корабля, создавая еще одну опасность для экипажа. Реакция дейтерий- гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода. В настоящее время предложена ещё одна концепция ТЯРД — с использованием малых количеств антиматерии в качестве катализатора термоядерной реакции.

История, современное состояние и перспективы разработок ТЯРД[ | ]

См. также[ | ]

Ссылки[ | ]

encyclopaedia.bid