Pulzní jaderná tepelná raketa - Pulsed nuclear thermal rocket

Sekvence pro stacionárně-pulzně-stacionární manévr pro pulzní tepelnou jadernou raketu. Během stacionárního režimu (při stálém jmenovitém výkonu) je teplota paliva vždy konstantní (plná černá čára) a pohonná látka je studená (modré tečkované čáry) zahřátá v komoře a vyčerpaná v trysce (červená tečkovaná čára). Při zesílení v tah nebo specifický impuls je vyžadováno, jaderné jádro je „zapnuto“ do pulzního režimu. V tomto režimu je palivo nepřetržitě zchlazováno a okamžitě zahříváno pulzy. Jakmile nejsou vyžadovány požadavky na vysoký tah a specifický impuls, jaderné jádro se „zapne“ do počátečního stacionárního režimu.

A pulzní jaderná tepelná raketa je typ jaderná termální raketa (NTR) koncept vyvinutý na Polytechnická univerzita v Katalánsku, Španělsko a představena na 2016 AIAA / SAE / ASEE Pohonná konference pro tah a specifický impuls (Já_sp) zesílení v konvenční jaderné tepelné raketě.^[1]

Pulzní jaderná tepelná raketa je bimodální raketa schopná pracovat ve stacionárním režimu (při konstantním jmenovitém výkonu jako v konvenčním NTR) a také v pulzním režimu jako TRIGA jako reaktor umožňující výrobu vysokého a intenzivního výkonu tok neutronů v krátkých časových intervalech. Na rozdíl od jaderných reaktorů, kde rychlosti chladicí kapaliny nejsou větší než několik metrů za sekundu, a tedy typické doba pobytu je však na sekundy v raketových komorách s podzvukovými rychlostmi pohonné látky kolem stovek metrů za sekundu, doba pobytu jsou kolem ${ displaystyle 10 ^ {- 2} s}$ do: ${ displaystyle 10 ^ {- 3} s}$ a pak se dlouhý energetický impuls promítne do důležitého energetického zisku ve srovnání se stacionárním režimem. Získanou energii pulzováním jaderného jádra lze použít tah zesílení zvýšením hmotnostního toku hnacího plynu nebo použitím intenzivního toku neutronů k vytvoření velmi vysokého specifický impuls zesílení - dokonce vyšší než štěpná fragmentová raketa, kde v pulzní raketě je konečná teplota paliva omezena pouze radiační chlazení po pulzaci.

Prohlášení o konceptu

Hrubý výpočet energetického zisku pomocí pulzní tepelné jaderné rakety ve srovnání s konvenčním stacionárním režimem je následující. Energie uložená do paliva po pulzaci je citelné horko uloženy, protože se zvyšuje teplota paliva. Tuto energii lze zapsat jako

{ displaystyle E _ { text {pulse}} = c_ {f} M_ {f} Delta T}

kde:

{ displaystyle E _ { text {pulse}}}

je citelné horko uloženo po pulzování,

{ displaystyle c_ {f}}

je palivo tepelná kapacita,

{ displaystyle M _ { text {f}}}

je hmotnost paliva,

{ displaystyle Delta T}

je nárůst teploty mezi pulzacemi.

Na druhou stranu je energie generovaná ve stacionárním režimu, tj. Když jaderné jádro pracuje při jmenovitém konstantním výkonu, dána vztahem

{ displaystyle E _ { text {stacionární}} = chi _ {l} lt}

kde:

{ displaystyle chi _ {l}}

je lineární výkon paliva (výkon na délku paliva),

{ displaystyle l}

je délka paliva,

{ displaystyle t}

je doba pobytu hnacího plynu v komoře.

Také pro případ válcových geometrií pro jaderné palivo my máme

{ displaystyle M_ {f} = pi R_ {f} ^ {2} l rho _ {f}}

a lineární výkon daný ^[2]

{ displaystyle chi _ {l} = 4 pi kappa _ {f} (T_ {f} -T_ {s})}

Kde:

{ displaystyle R_ {f}}

je poloměr válcového paliva,

{ displaystyle rho _ {f}}

palivo hustota,

{ displaystyle kappa _ {f}}

palivo tepelná vodivost,

{ displaystyle T_ {f}}

je teplota paliva ve středové ose,

{ displaystyle T_ {s}}

je teplota povrchu nebo opláštění.

Proto poměr energie mezi pulzním režimem a stacionárním režimem, ${ displaystyle N = { frac {E _ { text {pulse}}} {E _ { text {stacionární}}}}}$ výnosy

{ displaystyle N = { frac {c_ {f} rho _ {f} R_ {f} ^ {2}} {4 pi kappa _ {f} (T_ {f} -T_ {s})} } left [{ frac { Delta T} {t}} right]}

Kde výraz uvnitř závorky, ${ displaystyle left [{ frac { Delta T} {t}} right]}$ je kalení hodnotit.

Typické průměrné hodnoty parametrů pro běžné jaderná paliva tak jako MOX palivo nebo oxid uraničitý jsou:^[3] tepelné kapacity, tepelná vodivost a hustoty kolem ${ displaystyle c_ {f} simeq 300J / (mol cdot K)}$ , ${ displaystyle kappa _ {f} simeq 6W / (K cdot m ^ {2})}$ a ${ displaystyle rho _ {f} simeq 10 ^ {4} kg / (m ^ {3})}$ s poloměrem blízkým ${ displaystyle R_ {f} simeq 10 ^ {- 2} m}$ a pokles teploty mezi středovou čarou a obložením ${ displaystyle T_ {f} -T_ {s} = 600 tis.}$ nebo méně (což vede k lineárnímu zapnutí ${ displaystyle chi _ {l} simeq 45000 W / m)}$ . S těmito hodnotami je zisk energie přibližně dán:

{ displaystyle N simeq 6 krát 10 ^ {- 3} vlevo [{ frac { Delta T} {t}} vpravo]}

kde ${ displaystyle left [{ frac { Delta T} {t}} right]}$ je uveden v ${ displaystyle K / s}$ .Protože doba pobytu hnacího plynu v komoře svítí ${ displaystyle 10 ^ {- 3} s}$ na ${ displaystyle 10 ^ {- 2} s}$ vzhledem k podzvukovým rychlostem hnacího plynu stovek metrů za sekundu a metrových komor pak s teplotními rozdíly na ${ displaystyle Delta T simeq 10 ^ {3} K}$ nebo kalení sazby na ${ displaystyle left [{ frac { Delta T} {t}} right] simeq 10 ^ {6} K / s}$ zesílení energie pulzováním jádra může být tisíckrát větší než stacionární režim. Přísnější výpočty s ohledem na teorii přechodného přenosu tepla ukazují energetické zisky zhruba stokrát nebo tisíckrát, tj. ${ displaystyle 10 ^ {2} leq N leq 10 ^ {3}}$ .

Kurzy kalení zapnuty ${ displaystyle left [{ frac { Delta T} {t}} right] geq 10 ^ {6} K / s}$ jsou typické pro technologii výroby amorfní kov, kde extrémně rychlé chlazení v řádu ${ displaystyle 10 ^ {6} K / s leq left [{ frac { Delta T} {t}} right] leq 10 ^ {7} K / s}$ jsou potřeba.

Přímé zesílení tahu

Nejpřímějším způsobem, jak využít zesílenou energii pulzováním jaderného jádra, je zvýšení tah prostřednictvím zvýšení hmotnostního toku hnacího plynu.

Zvyšování tah ve stacionárním režimu - kde je výkon fixován termodynamickými omezeními, je možný pouze obětováním rychlosti výfuku. Ve skutečnosti Napájení darováno

{ displaystyle P = { frac {1} {2}} Fv _ { text {e}}}

kde ${ displaystyle P}$ je síla, ${ displaystyle F}$ je tah a ${ displaystyle v _ { text {e}}}$ rychlost výfuku. Na druhou stranu, tah darováno

{ displaystyle F = { dot {m}} _ { text {p}} v _ { text {e}}}

kde ${ displaystyle { dot {m}} _ { text {p}}}$ je hmotnostní tok pohonné látky. Pokud je tedy žádoucí zvýšit tah, řekněme n-krát ve stacionárním režimu, bude nutné zvýšit ${ displaystyle n ^ {2}}$ -násobek hmotnostního toku hnacího plynu a klesající ${ displaystyle { frac {1} {n}}}$ -krát rychlost výfuku. Pokud je však jaderné jádro pulzováno, tah mohou být zesíleny ${ displaystyle n}$ -krát zesílením výkonu ${ displaystyle n}$ - časy a hmotnostní tok hnacího plynu ${ displaystyle n}$ - časy a udržování konstantní rychlosti výfukového plynu.

Já_sp zesílení

Koncept jednotky pulzní jaderné tepelné raketové jednotky pro Já_sp zesílení. V této buňce se vodíková pohonná látka zahřívá nepřetržitými intenzivními neutronovými impulsy v kanálech pohonné látky. Současně je nežádoucí energie z štěpných fragmentů odstraněna solidárním chladicím kanálem s lithiem nebo jiným tekutým kovem.

Dosažení vysoké rychlosti výfukových plynů nebo specifický impuls (Já_sp) je první obavou. Nejobecnější výraz pro Já_sp darováno ^[4]

{ displaystyle I _ { text {sp}} simeq c { sqrt {T}}}

bytost ${ displaystyle c}$ konstanta a ${ displaystyle T}$ teplota hnacího plynu před expanzí. Teplota hnacího plynu však přímo souvisí s energií jako ${ displaystyle E simeq kT}$ , kde ${ displaystyle k}$ je Boltzmannova konstanta. Tím pádem,

{ displaystyle I _ { text {sp}} simeq c '{ sqrt {E}}}

bytost ${ displaystyle c '}$ konstanta.

V konvenčním stacionárním NTR je energie ${ displaystyle E}$ pro ohřev paliva je téměř ze štěpných fragmentů, které pokrývají téměř 95% celkové energie, a frakce energie z rychlé neutrony ${ displaystyle f _ { text {n}}}$ je pouze kolem 5%, a proto je ve srovnání téměř zanedbatelný. Pokud je však jaderné jádro pulzováno, je schopné produkovat ${ displaystyle N}$ krát více energie než stacionární režim a poté zlomek rychlé neutrony nebo ${ displaystyle f _ { text {n}} N}$ může být stejná nebo větší než celková energie ve stacionárním režimu. Protože tato neutronová energie je přímo transportována z paliva do pohonné látky jako Kinetická energie, na rozdíl od energie z štěpných fragmentů, která je transportována jako teplo z paliva do hnacího plynu, není omezena druhým zákonem termodynamiky, což znamená, že neexistuje překážka pro přenos této energie z paliva do hnacího plynu, i když je palivo je chladnější než pohonná látka. Jinými slovy, je možné vyrobit hnací plyn teplejší než palivo, což je jinak samotná hranice specifického impulzu v klasických NTR.

Stručně řečeno, pokud se generuje puls ${ displaystyle N}$ krát více energie než stacionární režim, Já_sp zesílení je dáno

{ displaystyle I _ { text {sp}} simeq I _ { text {sp, o}} { sqrt {f _ { text {n}} N + 1}}}

Kde:

{ displaystyle I _ { text {sp}}}

je zesílený specifický impuls,

{ displaystyle I _ { text {sp, o}}}

specifický impuls ve stacionárním režimu,

{ displaystyle f _ { text {n}}}

zlomek okamžitých neutronů,

{ displaystyle N}

zesílení energie pulzováním jaderného jádra.

S hodnotami ${ displaystyle N}$ mezi ${ displaystyle 10 ^ {2}}$ na ${ displaystyle 10 ^ {3}}$ a okamžitý neutron zlomky kolem ${ displaystyle f _ { text {n}} simeq { frac {1} {20}}}$ ,^[5],^[6] hypotetický ${ displaystyle I _ { text {sp}}}$ dosažitelné zesílení činí tento koncept zvlášť zajímavým meziplanetární vesmírný let.

Výhody designu

Existuje několik výhod ve srovnání s konvenčními stacionárními konstrukcemi NTR. Protože neutronová energie je transportována jako kinetická energie z paliva do hnacího plynu, je možné, aby hnací plyn byl teplejší než palivo, a proto ${ displaystyle I _ { text {sp}}}$ není omezena na maximální teplotu povolenou palivem, tj. jeho teplotu tání.

Druhým konceptem jaderné rakety, který umožňuje hnací látce teplejší než palivo, je štěpný fragment raketa. Protože přímo používá štěpné fragmenty jako pohonné hmoty, může také dosáhnout velmi vysokého specifického impulzu.

Další úvahy

Pro ${ displaystyle I _ { text {sp}}}$ zesílení, pouze energie z rychlé neutrony K tomuto účelu se používá rychlá energie gama. Zbytek energie, tj. Téměř ${ displaystyle 95 \%}$ ze štěpných fragmentů je nežádoucí energie a musí být nepřetržitě evakuována pomocným systémem pro odvod tepla pomocí vhodné chladicí kapaliny.^[1] Tekuté kovy, zejména lithium, mohou poskytnout požadovanou rychlost rychlého kalení. Jedním z aspektů, které je třeba vzít v úvahu, je velké množství energie, které musí být evakuováno jako zbytkové teplo (téměř 95% celkové energie). To znamená velkou vyhrazenou plochu pro přenos tepla.^[7]

Pokud jde o mechanismus pro pulzování jádra, pulzní režim může být vyroben s použitím různých konfigurací v závislosti na požadované frekvenci pulzací. Například použití standardních řídicích tyčí v jednoduché nebo převýšené konfiguraci s motorovým hnacím mechanismem nebo použití standardních pneumaticky ovládaných pulzních mechanismů je vhodné pro generování až 10 pulzů za minutu.^[8] Pro výrobu pulzů rychlostí až 50 pulzací za sekundu se střídavě zavádí rotující kola neutronový jed a palivo nebo neutronový jed a ne-neutronový jed mohou být považovány. U pulzací s hodnocením tisíců pulzů za sekundu (kHz) však optické vrtulníky nebo moderní kola využívající magnetická ložiska umožňují otáčet se při 10 kHz.^[8] Pokud jsou požadovány ještě rychlejší pulzace, bylo by nutné použít nový typ pulzního mechanismu, který nezahrnuje mechanický pohyb, například lasery (založené na polarizaci 3He), jak je již dříve navrhl Bowman,^[9] nebo protonové a neutronové paprsky. Pravděpodobnou volbou jsou frekvence řádově od 1 kHz do 10 kHz.

Viz také

Štěpná fragmentová raketa

Reference

^ ^A ^b Arias, Francisco. J (2016). „O použití pulzní jaderné tepelné rakety pro meziplanetární cestování“. 52. AIAA / SAE / ASEE Joint Propulsion Conference Salt Lake City, UT, Propulsion and Energy, (AIAA 2016–4685). doi:10.2514/6.2016-4685. ISBN 978-1-62410-406-0.
^ Waltar, Alan. E; Reynolds, Albert. B (1981). Rychlé chovné reaktory. Pergamon Press. ISBN 0-08-025983-9.
^ Popov, S.G .; Carbajo, J. J .; et al. (1996). Termofyzikální vlastnosti paliv MOX a UO2 včetně účinků ozáření. Americké ministerstvo energetiky (DOE) ORNL / TM-2000/351.
^ Sutton, G.P .; Biblarz, O. (2010). Prvky raketového pohonu. osm vydání. John Wiley and Sons.Inc. ISBN 978-0470080245.
^ Duderstadt, James J.; Hamilton, Louis J. (1976). Analýza jaderných reaktorů. Wiley. ISBN 0471223638.
^ Glasstone, Samuel.; Sesonkse, Alexander (1994). Inženýrství jaderných reaktorů. Chapman a Hall. ISBN 0412985217.
^ Arias, Francisco. J; Parks, G. T. (2017). „Systém odvodu tepla pro odstavení v jaderných termálních raketách a pokročilé koncepce“. Journal of Spacecraft and Rockets. 54 (4): 967–972. doi:10,2514 / 1.A33663. hdl:2117/102046.
^ ^A ^b William. L Whittemore (23. – 25. Května 1995). „Kontinuálně pulzní Triga reaktor: Intenzivní zdroj pro experimenty s rozptylem neutronů“ (PDF). 4. zasedání Mezinárodní skupiny pro výzkumné reaktory, Gatlinburg, TN, USA. Odkaz: XAD4168.
^ Bowman, C. D (1998). "Vyhlídky na řízení reaktivity reaktoru pomocí laserů". Transakce Americké jaderné společnosti, Atlanta, 4. – 8. Června.

[arias16-1] A ^b Arias, Francisco. J (2016). „O použití pulzní jaderné tepelné rakety pro meziplanetární cestování“. 52. AIAA / SAE / ASEE Joint Propulsion Conference Salt Lake City, UT, Propulsion and Energy, (AIAA 2016–4685). doi:10.2514/6.2016-4685. ISBN 978-1-62410-406-0.

[2] Waltar, Alan. E; Reynolds, Albert. B (1981). Rychlé chovné reaktory. Pergamon Press. ISBN 0-08-025983-9.

[3] Popov, S.G .; Carbajo, J. J .; et al. (1996). Termofyzikální vlastnosti paliv MOX a UO2 včetně účinků ozáření. Americké ministerstvo energetiky (DOE) ORNL / TM-2000/351.

[4] Sutton, G.P .; Biblarz, O. (2010). Prvky raketového pohonu. osm vydání. John Wiley and Sons.Inc. ISBN 978-0470080245.

[5] Duderstadt, James J.; Hamilton, Louis J. (1976). Analýza jaderných reaktorů. Wiley. ISBN 0471223638.

[6] Glasstone, Samuel.; Sesonkse, Alexander (1994). Inženýrství jaderných reaktorů. Chapman a Hall. ISBN 0412985217.

[arias20-7] Arias, Francisco. J; Parks, G. T. (2017). „Systém odvodu tepla pro odstavení v jaderných termálních raketách a pokročilé koncepce“. Journal of Spacecraft and Rockets. 54 (4): 967–972. doi:10,2514 / 1.A33663. hdl:2117/102046.

[Whittemore-8] A ^b William. L Whittemore (23. – 25. Května 1995). „Kontinuálně pulzní Triga reaktor: Intenzivní zdroj pro experimenty s rozptylem neutronů“ (PDF). 4. zasedání Mezinárodní skupiny pro výzkumné reaktory, Gatlinburg, TN, USA. Odkaz: XAD4168.

[9] Bowman, C. D (1998). "Vyhlídky na řízení reaktivity reaktoru pomocí laserů". Transakce Americké jaderné společnosti, Atlanta, 4. – 8. Června.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]