Ядерная двигательная установка мегаваттного класса: Космические ядерные энергодвигательные установки сейчас возможны только в России – Наука

Содержание

Ядерная энергодвигательная установка

Авторизация Регистрация

Сброс пароля

Подпишитесь на «СР-КУРЬЕР» Быстрая и маленькая, как атом, газета — доставляем свежие новости из «Росатома», России и мира прямиком в ваш почтовый ящик

Больше не показывать

Вы знаете больше и готовы рассказать?

У вас есть интересная история или вы знаете больше о теме, по которой мы уже выпустили материал. Поделитесь с СР любой идеей. Ждем ваших сообщений!

Прикрепить файл

Отправить

Совместный проект группы предприятий входящих в состав «Роскосмоса» и «Росатома», направленный на создание ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса.

Обновлено 17 октября 2022

Словарь:

Ядерная энергетическая установка — Силовая установка, работающая на энергии цепной реакции деления ядра.

Состоит из ядерного реактора и паро- или газотурбинной установки, в которой тепловая энергия, выделяющаяся в реакторе, преобразуется в механическую или электрическую энергию. Основная сфера применения — морской флот, как надводный, так и подводный. Также может быть использована в автомобильном, железнодорожном, авиационном и космическом транспортном средстве. &nbsp

Ядерный топливный цикл — Комплекс мероприятий для обеспечения функционирования ядерных реакторов, осуществляемых в системе предприятий, связанных между собой потоком ядерного материала и включающих урановые рудники, заводы по переработке урановой руды, конверсии урана, обогащению и изготовлению топлива, ядерные реакторы, хранилища отработавшего топлива, заводы по переработке отработавшего топлива и связанные с ними промежуточные хранилища и хранилища для захоронения радиоактивных отходов. &nbsp

Ядерно и радиационно опасный объект — Предприятия или установки, на которых используются ядерно- и/или радиационно опасные технологии: добыча, обогащение и переработка урановых и ториевых руд, изготовление ядерного топлива и радионуклидных источников излучения, производство ядерной энергии для энергообеспечения (электрического или теплового), по применению ионизирующего излучения в различных отраслях хозяйства, в научных и медицинских целях, хранение ядерного топлива и ядерных материалов, переработка отработавшего

Ядерная и радиационная безопасность — Соблюдение норм, правил, стандартов и условий использования ядерных материалов, а также допустимых пределов радиационного влияния на персонал, население и окружающую среду, установленных нормами, правилами и стандартами по безопасности.

&nbsp

Ядерные двигатели

С. В. Каплун

Введение

Двигательные установки на борту транспортного средства предназначены для создания силы тяги или момента импульса. В последние десятилетия все большее внимание уделяется таким характеристикам как расход топлива и создаваемая тяга. Все большее внимание начинает уделяться разработкам ядерных двигателей на транспортных средствах. Одной из наиболее перспективных областей применения ядерных ракетных двигателей является космонавтика. В настоящее время для полетов на другие планеты, не говоря уж о звездах, применение жидкостных ракетных двигателей и твердотопливных ракетных двигателей становится все более невыгодным, хотя и было разработано множество ракетных двигателей.
Таким образом, для достижения пилотируемыми экипажами даже ближайших планет необходимо развивать ракетоносители на двигателях, работающих на принципах, отличных от химических двигательных установок.

Наиболее перспективными в этом плане являются электрические реактивные двигатели, лазерные реактивные двигатели и ядерные реактивные.

1. Силовые установки

Ядерная силовая установка (ЯСУ) — это силовая установка, работающая на энергии цепной реакции деления ядра. ЯСУ состоит из ядерного реактора и паро- или газотурбинной установки, в которой тепловая энергия, выделяющаяся в реакторе, преобразуется в механическую или электрическую энергию. Преимуществами подобной установки являются неограниченная автономность передвижения (дальность хода), и большая мощность двигателей: и как следствие, возможность длительно использовать высокую скорость движения, транспортировать более тяжёлые грузы и способность работать в тяжёлых условиях.

Основная сфера применения ЯСУ — морской флот: как надводный, так и подводный, также потенциально ЯСУ может быть использована в автомобильном, железнодорожном, авиационном и космическом транспортном средстве.

Рис. 1. Схема отсеков атомной подводной лодки проекта 949А «Антей»

Атомный флот. Название атомохо́д (атомное судно) носят суда, использующие ядерную энергетическую установку в качестве двигателя. Различают атомоходы гражданские (атомные ледоколы, транспортные суда) и военные (авианосцы, подводные лодки, крейсеры, тяжёлые фрегаты). Первым в мире атомоходом является подводная лодка «Наутилус», построенная в 1954 году в США.
Рассмотрим подробнее внутреннее строение атомной подводной лодки (АПЛ) на примере отечественной субмарины проекта 949А «Антей» (рис. 1). Для повышения живучести создатели продублировали многие важные компоненты этой АПЛ. Такие лодки получили по паре реакторов, турбин и винтов. Выход из строя одного из них, согласно задумке, не должен стать для лодки смертельным. Все 10 отсеков субмарины разделяют межотсечные переборки: они рассчитаны на давление в 10 атмосфер и сообщаются люками, которые можно герметизировать, если это необходимо.

В пятом отсеке находится вырабатывающий энергию дизель-генератор.

Тут же можно видеть электролизную установку для регенерации воздуха, компрессоры высокого давления, щит берегового питания, запасы дизтоплива и масла. Помещение 5-бис нужно для деконтаминации, т.е. удаления радиоактивных веществ с поверхностей и снижении уровня загрязнения радиоактивными веществами членов экипажа, которые работали в отсеке с реакторами.

Шестой отсек, находится в самом центре АПЛ. Он имеет особую важность, ведь именно здесь находятся два ядерных реактора мощностью по 190 МВт. Реактор относится к серии ОК-650 – это серия водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Роль ядерного топлива исполняет высокообогащенная по ²³⁵U двуокись урана. Отсек имеет объем 641 м³. Над реактором находятся два коридора, позволяющие попасть в другие части АПЛ.
Атомным подводным флотом обладают шесть стран: США, Россия, Великобритания, Франция, Китай и Индия, имеющие суммарно более ста АПЛ на вооружении. Гражданским атомным флотом располагает Россия. В него входят два атомных ледокола типа Арктика с двухреакторной ядерной энергетической установкой мощностью 75 тысяч лошадиных сил и два ледокола типа Таймыр с однореакторной установкой мощностью 40 тысяч лошадиных сил, а также атомный лихтеровоз.

Россия является мировым лидером в применении атомного ледокольного флота в морях Арктики и неарктических замерзающих морях. В первую очередь это транзитная навигация по трассам Северного морского пути, имеющем исключительно важное экономическое значение как на национальном, так и на международном уровне.
Неудавшиеся проекты применения ЯСУ. В силу трудностей при использовании ядерной силовой установки не все проекты по её применению могли быть осуществлены. Например, атомовоз — автономный локомотив, приводимый в движение за счёт использования атомной энергии разрабатывался в середине 20-го века, как и атомолёт, но из-за множества нерешённых проблем, в том числе с обеспечением безопасности, проекты были закрыты.

2. Ядерные ракетные двигатели (ЯРД)

Ракетный двигатель является единственным почти освоенным способом вывода полезной нагрузки на орбиту Земли [1, 3]. За счёт преобразования исходной энергии в кинетическую энергию реактивной струи реактивного тела в ракетном двигателе возникает сила тяги.

Классификацию ракетных двигателей можно провести по виду энергии, которая преобразуется в кинетическую энергию реактивной струи. Различают такие виды, как химические, ядерные и электрические ракетные двигатели.
Показателем эффективности ракетного двигателя является удельный импульс (иногда применяется термин «удельная тяга») — отношение количества движения, получаемого ракетным двигателем, к массе израсходованного рабочего тела. Размерность удельного импульса совпадает с размерностью скорости, то есть м/с. Теоретически (при условии равенства давления окружающей среды и давления газов в срезе сопла) удельный импульс равен скорости истечения рабочего тела из сопла, но фактически может от неё отличаться.
История создания ЯРД. Ядерный ракетный двигатель вырабатывает энергию не при сгорании топлива, как в химическом РД, а в результате нагревания рабочего тела энергией ядерных реакций. Традиционный двигатель этого типа состоит из нагревательной камеры с ядерным реактором, как источником тепла, системы подачи рабочего тела, и сопла.

Рабочее тело (в большинстве случаев — водород) — подаётся из бака в активную зону реактора, где, проходя через нагретые реакцией ядерного распада каналы, разогревается до высоких температур и затем выбрасывается через сопло, создавая реактивную тягу.
Конструкция и принцип работы ЯРД были разработаны еще в 50-х годах. Уже в 70-х годах в США и СССР были готовы экспериментальные образцы, которые успешно проходили испытания. Твердофазный советский двигатель РД-0410 с тягой в 3.6 тонны испытывался на стендовой базе, а американский реактор «NERVA» по плану должен был быть установлен на ракету «Сатурн V», однако спонсирование лунной программы было остановлено. Параллельно велись работы и над созданием газофазных ЯРД.

Рис. 2. Модель американского двигателя «Nerva»

2.1. Устройство и принцип действия ЯРД.

Ядерные ракетные двигатели бывают газофазными, жидкофазными и твердофазными в зависимости от агрегатного состояния ядерного топлива. Также они могут подразделяться на жидкостные и импульсно-взрывные. Жидкостные ядерные ракетные двигатели используют нагрев жидкого рабочего тела в нагревательной камере от ядерного реактора и вывод газа через сопло, а импульсно-взрывные основаны на создании ядерных взрывов малой мощности через равные промежутки времени.
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 + 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, в результате облучения нейтронным потоком, превращается в тритий, что приводит к замыканию топливного цикла, 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 + 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

Реакции между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо):

²H + ²H → ³He + n + 3.3 МэВ,

²H + ²H →> ³H + p + 4 МэВ.

Нейтронный выход в данном случае весьма значителен.
Возможны и некоторые другие типы реакций:

p + ⁶Li → ⁴He (1.7 MeV) + ³He (2.3 MэВ)

³He + ⁶Li → 2⁴He + p + 16.9 MэВ

p + ¹¹B → 3⁴He + 8.7 MэВ

Рис.

3 Строение жидкофазного ядерного двигателя

    Рабочее тело, контактируя с ТВЭЛом, поглощает энергию и нагревается, увеличивается в объеме, после чего выходит через сопло двигателя под высоким давлением.
    Принцип работы жидкофазного ЯРД и его устройство аналогично твердофазным, только топливо находится в жидком состоянии, что позволяет увеличить температуру, а значит и тягу.
    Газофазные ЯРД работают на топливе в газообразном состоянии. Газообразное топливо может удерживаться в корпусе электрическим полем или же находится в герметичной прозрачной колбе – ядерной лампе. В первом случае возникает контакт рабочего тела с топливом, а также частичная утечка последнего, поэтому кроме основной массы топлива в двигателе должен быть предусмотрен его запас для периодического пополнения. В случае с ядерной лампой утечки не происходит, а топливо полностью изолировано от потока рабочего тела.

2.2 Ядерный импульсный двигатель

    В основе импульсного двигателя для космического аппарата лежит концепция атомного взрыва. Атомные заряды мощностью примерно в килотонну на этапе взлёта должны были взрываться со скоростью один заряд в секунду. Ударная волна — расширяющееся плазменное облако — должна была приниматься «толкателем» — мощным металлическим диском с теплозащитным покрытием, и, потом, отразившись от него, создать реактивную тягу. Импульс, принятый плитой толкателя, через элементы конструкции передавался кораблю. Затем, когда высота и скорость вырастут, частоту взрывов можно было уменьшить. При взлёте корабль должен был лететь строго вертикально, с целью минимизировать площадь радиоактивного загрязнения атмосферы.
    В США были проведены несколько испытаний модели летательного аппарата с импульсным приводом (для взрывов использовалась обычная химическая взрывчатка). Получены положительные результаты о принципиальной возможности управляемого полёта аппарата с импульсным двигателем.
    В США космические разработки с использованием импульсных ядерных ракетных двигателей осуществлялись с 1958 по 1965 год в рамках проекта «Орион» компанией «General Atomics») по заказу ВВС США. Программа развития проекта «Орион» была рассчитана на 12 лет. Однако приоритеты изменились, и в 1965 году проект был закрыт.
    В СССР аналогичный проект разрабатывался в 1950—70-х годах. Основной проблемой была прочность экрана-толкателя, который не выдерживал огромных тепловых нагрузок от близких ядерных взрывов. Вместе с тем были предложены несколько технических решений, позволяющих разработать конструкцию плиты-толкателя с достаточным ресурсом. Проект не был завершён.
    Реальных испытаний импульсного ЯРД с подрывом ядерных устройств не проводилось.

2.3 Другие разработки

В 1960-х годах США были на пути к Луне. Менее известным является тот факт, что на полигоне Невады учёные работали над одним амбициозным проектом — полётом на Марс на ядерных двигателях. Проект был назван NERVA. В январе 1965 года были произведены испытания ядерного ракетного двигателя под кодовым названием «КИВИ» (KIWI). При испытаниях реактору ЯРД специально позволили перегреться. При температуре в 4000 °C реактор взорвался. Пять месяцев спустя произошла настоящая авария, когда перегрелся ядерный двигатель другой сборки, который носил кодовое название Феб (Phoebus).
Также в США разрабатывался ядерный ракетный двигатель прямоточной конструкции в рамках проекта Pluto (рис. 4). Американцы сумели создать два прототипа нового двигателя — Tory-IIA и Tory-IIC, на которых даже производились включения реакторов. Мощность установки должна была составить 600 мегаватт.

Рис. 4. Прототип двигателя в рамках проекта Pluto

    Двигатели, разработанные в рамках проекта Pluto, планировалось устанавливать на крылатые ракеты, которые в 1950-х годах создавались под обозначением SLAM (Supersonic Low Altitude Missile (сверхзвуковая маловысотная ракета)). Планировалось построить ракету длиной 26.8 метра, диаметром три метра, и массой в 28 тонн. В корпусе ракеты должен был располагаться ядерный боезаряд, а также ядерная двигательная установка, имеющая длину 1.6 метра и диаметр 1.5 метра. На фоне других размеров установка выглядела весьма компактной, что и объясняет её прямоточный принцип работы.
    Разработчики полагали, что, благодаря ядерному двигателю, дальность полета ракеты SLAM составит, по меньшей мере, 182 тысячи километров.
    В 1964 году министерство обороны США проект закрыло. Официальной причиной послужило то, что в полете крылатая ракета с ядерным двигателем слишком сильно загрязняет все вокруг. Но в действительности причина состояла в значительных затратах на обслуживание таких ракет, тем более к тому времени бурно развивалось ракетостроение на основе жидкостных реактивных ракетных двигателей, обслуживание которых было значительно дешевле.

Рис. 5. Двигатель РД-0410

    СССР оставался верной идеи создания ЯРД прямоточной конструкции значительно дольше, чем США, закрыв проект только в 1985 году. Но и результаты получились значительно весомее. Так, первый и единственный советский ядерный ракетный двигатель был разработан в конструкторском бюро «Химавтоматика», Воронеж. Это РД-0410 (Индекс ГРАУ — 11Б91, известен также как «Ирбит» и «ИР-100»).
    В РД-0410 (рис. 5) был применён гетерогенный реактор на тепловых нейтронах, замедлителем служил гидрид циркония, отражатели нейтронов были выполнены из бериллия, в качестве ядерного топлива служил материал на основе карбидов урана и вольфрама, с обогащенный изотопом ²³⁵U до концентрации около 80 %.
    Конструкция включала в себя 37 тепловыделяющих сборок, покрытых теплоизоляцией, отделявшей их от замедлителя. Проектом предусматривалось, что поток водорода вначале проходил через отражатель и замедлитель, поддерживая их температуру на уровне комнатной, а затем поступал в активную зону, где охлаждал тепловыделяющие сборки, достигая при этом температур до 3100 К. На стенде и отражатель, и замедлитель охлаждались отдельным потоком водорода.
    Реактор прошёл значительную серию испытаний, но ни разу не испытывался на полную длительность работы. Однако вне реакторные узлы были отработаны полностью.

Технические характеристики РД 0410 [9]:

Тяга в пустоте: 3,59 тс (35,2 кН)
Тепловая мощность реактора: 196 МВт
Удельный импульс тяги в пустоте: 910 кгс·с/кг (8927 м/с)
Число включений: 10
Ресурс работы: 1 час
Компоненты топлива: рабочее тело — жидкий водород, вспомогательное вещество — гептан
Масса с радиационной защитой: 2 тонны
Габариты двигателя: высота 3,5 м, диаметр 1,6 м.

Относительно небольшие габаритные размеры и вес, высокая температура ядерного топлива (3100 K) при эффективной системе охлаждения потоком водорода свидетельствует о том, что РД-0410 является почти идеальным прототипом ЯРД для современных крылатых ракет. А, учитывая современные технологии получения самоостанавливающегося ядерного топлива, увеличение ресурса с часа до нескольких часов является вполне реальной задачей.

Также в настоящее время ведется разработка ядерной электродвигательной установки — двигательной установки космического аппарата, включающая в себя комплекс бортовых систем, таких как: электрический ракетный двигатель, система электропитания, обеспечиваемого ядерным реактором, система хранения и подачи рабочего тела, система автоматического управления.

3. Проблема межпланетных полетов

3.1 Использование гравитационного маневра при полете к Марсу

Рассмотрим изменение характеристической скорости при полёте с околоземной круговой (опорной) орбиты к Марсу с использованием гравитационного манёвра у Луны [7].

Рис. 6. Эллиптическая орбита Гомана

Для перехода с круговой орбиты Земли вокруг Солнца на эллиптическую орбиту перелёта к Марсу (орбиту Гомана) необходима дополнительная характеристическая скорость (рис. 6) [8]:

где V_кр1 – первая (круговая) скорость относительно Солнца на орбите Земли, R₁ – радиус орбиты Земли, R₂ – радиус орбиты Марса.
Но, чтобы выйти на круговую орбиту Земли вокруг Солнца, нужно выйти из сферы притяжения Земли, т.е. получить вторую космическую (параболическую) V_пар01 = √2V_кр01 скорость относительно Земли. Следовательно, мы должны дать космическому аппарату такую кинетическую энергию на околоземной круговой орбите, что бы её хватило на выход из сферы притяжения Земли и переход на эллиптическую орбиту перелёта к Марсу (рис. 7)

Рис. 7. 1 – Орбита Земли вокруг Солнца, 2 – Эллиптическая орбита Гомана

Здесь V₁ – скорость отлёта из неподвижной относительно Земли точки, расположенной на круговой околоземной орбите. Учитывая, что мы уже движемся по этой орбите с круговой скоростью, для окончательной скорости отлёта к Марсу требуется скорость

Аналогично для перехода с эллиптической орбиты на орбиту вокруг Марса имеем

где

Здесь – первая (круговая) скорость относительно Марса, – первая (круговая) скорость на орбите Земли (рис. 6), – первая (круговая) скорость на орбите Марса (рис. 6), – первая (круговая) скорость относительно Земли, μ = GM – произведение массы тела M на гравитационную постоянную G. Значения параметра μ для Солнца, Земли и Марса
μ_с = 1.327·10²⁰ м³/с², μ_з = 3.99·10¹⁴ м³/с², μ_мар = 4.228·10¹³ м³/с²

С учётом дополнительных затрат на управление и ориентацию (добавляем 5%) получим полную характеристическую скорость:

V_хар1 = 1.05·(ΔV_з + ΔV_мар).

Если использовать гравитационный манёвр, то характеристическая скорость уменьшится

V_хар2 = V_хар1 – ΔV_грав

Соответственно выигрыш в скорости составит

Проведём расчёт характеристической скорости с учетом следующих значений радиусов орбит движения Земли и Марса вокруг Солнца:

R₁ = 1. 5·10¹¹ м, R₂ = 2.28·10¹¹ м,

а также примем значения радиусов околоземной орбиты и орбиты около Марса

R₀₁ = 6.8·10⁶ м, R₀₂ = 3.4·10⁶ м

Максимальная скорость, которую мы можем получить при использовании гравитационного маневра у Луны, равняется:

ΔV_грав = 1680 м/с

Тогда имеем

ΔV_з = 3561 м/с, ΔV_мар = 2133 м/с,
ΔV_хар1 = 5979 м/с, ΔV_хар2 = 4379 м/с.

Выигрыш в скорости при использовании гравитационного маневра

ΔV% = 26.8%.

При дальнейших расчетах будем использовать значение скорости ΔV_хар2 так как это позволяет нам сэкономить топливо.

3.2 Время полета к Марсу по орбите Гомана

Также необходимо рассчитать время полета к Марсу по выбранной нами траектории. Для этого используем формулы [8]:

Тогда время полета составит: Т ≈ 260 суток.

3.3 Сравнение затрат топлива жидкостного (Ж) и твердофазного ядерного (ТЯ) ракетного двигателя при полете к Марсу

Для нахождения массы топлива используем формулу К. Э. Циолковского [3]:

V_хар2 = V_к – V₀ = W_{ln(1 + M_т/M_к),}

где M_т − масса топлива, M_к − конечная масса ракеты (без топлива), V_к − конечная скорость полета, V₀ − начальная скорость, W − скорость истечения газов из двигателя.
Обозначим:

Тогда

Здесь: k_ТО – весовой коэффициент топливного отсека, k_су – весовой коэффициент системы управления, k_ду – весовой коэффициент двигательной установки, n – коэффициент перегрузки, g₀ – ускорение силы тяжести,_{M_пг–
масса полезного груза. Также можно
рассчитать какой процент топлива мы
сэкономим при использовании ТЯРД по
формуле:}

Произведем расчеты при следующих параметрах для ЖРД и ЯРД:

ЖРД: W = 4599 м/с, k_ду = 0. 001, k_су = 0.01, k_ТО = 0.1
ЯРД: W = 9000 м/с, k_ду = 0.01, k_су = 0.01, k_ТО = 0.1
n = 1, g = 9.81 мс^-2, M_пг = 128000 кг

Тогда имеем: D_ж = 1.65, D_я = 0.63, M_ж = 269903 кг, M_я = 105994 кг

Соответствующая экономия топлива составит ΔM = 69.7%.
Таким образом, использование гравитационного маневра у Луны дает значительный выигрыш в скорости, также следует отметить преимущество использования ТЯРД перед ЖРД.

Заключение

Преимущество, заключающееся в высоком показателе удельного импульса ядерных ракетных двигателей по сравнению с химическими, очевидно. Для твердофазных моделей величина удельного импульса составляет 8000-9000 м/с, для жидкофазных – 14000 м/с, для газофазных – 30000 м/с. Однако, когда речь идет о ядерном топливе, никогда не следует забывать о пагубном воздействии на экологию нашей планеты. Так и в случае с ядерными ракетными двигателями необходимо учитывать загрязнение атмосферы Земли. Поэтому, несмотря на существование действующих моделей ядерных ракетных двигателей, пока ни один из них так и не был задействован вне лабораторий или научных баз. Потенциал таких двигателей высочайший, однако, и риск, связанный с их использованием, тоже немалый, так что пока они существуют только в проектах.

Литература

Новый политехнический словарь / Гл. ред. А.Ю. Ишлинский. — М.: Большая Российская энциклопедия, 2000.
Рылев Ю. 6000 изобретений XX и XXI веков, изменившие мир. М.: Эксмо. 2017.
Космонавтика: Энциклопедия. М.: Сов. Энциклопедия, 1985
Феодосьев В.И. Основы техники ракетного полета. М.: Наука, 1979.
Свободная интернет-энциклопедия Википедия.
Дорофеев А.А. Основы теории тепловых ракетных двигателей. М.: Изд. МГТУ им. Н. Э. Баумана, 2014.
Руппе Г. Введение в астронавтику.- М.: Наука, 1970.
Фертрегт М. Основы космонавтики.- М.: Просвещение, 1969.
КБ Химавтоматика. Перспективные космические аппараты. Интернет-ресурс: http://www.kbkha.ru/?p=8&cat=11&prod=66

Отчет об концептуальном проектировании и оценке ядерно-космических энергетических систем класса

мегаватт (MCNSPS). Том 4: Выбор концепций, концептуальные проекты, рекомендации (Технический отчет) Отчет об концептуальном проектировании и оценке ядерно-космических энергетических систем мегаваттного класса (MCNSPS)

. Том 4: Выбор концепций, концептуальные проекты, рекомендации (Технический отчет) | ОСТИ.GOV

перейти к основному содержанию

Полная запись
Другое связанное исследование

Исследование было проведено исследовательским центром НАСА Льюиса для офиса программы Triagency SP-100. Цель состояла в том, чтобы определить, какие технологии реакторов, преобразователей и радиаторов лучше всего удовлетворят будущие требования ядерной космической энергетической системы мегаваттного класса. Требовалось 10 мегаватт на 5 лет работы на полной мощности и 10 лет жизни системы на орбите. Были рассмотрены различные жидкометаллические и газоохлаждаемые реакторы, системы статического и динамического преобразования, пассивные и динамические излучатели. Для более детального изучения были выбраны четыре концепции: (1) реактор с газовым охлаждением с конверсией турбины-генератора переменного тока Брайтона замкнутого цикла с отказом от тепловых трубок и трубных ребер с насосом, (2) реактор с литиевым охлаждением со свободнопоршневым двигателем Стирлинга-линейным генератором переменного тока и трубчато-ребристый радиатор с насосом, (3) реактор с литиевым охлаждением, калиевой турбиной-генератором переменного тока Ренкина и радиатором с тепловыми трубками и (4) термоэмиссионный реактор статического преобразования с литиевым охлаждением в активной зоне с радиатором с тепловыми трубками. К системам, рекомендованным для дальнейшей разработки для удовлетворения потребности в 10 МВт с длительным сроком службы, относятся реактор с литиевым охлаждением с преобразованием К-Рэнкина и радиатором с тепловыми трубками, а также термоэмиссионный реактор с литиевым охлаждением в активной зоне с радиатором с тепловыми трубками.

Авторов:: Ветч, Дж. Р.

Дата публикации:: 1988-09-01

Исследовательская организация:: Space Power, Inc., Сан-Хосе, Калифорния (США)

Идентификатор ОСТИ:: 5656026

Номер(а) отчета:: Н-89-18967; НАСА-CR-179614-VOL-4; НАН-1. 26:179614-ТОМ-4; СПИ-25-1-ТОМ-4
РНН: 89-031438

Тип ресурса:: Технический отчет

Страна публикации:: США

Язык:: Английский

Тема:: 21 СПЕЦИАЛЬНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ И СОПУТСТВУЮЩИЕ УСТАНОВКИ; КОСМИЧЕСКИЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ; СРАВНИТЕЛЬНЫЕ ОЦЕНКИ; ЦИКЛ БРЕЙТОНА; ПРЕОБРАЗОВАНИЕ ЭНЕРГИИ; ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЕ РЕАКТОРЫ; ТЕПЛОВЫЕ ТРУБЫ; РЕАКТОРЫ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ОХЛАЖДЕНИЕМ; ЛИТИЙ; РАДИАТОРЫ; ЦИКЛ РЕНКИНА; ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ КА; ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ; ДВИГАТЕЛИ СТИРЛИНГА; ЩЕЛОЧНЫЕ МЕТАЛЛЫ; ПРЕОБРАЗОВАНИЕ; ЭЛЕКТРОННОЕ ОБОРУДОВАНИЕ; ЭЛЕМЕНТЫ; ДВИГАТЕЛИ; ОБОРУДОВАНИЕ; ТЕПЛОВЫЕ ДВИГАТЕЛИ; ТЕПЛООБМЕННИКИ; МЕТАЛЛЫ; МОБИЛЬНЫЕ РЕАКТОРЫ; ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ; ИСТОЧНИКИ ПИТАНИЯ; РЕАКТОРЫ; ТЕРМОДИНАМИЧЕСКИЕ ЦИКЛЫ; Управление ядерно-космических и оборонных энергетических систем НЭСДУС; 210600* — Энергетические реакторы, вспомогательные, мобильные и переносные

Форматы цитирования

MLA
АПА
Чикаго
БибТекс

Ветч, Дж. Р. Ядерно-космические энергетические системы мегаваттного класса (MCNSPS) концептуальный проект и отчет об оценке. Том 4: Выбор концепций, эскизные проекты, рекомендации . США: Н. П., 1988. Веб.

Копировать в буфер обмена

Ветч, Дж. Р. 1988. «Отчет об концептуальном проектировании и оценке ядерных космических энергетических систем мегаваттного класса (MCNSPS). Том 4: Выбор концепций, концептуальные проекты, рекомендации» . Соединенные Штаты.

Копировать в буфер обмена

@статья{osti_5656026, title = {Отчет об концептуальном проектировании и оценке ядерных космических энергетических систем мегаваттного класса (MCNSPS). Том 4: Выбор концепций, эскизные проекты, рекомендации}, автор = {Wetch, JR}, abstractNote = {Исследование было проведено Исследовательским центром Льюиса НАСА для офиса программы Triagency SP-100. Цель состояла в том, чтобы определить, какие технологии реакторов, преобразователей и радиаторов лучше всего удовлетворят будущие требования ядерной космической энергетической системы мегаваттного класса. Требовалось 10 мегаватт на 5 лет работы на полной мощности и 10 лет жизни системы на орбите. Были рассмотрены различные жидкометаллические и газоохлаждаемые реакторы, системы статического и динамического преобразования, пассивные и динамические излучатели. Для более детального изучения были выбраны четыре концепции: (1) реактор с газовым охлаждением с конверсией турбины-генератора переменного тока Брайтона замкнутого цикла с отказом от тепловых трубок и трубных ребер с насосом, (2) реактор с литиевым охлаждением со свободнопоршневым двигателем Стирлинга-линейным генератором переменного тока и трубчато-ребристый радиатор с насосом, (3) реактор с литиевым охлаждением, калиевой турбиной-генератором переменного тока Ренкина и радиатором с тепловыми трубками и (4) термоэмиссионный реактор статического преобразования с литиевым охлаждением в активной зоне с радиатором с тепловыми трубками. Системы, рекомендованные для дальнейшей разработки, чтобы удовлетворить потребность в длительном сроке службы мощностью 10 МВт, - это реактор с литиевым охлаждением с преобразованием К-Рэнкина и радиатором на тепловой трубе, а также термоэмиссионный реактор с литиевым охлаждением в активной зоне с радиатором на тепловой трубе.}, дои = {}, URL = {https://www.osti.gov/biblio/5656026}, журнал = {}, номер =, объем = , место = {США}, год = {1988}, месяц = {9} }

Копировать в буфер обмена

Дополнительную информацию о получении полнотекстового документа см. в разделе «Доступность документа». Постоянные посетители библиотек могут искать в WorldCat библиотеки, в которых может храниться этот предмет. Имейте в виду, что многие технические отчеты не каталогизированы в WorldCat.

Экспорт метаданных

Сохранить в моей библиотеке

Вы должны войти в систему или создать учетную запись, чтобы сохранять документы в своей библиотеке.

Аналогичных записей в сборниках OSTI.GOV:

Аналогичные записи

Сосредоточение внимания на ядерной силовой установке и энергии для миссий на Марс

⟵ Назад к обзору года 2021 Страница посадки

Двигательная установка и энергия

By&nbspБРАЙАН ПАЛАШЕВСКИЙ|Декабрь 2021 г.

Технический комитет по ядерным и будущим летным двигателям работает над продвижением внедрения и проектирования комбинаций химических и высокоэнергетических ядерных двигательных установок мегаваттного класса с использованием систем электрических двигателей.

Ядерная энергия и двигательные установки позволят быстрее и эффективнее совершать пилотируемые полеты на Марс, сообщили инженеры Aerojet Rocketdyne на виртуальном Форуме двигателей и энергии AIAA в августе. Ядерная электрическая двигательная установка, или NEP, использует мощность реактора деления для ионизации и ускорения ксенонового топлива до очень высоких скоростей истечения. Ядерная тепловая двигательная установка пропускает водород через активную зону ядерного реактора; водород становится очень горячим и обеспечивает ракетную тягу.

Также на мероприятии AIAA НАСА и группа партнеров по исследованиям сообщили, что реакторы на низкообогащенном уране, или НОУ, для пилотируемых космических кораблей на Марс доступны и осуществимы. Исследования показали, что ядерная тяга — либо электроэнергия от ядерного реактора, либо ядерная тепловая ракета, использующая горячий водород — будет эффективна для доставки больших посадочных модулей с химическим двигателем и людей на Марс. Исследования были сосредоточены на ядрах LEU. Партнерами НАСА были DARPA, Министерство энергетики США, Aerojet Rocketdyne, Aerospace Corp., BWX Technologies и Ultra Safe Nuclear Corp.

Команда Aerojet Rocketdyne оценила краткосрочные миссии на 2030-е годы и долгосрочные человеческие базы на Марсе на 2040-е. Он разработал два космических корабля НЭП для перевозки людей и грузов. Смоделированный грузовой транспорт нес несколько марсианских посадочных модулей с химическим двигателем. В человеческом транспорте использовались как НЭП, так и химические двигатели; эта комбинация силовых установок создала значительные преимущества на траектории, в том числе более быстрые миссии, подвергая человеческий экипаж меньшему воздействию радиации из дальнего космоса.

Исследование также показало, что человеческие базы на Марсе могут быть снабжены быстрыми транспортами NEP. В пилотируемом транспорте использовалась электрическая ступень NEP мощностью 1,9 МВт с 20 100-киловаттными электрическими двигателями на эффекте Холла (18 активных двигателей, 2 запасных), четыре ксеноновых десантных бака, прикрепленных к ферме десантного бака, среда обитания в дальнем космосе, где экипаж должен был жить во время космической части миссии, а также химическую ступень с жидким кислородом / жидким метаном с двумя двигателями с тягой 25 000 фунтов с насосным питанием. Выбрасывание пустых десантных баков после того, как их топливо израсходовано, позволило бы улучшить характеристики полезной нагрузки Марса. Исследование показало, что химическая двигательная установка сделает отлет с Земли и выход на орбиту Марса быстрее, чем при использовании только NEP. Транспортная конструкция является гибкой и подходит для многих кампаний по исследованию Марса людьми. Aerojet Rocketdyne оценила многие полеты на Марс, расширив наши знания о технологических пробелах, которые необходимо заполнить для успеха миссии.

Ядерный двигатель также крайне важен для исследования и эксплуатации внешних планет. В августе Исследовательский центр Гленна НАСА в Огайо сообщил о новых результатах в отношении требований к добыче полезных ископаемых для лун внешних планет. Учитывая большую долю водяного льда на спутниках Урана и Нептуна, этот лед имеет решающее значение для заправки горнодобывающей техники. Масса добытой воды будет лишь небольшой долей всего добытого вещества. Водяной лед будет использоваться для производства кислорода и водорода как для химических ракетных двигателей, так и для дозаправки атомных электродвигателей на орбиту для доставки гелия-3 и дейтерия из дополнительных ядерных горнодобывающих машин, работающих в атмосферах Урана и Нептуна.