§ 15. Использование атомной энергии в ракетных двигателях |
207 |
ство атомного горючего расходуется на нагревание единицы веса рабочего тела при определенном к. п. д. (табл. 5.22).
Таблица 5.22
Расчетные теоретические скорости истечения газа из сопла реактора атомного двигателя в зависимости от отношения атомного горючего (плутония-239) к массе рабочего тела при к. п. д. использования энергии, равном 50%
Скорость истечения |
Отношение массы атомного |
м)сек |
горючего к массе рабочего |
тела |
|
10 000 |
1 |
1000 |
1/100 |
100 |
1/10 000 |
10 |
1/1 000 000 |
Данные этой таблицы показывают, что скорость истечения ра бочего тела из сопла реактора увеличивается пропорционально расходу атомного горючего на нагревание единицы этого тела до определенной температуры.
Так как атомное горючее имеет высокую стоимость, было бы целесообразным получить в тепловых атомных ракетных двигате лях максимально возможную скорость истечения из сопла реак тора.
Однако практически лимитирующим фактором в повышении скорости истечения является развиваемая в реакторе температура рабочего тела. При нагревании рабочего тела в гетерогенных ядерных реакторах температура его не может превышать температуры плавления твердого активного вещества, используемого в качестве источника атомной энергии, и безопасно допустимой температуры
оболочки реактора.
Наивысший предел температуры плавления для урана лежит около 1130° С, а безопасно допустимая температура для самых лучших освоенных в настоящее время материалов, из которых мож но изготовить внутреннюю оболочку реактора, не превышает
1000—1100° С. Практически же максимально допустимая темпера тура для урана в условиях работы гетерогенного реактора лежит значительно ниже указанной температуры плавления. Современные
стационарные промышленные гетерогенные урановые реакторы ра ботают при температурах порядка сотен градусов Цельсия.
Это обстоятельство указывает на то, что к. п. д. расходуемой атомной энергии урана при помощи гетерогенных реакторов весь ма низок. Если предположить, что в будущем удастся повысить
208 |
Гл. 5. Характеристики топлив ЖРД |
|
допустимую температуру в гетерогенном |
реакторе до 1500° С, то |
|
тогда, |
вероятно, можно будет получить |
удельную тягу порядка |
400—700 кг сек/кг, т. е. в 2—3 раза большую в сравнении с суще ствующими химическими ЖРД.
Единственным путем получения более высокой температуры ра
бочего тела в реакторе и, следовательно, удельной тяги является параллельная подача в реактор двигателя рабочего тела и атом ного горючего, находящегося в жидком, газообразном или в жидко стно-газообразном состоянии.
При этих условиях температура в так называемом гомогенном
жидкофазном, газообразном или смешанного типа реакторе в от личие от ранее рассмотренного твердофазного реактора уже не бу дет ограничиваться пределом температуры плавления твердого активного вещества в реакторе. Верхний предел этой температуры
будет лимитироваться только относительно более высоким преде лом безопасно допустимой температуры используемых материалов для постройки такого двигателя, обеспечивающим получение удель
ной тяги порядка 1500 кг сек/кг'. Например, температура плавле ния карбидов некоторых металлов составляет около 4000° К.
Однако и этому методу использования ядерной энергии также
присущи значительные недостатки: малое потребное количество жидкого атомного горючего по сравнению с количеством рабочего тела, необходимость вести процесс в газообразной фазе при очень высоких давлениях и иметь для этого реактор огромных размеров, чтобы реакция была самоподдерживающейся, значительные поте ри тепла в окружающую среду и др.
Поскольку температура рабочего тела в гетерогенном реакторе атомного двигателя практически ограничивается определенным пределом, то с целью наилучшего использования ядерного горюче го в двигателе (получения наиболее высокого к. п. д. цикла) необ ходимо целесообразно выбрать для двигателя рабочее тело.
Можно считать, что наиболее эффективным рабочим телом для теплового атомного ракетного двигателя будет такое вещество, ко торое:
1)обладает наименьшим молекулярным весом и наибольшей
удельной теплоемкостью в газообразном состоянии, так как при одной и той же температуре теплосодержание газа будет тем выше, чем больше его теплоемкость (теплоноситель не обязательно дол жен обладать химической энергией);
2)обладает при данном тепловом режиме наибольшей диссо циацией и ионизацией, так как последние способствуют снижению его молекулярного веса и увеличению теплоемкости и, следователь но, при том же подводе тепла приводят к меньшему его нагреву;
3)имеет достаточно большой удельный вес и, следовательно, для данного запаса теплоносителя — меньший объем баков;
1 Jet Propulsion, v. 28, No. 4, 1958.
<$ 15. Использование атомной энергии в ракетных двигателях |
209 |
4)соответствует ряду ядерных характеристик и эксплуатаци
онным требованиям;
5)имеет малое сечение захвата нейтронов, а в случае примене ния реактора на быстрых нейтронах — также и малый коэффициент
замедления.
Этим требованиям наиболее полно соответствует молекулярный водород. По ряду своих характеристик он не хуже одноатомного
водорода, тем более что последний в силу своей большой неустой чивости почти неприменим.
Атомный ракетный двигатель с нагревом рабочего тела в реак
торе, очевидно, по сравнению с обычным химическим ЖРД будет представлять собой весьма массивную и тяжелую конструкцию, особенно в том случае, когда в ней будет предусмотрено устройство защиты от радиации гамма-лучей, нейтронов и альфа-частиц, что обязательно в случае наличия людей на снаряде. Использование
такого атомного двигателя может оказаться целесообразным толь
ко для второй и последующих ступеней крупных снарядов, вклю чаемых в работу на весьма больших высотах. Назначение таких снарядов может быть весьма различным.
Разработка атомных ракетных двигателей для снарядов пред
ставляет весьма сложную и трудную задачу. При создании двига теля этого типа необходимо решать сложнейшие проблемы выбора
схемы двигателя, рабочего тела для него, |
охлаждения |
реактора, |
метода регулирования процесса реакции, |
защиты от |
излучения |
и др. |
|
|
Поскольку для эффективной работы атомного двигателя необ
ходимо иметь весьма высокие температуры рабочего тела в реак торе, то использование ядерной энергии в тепловом ракетном дви гателе требует:
1) освоения новых весьма жаропрочных материалов для изго товления камеры нагревания теплоносителя и методов обжатия струи реагирующего вещества магнитным или электрическим по лем, для того чтобы оболочка камеры (реактора) двигателя могла выдерживать огромные температурные реакции;
2)освоения весьма эффективной и надежной системы охлажде
ния атомного двигателя;
3)достижения весьма малых расходов атомного горючего при
очень больших расходах рабочего тела (на 1 г урана-235 требуется около 1050 т молекулярного водорода при к. п. д. двигателя око
ло 60%);
4)создания надежной системы регулирования процесса реак ции, надежной и легкой защиты частей двигателя снаряда и обслу
живающего персонала от интенсивного гамма-излучения;
5)достижения надежной эксплуатации двигателя в целом.
Получение ядерной энергии для практического использования оказывается возможным только в том случае, если удается осуще-
14 371
210 |
Гл. 5. Характеристики топлив ЖРД |
ствить саморазвивающуюся цепную реакцию деления ядер, что мо жет поддерживаться только в реакторе.
Ядерные реакторы принято делить по скорости нейтронов, вызы вающих деления, на типы:
1)работающие на медленных нейтронах (если большая часть
делений происходит при захвате медленных нейтронов) и
2)работающие на быстрых нейтронах (если деления вызыва
ются быстрыми нейтронами).
Минимальная скорость нейтронов, которая может быть достиг нута в результате замедления, равна скорости их теплового движе-
Фиг. 5. 16. Принципиальные схемы ядерных ре акторов.
а—гетерогенный реактор: твердое горючее и замед литель, циркулирует охладитель, /—отражатель, За урановые стержни в трубах, 3—твердый замедли тель, 4—теплоноситель (газ или жидкость), б—гете рогенный реактор: твердое горючее, циркулирует за медлитель, являющийся одновременно теплоносите лем, 5—отражатель, 6—урановые стержни в чехлах. 7—жидкий замедлитель, в—гетерогенный реактор: твердый замедлитель, циркулирует жидкое ядерное горючее, 5-—отражатель, 9—твердый замедлитель, 10— жидкое горючее (раствор или жидкий сплав), одно временно являющееся источником тепла и теплоно сителем, г—гомогенный реактор: циркулирует жидкая смесь горючего и замедлителя. 11—отражатель, 12— жидкая смесь урана и замедлителя, которая одно временно является источником тепла и теплоноси
телем, д—гомогенный реактор: твердая (или жидкая) смесь урана и замедлителя, циркулирует
теплоноситель, 13—отражатель, 14—твердая или жидкая смесь урана и замедлителя. 15—теплоноситель (газ или жидкость).
ния, устанавливающейся при тепловом равновесии со средой. По этому реактор на медленных нейтронах также называют реактором на тепловых нейтронах.
Ядерный реактор с использованием урана можно осуществить только на медленных нейтронах, так как только в этом случае ве роятность деления изотопа урана-235 так велика, что может пере крыть вероятность всех других процессов. С увеличением содержа ния изотопа урана-235 в уране возможно осуществление и реакто
ров двух других типов (обогащенным ураном |
называется |
уран |
||
с повышенным по отношению |
к природному |
содержанием изото |
||
па U235). |
|
на |
медленных |
ней |
Основными элементами ядерного реактора |
||||
тронах являются (см. фиг. 5. |
16): |
|
|
|
1)активная зона, т. е. зона, в которой расположены уран и за медлитель нейтронов; для замедления нейтронов можно использо
вать графит, тяжелую воду (вода, в которой легкий водород заме
щен тяжелым водородом) или окись бериллия, а в случае обога щенного урана — также и воду;
2)отражатель, т. е. устройство, отражающее нейтроны, обрат
но вылетающие из активной зоны; для отражателя применяются
те же материалы, что и для замедлителя;