Файл: Динамика и управление ядерным ракетным двигателем [Текст] 1974. - 253 с.pdf
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 23.06.2024
Просмотров: 197
Скачиваний: 0
ного горючего и получение необходимых двигательных характеристик. По расчетам работы [111 условия критич ности требуют наличия в реакторе сравнительно высоких давлений — до 500—1000 атм. При этом характерные тем пературы получаются на уровне 1ч-5 103°К. Разумеется, что ядерное горючее должно быть в этих условиях отделено от стенок более холодными слоями рабочего тела.
Наиболее простая схема газофазного реактора — схема с полным смешением [12] представлена на рис. 1.5. Однако
Рис. 1.5. Схема полного смещения:
/ —замедлитель-отражатель; 2 — сопло; 3 — активная зона.
в чистом виде она не хороша из-за большого выноса деля щегося вещества. Если ввести понятие коэффициента раз деления, который представляет собой отношение расхода вынесенного делящегося вещества к его общему расходу
[6, 9]
K-=GB.B/G„.B, |
(1.4) |
то перспективными газофазными ЯРД, по мнению боль шинства авторов, следует считать только такие, для кото рых по крайней мере К = 10~3 -f- 10-4. Добиться такого высокого коэффициента разделения можно несколькими способами, в связи с чем разработки схем газофазных реак торов велись по нескольким направлениям [2, 12].
Механические способы разделения делящегося вещества
ирабочего тела с помощью твердых достаточно прозрачных
иохлаждаемых стенок. Схемы реакторов подобного типа показаны на рис. 1.6 и 1.7 [12—14]. Во всех случаях этих схем механизмом теплообмена ядерного горючего и рабо чего тела должно быть излучение, свободно проходящее
14
через твердую прозрачную стенку. Эта стенка либо час тично, либо полностью отделяет зону ядерного горючего от зоны рабочего тела. Прозрачная ампула расположена коаксиально по отношению к потоку рабочего тела и
Рис. 1.6. Коаксиальная схема с прозрачной стенкой:
1 — замедлитель-отражатель; 2 — прозрачная стенка; 3 — активная зона; 4 — сопло.
охлаждается газом (неоном). В схеме предусматривается се парация смеси ядерного горючего и охлаждающего ампулу газа. Рабочее тепло — водород. Ожидаемые параметры по удельной тяге около 1870 сек, давление 500 атм.
f Рис. 1.7. Схема с прозрачной стенкой и вихревой стабилизацией:
/— замедлитель-отражатель; 2 — прозрачная стенка; 3 — активная зона с вихревой стабилизацией; 4 — сопло.
Схемы с прозрачными стенками и проблемы, связанные с ними, рассматривались в ряде работ [13— 14]. Однако трудности материаловедческого и инженерного характера по обеспечению достаточной термопрочности, защиты и прозрачности стенок ампулы весьма велики.
15
Гидродинамические способы разделения ядерного горю чего и рабочего тела привели к созданию схем с вихревым и коаксиальным течениями. В схемах этого типа перего родка между ядерным горючим и рабочим телом отсутст вует, так что некоторое смешение этих тел неизбежно.
Идея вихревого удержания ядерного горючего (рис. 1.8) состоит в создании в полости реактора кольцевого вихря
А-А
Рис. 1.8. Вихревая схема:
1 — замедлитель-отражатель; 2 —вихревая ак |
|
тивная |
зона; 3 — сопло. |
ядерного горючего 115]. |
Рабочее тело подается со стенок |
реакторной полости с тангенциальной закруткой, проходит зону вихря ядерного горючего, нагревается и истекает по центральной части полости и через сопло.
Модификации этой схемы различаются тем, что через зону вихря подается иногда не все рабочее тело, а только часть его, закрутка вихревой зоны горючего вызывается взаимодействием электрического тока в газе с магнитным полем [16, 17] или для лучшей защиты стенок применяется пылевой экран [18]. В схемах с коаксиальными течениями высокий коэффициент разделения ядерного горючего и ра бочего тела может быть достигнут различными способами.
16
В одних случаях (рис. 1.9) — это создание спутных те чений с применением последующей сепарации делящего ся вещества и рабочего тела [12, 19, 20], в других сепара-
Рис. 1.9. Коаксиальная струйная схема с циркуля цией делящегося вещества:
/ — замедлитель-отражатель; 2 — струя делящегося ве щества; 3 — заборник; 4 — сопло.
ция отсутствует. В последних схемах, где сепарации нет, рассматриваются возможности удержания ядерного горю чего внутри полости реактора вдали от стенок либо с по-
Рис. 1.10. Схема с вихревой стабилизацией:
1 — замедлитель-отражатель; 2 — активная зона с вих ревой стабилизацией; 3 — сопло.
мощью вихревой стабилизации (рис. 1.10) [12], либо бла годаря ламинаризации струйных течений с помощью про филированной подачи рабочего тела и ядерного горючего
через пористые стенки (рис |
1...........11) [21],... либо при наличии |
|||
вихревой стабилизации и |
твердых |
прозрачных стенок |
||
(рис. 1.12) [12]. |
Гес. пуслч«-« |
|
||
|
17 |
|||
|
Гіу.Г: |
•GKèt |
'й К.'г |
|
|
|
|||
|
■Оѵі- |
|
||
|
|
|
•''’’ч.-ca |
|
2
Рис. 1.11. Коаксиальная схема с газодинамической стабилизацией:
/ — замедлитель-отражатель; 2 — пористая стенка; 3 — ак тивная зона; 4 — сопло; 5 — профилированная подача рабо чего тела.
Магнитное поле
Рис. 1.12. Вихревая схема с магнитогидродинами ческим вращением рабочего тела:
/ — замедлитель-отражатель; 2 — |
электроды; 3 — рабо |
чее тело; 4 — сопло; 5 — вихревая |
активная зона; 6 — со |
леноид; 7 — изолятор.
18
Магнитогидродинамические способы удержания ядерного горючего [6J используют взаимодействие внешнего маг нитного іюля с плазмой делящегося вещества и рабочего тела. Схема на рис. 1.13 иллюстрирует возможную МГДкомпоновку активной зоны такого типа.
Во всех случаях рассмотренных схем газовые ядерные реакторы, как правило, получаются полостного типа с рез ко разграниченными областями ядерного горючего, рабочего тела и замедлителя-отражателя. Исследованию нейтронно-
Рис. 1.13. Коаксиальная схема с магнитной стабилиза цией:
1 — замедлитель-отражатель; 2 |
— соленоид; |
3 — сопло; 4 — по |
дача рабочего тела; |
5 — активная |
зона. |
физических свойств таких реакторов посвящено много
работ теоретического и |
экспериментального |
характера |
|
[12, |
22—271. |
|
|
Теплообменная сторона схем рассмотренных типов, как |
|||
правило, предусматривает |
передачу тепла |
излучением. |
Это наиболее сложный в отношении математического опи сания способ передачи тепла.
В работах [6, 9, 12] показано, что до температуры 8300°К при давлении 500 атм рабочее тело, в качестве ко торого в большинстве схем используется водород, весьма прозрачно для излучения, и для организации надлежащего теплообмена требуется введение различных присадок. Что же касается зоны ядерного горючего, то его непрозрачность больше, чем у рабочего тела, по крайней мере на порядок. Проблемам теплообмена в газофазных ЯРД до сведениям
работы [12] |
также посвящено много исследований. |
|
|
Вопросы схемных исследований и состояния проработок |
|
по |
ЯРД с |
газофазной активной зоной нашли отражение |
в |
обзорах |
[2, 3, 12, 28—30]. |
19
В дальнейшем мы не будем рассматривать реакторы с твердыми прозрачными стенками и с вихревой стабили зацией активной зоны. Вопросы перспективности этих схем спорны. В одном случае возникают инженерные трудности создания и теплозащиты прозрачных стенок, в другом двигательные характеристики, как правило, получаются невысокими. По-видимому, гидродинамические и электро магнитные способы удержания ядерного горючего в коак сиальных течениях более перспективны. В дальнейшем мы ограничимся рассмотрением вопросов управления только по отношению к схемам этого типа.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Bussard R. W. А Nuclear — Electric Propulsion System. J. Brit. Interplanet. Soc., 1956, v. 15, No. 6 (73), p. 19.
2.Разработка ядерных ракетных двигателей в США (обзор). — «Вопросы ракетной техники». М., «Мир», 1966, № 12, с. 48.
3.Состояние разработки ЯРД в США (обзор). —«Вопр. ракетн. техн.». М., «Мир», 1970, № 6, с. 46.
4.Шредер Р. В. «Состояние разработки ЯРД «Нерва». — «Вопр. ракетн. техн.». М., «Мир», 1968, № 3, с. 49.
5.Мегреблиан Р, Холмс Д. Теория реакторов. Пер. с англ. М., Госатомиздат., 1962, с. 349, 149.
6.Бассард Р., Делауэр Р. Ядерные двигатели для самолетов и ра
кет. Пер. с англ. М., Воениздат, 1967, с. 11.
7. Тан И. С. и др. Исследование реактора на коллоидном горю чем. — «Ракетная техника и космонавтика», 1971, т. 9, № 2, с. 177.
8.Shepherd L. R., Cleaver A. U. The Atomic Rocket-3.—J. Brit. Interplanet. Soc., 1949, v. 8, No. 1, p. 23.
9.Бассард P., Делауэр P. Ракета с атомным двигателем. M., Воениздат, 1960.
10.Hunter М. W. Single-stage speaceships should be our goal. — Nucleonics, 1963, v. 21, No. 2.
11.Knapp P. E. Liguid/gas core reactors for high acceler. pro
pulsion JEEE Trans.— Nucl. Sei., 1965, v. 12, No. 1.
12.Мак-Лафферти Дж. X. Перспективные концепции ядерных ракетных двигателей (обзор). — «Вопр. ракетн. техн.», М., «Мир», 1968, № 10, с. 25.
13.McLafferty G. Н. Absorption of thermal radiation in the tran
|
sparent |
wall |
of |
a nuclear light |
bulb rocket |
engine. AIAA- |
||||||
14. |
paper, N66-619, 1966. |
|
of |
Nuclear |
Light Buld |
En |
||||||
Latham |
T. |
S. Criticality Studies |
||||||||||
15. |
gine. AIAA-paper |
N68—571, |
1968. |
V. Vortex |
Containmen for |
|||||||
Kerrebrock |
J. |
L., |
Meghreblian |
R. |
||||||||
|
the |
Gaseous — Fission Rocket. — Int. Aerospace Science, |
1961, |
|||||||||
16. |
V. 28, No. |
9. |
|
|
|
|
в газовом |
вихревом |
ЯРД |
|||
Рамеро Дж. Б. Удержание топлива |
||||||||||||
|
с |
магнитогидродинамическим |
вращением |
газа. — «Ракетная |
||||||||
|
техника и космонавтика», 1964, № 6, с. 152. |
|
|
20