[image]

Атомный ракетный двигатель

Теги:космос
 
1 20 21 22 23 24 25 26
CA suyundun #23.11.2024 03:21  @Alexandrc#22.11.2024 16:31
+
-
edit
 

suyundun

опытный

Alexandrc> вариант
Не прошло и полвека :D :D :D Спасибо
   132.0132.0

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Косвенно к вопросу о ГФЯРД. В частности, вопросу, необходимы ли ему твёрдые ТВЭЛы.

B. Gas-Core-Reactor - Laser Systems

A reactor in which the nuclear fuel is partially or
totally in the gaseous or plasma state is referred to as a
gas-core reactor. The terms "gaseous core" and "plasma core"
are occasionally used. Intuitively, the first thought which
comes to mind is whether it is possible to achieve criticality
with a gas only? Surprisingly enough, criticality is easily
obtainable and the required mass for criticality in case of
UF6 is less than 20 kg.
Consequently, gas-core reactors have
been proposed, reactor experiments have been performed, and
criticality actually has been achieved. The majority of
work in this field has been performed in connection with the
nuclear space propulsion effort.


A gas core reactor experiment using UF6 achieving
criticality was performed in 1969 by Kunze (170, 171). A
similar experiment was done also at the USSR (172, 173).
A
more modern experiment is being performed at present at the
Los Alamos Scientific Laboratory and this experiment
became critical in 1981 (174). The older nuclear rocket
programme was concerned with developing a high temperature
reactor, which was the reason for choosing the gaseous fuel
(175-206). In the case of the nuclear-pumped laser, the
requirement is just the opposite, that is, it is desirable
to keep the temperature as low as possible. This reasoning
stimulated a new, low temperature gas core reactor programme.
Information can be found in Refs. 202 and 205 through 211.
In this context, it has to be understood that the intent
of the nuclear-pumped laser is direct energy conversion of
nuclear energy to laser light (207). This means there is no
relationship between efficiency and temperature, consequently



170. Kunze, J. F., Pincock, G. D. and Hyland, R. E., "Cavity
Reactor Critical Experiments", NUcl. Appl., 6 (2), 104-
115, 1969.
171. Lofthouse, J. H. and Kunze, J. F., "Spherical Gas Core
Reactor Critical Experiment", NASA CR-72781, National
Aeronautics and Space Administration, 1971.
172. Dmitrievskii, V. A., Voinov, E. M. and Tetel'baum, S. D.,
"Use of Uranium Hexafluoride in Nuclear Power Plants",
Atom. Energ., ~ (4), 251, Oct. 1970, (in Russian).
173. Dmitrievskii, V. A., Voinov, E. M. and Tetel'baum, S.D.,
"Use of Uranium Hexafluoride in Nuclear Power Plants",
At. Energ., 29 (4), 251, Oct. 1970, (in Russian) •
174. Barton, Jarvis and Davis, "A UF6-He Circulating Gas
Critical Assembly", Trans. ANS, 27, 930-1, 1977.
175. Bell, G. I., "Calculation of the Critical Mass of UF6
as a Gaseous Core, with Reflectors of D20, Be and C",
LA-1874, Los Alamos Scientific Laboratory, 1955.
176. Bussard, R. W. and DeLauer, R. D., "Nuclear Rocket
Propulsion", McGraw-Hill Book Co. Inc., New York, p. 160,
1958.
177. Weinstein, H. and Ragsdale, R. G., "A Coaxial Flow
Reactor - A Gaseous Nuclear Rocket Concept", American
Rocket Society, Preprint 1518-1560, 1960.
178. Ragsdale, R. G. and Hyland, R. E., "Some Nuclear
Calculations of 235U- 020 Gaseous-Core Cavity Reactors",
NASA-TN-475, National Aeronautics and Space Administration,
Lewis Research Center, Oct. 1961.
179. Meghreblian, R. V., "Gaseous Reactors for Booster
Propulsion", Am. Rocket Soc. J., E, 1962.
180. Krascella, N. L., "Theoretical Investigation of the
Spectral Opacities of Hydrogen and Nuclear Fuel", Air
Force systems Command Report RTO-TOR-63-1101, prepared
by United Aircraft Research Laboratories, November 1963.
181. Roback, R., "Thermodynamic Properties of Coolant Fluids
and Particle Seeds for Gaseous Nuclear Rockets", UARL
Report C-910092-3, Prepared under NASA Contract NASw-847,
September 1964.
182. Jarvis, G. A. and Byers, C. C., "Critical Mass Measurements
for Various Fuel Configurations in the LASL D20
Reflected Cavity Reactor", AIAA Paper No. 65-555, AIAA
Propulsion Joint Specialist Conference, June 1965.
183. Clark, J., Johnson, B., Kendall, J. S., Mensing, A. and
Travers, A., "Summary of Gaseous Nuclear Rocket Fluid
Mechanics", AIAA 67-500, American Institute of
Aeronautics and Astronautics, 1967.
184. Atwater, J. F., "Fissioning Uranium Plasma for Rocket
Propulsion", PhD dissertation, Univ. of Florida,
Gainesville, Fla., March 1968.
185. Rom, F. E. and Ragsdale, R. G., "Advanced Concepts for
Nuclear Rocket Propulsion", NASA SP-20, 1969.
186. Ragsdale, R. G. and Willis, E. A., "Gas-Core Rocket
Reactors - A New Look", NASA TM X-67823, U.S. National
Technical Information Service, 1971.
187. Latham, T. S., "Summary of the Performance Characteristics
of the Nuclear Light Bulb Engine", AIAA Paper 71-642,
AIAA/SAE 7th Propulsion Joint Specialist Conference,
June 1971.
188. Schwenk, F. C. and Franklin, C. E., "Comparison of
Closed- and Open-Cycle System", Proc. Symp. Research
on Uranium Plasmas and Their Technological Applications,
K. Thom and R. T. Schneider, Eds., NASA SP-236, 3-13,
National Aeronautics and Space Administration, 1971.
189. Klein, J. F., "Experiments for Simulating the Absorption
of Thermal Radiation in the Propellant Duct of a Nuclear
Light Bulb Reactor", Research of Uranium Plasmas and
Their Technological Applications, K. Thom and
R. T. Schneider, Eds., NASA SP-236, 307-314, 1971.
190. Ragsdale, R. G., "High Specific Impulse Gas Core
Reactors", NASA TMX-2243, 1971.
191. Fishbach, L. G. and Willis, E. A., "Performance
Potential of Gas-Core and Fusion Rockets: A Mission
Application Survey", NASA TNX-67940, U.S. National
Technical Information Service, 1971.
192. Hyland, R. E., "A Mini-Cavity Probe Reactor", BASA
TM X-67928, U.S. National Technical Information Service,
1971.
193. Whitmarsh, C. L. Jr., "Neutronics Analysis of an OpenCycle
High-Impulse Gas-Core Reactor Concept", NASA
TM X-2534, National Aeronautics and Space Administration,
1972.
194. Latham, T. S. and Rodgers, R. J., "Small Nuclear Light
Bulb Engines with Cold Beryllium Reflectors", AIAA/SAE
Joint Propulsion Specialist Conference, New Orleans,
1972.
195. Thom. K., Schneider, R. T., and Schwenk, F. C., "Physics
and Potentials of Fissioning Plasmas for Space Power
and Propulsion", Paper No. 74-087, International
Astronautical Federation 25th Congress, Amsterdam,
Oct. 1974.
195a. Davie, R. N., Davis, J. R. and Schneider, R. T.,
"Optical Radiation of Fission Fragment Excited UF6 and
Ar-N2-UF6 Mixtures", Trans. Am. Nucl. Soc., ~, 517.
196. Lee, J. H., McFarland, D. R., Hohl, F. and Kim. K. H.,
"Production of Fissioning Uranium Plasma to Approximate
Gas-Core Reactor Conditions", Nuclear Technology, E,
June 1974.
197. Helmick, H. H., Jarvis. G. A., Kendall, J. S. and
Latham, T. S., "Preliminary Study of Plasma Nuclear
Reactor Feasibility", Los Alamos Scientific Laboratory
Report LA-5679, 1974.
198. Lee, J. H., McFarland, D. R., Hohl, F. and Him. K. H.,
"Production of Fissioning Uranium Plasma to Approximate
Gas-Core Reactor Conditions", NUcl. Technol., E, 306,
1974.
199. Barnard, W., Helmick, H. H., Jarvis, G. A., Plassmann, E
Plassmann, E. A. and White, R. H., "Research Program
on Plasma Core Assembly", Los Alamos Scientific
Laboratory Report LA-5971-MS, prepared under NASA
Contract W-13755, May 1975.
200. Schneider, R. T., "Fissioning Uranium Plasmas and
Nuclear Pumped Lasers", NUcl. Tech., 27 (1), 34-50,
Sept. 1975.
201. Rodgers, R. J., Latham, T. S. and Krascella, N. L.,
"Investigation of Applications for High-Power, SelfCritical
Fissioning Uranium Plasma Reactors", United
Technologies Research Center Report R76-912204, prepared
under Contract NASl-13291, Nod. 2, May 1976.
202. Thorn. K., "Gaseous Fuel Reactor Research", 3rd IEEE Int.
on Plasma Sci., Austin, TX, 1976.
203. Thorn, K. and Schwenk, F. C., "Gaseous Fuel Reactor
Systems for Aerospace Applications", AIM Conf. on the
Future of Aerospace Power Systems, St. Louis, Missouri,
Mar. 1977.
204. Kendall, J. S. and Rodgers, R. J., "Gaseous Fuel
Reactors for Power Systems", 12th Intersociety Energy
Conversion Engineering Conf., Washington, DC, Aug. 1977.
205. Thorn, K., Schneider, R. 'l!, and Helmick, H. H., "Gaseous
Fuel Nuclear Reactor Research for Multimegawatt Power
in Space", International Astronautical Federation (IAF) ,
XXVIII Congress, Prague, Sept. 25 - October 1, 1977.
206. Jarvis, G. A., Bernard, W., Helmick, H. H. and White, R.
"Beryllium Reflected Cavity Reactor for UF6 Critical
Experiments", AIM/SM 11th Propulsion Conf., Anaheim, CA,
1975.
 




© NUCLEAR-PUMPED LASERS - Advances in Nuclear Science and Technology Vol.16(1984)
   97.0.4692.9997.0.4692.99
RU Бывший генералиссимус #09.12.2024 06:07  @Fakir#09.12.2024 01:22
+
+1
-
edit
 
Fakir> Косвенно к вопросу о ГФЯРД. В частности, вопросу, необходимы ли ему твёрдые ТВЭЛы.
Fakir> © NUCLEAR-PUMPED LASERS - Advances in Nuclear Science and Technology Vol.16(1984)

Так это при нулевой мощности! Критичности достичь можно, удержать потом сложно. Нам же ведь нужно не газовую фазу ради газовой фазы, а газовую фазу ради высокой температуры. Мало того, что у нас температура уранового газа для правильного УИ уже выходит из зоны тепловых нейтронов, так ещё и в соответствии с уравнением кого-то-там-и-ещё-кого-то-там, при температуре 12000 кельвинов, т.е. энергии 1 эВ, давление идеального газа в 35 раз больше для той же плотности, а для той же критмассы нужна куда большая плотность, ибо сечение деления при 1 эВ и при 0,03 эВ - это таки небо и земля.

И фокус с холодным замедлителем и холодными нейтронами в газофазном реакторе играет гораздо хуже, т.к. ядра атомов урана тоже приобретают гораздо большее тепловое движение.

P.S. Эти опыты 60-х-70-х годов - это классическая "скачка сферического коня в вакууме".
   131.0.0.0131.0.0.0
US Fakir #15.12.2024 23:47  @Бывший генералиссимус#09.12.2024 06:07
+
-
edit
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Не знаю, что и как было в конкретных экспериментах - хочешь, подними первоисточники, ссылки приведены - но для ГФЯРД всё было просчитано еще в 60-е, они ж гетерогенные, именно что с холодным замедлителем. Или это замедлитель-отражатель, или многотвэльная (многоструйная типа) схема. (во всех схемах, очевидно, некий вклад может вносить и водород рабочего тела - и роль именно водорода велика, в сущности, он и определит во многом температуру нейтронов; но высокая температура водорода, считается, даже в плюс, т.к. термализация происходит быстрее, как бы увеличивается эффективная толщина слоя водорода).
Но во всех случая она может быть чисто газофазной, как утверждали разработчики (фамилия Мартишин тебе что-то говорит?).
Да, конечно, критмасса зависит от температуры замедлителя-отражателя, и растёт. Это всё считали, для разных делящихся веществ, опять-таки еще в 60-е, там были чуть ли не AIAAевские статьи. Предпочтение отдавали U233.

Сечения от собственно энергии ядер урана будут зависеть слабее, тебя ж интересует энергия нейтрона в с.ц.м. В силу разницы масс влияние температуры урана (а тем более когда он в виде гексафторида) слабо.
   
RU spam_test #22.01.2025 08:55
+
-
edit
 

spam_test

аксакал

GA написала, что протестировала работоспособность

General Atomics Successfully Tests Nuclear Thermal Propulsion Reactor Fuel at NASA Marshall Space Flight Center

General Atomics Electromagnetic Systems (GA-EMS) announced today that it has successfully executed several significant high-impact tests at NASA’s Marshall Space Flight Center (MSFC) to advance the development of Nuclear Thermal Propulsion (NTP) reactor technology for rapid, agile cislunar transportation and deep space missions, including human missions to Mars. //  www.ga.com
 
   130.0.0.0130.0.0.0
CA suyundun #23.01.2025 03:12  @spam_test#22.01.2025 08:55
+
+2
-
edit
 

suyundun

опытный

s.t.> GA написала, что протестировала работоспособность
пока прогнали гарячий водород при 2600К через топливные элементы. элементы выжили. Интересно, но не очень.
   134.0134.0
RU Бывший генералиссимус #23.01.2025 09:50  @Fakir#15.12.2024 23:47
+
-
edit
 
Fakir> Не знаю, что и как было в конкретных экспериментах - хочешь, подними первоисточники, ссылки приведены - но для ГФЯРД всё было просчитано еще в 60-е, они ж гетерогенные, именно что с холодным замедлителем. Или это замедлитель-отражатель, или многотвэльная (многоструйная типа) схема. (во всех схемах, очевидно, некий вклад может вносить и водород рабочего тела - и роль именно водорода велика, в сущности, он и определит во многом температуру нейтронов; но высокая температура водорода, считается, даже в плюс, т.к. термализация происходит быстрее, как бы увеличивается эффективная толщина слоя водорода).

Термализация-то, может, и быстрее, но термализация до 1 эВ - это не термализация. Это попадание в резонансную область. Не говори мне, что в 60-е успешно умели считать критмассы в резонансной области.

Fakir> Сечения от собственно энергии ядер урана будут зависеть слабее, тебя ж интересует энергия нейтрона в с.ц.м. В силу разницы масс влияние температуры урана (а тем более когда он в виде гексафторида) слабо.

При 1 эВ никакого гексафторида быть не может. Гексафторид - вещество нежное, и разрушается до тетрафторида уже при 1000 цельсиев. а при 12 тыщах будет почти что голая урановая плазма. И, хотя ядро урана в 235 раз массивнее нейтрона, его скорость будет соответствовать скорости нейтрона в с.ц.м. при 0,069 эВ где-то, плюс скорость самого нейтрона, ещё минимум столько же, ниже температуру замедлителя удержать нечем, а это снижение сечения в общей сложности в 10-15 раз. Несмертельно, конечно, но критмассу увеличивает порядочно.
   131.0.0.0131.0.0.0
RU Fakir #24.01.2025 22:43  @Бывший генералиссимус#23.01.2025 09:50
+
-
edit
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Б.г.> Термализация-то, может, и быстрее, но термализация до 1 эВ - это не термализация. Это попадание в резонансную область.

Не понимаю. Если нейтрон в тепловом равновесии со средой или близко к такому равновесию - это термализация. По определению.

Б.г.> Не говори мне, что в 60-е успешно умели считать критмассы в резонансной области.

Не понимаю, в чём ты видишь принципиальную проблему. Сечения наверняка брали экспериментальные. Насколько точно они тогда были промерены для этой области - без понятия.


Б.г.> При 1 эВ никакого гексафторида быть не может.

Ну пусть не будет. Вернее, будет, но мало (диссоциация никогда не бывает полной - смотрим ур. Саха).

Б.г.> Несмертельно, конечно, но критмассу увеличивает порядочно.

Увеличит на сколько-то. Это ж считали. Тем более что там загрузка наверняка больше минимальной критмассы просто из соображений требования по мощности тепловыделения.
   97.0.4692.9997.0.4692.99

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Еще концепт ГФЯРД (уже довольно старый, лет 20) - позволяет хотя бы теоретически обойти некоторые трудности, которые мучительно пыталась забороть группа Иевлева.
Прикреплённые файлы:
 
   97.0.4692.9997.0.4692.99

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Еще относительно свежая (каких-то двадцать) вариация на старую (больше полувека) тему ядерного подогрева в ЖРД.
Из интересных деталей - здесь греется только водород. Схема заставляет задуматься о сложностях впрыска и сжигания кислорода.
Почему его напрямую не греют - как бы понятно (ну, одна причина на поверхности), но почему не подогревать его хоть немного как-то иначе - вопрос подвисает. Не, может быть действительно вообще смысла нет (тупо в силу особенностей диссоциации, геометрии сопла и пр.). Может быть. Но интересно.
Прикреплённые файлы:
LOX Augmented NTR.jpg (скачать) [1172x861, 228 кБ]
 
 
   97.0.4692.9997.0.4692.99
RU Fakir #24.01.2025 23:03  @Бывший генералиссимус#15.11.2024 00:20
+
-
edit
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Fakir>> Как минимум какие-то стенды (ессно, холодные) уже были, на них и ковырялись, пока на работы были деньги.
Б.г.> НЕ газовые. Имитационные. Т.е. газовый ТВЭЛ там имитировали твёрдым, и даже водород - твёрдым вытеснителем.

А, кстати, совсем забыл.
Это тоже не так.
ЕМНИС были именно что имитаторы газовых ТВЭЛов, причём ну очень хитрые ;) С неожиданной стороны зашли.
   97.0.4692.9997.0.4692.99
RU Бывший генералиссимус #25.01.2025 11:19  @Fakir#24.01.2025 23:03
+
+1
-
edit
 
Fakir>>> Как минимум какие-то стенды (ессно, холодные) уже были, на них и ковырялись, пока на работы были деньги.
Б.г.>> НЕ газовые. Имитационные. Т.е. газовый ТВЭЛ там имитировали твёрдым, и даже водород - твёрдым вытеснителем.
Fakir> А, кстати, совсем забыл.
Fakir> Это тоже не так.
Fakir> ЕМНИС были именно что имитаторы газовых ТВЭЛов, причём ну очень хитрые ;) С неожиданной стороны зашли.

Ну что ты мне рассказываешь, когда у меня книжка в руках! Вот фотка из неё, поганая, но прочитать можно, отдельно были нейтронно-физические стенды безо всяких газофазных штук, и отдельно - газодинамические. Струя гелия в спутном потоке воздуха! Вот как имитировали газофазные твэлы!

Вверху страницы - название раздела "ЯРД и ЯЭУ с газофазным реактором". Внизу подпись к картинке "Фотография струи гелия в спутном потоке воздуха"
Прикреплённые файлы:
IMG_20250125_110930.jpg (скачать) [765x1125, 500 кБ]
 
 
   131.0.0.0131.0.0.0
RU Бывший генералиссимус #25.01.2025 11:27  @Fakir#24.01.2025 22:43
+
+2
-
edit
 
Б.г.>> Термализация-то, может, и быстрее, но термализация до 1 эВ - это не термализация. Это попадание в резонансную область.
Fakir> Не понимаю. Если нейтрон в тепловом равновесии со средой или близко к такому равновесию - это термализация. По определению.

Ну, да, ну, да, по определению. Тогда и нейтроны в сработавшей ядерной бомбе можно считать тепловыми.
Смысл замедления нейтронов не в достижении термодинамического равновесия со средой, а в увеличении сечения деления без увеличения сечения захвата.

Б.г.>> Не говори мне, что в 60-е успешно умели считать критмассы в резонансной области.
Fakir> Не понимаю, в чём ты видишь принципиальную проблему. Сечения наверняка брали экспериментальные. Насколько точно они тогда были промерены для этой области - без понятия.

Слушай, даже в современных расчётных кодах все резонансные нейтроны считаются единой группой, и точность приличная получается только потому, что доля их в реальных сборках ничтожна. Их специально строят так, чтобы проскакивать резонансную область как можно быстрее. А если все нейтроны резонансные, то флуктуация энергии на 1% меняет сечение в десять раз. И регулировать такую реакцию становится крайне сложно.

Б.г.>> При 1 эВ никакого гексафторида быть не может.
Fakir> Ну пусть не будет. Вернее, будет, но мало (диссоциация никогда не бывает полной - смотрим ур. Саха).
Б.г.>> Несмертельно, конечно, но критмассу увеличивает порядочно.
Fakir> Увеличит на сколько-то. Это ж считали. Тем более что там загрузка наверняка больше минимальной критмассы просто из соображений требования по мощности тепловыделения.

У РД-0410 реальная загрузка 38 кг при минимальной 33 кг. Потому что у него замедлитель холоднее, чем в ВВЭР-ах.

P.S. Кстати, в ВВЭР-ах, из-за сильного отрицательного коэффициента реактивности по температуре, при работе на 3 петлях флуктуации нейтронного потока в 6 раз больше, чем при штатной работе, из-за большей неравномерности температурного распределения. С этим можно мириться, в основном, потому, что масса зоны таки большая, и колебаний температуры серьёзных не развивается. Безо всяких резонансов, просто из-за немгновенного перемешивания воды.

Для маломассивной активной зоны ЯРД работа в резонансной области непредсказуема.
   131.0.0.0131.0.0.0
Это сообщение редактировалось 25.01.2025 в 11:36
+
-
edit
 

suyundun

опытный

Fakir> Еще относительно свежая (каких-то двадцать) вариация на старую (больше полувека) тему ядерного подогрева в ЖРД.
Fakir> Из интересных деталей - здесь греется только водород. Схема заставляет задуматься о сложностях впрыска и сжигания кислорода.

Атомный ракетный двигатель [suyundun#22.11.24 06:46]

А как Вам вариант Возушно-Реактивного двигателя. ЯРД на водороде (или метане) эжектирующий атмосферный воздух. чтобы помочь эжектированию на всех режимах в начале тракта установлен ВРД.// Космический
 

;)
   134.0134.0
+
-
edit
 

suyundun

опытный

Fakir> Почему его напрямую не греют - как бы понятно (ну, одна причина на поверхности), но почему не подогревать его хоть немного как-то иначе - вопрос подвисает. Не, может быть действительно вообще смысла нет (тупо в силу особенностей диссоциации, геометрии сопла и пр.). Может быть. Но интересно.
Возможно напрямую не греют из-за активности кислорода.
В этой схеме проблема-возможно- медленная скорость впрыска кислорода по сравнению с водородом. Сопло может вырасти до очень больших размеров. Можно попробовать паралельный РЖД (кислород+водород) с суперкислой смесью и последующим впыском. и уж потом впрыск.
   134.0134.0
Последние действия над темой
1 20 21 22 23 24 25 26

в начало страницы | новое
 
Поиск
Настройки
Твиттер сайта
Статистика
Рейтинг@Mail.ru