Г РИЗОНТ
в_о_з_м_о_ж_н_о_г_о______________________________________
[ оглавление ]
ВВЕДЕНИЕ
В данной статье первоначально не ставилась задача выбора наиболее оптимального варианта будущей концепции реактивного двигателя для космических полетов. Конструкций и схем подобных двигателей, за период практического освоения ядерной энергии и космоса, предложено чрезвычайное множество - от глубоко проработанных с точки зрения науки и технологии, и вплоть до откровенной антинаучной профанации. Тем не менее, необходимо отметить некоторые логические звенья, несколько важных моментов, приведших автора к выбору конкретной схемы вероятностной конструкции ТЯРД, которой и посвящена данная статья. А именно:
Среди всех видов экзоэнергетических реакций, как то: химические реакции, ядерные реакции деления, термоядерные реакции синтеза, реакция аннигиляции вещества с антивеществом, наиболее перспективными, в т.ч. для применения в качестве источника энергии для космических полетов, являются термоядерные реакции синтеза.
При высочайшем энергосодержании на единицу массы, эти реакции наиболее хорошо изучены, в отличие от реакции деления выделение энергии происходит не в виде тепла, а в заряженных частицах, они легко управляемы и относительно малорадиоактивны. Большую энергоемкость имеет только реакция аннигиляции антивещества. Тем не менее, в отличие от общераспространенного мнения насчет реакции аннигиляции, возникшем в основном под воздействием фантастической паранаучной литературы, реакция аннигиляции, даже при наличии достаточного количества антивещества, вовсе не настолько более энергоемка, что бы компенсировать колоссальные трудности возникающие при попытке ее использования для создания реактивного двигателя.
Среди всех видов термоядерных реакций синтеза, которых известно великое множество (все элементы, находящиеся в периодической таблице перед Fe в принципе способны к ним, и не менее трети из них - экзоэнергетические) наиболее перспективной для создания ТЯРД является реакция D + 3He = 4He (3,67 МэВ) + p (14,68 МэВ) Всего 18,35 МэВ, критерий Лоусона при 100 КэВ nt=1022 м-3с, тройное произведение - nTt =700-800.
Если рассмотреть ряд возможных ТЯ-реакций с участием легких элементов:
1a. D + D = T + p + 4.0 МэВ
1b. D + D = He3 + n+ 3,25 МэВ (2) (1a-2b - практически равновероятные ветви)
2. D + T = He4 + n + 17,6 МэВ (10кэВ - nt=1020 м-3с / nTt =35-65)
3. p + B11 = 3He3 + 8,7 МэВ
4. p + Li6 = He4 + He3 + 4 МэВ
5. p + B9 = He4 + Li6 + 2,1 МэВ
6. p + Be9 = D + Be9+ 0,6 МэВ
7. D + Li6 = p + Li7 + 5 МэВ
8. D + Li6 = T + Li5 + 0,6 МэВ
то окажется, что дейтерий - гелиевая реакция имеет наибольшее сечение при наивысшей энергоемкости.
Единственная реакция, со значительно большим сечением - D + T = He4 + n + 17,6 МэВ, имеет неустранимый недостаток - выделение нейтрона с большой энергией.
Нейтроны, унося 80% энергии реакции, практически бесполезны при создании реактивной тяги и вызывают огромные трудности при защите конструкции и полезной нагрузки от радиации.
В то время, как у D + 3He в виде нейтронов за счет побочных реакций D + D выделяется лишь 2-5% (зависит от конкретных условий) энергии и 25-34% в виде излучения
(СВЧ и мягкий рентген) - остальные 60-70% энергии выделяются в виде заряженных частиц.
Реакции дейтерий-дейтерий, кроме меньшего, чем у D+3He сечения, в общем, являются «энергетическим нонсенсом» - при достижении критерия Лоусона для этой реакции, создаются такие условия,
при которых продукты этой реакции, He3 и T, неминуемо также вступят в реакцию с дейтерием. В результате собственно реакция D + D выделит лишь менее 17% энергии,
а уровень нейтронной нагрузки будет сопоставим с D + T реакцией.
Реакции №№4-9, в которых участвуют ядра с большим зарядом, имеют на много порядков меньшее сечение, чем в случае изотопов водорода и гелия, и достигают заметной величины лишь при очень больших температурах
(порядка 109 градусов - ~1 МэВ). При этом из за сочетания высокой температуры и большого заряда ядер, потери на тормозное рентгеновское излучение из плазмы оказываются всегда больше,
чем выделившаяся при синтезе энергия - критерий Лоусона в стационарных условиях недостижим для них принципиально.
Из всех принципиальных схем проведения термоядерных реакций синтеза наиболее перспективной для создания ТЯРД является стационарное магнитное удержание плазмы.
В данной статье опускается огромный пласт полемики по поводу инерциального принципа УТС, как варианта платформы для ТЯРД.1 Несмотря на то, что большинство ранних проектов ТЯРД,
таких как всемирно известный проект межзвёздного зонда «Дедал» А.Бонда (1975-1978), проект VISTA (Ч.Орт, 1986) и др. базировались именно на импульсном инерциальном удержании, такой вариант следует признать
малоперспективным, а ранние проекты - технически наивными.2 Развитие термоядерной техники показало огромные трудности осуществления такого варианта УТС, а углубленное исследование
инерциальных систем - их неискоренимые недостатки именно в приложении к ТЯРД. Инерциальные системы не допускают возможности развития самоподдерживающейся цепной (на ядрах отдачи) ТЯ-реакции - каждой мишени
необходимо отдельно сообщать энергию зажигания, что приводит к огромной циркулирующей электрической мощности. Кроме того, по причине малого КПД драйверов (лазеров или ускорителей), необходимо отводить значительные
тепловые мощности. При этом высокая поля энергия в импульсе требует наличия магнитного сопла с большой напряженностью3 , гораздо большей, чем в стационарных системах магнитного
удержания. Все это, в сочетании с грандиозными размерами требуемых таким двигателем драйверов, ведет к, очевидной даже на сегодняшнем этапе, недопустимо высокой абсолютной и удельной массам такого двигателя и,
соответственно, чрезвычайно низкой удельной мощности.
Из всех известных систем стационарного магнитного удержания плазмы наиболее перспективными для создания ТЯРД являются так называемые открытые линейные ловушки плазмы.
Другие типы стационарного (квазистационарного) магнитного удержания, такие как замкнутые ловушки -токамаки, сферомаки и стеллараторы, галатеи, миксины - левитирующие диполи и т.д., кроме некоторых,
специфичных для них недостатков, не имеют в своей конструкции естественного пути выброса плазмы, что делает их использование в качестве платформы ТЯРД крайне затруднительным.
Естественно, системы ТЯРД с промежуточным преобразованием энергии не рассматриваются вообще по причине технической абсурдности таких систем - имея на борту высокоэффективный источник термоядерной плазмы,
являющейся практически идеальным рабочим телом для реактивного двигателя, преобразовывать ее энергию в другой вид и затем создавать тягу другим, заведомо менее эффективным способом, является полным алогизмом.
Таким образом, путем краткого (и не бесспорного) анализа автор пришел к выводу, что наиболее вероятным путем развития термоядерной космической техники станет создание ТЯРД на базе реакции D+3He
в виде стационарной системы магнитного удержания типа линейной открытой ловушки.
1 -Концептуально идея инерциального УТС является прямой экстраполяцией единственного осуществимого на практике в начальный период способа получения ТЯ-реакции, а именно - термоядерного оружия. Отчетливо видна психологическая привлекательность, «псевдореалистичность» такой идеи, при явной логической «натяжке» попытки прямого переноса идеи из одной области в совершенно другую.
2 - Фактически, концепты инерциальных ТЯРД ни что иное, как попытка масштабирования вниз концепции ядерного взрыволета типа проекта «Орион» - идеи, несомненно, технически осуществимой, но практически - абсолютно бесперспективной.
3 - что, кстати, ведет к значительным потерям на тормозное рентгеновское излучение - момент не принятый во внимание ни одним из авторов проектов ТЯРД на инерциальном принципе.
КОНСТРУКЦИЯ ТЯРД - ЭСКИЗНАЯ ЭКСТРАПОЛЯЦИЯ
Открытые ловушки (ОЛ), кроме принципиального для создания ТЯРД свойства - простоты организации истечения плазмы через торец магнитной системы в «конус потерь», имеют и другие важные преимущества.
Открытые ловушки конструктивно и инженерно просты, их главная часть - соленоид, состоит из одинаковых элементов, позволяющих легко масштабировать от определенного уровня реакторные параметры.
От замкнутых систем магнитного удержания ОЛ выгодно отличаются малой относительной массой конструктивных элементов на единицу объема удерживаемой плазмы и свойством «самоочищения» плазмы от
посторонних включений и продуктов реакции. Наиглавнейшее же преимущество ОЛ перед практически всеми видами систем магнитного удержания - принципиальная и практическая достижимость высоких показателей
 - отношение давления плазмы к давлению магнитного поля.4 , что делает осуществимым реакцию D 3He
и другие «тугоплавкие» реакции.
В свое время, из за нерешенной проблемы времени жизни частиц плазмы в ОЛ - продольного удержания в классическом пробкотроне, выяснилось, что Q - отношение энергии, полученной в результате термоядерных реакций,
к энергии, затраченной на разогрев плазмы реакторов на основе ОЛ не может быть выше 1,1-1,4, что совершенно недостаточно для использования такого реактора в энергетических целях5.
Либо реактор (например, т.н. «пролётотрон Морозова») должен иметь непомерную, порядка 30-40 км длину.
Этот факт вызвал некоторую потерю интереса к ОЛ, переход к более интенсивному изучению закрытых ловушек, таких как стеллараторы и токамаки, как основы для термоядерной энергетики.
Тем не менее, за этот период проблема продольного удержания плазмы в ОЛ была и теоретически и практически решена. Появились различные типы ОЛ, как-то: амбиполярная ловушка (установка «Амбал»)6,
газодинамические ловушки (ГДЛ), многопробочные ловушки и ловушки с «гофрированным» полем, центробежные ловушки, FRC (Field Reversed Configuration - обращённая магнитная конфигурация) - перспективная
система, являющаяся гибридом между закрытым и открытым типом ловушек. Было также обоснованно комбинированное применение различных методов удержания на одной установке, что позволило бы исключить
недостатки каждого метода при суммировании достоинств.
4- Можно сказать, что бэтта - это коэффициент, характеризующий использование магнитного поля, его долю, "пропадающую впустую", «К.П.Д.» магнитной системы.
Для различных систем магнитного удержания плазмы максимально достижимые величины b могут сильно варьироваться - от 0,03 для классических токамаков и до величин порядка единицы у ОЛ.
5 Необходимо отметить, что, так как в ТЯРД потери плазмы являются не вредным побочным эффектом, а целью работы установки, то и этой величины
Q вполне достаточно для работы ТЯРД. И наоборот, производство дополнительной электроэнергии в ТЯРД не является необходимостью.
6 Именно поэтому современное практическое развитие термоядерной энергетики основано именно на идее токамака. Фактически проект ITER - «отголосок» дискуссии ведшейся на базе научных
знаний 40-ка летней давности.
Плазменная схема опытной установки с амбиполярным удержанием «Амбал-М» (Институт Ядерной Физики имени Г.И. Будкера, Новосибирск, Россия) Является продольно-ассиметричным ( правая половина ) прототипом. [3]<BR>
На рисунке слева - полная схема установки «Амбал-М» , справа - схема ионной инжекции в пробкотрон.[4]
Рассматриваемый в данной статье проект вероятностного ТЯРД основан на концепции энергетического реактора, предложенного группой И.Н. Головина [4] на основе более чем 10-летнего развития концепции
«предельно чистого термоядерного реактора».
Приведем некоторые ключевые параметры данного реактора:
| Длинна главного соленоида (ГС), м |
100 |
| Длинна концевых пробкотронов (КП), м |
10 |
| Радиус плотной плазмы, м |
1 |
| Радиус (внутренний) соленоида, м |
1,25 |
| Магнитное поле (вакуумное) в ГС, Т |
6 |
| Магнитное поле (вакуумное) в центре КП, Т |
5 |
| Магнитное поле в пробках, Т |
20 |
| Плотность плазмыi , частиц 1014см-3 |
1,75 |
| Температура плазмыi, кэВ |
70 |
| Суммарная |
~ 0,9 |
| Энергия инжектируемых ионов, кэВ |
500 |
| Погонная термоядерная мощность, МВт/м |
34 |
| Объемная термоядерная мощность, МВт/м3 |
10,8 |
| Термоядерная мощность, МВт |
3400 |
| Мощность (суммарная х2) ионных инжекторов КП, МВт |
200 |
| Q |
~15 |
Для «конвертирования» данного энергетического реактора в ТЯРД внесем некоторые изменения, тем не менее, не нарушая основных термоядерных параметров данного проекта.
Снизим температуру плазмы с 70 кэВ до 65 кэВ, что согласно [2] приводит к снижению нейтронного излучения до 2% Efus, а доли потерь на излучение с 34% до как минимум 30%.
При этом изменится и общая и погонная/объемная мощности: с 3400 МВт до 3000 МВт, с 34 Мвт/м до 30 МВт/м и с 10,8 МВт/м2 до 9,55 МВт/м2.
При этом необходимая для создания амбиполярного барьера мощность инжекции в концевые пробкотроны останется прежней - 200 МВт.
Так как нам желательно достичь продольной асимметрии (что, строго говоря, не необходимо) в конусах потерь, перераспределим энергию инжекции с отношения 100 МВт: 100 МВт к 40МВт:160МВт,
достигая, таким образом, соотношения запирания на разных концах7 реактора максимум 1:4 - считается, что большая асимметрия может вызывать плазменные неустойчивости.
На переднем конце реактора, за последней магнитной пробкой, расположено устройство называемое «магнитным соплом» - важная часть конструкции, обеспечивающая как организацию истечения плазмы
и «прием» тяги так и возможность инжекции в плазменную струю дополнительного холодного рабочего тела для форсажа по тяге. С заднего конца реактора располагается другое важное устройство - прямой электростатический
преобразователь-приемник плазмы (ПЭСПП), устройство для получения необходимой для функционирования ТЯРД электроэнергии и обеспечивающее часть тяги. Конструктивно он состоит из следующих элементов:
- магнитного сепаратора («сопло наоборот») предназначенного для сепарации из потока плазмы электронов и осаждения их на отдельном кольцевом приемнике большого диаметра
-последовательно расположенных пластин-плазмоприемников.
7- по традиции конструкторов ракетных двигателей, «передним» будет называть тот конец реактора, из которого истекает плазма, тот на котором расположено магнитное сопло.
«Задним» же будем считать конец обращенный в сторону силы тяги, т.е. наоборот от движения космического аппарата. Такая странная традиция у конструкторов ЖРД и РДТТ
тем не менее имеет свое обоснование
Принцип работы прямого электростатического преобразователя-плазмоприемника заключается в следующем: поток плазмы и высокоэнергичных частиц-продуктов реакции из конуса потерь отделяется
при помощи магнитного сепаратора от электронов - электроны значительно сильнее реагируют на магнитное поле ввиду более чем на три порядка меньшей массе при равном заряде, и уводятся почти перпендикулярно
потоку на кольцо-приемник. Некоторая потеря энергии при этом вполне допустима, так как электроны несут ничтожную её долю. Ионы же, практически не изменяющие под воздействием поля сепаратора траектории,
продолжают движение, разлетаются на значительное расстояние друг от друга, переставая вести себя как плазма, а превращаясь в поток взаимонезависимых частиц. После этого они встречают на своем пути пластины,
имеющие электрический потенциал примерно равный их энергии. Так как истекающая из реактора плазма состоит из дейтронов с энергией 65 кэВ (основные ионы мишенной плазмы с некоторой примесью атомов 3He
не успевших прореагировать )
и продуктов реакции -  -частиц с энергией 3,67 МэВ и 14,68 МэВ протонов, то пластин должно быть три. Вначале осаждаются дейтроны,
затем ?-частицы и на последней - протоны. При этом каждая из пластин имеет толщину делающую её прозрачной для частиц с большей энергией. Тормозясь электростатическим полем, частица наводит Э.Д.С. в цепи,
а осаждаясь при околонулевой энергии - передает и заряд. Этот вид преобразования энергии чрезвычайно эффективен - теоретический К.П.Д. преобразования энергии пучка частиц с моноспектром близок к 100%.
Практически на опытных установках получен К.П.Д. преобразования энергии пучка из смеси заряженных частиц в электрическую энергию около 83% [1] Таковой мы и примем за исходный для нашей системы.
Надо также обязательно отметить, что заряженная частица, тормозясь в электрическом поле, передает пластине и механический импульс. Фактически пластины ПЭСПП выполняют функцию задней стенки камеры сгорания ЖРД,
принимающей на себя давление продуктов сгорания. После осаждения на пластине, образовавшийся газ откачивается для повторного использования (дейтерий) либо сброса (гелий и водород). Пластины ПЭСПП так же достаточно
сильно нагреваются - 17% энергии выделяется в виде тепла. Это тепло необходимо либо просто сбросить, либо также преобразовать в ЭЭ, например, в турбомашинном по цикле Брайтона (ТМП) с К.П.Д. около 40%.
Но так как энергия, выделяющаяся в виде тепла, составляет незначительную часть общей энергии, то гораздо выгодней сбросить её в пространство при помощи холодильников-излучателей, которые значительно легче,
чем турбомашинные преобразователи.
Таким образом, мы можем принять следующие параметры предполагаемого ТЯРД:
| Длинна главного соленоида (ГС), м |
100 |
| Длинна концевых пробкотронов (КП), м |
10 |
| Радиус плотной плазмы в ГС, м |
1,25 |
| Радиус ГС внутренний, м |
0 |
| Магнитное поле (вакуумное) в ГС, Т |
6 |
| Магнитное поле (вакуумное) в центре КП, Т |
5 |
| Магнитное поле в пробках, Т |
20 |
| Плотность плазмыi , частиц 1014см-3 |
1,75 |
| Температура плазмыi, кэВ |
65 |
| Суммарная |
~ 0,9 |
| Погонная термоядерная мощность, МВт/м |
30 |
| Объемная термоядерная мощность, МВт/м3 |
9,55 |
| Термоядерная мощность, МВт |
3000 |
| Мощность (суммарная х2) инжекторов концевых пробкотронов, МВт |
200 |
| Потребляемая инжекторами мощность, МВт |
330 |
| Q |
~10 |
| Удельная мощность нейтронного излучения, МВт/м2 поверхности плазмоида |
0,01 |
| Удельная мощность рентгеновского излучения, МВт/м2 поверхности плазмоида |
0,95 |
| Удельная мощность СВЧ-излучения, МВт/м2 поверхности плазмоида |
0,48 |
| Мощность ПЭСПП электрическая, МВт |
350 |
| Мощность холодильников-излучателей, МВт |
75 |
| Секундный расход топливной смеси D3He, мг/сек |
8,55 |
| в т.ч. 3He, мг/сек |
5,14 |
ВНУТРЕННЯЯ БАЛЛИСТИКА ТЯРД
Определившись с реакторными характеристиками проекта можно перейти к эскизному расчету параметров ТЯРД как реактивного двигателя. Основными характеристиками любого реактивного двигателя являются удельный импульс
(Иу) и тяга. Их определение у ТЯРД сопряжено с некоторыми сложностями, ввиду того, что способ создания тяги у ТЯРД вариативный - т.е. тягу данный двигатель может создавать разными способами в т.ч. и в комбинациях
между ними. Опишем три основных способа создания тяги:
- создание тяги путем выпуска в магнитное сопло основной плазмы
- создание тяги за счет выпуска в сопло только продуктов реакции
- нагрев промежуточного пассивного рабочего тела инжектируемого в сопло
Проще всего поддается анализу и расчету первый способ, являющийся основным. Известна температура основной плазмы - 65 кэВ (или 7,54 млн.К) и атомарная масса - 2. Расчет по упрощенной формуле8, без учета давления,
так как плазма весьма разряжена и влияния высоко энергичных продуктов реакции ( p 14,68 МэВ и 3,67 МэВ ) и
дает величину Иу в 3 958 500 м/сек или 403 500 сек (sic!9) Зная Иу, можно рассчитать тягу. Известно, что Q реактора ~10, соответственно, за секунду в реакторе нагреется до основной
температуры десятикратный объем плазмы. Лучше всего осуществлять напуск нейтрального холодного дейтерия, так как описано в [5] что требует минимальных затрат энергии. Объем плазмоида реактора составляет примерно 320 м3,
что, исходя из плотности (ионной) плазмы в 1,75X1014 ионов на см3 (всего 5,6X1022 ионов) дает общую массу вещества плазмы в плазмоиде в 0,186 грамма.
Соответственно, ТЯРД будет выбрасывать в секунду 1,86 грамма дейтериевой плазмы, что при импульсе удельном в 403 500 сек дает тягу в 7 360 Ньютон (750,5 килограмм*с10)
Таким же образом можно рассчитать Иу и тягу в случае испускания только продуктов реакции. Для того, что бы осуществить данный метод, необходимо задержать на выходе из реактора, перед магнитным соплом, основную плазму,
попадающую в «конус потерь», одновременно не препятствуя излучению протонов и -частиц. Это можно сделать установив перед магнитным соплом ПЭСПП
с одной пластиной, задерживающей дейтроны с энергией 65 кэВ, но пропускающей 14,68 МэВ-ные протоны и 3,67 МэВ-ые -частицы.
Это будет сопряжено с значительным увеличением электрической мощности, соответственно, потребует дополнительных устройств возврата этой мощности в плазмоид - например, дополнительных инжекторов ионов.
Идеальный Иу получаемый при излучении смеси 14,68 МэВ-ных протонов и 3,67 МэВ-ых -частиц в соотношении 1:1
составит 33 650 000 м/сек11 или 3,43 миллиона секунд!!!
Так как известно, что реактор потребляет 0,00855 грамма топлива в секунду, то теоретическая тяга составит 285 Н (29 155 грамм*с).
Наконец третий метод, снижающий Иу, но повышающий абсолютную величину тяги. Этот метод необходим при маневрах на околопланетных орбитах, особенно таких планет, как Земля и Юпитер - с сильным магнитным полем,
для ускоренного прохода через радиационные пояса. Либо для совершения миссий, не требующих большой ПН, но требующих сокращения времени полета - например, пилотируемых. Инжектируя в магнитное сопло относительно
холодный нейтральный газ, например, водород, имеющий минимальную атомарную массу, можно сильно его нагреть и ускорить. Здесь надо отметить, что существует концептуальная нижняя граница температуры газа - около 15-20 эВ.
Дело в том, что если нагреваемый газ будет нагрет слабее, то в нем резко увеличится доля неионизированного газа. А неионизированный газ не взаимодействует с полем магнитного сопла - таким образом,
неионизированный газ начнет неуправляемо расширяться, в том числе воздействую на элементы конструкции. А надо помнить, что температура даже в 1 эВ - это более 11 000К!
Поэтому примем минимальную температуру истекающего рабочего тела за 17,5 эВ (где 13 эВ - энергия ионизации, и 4,5 эВ - энергия термической диссоциации молекулы 2H). Иу такого рабочего
тела будет составлять 91 850 м/сек или 9 360 сек. Истекающие через магнитное сопло 1,86 грамма в секунду 65 кэВ-ной плазмы могут нагреть до температуры
17,5 эВ около 7 килограммов водорода, что даст тягу в 633 кН (или 64 500 килограмм*с). Хочется отметить, что в этом случае, при минимальном Иу, превосходящем,
тем не менее, все практические достижения ЭРД в этой области на сегодня и примерно соответствует максимальным параметрам проектируемых ЭРД, ТЯРД создаст тягу в десятки тонн!
Необходимо отметить, что реальные показатели Иу и тяги у реального ТЯРД, несомненно, будут сильно отличатся от теоретических. И, тем не менее, совершенно очевидно,
что создание ракетного двигателя с такими характеристиками - гигантский прорыв в области исследования космоса. Летающий ТЯРД - ключ к полномасштабному освоению
Солнечной системы и возможность трансзвездных миссий, как минимум в виде посылки АМЗС к ближайшим звёздам.
8 - Импульс удельный, м/сек = sqrt (41 550*T/M), где Т - температура в К, а М - атомарная масса.
9 - для сравнения: Иу кислородно-водородных ЖРД составляет максимум 455сек, у лучших летных образцов ЭРД составляет 3100сек - в 130 раз меньше!
10 - Интересно, что ТЯРД являясь «одноклассником» по мощности таких гигантских ЖРД как F-1 РН «Сатурн-Фау» и РД-170 РН «Энергия» создает тягу в ~1000 раз меньшую.
11 - что составит, как ни удивительно, более 11% скорости света в вакууме!
КОНСТРУКЦИЯ И ПРЕПОЛАГАЕМЫЕ МАССОГАБАРИТНЫЕ ПАРАМЕТРЫ ТЯРД
Представляя себе, термоядерный реактор грамотный человек, как правило, видит перед собой гигантское сооружение, со зданием в тысячи квадратных метров и установками весом в тысячи или даже десятки тысяч тонн.
И будет совершенно прав - например, только магнитная система строящегося токамака «ИТЕР» (кстати, его магнитные параметры близки к рассматриваемому в данной статье реактору) весит более 10 000 тонн.
А каждая из четырех секций вакуумной камеры с патрубками - 6 500 тонн. И как всё это можно забросить на орбиту? Или даже построить в космосе?
Но это только кажущаяся проблема. Гигаваттная электростанция - целый небольшой городок, с высоченной железобетонной трубой и гигантскими бетонными градирнями. А вот ЖРД F-1 той же мощности весит
всего…9 (не тысяч и не сотен - девять) тонн. С К.П.Д. выше, чем у гигаваттной электростанции…..
Космический термоядерный реактор должен использовать окружающий его даровой ресурс, которого в земных условиях нет и стоит он очень дорого - космический вакуум. Уровень вакуума требуемый, например,
для работы установки ITER и для создания которого используется тысячетонный корпус и вакуум-насосы потребляющие мегаватты электроэнергии, совершенно бесплатно достигается уже на высоте ~150 км.
А на орбите высотой 400-500 км вакуум по чистоте превосходит все, что достигнуто в любой наземной установке. Поэтому никакого корпуса у ТЯРД не должно быть, мало того - необходимо минимизировать
площадь обращенную в сторону плазмы у всех элементов конструкции. Токопроводящей стенкой для МГД-стабилизации плазмы, а так же отражателем СВЧ-излучения, служит сетка из микропровода, образующая цилиндр,
охватывающий весь плазмоид, общим весом всего несколько десятков килограмм.
Итак, перейдем непосредственно к техническому описанию предполагаемого ТЯРД. Он должен состоять из следующих элементов:
• несущей трансформируемой размеростабильной ферменной конструкции.
• магнитной системы, включающей в себя центральный соленоид, два концевых пробкотрона, магнитное сопло и магнитный сепаратор ПЭСПП
• ПЭСПП
• ионных инжекторов- ускорителей и стартовых гиротронов
• холодильников-излучателей
• систем управления и преобразования энергии
Разберем каждый элемент в отдельности, стараясь при рассмотрении опираться на существующие аналоги.
Несущая трансформируемая размеростабильная ферменная конструкция. Оптимальным материалом для ее создания являются трубки из углерод-углеродных композитов, полученные методом намотки мононити.
Такие конструкции уже производятся и применяются, в т.ч. и в космических исследованиях [7]. Углерод-углеродные композитные материалы (УУКМ) отличаются чрезвычайно высокой прочностью, модуль упругости не менее 100 ГПа -
прочнее стали в 5-7 раз, алюминиевых сплавов - в 10-12, температуростойкостью - в вакууме до 2 500 К с практически неизменной прочностью, и главное, крайне малым, не более 0,3X10-6 К-1
температурным коэффициентом расширения, что обеспечивает минимальные термические и механические деформации в процессе эксплуатации. Это важно для поддержания строгой геометрической аксиальной
симметрии магнитной системы, влияющей на плазменные возмущения. Отдельные стержневые элементы фермы соединяются инваровыми шарнирами-замками и механическими актуаторами на основе элементов из сплавов с памятью формы. Секции фермы, вместе с несомыми ей элементами реактора, перед стартом складываются, при разворачивании конструкции в космосе на актуаторы подается электрических ток, нагревающих их. В результате ферма «раскрывается». Если оснастить шарнирные замки электромагнитными защелками и вторым набором актуаторов противоположного действия, то возможно и складывание конструкции в полете.
Если исходить из применения в качестве стержневых элементов фермы УУКМ-труб погонной массой 2-2,5 кг/м, то погонный метр, например, трехгранной фермы с боковой стороной в ~5 метров будет весить около 10 кг.
Тогда 120 метровая ферма будет иметь массу в 1200 кг.
Магнитная система: центральный соленоид, два концевых пробкотрона, магнитное сопло и магнитный сепаратор ПЭСПП Наиболее важное и, как представляется, громоздкое устройство в конструкции ТЯРД. Автор очень долго искал аналог - чрезвычайно
трудно найти мощный соленоид больших габаритов предназначенный, например, для космических полетов. И тем не менее он был найден - в [6] описывается сверхпроводящий соленоид с безмашинным косвенным криостатированием в течении 6
суток работы при исследованиях на дрейфующих аэростатах на высоте до 40 км (с теплофизической точки зрения - космических вакуум) с полем в 2,2 Т длинной в 1,3 метра и диаметром в 1 метр.
При этом стартовый вес этого, прочного, выдерживающего ударные нагрузки при парашютной посадке и защищенного от разряда при аварийной потере сверхпроводимости, прибора составляет всего 430 килограммов!
Таким образом, совершенно очевидно, что масса магнитной системы не есть некая неизбежная константа, а полностью зависит от принимаемых конструкторских решений. Центральный соленоид реактора ТЯРД будет состоять из узких,
не шире 100 мм отдельных колец внутренним диаметром 2 500 мм, занимающих всего 10% длинны поля соленоида, как указывается в частности в [4] .
Всего будет 100 таких колец, с шагом в 1 метр. Каждое кольцо состоит из следующих конструктивных элементов (изнутри к наружи): - газоохлаждаемого экрана-поглотителя рентгеновского излучения - пакета толщиной ~50
мм
из листов вольфрамовой фольги, между которыми циркулирует газ-охладитель - дейтерий. К краям экрана крепится сетка из микропровода.
- выполненного из бериллия высокой чистоты, резервуара для кипящего жидкого дейтерия. Данный резервуар выполняет сразу три функции: верхняя его поверхность выполняет функцию косвенного криостата для сверхпроводящих обмоток,
а так же функцию гиперпроводящего резистора защиты от теплового удара при аварийной потере сверхпроводимости, а сам дейтерий и бериллиевая оболочка криостата - защиту СПО от нейтронного потока. Снизу и с боков резервуар
окружен фольгированной вакуумной термоизоляцией. Резервуар имеет высоту 300 мм.
-обмотки соленоида из ВТСП проводов, намотанная прямо на верхнюю поверхность бериллиевого резервуара. Обмотка выполнена из ВТСП, например [8] или [9], что позволяет ей эффективно работать при температуре кипения жидкого
дейтерия (23,57 К) Схема намотки ВТСП-провода - квазибезсиловая, что значительно снижает механические нагрузки на обмотку соленоида.
И, наконец, самая внешняя часть - силовой бандаж из углеволоконного композита, который непосредственно и крепится к несущей ферменной конструкции, а так же является узлом крепления для некоторых приборов, например для
микрокриокулеров-реконденсоров жидкого дейтерия.
Поле соленоида на проводнике - 6,6Т. Масса одного кольца соленоида - 100 кг, таким образом, масса всего центрального соленоида - 10 000 кг. Примем массу катушек пробкотронов такой же - при значительно более мощном поле в 20 Т,
тем не менее, достигнутом при помощи ВТСП-магнитов [11], они имеют гораздо меньший диаметр. Масса магнитного сопла и сепаратора пусть также будет в этих пределах. Таким образом, общая масса всей магнитной системы составит 11 000 кг
ПЭСПП. Представляет собой экраны приема заряженных частиц параболической формы из тонкой, например, бериллиевой или титановой, т.е. легкой, прочной и термостойкой фольги, площадью в несколько десятков квадратных метров и кольцо,
большого, около 20-30 метров, диаметра и шириной около метра для осаждения электронов. Примем (несколько волюнтаристски) массу данного устройства за 3 000 кг
Ионные инжекторы- ускорители и стартовые гиротроны. Современные ионные инжекторы, например такие, как Старт-3, Старт-5 имеют довольно большую массу. Но она определяется в первую очередь массой очень
массивного вакуумного корпуса и постоянных магнитов. При исключении из конструкции массивного корпуса и замене магнитных коллиматоров на сверхпроводящие, удельная масса инжекторов составит не более 50 кг/МВт мощности.
Производимые сегодня гиротроны имеют удельную массу около 300 кг/МВт, но, как и у инжекторов, масса определяется в основном вакуумным корпусом. Поэтому их удельную массу примем за 100 кг/МВт.
Так как мощность инжекторов составляет 200 МВт, а стартовых гиротронов - около 25 МВт, то общая масса этих систем составит 12 500кг.
Холодильники-излучатели(Х-И). Наиболее эффективными на сегодня считаются [12][13] высокотемпературные Х-И на тепловых трубах(ВТХ-ИТТ) с удельной массой в 0,2 кг/кВт излучаемой мощности и низкотемпературные жидкостные Х-И
на капельном принципе(КХ-И), обладающие, кроме того еще и метеоритной стойкостью, и имеющие удельную массу 0,15 кг/кВт. В предположении, что 25% из 75 МВт тепловой мощности будет сбрасываться при помощи ВТХ-ИТТ и 75% - КХ-И
общая масса этой подсистемы составит 12 500 кг.
Предварительная весовая сводка:
| Несущая трансформируемая размеростабильная ферменная конструкция |
1200 |
| Магнитная система: |
|
| -центральный соленоид |
10000 |
| -два концевых пробкотрона |
400 |
| -магнитное сопло и магнитный сепаратор ПЭСПП |
600 |
| ПЭСПП |
3000 |
| Ионные инжекторы- ускорители и стартовые гиротроны |
12500 |
| Холодильники-излучатели(Х-И) |
12500 |
| ИТОГО: |
40200 |
Так как мы не знаем масс многих элементов и устройств, и могли значительно ошибиться с массами вышеупомянутых систем возьмем коэффициент запаса в ~1,5 и примем общую сухую массу ТЯРД за 60 тонн.
НЕКОТОРЫЕ МОМЕНТЫ РАБОТЫ ТЯРД
Запуск системы после ее развертывания в космосе начинается с накопления энергии в магнитной системе с созданием необходимого уровня магнитного поля. Причем с некоторым запасом - катушки главного соленоида реактора используются так же и как СПИН
-сверхпроводящие накопители энергии, для этого максимальная индукция магнитного поля в 6,6Т принята с запасом в 10%. Несмотря на значительное количество энергии требуемой для «зарядки» магнитной системы, примерно 7-8 ГДж,
ее можно получать от маломощных устройств, например, СБ или даже химических источников тока - топливных элементов, турбоагрегате или МГД-генераторе на дейтерии и кислороде (в дальнейшем, после запуска реактора, дейтерий и кислород снова
разделяются в электролизере) Например источник электроэнергии мощностью в 100 кВт зарядит ее за 20 часов, потратив при этом 53 кг дейтерия и около 300 кг кислорода.
После накопления энергии и создания необходимого магнитного поля, часть энергии с сверхпроводящих обмоток сбрасывается на плазматрон низкотемпературной плазмы, наполняющий объем реактора, ионные инжекторы и гиротроны,
совместная работа которых в течении примерно 1 мкс разогревает плазму до исходных параметров. Для этого с учетом К.П.Д гиротронов и инжекторов ~70% необходимо примерно 830 МДж энергии, запасенной в сверхпроводящей системе.
Перед выключении реактора часть энергии перенаправляется на сверхпроводящую систему с целью создания запаса для следующего пуска.
[1] - Пост Р.Ф., «Открытые ловушки: путь к термояду», Физика плазмы, 1997, Т.23 №9
[2] - http://www.fpl.gpi.ru/Zvenigorod/XXVII/magud3.html#MS118 (ПРОИЗВОДСТВО ЭНЕРГИИ В МАГНИТНОМ РЕАКТОРЕ И ПРОБЛЕМА МАЛОРАДИОАКТИВНОГО ДЕЙТЕРИЕВОГО СИНТЕЗА Хвесюк В.И., Чирков А.Ю. МГТУ им. Н.Э. Баумана, Москва, Россия )
[3] - http://www.inp.nsk.su/activity/old/index.ru.shtml -
[4] - http://ufn.ru/ru/articles/2005/11/d/
[5] - http://www.fpl.gpi.ru/Zvenigorod/XXVII/magud3.html#MS118 (ЭКСПЕРИМЕНТЫ С ИНЖЕКЦИЕЙ НЕЙТРАЛЬНОГО ГАЗА И МГД-УСТОЙЧИВОСТЬ ПЛАЗМЫ В ГАЗОДИНАМИЧЕСКОЙ ЛОВУШКЕ, Багрянский П.А., Лизунов А.А., Максимов В.В. Институт ядерной физики СО РАН, Новосибирск, Россия )
[6] - http://www1.jinr.ru/Pepan/2006-v37/v-37-3/pdf/v-37-3_07.pdf
[7] - http://www.technologiya.ru/tech/composite/t0104.html
[8] - http://www.rusnanonet.ru/products/24050/
[9] - http://www.membrana.ru/lenta/?6215
[10]- http://www.membrana.ru/lenta/?7550
[11]- www.ioffe.ru/journals/jtf/1997/11/p96-100.pdf http://www.ioffe.ru/journals/jtf/1997/11/p96-100.pdf
[12]- http://www.mai.ru/science/trudy/articles/num25/article3/auther.htm
[13]- path-2.narod.ru/02/03/kr1.pdf
http://go2starss.narod.ru/pub/E016_LFR.html
Пару слов от" издателя"
Статья прекрасная, но я не согласен с рядом оценок автора. Во-первых я полагаю что дрейфующие через пробку-сопло частицы будут использовать только 1/3 среднеквадратичной скорости (энергии) частиц для разгона корабля. То есть пробка не является естественным идеальным соплом. КПД типичного сопла 60-70%, в два раза выше. И, как мне кажется, чтобы получить такие же параметры и здесь потребуется дополнительное специальное устройство.
Но самое главное мое возражение. Названные автором крайне оптимистичные скорости истечения отдельных компонентов плазмы подсчитаны селективно и просто не могут использоваться при расчет удельного импульса тяговой системы.
Такие скорости истечения просто противоречит закону сохранения энергии! Но я делал обратный расчет именно через закон сохранения энергии (считая скорость истечеения из усредненной энергию истекающей массы как разность тепловой производительности реакции и всех утечек-потерь из реактора)
который дает не столь высокий, но вполне "межзвездный" удельный импульс. Главная проблема в другм. У данного привода ускорение получается сравнимым с ускорением ионного корабля, что резко снижает интерес к нему как к приводу звездолета. Размен тяги на импульс ситуацию не спасает, хотя и дарит ряд ценных возможностей.
Александр Семенов. октябрь 2012 г.
__________________________________________________
[ вверх ] [ оглавление ]
Оптимизирован под Internet Explorer 1024X768
средний размер шрифта
Дизайн A Semenov
|
