книги из ГПНТБ / Мелькумов Т.М. Теория двигателей. I. Теория ракетных двигателей. II. Применение ядерной энергии в силовых установках [учебник]

мощи людей и вне населенных пунктов, могут быть свободны от требований биологической нейтронной защиты.

* -частицы представляют ядра гелия (два протона и два ней­ трона); они испускаются радиоактивными тяжелыми элементами и осколками деления. Хотя а-частицы обладают и большой энер­ гией (скорость —20 000 км/сек), однако проникающая их способ­ ность незначительна; в реакторе они задерживаются полностью благодаря отражателю.

энергия Р-излучения. Хотя проникающая способность р -частицы больше а -частицы, однако алюминий толщиной всего в несколь­

363

от энергии 7-лучей и от среды, через которую они проходят.

На фиг. 13.18 дается график, который показывает необходи­ мую толщину различных материалов для уменьшения интенсив­ ности 7-лучей в 10 раз (слой десятикратного ослабления). По оси ординат цифра 1 соответствует толщине 25 мм. Чтобы умень­ шить энергию 7-лучей в 100 раз, нужны два слоя десятикратного ослабления. Толщина экрана реактора, находящегося под наблю­ дением эксплуатационного персонала, должна быть такова, чтобы за пределами реактора интенсивность 7-лучей была абсолютно безвредна. Экран стационарного реактора должен обеспечить та­ кое ослабление 7-лучей, чтобы их интенсивность была много меньше допустимой для безопасности человека.

В случае, когда через реактор непрерывно протекает рабочее тело силовой установки, особенно необходимо считаться с утечка­ ми нейтронов и с 7-излучением через входные и выходные отвер­ стия для циркуляции:

§ 13.19. ПУСК и КОНТРОЛЬ ПРОЦЕССА РЕАКТОРА

Здесь будут изложены краткие, специфические сведения по пуску реактора и контролю за его процессом.

Хотя в атмосфере всегда имеются свободные нейтроны, кото­ рые могут быть использованы для пуска реактора, однако в реак­ торе предусматривается источник нейтронов для обеспечения контроля и управляемости. Место установки источника нейтро­ нов внутри активной зоны определяется конструкцией реактора. Источник нейтронов выполняется из полония и бериллия или ра­ дия и бериллия и др. Нейтронный источник из Р0— Be имеет то положительное свойство, что почти не дает 7 -лучей. Используют­ ся сурьмяно-бериллиевые источники (брусок из Sb-124 в чашечке из бериллия), испускающие нейтроны одинакового уровня Эвер­

гии. При пуске нейтронный поток составляет Ю5-:-Шь ----------.

При пуске и при работе реактора и изменении его мощности большую роль играют счетчики нейтронного потока. Они необхо­ димы, чтобы избежать опасности чрезмерного увеличения нейт­ ронного потока или чрезмерного уменьшения периода реактора и роста его мощности.

364

Для измерения нейтронного потока используются нейтронные детекторы, основанные или на делении U-235 (счетчики деле­ ния), или на поглощении нейтронов (например, борные счетчи­ ки поглощения), или на поглощении с образованием радиоак­ тивных изотопов (золота, индия). Эти счетчики способны изме­ рять нейтронный поток ограниченной мощности (до 104—106).

После пуска и достижения нейтронного потока порядка 104—105 (путем медленного с нормированными остановками вы­ движения управляющих стержней) контроль за нейтронным по­ током осуществляется уже другими приборами (логарифмически­ ми измерителями скорости счета, измерителями периода). В об­ ласти, соответствующей, или близкой полной мощности реактора, для контроля за мощностью реактора используются ионизацион­ ные камеры.

Нейтронные счетчики, измерители периода и ионизационные камеры должны быть установлены таким образом и в таком ко­ личестве, чтобы гарантировать надежное управление процессом пуска, управления и выключения реактора без опасения за пере­ грев и другие неполадки.

Реактор должен быть снабжен большим количеством других распространенных приборов, контролирующих температуры, дав­ ления и другие величины в характерных точках реактора.

Особое значение имеет вопрос теплоотвода в период пуска, работы и выключения реактора, а также после его выключения. Процессы в реакторе после выключения ( распад продуктов выде­ ления) связаны с выделением энергии и требуют заботы об отводе тепла1. Схема энергетической установки должна позволять цирку­ ляцию охлаждающего агента через реактор на всех указанных стадиях и контроль за циркуляцией и за параметрами охлади­

теля.

Управление реактором с момента пуска до его выключения и последующее обслуживание после выключения выполняются ди­ станционно. Система управления должна быть автоматической, гарантирующей необходимую программную последовательность всех операций.

Особенно ответственны задачи управления и контроля за ре­ акторами на быстрых нейтронах.

\

Г Л А В А XIV

я д е р н ы е в о з д у ш н о -р е а к т и в н ы е д в и г а т е л и

§14.1. ОСНОВНЫЕ СХЕМЫ ЯДЕРНЫХ ВРД

Вэнергетической, системе реактор рассматривается как ис­ точник тепла, с помощью которого непосредственно или через промежуточный контур осуществляется один или в общем случае несколько термодинамических циклов.

Втурбореактивном (ТРД), турбовинтовом (ТВД) и бескомпрессорном ВРД (ПВРД) и их известных и возможных модифи­ кациях и комбинациях переход на использование ядерной энер­ гии, с точки зрения указанного выше принципа, означает отказ

■от химического топлива и камер сгорания для него и применение ядерного реактора с теми или иными дополнительными элемента­ ми, необходимыми и целесообразными для данного назначения'.

Принципиальные схемы использования ядерной энергии для ТРД и ТВД одинаковы; поэтому достаточно рассмотреть более простые ТРД, к тому же имеющие широкое применение в сверх­ звуковой авиации.

Из изложенного в главе ХП1 ясно, что основной задачей, ре­ шение которой должно предшествовать применению ядерной энергии на летательных аппаратах, это — создание высокотемпе­ ратурного легкого и малогабаритного реактора, обладающего не­ обходимой надежностью и снабженного экраном небольших раз­ меров и веса, полностью отвечающего условиям и особенностям аппарата и его эксплуатации. Задача эта в настоящее время до конца не решена, хотя экспериментальные американские реакто­ ры и были подняты в воздух и исследовались в условиях полета.

Для двигателей, у которых атмосферный воздух в конечном счете является основным рабочим телом, как бы ни была услож­ нена термодинамическая схема таких двигателей, тяга (или мощ­ ность) определяется секундным расходом воздуха и главными параметрами цикла (максимальным давлением, максимальной температурой). Сравнивая два двигателя с одинаковыми диамет­ рами входного диффузора и с одинаковыми параметрами цикла, но использующие в одном случае химическое, а в другом— ядер­

366

ное топливо, легко прийти к выводу, что тяги (или мощности) этих двигателей будут близки друг к другу. Разница будет обус­ ловливаться различием потерь. Следовательно, переход с хими­ ческого топлива на ядерное не сможет привести к увеличению скорости или высоты полета до тех пор, пока вес реактора с эк­ раном и относящимися к нему дополнительными элементами будет больше или равен весу химического топлива, топливной системы и камер сгорания. Если система реактора в целом бу­ дет иметь больший вес, чем химическое топливо и связанные с ним специфические элементы двигателя и летательного аппа:

вреакторе:

/—входной диффузор; 2—компрессор; 3-реактор; 4—турбина; 5—выходное сопло

рата, тогда летно-тактические данные аппарата (за исключени­ ем дальности) при переходе с химической энергии на ядерную ухудшатся. Отсюда ясно особое значение задачи создания легкого и малогабаритного реактора.

Использование ядерной энергии весьма осложняет силовую установку и ее эксплуатацию, поэтому применение ее может\быть оправдано только в том случае, когда химическое топливо не поз­ воляет решить задачу получения необходимой дальности при од­ новременном удовлетворении других требований к аппарату и, прежде всего, неуязвимости. С этой точки зрения использование ядерной энергии в ТВД нецелесообразно, так как малы скорости полета, ТВД сложнее ТРД (редуктор, винт), а дальность аппара­ та с ядерным ТРД практически неограничена, в то время как на химическом топливе самолеты с ТВД вследствие их экономично­ сти имеют большую дальность, чем самолеты ТРД.

Рассмотрим основные принципиальные схемы ядерных сило­ вых установок с воздушно-реактивными двигателями.

• В турбореактивных двигателях исследуются три принципи­ альные схемы использования ядерной энергии.

В схеме, представленной на фиг. 14.1, воздух после компрес­ сора поступает в реактор, в котором он подогревается до нужной температуры. Эта схема наиболее простая. Она требует развития теплопередающйх поверхностей в реакторе до размеров, обеспе­ чивающих 'нагрев воздуха с учетом температуры активной зоны реактора, плотности воздуха, его температуры и.скорости'на вхо­ де в реактор. Следует иметь в виду, что воздух после реактора

.367

становится радиоактивным за счет кислорода и аргона. Темпера­ тура нагрева воздуха ограничивается не реактором, а лопатками турбины.

В схеме, приведенной на фиг. 14.2, между реактором и тепло­ обменником, в котором нагревается воздух, циркулирует проме­ жуточное вещество, которое охлаждает реактор. При удачном подборе этого промежуточного агента можно уменьшить размеры реактора, повысив коэффициент теплоотдачи от тепловыделяю­ щих элементов реактора к охладителю. Это уменьшение размера и веса системы реактора (с экраном) может быть оправдано только в том случае, если вес и габариты дополнительной систе­ мы циркуляции вместе с теплообменником будут невелики и бу-

6

турбиной в схеме по фиг. 14.2 будет несколько ниже, чем в схеме по фиг. 14.1 при одинаковых средних температурах активной зоны реакторов в обоих случаях. При одинаковой температуре воздуха перед турбиной температура активной зоны реактора по схеме фиг. 14.2 должна быть выше.

В зависимости от ядерных свойств промежуточного теплоно- • сителя может оказаться необходимым экранировать систему его циркуляции.

С эксплуатационной точки зрения и с точки зрения живучести схема с промежуточным контуром уступает предыдущей схеме.

Циркуляция промежуточного теплоносителя через реактор требует специальных насосов; для газов используются газодувки нужной производительности и напора; для жидких металлов — электромагнитные или центробежные насосы. Верхняя темпера-- тура нагрева промежуточного теплоносителя может получить ог­ раничение не из-за реактора и лопаток турбины, а по соображени­ ям прочности трубопроводов, насосов и других элементов. Осо­ бое значение приобретает в этой схеме полная герметизация

Э68

системы циркуляции промежуточного теплоносителя, включая теплообменник, в условиях неизбежных вибраций двигателя и аппарата. Если в качестве теплоносителя используются натрий или калий и их сплав, следует принять специальные меры к не­ допущению их утечек и особенно контакта с водой. Для этой цели используются двойные концентрические Трубопроводы, вовнешнем кольцевом зазоре которых имеется нейтральная среда.

Третья принципиальная схема ТРД основана на комбинации двух и более термодинамических циклов (фиг. 14.3). Один цикл совершается каким-либо подходящим рабочим телом в системе реактор (нагреватель) — турбина—теплообменник (охлади-

Ф и г 14.3. Схема ТРД с реактором и двумя рабочими телами:

J—входной диффузор; 2-~воздушмый компрессор; 3— турбина; 4—реактор; 5-теп-

лообмеингк; о—насос (компрессор) для циркуляции рабочего тела в замкнутом конторе; 7—выходное сопло

тель) — насос— реактор. Результатом этого цикла является по­ лучение мощности на валу турбины и отдача тепла в теплообмен­ нике!. Мощность турбины за вычетом мощности циркуляционного насоса (компрессора) и других необходимых и вспомогательных агрегатов используется для вращения воздушного компрессора. Воздух, сжатый во входном диффузоре и в компрессоре, подогре­ вается в теплообменнике и ■поступает в выходное устройство. В схеме фиг. 14.3 второй цикл осуществляется воздухом. Досто­ инством этой схемы является возможность уменьшения размеров реактора и турбины при удачном выборе рабочего тела в системе цикла с реактором. Главный ее недостаток, кроме сложности, за­ ключается в теплообменнике для подогрева воздуха с помощью рабочего тела после турбины. Благодаря этому температура по­ догрева воздуха в этой схеме будет ниже, чем в схеме по фиг. 14.1 при одинаковой средней температуре в активной зоне реактора. Рабочим телом турбины могут быть как газы (например, гелий),, так и пары (например, ртути).

u В схеме фиг. 14.1 возникает забота об исключении влияния

сочетания двух—четырех двигателей на один реактор, размещен­

ный на их общей продольной оси. В этом случае в системе кана­ лизации воздуха появляются дополнительные потери давления из-за наличия каналов, подводящих воздух от каждого компрес­ сора в реактор и из последнего к каждой турбине. В такой схеме двигатель уже не подвергается вредному воздействию излучения реактора. Недостатком схемы фиг. 14.1 является и то, что тяже­ лые реакторы в многодвигательных схемах самолета расположе­ ны на крыльях, что требует соответствующего их упрочнения.

Схема фиг. 14.2 свободна от затруднений, связанных с чис­ лом и расположением двигателей и влиянием нейтронного потока и у -лучей на элементы двигателя и его смазку. В этом случае мо-

Фиг. 14.4. Схема ПВРД с непосредственным нагревом воздуха

в реакторе:

/—сходной диффузор; 2 —реактор; 3—выходное сопло

жно иметь лишь один реактор и поместить его в центре тяжести самолета. При нескольких двигателях на аппарате система цир­ куляции промежуточного теплоносителя получается длинной и разветвленной, что снижает надежность и живучесть аппарата.

Нет необходимости останавливаться на других модификаци­ ях основных схем, приведенных выше, или подвергать их более детальному сравнительному анализу. Важно лишь отметить, что применение в боевых машинах сложных систем с развитыми тру­ бопроводами, через которые циркулирует жидкий металл или специальные газы (гелий и др.) с высокими температурами, сни­ жает надежность и живучесть силовой установки и может быть оправдано только в том случае, если оно дает аппарату особое преимущество, что пока представляется маловероятным.

Все изложенное выше применительно к простым ТРД спра­ ведливо и для двухконтурных ТРД, в которых ядерная энергия используется лишь во внутреннем контуре.

Рассмотренные выше схемы для ТРД в принципе могут быть использованы и в ПВРД. Наиболее простая схема непосредствен­ ного нагрева воздуха в реакторе показана на фиг. 14.4. Эта схе­ ма понятна из фигуры и не требует разъяснений. Особенностью

вданном случае является более высокая степень нагрева воздуха

вреакторе, чем в случае ТРД, где имеется компрессор. Поэтому при одинаковом количестве воздуха, при одинаковой скорости по­ лета и при одинаковой максимальной температуре воздуха за ре­

370

актором тепловая мощность реактора и поверхности, развитые в нем для теплообмена, для ПВРД, будут большими, чем для ТРД.

Схему с промежуточным теплоносителем вряд ли можно ре­ комендовать для ПВРД, так как затрата мощности на циркуля­ цию теплоносителя требует дополнительных забот об . источнике для этой мощности, не давая ощутимого выигрыша. Целесообраз­ ность применения схемы по фиг. 14.3 для ПВРД требует провер­ ки. На первый взгляд единственное преимущество в этом случае (получение необходимой летательному аппарату мощности для вспомогательных машин и агрегатов) сопряжено со снижением температуры воздуха перед соплом. Между тем в той области чи­ сел М полета, в которой ПВРД целесообразнее ТРД для.дальних аппаратов, температура воздуха перед выходным устройством должна быть большой.

Форсирование ядерных ТРД и ПВРД с помощью основного реактора невозможно. Действительно, в ядерных ТРД ограниче­ ние обусловлено максимально допустимой температурой лопаток турбины или элементов системы циркуляций тепла. В ядерных ПВРД ограничение максимальной температуры подогрева возду­ ха диктуется допустимыми значениями температуры активной зоны реактора для заданной продолжительности полета.

Возможна комбинация использования ядерной и химической энергии; например, впрыск горючего в форсажную камеру ядерного ТРД. Такой ядерно-химический ТРДФ или ядерно-химиче- ский ПВРД обладает той особенностью, что температура газов после форсажной камеры в ТРД или перед выходным устройст­ вом ПВРД будет выше, чем в обычном химическом ТРДФ или ПВРД. Действительно на входе в форсажную камеру ядерного ТРД и после реактора в ПВРД имеется чистый воздух, а не про­ дукты сгорания, поэтому можно впрыскивать больше горючего и поднять температуру газов до более высоких значений.

§ 14.2. ОСНОВНЫЕ КРИТЕРИИ ДЛЯ ОЦЕНКИ ЯДЕРНЫХ ТРД

Для ТРД, использующего химическую энергию горючего, на­ ряду с весом и лобовой поверхностью двигателя, огромное значе­ ние имеет экономичность или удельный расход горючего, так как этим определяется необходимый вес топлива на борту самолета для выполнения боевого полета. В случае ядерного ТРД расход делящегося материала в процессе полета не оказывает влияния на вес самолета. Критериями оценки эффективности ядерного ТРД будут служить вес двигателя и его лоб на заданную величи­ ну тяги или удельный вес и удельный лоб силовой установки. Именно они будут определять скорость и высоту полета самолета. Дальность полета как критерий сравнительной оценки аппаратов с ядерным ТРД не является характерной, так как она может быть сделана сколь угодно большой в пределах нашей планеты.

но вводит реактор с экранировкой и системой контроля и управ­ ления и трубопроводами циркуляции или воздуховодами к нему.

здесь Одв' и GaB" — веса отдельных двигателей в каждом из ука­

контроля и управления соответственно для одного или для груп­ пы двигателей. В этот вес включается и вес системы циркуляции промежуточного теплоносителя, если она имеется.

Из сопоставления (14.1), например, с (14.2) следует, чтЬ,

если

iG \ р < GSr,

то ядерный самолет будет иметь одинаковую или большую высо­ ту полета сравнительно с самолетом, использующим химическую энергию. Если

при одинаковой величине суммарной тяги турбореактивных дви­ гателей на ядерной и химической энергиях.

372