Un cohete térmico nuclear pulsado es un tipo de concepto de cohete térmico nuclear (NTR) desarrollado en la Universidad Politécnica de Cataluña , España y presentado en la Conferencia de Propulsión AIAA / SAE / ASEE 2016 para amplificación de empuje e impulso específico ( I sp ) en un sistema convencional. cohete térmico nuclear. [1]
El cohete térmico nuclear pulsado es un cohete bimodal capaz de trabajar en modo estacionario (a potencia nominal constante como en un NTR convencional), así como en modo pulsado como un reactor tipo TRIGA , posibilitando la producción de alta potencia y un flujo de neutrones intensivo en intervalos de tiempo cortos. A diferencia de los reactores nucleares donde las velocidades del refrigerante no son mayores que unos pocos metros por segundo y, por lo tanto, el tiempo de residencia típico es de segundos, sin embargo, en las cámaras de cohetes con velocidades subsónicas del propulsor de alrededor de cientos de metros por segundo, el tiempo de residencia es alrededor a :y luego un pulso de potencia largo se traduce en una importante ganancia de energía en comparación con el modo estacionario. La energía obtenida pulsando el núcleo nuclear se puede utilizar para la amplificación del empuje aumentando el flujo másico del propulsor, o utilizando el flujo de neutrones intensivo para producir una amplificación de impulso específica muy alta , incluso más alta que el cohete de fragmentos de fisión , en el cohete pulsado la temperatura final del propulsor solo está limitada por el enfriamiento radiativo después de la pulsación.
Declaración del concepto
Un cálculo aproximado de la ganancia de energía mediante el uso de un cohete nuclear térmico pulsado en comparación con el modo estacionario convencional es el siguiente. La energía almacenada en el combustible después de una pulsación es el calor sensible almacenado debido a que aumenta la temperatura del combustible. Esta energía puede escribirse como
dónde:
- es el calor sensible almacenado después de la pulsación,
- es la capacidad calorífica del combustible ,
- es la masa de combustible,
- es el aumento de temperatura entre pulsaciones.
Por otro lado, la energía generada en el modo estacionario, es decir, cuando el núcleo nuclear opera a potencia nominal constante viene dada por
dónde:
- es la potencia lineal del combustible (potencia por longitud de combustible),
- es la longitud del combustible,
- es el tiempo de residencia del propulsor en la cámara.
Además, para el caso de geometrías cilíndricas para el combustible nuclear tenemos
y la potencia lineal dada por [2]
Dónde:
- es el radio del combustible cilíndrico,
- la densidad del combustible ,
- la conductividad térmica del combustible ,
- es la temperatura del combustible en la línea central,
- es la temperatura de la superficie o del revestimiento.
Por lo tanto, la relación de energía entre el modo pulsado y el modo estacionario, rendimientos
Donde el término dentro del corchete, es la tasa de extinción .
Los valores medios típicos de los parámetros de los combustibles nucleares comunes como combustible MOX o dióxido de uranio son: [3] capacidades caloríficas, conductividad térmica y densidades alrededor, y , respectivamente., con radio cercano a , y la caída de temperatura entre la línea central y el revestimiento en o menos (lo que da como resultado una potencia lineal en . Con estos valores la ganancia de energía viene dada aproximadamente por:
dónde se da en . Debido a que el tiempo de residencia del propulsor en la cámara está en a considerando velocidades subsónicas del propulsor de cientos de metros por segundo y cámaras de metros, entonces, con diferencias de temperatura en o apagando las tasas enLa amplificación de energía pulsando el núcleo podría ser miles de veces mayor que en el modo estacionario. Los cálculos más rigurosos considerando la teoría de la transferencia de calor transitoria muestran ganancias de energía alrededor de cientos o miles de veces, es decir,.
Tasas de extinción en son típicos en la tecnología para la producción de metal amorfo , donde un enfriamiento extremadamente rápido del orden de son requeridos.
Amplificación de empuje directo
La forma más directa de aprovechar la energía amplificada pulsando el núcleo nuclear es aumentando el empuje mediante el aumento del flujo másico del propulsor.
Aumentar el empuje en el modo estacionario, donde la potencia está fijada por restricciones termodinámicas, solo es posible sacrificando la velocidad de escape. De hecho, el poder viene dado por
dónde es el poder, es el empuje y la velocidad de escape. Por otro lado, el empuje viene dado por
dónde es el flujo másico del propulsor. Por lo tanto, si se desea aumentar el empuje, digamos, n veces en el modo estacionario, será necesario aumentar-veces el flujo másico del propulsor, y disminuyendo -veces la velocidad de escape. Sin embargo, si se pulsa el núcleo nuclear, el empuje puede amplificarse-veces amplificando el poder -veces y el flujo másico del propulsor -veces y manteniendo constante la velocidad de escape.
Yo sp amplificación
El logro de una alta velocidad de escape o un impulso específico ( I sp ) es la primera preocupación. La expresión más general para I sp viene dada por [4]
ser una constante, y la temperatura del propulsor antes de la expansión. Sin embargo, la temperatura del propulsor está relacionada directamente con la energía como, dónde es la constante de Boltzmann . Por lo tanto,
ser una constante.
En una NTR estacionaria convencional, la energía para calentar el propulsor es casi de los fragmentos de fisión que abarcan casi el 95% de la energía total, y la fracción de energía de los neutrones rápidos es solo alrededor del 5% y, por lo tanto, en comparación, es casi insignificante. Sin embargo, si se pulsa el núcleo nuclear, es capaz de producirveces más energía que el modo estacionario, y luego la fracción de neutrones rápidos o[ ¿por qué? ] [ cita requerida ] podría ser igual o mayor que la energía total en el modo estacionario. Debido a que esta energía de neutrones se transporta directamente desde el combustible al propulsor como energía cinética , a diferencia de la energía de los fragmentos de fisión que se transporta como calor desde el combustible al propulsor, no está limitada por la segunda ley de la termodinámica, lo que significa que hay ningún impedimento para transportar esta energía del combustible al propulsor, incluso si el combustible está más frío que el propulsor. En otras palabras, es posible calentar el propulsor más que el combustible, que de otro modo es el límite mismo del impulso específico en los NTR clásicos.
En resumen, si el pulso genera veces más energía que el modo estacionario, la amplificación de I sp viene dada por
Dónde:
- es el impulso específico amplificado,
- el impulso específico en el modo estacionario,
- la fracción de neutrones rápidos,
- la amplificación de energía pulsando el núcleo nuclear.
Con valores de Entre a y rápidamente fracciones de neutrones alrededor, [5] , [6] el hipotéticoLa amplificación alcanzable hace que el concepto sea especialmente interesante para los vuelos espaciales interplanetarios .
Ventajas del diseño
Hay varias ventajas en relación con los diseños NTR estacionarios convencionales. Debido a que la energía de neutrones se transporta como energía cinética desde el combustible al propulsor, entonces es posible un propulsor más caliente que el combustible y, por lo tanto, la no se limita a la temperatura máxima permitida por el combustible, es decir, su temperatura de fusión.
El otro concepto de cohete nuclear que permite un propulsor más caliente que el combustible es el cohete de fragmentos de fisión . Debido a que utiliza directamente los fragmentos de fisión como propulsor, también puede lograr un impulso específico muy alto.
Otras Consideraciones
Para amplificación, solo la energía de los neutrones rápidos y algo de energía gamma rápida se utiliza para este propósito. El resto de la energía, es decir, la caside los fragmentos de fisión es energía no deseada y debe ser evacuada continuamente por un sistema auxiliar de eliminación de calor utilizando un refrigerante adecuado. [1] Los metales líquidos, y en particular el litio, pueden proporcionar las velocidades de enfriamiento rápidas requeridas. Un aspecto a tener en cuenta es la gran cantidad de energía que debe evacuarse como calor residual (casi el 95% de la energía total). Esto implica una gran superficie de transferencia de calor dedicada. [7]
En cuanto al mecanismo de pulsación del núcleo, el modo pulsado se puede producir usando una variedad de configuraciones dependiendo de la frecuencia deseada de las pulsaciones. Por ejemplo, el uso de barras de control estándar en una configuración simple o inclinada con mecanismo de accionamiento de motor o el uso de mecanismos de impulsos operados neumáticamente estándar son adecuados para generar hasta 10 impulsos por minuto. [8] Para la producción de pulsos a velocidades de hasta 50 pulsaciones por segundo, se puede considerar el uso de ruedas giratorias que introducen alternativamente veneno de neutrones y combustible o veneno de neutrones y veneno no neutrónico . Sin embargo, para pulsaciones de miles de pulsos por segundo (kHz), los choppers ópticos o las ruedas modernas que emplean cojinetes magnéticos permiten girar a 10 kHz. [8] Si se desean pulsaciones aún más rápidas, sería necesario hacer uso de un nuevo tipo de mecanismo de pulsación que no implique movimiento mecánico, por ejemplo, láseres (basados en la polarización 3He) como propuso inicialmente Bowman, [9] o haces de protones y neutrones. Las frecuencias del orden de 1 kHz a 10 kHz son opciones probables.
Ver también
- Cohete de fragmentos de fisión
Referencias
- ^ a b Arias, Francisco. J (2016). "Sobre el uso de un cohete térmico nuclear pulsado para viajes interplanetarios". 52ª Conferencia Conjunta de Propulsión AIAA / SAE / ASEE Salt Lake City, UT, Propulsión y Energía, (AIAA 2016–4685) . doi : 10.2514 / 6.2016-4685 . ISBN 978-1-62410-406-0.
- ^ Waltar, Alan. MI; Reynolds, Albert. B (1981). Reactores reproductores rápidos . Pergamon Press. ISBN 0-08-025983-9.
- ^ Popov, SG; Carbajo, JJ; et al. (1996). Propiedades termofísicas de los combustibles MOX y UO2, incluidos los efectos de la irradiación . Departamento de Energía de EE. UU. (DOE) ORNL / TM-2000/351.
- ^ Sutton, GP; Biblarz, O. (2010). Elementos de propulsión de cohetes. octava edición . John Wiley e hijos, Inc. ISBN 978-0470080245.
- ^ Duderstadt, James J .; Hamilton, Louis J. (1976). Análisis de reactores nucleares . Wiley. ISBN 0471223638.
- ^ Glasstone, Samuel. ; Sesonkse, Alexander (1994). Ingeniería de Reactores Nucleares . Chapman y Hall. ISBN 0412985217.
- ^ Arias, Francisco. J; Parques, GT (2017). "Sistema de extracción de calor para apagado en cohetes térmicos nucleares y conceptos avanzados". Diario de naves espaciales y cohetes . 54 (4): 967–972. doi : 10.2514 / 1.A33663 . hdl : 2117/102046 .
- ^ a b Guillermo. L Whittemore (23 a 25 de mayo de 1995). "Un reactor Triga pulsado continuamente: una fuente intensa para experimentos de dispersión de neutrones" (PDF) . 4ª reunión del Grupo Internacional de Reactores de Investigación, Gatlinburg, TN, EE. UU. Ref: XAD4168 .
- ^ Bowman, C. D (1998). "Perspectivas para el control de la reactividad del reactor mediante láseres". Transacciones de la Sociedad Nuclear Estadounidense .