Ядерний реактивний двигун

Ядерний реактивний двигун, що містить блок запасу ядерних зарядів, оснащений механізмом їх викиду в реактивну камеру згорання із соплом, який відрізняється тим, що він містить систему охолодження, а блок запасу ядерних зарядів, забезпечений механізмом їх викиду, через канал підводу ядерних зарядів з'єднаний з блоком підготовки ядерного заряду в пароподібному стані, при цьому блок підготовки ядерного заряду в пароподібному стані через канал підводу ядерного заря C2 2 (19) 1 3 їх викиду в реактивну камеру згорання із соплом і відрізняється тим, що блок запасу ядерних зарядів, забезпечений, механізмом їх викиду, через канал підводу ядерних зарядів з'єднується з блоком підготовки ядерного заряду в пароподібний стан, при цьому блок підготовки ядерного заряду в пароподібний стан через канал підводу ядерного заряду в пароподібному стані з'єднується з реактивною камерою згорання із соплом, на зовнішній поверхні якої встановлені циліндричні камери інтенсифікації фізичних процесів, встановлені паралельно основній осі симетрії; внутрішня і зовнішні обкладинки конденсатора циліндричних камер інтенсифікації фізичних процесів підключені до регульованого джерела високочастотної напруги; циліндри, із матеріалу, що відбиває нейтрони і випромінювання, вкладені в камери інтенсифікації фізичних процесів і прикріплені нижньою півосновою до реактивної камери, причому у внутрішній порожнині циліндрів - відбивачів нейтронів знаходиться суміш радіоактивних ізотопів, що породжує нейтрони. Рішення поставленої задачі досягається тим, що ядерний реактивний двигун, забезпечений камерами інтенсифікації фізичних процесів із вкладеними в них циліндрами - відбивачами нейтронів з ізотопною сумішшю, що реалізують можливість в режимі регулювання генерувати повільні нейтрони високої щільності і направляти їх в реактивну кхмеру згорання, куди одночасно регульовано надходить ядерне паливо в пароподібному стані. Рішення поставленої задачі досягається тим, що ядерний реактивний двигун забезпечений системою охолодження. Пристрій ядерного реактивного двигуна; схематично представлено на (мал. 1). Він складається з блока запасу ядерних зарядів, що забезпечений механізмом їх викиду (1), який через канал підводу ядерних зарядів (2) з'єднується з блоком підготовки ядерного палива в пароподібний або субмікронний стан (3), з'єднаний через канал підходу ядерного палива в пароподібному стані зі сферичною реактивною камерою згорання (5) із соплом (6), на зовнішньому боці якої встановлені циліндричні камери інтенсифікації фізичних процесів (7) встановлені паралельно основній осі симетрії; зовнішня і внутрішня обкладинки конденсатора циліндричних камер інтенсифікації фізичних процесів (7) підключені до джерела високочастотної напруги (8); циліндри із екрануючого нейтрони і -випромінювання матеріалу (9) вкладені в камери інтенсифікації фізичних процесів (7) і прикріплені нижньою напівосновою до реактивної камери (5), причому у внутрішній порожнині циліндричних відбивачів нейтронів (9) знаходиться суміш радіоактивних ізотопів, що породжують нейтрони, навкруги реактивної камери знаходиться система охолодження (11). Для простоти викладення корпус ракети не показаний. Реактивна камера (5) виготовляється із жаростійкого матеріалу прозорого для проходження нейтронів, наприклад, титану, вольфраму, цирконію і їх сплавів. Камера інтенсифікації фізичних процесів.(7) виготовляється у відповідності із US патентом; N2100858 G21F9/00 опубл. 27.12.1997p. Число їх не менше трьох, ви 91438 4 значається задачами і характером керування вибухами ядерних зарядів. В якості суміші радіоактивних ізотопів, що породжує нейтрони (10), може бути використана суміш ізотопів (Th-230, Ti1/2 = 80 лет ); (Рu-238, Т1/2 = 89 лет); (Аm-24, Т1/2 = 433 года); (Cm - 243, T1/2 = 35 лет), що діляться спонтанно. В якості відбивача нейтронів і -випромінювання (9) може бути використана суміш - гідрид літію, поліетилен, свинець, металевий уран-238. В якості ядерного заряду використовується Рu-239 або U-235. Температура пароутворення U-235, Рu-239 – 3400°С. Рівномірний розподіл нейтронів в реактивній камері досягається компонуванням камер інтенсифікації відносно реактивної камери. Найпростіша (метод трикутника) зображена на (мал. 2). При величезних швидкостях і потужності струменя доцільно використовувати півсферичну реактивну камеру (мал. 3). Паливо може подаватися в камеру згорання в газоподібному вигляді, а також і у вигляді субмікронного пилу Рu-239 або U-235 розміром гарячих частинок 10-9 ÷ 10-8 м, впаяних у матеріалі як пігулки длятвел реактора АЕС. Система охолодження (11) винесена на корпус корабля і на підтримку земної температури (+20°С) всередині нього. Враховуючи, що температура космосу - 180°С, а корпус корабля контактує з ним - тепловіддача буде відчутною, тепловідвід від камери згорання також. В основу роботи ядерного реактивного двигуна покладені наступні результати теоретичних досліджень. На основі положень теорії поля викладеної в работі Кіндеревич А.В., Аршинов В.О. Основи польової фізики. Наукова думка, Київ 2000р.[3] і Кіндеревич А.В., Кіча Л.І. Польова сутність ядерної фізики. ЕКМО, Київ - 2004р.[4] було проведено ряд експериментів з поведінкою радіоактивних елементів в камері інтенсифікації фізичних процесів (7) і отримані наступні результати: так, в експериментах 2001 року, активність ізотопів Cs-137 і Sr-90 знижена на 74%. Це означає, що період напіврозпаду Cs-137 змінений з 30,2 років, до 98 годин, а Sr-90 на 75 % і період напіврозпаду змінений з 28 років до 96 годин. В наступних експериментах, проведених в 2005 році на прикладі Аm-241, що ділиться ά розпадом було встановлено, що в камері інтенсифікації фізичних процесів за 50 годин активність даного ізотопу була погашена на 12,4 %, що відповідало б 54 рокам падіння активності при звичайних умовах, В цьому ж експерименті встановлено, що спонтанний поділ даного ізотопу збільшився пропорційно збільшенню інтенсивності Н1/H=106 Фактично підтвердилась формула активності, що виведена в роботі [4] А0'=А0(Н1/Н)е (Н/Н1)t. При цьому для незначних проміжків часу t складова е (Н/Н1)t – близька до одиниці, тому було встановлено, що активність дорівнює А0' = А0(Н1/Н) 6 6 = А0∙10 . Значення Н1/H =10 - це не кінець. Технічно можна досягти значень Н1/Н = 107; 108; 109. Відомо, що в кожному акті спонтанного поділу виділяється в середньому v=2,5 нейтрона. Причому спонтанний поділ виділяє тільки нейтрони теплові (повільні), тому, що в камері інтенсифікації атомне ядро згідно, [3 стр.192] Rj = 6Ze2 4(Н1/Н)/5∆m, при 5 Н1/Н - що різко зростає - збільшується. Внаслідок цього внутріядерні сили дуже потужні на близьких відстанях різко падають і ядро розпадається спонтанно, викидаючи теплові низько енергетичні нейтрони. Енергія зв'язку ядер залежить по закону: E'св.=Есв./(H1/H) = Есв./10n (Кіндеревич А.В., Кіча Л.І., Польова сутність ядерної фізики, ЕКМО, Київ 2004р.) [4]. Впевнимося, що щільність повільних нейтронів, точніше їх щільність на см2 за секунду всередині камери інтенсифікації буде =1020 - такою, яка досягається в ядерних реакторах. Відомо, що при збільшенні Н1/Н енерговиділення в камері інтенсифікації буде падати, тому що енергія зв'язку зменшується пропорційно Н1/Н. В камеру інтенсифікації необхідно загрузити таку кількість ізотопів щоб сумарна активність: АΣ=1016Бк. Джерело в 1 Ки (концентроване) важить 5 грам. Це джерело по визначенню дає 1 Ки=3,7∙1010 поділів в секунду – 3,7∙1010 Бк. При цьому кількість повільних нейтронів 1 Ки - 3,7∙2,5∙1010=9,25∙1010. Якщо взяти 500 кг ізотопів, то отримаємо N=9,25∙1010∙105=1∙1016. Якщо цю масу ізотопів розмістити в камеру інтенсифікації с Н1/Н=105, то отримаємо N=1∙1022 повільних нейтронів. Камера інтенсифікації має всередині себе ємність циліндричного типу, яка має властивості відбивати нейтрони у всіх напрямках крім того, яке прикріплено до цирконієво-титанонікелевої реактивної камери. Повільні нейтрони, протікають крізь корпус цієї камери і зустрічаються з плутонієвим-239 або урановим-235 газом, який подається в цю камеру. Повільні нейтрони ефективно поглинаються Рu-239 або U-235 і відбувається ядерна реакція поділу, наприклад, 235 1 236 * 92U+ 0n→ 92U →х+у, де 10n - повільний нейтрон; 236 * 92U - вкрай нестабільний ізотоп урану; х і у - ядра-фрагменти. Вони можуть бути різними: а) 10n+23592U→23692U*→14456Ва+8936Кr+310n+Q; б) 10n+23592U→23692U*→14054Хе+9438Sr+210n+Q. Саме ці ядра-фрагменти складають своєю масою і швидкістю основний склад реактивної струменя, що витікає із сопла униз, рухаючи ракету уверх. Як відомо, енергія поділу одного атому урану-235 величезна і складає 208 МеВ. Нехай в 1 секунду в камері згорання отримають повільний нейтрон 1020 атомів. Вихід енергії в цьому випадку буде: Q=208 Мэв∙2,5∙1020=5∙1028 ев. Q=1,6∙10-19∙5∙1028 эВ=800 МДж. Це величезна енергія. її необхідно регулювати таким шляхом: а) регулювати подачу палива пристроєм (3) і регулювати щільність нейтронів зниженням або підвищенням значення Н1/Н пристроєм (8). Камери інтенсифікації розташовуються паралельно основній осі симетрії. В цьому положенні вони найменше діють на зниження енергетики реакції розпаду Рu-239, або U-235 в реактивній камері. Енергетичні можливості ЯРД такі: 1 кг U-235 має 4∙1025 атомів. Енергія при повному розпаді цього кілограма Q=208 Мэв∙4∙1025=8,3∙1033 эВ=1,6∙1019 ∙8,3∙1033=1,3∙1015 Дж. Маючи ракету з ядерним двигуном політ до Марсу треба здійснювати так: пів шляху летіти з 91438 6 позитивним земним прискоренням а=10 м/с2, а другу половину шляху з від’ємним (гальмування) а = –10 м/с2. Ці умови будуть дуже комфортними для астронавтів. Фізика такого польоту ідентична вільному падінню на землю. Відстань від Землі до Марсу 78,3 млн км. Половина шляху 3,9∙107 км = 3,9∙1010 м. Швидкість в точні середини польоту складатиме: V at 2gh 7,8 1011 880 км / сек . Рухаючись з такою швидкістю час польоту склада2g 2 3,9 1010 88000 км / сек або a 10 48 годин. Стільки ж часу піде на гальмування. Марс буде досягнуто за 96 годин. Нехай буде; необхідно доправити на Марс ракету з корисним вантажем 250 тонн. При відриві від Землі ракета повинна стартувати із перевантаженням в 6 разів, тобто, q1=6q-q=5q=50 м/с2. Сила підйому F1=mq1=250000∙10=2,5∙106 н. Виводиться ракета ні висоту h=300 км=300000 м. Енергія в цьому випадку Е=mq1h=250000∙50∙300000=3,75∙1012 Дж. Із Ек=Ер, mV2/2= mq1h. Швидкість складатиме: тиме: V t 2g1h 2 50 300000 5400 м / с Час виводу на орбіту складатиме: t 2h q1 2 300000 50 110 секунд На це піде палива m=3,75∙1012Дж: 1,3∙1013 Дж=0,288 кг U-235. В даній точці ракета робить правильну орієнтацію на Марс і прискорюється з прискоренням 10 м/с2. Енергія розгону до половини шляху складатиме: Е=mqh=250000∙10∙3,9∙1010=9,7∙1016 Дж. Повна енергія дорівнює 1,9∙1017Дж. Витрати урану N=1,9∙1017 Дж: 1,3∙1015Дж=150 кг. Повні витрати урану на форсований політ до Марсу N=300 кг урану-235. Збільшуючи час польоту скажемо до 10-20 днів або місяця і рухаючись певний відрізок шляху по інерції можна значно скоротити витрати палива. В зв'язку з тим, що в камері інтенсифікації періоди напіврозпаду ізотопів будуть складати не роки, а десятки годин (нехай Т1/2=20 годин), то через кожні 20 годин кількість повільних нейтронів буде зменшуватись вдвічі. Нехай в початковий момент N=1022, 1). Через 20 годин N1=5∙1021; 2). Через 20 годин N2=2,5∙1021; 3). Через 20 годин N3=1,25∙1021; 4) Через 20 годин N4=6,2∙1020; 5). Через 20 годин досягнув Марсу N5=3,1∙1020. Щільність нейтронів буде достатньою для протікання пролонгованої реакції поділу ядер U-235 і Рu-239. Для зворотного шляху ізотопний склад поповнюється. Запропонований пристрій працює наступним чином. Ядерний заряд U-235 і Рu-239 із блока запасу ядерних зарядів (1) через канал підводу ядерних зарядів (2) надходить в блок підготовки ядерного заряду в пароподібний стан (3). Після 7 здійснення цієї операції по каналу підводу ядерного заряду в пароподібному стані (4) він надходить до реактивної камери згорання (5). Одночасно за допомогою регульованого джерела високочастотної напруги (8) на зовнішні і внутрішні обкладинки конденсаторів камер інтенсифікації фізичних процесів, (7) надходить напруга з частотою деструктуризації 40-45 МГц. При цьому суміш радіоактивних ізотопів (10) Th-230, Pu-238, Am-241, Cm-243 породжує повільні нейтрони, які надходять із щільністю 1020 см2/с в камеру згорання (5) завдяки відбивачу нейтронів (9). В результаті в камері згоран 91438 8 ня (5) відбувається керований вибух ядерного заряду U-235 або Рu-239 в пароподібному стані. Продукти вибуху 14456Ва, 8936Ка, 14054Хе, 9438Sr виходять через сопло (6), забезпечуючи тягу. Для того, щоб уникнути забруднення навколишнього середовища, ракета з описаним ядерним реактивним двигуном запускається в навколоземному космічному просторі. Із викладеного витікає, що запропонований пристрій може бути цілком здійснений на основі матеріалів і технічних засобів існуючих в даний час. 9 91438 10 В описі до патенту на винахід графічні зображення та текст подаються в редакції заявника Комп’ютерна верстка В. Мацело Підписне Тираж 26 прим. Міністерство освіти і науки України Державний департамент інтелектуальної власності, вул. Урицького, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут промислової власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601