Per aspera ad astra

Термоядерная плазменная ракета нагревает или иным образом заряжает диффузную плазму экзотических изотопов легких элементов до тех пор, пока не произойдёт устойчивая реакция, в которой эти изотопы объединяются в ядра более тяжелых атомов. Это высвобождает энергию в виде заряженных частиц и нейтронов. Нейтроны являются нежелательными побочными продуктами и обычно в конечном итоге нагревают окружающую структуру и оборудование или убегают в космос. Заряженные частицы, однако, добавляют свое тепло к плазме, чтобы поддерживать ее температуру. В магнитное удержание плазмы вводится утечка, что позволяет горячему выхлопу выходить в космос с высокой скоростью. Этот вентиляционный выхлоп обеспечивает ракетную тягу. Очень горячая, диффузионная плазма от термоядерной ракеты часто обеспечивает тягу, которая слишком слаба, чтобы быть практичной, с высокой скоростью выхлопа, но минимальной реактивной массой для движения. Следовательно, большинство ракет с термоядерной плазмой включают вторую плазменную камеру, иногда называемую "форсажной камерой" по аналогии с атмосферными реактивными турбинными двигателями. Горячая термоядерная плазма выпускается во вторичную камеру, где она сталкивается с более плотным газом или плазмой. Смешивание горячего термоядерного газа с вторичной жидкостью приводит к образованию более плотной и холодной плазмы. Эта плазма позволяет вырваться в космос, обеспечивая большую тягу при меньшей скорости выхлопа для той же мощности. Нагретая форсажная плазма ведет себя как любая теплоплазменная ракета с входной энергией, равной энергии в выхлопе плазмы термоядерной ракеты, и энергетическим КПД не более 85%. В частности, при заданной скорости массового расхода топлива m'(в кг/с) и мощности P(в ваттах) сила (в ньютонах) равна F = √ (1,7 Р М') для 85% КПД сопла. Топливо, используемое в форсажных камерах, не обязательно должно быть таким же, как топливо для термоядерной плазмы - объемное форсажное топливо обычно представляет собой любой легко испаряемый материал, который наиболее легко доступен и который можно легко хранить. Термоядерные плазменные ракеты во многом похожи на плазменные ракеты с электрическим приводом. Основное различие заключается в том, что термоядерная плазменная ракета генерирует свою энергию внутри, в то время как обычные плазменные ракеты полагаются на внешний источник энергии для подпитки плазмы. Термоядерные плазменные ракеты отличаются от термоядерных импульсных ракет тем, что термоядерная реакция происходит внутри закрытого реактора, а не детонирует небольшими термоядерными взрывами снаружи космического аппарата в магнитном сопле. Большинство термоядерных реакций производят излучение, которое выходит из тонкой термоядерной плазмы и взаимодействует со стенками реактора либо в виде нейтронов, либо в виде высокоэнергетического тормозного излучения фотоны. Это пустая трата энергии, так как эти излучения не нагревают термоядерную плазму, используемую для ракеты. Далее он нагревает стенки реактора, что увеличивает тепловую нагрузку на космический аппарат и тем самым увеличивает площадь и массу излучателей, необходимых для отвода тепла. С положительной стороны, тепловой двигатель может быть запущен между стенками реактора и радиаторами ( обычно высокотемпературной газовой турбиной ), которые могут быть использованы для выработки энергии. Чтобы минимизировать площадь радиатора, тепловой двигатель обычно будет иметь максимальную эффективность 1/4 или меньше, так что не более 1/4 излучаемой термоядерной энергии может быть извлечена в виде электроэнергии или механической энергии для практического использования на борту. Он также требует добавления турбины и электрического генератора, которые вместе добавляют массу космическому аппарату. Энергия в термоядерной плазме, которая не используется для движения, может быть непосредственно захвачена с помощью магнитогидродинамического генератора с высоким КПД (обычно от 80% до 95%) для производства электроэнергии. Иногда можно было увидеть двухрежимную термоядерную ракету, использующую нейтрон или тормозное излучение излучение от термоядерного синтеза до нагрева водородного топлива. Горячий газообразный водород выпускается со скоростью выхлопа порядка 10 км / с. Это создает термоядерную тепловую ракету, которая может обеспечить значительно более высокие ускорения, чем термоядерная плазменная ракета, за счет гораздо более расточительного использования топлива. Когда высокое ускорение нежелательно, космический аппарат переходит на чисто термоядерную плазменную ракету. Таким образом, большая часть энергии, которая в противном случае была бы потрачена впустую или даже добавилась бы к тепловой нагрузке, может быть использована вместо этого для движения вперед. С 70% эффективным твердым соплом тепловая ракета, использующая водородное топливо со скоростью 10 км / С, может достигать тяги 1 Ньютон на каждые 7 кВт нейтрона и тормозная сила, и будет использовать 0,1 грамма топлива на Ньютон тяги в секунду. Тепловые Фузоры Термальные фузоры ограничивают горячую плазму для поддержания термоядерного синтеза. Существует три основные термоядерные реакции синтеза, которые могут использовать термоядерные реакторы, и большинство термоядерных реакторов могут использовать любую из них, хотя некоторые из них могут быть оптимизированы только для одной (например, добавление литиевого одеяла для разведения трития для реактора D-T или не делать инженерных компромиссов для обработки больших потоков нейтронов для реактора D-He3). Тепловые термоядерные ракеты в значительной степени устарели, будучи заменены сначала атермальными реакторами, а затем конверсионными реакторами. Д-Т Самая простая термоядерная реакция для получения - это реакция между двумя изотопами водорода: дейтерием (часто обозначаемым D) и тритием (обозначаемым T). Этот сплав D-T происходит при оптимальной температуре 13,6 кэВ, намного ниже, чем при любой другой реакции синтеза, что делает его самым легким для воспламенения. Кроме того, для реактора, способного удерживать плазму при заданном давлении, реакция D-T будет производить больше энергии на два или более порядков, чем любая другая термоядерная реакция. Есть, однако, два серьёзных недостатка в D-T слиянии. Первая заключается в том, что 80% энергии реакции идёт на нейтроны, которые не могут быть использованы для движения, представляют радиационную опасность и постепенно превращают и охрупчивают реактор. Во-вторых, тритий сам по себе радиоактивен, его период полураспада составляет 12,32 года. Помимо того, что тритий представляет радиологическую опасность в случае утечки, это означает, что он не может храниться в течение длительного периода времени, так как в конечном итоге распадется. Во многих случаях тритий образуется на месте из слоя лития, окружающего реактор. Нейтроны вступают в реакцию с литием, образуя тритий, который затем извлекается из расплавленного металлического лития. Реакция нейтрона С Li-6 для получения атома трития и атома гелия высвобождает еще больше энергии, которая должна быть утилизирована в виде тепла, тогда как реакция нейтрона С Li-7 производит тритий, ядро гелия и дополнительный нейтрон. Часто реактор просто делают тонкостенным без литиевого регенератора, чтобы как можно больше нейтронов могло вырваться в космос, уменьшая тепловую нагрузку космического аппарата. При номинальном КПД сопла 85% скорость выхлопа термоядерной ракеты D-T составит 0,00385 c или 1150 км / С, если она будет работать с равномерной смесью дейтерия и трития. Для этого потребуется мощность термоядерного синтеза 3,4 МВт на Ньютон тяги, из которых 2,7 МВт будут находиться в форме нейтронов, а 0,7 МВт-в кинетической и тепловой энергии выхлопа. Требуемое топливо составляет 0,35 миллиграмма D и 0,52 миллиграмма T в секунду на Ньютон тяги. Первые ракеты с термоядерной плазмой были двигателями D-T с удельной мощностью, близкой к 1 кВт / кг, пренебрегая литиевым размножающим одеялом. Удельные мощности возросли до 10 кВт/кг. Трудность хранения трития, однако, обычно означала, что эти конструкции либо использовали литиевое одеяло с добавленной массой, либо сжигали D-He3 вместо D-T с результирующими 80-кратными потерями мощности. Д-Д Дейтерий-дейтериевая реакция в первую очередь ценится потому, что ее топливо в изобилии встречается почти везде. Он не радиоактивен и его можно найти везде, где есть нормальный водород примерно в 1 части D в 6500 частях H. Однако реакция синтеза D-D протекает гораздо медленнее, чем для D-T. к сожалению, большая потеря энергии mechansim, испускание рентгеновских лучей из-за столкновения электронов с ядрами, известными как тормозное излучение эти рентгеновские лучи легко проникают в тонкую плазму, перемещая энергию от термоядерной плазмы к стенкам реактора, где она не приносит никакой пользы. Чтобы мощность термоядерного синтеза превышала мощность тормозного излучения, реактор должен работать при гораздо более высокой температуре, что означает более диффузную плазму при том же давлении в реакторе и, следовательно, меньшую мощность. Реакторы D-D обычно работают при температуре от 100 до 500 кэВ, чтобы минимизировать тормозное напряжение для заданного количества термоядерной энергии, где они производят между 10,000 и 25,000 раз меньше мощности, чем если бы реактор горел D-T. Существует две возможные реакции синтеза дейтерия : одна даёт протон и ядро трития, другая — нейтрон и ядро гелия-3. И то и другое происходит с одинаковой скоростью в термоядерной плазме. При температурах, типичных для реактора типа D-D, ядро трития или гелия-3 немедленно сливается с дейтерием, производя больше энергии, а в случае трития-еще один нейтрон. В целом, 38% энергии, выделяемой при слиянии дейтерия, находится в форме нейтронов. Как и в случае с D-T, эти нейтроны являются помехой и бесполезны для движения. Кроме того, при 100 кэВ примерно половина энергии теряется на при мощности в 500 кэВ это уменьшается до трети от общей мощности. Примерно такая же доля энергии термоядерного синтеза доступна для двигательной установки, как и для D-T, разница заключается в том, что тормозная часть растраченной энергии всегда взаимодействует со стенками реактора и не вызывает радиационной опасности и не ухудшает структуру реактора. Это может привести к большим тепловым нагрузкам, так как тормозные рентгеновские лучи не могут просто пройти через стенки реактора в космос. При 85% КПД сопла, а д-д термоядерной плазмы при 100 кэВ будет поставлять выхлопные скорости 0.0116 С, или 3500 км/с. Это позволит произвести 1 Ньютон тяги для каждого 17.1 МВт термоядерной мощности, из них 6,5 МВт будут потеряны, так как нейтроны, 8,6 МВт теряется, так как тормозное излучение, и 2,0 МВт переходит в отходящий шлейф, при этом потребляя 0.29 мг дейтерия в секунду. При 500 кэВ скорость выхлопа составляет 0,026 С, или 7,800 км / С, и требует мощности 15,8 МВт на Ньютон, из которых 6,0 МВт теряется в виде нейтронов, 5,2 МВт теряется в виде тормозного излучения, и 4,6 МВт сбрасывается в выхлопную трубу, при этом используется 0,13 мг дейтерия в секунду на Ньютон. D-He3 Поиски реакции, которая не генерирует значительного количества нейтронов, приводят к реактору, способному сплавить дейтерий и экзотический изотоп гелия: гелий-3. Слияние дейтрона с ядром гелия-3 приводит к образованию протона и ядра общего изотопа гелия-гелия-4. Оба продукта реакции заряжаются и быстро сбрасывают свою энергию в термоядерную плазму. Термоядерная реакция D-He3 оптимизирована при температуре от 50 кэВ до 60 кэВ, как с точки зрения оптимальной мощности, так и минимизации тормозного излучения. В этом диапазоне температур реактор, работающий на D-He3, будет вырабатывать в 80 раз меньше энергии, чем если бы он плавил D-T. Однако реактор D-He3 не является полностью аневтронным-небольшое количество D-D-синтеза происходит среди дейтерия в плазме. В хорошо спроектированном реакторе примерно 1/20 всей энергии теряется в виде нейтронов, поэтому при проектировании реактора D-He3 необходимо будет учитывать активацию, трансмутацию и охрупчивание нейтронов, а также защиту от нейтронного излучения для чувствительного к рад оборудования, экипажа и пассажиров. Запуск реактора, обогащенного гелием-3, уменьшит количество производимых нейтронов относительно общей мощности, но также уменьшит и общую доступную мощность. Кроме того, примерно 1/5 мощности термоядерного синтеза теряется. Оставшиеся 3/4 энергии термоядерного синтеза остаются в плазме и могут быть использованы для движения вперёд. Гелий-3 доступен везде, где можно найти первичный гелий - обычно в звездах и газовых гигантах. Он очень редко встречается на скалистых или ледяных планетах, планетоидах, лунах и астероидах. Небольшое количество гелия-3 внедряется солнечным ветром в поверхностный реголит безвоздушных скалистых тел, а еще меньшее количество может быть извлечено из скважин скалистых планет, образующихся в результате радиоактивного распада. Гелий-3 также может быть создан искусственно путем получения трития из лития с помощью сильного источника нейтронов (например, термоядерного реактора D-T) и ожидания распада трития на гелий-3. Из этих источников только газовые гиганты и промышленное производство производят достаточно гелия-3 для крупномасштабного экономического использования термоядерной энергии и термоядерных двигателей. Реактор, работающий на равномерной смеси D и He3 с 85% - ным КПД сопла, будет производить скорость выхлопа 0,0077 С, или 2300 км/с. Для этого требуется 1,82 МВт на Ньютон тяги, из которых 0,36 МВт теряется как тормозное излучение и 0,09 МВт теряется как нейтроны. Оставшиеся 1,37 МВт вводятся в поток выхлопных газов. Каждый Ньютон тяги требует 0,17 мг / С D и 0,26 мг/с He3. Атермальные фюзоры Атермальный реактор не поддерживает термоядерную плазму при хорошо определенной температуре, чтобы ограничить столкновения между атомными ядрами и электронами, которые производят тормозное излучение. Р-В11 Термоядерная реакция между протоном и изотопом бора-11 приводит к отсутствию нейтронов и отсутствию боковых цепей, которые приводят к нейтронным реакциям синтеза. Однако термоядерная реакция p-B11 имеет один существенный недостаток - горячая термоядерная плазма протонов и бора-11 всегда будет терять больше энергии на тормозное излучение чем он выигрывает от слияния. Следовательно, горячая плазма Р-В11 никогда не может воспламениться в самоподдерживающемся термоядерном горении. Чтобы обойти это ограничение, реакторы Р-В11 должны работать с атермальной плазмой. Поскольку тормозное излучение является результатом столкновений между электронами и ядрами, термоядерная плазма p-B11 должна иметь энергетические протоны и ядра бора-11, которые, тем не менее, не сталкиваются с электронами на высокой скорости. Это сложное конструктивное ограничение и причина, по которой ранние термоядерные реакторы использовали реакции D-T, D-D или D-He3. Когда реакторы p-B11 могут быть сделаны, они могут непосредственно собирать продукты реакции, которые гораздо более энергичны, чем частицы, подвергающиеся плавлению, и могут вылетать из защитной оболочки для диффузной плазмы. Это имеет два существенных эффекта. Во-первых, выхлопная струя ракеты P-B11 с термоядерной плазмой полностью состоит из уже сгоревшего топлива, а не выпускает в космос в основном не сгоревшую термоядерную плазму. Во - вторых, скорость выхлопа особенно высока-0,044 С или 13.300 км/с. термоядерная плазменная ракета p-B11 требует 7,86 МВт на Ньютон тяги, все это передается струе выхлопа. Каждый Ньютон тяги также потребляет 6,3 мкг водорода и 68,9 мкг бора-11 в секунду. D-He3 Уменьшив тормозное излучение горячей термоядерной плазмы, реакция D-He3 может протекать более эффективно, а продукты реакции могут быть собраны для лучшего эффекта. Выхлоп из атермальной ракеты D-He3 представляет собой два отдельных потока-водород со скоростью выхлопа 0,177 с (53 100 км/С) и гелий со скоростью выхлопа 0,044 с (13 200 км / с). Каждый Ньютон тяги потребляет 18,9 мкг дейтерия и 28,3 мкг гелия-3, и требует 85,8 МВт энергии синтеза, из которых 4,3 МВт теряется в виде нейтронов и 81,5 МВт идет в выхлопную струю. Д-Т И Д-Д Атермальные фузоры могут также использовать D-T и D-D слияние, но результирующий поток нейтронов обычно является запретительным. Иногда атермальный реактор предназначен для получения очень высокой выходной мощности с использованием термоядерного синтеза D-T, в 700 раз превышающей мощность номинальной термоядерной реакции p-B11, но экстраординарный поток нейтронов обычно ограничивает это импульсной работой или приводит к очень короткому сроку службы реактора. Если поток выхлопных газов атермальной термоядерной ракеты направляется в форсажную камеру, то форсажная плазма-это тепловая плазма, которая действует так же, как и любая другая тепловая плазменная ракета.