Исследование применимости охлаждающего контура реактивного двигателя в целях повышения его термодинамической эффективности


DOI: 10.34759/tpt-2023-15-7-325-331

Авторы

Ежов А. Д.1*, Полянский А. Г.2**

1. Московский авиационный институт (национальный исследовательский университет), 125993, г. Москва, Волоколамское шоссе, д. 4
2. Московский государственный технический университет им. Н.Э. Баумана, 2-я Бауманская ул., 5, стр. 1, Москва, 105005, Россия

*e-mail: ezzhov@gmail.com
**e-mail: artgpol@mail.ru

Аннотация

В статье рассматривается модифицированная схема реактивного двигателя, которая позволит повысить его термодинамическую эффективность. Предлагается ввести второй контур, в котором будут осуществляться подача, нагрев и расширение теплоносителя. Гелий нагнетается под давлением в кольцевой канал внешнего контура. За счет теплопередачи от горячих газов основного контура реактивного двигателя через стенку сопла происходит нагрев гелия. Таким образом, создается дополнительная тяга двигателя. Гелий также выполняет функцию охлаждения сопла. Расчет основных термодинамических параметров реактивных двигателей классической и модифицированной схем проводился с использованием программного комплекса ANSYS Fluent. По результатам расчетов были сопоставлены значения реактивной тяги двигателей и термического КПД и показана эффективность предложенной схемы охлаждения сопла двигателя.

Ключевые слова:

коэффициент полезного действия, реактивная тяга, реактивный двигатель, термодинамические циклы, охлаждение реактивного двигателя

Библиографический список

  1. Widdicombe T., Grieve A., Herring S., Kirkwood B. Design of Nerva-Derived HALEU reactor («EMU») for Nuclear thermal propulsion // Nuclear and Emerging Technologies for Space, April 26th-30th, 2021. 5 p. URL: https://www.researchgate.net/publication/362246941_Design_Emu_for_Nuclear_Thermal_Propulsion

  2. Wang Y., Cao J., Xie F., Li F. Inventories of Short-Lived Fission Gas Nuclides in Nuclear Reactors // Energies. 2023. Vol. 16: 2530. DOI: 10.3390/en16062530.

  3. Rezende P.A., Costa A.L., Marquesa G.O., Pereira С., E.M. Barros. Hydrogen as a nuclear thermal rocket propellant // Brazilian journal of radiation sciences. 2022. Vol. 10. No. 10-03А. DOI: 10.15392/2319-0612.2022.1825

  4. Esselman W.H. The NERVA Nuclear Rocket Reactor Program // Westinghouse Engineer. 1965. Vol. 25. No. 3. P. 66–76.

  5. Демянко Ю.Г., Конюхов Г.В., Коротеев А.С., Кузьмин Е.П., Павельев А.А. Ядерные ракетные двигатели. Москва: НормаИнформ, 2001. 416 с.

  6. Кириллин В.А., Сычев В.В., Шейдлин А.Е. Техническая термодинамика. Москва: Энергоатомиздат, 1983. 414 с.

  7. Kim S.C., Stubbs R.M. Numerical study of nozzle wall cooling for nuclear thermal rockets // AIAA, SAE, ASME and ASEE 29th Joint Propulsion Conference and Exhibit (Montery, CA, June 28-30, 1993). Montery, CA, 1993, 12

  8. Алемасов В.Е., Дрегалин А.Ф., Тишин А.Л. Теория ракетных двигателей, Машиностроение: Москва, 1989, 535 с.

  9. Sun X., Ye P., Jiang P., Peng W., Wang J. Numerical study of supersonic film cooling in diverging section of nuclear rocket laval nozzle // 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE) 26 July 22-26, 2018, London, 2018, 5 p. URL: https://doi.org/10.1115/ICONE26-81806

  10. Huang Q., Peng S., Deng J., Zeng H., Zhang Z., Liu Y., Yuan P. A review of the application of artificial intelligence to nuclear reactors: Where we are and what’s next // Heliyon. 2023. Vol. 9(3): e13883. DOI: 10.1016/j.heliyon.2023.e13883.

  11. ANSYS Fluent Tutorial Guide Release 15.0. ANSYS, Inc., Canonsburg, 2015. 1162

  12. ANSYS Fluent Theory Guide, ANSYS, Inc., Canonsburg, 2015. 862 p.

mai.ru — информационный портал Московского авиационного института

© МАИ, 2018-2024