Jednou možností, jak zvýšit výkony současných raketových motorů je použití termálních jaderných raketových motorů (JRM), jejichž teoretické studium bylo zahájeno již v 60. letech. V té době též byly prováděny experimenty s prvními pokusnými modely těchto motorů. Zde se zmíníme o tom, proč jsou JRM výkonnější ve srovnání s klasickými chemickými raketovými motory a dále informativně pojednáme o základních principech konstrukce JRM.

Měrný impuls raketových motorů

Jedním ze základních parametrů, charakterizujících raketový motor je měrný (specifický) impuls I_s, definovaný jako poměr tahu motoru k množství pracovní látky, která vytéká tryskou motoru za jednu vteřinu. Hodnotu specifického impulsu lze ovšem interpretovat i tak, že je to doba, po kterou nám 1 kg pohonných látek dává tah 1 N. Předpokládáme-li, že tok pracovní látky lze popsat jednorozměrným adiabatickým prouděním ideálního plynu, můžeme ideální specifický impuls za předpokladu ideální expanse do vakua psát ve tvaru:

kde T_o je teplota pracovní látky v komoře raketového motoru, k - adiabatický exponent, tj. poměr specifických tepel při konstantním tlaku a objemu, m - molekulová váha pracovní látky v kg/mol, R_o - plynová konstanta pro 1 mol látky (R_o = 8,314 J/mol).

Chemické raketové motory mají I_s omezený hranicí 3800 - 4000 Ns/kg vzhledem k tomu, že teplota T_o v komoře raketového motoru je dána teplotou hoření pohonných látek. To je omezující faktor chemických raketových motorů. Ze vztahu pro I_s vyplývá, že jeho zvýšení je možné buď zvýšením T_o nebo snížením m. Problematice dosažení vysokých měrných (specifických) impulsů klasických chemických raketových motorů byl věnován zajímavý a podrobný článek ing. B. Růžičky, CSc. v L+K 72 (1996) č. 12, s. 734 a č. 13, s. 805. V termálních jaderných raketových motorech se k ohřevu pracovní látky používá energie vzniklé štěpením jaderného materiálu. Lze v nich tedy dosáhnout vyšších specifických impulsů ve srovnání s chemickými raketovými motory. Proto jsou JRM výkonnější než klasické chemické raketové motory. Základní princip termálního JRM je jednoduchý: reaktorem, ve kterém je v nějaké formě uložen štěpný materiál, protéká pracovní látka, např. kapalný vodík, mající nízkou molekulovou váhu. Kapalný vodík se v aktivní zóně zahřívá teplem, uvolněným štěpnou reakcí, ochlazuje reaktor a tryskou expanduje do kosmického prostoru. Jelikož pracovní látka protéká přímo aktivní zónou reaktoru, bude ve větší či menší míře kontaminovaná radioaktivním materiálem. Proto se předpokládá použití těchto motorů mimo hranice zemské atmosféry.

Nyní se budeme detailněji věnovat základním principům konstrukce termálních JRM.

Konstrukční principy termálních jaderných raketových motorů

a) JRM s pevným jaderným palivem (pevnou aktivní zónou)

Tento typ JRM je vlastně klasickým typem reaktoru, jehož aktivní zónou tvoří tyče štěpného materiálu [1 - 4]. Připomeňme, že v jaderném reaktoru je třeba zajistit kontrolovanou jadernou reakci, tj. počet uvolněných neutronů musí být konstantní. Proto se do aktivní zóny reaktoru vkládají materiály, které nadbytečné neutrony pohlcují (jeden neutron uvolní při srážce s atomem U²³⁵ průměrně 2,5 neutronu, je tedy třeba eliminovat průměrně 1,5 neutronu), jako je kadmium nebo bór. Kromě toho se do reaktoru umísťují materiály s nízkou atomovou vahou, např. grafit či berylium, tzv. moderátory, které neutrony zpomalují a tím zvětšují pravděpodobnost srážek neutronů s atomy U²³⁵. Jelikož je jaderné palivo uloženo v obalových materiálech, je dosažitelná teplota, na kterou lze zahřát pracovní látku omezená jejich teplotou tání. Tato skutečnost omezuje i výtokovou rychlost pracovní látky a tedy i specifický impuls hodnotou asi 8000 Ns/kg. Jak již bylo řečeno, základním kritériem pro volbu pracovní látky je její nízká molekulová váha, jak plyne z výrazu pro I_s. Dále je třeba vzít v úvahu problémy spojené s přechováváním pracovní látky a jejím transportem do reaktoru. Proto jsou vyloučeny látky jako lithium, berylium či bór, které jsou za normálních podmínek pevnými látkami a také helium, které se těžko udržuje v kapalné fázi vzhledem ke své velmi nízké teplotě zkapalňování (bod varu při normálním tlaku činí 4,2° K).

Za nejoptimálnější je tedy možné považovat vodík a jeho sloučeniny. Kapalný vodík je jako pracovní látka JRM velmi výhodný pro svou nízkou molekulovou váhu a proto zaručuje nejlepší pracovní parametry ze všech pracovních látek. Jeho nevýhodami jsou nízká teplota kapalné fáze (bod varu ~20,4° K při normálním tlaku), která ztěžuje manipulaci při jeho přechovávání a nízká specifická váha, která je při bodu varu 0,07 kg/l. Nezpůsobuje korozi nádrží. Zatím se jej používalo v prvních zkouškách experimentálních JRM.

b) JRM s kapalnou aktivní zónou (s kapalným jaderným palivem)

U JRM s kapalnou aktivní zónou [2, 6] vytváří jaderné palivo kapalnou aktivní zónu uvnitř reaktoru. Proto maximální dosažitelnou teplotou je nikoliv teplota tání obalových materiálů jako v JRM s pevným jaderným palivem, ale teplota varu látky, obsahující částice jaderného paliva. V důsledku toho lze dosáhnout vyšších teplot, na něž lze pracovní látku zahřát a tedy i vyšších specifických impulsů, řádově 11 000 - 14 000 Ns/kg. Systém předávání tepla z jaderného paliva pracovní látce je dán schématem konstrukce komory. V jednom typu je suspenze, obsahující rozptýlené tuhé částečky jaderného paliva, udržována v komoře odstředivými silami, zatímco pracovní látka vtéká do komory stěnou. Při průchodu vrstvou suspenze (kapalnou aktivní zónou) se pracovní látka zahřívá a vytéká ve směru osy rotace do výtokové trysky. Při tomto uspořádání je teplota ohřátí pracovní látky omezena pouze teplotou vypařování částic jaderného paliva a lze dosáhnout specifického impulsu 11 000 Ns/kg. Problémem tohoto motoru je nestabilita vrstvy suspenze jaderného paliva na rozhraní mezi pracovní látkou, obtékající kapalnou aktivní zónu a její úbytek, způsobený odnášením jaderného paliva pracovní látkou. V jiném typu JRM, ve kterém je jaderné palivo soustředěno do aktivní zóny opět odstředivými silami, prochází pracovní látka aktivní zónou ve formě kapiček. Specifický impuls nebude větší než 12 000 - 14 000 Ns/kg. Ztráty vznikají vypařováním a úbytkem jaderného paliva. Nadto při volbě této konstrukční koncepce vzniká řada dalších problémů. Například by byla zapotřebí taková základní látka, nesoucí jaderné palivo, která má velký rozdíl mezi teplotou tání a varu. Dále by tato látka měla udržet štěpný materiál rovnoměrně rozložený a nemísit se s ním. Při použití směsi karbidu uranu s karbidem wolframu nebo zirkonia lze dosáhnout teploty 4400°C, kdy se čistý UC₂ začíná ze směsi vypařovat. Teplota tání čistého UC₂ je 2300°C, takže by jej bylo možné použít i bez rozřeďování. Ovšem ředění je někdy výhodné pro snížení ztrát vznikajících vypařováním štěpného materiálu při práci reaktoru. Kapalná aktivní zóna má však v jakémkoliv uspořádání základní nevýhodu a to, že uvolňuje málo neutronů potřebných k dosažení kritické koncentrace. Proto je nutné použít tlustých a hmotných vnějších odražečů z Be, C nebo D₂O. Některé studie ukázaly, že ztráty, způsobené úbytkem jaderného paliva z kapalné aktivní zóny jsou neekonomické a to vedlo k tomu, že se další zkoumání tohoto systému setkávají s malým zájmem.

c) JRM s plynnou aktivní zónou

U JRM s plynnou aktivní zónou [3, 4, 5, 7, 8] existuje opět několik základních konstrukčních schémat. V jedné z variant pracovní látka prochází stěnou komory, difunduje zónou plynného jaderného paliva, zahřívá se a vytéká ve směru osy komory výtokovou tryskou. Plynná aktivní zóna je tvořena plynným jaderným palivem rotujícím v komoře reaktoru. Jaderné palivo je do komory vsouváno ve formě tyčí, které jsou indukčním zahřátím převedeny do plynného stavu a tak vytváří plynnou aktivní zónu. Odstředivé síly působí hlavně na těžké atomy jaderného paliva, které jsou tak udržovány v komoře, zatímco lehké molekuly pracovní látky mohou difundovat aktivní zónou a vlivu odstředivých sil nepodléhají v takové míře. Pracovní látka se tedy zahřívá v přímém kontaktu s jaderným palivem. Analýza dvourozměrného laminárního proudění ukazuje, že existuje oblast potřebné maximální koncentrace plynného jaderného paliva v aktivní zóně. Experimentální zkoušky však ukázaly velký vliv turbulence proudění na hustotu jaderného paliva, částeček U²³⁵ nebo Pu²³⁹, v plynné aktivní zóně.

V reaktoru s koaxiálním prouděním plynné jaderné palivo protéká malou rychlostí centrální částí komory, kde vytváří plynnou aktivní zónu, zatímco pracovní látka obtéká velkou rychlostí plynnou aktivní zónu a stěny komory. Teplo se z plynné aktivní zóny předává pracovní látce radiací. Horní teplotní mez reaktoru a tím i specifický impuls jsou určeny absorpční schopností pracovní látky a zahříváním stěn komory. Např. absorpční schopnost H₂ klesá rychle nad 60 000 K v důsledku ionizace. Aby tepelný tok stěnou byl nižší než asi 1kW/cm², musí být střední teplota pracovní látky daleko menší než teplota, které je dosahováno ve středu plynné aktivní zóny. Ačkoliv se ztráty jaderného paliva dají očekávat řádově 1 - 10% vytékající hmotnosti pracovní látky za jednotku času, předpokládaný specifický impuls bude asi 20 000 Ns/kg. To je velmi slibná hodnota a proto se zdá budoucí výzkum tohoto typu motoru perspektivní. Nevýhodou je skutečnost, že reaktory s plynnou aktivní zónou mají značně velké minimální kritické rozměry. Je to dáno tím, že je jednak nutné obklopit komoru mohutným odražečem neutronů, neboť při malých hustotách plynného jaderného paliva by nedocházelo k dostatečnému pohlcování neutronů a řetězová reakce by zhasla. V tomto odražeči se pohlcuje asi 10% celkové energie, uvolněné v aktivní zóně. Dále pro dosažení tahu 10⁶ N je třeba tlaku v komoře asi 100 MPa. I to přispívá ke značné hmotnosti reaktoru, která činí asi 45 000 kg. Další problémy vzniknou při pozemních zkouškách, neboť výtokové plyny obsahují štěpný materiál, takže bude nutné uvažovat o čistícím systému výtokových zplodin.

Další možností je stabilizace jaderného paliva v plynné aktivní zóně magnetickým polem. Jaderné palivo se ionizuje při nižší teplotě než vodík a magnetické pole zachycuje ionty jaderného paliva v aktivní zóně. Studie ukazují, že pro JRM o tahu 335 kN, s teplotou v aktivní zóně T_o= 11 600°K a kritickou hodnotou jaderného paliva 15 kg U²³⁵ by pro magneticky stabilizovanou plynnou aktivní zónu bylo třeba příkonu 3310 kW.

d) Kombinované JRM

U těchto motorů [1] se složky chemických pohonných látek před vstupem do spalovací komory ohřívají v jaderných reaktorech. Takto předehřáté pohonné látky vstupují do spalovací komory, kde dochází k jejich hoření a expansi. Předehřátím se dosáhne vyššího specifického impulsu.

e) Jaderné elektrické motory

Další možností je konstrukce reaktoru, generujícího pouze elektrickou energii. Té by pak šlo využít k napájení motoru s vysokým specifickým impulsem, jako je iontový motor nebo magnetohydrodynamický plasmový motor (projekt VASIMR). Získané elektrické energie by bylo též možné využít k mikrovlnnému ohřevu pracovní látky (L+K 76 (2000) č. 4, s. 244).

Současné trendy vývoje jaderných raketových motorů s pevným jaderným palivem

V 60. letech byl v USA vyvíjen prototyp termálního raketového motoru v rámci projektu NERVA a celkem ekvivalentní vývoj probíhal i v bývalém SSSR. Vzhledem k finančním redukcím amerického kosmického programu po skončení letů k Měsíci byl vývoj v rámci projektu NERVA ukončen.

Zhodnocení projektu NERVA ukázalo na některé nevýhody tehdy vyvíjených reaktorů. V první řadě to byl velmi nízký poměr tahu motoru k jeho hmotnosti. Bylo dosaženo hodnoty 50 N/kg ve srovnání s hodnotou 500 N/kg, obvyklou u konvenčního chemického raketového motoru. Tento nevýhodný poměr tah/hmotnost u JRM byl způsoben značně hmotnými moderátory. Nadto plocha pro předávání tepla k jednotkovému objemu palivového elementu byla velmi malá, typicky 5 - 10 cm²/cm³. To bylo dáno tvarem palivového elementu ve formě tyčí. Nadto obtékání palivového elementu bylo axiální. Proto nemohl mít palivový element příliš vysokou energetickou kapacitu, neboť by nebylo možné nastavit stacionární režim průtoku kapalného vodíku a chlazení reaktoru. To omezovalo výkon motoru a tudíž i jeho tah. Další nevýhodou tehdejšího prototypu JRM byla rozběhová sekvence motoru, činící asi 30 - 60 s. Tato doba byla potřebná k postupnému dosažení pracovního režimu při respektování omezujícího vlivu tepelných pnutí v tyčích s jaderným materiálem, vznikajících při spouštění reaktoru. Naopak chemické raketové motory startují v několika vteřinách. Pomalý start se projeví ve snížení celkového výkonu, neboť po tuto dobu není pohonná látka využívána efektivně.

S vědomím těchto nedostatků zahájilo americké ministerstvo obrany v polovině 80. let nový vývojový program SNTP (Space Nuclear Thermal Propulsion) [10] s cílem vyvinout kompaktní JRM s poměrem tah/hmotnost srovnatelným s chemickými raketovými motory a jehož doba náběhu na plný výkon by činila několik vteřin (viz Aviation Week & ST (2.12. 1991) s. 38 a (20.1. 1992) s. 20). Tento program byl součástí tzv. strategické obranné iniciativy SDI. Koncepce motoru SNTP využívala tzv. granulárního reaktoru PBR (Particle Bed Reactor). Jaderné palivo s obohaceným U²³⁵ je formováno do tvaru granulí o průměru 0,5 mm, zhruba velikosti pískových zrnek. Tím se zajistí velká plocha převodu tepla vzhledem k objemu jaderného paliva (asi 100 cm²/cm³). Každá částice obsahuje jádro štěpného materiálu, uzavřené obalem z karbidu zirkonia a uranu, který odolává vysokým teplotám a chrání před stykem pracovní pohonné látky - kapalného vodíku s jaderným materiálem. Granule jsou umísťovány do válcových kontejnerů s množstvím kanálků, dovolujících radiální průtok kapalného vodíku a jeho ohřev ze 100° K na asi 3000° K na vzdálenosti několika centimetrů. Ohřátý vodík pak vstupuje do centrálního kanálu válcovitého kontejneru a ze všech válcovitých palivových kontejnerů je odváděn k výtokové trysce. Pracovní tlak v motoru dosahuje hodnoty 7 MPa. Jako moderátor byl použit štít z hydridu lithia, vyrobeného z isotopicky separovaného ⁷Li, který má nízkou hustotu (0.8 g/cm³).Ovšem tento program byl zastaven v roce 1993, kdy zájem o SDI poklesl. Nepodařilo se tedy vyzkoušet připravovaný prototyp, který měl dosáhnout 800 kg celkové hmotnosti motoru včetně turbočerpadla kapalného vodíku, celkového tahu 200 kN s měrným impulsem 10 kNs/kg a s poměrem tah/hmotnost = 400 N/kg. Z klidu na plný výkon měl motor přejít za 2 s.

Přes zastavení tohoto projektu se však pracovníci společnosti Plus Ultra Technologies ve spolupráci Brookhaven National Laboratory v New Yorku pokračovali ve vylepšování konstrukce reaktoru PBR, neboť i přes lepší technické parametry oproti projektu NERVA se jeho hmotnost stále zdá být ještě značná. Proto je v současné době koncepce reaktoru PBR modifikována tak, aby hmotnost PBR byla z 800 kg snížena na 200 kg při přibližném zachování ostatních výhodných parametrů. Vzniká tak projekt jaderného raketového motoru MITEE (MIniature reacTor EnginE), představený poprvé na Mezinárodním astronautickém kongresu v Austrálii v roce 1998. Na rozdíl od PBR, který měl jednu tlakovou nádobu, obsahující elementy s jaderným palivem, má MITEE sadu 37 tlakových nádob. Každá je z vnějšku pokrytá vrstvou moderátoru z hydridu lithia a beryliovým obalem. Uvnitř tlakové nádoby je válcový palivový kontejner. Palivové granule jsou umístěné do kovové matrice ve tvaru vrstvy. Z těchto vrstev je vytvořen válcový element, ještě opatřený radiálními otvory, kterými proudí kapalný vodík. Po zahřátí je kapalný vodík opět odváděn centrálním kanálem do výtokové trysky. Každá tlaková nádoba má vlastní trysku a celkový tah je pak součtem tahu všech trysek. Podle názoru konstruktérů by se tak mělo dosáhnout hmotnostního snížení a konstrukčního zjednodušení reaktoru.

Vzhledem k vyšším výkonům, které termální JRM mohou poskytnout ve srovnání s chemickým raketovým pohonem je zřejmé, že mohou být používány v řadě nepilotovaných i případných pilotovaných misí v rámci naší sluneční soustavy. JRM jsou však jen jednou z možností, kterými se bude ubírat vývoj kosmických pohonů v 21. století (viz přehledný článek v Scientific American [11]).

Použitá literatura:

[1] V.I. Feodosjev, G.B. Sinjarev: Raketová technika (NV 1962).

[2] M. Grün: Kosmonautika - současnost a budoucnost (Horizont, Praha 1983)

[3] R.W. Bussard, R.D. de Lawer: Fundamentals of Nuclear Flight (New York 1966).

[4] Sborník: Orbit-Raising and maneuvering Propulsion: Research status and Needs, Progress in Astronautics and Aeronautics, Vol. 89 (Editor L.H. Cavey, N.Y. 1984).

[5] W.E. Moeckel: Propulsion Systems for Manned Exploration of the Solar System, Astronautics and Aeronautics (1969), 66.

[ 6] D.E. Knapp: Liquid - gas core reactors for high acceleration propulsion, IEEE Trans. Nucl. Sci. 12(1) (1965), 169.

[7] R.G. Ragsdale, E.A. Willis, Jr.: Gas-Core Rocket Reactors - A New Look, AIAA Paper No. 71 - 641.

[8] R.E. Hyland: A Mini-Cavity Reactor for Low Thrust High-Specific Impulse Propulsion, Journal of Spacecraft and Rockets 9(8) (1972), 601.

[9] P. Maurel: L´escalade du cosmos (Bordas 1972).

[10] J. Powell, J. Paniagua, G. Maise, H. Ludewig, M. Todosow: MITEE: An Ultra Lightweight Nuclear Engine for New and Unique Planetary Science and Exploration Missions, IAF-98-R.1.01 (1998).

[11] T. Beardsley a kol., The Way to Go in Space, Scientific American (1999) č. 2, s. 60 – 77.