![]() |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
![]() |
![]()
Сообщение
#1
|
|
Постоянный участник ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Patrons Сообщений: 3 153 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 ![]() |
Тема открыта для обсуждения открытой научно-технической информации по транспортным ЯЭУ.
-------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
![]() |
![]()
Сообщение
#2
|
|
Постоянный участник ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Patrons Сообщений: 3 153 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 ![]() |
В связи с постоянным возрастанием цены на дизельное топливо и мазут в ведущих военно-морских флотах в последние годы интенсивно обсуждается вопрос перехода к более дешевым и доступным энергоносителям.
В качестве альтернатив рассматривались: сжиженный природный газ, биодизель из технических культур или водорослей, биоэтанол из древесного сырья. Однако ряд инженеров-специалистов (США и Великобритании) считает, что переход к новыму типу экономичных флотских реакторов может решить энергетические проблемы ВМС. Для этих целей специалисты технического исследовательского центра BTM Defence Services Ltd (Великобритания) предлагают разработку жидкосолевого ядерного реактора в качестве транспортной энергоустановки для нового перспективного поколения эсминцев. Согласно их расчетам для боевых кораблей водоизмещением 8000-9000 тонн наиболее оптимальным с точки зрения компактности и энергоэффективности потребления ядерного топлива будет являться реактор с жидкосолевым уран-ториевым ядерным топливом с тепловым нейтронным спектром. Использование ЖСР с 235UF4(ВОУ)-232ThF4 топливом позволит иметь первоначальное КВа=0,92-0,96, что почти двукратно снизит стоимость потребляемого ядерного топлива. Кроме того заметно облегчается рециклинг такого ОЯТ и дальнейшее производство жидкосолевых ядерных топливных смесей состава (235U-233U)F4-232ThF4. При учете, того факта, что число нейтронов деления в тепловом спектре для 233U выше, чем для 235U (на 2,4-2,6% при меньшей тенденции самозахвата нейтронов деления изотопом 233U) ожидаем постепенный выход на самообеспечение таких ЯЭУ по ядерному топливу. Потребная тепловая мощность такого транспортного реактора оценена в 135-140 МВт, что позволяет получать около 50 МВт электроэнергии. Считается, что 10 МВт электроэнергии хватит для обеспечения нужд комплекса радарной техники, систем ПВО/ПРО и внутирикорабельных нужд. Выделение 40 МВт электроэнергии на гребные электродвигатели позволит такому эсминцу иметь максимальную скорость не менее 28 узлов. Примечательно, что и будущие российские эсминцы УРО-ПРО/ПВО предполагаются с ЯЭУ, тип которой пока не оглашается. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
![]() ![]() |
Текстовая версия | Сейчас: 4.8.2025, 17:44 |