IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
124 страниц V   1 2 3 > » 

VBVB
Отправлено: 6.2.2019, 20:18


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


Пишут, что
QUOTE
Министерство обороны США желает создания портативного мобильного ядерного реактора (Small Mobile Nuclear Reactor - SMNR) размером с основной боевой танк, который может быть доставлен в заграничную "горячую точку", например, в Ирак или Афганистан. Реактор будет обеспечивать мегаватты энергии для американских войск, в том числе для оружия направленной энергии...
Масса реактора может составить 40 тонн и транспортироваться самолетом С-17, мощность от 1 до 10 МВт, что достаточно для снабжения, например, 750-1000 американских домов. Срок службы не менее трех лет, должен быть полуавтономным с минимальным количеством эксплуатационного оборудования и не представлять радиационного риска.
  Форум: Международный атом · Просмотр сообщения: #104768 · Ответов: 808 · Просмотров: 222 135

VBVB
Отправлено: 2.2.2019, 20:13


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(MVS @ 2.2.2019, 16:25) *
Вот интересно, насколько можно увеличить дальность того же Искандера путем снижения массы БЧ за счет установки ядерной боеголовки?

Смотря какой мощности боеголовка интересует.
Если термоядерная малой мощности, то оценочно на 120-150 км увеличится от имеющейся. Если чисто ядерную легковесную ультрамалой мощности, то дальность и на 250-300 км можно поднять.

  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #104627 · Ответов: 25 · Просмотров: 1 342

VBVB
Отправлено: 2.2.2019, 20:08


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


Из статьи на Атоминфо:
QUOTE
От дифференциальных уравнений нейтронике придётся в скором будущем перейти к интегро-дифференциальным. Другая сложность - придётся тщательно учитывать и экономить нейтроны.

Как мы раньше решали все свои нейтронно-физические проблемы? Утекла часть нейтронов - ну и ладно, поставим биологическую защиту. Спектр не тот - введём поглотитель или сталь сделаем потолще.

Но в замкнутой системе нейтроны нужно максимально возможно направлять на воспроизводство делящихся ядер. А также учитывать и другие современные требования - например, требования по выводу из эксплуатации. И по той, и по другой причине утечка нейтронов теперь нас должна интересовать не только в том смысле, какое граничное условие мы должны поставить.

Нейтрон в атомной энергетике будущего станет своего рода эквивалентом денег, а системные процессы будут в чём-то схожи с финансовыми. Если не следить за системой в целом и интегральным нейтронным балансом, то неминуемо возникновение кризисов.

Впрочем, уже сегодня атомная энергетика в мире вошла в зону риска. Продолжается накапливание ОЯТ, ситуация с ресурсами урана непонятна. Если не заниматься системными расчётами с обязательным привлечением нейтроники, то вполне реально однажды столкнуться с опустевшими складами делящихся материалов и с КИУМами на уровне 0,1.

Ряд предпосылок к определении стратегии развития АЭ в РФ четко обозначен уважаемым гражданином Субботиным.
  Форум: Российский атом · Просмотр сообщения: #104626 · Ответов: 712 · Просмотров: 163 971

VBVB
Отправлено: 20.11.2018, 19:56


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(Татарин @ 18.10.2018, 20:04) *
http://bochvar.ru/press_center/news/Ucheny...ersionnogotipa/

УЧЕНЫЕ ВНИИНМ ЗАПАТЕНТОВАЛИ НОВОЕ ТОПЛИВО ДИСПЕРСИОННОГО ТИПА
16.10.2018
Ученые ВНИИНМ запатентовали новое топливо дисперсионного типа
Специалисты АО «ВНИИНМ» (входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») запатентовали новую модификацию композитного ядерного топлива - дисперсионный топливный сердечник. Композиционный материал состоит из частиц урана, распределенных в металлической матрице.

...

«Замыкание топливного цикла является необходимым условием конкурентоспособного развития атомной энергетики и наиболее оптимальным с точки зрения природопользования. Применение композитов, сочетающих лучшие качества металлического и керамического топлива, и представляющих одновременно активную зону и зону воспроизводства с возможностью последующего механического разделения делящихся изотопов без химической переработки топлива может стать одним из решений данной задачи», - отметил генеральный директор АО «ВНИИНМ» Леонид Карпюк.

К сожалению, запатентовать в РФ можно сколь угодно бредовую идею, правильно завуалировав бредовость в тексте умными и многообещающими фразами.
Где практические доказательства работоспособности этого запатентованного подхода?
  Форум: Разные стороны атома · Просмотр сообщения: #103483 · Ответов: 25 · Просмотров: 8 786

VBVB
Отправлено: 19.9.2018, 15:13


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


Инженерный корпус армии США завершил финальный вывод из эксплуатации прототипа ядерного реактора армии MH-1A на плавучей платформе Sturgis.
  Форум: Международный атом · Просмотр сообщения: #102721 · Ответов: 808 · Просмотров: 222 135

VBVB
Отправлено: 29.8.2018, 20:37


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(asv363 @ 27.8.2018, 20:06) *
1. Насколько будет велика наработка трития в активной зоне? Не придётся ли чистить первый контур?

Явно трития в тяжеловодном теплоносителе такого ВЭЭРа будет прилично нарабатываться, но нынешние разработки по отечественному тяжеловоднику исследовательскому вполне могут позволить этот тритий безболезненно удалять.
Опыт эксплуатации отечественных тяжеловодных реакторов-наработчиков тоже ведь не потерян.
Кроме того, опыт Аргентины показал, что корпусные тяжеловодники от KWU вполне для энергетики пригодны.
  Форум: Российский атом · Просмотр сообщения: #102537 · Ответов: 122 · Просмотров: 66 250

VBVB
Отправлено: 29.8.2018, 20:32


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(LAV48 @ 28.8.2018, 12:13) *
И даже тут можно комбинировать, именно решение группы задач - ЖСР.

Согласен.
ЖСРы уж очень привлекательны и для трансмутации миноров, и для выгорания и для наработки делящихся изотопов в одном производственном цикле на одном аппарате да еще и с выработкой электроэнергии и высокотемпературного тепла.
  Форум: Разные стороны атома · Просмотр сообщения: #102536 · Ответов: 375 · Просмотров: 141 075

VBVB
Отправлено: 27.8.2018, 18:16


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(AtomInfo.Ru @ 27.8.2018, 17:11) *
При гетерогенной трансмутации.

А при гомогенной мы его попросту не вытащим из остального плутония.

Ничто не мешает иметь в быстром ЖСР бланкет с облучаемым америцием.

Вообще в отношении америция из ОЯТ нужно хорошо определиться со всех сторон.
Крайние оценки:
1) америций - высокорадиотоксичный отход переработки ОЯТ, который нельзя тупо закачивать в скважины и крайне трудно выжигать в тепловых реакторах,
2) америций - ликвидное топливное сырье для энергетики на быстрых нейтронах, способное диверсифицироваться в различные полезные и высоколиквидные продукты типа ценного для космических миссий плутония-238 или долгоживущих нечетных изотопов кюрия.

Мне кажется, что разные предложения тупо выжигать актинидные миноры не самое оптимальное решение в виде уничтожения ядерных материалов с высоким нейтронным потенциалом.

  Форум: Разные стороны атома · Просмотр сообщения: #102504 · Ответов: 375 · Просмотров: 141 075

VBVB
Отправлено: 27.8.2018, 15:59


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(AtomInfo.Ru @ 26.8.2018, 11:21) *
Августовский доклад МАГАТЭ.
http://atominfo.ru/files/dprk20082018.pdf

Познавательно.
По мнению МАГАТЭ с декабря 2015 года северокорейцы уже несколько раз частично перезаправляли активную зону графитового легководника, который в режиме наработчика работает и видимо на повыщенных уровнях мощности. При этом эксперты считают, что завод радиохимический по времени работы еще даже не переработал ОЯТ от одной полной загрузки этого реактора.
Можно сделать вывод, что основной целью работы этого реактора в последние годы была наработка трития для бустирования испытанных в последних испытаниях боезарядов и создания запаса трития для небольшого количества боевых устройств.
  Форум: Разные стороны атома · Просмотр сообщения: #102500 · Ответов: 216 · Просмотров: 66 930

VBVB
Отправлено: 27.8.2018, 15:46


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(AtomInfo.Ru @ 23.8.2018, 11:17) *
241Am (n,gamma) 242Am (beta-) 242 Cm (alpha) 238Pu

Есть вероятности (<100%) у элементов цепочки, но в итоге основная масса америция-241 при трансмутации путём захвата нейтрона переходит в плутоний-238.

Да при выжигании америция явно будет накапливаться в немалых количествах и изотопы проблемного кюрия. Но нечетные изотопы кюрия (243, 245, 247) вполне полезные и интересные для исследований изотопы, а плутоний-238 как бонус от распада 242-кюрий тоже хороший и дорогостоящий продукт.
  Форум: Разные стороны атома · Просмотр сообщения: #102499 · Ответов: 375 · Просмотров: 141 075

VBVB
Отправлено: 15.8.2018, 15:46


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(Syndroma @ 11.8.2018, 14:41) *
Ну вот, никто не хочет кюрий выжигать. sad.gif

Так зачем и как его выжигать, если его еще из ОЯТ отечественного в значимых количествах выделено не было?
IMHO, Кюрий из - ОЯТ проблема довольно отдаленного будущего.

А вот проблема адекватной и недорогой энергетической утилизации сверхвысокофонового плутония с долями мусорных четных изотопов более 40% куда более значима.
  Форум: Разные стороны атома · Просмотр сообщения: #102417 · Ответов: 375 · Просмотров: 141 075

VBVB
Отправлено: 10.8.2018, 21:50


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(Татарин @ 10.8.2018, 21:50) *
А сколько нужно исходя из равновесного дожигания всех МА нынешнего парка?

Это смотря сколько наши ОЯТ еще собираются переработать от ВВЭРов и сколько ОЯТ БНов будет переработано.
Ориентировочно очень грубо, на 5-6 ГВт легководных энергетических реакторов нужен 1 гигаватной мощности ЖСР-выжигатель. Если же весь плутоний из ОЯТ пойдет на БНы, то ЖСРов меньше потребуется. Если высокофоновый плутоний из ОЯТ ВВЭРов высокого уровня выгорания окажется экономически непригодным для БНовв, то придется его утилизацию на ЖСРы возложить.
Т.е. грубо говоря для выжигания миноров и особо высокофонового некондиционного плутония из запасов отечественного ОЯТ нужно иметь от 5 до 8 гигаватных ЖСР-выжигателей.
  Форум: Разные стороны атома · Просмотр сообщения: #102393 · Ответов: 375 · Просмотров: 141 075

VBVB
Отправлено: 10.8.2018, 14:58


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(AtomInfo.Ru @ 7.8.2018, 14:56) *
В России создали и испытали уникальную активную зону ядерного реактора с ресурсом на весь жизненный цикл АПЛ. Об этом говорится в отчете АО "ОКБМ Африкантов" за прошлый год.

Американцы давно уже это сделали на Вирджиниях и на британских новых АПЛ тоже активная зона на весь жизненный цикл АПЛ.
  Форум: Российский атом · Просмотр сообщения: #102384 · Ответов: 432 · Просмотров: 191 743

VBVB
Отправлено: 10.8.2018, 14:45


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(Ultranauth @ 10.8.2018, 1:07) *
Надо предложить и продавливать ЖСР сразу с турбиной и не меньше чем на 300 мегаватт(э), а то скучно.

Спроектировать и построить 800-850 мегаватник жидкосолевой с турбиной и не меньше чем на 300 мегаватт(э) наши наверняка смогут, а вот эксплуатировать без постоянных проблем точно нет. В итоге будет у такого аппарата судьба похожая на "Монджу" японский.
  Форум: Разные стороны атома · Просмотр сообщения: #102383 · Ответов: 375 · Просмотров: 141 075

VBVB
Отправлено: 10.8.2018, 14:43


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.8.2018, 0:09) *
Вообще, наш российский проект ЖСР - это MOSART.
У него мощность 2,4 ГВт(т).

Но, естественно, такую дурищу в Железногорске строить не будут.

Судя по проблемам, которые американцы в свое время испытывали со своими прототипными ЖСРами, а также с учетом изотопной наработки и важности возможного вторичного применения результатов на флоте, есть смысл делать отечественный исследовательский ЖСР на 15-25 МВт(тепл.). Более мощный аппарат может много проблем при вводе и начальной эксплуатации принести.
Китайский проект прототипа гибридного MSR из Shanghai Institute of of Applied Physics вообще ориентируется на начальную мощность 5 МВт(тепл.).
Хотя у них есть проект гибридного ЖСРа и на 10 МВт(тепл.) с TRISO топливом.
  Форум: Разные стороны атома · Просмотр сообщения: #102382 · Ответов: 375 · Просмотров: 141 075

VBVB
Отправлено: 9.8.2018, 15:09


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(AtomInfo.Ru @ 5.8.2018, 21:50) *
ЖСРы упоминаются в Основных положениях стратегии, так что здесь всё законно.
Кроме того, такие площадки как ГХК должны иметь собственные малые реакторы, и разумно, что на разных площадках они будут разными (для проверки технологий и т.д.).
Северск - свинец.
Саров - растворный.
Железногорск - ЖСР.
...

Кроме деклараций намерений о далеких перспективах постройки исследовательского ЖСРа в Железногорске разве что-то конкретное делается в этом направлении?
Давно уже надо переходить к реальным практическим работам в этом направлении. Опыт необходимый для нормальной успешной эксплуатации малого ЖСРа придется немало лет набирать.
  Форум: Разные стороны атома · Просмотр сообщения: #102370 · Ответов: 375 · Просмотров: 141 075

VBVB
Отправлено: 25.6.2018, 18:14


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


Как мне кажется прогнозы в области энергетики на срок более 30 лет имеют немного смысла, а на 50 лет вообще бессмыленно прогнозировать. Могут появиться новые прорывные технологии (тот же фотокатализ воды или биоэнергетика), а могут и старые известные технологии дооптимизировать (как с газовыми турбинами).

В целом, ориентация на использование еще 60 ближайших лет (а может и все 80 лет) проектируемых сейчас ВВЭР кажется нерациональным решением). Если уж сосредоточились на БН, то БНы и нужно максимально продвигать в цели удешевления строительства, экономики топливопотребления, а тем временем на свинцовых БР сосредоточить основные научные усилия.
  Форум: Российский атом · Просмотр сообщения: #102039 · Ответов: 712 · Просмотров: 163 971

VBVB
Отправлено: 10.4.2018, 22:09


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(Татарин @ 10.4.2018, 16:10) *
Ограничителем для мощности реактора тут является не ресурс АЗ в МВт*сутках, а тупо возможность теплоотвода.

Вы не сможете отвести 1МВт от активной зоны с 1кг (50см3) топлива при высоких температурах (которых требует ТРД). Объём каналов теплоносителя и поглощение им нейтронов заставит увеличивать АЗ и массу урана-235.

Обычно масса урана в активной зоне высокотемпературного газового реактора типа космических ЯЭУ чуть более, чем критмасса при данной геометрической конфигурации (из-за геометрического расположения разнесенных пластин).
Для ВОУ с содержанием урана-235 90%-93% с карбидным топливом без отражателя это около 65-55 кг, а для мощного толстого отражателя из оксида бериллия падает до 17-15 кг. Практически проще не заморачиваться с отражателем с несколькими сантиметрами довольно пакостного оксида бериллия и использовать в ЯЭУ те же 45-55 кг топлива и относительно тонкий профилирующий отражатель из тантала/молибдена/вольфрама.

Ни о каком достаточном килограмме уранового топлива для высокотемпературного газового реактора, работающего на довольно жестком нейтронном спектре речи идти не может.
  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #100642 · Ответов: 223 · Просмотров: 35 739

VBVB
Отправлено: 9.4.2018, 12:34


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


Копеечные микросхемы для ГЛОНАСС привели к многомиллионному делу.
Это нечто...
  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #100635 · Ответов: 454 · Просмотров: 82 923

VBVB
Отправлено: 9.4.2018, 12:06


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(Татарин @ 7.4.2018, 21:51) *
Если реактор меньше, значит, весь материал в нём можно поделить с меньшей внешней нейтронной подсветкой. А даже в этом примере мощность ТЯБЧ невелика.

Вот именно, ничто не мешает иметь для крылатой ракеты калибром 650 мм (в габаритах типа торпеды «Кит») ТЯБЧ мощностью не 200 кт, а все 1000 кт.
QUOTE(Татарин @ 7.4.2018, 21:51) *
Ядерный двигатель ядерной ракеты - это не балласт, это полезная нагрузка.

Полностью солидарен.
Точнее сказать ЯЭУ в крылатой ракете с ЯБЧ есть часть полезной нагрузки с немалым вкладом в общее энерговыделение.

А только ли наземная версия такой КР будет приниматься на вооружение? Или лодочная/корабельная тоже будет?
  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #100634 · Ответов: 223 · Просмотров: 35 739

VBVB
Отправлено: 3.4.2018, 16:03


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(AtomInfo.Ru @ 2.4.2018, 19:33) *
В Звенигороде сегодня конференция по УТС и физике плазмы. Выступавшему бельгийцу первым делом задали вопрос про эту новость. Он ответил, что у них (бельгийских термоядерщиков) никакой информации про этот проект и его статус нет.

А почему бельгийский физик-термоядерщик должен обязательно знать о довольно закрытом военном проекте одной военной конторы по разработке термоядерного тепловыделяющего узла для разной боевой техники?
  Форум: Разные стороны атома · Просмотр сообщения: #100564 · Ответов: 212 · Просмотров: 104 406

VBVB
Отправлено: 31.3.2018, 20:20


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(barvi7 @ 31.3.2018, 20:59) *
Про 240Pu привел пример, что "эффективно" такой заряд с "лишними" нейтронами не работает.
Поэтому и сам инициатор нейтронов в заряде "включают" только в момент подрыва и не "наносекундой" раньше !

Тот же СССР, Китай и Пакистан в свое время отработали и внедрили внутренние термоядерные нейтронные инициаторы, которые сами прогрессивно выдают нейтронный поток от детонационного сжатия. Ничего включать для такого устройства и не нужно.
С внешним импульсным нейтронным инициатором конечно нужна хорошая синхронизация имплозии.
QUOTE(barvi7 @ 31.3.2018, 20:59) *
Поэтому ЯУ перед попыткой ее привести в надкритику синхронно с "головкой" laugh.gif надо заблаговременно выключить ~за сутки - можно и за час? .
А как же при этом будет лететь носитель без движка? опять по баллистике ?

Зачем выключать ЯЭУ за час?

Если ракета сделана по более современным стэлс-технологиям, то она спокойно может идти на высоте 20-25 км. Перед приходом к цели набирать горку до 30 километров для четкой селекции и опознавания цели бортовой и РЛС и после выключения движка планировать с приличным аэродинамическим качеством на цель еще 40-45 км с дозвуковой скоростью. Т.е. можно иметь 250-350 секунд полета с выключенной ЯЭУ. Мне кажется этого может хватить для надежного снижения нейтронного потока в экстренно заглушенном реакторе, чтобы его надежно подорвать находящимся на расстоянии 3-3,5 метров термоядерным узлом.
  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #100532 · Ответов: 223 · Просмотров: 35 739

VBVB
Отправлено: 31.3.2018, 19:01


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


Интересная вещь.
http://forum.militaryparitet.com/viewtopic.php?id=20093

Якобы компании Lockheed Martin в феврале 2018 года удалось получить патент на компактный термоядерный реактор для самолетов и кораблей. И якобы на исследовательской базе в Палмдейле ведется испытание прототипа такого реактора для установки на беспилотный F-16.
  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #100528 · Ответов: 223 · Просмотров: 35 739

VBVB
Отправлено: 31.3.2018, 18:49


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(AtomInfo.Ru @ 31.3.2018, 0:59) *
А если туда ещё кобальта положить (или тантала, как китайцы собираются), то супостат вообще сразу Аляску вернёт biggrin.gif

А китайцы тантал куда собираются пихать?
В термоядерные блоки МБР?
Или в отражатель ЖСРа для беспилотников?

Интересно, а насколько возможно подорвать малогабаритный ЖСР для беспилотника, который имеет массивный графитовый канальный остов и топливо урановое высокообогащенное типа TRISO.
  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #100527 · Ответов: 223 · Просмотров: 35 739

VBVB
Отправлено: 31.3.2018, 18:48


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 137
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(barvi7 @ 30.3.2018, 10:17) *
Наличие 240Pu в количестве ~0,1 в Pu-заряде не дает получить "выход" более пары % - причина высокая интенсивность спонтанных нейтронов, которые успевают разрушить систему еще до достижения требуемых надкритических условий.
А тут целый реактор со своими нейтронами . . . unsure.gif
Чтобы не было предварительного "пшика" - реактор придется заглушить за ~сутки до подлета к "цели", а двигателю носителя - работать на резервной котельной. dry.gif smile.gif

Ну так после десятка часов работы такого высокотемпературного газового реактора вряд ли в нем наберется значимое количество плутония-240.
Навскидку можно грубо оценить, что после месяца работы газографитового реактора-наработчика в нем содержание плутония (всех изотопов) было обычно на уровне около 300 граммов на тонну уранового топлива. Даже если для реакторного узла будет использоваться 90% ВОУ, то за 20 часов работы высокотемпературного газового реактора на тепловом нейтронном спектре с 50 кг ВОУ образовалось бы не более 50 граммов плутония, из которого до четверти бы выгорело в процессе деления. Доля плутония-239 в наработанном плутонии составляла бы оценочно 97,1-97,5%. Это практически чистый высококачественный оружейного качества плутоний.

Итого: в 50 кг уранового топлива за 20 часов полета наработанного плутония-240 содержалось бы всего 1,25-1,45 грамма. Это реально мизер для преждевременной нейтронной инициации. Ну а трансуранов нейтрон-генерирующих за 20 часов работы такого реактора реально будет накоплено ничтожно малое количество, и они также не осложнят подрыв реакторного узла посредством колоссального сжатием потоком рентгена и потоком термоядерных нейтронов от основной термоядерной БЧ.
  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #100526 · Ответов: 223 · Просмотров: 35 739

124 страниц V   1 2 3 > » 

New Posts  Открытая тема (есть новые ответы)
No New Posts  Открытая тема (нет новых ответов)
Hot topic  Горячая тема (есть новые ответы)
No new  Горячая тема (нет новых ответов)
Poll  Опрос (есть новые голоса)
No new votes  Опрос (нет новых голосов)
Closed  Закрытая тема
Moved  Тема перемещена
 

Текстовая версия Сейчас: 23.2.2019, 2:15
Rambler's Top100