IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


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

VBVB
Отправлено: 19.9.2018, 15:13


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 776 · Просмотров: 192 728

VBVB
Отправлено: 29.8.2018, 20:37


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 59 054

VBVB
Отправлено: 29.8.2018, 20:32


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 374 · Просмотров: 126 283

VBVB
Отправлено: 27.8.2018, 18:16


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 374 · Просмотров: 126 283

VBVB
Отправлено: 27.8.2018, 15:59


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 208 · Просмотров: 56 342

VBVB
Отправлено: 27.8.2018, 15:46


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 374 · Просмотров: 126 283

VBVB
Отправлено: 15.8.2018, 15:46


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 374 · Просмотров: 126 283

VBVB
Отправлено: 10.8.2018, 21:50


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 374 · Просмотров: 126 283

VBVB
Отправлено: 10.8.2018, 14:58


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 425 · Просмотров: 173 667

VBVB
Отправлено: 10.8.2018, 14:45


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 374 · Просмотров: 126 283

VBVB
Отправлено: 10.8.2018, 14:43


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 374 · Просмотров: 126 283

VBVB
Отправлено: 9.8.2018, 15:09


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 374 · Просмотров: 126 283

VBVB
Отправлено: 25.6.2018, 18:14


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 588 · Просмотров: 137 634

VBVB
Отправлено: 10.4.2018, 22:09


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 29 272

VBVB
Отправлено: 9.4.2018, 12:34


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 425 · Просмотров: 65 548

VBVB
Отправлено: 9.4.2018, 12:06


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 29 272

VBVB
Отправлено: 3.4.2018, 16:03


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 211 · Просмотров: 94 146

VBVB
Отправлено: 31.3.2018, 20:20


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 29 272

VBVB
Отправлено: 31.3.2018, 19:01


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 29 272

VBVB
Отправлено: 31.3.2018, 18:49


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 29 272

VBVB
Отправлено: 31.3.2018, 18:48


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
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: 29 272

VBVB
Отправлено: 29.3.2018, 20:19


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


Только зачем нужна такая дозвуковая крылатая ракета с ЯЭУ, если ее низкая скорость полета приведет только к результату в виде карательной акции возмездия?

Ответно-встречный удар такой ракетой не осуществить. Будет вариант термоядерной кары с суточным запозданием, если такую ракету с границ РФ пускать по основным военно-политическим центрам США, ну или с опозданием на полсуток, если с подлодок в Тихом или Антлантике запускать.

Только влезет ли такая крылатая ракета с ЯЭУ в стандартный калибр 533 мм для ПУ и торпедных апаратов, или к 650 мм опять возвращаться придется?
  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #100503 · Ответов: 223 · Просмотров: 29 272

VBVB
Отправлено: 29.3.2018, 20:11


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(barvi7 @ 29.3.2018, 19:38) *
А что есть такая технология, чтобы "объемный" реактор с 40 кг 235U "подорвать" с эффективностью больше 10%.
В 40 кг 235U - 1Е26 ядер
Для 100 кт необходимо - 1,3Е25 ядер поделить "мгновенно".
Обоснуйте возможность "Бонуса" . . . unsure.gif

Энерговыход в 200 кт дадут 11 кг выгоревшего нацело ВОУ. Признаю, что это явно завышенный энерговыход.

Допустим модуль тепловыделяющий состоит из пластин с карбидными топливными композициями в облицовке из оксида бериллия/гидрида лития (отражатели нейтронов и компоненты теневой защиты). При детонации на расстоянии от него в 2,5-3,5 метра термоядерной боеголовки мощностью 200 кт с повышенным выходом рентгена и внешним танталовым полуконическим кожухом, способным перенаправить значительную часть рентгеновского излучения для обжатия и частично нейтроны синтеза для инициации на цилиндрический тепловыделяющий модуль с твэлами, мне кажется, что можно сдетонировать этот модуль с эффективностью близкой к 15-25% деления ВОУ, посколько бериллий и литий дадут эффект термоядерного усиления для урана-235. Это оценочно даст 100-175 кт.

Это по сути каскадная ступенчатая схема деление-синтез-деление-синтез. В модуле тепловыделяющем уже почти критмасса урана-235 будет иметься, только разнесенная геометрически.
А в РФ вопросы рентгеновского обжатия узлов с ВОУ и термоядерным горючим плазмой и рентгеном от первичных ядерных и термоядерных узлов подробно изучены.
  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #100502 · Ответов: 223 · Просмотров: 29 272

VBVB
Отправлено: 29.3.2018, 13:38


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(Syndroma @ 4.3.2018, 19:35) *
Интересный вопрос где-то выше проскальзывал: какой изотоп? Для такого немассового изделия можно что угодно выбрать же. Уран, плутоний, нептуний, америций. Что из этого может дать наименьший объём АЗ? Насколько я понял, Am-242m — самое оно. happy.gif

Америция-242m в достаточном количестве для сабжа в выделенном виде в стране вряд ли найдется. Нептуний для тепловыделяющего узла не эффективнее урана-235, а даже хуже по нейтронным характеристикам и гораздо дороже урана-235.

Минимальная масса тепловыделяющего узла будет для плутония, но точки зрения энерговыхода сего изделия, как мне кажется, предпочтительнее ВОУ. Тепловыделяющий узел это же источник ядерного делящегося материала. При детонации 200 кт термоядерной БЧ от тепловыделяющего плутониевого узла с 10 кг плутония можно еще полсотни килотонн добавочного энерговыхода получить, а в случае использования тепловыделяющего ВОУ узла с 40 кг урана-235 можно еще пару сотен килотонн поиметь в бонусе.
  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #100490 · Ответов: 223 · Просмотров: 29 272

VBVB
Отправлено: 29.3.2018, 13:23


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291


QUOTE(ВОВИЩЕ @ 3.3.2018, 22:55) *
Не сможет, там воздуха нет а у неё ВИНТ!!! (не путать с кокаином).

Почитайте что эксперт говорит https://www.bfm.ru/news/378746?utm_referrer...Fzen.yandex.com

Вполне возможно РФ иметь прототип стэлс-типа крылатой дозвуковой ракеты типа баражирующей КР с использованием высокотемпературного ядерного модуля и турбовентиляторного узла обеспечения тяги.
Скорости для просачивания такой ракеты через дырки в северном радиолокационном поле Штатов со стороны Канады вполне достаточно иметь 700-800 км/ч.
  Форум: Курилка · Просмотр сообщения: #100489 · Ответов: 223 · Просмотров: 29 272

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: 22.10.2018, 3:09
Rambler's Top100