IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
12 страниц V  « < 8 9 10 11 12 >  
Reply to this topicStart new topic
> Русский SLAM? Или блеф?, Путин заявил а КР с ядерным двигателем.
AtomInfo.Ru
сообщение 31.3.2018, 19:54
Сообщение #181


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 18 968
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(VBVB @ 31.3.2018, 19:01) *
Якобы компании Lockheed Martin в феврале 2018 года удалось получить патент на компактный термоядерный реактор для самолетов и кораблей.


http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&...st&p=100516
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 31.3.2018, 19:59
Сообщение #182


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 067
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(VBVB @ 31.3.2018, 18:48) *
Ну так после десятка часов работы такого высокотемпературного газового реактора вряд ли в нем наберется значимое количество плутония-240.

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 !
А сколько же в таком Pu-устройстве постоянных - спонтанных нейтронов от 240Pu?
Скорость рождения в 1 сек: В 1г 240Pu ~1000 спонтанных нейтронов в сек.
В Pu-заряде ~10 кг и примеси 10% 240Pu (1 кг) спонтанных нейтронов будет 1E6 сп.н/с
А сколько нейтронов в реакторе носителя ?
Мощность ЯУ на борту ~1 МВт. Для обеспечения такой мощности необходимая скорость рождения нейтронов в реакторе минимум 3Е16 н/с.
Как видим на 10 порядков больше.
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 ?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 31.3.2018, 20:20
Сообщение #183


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 120
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.

Сообщение отредактировал VBVB - 31.3.2018, 20:20


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Татарин
сообщение 6.4.2018, 11:55
Сообщение #184


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 667
Регистрация: 16.3.2011
Пользователь №: 32 318



Цитата(barvi7 @ 31.3.2018, 19:59) *
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 !
А сколько же в таком Pu-устройстве постоянных - спонтанных нейтронов от 240Pu?
Скорость рождения в 1 сек: В 1г 240Pu ~1000 спонтанных нейтронов в сек.
В Pu-заряде ~10 кг и примеси 10% 240Pu (1 кг) спонтанных нейтронов будет 1E6 сп.н/с
А сколько нейтронов в реакторе носителя ?
Мощность ЯУ на борту ~1 МВт. Для обеспечения такой мощности необходимая скорость рождения нейтронов в реакторе минимум 3Е16 н/с.
Как видим на 10 порядков больше.
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 ?

Это исходя из того, что реактор приводится в "высокую" надкритику. Что не нужно, имея инициатором внешнюю ЯБЧ. Если впрыснуть сразу 10Е30 нейтронов, то критмассе нужно продержаться всего несколько поколений даже при К~=1 до полного выгорания топлива, и даже энерговклад последующих поколений (при K<1) будет значительным (не в процентах, а в абсолютных джоулях).

Скорость ядер урана и осколков при 20МК - меньше тысячной скорости света, скорость разлёта/расширения газа/плазмы заведомо меньше скорости атомов в газе/плазме. То есть, для разлёта хотя бы на метр материалу реактора, работавшего на мощности при К=1, нужно более, чем несколько сотен наносекунд, то есть - время жизни десятка (может быть, десятков) поколений.
В течение всего времени разлёта реактор каждые 20нс будет выделять мощность 160МэВ * количество_нейтронов_впрыска_от_внешней_бомбы. И ещё немного после.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 6.4.2018, 17:09
Сообщение #185


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 067
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Татарин @ 6.4.2018, 11:55) *
Это исходя из того, что реактор приводится в "высокую" надкритику. Что не нужно, имея инициатором внешнюю ЯБЧ. Если впрыснуть сразу 10Е30 нейтронов, то критмассе нужно

Попробуем посчитать - хотя бы до 3-х . . . blink.gif
Возьмем даже не 10Е30, а 1Е30 нейтронов, которые уже весят . . . 1670 кг !
Если брать их из термоядерной "начинки" (D+T), то ДАЖЕ при 100% выходе - масса только "начинки" должна быть больше 8000 кг !
Если брать их из ядерной "начинки" (U, Pu), то при мощности "головки" в 1 Мт - всего нейтронов образуется меньше 4Е26 !
Т.е. чтбы получить 1Е30 н из реакции деления необходимо - 100000 кг U или Pu . . . sad.gif Хе-хе это 100 т - загрузка ВВЭР-1000 ~ 70 т !
Представляю ВВЭР на "головке" крылатой ракеты . . . dry.gif

С учетом, что "головка" и реактор должны быть разнесены (на пару метров) , то телесный угол, под которым виден реактор из "головки", даст еще множитель ~ 0,1.
И это все для того чтобы "эффективно" использовать ~ 100 кг делящегося материала в реакторе-двигателе . . . Не верю angry.gif
Это еще защиту с реактора не сбросили . . .
Go to the top of the page
 
+Quote Post
anarxi
сообщение 6.4.2018, 19:16
Сообщение #186


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 2 179
Регистрация: 17.4.2011
Из: Украина
Пользователь №: 33 217



190 тыс. кг..
Вроде где то рядом с летающим реактором большим металлическим круглым.

Сообщение отредактировал anarxi - 6.4.2018, 19:17
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Татарин
сообщение 6.4.2018, 19:26
Сообщение #187


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 667
Регистрация: 16.3.2011
Пользователь №: 32 318



Цитата(barvi7 @ 6.4.2018, 17:09) *
С учетом, что "головка" и реактор должны быть разнесены (на пару метров) , то телесный угол, под которым виден реактор из "головки", даст еще множитель ~ 0,1.
И это все для того чтобы "эффективно" использовать ~ 100 кг делящегося материала в реакторе-двигателе . . . Не верю angry.gif
Это еще защиту с реактора не сбросили . . .

Ну, 10Е30 - это я в уме навскидку.

Можно пойти от энергии: допустим, у нас 100кт от Д+Д реакции, 400ТДж в нейтронах, пусть только 10% из них попадает в реактор.
Это 4Е14Дж/2Е-13 = 2Е27 нейтронов.

Уже первое поколение (предполагая поглощение внешних нейтонов в АЗ реактора близко к 100%) даст 4Е35эВ, 6Е16Дж, 2Мт деления. Это около 100 кило плутония или нечётного урана. На первом поколении. Но даже если поглощение начального впрыска не 100%, то всё равно система просуществует с К~1 ещё хотя бы несколько поколений, больше десятка.
За это время она поделит все свои запасы делящегося материала даже очень большой АЗ.
Ну, в смысле, не всё, но до глубокой подкритичности из-за выгорания. А не из-за разлёта.

Что я и говорил: после взрыва мощной ТЯБЧ рядом с "голым" реактором, он должен выгорать быстрее, чем разлетаться.

Где я ошибся?

...

Проблема начальных нейтронов существует из-за того, что у нас "мультиплицирующая система"(тм) уже на малых мощностях нагревается до полного разрушения и разлёта до выхода на мощность. А основная энергия выделяется именно на последних поколениях на максимальной мощности.
Но если мы сразу впрыснули в "мультиплицирующую систему" достаточно нейтронов, чтобы вывести её на максимальную мощность, пропустив размножение и накопление нейтронов делением, то какая нам разница, сколько там было нейтронов до впрыска? Делящийся материал ещё холодный, критичный, а нейтронов там уже столько, сколько в традиционной бомбе на разлёте. И даже больше.

Сообщение отредактировал Татарин - 6.4.2018, 19:30
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 7.4.2018, 7:11
Сообщение #188


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 067
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Татарин @ 6.4.2018, 19:26) *
Можно пойти от энергии: допустим, у нас 100кт от Д+Д реакции, 400ТДж в нейтронах, пусть только 10% из них попадает в реактор.
Это 4Е14Дж/2Е-13 = 2Е27 нейтронов.
Уже первое поколение (предполагая поглощение внешних нейтонов в АЗ реактора близко к 100%) даст 4Е35эВ, 6Е16Дж, 2Мт деления. Это около 100 кило плутония или нечётного урана.

Чтобы 2Е27 нейтронов дали 4Е35эВ необходимо, чтобы поделилось 2Е27 ядер (U, PU), а они весят ~ 800 кг.
А предлагаете еще и в следующих поколениях что-то делить - Кто ядра урана подвозить будет . . . cool.gif
Реактор под 1 т на крылатую ракету . . . не очень ли "экономично" ? - для мощности в 1 МВт wink.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Татарин
сообщение 7.4.2018, 20:51
Сообщение #189


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 667
Регистрация: 16.3.2011
Пользователь №: 32 318



Цитата(barvi7 @ 7.4.2018, 7:11) *
Чтобы 2Е27 нейтронов дали 4Е35эВ необходимо, чтобы поделилось 2Е27 ядер (U, PU), а они весят ~ 800 кг.
А предлагаете еще и в следующих поколениях что-то делить - Кто ядра урана подвозить будет . . . cool.gif
Реактор под 1 т на крылатую ракету . . . не очень ли "экономично" ? - для мощности в 1 МВт wink.gif

Если реактор меньше, значит, весь материал в нём можно поделить с меньшей внешней нейтронной подсветкой. А даже в этом примере мощность ТЯБЧ невелика.

Про то и речь, что сколько бы там в реакторе не было бы материала, он весь может быть использован "в импульсном режиме". Что не сгорит плавно, сгорит в импульсе у цели. Ядерный двигатель ядерной ракеты - это не балласт, это полезная нагрузка.

Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 9.4.2018, 12:06
Сообщение #190


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 120
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?


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 9.4.2018, 12:43
Сообщение #191


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 18 968
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(VBVB @ 9.4.2018, 12:06) *
А только ли наземная версия такой КР будет приниматься на вооружение? Или лодочная/корабельная тоже будет?


Реакторная установка должна быть многоцелевая.
Поэтому далее всё будет зависеть от фантазии оружейных конструкторов, куда ещё они пожелают её приспособить.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 10.4.2018, 8:57
Сообщение #192


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 067
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Татарин @ 7.4.2018, 20:51) *
Если реактор меньше, значит, весь материал в нём можно поделить с меньшей внешней нейтронной подсветкой. А даже в этом примере мощность ТЯБЧ невелика.


Вопрос: насколько меньше - какой "реактор" по массе топлива достаточен для двигателя в ~1 МВт ?
Ответ: ~1 кг 235U ! huh.gif

При 100% выходе получим добавку в ~20 кт !
С учетом расположения реактора (> 5 м !) и его защиты - отражателя, а также реальный кпд даже настоящего заряда (~50%) - можно рассчитывать дополнительно на ~ пару кт !
Что при мощности самой головки составляет ~ 1-2 % . sad.gif
Конечно же, что-то поделится из этого 1 кг, но никто не будет ничего "придумывать", чтобы этот 1 кг - эффективно использовать ! wink.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Татарин
сообщение 10.4.2018, 15:10
Сообщение #193


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 667
Регистрация: 16.3.2011
Пользователь №: 32 318



Цитата(barvi7 @ 10.4.2018, 8:57) *
Вопрос: насколько меньше - какой "реактор" по массе топлива достаточен для двигателя в ~1 МВт ?
Ответ: ~1 кг 235U ! huh.gif

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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
generalissimus19...
сообщение 10.4.2018, 19:41
Сообщение #194


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 341
Регистрация: 4.7.2014
Из: Moscow
Пользователь №: 34 011



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

Правильно!
QUOTE(Татарин @ 10.4.2018, 16:10) *
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.

Ещё как сможем! Наоборот, чем выше температура, тем больший тепловой поток можно отвести. Правда. только на холодном конце реактора. на горячем, действительно, меньше, но, если спрофилировать ТВЭЛ с переменным по длине содержанием делящегося изотопа, всё будет чики-пуки.
Берём для примера 11Б91, в его АЗ содержалось всего 80 кг урана в пересчёте на 235-й изотоп. А его тепловая мощность была 180 МВт.
Правда, конечно, водород лучше, чем воздух. Карбидное топливо, опять же.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 10.4.2018, 22:09
Сообщение #195


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 120
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.

Сообщение отредактировал VBVB - 10.4.2018, 22:11


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Татарин
сообщение 11.4.2018, 15:21
Сообщение #196


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 667
Регистрация: 16.3.2011
Пользователь №: 32 318



Цитата(generalissimus1966 @ 10.4.2018, 19:41) *
Правильно!

Ещё как сможем! Наоборот, чем выше температура, тем больший тепловой поток можно отвести. Правда. только на холодном конце реактора. на горячем, действительно, меньше, но, если спрофилировать ТВЭЛ с переменным по длине содержанием делящегося изотопа, всё будет чики-пуки.
Берём для примера 11Б91, в его АЗ содержалось всего 80 кг урана в пересчёте на 235-й изотоп. А его тепловая мощность была 180 МВт.
Правда, конечно, водород лучше, чем воздух. Карбидное топливо, опять же.

? Проблема же не высокая температура ТВЭЛа, а высокая требуемая и высокая входная температура теплоносителя.

А после компрессора она будет уже не низкая, и, конечно, с жидким водородом горячи воздух несравним. smile.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
generalissimus19...
сообщение 11.4.2018, 16:14
Сообщение #197


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 341
Регистрация: 4.7.2014
Из: Moscow
Пользователь №: 34 011



QUOTE(Татарин @ 11.4.2018, 16:21) *
? Проблема же не высокая температура ТВЭЛа, а высокая требуемая и высокая входная температура теплоносителя.

А в чём тут проблема-то? Если у нас температура газа меньше температуры ТВЭЛа хотя бы на тыщу градусов, теплопоток мы можем обеспечить какой нужно. Проблема начинается там, где разница температур уменьшается до 300 кельвинов. Именно поэтому ТВЭЛы РД-0410 aka 11Б91 aka ИР-100 aka ИРГИТ - в разных документах эти обозначения использовались, как синонимы, - содержат переменное по длине количество делящегося изотопа урана. Т.е. там, где перепад между водородом и ТВЭЛом 2000 кельвинов теплопоток в десятки раз больше, чем там, где перепад всего 200 кельвинов, но, в итоге, выходящий водород имеет температуру 2850 кельвинов при температуре ТВЭЛа 3100, и это предел того, что ТВЭЛ может выдержать.

QUOTE(Татарин @ 11.4.2018, 16:21) *
А после компрессора она будет уже не низкая, и, конечно, с жидким водородом горячи воздух несравним. smile.gif

Так и у ИРГИТа поток водорода должен был СНАЧАЛА охлаждать корпус, отражатель и замедлитель, и уж ПОТОМ идти в ТВС-ы, отделённые теплоизоляцией от замедлителя. И иметь на входе в ТВС температуру не меньше 600 кельвинов, какая уж тут жидкость!
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Татарин
сообщение 11.4.2018, 17:21
Сообщение #198


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 667
Регистрация: 16.3.2011
Пользователь №: 32 318



Цитата(generalissimus1966 @ 11.4.2018, 16:14) *
А в чём тут проблема-то? Если у нас температура газа меньше температуры ТВЭЛа хотя бы на тыщу градусов, теплопоток мы можем обеспечить какой нужно. Проблема начинается там, где разница температур уменьшается до 300 кельвинов. Именно поэтому ТВЭЛы РД-0410 aka 11Б91 aka ИР-100 aka ИРГИТ - в разных документах эти обозначения использовались, как синонимы, - содержат переменное по длине количество делящегося изотопа урана. Т.е. там, где перепад между водородом и ТВЭЛом 2000 кельвинов теплопоток в десятки раз больше, чем там, где перепад всего 200 кельвинов, но, в итоге, выходящий водород имеет температуру 2850 кельвинов при температуре ТВЭЛа 3100, и это предел того, что ТВЭЛ может выдержать.
Так и у ИРГИТа поток водорода должен был СНАЧАЛА охлаждать корпус, отражатель и замедлитель, и уж ПОТОМ идти в ТВС-ы, отделённые теплоизоляцией от замедлителя. И иметь на входе в ТВС температуру не меньше 600 кельвинов, какая уж тут жидкость!

Так и начальная была ~20К. И водород - самый теплопроводный газ (что резко меняет характер теплообмена "поверхность-газ") и один из самых тепллоёмких газов. К (важному для нас) примеру, у воздуха теплоёмкость раз так в 10-15 хуже. Что Cp, что Cv.

В общем, я что хотел сказать-то? Нельзя снять с 50см3 твёрдого топлива 1МВт тепла в воздух на перепаде в несколько сот К. Как не прокачивай, какой бы развитой поверхностью ТВЭЛ ни обладал бы, всё равно это единицы-сотни кВт/м2*К (смотря какой брать тепловой напор и насколько натягивать сову с площадью поверхности). Для теплообмена "газ-поверхность" киловатты/К*м2 - числа нереальные ни при каких раскладах.

С 80кг снять на водород при начальных 20К у водорода - очевидно, можно. Но это уже не шахматы, а домино, не миллион рублей, а десятку. И не выиграл, а проиграл.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Dobryak
сообщение 11.4.2018, 19:02
Сообщение #199


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 333
Регистрация: 8.5.2013
Из: Подмосковье
Пользователь №: 33 796



QUOTE(Татарин @ 11.4.2018, 17:21) *
Так и начальная была ~20К. И водород - самый теплопроводный газ (что резко меняет характер теплообмена "поверхность-газ") и один из самых тепллоёмких газов. К (важному для нас) примеру, у воздуха теплоёмкость раз так в 10-15 хуже. Что Cp, что Cv.

В общем, я что хотел сказать-то? Нельзя снять с 50см3 твёрдого топлива 1МВт тепла в воздух на перепаде в несколько сот К. Как не прокачивай, какой бы развитой поверхностью ТВЭЛ ни обладал бы, всё равно это единицы-сотни кВт/м2*К (смотря какой брать тепловой напор и насколько натягивать сову с площадью поверхности). Для теплообмена "газ-поверхность" киловатты/К*м2 - числа нереальные ни при каких раскладах.

С 80кг снять на водород при начальных 20К у водорода - очевидно, можно. Но это уже не шахматы, а домино, не миллион рублей, а десятку. И не выиграл, а проиграл.

Вы как теплоемкости измеряете?

На моль по закону равнораспределения у всего атомарного что Cp, что Cv одинаково, как одинаково у всего двухатомного. И число Авогадро любого газа --- это канонические 22.4 л.

Теплопроводность водорода при том же давлении выше только потому, что плотность его ниже и больше длина свободного пробега.

Ясно же, что водород на сутками летающем аппарате --- это сфероконический конь в вакууме. И съем тепла в оконном стеклопакете и в набегающем потоке воздуха --- это две большие разницы.

Go to the top of the page
 
+Quote Post
Татарин
сообщение 12.4.2018, 9:19
Сообщение #200


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 667
Регистрация: 16.3.2011
Пользователь №: 32 318



Цитата(Dobryak @ 11.4.2018, 19:02) *
Вы как теплоемкости измеряете?

На моль по закону равнораспределения у всего атомарного что Cp, что Cv одинаково, как одинаково у всего двухатомного. И число Авогадро любого газа --- это канонические 22.4 л.

Теплопроводность водорода при том же давлении выше только потому, что плотность его ниже и больше длина свободного пробега.

Ясно же, что водород на сутками летающем аппарате --- это сфероконический конь в вакууме. И съем тепла в оконном стеклопакете и в набегающем потоке воздуха --- это две большие разницы.

На массу, ессно. Ну, конечно, теплопроводность выше потому, что выше длина свободного пробега.
А водород появился из-за прямого сравнения реактора в воздушно-реактивном двигателе с ядерными ракетными двигателями, в которых рабочим телом был водород (исходно жидкий).

То есть, Вы считаете, что в набегающем потоке воздуха с квадратного метра поверхности можно снять единицы-сотни кВт на каждый кельвин разницы? я верно Вас понял?
Ну или к чему Вы ведёте?
Go to the top of the page
 
+Quote Post

12 страниц V  « < 8 9 10 11 12 >
Reply to this topicStart new topic
47 чел. читают эту тему (гостей: 47, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 21.4.2018, 23:47
Rambler's Top100