Русский SLAM? Или блеф?, Путин заявил а КР с ядерным двигателем. |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Русский SLAM? Или блеф?, Путин заявил а КР с ядерным двигателем. |
29.3.2018, 18:38
Сообщение
#161
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 424 Регистрация: 22.3.2010 Пользователь №: 4 323 |
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. 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" . . . |
|
|
29.3.2018, 20:11
Сообщение
#162
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
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" . . . 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. Сообщение отредактировал VBVB - 29.3.2018, 20:13 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
29.3.2018, 20:19
Сообщение
#163
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 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? -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
30.3.2018, 9:17
Сообщение
#164
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 424 Регистрация: 22.3.2010 Пользователь №: 4 323 |
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. 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 . . . Чтобы не было предварительного "пшика" - реактор придется заглушить за ~сутки до подлета к "цели", а двигателю носителя - работать на резервной котельной. |
|
|
30.3.2018, 21:32
Сообщение
#165
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 2 427 Регистрация: 16.3.2011 Пользователь №: 32 318 |
Или просто делить материал реактора внешними избыточными ТЯ-нейтронами обычной ТЯБЧ. После сброса нейтронной защиты, ессно. Инициатор на стероидах, не миллионы нейтронов на первом поколении как в бомбе, а сразу 10Е30.
При достаточном начальном впрыске нейтронов нет нужды в К>>1, сойдёт и единица, и меньше единицы, всё равно каждое следующее поколение будет выдавать энергию равную полученной при "впрыске". Если поколения меняются каждые 20нс, то за время разлёта успеет смениться 30-50 поколений. Принимая К в реакторе на этот период ~=1, на каждые 14МэВ "впрыснутого" нейтрона получаем 5-10ГэВ деления, усиление в ~1000 раз. То есть, критичность будет потеряна от выгорания топлива, ещё задолго до того, как всё успеет разлететься. |
|
|
30.3.2018, 22:28
Сообщение
#166
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 510 Регистрация: 17.3.2011 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 32 515 |
если все так шоколадно, почему не делают бомбы с реакторным разгоном?
-------------------- Спор - это когда обе стороны пытаются сказать последнее слово первыми
|
|
|
30.3.2018, 23:43
Сообщение
#167
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 2 427 Регистрация: 16.3.2011 Пользователь №: 32 318 |
если все так шоколадно, почему не делают бомбы с реакторным разгоном? ? C каким реакторным разгоном? В данном случае реактор - это просто делящийся внешними нейтронами материал. Раз уж долетел, глупо не использовать. Теплозащиту БЧ и тамперы из обеднённого урана - делают; в смысле, используют как конструкционный материал именно уран, чтобы снять с конструкции бомбы дополнительные килотонны |
|
|
30.3.2018, 23:59
Сообщение
#168
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
А если туда ещё кобальта положить (или тантала, как китайцы собираются), то супостат вообще сразу Аляску вернёт
|
|
|
31.3.2018, 9:30
Сообщение
#169
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 722 Регистрация: 14.3.2011 Из: 34 Пользователь №: 32 154 |
|
|
|
31.3.2018, 18:48
Сообщение
#170
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
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 . . . Чтобы не было предварительного "пшика" - реактор придется заглушить за ~сутки до подлета к "цели", а двигателю носителя - работать на резервной котельной. 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. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
31.3.2018, 18:49
Сообщение
#171
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
А если туда ещё кобальта положить (или тантала, как китайцы собираются), то супостат вообще сразу Аляску вернёт 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. Сообщение отредактировал VBVB - 31.3.2018, 18:53 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
31.3.2018, 19:01
Сообщение
#172
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 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. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
31.3.2018, 19:53
Сообщение
#173
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
31.3.2018, 19:54
Сообщение
#174
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
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 |
|
|
31.3.2018, 19:59
Сообщение
#175
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 424 Регистрация: 22.3.2010 Пользователь №: 4 323 |
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" надо заблаговременно выключить ~за сутки - можно и за час? . А как же при этом будет лететь носитель без движка? опять по баллистике ? |
|
|
31.3.2018, 20:20
Сообщение
#176
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
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. Поэтому ЯУ перед попыткой ее привести в надкритику синхронно с "головкой" 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
|
|
|
6.4.2018, 11:55
Сообщение
#177
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 2 427 Регистрация: 16.3.2011 Пользователь №: 32 318 |
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" 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. |
|
|
6.4.2018, 17:09
Сообщение
#178
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 424 Регистрация: 22.3.2010 Пользователь №: 4 323 |
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 . . . 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 . . . Хе-хе это 100 т - загрузка ВВЭР-1000 ~ 70 т ! Представляю ВВЭР на "головке" крылатой ракеты . . . 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 Это еще защиту с реактора не сбросили . . . |
|
|
6.4.2018, 19:16
Сообщение
#179
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 2 349 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 |
|
|
6.4.2018, 19:26
Сообщение
#180
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 2 427 Регистрация: 16.3.2011 Пользователь №: 32 318 |
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 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 |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 26.4.2024, 17:16 |