Но это на нейтронах с температурой 300 К. А на 1800 К? Или, как в РД-0410, отдельно охлаждать замедлитель, отдельно - рефлектор, и только потом греть всё вместе?


Я когда-то скачивал документ по "МАРСу", но сейчас не могу его найти, при каком наихудшем соотношении оно ещё даёт выигрыш, сообразный затратам?

За ориентир можно принимать активную зону на уране-233, у которого критмасса на тепловых нейтронах раз в пять меньше, чем у урана-235. Если в water boiler-ах требовалось ~600 г урана-235 для работы на нулевой мощности и ~1 кг на мощности в 30 кВт, то для урана-233 эти циферки будут примерно ~130 г и ~220 г.

Тем не менее, когда конструировали активную зону для РД-0410, 233-й изотоп не рассматривался - предел, ограниченный теплосъёмом, уже давал не меньше 30 кг урана в активной зоне.

Если МАРС - это медицинский реактор на америции, то указанные соотношения для него я и считал. Мы понимали, что чистый изотоп мы не получим.
Но цифири той уже не найду, давно это было.

Ладно, америций - это здорово, мне про него приятно говорить, но к теме он практически точно отношения не имеет. В будущих проектах, надеюсь, он появится когда-нибудь.

U233, видимо, тоже

Из членкоров

Почти 4 кило

Или я что-то упустил, или тут забыли что ракета крылатая и дозвуковая, а значит двигатель у неё может быть вполне себе механическим, хоть пропеллер Какой надо реактор чтоб крутить пропеллер?

Ракета крылатая, но сверхзвуковая, и со стартовой ступенью, которой является обычный твердотопливный двигатель.
С пропеллером вариант возможен, для Ту-119 рассматривался именно он - НК-12А по краям, НК-14 в центре. Но реактор всё равно не помещался в двигатель, только в фюзеляж. Зато радиоактивного заражения не было, только рассеянное "о воздух" гамма-излучение.

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.

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.

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.

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?

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.

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.

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

А если туда ещё кобальта положить (или тантала, как китайцы собираются), то супостат вообще сразу Аляску вернёт

Лития от батареек там точно будет

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.

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.

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.

Неизвестно.

Известно только, что они демонстративно с ним начали работать.

http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&...st&p=100516

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 ?

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.

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.

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.

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 . . .

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

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.

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 . . .
Реактор под 1 т на крылатую ракету . . . не очень ли "экономично" ? - для мощности в 1 МВт

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.

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.

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?

Реакторная установка должна быть многоцелевая.
Поэтому далее всё будет зависеть от фантазии оружейных конструкторов, куда ещё они пожелают её приспособить.

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

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 % .
Конечно же, что-то поделится из этого 1 кг, но никто не будет ничего "придумывать", чтобы этот 1 кг - эффективно использовать !

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.

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.

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.

? 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.

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.

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?

Для газов никто никогда в жизни теплоемкость на массу не считал --- нет занятия бессмысленнее.

Я человек тупой без развитого воображения. Считать теплосъем с поверхности набегающим потоком воздуха не обучен. Но как-то мнится, что у стосильных мотоциклетных движков --- это, на минутку, под 75 киловатт, при кпд в 33% надо воздухом воровать 150 кВт. Мое воображение говорит, что это надо сдувать при 150 км/ч с площади ну не фантастически больше одного кв.м.

У авиадвигателей 2-й мировой мне мерещится отбор не менее 200-300 кВт на обдуваемый кв.м. Мне также мнится, что температура собственно звезды движка при этом была в много сотен Цельсия. Так что эти 150 кВт на кв.м. вполне могут быть и 400-500?

Продолжу бредить: я хочу заменить камеру сгорания турбореактивного движка на продуваемую нагнетаемым компрессором воздухом активную зону реактора.

Замечание: посадка на родной аэродром однажды запущенной КР с ядерным движком не планируется --- это орудие Судного Дня и его единственный "аэродром посадки" --- логово супостата. Так что активная зона после запуска СЯР тдолжна выдержат от силы пару суток. Так что я хочу позволить ей раскалиться догола --- до тыщи Цельсия. Так что мне мнится против самолетного движка еще этак коэффициентик 1.5, так что я охаменл до 600-700 кВт в кв метра.

В-общем, в меру собственной тупости, я подбираюсь к тому, что движку достаточно в крейсерском режиме развивать мощность под тыщу киловатт, т.е., один МегаВатт (это явный перебор). КПД будет скорее всего хуже, чем у бензомотора. Так что нпдо будет отводить 3 мегаватта тепловых. И иметь обдуваемую потоком воздуха поверхность внутри активной зоны в пяток кв.метров вполне может быть даже слегка избыточной. Я не вижу никаких принципиальных запретов на АЗ длиной 3 метра.

У мотоцыкла тепло в холодный источник выносится, в основном, массообменом.

С этого мепста можно подробнее: моя твоя не понимает.

Кажется, Вы не заменили ключевого момента единицы-сотни кВт - на кельвин. То есть, для мотоциклетного движка и его перепаде (сотня К) сбрасываемое тепло с той же площади должно быть сотни кВт-десятки МВт. Можете посоветовать, как такое обустроить? А то много где пригодилось бы.

Ладно, уберу удельные единицы, раз уж они Вас смущают: в изначальной постановке задачи barvi7 имеем кило урана, 50 см3 объём, нужно отвести от них в воздух 1МВт мощности. От мопедного движка, да. КАК?!
Причём, сильно развить поверхность не выйдет - тот самый кило потеряет критичность, а в тонкие каналы воздух не протолкнёте.

Сильно повысить температурный напор - не выйдет, у Вас материалы на воздухе, всё-таки температуры работы ограничены. Это не милый родной натрий и даже не свинец.

...
Откуда и следует, что для работоспособности реактор нужно увеличивать в объёме - каналы теплосъёма, развитая поверхность, вот всё это.
А увеличение в объёме - сразу рост критмассы. Ну и рост количества конструкий и теплоносителя в зоне, - тоже рост критмассы.

Да нет же!!! 600К там начальная была!

Больше того, на первой очереди стенда "Байкал" вообще не было хранилища жидкого водорода, и до закрытия программы так ни разу на жидком водороде испытания и не были проведены!


Да ни разу не меняет.


Сказать можно сколько угодно раз, правдой оно от этого не станет.



Для того же реактора рассчитывались режимы на аммиаке, метане и воде. Отлично всё снималось. УИ, конечно, падал, в соответствии с молекулярной массой и химсвойствами (диссоциация и т.д.).


Да, но не 1 МВт, а 190 МВт!


Да 600 там было, а не 20, и водород газообразный, а не жидкий, и перепад температур в конце всего 150 кельвин! Ну зачем спорить с экспериментально снятыми характеристиками, я не понимаю, это не расчётные данные, а экспериментальные.

Кельвин совершенно не при делах. Как и 1 кило урана в реакторе --- кто его навязал? От нескольких сот летающих ядерных шершней с сотней кило урана в каждом страна не обеднеет.

Неиспользованное тепло рабочего цикла мотоциклетного двигателя выносится не через оребрение, а вместе с удаляемыми выхлопными газами. Через оребрение снимаются только тепловые потери двигателя, составляющие небольшую долю от подведённого тепла.