-
![[image]](https://www.balancer.ru/cache/sites/ru/ri/ria/img/cdn4/images/151556/32/128x128-crop/1515563204.jpg)
БПЛА с ядерным двигателем
Теги:
Serg Ivanov
США места себе не находят: реакция на "Буревестник" превзошла все ожидания (Asia Times, Гонконг)
Проектируемая американская система ПРО "Золотой купол" будет беззащитна перед российским "Буревестником", пишет Asia Times. В то же время ее создание обойдется... | 29.10.2025, ИноСМИ // inosmi.ruМайкл Бонерт в опубликованной в этом месяце статье для Military Times, отмечает, что защита огромной страны размером с США от крылатых ракет формата "Буревестник" потребует десятков тысяч систем противовоздушной обороны и астрономических затрат. При этом стоимость объявленного проекта "Золотой купол" в течение ближайших 30 лет составит от 256 миллиардов до 3,6 триллиона долларов.
Хьюстон Кантуэлл подчеркивает этот момент в статье журнала Air & Space Forces за февраль 2025 года, отметив, что бесконечно тратить миллионы на каждый залп перехватчиков для борьбы с дешевыми беспилотниками и крылатыми ракетами непозволительно никому.
В стратегическом плане одно лишь существование "Буревестника" — не беря в расчет его убедительность и боевую эффективность — влечет за собой непомерные расходы для США, при всех технических недостатках проекта и сопряженных с этим рисках. Это грозит вогнать США в непомерные расходы на заведомо ненадежную систему вроде "Золотого купола", хотя эти ресурсы можно было бы потратить на более стоящие средства.
"Буревестник" также может поставить под сомнение гарантии безопасности США. Если над материковой частью США нависнет непосредственная угроза ядерного нападения, готовность США рисковать своим народом и городами ради союзников будет поставлена под сомнение.
инфо
инструменты
Serg Ivanov
Путин: в РФ началась разработка новых крылатых ракет с ядерной установкой
Ведется работа над следующим поколением вооружений и техники, сообщил президент России. // aif.ruВ России стартовала разработка новых крылатых ракет с ядерной установкой, заявил российский лидер Владимир Путин, выступая на награждении разработчиков «Буревестника» и «Посейдона»
«Началась разработка следующего поколения крылатых ракет с ядерными двигателями», - сказал президент.
Глава страны отметил, что их скорость более чем в три раза будет превышать скорость звука, а в будущем они станут и гиперзвуковыми.
Реинкарнация "Плутона"
В проекте «Плутон» должна была использоваться тактика полета на низких высотах. Данная тактика обеспечивала скрытность от радаров системы ПВО СССР.
Для достижения скорости, на которой работал бы прямоточный воздушно-реактивный двигатель, «Плутон» должен был с земли запускаться при помощи пакета обычных ракетных ускорителей. Запуск ядерного реактора начинался только после того, как «Плутон» достигал высоты крейсерского полета и достаточно удалялся от населенных районов. Ядерный двигатель, дающий практически неограниченный радиус действия, позволял ракете летать над океаном кругами в ожидании приказа перехода на сверхзвуковую скорость к цели в СССР.Сочетание малой высоты полета и высокой скорости должно было обеспечить «Плутону» возможность достичь и поразить цели, в то время как баллистические ракеты и бомбардировщики могли бы быть перехвачены во время следования к целям.
Другим важным качеством «Плутона», которое часто упоминают инженеры, была надежность ракеты. Один из инженеров говорил о «Плутоне» как о ведре с камнями. Причиной тому являлась простая конструкция и высокая надежность ракеты, за что Тед Меркл, руководитель проекта, дал прозвище — «летающий лом».
На Меркла возложили ответственность по созданию 500-мегаваттного реактора, который должен был стать сердцем «Плутона».
Компании «Чанс-Воут» уже был передан контракт на создание планера, а за создание прямоточного двигателя, за исключением реактора, ответственна была корпорация «Маркуардт».
Очевидно, что вместе с увеличением температуры, до которой в канале двигателя можно нагреть воздух, увеличивается эффективность ядерного двигателя. Поэтому при создании реактора (кодовое имя «Тори») девизом Меркла стало «горячее — значит лучше». Однако проблема заключалась в том, что рабочая температура составляла около 1400 градусов Цельсия. При такой температуре жаропрочные сплавы нагревались до такой степени, что теряли прочностные характеристики. Это заставило Меркла обратиться в фарфоровую компанию «Coors» (Колорадо) с просьбой разработать керамические топливные элементы, способные выдержать такие высокие температуры и обеспечить в реакторе равномерное распределение температуры.
Это сообщение редактировалось 06.11.2025 в 21:32
Alex_semenov
Давайте посчитаем. Крылатая ракета "Буривесник" на испытаниях пролетала 15 часов. При этом энергоустановка мегаваттного класса. Это 1-2 Мегаватта тепловая мощность. Калорийность урана 16,7 кт/кг. Значит сгорело..
15*3600*2000000/16,7/4,19E+12=0,00155 кг урана. 1,55 грамма. Пусть 2 грамма. То есть на весь полёт потребовалось всего пара грамм топлива. Это - бесспорный физический факт.
Вопрос.
Сколько урана-235 или плутония заряжено в энергоустановку "Буревестника"? Очевидно что при таком очевидно-мизерном расходе (вряд ли более 10-20 грамм) стремились зарядить по-минимуму. Но сколько минимум теоретически можно зарядить?
Американские "партнёры", которые в один голос на Reddite сказали мне, что русские запустили какое-то гов-но (а что бы они еще сказали?) и уверяли, что в реактор "Буревестника" заряжено НЕ МЕНЕЕ 20 кг урана-235 (то есть русские разбазаривают тут уран по чём зря). Я стал спорить, убеждая, что водный раствор 95% урана 235 можно довести до критичности имея лишь 1.24 литра такого раствора (без отражателя) и 0.8 кг урана в растворе (сам раствор где-то будет полтора-два килограмма).
Но это голая лабораторная теория.
Реактор нагрет наверняка до 1000-1500 К. Воду можно заменить каким-то другим замедлителем, например, китайцы недавно предложили в качестве теплоносителя и замедлителя для космического реактора использовать литий. Литий отличный замедлитель (или я ошибаюсь) и теплоноситель.
Но возникает вопрос по теплопередаче и пределу объемного выделения энергии (Ватт/м3). Он, кстати, существуе (я вроде слышал, но не могу найти источник этой иноформации). То есть возможно что размер "полуторолитровой банки" придётся увеличить для теплосъёма, прокладки проточных каналов теплообмена.
То есть плотность делящегося материала в критсборке придётся изменить в сторону ее уменьшения.
Это приведёт к квадратичному росту минимально возможной массы делящегося материала.
Пусть установленная масса материала M0 при "нормальной" (установленной) плотности "сборки", сжатие при этом x=1. Тогда необходимая масса делящегося материала в случае необходимости изменения объема (сжания x больше или меньше 1):
M = M0*x-2
Так если M0 =0.8 кг, а x =0,5 (объем критической сборки увеличен вдвое) то M = 3,2 кг
То есть, термические ограничения сильно влияют на минимальный размер сборки и минимально возможную массу делящегося материала. Так мог ли Буревестник летать на 3 кг урана-235 или надо все 10? Еще больше? Пендосы правы?
Еще тонкость. Этот расчёт предполагает критичность на тепеловых (буквально комнатных) нейтронах. Хотя 300 К не сильно отличается от 1000-1500 К, тем не менее это тоже должно сыграть отрицательную роль (сечение у таких тёплых нейтронов будет меньше и критическая масса больше). То есть, возможно в итоге минимум получается 5-10 кг... (что очень расточительно, учитывая что выгорают граммы).
Ну и еще. Все постоянно говорят о реакторе на быстрых нейтронах (отсутствие замедлителя резко увеличивает минимум массы делящегося материала). В ЯРД, в летавших в космос энергоустановках, как я понял везде использовались быстронейтронные сборки без замедлителя. Но ясно что в такой реактор меньше 13 кг загрузить никак не получится (52 кг голой сферы делим на 4 - эффект хорошего отражателя, но это без учёта пространства для тепловых каналов). А вообще, так и получается, что такому реактору нужно 20-30 кг урана, как минимум, только для достижения критичности.
Зачем тут вообще быстрые нейтроны? Может кто объяснить? Я понимаю реактор на быстрых нейтронах для размножения плутония. Но здесь (аэро и космические энергоустановки) какой смысл в использовании именно быстрых нейтронов вместо медленных (или промежуточных)?
О быстрых нейтронах. Еще один вопрос от въедливого дилетанта (который интересовался бомбами и не интересовался реакторами). Утверждается, что все реакторы имею обратную отрицательную температурную реактивность. То есть, при повышении температуры реактора за пределы нормлаьного режима энерговыделения, реактивность падает автоматически. Температура поднялась - реактивность упала. Это как раз связано с тем, что термализованные нейтроны становятся более горячими и в итоге сечение взаимодействия падает и реактор становится подкритичным.
Но это возможно только в том случае, если реактор использует для достижения критичности замедлитель (медленные или промежуточные нейтроны). Реакторы на быстрых нейтронах замедлитель не используют. Как в них достигается отрицательный обратный температурный коэффициент реактивности?
Спасибо за ответы.
15*3600*2000000/16,7/4,19E+12=0,00155 кг урана. 1,55 грамма. Пусть 2 грамма. То есть на весь полёт потребовалось всего пара грамм топлива. Это - бесспорный физический факт.
Вопрос.
Сколько урана-235 или плутония заряжено в энергоустановку "Буревестника"? Очевидно что при таком очевидно-мизерном расходе (вряд ли более 10-20 грамм) стремились зарядить по-минимуму. Но сколько минимум теоретически можно зарядить?
Американские "партнёры", которые в один голос на Reddite сказали мне, что русские запустили какое-то гов-но (а что бы они еще сказали?) и уверяли, что в реактор "Буревестника" заряжено НЕ МЕНЕЕ 20 кг урана-235 (то есть русские разбазаривают тут уран по чём зря). Я стал спорить, убеждая, что водный раствор 95% урана 235 можно довести до критичности имея лишь 1.24 литра такого раствора (без отражателя) и 0.8 кг урана в растворе (сам раствор где-то будет полтора-два килограмма).
Но это голая лабораторная теория.
Реактор нагрет наверняка до 1000-1500 К. Воду можно заменить каким-то другим замедлителем, например, китайцы недавно предложили в качестве теплоносителя и замедлителя для космического реактора использовать литий. Литий отличный замедлитель (или я ошибаюсь) и теплоноситель.
Но возникает вопрос по теплопередаче и пределу объемного выделения энергии (Ватт/м3). Он, кстати, существуе (я вроде слышал, но не могу найти источник этой иноформации). То есть возможно что размер "полуторолитровой банки" придётся увеличить для теплосъёма, прокладки проточных каналов теплообмена.
То есть плотность делящегося материала в критсборке придётся изменить в сторону ее уменьшения.
Это приведёт к квадратичному росту минимально возможной массы делящегося материала.
Пусть установленная масса материала M0 при "нормальной" (установленной) плотности "сборки", сжатие при этом x=1. Тогда необходимая масса делящегося материала в случае необходимости изменения объема (сжания x больше или меньше 1):
M = M0*x-2
Так если M0 =0.8 кг, а x =0,5 (объем критической сборки увеличен вдвое) то M = 3,2 кг
То есть, термические ограничения сильно влияют на минимальный размер сборки и минимально возможную массу делящегося материала. Так мог ли Буревестник летать на 3 кг урана-235 или надо все 10? Еще больше? Пендосы правы?
Еще тонкость. Этот расчёт предполагает критичность на тепеловых (буквально комнатных) нейтронах. Хотя 300 К не сильно отличается от 1000-1500 К, тем не менее это тоже должно сыграть отрицательную роль (сечение у таких тёплых нейтронов будет меньше и критическая масса больше). То есть, возможно в итоге минимум получается 5-10 кг... (что очень расточительно, учитывая что выгорают граммы).
Ну и еще. Все постоянно говорят о реакторе на быстрых нейтронах (отсутствие замедлителя резко увеличивает минимум массы делящегося материала). В ЯРД, в летавших в космос энергоустановках, как я понял везде использовались быстронейтронные сборки без замедлителя. Но ясно что в такой реактор меньше 13 кг загрузить никак не получится (52 кг голой сферы делим на 4 - эффект хорошего отражателя, но это без учёта пространства для тепловых каналов). А вообще, так и получается, что такому реактору нужно 20-30 кг урана, как минимум, только для достижения критичности.
Зачем тут вообще быстрые нейтроны? Может кто объяснить? Я понимаю реактор на быстрых нейтронах для размножения плутония. Но здесь (аэро и космические энергоустановки) какой смысл в использовании именно быстрых нейтронов вместо медленных (или промежуточных)?
О быстрых нейтронах. Еще один вопрос от въедливого дилетанта (который интересовался бомбами и не интересовался реакторами). Утверждается, что все реакторы имею обратную отрицательную температурную реактивность. То есть, при повышении температуры реактора за пределы нормлаьного режима энерговыделения, реактивность падает автоматически. Температура поднялась - реактивность упала. Это как раз связано с тем, что термализованные нейтроны становятся более горячими и в итоге сечение взаимодействия падает и реактор становится подкритичным.
Но это возможно только в том случае, если реактор использует для достижения критичности замедлитель (медленные или промежуточные нейтроны). Реакторы на быстрых нейтронах замедлитель не используют. Как в них достигается отрицательный обратный температурный коэффициент реактивности?
Спасибо за ответы.
Это сообщение редактировалось 14.11.2025 в 00:33
Татарин
A.s.> О быстрых нейтронах. Еще один вопрос от въедливого дилетанта (который интересовался бомбами и не интересовался реакторами). Утверждается, что все реакторы имею обратную отрицательную температурную реактивность.
Вообще говоря, нет.
A.s.> То есть, при повышении температуры реактора за пределы нормлаьного режима энерговыделения, реактивность падает автоматически. Температура поднялась - реактивность упала. Это как раз связано с тем, что термализованные нейтроны становятся более горячими и в итоге сечение взаимодействия падает и реактор становится подкритичным.
Но это ж не единственный фактор, влияющий на реактивность. Допплеровское уширение линий, плотность топлива и плотность замедлителя, коэффициенты поглощения и замедления, теплоноситель в зоне, всё это влияет. И влияет по-разному.
Например, типично реактор с водным теплоносителем имеет отрицательный коэффициент реактивности по температуре из-за того, что меняется плотность воды (то есть, количество водорода на объём) и спектр нейтронов из-за этого ужесточается, увеличивается захват нейтронов ураном-238, и реактивность падает. Но в графитовых реакторах это может и не сработать. Потому что замедлитель - графит, а вода - не только замедлитель, но и поглотитель, исчезновение воды с ужесточением спектра может быть с БОЛЬШОЙ лихвой компенсировано... исчезновением воды как поглотителя.
А в тяжеловодных фотоядерные реакции с дейтерием добавляют достаточно нейтронов, чтобы пугать операторов-новичков: реактор намертво заглушен, а количество нейтронов в нём даже растёт.
Ядерные реакторы считаются сложными не потому, что там много ужасно сложной ядерной физики, а потому что там огромное количество взаимовлияющих процессов, и когда какими можно пренебречь - не так уж прямо очевидно.
A.s.> Реакторы на быстрых нейтронах замедлитель не используют.
Вообще говоря, "используют". В том смысле, что от него никуда не деться - теплоноситель неизбежно будет работать замедлителем, увеличение температуры теплоносителя снижает его плотность.
А вот если смотреть на эффекты количественно - как раз и начинаются сложности.
Эффект запросто может быть обратным (в реальных реакторах, НЯЗ, нет) - например, т.н. "натриевый пустотный положительный коэффициент" в натриевых реакторах, когда утечка натрия ведёт к разгону реактора из-за исчезновения из зоны мощного поглотителя.
A.s.> Как в них достигается отрицательный обратный температурный коэффициент реактивности?
Допплеровское уширение резонансных линий захвата урана-238 (ну и плутония-240, ну и определённых осколков). Это "работает" и в тепловых реакторах, поэтому любые движения по снижению или повышению энергонапряжённости или выгораний топлива требуют обоснования безопасности в том числе и по части НФХ, в том числе и по обратным связям.
Но опять же, если перейти к количественным расчётам, всё далеко не так уж просто.
И по той же самой причине (далеко не единственной!) гражданскому реактору нужен именно МОКС, а чисто плутониевая зона нежелательна (хотя она по деньгам может стоить столько же или быть даже дешевле, при кратном росте энергоёмкости топлива, пропорционально содержанию плутония).
Вообще говоря, нет.
A.s.> То есть, при повышении температуры реактора за пределы нормлаьного режима энерговыделения, реактивность падает автоматически. Температура поднялась - реактивность упала. Это как раз связано с тем, что термализованные нейтроны становятся более горячими и в итоге сечение взаимодействия падает и реактор становится подкритичным.
Но это ж не единственный фактор, влияющий на реактивность. Допплеровское уширение линий, плотность топлива и плотность замедлителя, коэффициенты поглощения и замедления, теплоноситель в зоне, всё это влияет. И влияет по-разному.
Например, типично реактор с водным теплоносителем имеет отрицательный коэффициент реактивности по температуре из-за того, что меняется плотность воды (то есть, количество водорода на объём) и спектр нейтронов из-за этого ужесточается, увеличивается захват нейтронов ураном-238, и реактивность падает. Но в графитовых реакторах это может и не сработать. Потому что замедлитель - графит, а вода - не только замедлитель, но и поглотитель, исчезновение воды с ужесточением спектра может быть с БОЛЬШОЙ лихвой компенсировано... исчезновением воды как поглотителя.
А в тяжеловодных фотоядерные реакции с дейтерием добавляют достаточно нейтронов, чтобы пугать операторов-новичков: реактор намертво заглушен, а количество нейтронов в нём даже растёт.
Ядерные реакторы считаются сложными не потому, что там много ужасно сложной ядерной физики, а потому что там огромное количество взаимовлияющих процессов, и когда какими можно пренебречь - не так уж прямо очевидно.
A.s.> Реакторы на быстрых нейтронах замедлитель не используют.
Вообще говоря, "используют". В том смысле, что от него никуда не деться - теплоноситель неизбежно будет работать замедлителем, увеличение температуры теплоносителя снижает его плотность.
А вот если смотреть на эффекты количественно - как раз и начинаются сложности.
Эффект запросто может быть обратным (в реальных реакторах, НЯЗ, нет) - например, т.н. "натриевый пустотный положительный коэффициент" в натриевых реакторах, когда утечка натрия ведёт к разгону реактора из-за исчезновения из зоны мощного поглотителя.
A.s.> Как в них достигается отрицательный обратный температурный коэффициент реактивности?
Допплеровское уширение резонансных линий захвата урана-238 (ну и плутония-240, ну и определённых осколков). Это "работает" и в тепловых реакторах, поэтому любые движения по снижению или повышению энергонапряжённости или выгораний топлива требуют обоснования безопасности в том числе и по части НФХ, в том числе и по обратным связям.
Но опять же, если перейти к количественным расчётам, всё далеко не так уж просто.
И по той же самой причине (далеко не единственной!) гражданскому реактору нужен именно МОКС, а чисто плутониевая зона нежелательна (хотя она по деньгам может стоить столько же или быть даже дешевле, при кратном росте энергоёмкости топлива, пропорционально содержанию плутония).
Serg Ivanov
A.s.> То есть, термические ограничения сильно влияют на минимальный размер сборки и минимально возможную массу делящегося материала. Так мог ли Буривесник летать на 3 кг урана-235 или надо все 10?
Из выступления ВВП известно три вещи:
1. Реактор весьма компактный.
2. Реактор высокотемпературный ~1000 градусов
3. Реактор выходит на полную мощность за секунды.
КМК, топливо плутоний-239 или смесь с оружейным ураном. На быстрых нейтронах. Теплоноситель - жидкий метал, ибо активации воздуха не обнаружено. Т.е. нагрев воздуха идёт через промежуточный теплоноситель.
Что-то на базе критических сборок аварийных:
Т.е. возможна такая конструкция критической сборки которая сама выходит на определённую мощность.
Из выступления ВВП известно три вещи:
1. Реактор весьма компактный.
2. Реактор высокотемпературный ~1000 градусов
3. Реактор выходит на полную мощность за секунды.
КМК, топливо плутоний-239 или смесь с оружейным ураном. На быстрых нейтронах. Теплоноситель - жидкий метал, ибо активации воздуха не обнаружено. Т.е. нагрев воздуха идёт через промежуточный теплоноситель.
Легкоплавкие сплавы — Википедия
Легкоплавкие сплавы — это, как правило, эвтектические металлические сплавы, имеющие низкую температуру плавления, не превышающую температуру плавления олова (231,9 °C). Для получения легкоплавких сплавов используются свинец, висмут, олово, кадмий, таллий, ртуть, индий, галлий и иногда цинк. За нижний предел температуры плавления всех известных легкоплавких сплавов принимается температура плавления амальгамы таллия (−61 °C), за верхний предел взята температура плавления чистого олова. Сплавы щелочных металлов также способны к образованию легкоплавких эвтектик и могут быть отнесены к группе легкоплавких сплавов. // Дальше — web.archive.orgЧто-то на базе критических сборок аварийных:
Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638)
Читать бесплатно Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638) В. Фролов. 13-я страница. Текст этой книги доступен онлайн: утрь кольцевого слоя, окруженного отражателем. Эксперименты проводились в оборудованном мощной защитой боксе, который примыкал к зоне с импульсным реактором «Кукла», дававшим импульсы мгновенных нейтр // itexts.netЗаглушили реакцию через несколько днейРС после импульса делений вышла на стационарную мощность.
Измерения плотности потока нейтронов от аварийной сборки (19.06.97) и проведенные компьютерные расчеты[5] позволили восстановить параметры аварийной вспышки (рис. 57). Асимптотическая мощность сборки была получена равной 480 Вт, она соответствует инциденту, в котором величина введенной на начальном этапе избыточной реактивности равна 7,45 X 10-3, то есть 1,065 βэф. В сборке после кратковременного всплеска мощности на мгновенных нейтронах с энерговыделением -0,12 МДж (4 X 1015 делений) произошел импульс делений на запаздывающих нейтронах длительностью 3–5 мин с энерговыделением 5,7 МДж (2 X 1017 делений). За этим импульсом последовали быстро затухающие осцилляции мощности с периодом -40 мин. Через несколько часов мощность сборки и температура активной зоны и отражателя вышли на асимптотические равновесные уровни. Максимальная температура урана достигала, по оценкам, 865 °C.
СЦР была прекращена около 00:48 ночи 24 июня 1997 г., когда с помощью вакуумного захвата основная часть РС была отделена от нижней оболочки медного отражателя и переставлена на подставку, установленную в зале (рис. 58). Все операции выполнялись дистанционно. Суммарное энерговыделение в РС составило -1019 делений.
Т.е. возможна такая конструкция критической сборки которая сама выходит на определённую мощность.
Это сообщение редактировалось 08.11.2025 в 02:41
Serg Ivanov
A.s.> Сколько урана-235 или плутония заряжено в энергоустановку "Буривесника"?
Я бы не стал исключать и вариант америция-242м:
ОЯТ в РФ много.
Понятно что для мини бомб он не пригоден, ибо эта критмасса - на тепловых нейтронах. Но для мини реакторов - самое перспективное решение.
Я бы не стал исключать и вариант америция-242м:
Несмотря на то что сейчас производство этого изотопа не налажено, организовать его гораздо проще, чем производство полумифического калифорния – в отработанном ядерном топливе америций-241 накапливается сам собой, и его можно выделять достаточно простыми химическими реакциями (и его выделяют, так как он используется, например, в некоторых детекторах дыма).
Если из оксида америция-241 спрессовать таблетки и загрузить их в реактор на быстрых нейтронах, тот же БН-800, то можно быстро накопить достаточное количество америция-242м. Буква в конце названия означает, что это ядерный изомер, находящийся в возбужденном состоянии. Дело в том, что у обычного америция-242, чьи ядра находятся в наинизшем энергетическом состоянии, период полураспада всего 16 ч, а у ядра 242м — целых 140 лет. А зачем он нужен? С замедлителем из гидрида циркония он имеет критическую массу меньше 50 г! Соответственно, реактор на нем будет иметь диаметр (без отражателя) порядка 10 см.
ОЯТ в РФ много.
Существуют ли ракеты с ядерным двигателем: миф или реальность
Мир снова заговорил об атомном оружии и военных ядерных технологиях. Люди опять начинают задумываться, сколько времени летит до нас баллистическая ракета, куда бежать в случае тревоги, как устроены и где расположены бомбоубежища, какие поражающие факторы есть у атомных и термоядерных зарядов, есть ли у нас что-то, чем можно ответить и, в конце концов, можно ли всего этого избежать. «TechInsider» попытается ответить на некоторые из этих вопросов. // www.techinsider.ruАмериций-242. Для разнообразия ядерной войны
Америций, о котором пойдет речь в этой статье Малогабаритным и маломощным ядерным зарядам исторически не повезло. В те благословенные времена, когда ядерные заряды всяких типов активно разрабатывались и испытывались, для них не было подходящего изотопа. В наличии были только плутоний-239 и // topwar.ruВ 1950-х годах заменить уран и плутоний в качестве оружейных изотопов было нечем. Но с тех пор прошло некоторое время и появился хороший кандидат — америций-242. Этот изотоп образуется при распаде плутония-241 (образуется при захвате нейтрона ураном-238), и содержится в отходах переработки плутония и отработанном ядерном топливе (ОЯТ). Через 26 лет весь плутоний-241 распадется на америций-241, период полураспада которого значительно больший — 432,2 года. Таким образом, ОЯТ, выгруженное из реакторов и положенное в хранилище в конце 1980-х — начале 1990-х годов, уже должно содержать в себе значительное количество америция-241. Выделение его, насколько можно судить, не представляет особых трудностей.Если ам-241 облучить нейтронами, то получится еще более замечательный изотоп америций-242м. Поскольку в Обнинске проектировали реактор на америции-242, предназначенный для получения нейтронного излучения в медицинских целях, то были приведены некоторые данные о его получении. 1 грамм ам-242м образуется при облучении 100 граммов ам-241 (его получали на ныне демонтированном реакторе БН-350 в Шевченко, в Казахстане), и для получения этого количества достаточно переработать 200 кг выдержанного ОЯТ. Этого добра у нас порядочно: около 20 тысяч тонн ОЯТ и ежегодное производство еще около 200 тонн. Накопленного ОЯТ достаточно для производства порядка 1000 кг ам-242м.
RU2261493C1 - Способ наработки ядер америция-242m в отражателе быстрого реактора и облучательное устройство для наработки ядер америция-242m - Google Patents
Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ наработки ядер америция-242m в отражателе быстрого реактора включает размещение вещества, содержащего ядра америция-241, в отражателе и его облучение нейтронами. Спектр нейтронов формируют последовательным пропусканием нейтронов через замедлитель нейтронов и фильтр нейтронов, изготовленный из вещества, поглощающего тепловые нейтроны. При этом в качестве замедлителя нейтронов используют окись бериллия, или карбид бора, обогащенный по изотопу бор-11, или гидриды металлов, а в качестве веществ, поглощающих тепловые нейтроны, используют гадолиний или кадмий. Облучательное устройство для наработки ядер америция-242m в отражателе быстрого реактора включает, по крайней мере, одну облучательную сборку, снабженную замедлителем нейтронов с, по крайней мере, одним каналом для протока теплоносителя с размещенным внутри него контейнером с мишенью из стартового материала. В канале для протока теплоносителя контейнер с мишенью из стартового материала помещен в фильтр, выполненный из поглощающего тепловые нейтроны материала, причем в качестве стартового материала использован материал, содержащий ядра америция-241. Преимущества изобретения заключаются в повышении эффективности наработки ядер америция-242m. 2 н. и 14 з.п. ф-лы, 5 ил. // patents.google.comПонятно что для мини бомб он не пригоден, ибо эта критмасса - на тепловых нейтронах. Но для мини реакторов - самое перспективное решение.
Это сообщение редактировалось 09.11.2025 в 21:05
A.s.> Давайте посчитаем. Крылатая ракета "Буривесник" на испытаниях пролетала 15 часов. При этом энергоустановка мегаваттного класса. Это 1-2 Мегаватта тепловая мощность. Калорийность урана 16,7 кт/кг. Значит сгорело..
A.s.> 15*3600*2000000/16,7/4,19E+12=0,00155 кг урана. 1,55 грамма. Пусть 2 грамма. То есть на весь полёт потребовалось всего пара грамм топлива. Это - бесспорный физический факт.
И если делящееся америций-242м с замедлителем из гидрида циркония - он имеет критическую массу меньше 50 г, то объясняются многие странности этого проекта.
И кратковременность работы реактора. И его компактность. И кажущееся пренебрежение радиационной безопасностью - 50 г делящихся отнюдь не "летающий Чернобыль". И инцидент в Неноксе без противоречия с официальным заявлением.
Америций-242м вполне себе радиоизотоп, а реактор вполне источник питания. Никто не соврал.
A.s.> 15*3600*2000000/16,7/4,19E+12=0,00155 кг урана. 1,55 грамма. Пусть 2 грамма. То есть на весь полёт потребовалось всего пара грамм топлива. Это - бесспорный физический факт.
И если делящееся америций-242м с замедлителем из гидрида циркония - он имеет критическую массу меньше 50 г, то объясняются многие странности этого проекта.
И кратковременность работы реактора. И его компактность. И кажущееся пренебрежение радиационной безопасностью - 50 г делящихся отнюдь не "летающий Чернобыль". И инцидент в Неноксе без противоречия с официальным заявлением.
По сообщению Министерства обороны РФ, причиной инцидента явился взрыв жидкостного ракетного двигателя. Позже государственная корпорация «Росатом» сообщила, что в двигателе использовался радиоизотопный источник питания. В СМИ публиковались предположения, что взрыв был связан с испытаниями крылатой ракеты «Буревестник» с ядерным двигателем или баллистической ракеты «Скиф»[6]. Кроме того, появилась гипотеза, что при взрыве был повреждён малогабаритный ядерный реактор, а не радиоизотопный источник питания.
Америций-242м вполне себе радиоизотоп, а реактор вполне источник питания. Никто не соврал.
Возможная конструкция реактора на Am-242m
Компактная решётка из тонких плоских ТВЭЛов омываемых жидким металлом, передающим тепло воздуху в теплообменнике ТРД гораздо большей площади. Теплоёмкость воздуха слишком мала для эффективного охлаждения компактного высокотемпературного реактора напрямую при приемлемом давлении. И никакой сильной активации воздуха как в реакторе "Плутона" нет. Воздух через реактор не проходит.
Чтобы решить проблему лёгкого ядерного реактора, Ронен изучил один из элементов конструкции реактора — само ядерное топливо. Он обнаружил, что из всех известных расщепляющихся материалов Am-242m является лидером: для достижения критического состояния ему требуется всего 1 % массы (или веса) урана или плутония. В недавнем исследовании рассматривались различные теоретические конструкции для размещения металлического Am-242m и управляющих материалов в космических реакторах. Он установил, что это топливо действительно может поддерживать деление в виде тонких плёнок, выделяющих высокоэнергетические продукты деления.
Компактная решётка из тонких плоских ТВЭЛов омываемых жидким металлом, передающим тепло воздуху в теплообменнике ТРД гораздо большей площади. Теплоёмкость воздуха слишком мала для эффективного охлаждения компактного высокотемпературного реактора напрямую при приемлемом давлении. И никакой сильной активации воздуха как в реакторе "Плутона" нет. Воздух через реактор не проходит.
Это сообщение редактировалось 09.11.2025 в 23:07
S.I.> Т.е. возможна такая конструкция критической сборки которая сама выходит на определённую мощность.
Да, собссно, сборки ЯРД так и проектировались: машины слишком экстремальные, с кучей быстрых процессов, полная зависимость от механического регулирования реактивности была бы опасной.
Америций тут не нужен (хотя у него зависимость от температуры просто огромная), так или иначе на медленных нейтронах сечения деления больше у многих делящихся изотопов. Даже у уран-238 лучше делится медленными, чем быстрыми (вплоть до порога в несколько МэВ), просто у него сечения захвата медленных - ещё больше.
Да, собссно, сборки ЯРД так и проектировались: машины слишком экстремальные, с кучей быстрых процессов, полная зависимость от механического регулирования реактивности была бы опасной.
Америций тут не нужен (хотя у него зависимость от температуры просто огромная), так или иначе на медленных нейтронах сечения деления больше у многих делящихся изотопов. Даже у уран-238 лучше делится медленными, чем быстрыми (вплоть до порога в несколько МэВ), просто у него сечения захвата медленных - ещё больше.
U235
S.I.> Понятно что для мини бомб он не пригоден, ибо эта критмасса - на тепловых нейтронах. Но для мини реакторов - самое перспективное решение.
Для мини реакторов тогда уж проще реакторный плутоний взять из ОЯТ, которого у нас полно. Намного дешевле, чем с наработкой америция 242 возиться, и критическая масса уже вполне пригодная для компактов.
Для мини реакторов тогда уж проще реакторный плутоний взять из ОЯТ, которого у нас полно. Намного дешевле, чем с наработкой америция 242 возиться, и критическая масса уже вполне пригодная для компактов.
Для ЯСУ лучше всего классический уран.
Вот такое из токсичного плутония не сделать
И уж тем более экзотический америций нафиг не сдался.
Во времена Tory II такого попросту не существовало.
Вот такое из токсичного плутония не сделать
133 урановые нити — НПО «Луч» создало инновационное топливо
НПО «Луч» создало инновационное металлическое топливо для исследовательского реактора ИВГ.1М (на фото). Теперь по его образу и подобию ученые разрабатывают твэлы для энергетических реакторов — с повышенной теплопроводностью и энергоемкостью. Реактор ИВГ.1М расположен в Казахстане, близ города Курчатова, на бывшем Семипалатинском ядерном полигоне. У установки космическое прошлое: ИВГ.1 был построен в рамках программы по созданию // strana-rosatom.ruИ уж тем более экзотический америций нафиг не сдался.
Во времена Tory II такого попросту не существовало.
S.I.>Возможная конструкция реактора на Am-242m
...
A.s.> Ну и еще. Все постоянно говорят о реакторе на быстрых нейтронах (отсутствие замедлителя резко увеличивает минимум массы делящегося материала). В ЯРД, в летавших в космос энергоустановках, как я понял везде использовались быстронейтронные сборки без замедлителя. Но ясно что в такой реактор меньше 13 кг загрузить никак не получится (52 кг голой сферы делим на 4 - эффект хорошего отражателя, но это без учёта пространства для тепловых каналов). А вообще, так и получается, что такому реактору нужно 20-30 кг урана, как минимум, только для достижения критичности.
A.s.> Зачем тут вообще быстрые нейтроны? Может кто объяснить? Я понимаю реактор на быстрых нейтронах для размножения плутония. Но здесь (аэро и космические энергоустановки) какой смысл в использовании именно быстрых нейтронов вместо медленных (или промежуточных)?
А, пропустил...
Тут нужно начинать с конца: дело в том, что мощность ядерного реактора ограничена только теплоотводом. Поэтому нет смысла вкладывать все силы в уменьшение критмассы мощного реактора ниже некоторого предела, если только это не одноразовая бомба: всё равно придётся запихивать неделящиеся инертные конструкционные материалы, чтобы обеспечить площадь теплообмена при приемлимой прочности теплообменника. Тут нет экономии, или это экономия "на спичках".
По той же причине нет смысла в конкретном применении делать зону из чистого Am-242m: ну да, 50 грамм ДМ, а потом эти 50г ДМ придётся размазать по 100кг стали, чтобы просто иметь возможность снять мощность с большой площади и прокачать теплоноситель мимо этой площади не порвав получившуюся фольгу из топлива. Смысла не очень много, а денег и возни - люто-бешено. (Ещё замечу, что 50г на 1500К для Ам-242м и не получится, там сечения уже заметно больше, так что речь пойдёт уже о сотнях грамм-килограммах).
Плотность плутония порядка 20кг на литр, поэтому набрать критмассу плутонием даже на быстрых нейтронах - не вопрос.
То есть, масса топлива - не проблема.
А вот при переходе на тепловые нейтроны масса и объём замедлителя с его малой плотностью, состоящего из лёгких ядер по определению, - проблемой может быть. И это "бесполезная", почти-инертная масса, которая почти не генерирует тепло, она просто "путается" в активной зоне и занимает полезное место теплообменных поверхностей и теплоносителя.
Тем более, что выигрыш от тепловых нейтронов в критмассе, если убрать из зоны поглотители быстрых нейтронов навроде урана-238 не так уж и велик - всего лишь разы. Втыкаем замедлитель - увеличиваем зону, разносим топливо... и получаем необходимость добавить ещё топлива для достижения критичности просто чтобы компенсировать изменение геометрии. Нет, выигрыш всё равно будет в разы, но он даже меньше, чем кажется исходя из чистых соотношений сечений для тепловых нейтронов (при данной температуре - это важно, 600К ВВЭР для сечений деления - не то же самое, что 2000К ЯРД).
...
A.s.> Ну и еще. Все постоянно говорят о реакторе на быстрых нейтронах (отсутствие замедлителя резко увеличивает минимум массы делящегося материала). В ЯРД, в летавших в космос энергоустановках, как я понял везде использовались быстронейтронные сборки без замедлителя. Но ясно что в такой реактор меньше 13 кг загрузить никак не получится (52 кг голой сферы делим на 4 - эффект хорошего отражателя, но это без учёта пространства для тепловых каналов). А вообще, так и получается, что такому реактору нужно 20-30 кг урана, как минимум, только для достижения критичности.
A.s.> Зачем тут вообще быстрые нейтроны? Может кто объяснить? Я понимаю реактор на быстрых нейтронах для размножения плутония. Но здесь (аэро и космические энергоустановки) какой смысл в использовании именно быстрых нейтронов вместо медленных (или промежуточных)?
А, пропустил...
Тут нужно начинать с конца: дело в том, что мощность ядерного реактора ограничена только теплоотводом. Поэтому нет смысла вкладывать все силы в уменьшение критмассы мощного реактора ниже некоторого предела, если только это не одноразовая бомба: всё равно придётся запихивать неделящиеся инертные конструкционные материалы, чтобы обеспечить площадь теплообмена при приемлимой прочности теплообменника. Тут нет экономии, или это экономия "на спичках".
По той же причине нет смысла в конкретном применении делать зону из чистого Am-242m: ну да, 50 грамм ДМ, а потом эти 50г ДМ придётся размазать по 100кг стали, чтобы просто иметь возможность снять мощность с большой площади и прокачать теплоноситель мимо этой площади не порвав получившуюся фольгу из топлива. Смысла не очень много, а денег и возни - люто-бешено. (Ещё замечу, что 50г на 1500К для Ам-242м и не получится, там сечения уже заметно больше, так что речь пойдёт уже о сотнях грамм-килограммах).
Плотность плутония порядка 20кг на литр, поэтому набрать критмассу плутонием даже на быстрых нейтронах - не вопрос.
То есть, масса топлива - не проблема.
А вот при переходе на тепловые нейтроны масса и объём замедлителя с его малой плотностью, состоящего из лёгких ядер по определению, - проблемой может быть. И это "бесполезная", почти-инертная масса, которая почти не генерирует тепло, она просто "путается" в активной зоне и занимает полезное место теплообменных поверхностей и теплоносителя.
Тем более, что выигрыш от тепловых нейтронов в критмассе, если убрать из зоны поглотители быстрых нейтронов навроде урана-238 не так уж и велик - всего лишь разы. Втыкаем замедлитель - увеличиваем зону, разносим топливо... и получаем необходимость добавить ещё топлива для достижения критичности просто чтобы компенсировать изменение геометрии. Нет, выигрыш всё равно будет в разы, но он даже меньше, чем кажется исходя из чистых соотношений сечений для тепловых нейтронов (при данной температуре - это важно, 600К ВВЭР для сечений деления - не то же самое, что 2000К ЯРД).
Татарин> Тут нужно начинать с конца: дело в том, что мощность ядерного реактора ограничена только теплоотводом. Поэтому нет смысла вкладывать все силы в уменьшение критмассы мощного реактора ниже некоторого предела, если только это не одноразовая бомба: всё равно придётся запихивать неделящиеся инертные конструкционные материалы, чтобы обеспечить площадь теплообмена при приемлимой прочности теплообменника. Тут нет экономии, или это экономия "на спичках".
В случае "Буривесника" мы то как раз имеем одноразовую бомбу и смысл экономить на критмассе там, где выгорит не более 10-20 грамм топлива есть, наверное.
Про ограничение по теплосъёму... А можно сформулировать это ограничение явно и в конкретных параметрах, например, максимально возможное энерговыделение на метр кубический. И почему?
Как я понял, поэтому газоохлаждаемые ректоры оказываются тяжелей и больше чем охлаждаемые металлом? Для теплообмена нужна большая поверхность?
Еще мысль. А что если ЗАМЕДЛИТЕЛЬ совмещён с ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ? Ну тот же литий. Он же имеет малое Z, отличный замедлитель. И он же - отводит тепло. Убиваем двух зайцев. Объём занятый теплоносителем - за одно и замедлитель. Цепной процесс поддерживается только до тех пор, пока течёт теплоноситель. Нет теплоносителя (вытек весь) цепной процесс заглох. Хотя как отводить 1% остаточного тепла? Но в маломощных реакторах (2 МВт это не бог весть какая мощность) это не проблема, вроде...
Я это к тому, что всё-таки заряжать в двигатель "Буривесника" 20 кг 235-го - расточительно как-то. Я бы решил, что 1-2 кг - идеальная ситуация. Но на быстрых нейтронах такое ну никак не получится.
И именно что раскатать топливо "в фольгу" (хорошая аналогия). Тогда можно мгновенно (как хвастался Путин) запускать такой двигатель. Насколько я понимаю, причина почему реакторы запускаются долго (обычно 1% мощности в минуту - норма, 3% мощности в минуту - очень круто) что бы тепловыделяющие элементы при резком старте тепловыделения "не потрескались". Успели прогреться. Если топливо будет сделано в виде "фольги", которую обтекает замедлитель-теплоноситель, то старт такого реактора действительно будет очень быстрым.
В случае "Буривесника" мы то как раз имеем одноразовую бомбу и смысл экономить на критмассе там, где выгорит не более 10-20 грамм топлива есть, наверное.
Про ограничение по теплосъёму... А можно сформулировать это ограничение явно и в конкретных параметрах, например, максимально возможное энерговыделение на метр кубический. И почему?
Как я понял, поэтому газоохлаждаемые ректоры оказываются тяжелей и больше чем охлаждаемые металлом? Для теплообмена нужна большая поверхность?
Еще мысль. А что если ЗАМЕДЛИТЕЛЬ совмещён с ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ? Ну тот же литий. Он же имеет малое Z, отличный замедлитель. И он же - отводит тепло. Убиваем двух зайцев. Объём занятый теплоносителем - за одно и замедлитель. Цепной процесс поддерживается только до тех пор, пока течёт теплоноситель. Нет теплоносителя (вытек весь) цепной процесс заглох. Хотя как отводить 1% остаточного тепла? Но в маломощных реакторах (2 МВт это не бог весть какая мощность) это не проблема, вроде...
Я это к тому, что всё-таки заряжать в двигатель "Буривесника" 20 кг 235-го - расточительно как-то. Я бы решил, что 1-2 кг - идеальная ситуация. Но на быстрых нейтронах такое ну никак не получится.
И именно что раскатать топливо "в фольгу" (хорошая аналогия). Тогда можно мгновенно (как хвастался Путин) запускать такой двигатель. Насколько я понимаю, причина почему реакторы запускаются долго (обычно 1% мощности в минуту - норма, 3% мощности в минуту - очень круто) что бы тепловыделяющие элементы при резком старте тепловыделения "не потрескались". Успели прогреться. Если топливо будет сделано в виде "фольги", которую обтекает замедлитель-теплоноситель, то старт такого реактора действительно будет очень быстрым.
Это сообщение редактировалось 10.11.2025 в 21:33
S.I.> Возможная конструкция реактора на Am-242m
S.I.> Компактная решётка из тонких плоских ТВЭЛов омываемых жидким металлом, передающим тепло воздуху в теплообменнике ТРД гораздо большей площади. Теплоёмкость воздуха слишком мала для эффективного охлаждения компактного высокотемпературного реактора напрямую при приемлемом давлении. И никакой сильной активации воздуха как в реакторе "Плутона" нет. Воздух через реактор не проходит.
S.I.>
Я не думаю что надо возиться с Америцием. Но общая идея - совершенно верная. Эта схем ближе всего, видимо к тому что установлено на Буривеснике. Теплоноситель и он же замедлитель - литий. Почему нет?
Китайцы недавно тиснули статью, они выбрали литий как лучший теплоноситель для охлаждения своего космического реактора-энергоустановки.
Одна поправка в схему выше. ТРД тут ДВУХКОНТУРНЫЙ. И воздушно-металлический теплообменник надо делать распараллеленым. Один помещён как на рисунке, другой теплообменник, "паразитный" просто охлаждается потоком второго контура. Распределяя потоки теплоносителя (для чего такая схема еще и ценна) на теплообменники вы будете легко регулировать тягу и мощность двухконтурного двигателя не меня мощность реактора. На подводных лодках делают именно так. Тут есть смысл сделать так же.
S.I.> Компактная решётка из тонких плоских ТВЭЛов омываемых жидким металлом, передающим тепло воздуху в теплообменнике ТРД гораздо большей площади. Теплоёмкость воздуха слишком мала для эффективного охлаждения компактного высокотемпературного реактора напрямую при приемлемом давлении. И никакой сильной активации воздуха как в реакторе "Плутона" нет. Воздух через реактор не проходит.
S.I.>
Я не думаю что надо возиться с Америцием. Но общая идея - совершенно верная. Эта схем ближе всего, видимо к тому что установлено на Буривеснике. Теплоноситель и он же замедлитель - литий. Почему нет?
Китайцы недавно тиснули статью, они выбрали литий как лучший теплоноситель для охлаждения своего космического реактора-энергоустановки.
Design and R&D of megawatt lithium-cooled space nuclear reactor
Space nuclear reactor power, with the advantages of high energy density, high output power, long duration, and minimal influence from the external environment, is the preferred route for energy supply for future high-power long-life space missions and deep space exploration missions. Based on the developmental requirements and characteristics of different design options for megawatt-class space nuclear reactors, a technical scheme for a megawatt-class small lithium-cooled space reactor is designed. This scheme uses a lithium-cooled reactor coupled with a Brayton power conversion system that is lightweight and durable. The key technologies involved in the design are reviewed. Developmental progress of technical analysis and demonstration, verification prototype systems, and experimental platforms is presented. Suggestions and comments for developing high-power space nuclear power in China in the future are presented. // www.sciengine.comОдна поправка в схему выше. ТРД тут ДВУХКОНТУРНЫЙ. И воздушно-металлический теплообменник надо делать распараллеленым. Один помещён как на рисунке, другой теплообменник, "паразитный" просто охлаждается потоком второго контура. Распределяя потоки теплоносителя (для чего такая схема еще и ценна) на теплообменники вы будете легко регулировать тягу и мощность двухконтурного двигателя не меня мощность реактора. На подводных лодках делают именно так. Тут есть смысл сделать так же.
A.s.> Я не думаю что надо возиться с Америцием. Но общая идея - совершенно верная. Эта схем ближе всего, видимо к тому что установлено на Буривеснике. Теплоноситель и он же замедлитель - литий. Почему нет?
Сплав не должен твердеть до военных стандартов -50С. Такие есть. Я выше давал ссылку.
С ИЗОМЕРОМ америция всё равно будут возиться. Слишком много преимуществ он даёт. Ну и его производство хорошо вписывается в переработку ОЯТ в реакторах на быстрых нейтронах. Что в РФ активно планируется.
Вписать реактор в габариты Х-101 как обещал ВВП иначе не получится.
Ну и есть тактическое преимущество - КР Буревестник можно будет применить в конвенциональном снаряжении при неограниченной дальности действия. Несколько десятков грамм радиоактивных материалов распылённых взрывом ~1000 кг химического ВВ никак нельзя считать применением ЯО.
Сплав не должен твердеть до военных стандартов -50С. Такие есть. Я выше давал ссылку.
Легкоплавкие сплавы — Википедия
Легкоплавкие сплавы — это, как правило, эвтектические металлические сплавы, имеющие низкую температуру плавления, не превышающую температуру плавления олова (231,9 °C). Для получения легкоплавких сплавов используются свинец, висмут, олово, кадмий, таллий, ртуть, индий, галлий и иногда цинк. За нижний предел температуры плавления всех известных легкоплавких сплавов принимается температура плавления амальгамы таллия (−61 °C), за верхний предел взята температура плавления чистого олова. Сплавы щелочных металлов также способны к образованию легкоплавких эвтектик и могут быть отнесены к группе легкоплавких сплавов. // Дальше — web.archive.orgС ИЗОМЕРОМ америция всё равно будут возиться. Слишком много преимуществ он даёт. Ну и его производство хорошо вписывается в переработку ОЯТ в реакторах на быстрых нейтронах. Что в РФ активно планируется.
Вписать реактор в габариты Х-101 как обещал ВВП иначе не получится.
Ну и есть тактическое преимущество - КР Буревестник можно будет применить в конвенциональном снаряжении при неограниченной дальности действия. Несколько десятков грамм радиоактивных материалов распылённых взрывом ~1000 кг химического ВВ никак нельзя считать применением ЯО.
Это сообщение редактировалось 10.11.2025 в 23:51
A.s.> Как я понял, поэтому газоохлаждаемые ректоры оказываются тяжелей и больше чем охлаждаемые металлом? Для теплообмена нужна большая поверхность?
Теплоёмкость газа сравняется с теплоёмкостью металла только при высоком давлении газа в соответственно тяжёлом корпусе реактора.
A.s.> И именно что раскатать топливо "в фольгу" (хорошая аналогия). Тогда можно мгновенно (как хвастался Путин) запускать такой двигатель.
Раскатать в фольгу при сохранении критической массы в реакторе можно только Am-242m. Выше давал ссылку на израильские исследования по космическим двигателям. Они в плёнку раскатывают с выходом продуктов деления космос для создания непосредственно ими тяги.
В принципе в таком случае продукты деления могут нагреть теплоноситель до температуры выше чем само делящееся вещество.
«Тем не менее я уверен, что америций-242m в конечном счёте будет использоваться для космических полётов, поскольку это единственный проверенный материал, продукты распада которого можно использовать для создания высокоскоростных двигателей. Действительно, Карло Руббиа также признал, что это наиболее вероятное топливо, которое доставит нас на Марс и обратно. Я думаю, что мы уже достаточно продвинулись, чтобы заинтересовать международные космические программы и побудить их обратить более пристальное внимание на космические аппараты на основе америция».
АННОТАЦИЯ: Год: 2004
Проведены расчетные исследования в обоснование наработки 242mAm из мишени 241Am в реакторе БН-600. На реакторе БН-600 накоплен опыт работы со специальными облучательными устройствами для наработки изотопов (таких как 60Co, 37Ar). В данных исследованиях рассматривались устройства с различными замедлителями - ZrH 2, Be, 11B 4C, и с различными фильтрами - Cd, Gd, 155Gd, 157Gd. Показано, что использование специально сконструированных облучательных устройств позволяет увеличить содержание 242m Am в облученном образце до 14% при длительности облучения не более двух лет.
Теплоёмкость газа сравняется с теплоёмкостью металла только при высоком давлении газа в соответственно тяжёлом корпусе реактора.
A.s.> И именно что раскатать топливо "в фольгу" (хорошая аналогия). Тогда можно мгновенно (как хвастался Путин) запускать такой двигатель.
Раскатать в фольгу при сохранении критической массы в реакторе можно только Am-242m. Выше давал ссылку на израильские исследования по космическим двигателям. Они в плёнку раскатывают с выходом продуктов деления космос для создания непосредственно ими тяги.
Extremely Efficient Nuclear Fuel Could Take Man To Mars In Just Two Weeks
Scientists at Ben-Gurion University of the Negev have shown that an unusual nuclear fuel could speed space vehicles from Earth to Mars in as little as two weeks. Standard chemical propulsion used in existing spacecraft currently takes from between eight to ten months to make the same trip. // translated.turbopages.orgВ своей статье исследователи демонстрируют, что довольно редкий ядерный материал — америций-242m (Am-242m) — может поддерживать устойчивое ядерное деление в виде чрезвычайно тонкой металлической плёнки толщиной менее одной тысячной миллиметра. В таком виде чрезвычайно высокоэнергетические и высокотемпературные продукты деления могут выходить за пределы топливных элементов и использоваться для движения в космосе. Получение осколков деления невозможно с использованием более известных видов ядерного топлива — урана-235 и плутония-239: для них требуются большие топливные стержни, которые поглощают продукты деления.
В принципе в таком случае продукты деления могут нагреть теплоноситель до температуры выше чем само делящееся вещество.
В недавнем исследовании рассматривались различные теоретические конструкции для размещения металлического Am-242m и управляющих материалов в космических реакторах. Он установил, что это топливо действительно может поддерживать деление в виде тонких плёнок, выделяющих высокоэнергетические продукты деления. Более того, он показал, как эти продукты деления можно использовать в качестве топлива, для нагрева газа, используемого в качестве топлива, или для питания специального генератора, вырабатывающего электричество.
«Тем не менее я уверен, что америций-242m в конечном счёте будет использоваться для космических полётов, поскольку это единственный проверенный материал, продукты распада которого можно использовать для создания высокоскоростных двигателей. Действительно, Карло Руббиа также признал, что это наиболее вероятное топливо, которое доставит нас на Марс и обратно. Я думаю, что мы уже достаточно продвинулись, чтобы заинтересовать международные космические программы и побудить их обратить более пристальное внимание на космические аппараты на основе америция».
Зависимость минимальной критической массы 242mAm от его содержания в смеси 242mAm и 241Am (критическая масса рассчитана для AmO2 + H2O в сферической геометрии с водяным отражателем):
Содержание 242mAm, % = Критическая масса 242mAm, г
100% = 17г
20% = 40г
10% = 160г
8% = 420г
6,25% > 2000г
О возможностях наработки 242mAm в специальных облучательных устройствах реактора БН-600
Кочетков А.Л., Казанский Ю.А., Левченко В.А., Матвеенко И.П. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2004 // www.elibrary.ruАННОТАЦИЯ: Год: 2004
Проведены расчетные исследования в обоснование наработки 242mAm из мишени 241Am в реакторе БН-600. На реакторе БН-600 накоплен опыт работы со специальными облучательными устройствами для наработки изотопов (таких как 60Co, 37Ar). В данных исследованиях рассматривались устройства с различными замедлителями - ZrH 2, Be, 11B 4C, и с различными фильтрами - Cd, Gd, 155Gd, 157Gd. Показано, что использование специально сконструированных облучательных устройств позволяет увеличить содержание 242m Am в облученном образце до 14% при длительности облучения не более двух лет.
Это сообщение редактировалось 11.11.2025 в 00:37
Татарин
Татарин>> Тут нужно начинать с конца: дело в том, что мощность ядерного реактора ограничена только теплоотводом.
A.s.> В случае "Буривесника" мы то как раз имеем одноразовую бомбу и смысл экономить на критмассе там, где выгорит не более 10-20 грамм топлива есть, наверное.
Ещё раз: мощность ядерного реактора ограничена только теплоотводом
Бомба такая мощная, потому что ей не нужно никуда отводить тепло, как разогрелась - так и хорошо. То, что она в процессе испарилась за первые микросекунды - так и нормально.
Реактор должен что-то нагреть и сохранить свою структурную целостность.
A.s.> Про ограничение по теплосъёму... А можно сформулировать это ограничение явно и в конкретных параметрах, например, максимально возможное энерговыделение на метр кубический. И почему?
Ограничение очень простое: он должен быть цел и выполнять свою функцию. Потенциально "энерговыделение на метр кубический" ядерное топливо не ограничивает, ограничения реактора - то, на что способен конструктор с данными материалами.
A.s.> Как я понял, поэтому газоохлаждаемые ректоры оказываются тяжелей и больше чем охлаждаемые металлом? Для теплообмена нужна большая поверхность?
Именно так. При этом для гражданских существует ещё одно неявное ограничение минимизации (при возможности) поверхности теплообмена, потому что она же и первый (а часто ещё и второй-третий) барьер на пути выхода радиоактивных материалов (нулевой - матрица топливного материала, если она есть). Чем меньше граница, тем меньше через неё лезет всякого неудержимого (типа благородных газов и трития) и меньше шанс, что полезет всякое, что ещё можно удержать (типа йода-цезия).
A.s.> Еще мысль. А что если ЗАМЕДЛИТЕЛЬ совмещён с ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ? Ну тот же литий. Он же имеет малое Z, отличный замедлитель. И он же - отводит тепло. Убиваем двух зайцев. Объём занятый теплоносителем - за одно и замедлитель.
Да. Так и сделано в водо-водяных реакторах, и поэтому они настолько любимы - за эффективность и энергонапряжённость зоны, а следовательно - компактность, дешевизну и т.п..
Литий нужен почти идеально изотопно-чистый литий-7, малейшая примесь лития-6 (мощного поглотителя) всё убьёт. Это дорого. Принципиально возможно, но дорого. Для гражданских это вообще категорически неприемлимо из-за сверхмощной наработки трития, который лезет через все поверхности в окружающую среду, удержать его очень сложно.
A.s.> Я это к тому, что всё-таки заряжать в двигатель "Буривесника" 20 кг 235-го - расточительно как-то. Я бы решил, что 1-2 кг - идеальная ситуация. Но на быстрых нейтронах такое ну никак не получится.
А зачем 1-2? Почему не 6-10, например? Почему не 15? не 0.5?
A.s.> Насколько я понимаю, причина почему реакторы запускаются долго (обычно 1% мощности в минуту - норма, 3% мощности в минуту - очень круто) что бы тепловыделяющие элементы при резком старте тепловыделения "не потрескались".
Это тоже, но все гражданские реакторы ещё ограничены бетой. Рост реактивности ограничен количеством запаздывающих нейтронов, и ни при каких условиях гражданская энергетическая машина не может пересечь эту границу. Да, исследовательские пересекают - TRIGA, например, принципиально может выдать разгон с нуля до 10000% мощности, там предусмотрено, что она стопорится с разогревом топлива. Есть исследовательские импульсные реакторы. Но это всё совершенно экстремальные развлечения.
Разгон на мгновенных невозможно контролировать механикой.
Для урана-235 доля запаздывающих нейтронов порядка 0.64%, для плутония-239 в три с небольшим раза меньше. Вот ровно на эту долю (это в пределе, а реально - ещё и меньше, сильно меньше) и можно безопасно увеличивать количество нейтронов в системе с постоянной времени, определяемой скоростью реакции регулирующих систем (среднее время запаздывания порядка десятков секунд, регулирующие системы обычно быстрее).
Существует такая вещь как оперативный запас реактивности, и его пересекать нельзя, иначе - Чернобыль.
Где так и получилось, что вывели систему за порог, компенсируя поглощение в зоне набитой поглощающими осколками, а когда осколки выгорели - оказалось, что реактивности теперь овердофига, и отреагировать уже не успели.
A.s.> В случае "Буривесника" мы то как раз имеем одноразовую бомбу и смысл экономить на критмассе там, где выгорит не более 10-20 грамм топлива есть, наверное.
Ещё раз: мощность ядерного реактора ограничена только теплоотводом
Бомба такая мощная, потому что ей не нужно никуда отводить тепло, как разогрелась - так и хорошо. То, что она в процессе испарилась за первые микросекунды - так и нормально.
Реактор должен что-то нагреть и сохранить свою структурную целостность.
A.s.> Про ограничение по теплосъёму... А можно сформулировать это ограничение явно и в конкретных параметрах, например, максимально возможное энерговыделение на метр кубический. И почему?
Ограничение очень простое: он должен быть цел и выполнять свою функцию. Потенциально "энерговыделение на метр кубический" ядерное топливо не ограничивает, ограничения реактора - то, на что способен конструктор с данными материалами.
A.s.> Как я понял, поэтому газоохлаждаемые ректоры оказываются тяжелей и больше чем охлаждаемые металлом? Для теплообмена нужна большая поверхность?
Именно так. При этом для гражданских существует ещё одно неявное ограничение минимизации (при возможности) поверхности теплообмена, потому что она же и первый (а часто ещё и второй-третий) барьер на пути выхода радиоактивных материалов (нулевой - матрица топливного материала, если она есть). Чем меньше граница, тем меньше через неё лезет всякого неудержимого (типа благородных газов и трития) и меньше шанс, что полезет всякое, что ещё можно удержать (типа йода-цезия).
A.s.> Еще мысль. А что если ЗАМЕДЛИТЕЛЬ совмещён с ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ? Ну тот же литий. Он же имеет малое Z, отличный замедлитель. И он же - отводит тепло. Убиваем двух зайцев. Объём занятый теплоносителем - за одно и замедлитель.
Да. Так и сделано в водо-водяных реакторах, и поэтому они настолько любимы - за эффективность и энергонапряжённость зоны, а следовательно - компактность, дешевизну и т.п..
Литий нужен почти идеально изотопно-чистый литий-7, малейшая примесь лития-6 (мощного поглотителя) всё убьёт. Это дорого. Принципиально возможно, но дорого. Для гражданских это вообще категорически неприемлимо из-за сверхмощной наработки трития, который лезет через все поверхности в окружающую среду, удержать его очень сложно.
A.s.> Я это к тому, что всё-таки заряжать в двигатель "Буривесника" 20 кг 235-го - расточительно как-то. Я бы решил, что 1-2 кг - идеальная ситуация. Но на быстрых нейтронах такое ну никак не получится.
А зачем 1-2? Почему не 6-10, например? Почему не 15? не 0.5?
A.s.> Насколько я понимаю, причина почему реакторы запускаются долго (обычно 1% мощности в минуту - норма, 3% мощности в минуту - очень круто) что бы тепловыделяющие элементы при резком старте тепловыделения "не потрескались".
Это тоже, но все гражданские реакторы ещё ограничены бетой. Рост реактивности ограничен количеством запаздывающих нейтронов, и ни при каких условиях гражданская энергетическая машина не может пересечь эту границу. Да, исследовательские пересекают - TRIGA, например, принципиально может выдать разгон с нуля до 10000% мощности, там предусмотрено, что она стопорится с разогревом топлива. Есть исследовательские импульсные реакторы. Но это всё совершенно экстремальные развлечения.
Разгон на мгновенных невозможно контролировать механикой.
Для урана-235 доля запаздывающих нейтронов порядка 0.64%, для плутония-239 в три с небольшим раза меньше. Вот ровно на эту долю (это в пределе, а реально - ещё и меньше, сильно меньше) и можно безопасно увеличивать количество нейтронов в системе с постоянной времени, определяемой скоростью реакции регулирующих систем (среднее время запаздывания порядка десятков секунд, регулирующие системы обычно быстрее).
Существует такая вещь как оперативный запас реактивности, и его пересекать нельзя, иначе - Чернобыль.
Где так и получилось, что вывели систему за порог, компенсируя поглощение в зоне набитой поглощающими осколками, а когда осколки выгорели - оказалось, что реактивности теперь овердофига, и отреагировать уже не успели.
Это сообщение редактировалось 11.11.2025 в 00:37
S.I.> Вписать реактор в габариты Х-101 как обещал ВВП иначе не получится.
Почему "не получится"-то?
Представь себе кубик 10х10х10см. Это - 20 кило плутония.
Вот, например, в 30мм снаряд без америция не вписаться. Но оно надо?
Почему "не получится"-то?
Представь себе кубик 10х10х10см. Это - 20 кило плутония.
Вот, например, в 30мм снаряд без америция не вписаться. Но оно надо?
S.I.>> Вписать реактор в габариты Х-101 как обещал ВВП иначе не получится.
Татарин> Почему "не получится"-то?
Татарин> Представь себе кубик 10х10х10см. Это - 20 кило плутония.
Как снять тепло? Это уже бомба получится.
Татарин> Почему "не получится"-то?
Татарин> Представь себе кубик 10х10х10см. Это - 20 кило плутония.
Как снять тепло? Это уже бомба получится.
S.I.>>> Вписать реактор в габариты Х-101 как обещал ВВП иначе не получится.
Татарин>> Почему "не получится"-то?
Татарин>> Представь себе кубик 10х10х10см. Это - 20 кило плутония.
S.I.> Как снять тепло? Это уже бомба получится.
Ну так диаметр Х-101 почти 70см и уж метр-другой на реактор выделить можно. Кубометр-другой на реактор есть.
Большого энергозапаса (и запаса реактивности как следствие) реактору ракеты не нужно.
Татарин>> Почему "не получится"-то?
Татарин>> Представь себе кубик 10х10х10см. Это - 20 кило плутония.
S.I.> Как снять тепло? Это уже бомба получится.
Ну так диаметр Х-101 почти 70см и уж метр-другой на реактор выделить можно. Кубометр-другой на реактор есть.
Большого энергозапаса (и запаса реактивности как следствие) реактору ракеты не нужно.
Татарин> Ну так диаметр Х-101 почти 70см и уж метр-другой на реактор выделить можно. Кубометр-другой на реактор есть.
Нету у неё диаметра. Не круглая она:
Да и Буревестник не много больше
Но в принципе конечно можно. Но на америции - красивше
Нету у неё диаметра. Не круглая она:
Да и Буревестник не много больше
Но в принципе конечно можно. Но на америции - красивше
Это сообщение редактировалось 11.11.2025 в 01:05
Татарин>> Ну так диаметр Х-101 почти 70см и уж метр-другой на реактор выделить можно. Кубометр-другой на реактор есть.
S.I.> Нету у неё диаметра.
Ну, тем не менее. Если туда и сложно впихнуть реактор, то это уж никак не потому, что пару литров под плутоний нигде выкроить не удалось.
Нет какой-то проблемы набрать критмассу в таких объёмах (в тысячи литров). С теплообменом - есть. А с критмассой - нет, нету.
S.I.> Нету у неё диаметра.
Ну, тем не менее. Если туда и сложно впихнуть реактор, то это уж никак не потому, что пару литров под плутоний нигде выкроить не удалось.
Нет какой-то проблемы набрать критмассу в таких объёмах (в тысячи литров). С теплообменом - есть. А с критмассой - нет, нету.
Татарин> Нет какой-то проблемы набрать критмассу в таких объёмах (в тысячи литров). С теплообменом - есть.
Так и я про это. Нужен реактор, а не критмасса. За 15-20 лет наработать Am-242m на БН-600 для десятков ракет можно было. И всё тогда получается красиво.
Так и я про это.
Нужен реактор, а не критмасса. За 15-20 лет наработать Am-242m на БН-600 для десятков ракет можно было. И всё тогда получается красиво.
Татарин>> Нет какой-то проблемы набрать критмассу в таких объёмах (в тысячи литров). С теплообменом - есть.
S.I.> Так и я про это. Нужен реактор, а не критмасса. За 15-20 лет наработать Am-242m на БН-600 для десятков ракет можно было. И всё тогда получается красиво.
Я не понимаю: ЧТО получается "красиво" с америцием, что не получается "красиво" с плутонием?
Реактор в ЯВРД по-любому достаточно большой, и вовсе не из-за критмассы, а из-за теплообменников. Так какая разница между америцием и плутонием кроме огромной цены америция-242 и почти-бросовой у плутония реакторного качества?
S.I.> Так и я про это.
Нужен реактор, а не критмасса. За 15-20 лет наработать Am-242m на БН-600 для десятков ракет можно было. И всё тогда получается красиво.Я не понимаю: ЧТО получается "красиво" с америцием, что не получается "красиво" с плутонием?
Реактор в ЯВРД по-любому достаточно большой, и вовсе не из-за критмассы, а из-за теплообменников. Так какая разница между америцием и плутонием кроме огромной цены америция-242 и почти-бросовой у плутония реакторного качества?
Татарин> Реактор в ЯВРД по-любому достаточно большой, и вовсе не из-за критмассы, а из-за теплообменников. Так какая разница между америцием и плутонием кроме огромной цены америция-242 и почти-бросовой у плутония реакторного качества?
Разница именно в отводе тепла. Из тонкого слоя делящегося отводить легче. Am-242m и замедлитель могут быть много холоднее чем теплоноситель, если нагрев продуктами деления производится непосредственно теплоносителя.
Разница именно в отводе тепла. Из тонкого слоя делящегося отводить легче. Am-242m и замедлитель могут быть много холоднее чем теплоноситель, если нагрев продуктами деления производится непосредственно теплоносителя.
Copyright © Balancer 1997..2025
Создано 28.04.2006
Связь с владельцами и администрацией сайта: anonisimov@gmail.com, rwasp1957@yandex.ru и admin@balancer.ru.
Создано 28.04.2006
Связь с владельцами и администрацией сайта: anonisimov@gmail.com, rwasp1957@yandex.ru и admin@balancer.ru.
