Мастер НЕЛИНЕЙНЫХ процессов. (avramenko_konst) wrote,
Мастер НЕЛИНЕЙНЫХ процессов.
avramenko_konst

КАК СОЗДАТЬ ЯДЕРНЫЙ ЗАРЯД В ДОМАШНИХ УСЛОВИЯХ. КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА.

Сама технология создания реактора очень хорошо описана тут:
http://bolshoyforum.org/forum/index.php?action=felblog;sa=view;cont=147;uid=1426

Сверкающий гром, сметая всё, прокатится по городам и весям!
Многие лягут костьми навечно, а выжившие позавидует мёртвым!

Жидкая ядерная бомба с простым химическим приводом в действие.
Техническое предложение.
Разработаем задачу взрыва гомогенного реактора с жидкой активной зоной. Учитывая простоту его реализации, мы рассмотрим водные растворы и водородосодержащие смеси делящихся веществ – уран 235, уран 233, плутоний 239.
Ограничимся одним делящимся веществом – ураном 235 по причине его большей относительной доступности и безопасности в обращении. Приведённые ниже соображения в принципе распространяются на уран 233 и плутоний 239. Имеется замечательный факт: критическая масса гетерогенной системы больше критической массы гомогенной системы при обогащении урана изотопом 235 более 5% , и наоборот. Для растворов и водородосодержащих смесей получено наибольшее количество экспериментальных и расчётных данных по критичности систем, на основании которых сделан интересный и полезный нам вывод: величина критической массы весьма значительно зависит от концентрации водорода в этих соединениях. При уменьшении концентрации делящегося вещества критическая масса сначала резко уменьшается до минимума, а после этого начинает возрастать до бесконечности. И наоборот. Если мы имеем некоторую растворённую массу делящегося вещества, априори ниже критической массы в чистом металлическом виде, но больше минимальной критической массы в жидкости, то увеличивая концентрацию водорода (разбавляя раствор), возможно получить критичность активной зоны из раствора и даже её более чем критичность. И наоборот - понижая концентрацию водорода разбавленного раствора. Естественно вместе с таким важным фактором, как использование отражателя нейтронов. Экспериментально доказано, что возможно растворение максимального количества урана в виде соли UO2F2 1 кг на литр воды и отношении содержания атомов водорода к атомам урана 20:1 можно говорить о возможной цепной реакции на тепловых нейтронах. Повышая концентрацию атомов водорода(разбавляя раствор водой) до 500:1 атому урана получаем минимум критической массы урана(сферической формы). Продолжая разбавлять раствор водой получим более плавный рост критической массы урана до бесконечности начиная с отношения 2200:1.
Аналогичные изменения происходят и с критичным объёмом активной зоны системы.
Минимум критической массы активной зоны из раствора урана 235 в форме сферы наблюдается при концентрации водорода, равной 500:1. Минимум радиуса активной зоны наблюдается при концентрации водорода 50:1. Концентрация водорода есть отношение числа атомов водорода к числу атомов урана 235 в растворе. Критическая масса активной зоны раствора урана 235 93% обогащения равна 820 грамм при наличии бесконечного водяного отражателя, а критический объём равен 6,3 литров – R = 11.45738 см. Цилиндрическая активная зона . Для неё критические масса и объём зависят не только от концентрации водорода, но и от диаметра цилиндра. Для каждого значения диаметра имеются свои критические масса и объём, при определённой концентрации водорода.
Например , для раствора соли UO2F2 с 93% содержанием изотопа 235 урана в цилиндрической активной оптимальной (0,92*D=H - высота) зоне из нержавеющей стали диаметром D = 20,3 см с полным водяным отражателем критическая масса урана 235 равна 1,4 кг, а для активной зоны диаметром D = 16,5 см равна 3,2 кг при вариации концентрации водорода в растворе. Всё это проверено экспериментами. Вывод: через управление концентрацией водорода в растворе можно сделать гомогенный реактор критичным и управлять реактивностью. Если зависимость критической массы делящегося вещества в водном растворе или содержащей водород смеси от концентрации атомов водорода для активной зоны конкретной формы представить графически, то получим параболическую кривую с явно выраженным минимумом. Если взять конкретную критическую массу на оси масс не многим более минимальной и провести через неё прямую, параллельную оси концентрации, получим пересечение с графиком критичности в двух точках – точках максимальной и минимальной концентрации атомов водорода. Эти точки задают критические концентрации атомов водорода при разбавлении раствора водой и при уменьшении содержания водорода в растворе для данной массы делящегося вещества. Соответственно возможны два способа достижения критичности активной зоны. Получаем важные для работы изделия параметры – запас над критичностью по массе и диапазон над критичностью по концентрации атомов водорода. Эти параметры определяют выгорание урана и устойчивость цепной реакции в процессе развития взрыва. Управлять реактивностью можно также, управляя концентрацией жидкого поглотителя нейтронов в растворе с критичной массой при данной концентрации водорода. Включение источника нейтронов можно инициировать растворением солевой перегородки между слоями бериллия и полония 210. Всё это простые химические реакции, которыми легко управлять химическим способом.
Взрыв гомогенного реактора осуществляется стандартным способом. Плавным изменением реактивности реактор выводится на критический режим. Затем скачком вносится запредельная положительная реактивность r = (Keff-1)/Keff > 0,006, и начинается лавинообразное нарастание числа делений ядер урана 235 – начало развития неуправляемой само - поддерживающейся цепной реакции (СЦР) деления ядер урана 235. Постепенное разбавление раствора в активной зоне сделает реактор сначала критичным на запаздывающих нейтронах, потом мгновенно критичным, а дальнейшее быстрое разбавление переведёт его в состояние разгона на мгновенных нейтронах . Химики знают много способов быстрой реализации этого процесса.
Энергия взрыва реактора определяется тепловой мощностью реактора при разрушении активной зоны. Она должна быть максимальна . Это тепловой псевдо-ядерный взрыв с радиоактивным заражением. Тепловая мощность реактора определяется интенсивностью процесса деления во всём объёме активной зоны. Поэтому тепловая мощность реактора:
Q = Eдел x Sf x Фср х Nят х Vак.з ,
где Eдел - энергия акта деления, Sf - сечение деления, Фср - средняя плотность нейтронного потока, Nят - концентрация делящихся ядер, Vак.з - объём активной зоны.
В нашем случае параметр Vак.з минимален, Nят фиксирован на невысоком уровне, деление ядер урана происходит в основном на медленных нейтронах. Остаётся только путь роста потока нейтронов. Рост потока нейтронов прямо увязан с задачей максимального продления существования работоспособной активной зоны. Раствор должен как можно дольше пребывать в состоянии перегретой жидкости и перейти в состояние смеси паров компонентов. Отражатель нейтронов должен поддерживать форму и размеры активной зоны, своей термостойкостью и малой теплопроводностью препятствовать быстрому разогреву внешнего прочного и тугоплавкого корпуса реактора, передавая ему нагрузку разрыва от стремящейся расшириться, активной зоны. Для систем, активная зона которых заполнена водным раствором делящихся веществ, лучшими отражателями являются бериллий, окись бериллия, вода, тяжёлая вода, графит. Отражатели нейтронов из стали и из воды примерно одинаковы для систем с растворами делящихся веществ по отражению и толщине. Оптимально отражатель нейтронов должен иметь толщину не меньше длины миграции быстрого нейтрона в нём. Для воды и стали это 6 сантиметров, для графита - 50 сантиметров, для бериллия - 20,8 сантиметров.
Замедлитель будет замедлять нейтроны до теплового равновесия со средой, то есть по мере роста температуры активной зоны сечение деления будет уменьшаться. Соответственно будет уменьшаться реактивность системы и выделяемая мощность . Однако деление на промежуточных нейтронах требует меньше столкновений быстрых нейтронов до требуемого замедления – СЦР ускоряется ,но требует увеличения массы делящегося вещества. Вступают в действие отмеченные ранее параметры – запас над критичностью по массе и диапазон над критичностью по концентрации атомов водорода. Соответственно продлевается работоспособность активной зоны при её частичном разрушении и уменьшении концентрации замедлителя. Это значит, что внесённая положительная реактивность должна компенсировать уменьшение реактивности при развитии взрыва и через увеличение массы урана, и через повышение потока нейтронов.
Технологически на сегодняшний день это относительно решаемые задачи. Возможно применение углеродистой керамики с графитовым наполнением и комбинированных отражателей из оксидов бериллия и урана 238, специальных сплавов и материалов для ракетно-космических технологий. В простейшем случае система состоит из жидкой, химически управляемой сферической активной зоны заключённой в толстый(порядка 25 сантиметров и более) корпус - отражатель нейтронов из тугоплавкой прочной стали. Это даст определённый эффект, и возможно произойдёт выгорание порядка 5 грамм урана 235. Неплохо, но мало. Для сильного взрыва необходимо выгорание порядка нескольких десятков грамм урана 235. Вроде тупик?
Но нет! Внешняя удерживающая имплозия корпуса реактора во время развития неуправляемой цепной реакции деления урана 235 обеспечит необходимую задержку разрушения активной зоны и сделает возможным выгорание урана в несколько десятков грамм, а может и в сотню грамм. Эквивалент 2000 тонн тротила! Это уже будет похоже на полноценный ядерный взрыв.
Внешний корпус реактора имеет сферическую форму, как и активная зона. Но по диаметру значительно больше – добавляется отражатель и массивный толстый корпус.
Толстый сферический корпус компенсирует высокое внутреннее давление более низким внешним. Внешнее давление, компенсирующее внутреннее, меньше внутреннего в число раз, равное отношению внешней площади корпуса к внутренней. Имплозию удержания реализовать гораздо проще ,чем имплозию сжатия до критической массы. В этом случае ниже требования к точности ,синхронности и скорости процесса. Поясним это. Зависимость количества актов деления от времени может быть представлена следующим образом:
N=No*exp((Keff-1)*t/T)
где
N-полное число актов деления, произошедших за время t с начала реакции,
N0-число ядер, претерпевших деление в первом поколении, Keff-коэффициент размножения нейтронов,
T - время "смены поколений" т.е. среднее время между последовательными актами деления, характерное значение которого составляет 10^(-8) секунд для деления на быстрых нейтронах.
Если предположить, что цепная реакция начинается с одного акта деления и значение коэффициента размножения составляет 2, то несложно оценить количество поколений, необходимое для выделения энергии, эквивалентной взрыву 1 килотонны тринитротолуола (10^12 калорий или 4.19*10^12 Дж). Поскольку в каждом акте деления выделяется энергия равная примерно Eдел = 180 МэВ (2.9*10^(-11) Дж), должно произойти 1.45*10^23 актов деления (что соответствует делению примерно 57 г делящегося вещества). Подобное количество распадов произойдет в течение примерно 77 поколений удвоения числа делящихся ядер. Весь процесс для деления на быстрых нейтронах займет около 0.5 микросекунд, причем основная доля энергии выделится в течение последних нескольких поколений. Продление процесса всего на несколько поколений приведет к значительному росту выделенной энергии. Так, для увеличения энергии взрыва в 100 раз (до 100 кт) необходимо всего пять дополнительных поколений. Для цепной реакции на мгновенных, замедленных до тепловых , нейтронах время "смены поколений" нейтронов складывается из времени замедления быстрых нейтронов и времени диффузии тепловых нейтронов. Оценка даёт увеличение T - времени "смены поколений" на тепловых нейтронах над временем "смены поколений" для быстрых нейтронов в классической бомбе в 10000 - 50000 раз в зависимости от применяемых замедлителей и поглощения в активной зоне.
Скачёк реактивности даёт рост мощности, выделяемой в активной зоне по закону
P(t) = Po * exp( r * t / T ) ,
uде Po – мощность в начале скачка. Весь процесс выделения энергии , эквивалентной одной килотонне тротила займёт 5 - 25 мили секунд, если удерживающая имплозия
позволит ему совершиться. Существенная разница! Значительно снижается скорость развития имплозии по сравнению со сборкой на быстрых нейтронах. При этом сохраняются требования к равномерности развития имплозии. Важно синхронизировать начало имплозии с началом лавинно нарастающей цепной реакции деления. Нужна надёжная быстрая автоматика, расчеты, моделирование, и нужен эксперимент.
Вместо водородосодержащей жидкости можно применять специальную плотную пластмассу, которая может также растворять UO2SO4. На этом основаны маломощные ядерные артиллерийские снаряды – реальный аналог предлагаемого изделия.
Такие снаряды содержат делящийся материал, растворённый в цилиндрической пластиковой матрице. В ней имеется центральный цилиндрический вырез. Матрица обжимается по методу цилиндрической имплозии, и становится более чем критичной. Имплозия инициируется либо при подлёте снаряда к цели, либо при попадании в цель.
Происходит синхронный взрыв зарядов химической взрывчатки на внешней поверхности матрицы. Сам процесс ядерного взрыва определяют явления схлопывания и удержания. Ядерный заряд снаряда - матрица, как активная гомогенная зона, изначально находится в менее чем критичном состоянии. В результате цилиндрической имплозии происходит быстрое схлопывание матрицы. Активная зона переходит более чем критическое состояние, за счёт значительного увеличивая её плотности и уменьшения геометрических размеров. Увеличивается концентрация ядер делящегося материала и замедлителя в меньшем объёме. Согласно англоязычным источникам, в ядерных снарядах имплозия реализована так, чтобы её заключительная часть работала на удержание активной зоны от преждевременного разрушения. Цепная реакция развивается сначала на тепловых, а затем и на промежуточных нейтронах. Замедление нейтронов происходит до теплового равновесия со средой активной зоны, и сростом температуры среды уменьшается сечение реакции деления. Эффективный толстый отражатель нейтронов отсутствует. Поток нейтронов и концентрация ядер урана или плутония становится недостаточной для цепной реакции, и она прекращается.
Смена поколений нейтронов происходит намного медленнее, чем в сборке на быстрых нейтронах, и число поколений деления до разрушения активной зоны относительно мало по сравнению с числом поколений в полноценной сборке на быстрых нейтронах, как и малы скорость выделения и количество энергии!
Снаряды имеют весьма малый КПД. Но зато в них можно использовать и плутоний из энергетических реакторов! А это – мечта террористов! Применение плутония из энергетических реакторов исключает дополнительный источник нейтронов и делает боеприпас дешевле. Возможно увеличить энергию взрыва, поместив снаряд в прочную на разрыв, толстую стальную оболочку. Оболочка усилит и продлит действие имплозии.
Калибр таких снарядов практически не может быть меньше 203-х миллиметров, что в сочетании с низким КПД, обуславливает их ограниченную применимость. При расходе около килограмма плутония на каждый снаряд (энергоемкость плутония 20 кт/кг), выделяются в обычном варианте лишь сотни тонн ТЭ, то есть КПД на уровне 1%.
Это обусловлено двумя принципиальными причинами:
1) рабочая энергия нейтронов при разбавлении делящегося материала до сотни грамм на литр находится в диапазоне от тысячной доли до нескольких сотен электрон-вольт. При нагреве замедляющей матрицы до этой температуры (всего 1 миллион градусов), из-за уменьшения эффективного сечения деления сборка становится подкритичной.
2) сильное замедление нейтронов и малая (относительно сборки на быстрых нейтронах) скорость смены поколений нейтронов значительно увеличивает время удвоения мощности по сравнению с полноценной сборкой на быстрых нейтронах.
Уменьшить действие этих причин и повысить выделение энергии предполагается при реализации предлагаемого устройства.
Справочная информация:
Ядерный снаряд – снаряд, оснащенный ядерным зарядом и предназначенный для решения тактических задач путем нанесения ядерного удара по объектам противника. Такие боеприпасы есть у большинства стран, имеющих ядерное оружие, в том числе у России и США. США, в частности, разработали 155-мм артиллерийские снаряды M-454 (энергия ядерного заряда – 80 тонн в тротиловом эквиваленте), XM-785 (1500 тонн), 203-мм снаряды M-422 (2000 тонн), M-753 (10000 тонн и 2200 тонн).
Среднее число вторичных нейтронов деления для урана 235 равно 2,47. Число вторичных нейтронов, способных вызвать деление для урана 235 равно 2,07. Для высокообогащённой изотопом 235 смеси положим это число n равным 2,06. В нашем случае коэффициент размножения на бесконечной гомогенной среде
Kбеск = n * g ,
где g есть коэффициент теплового использования нейтронов. Для гомогенных реакторов этот коэффициент определяется простой формулой
g = Sau / ( Nm1 / Nu * Sam1 + Nm2 / Nu * Sam2 + Sau ) ,
где Sau есть сечение поглощения теплового нейтрона ураном 235 = 694 барн, Sam – сечение поглощения теплового нейтрона замедлителем нейтронов или другого поглотителя нейтронов, Nm и Nu - концентрации ядер замедлителя, другого поглотителя и урана 235.
Тогда условие критичности активной зоны без отражателя запишется в виде
Keff = Kбеск * exp ( - B^2 * j ) / ( 1 + B^2 * L^2 ) = 1 ,
где B^2 = ( Pi / R )^2 – баклинг сферы , j – возраст нейтронов, L – диффузионная длина , Pi – число пи, R – радиус сферы и окончательно имеем:
Keff =
n * Sau / ( Nm / Nu * Sam + Sau ) * exp ( - Pi^2 * j / R^2 ) / ( 1 + Pi^2 * L^2 / R^2 ) = 1 .
Для больших радиусов можно применить замену exp ( - Pi^2 * j / R^2 ) = 1 – (Pi / R)^2*j .
Наиболее эффективны отражатели нейтронов так называемой бесконечной толщины, равной или больше
1,5 * M , где М = ( j + L^2 )^(1/2) - длина миграции нейтрона. Всё это есть основа для конкретного оценочного анализа предлагаемого изделия.
В нашем случае Nm/Nu =500. Получим Кбеск = 2,06*694/(694+500*0,66) = 1,40. Критический реактор имеем для массы урана 235 93,5% обогащения в 820 грамм, взятой в виде соли UO2F2 и растворённой в сферическом объёме легкой воды 6,3 литра с бесконечным отражателем из воды или стали.
Тогда вероятность утечки нейтронов деления из активной зоны равна 1/1,4 = 0,7143.
Для реакторов малых размеров отражатели вносят значительный вклад в обеспечение критичности. Альбедо стали примерно равно альбедо воды = 0,8. Это для тепловых нейтронов. Для быстрых получим 0,8929. Добавим в раствор 280 грамм урана того же обогащения в виде соли. Получим новое число атомов водорода на атом урана равное
500*820/1100 = 373. Кбеск = 2,06*694/(694+373*0,66) = 1,5206. Кэфф = 1,5209* 0,7143=
1,0862. Учитывая увеличение критичности с уменьшением концентрации атомов водорода
Получим Кэфф =1,08. Подставим полученные значения в N=No*exp((Keff-1)*t/T)
и получим N0 * exp { 0.08 * t / (3 * 10^(-5)} = N0 * exp (2666,7 * t) . Из полученного выражения ясно, что для получения взрыва высокой энергии надо, перед разгоном на мгновенных нейтронах, вывести активную зону на максимальную мощность при СЦР на запаздывающих нейтронах. Тогда N0 будет максимальным. Период активной зоны будет
равен 3,75*10^(-4) сек , и говорить а выделении значительной энергии ( порядка 1 килотонны ТЭ - 10^12 калорий или 4.19*10^12 Дж) реально по прошествии времени порядка 1,8*10^(-2) сек, равного 50 периодам . Таково время развития удерживающей имплозии до максимума при условии существования активной зоны и развития СЦР.
Возможен смесевый порошковый аналог жидкого реактора на порошковой смеси урана 235 с графитовым замедлителем и отражателем из графита. Минимальная критическая масса урана 235 93% обогащения – 1,5 кг. Экспериментальных данных мало. Уран 235 желательно использовать в виде оксида, как более тугоплавкий. Необходимы твёрдые поглотительные стержни для управления. Нужна система отстрела этих стержней для начала неуправляемой цепной реакции. Полоний - бериллиевый источник нейтронов способствует уверенному развитию взрыва. Возможна проблема сохранения непрерывности цепной реакции при разогреве активной зоны. Рассмотрим некоторые аспекты взрыва гомогенного реактора на порошковых смесях урана и замедлителя.
При нормальных условиях графит сублимируется при 3780 градусах а уран испаряется при 4018 градусах. Вот где проблема! А при повышенном давлении порядка 100 атмосфер графит плавится при 3820 градусах а кипит при 5100 градусах(здесь и далее применяется шкала Кельвина). Это энергетический реактор, или его подобие, можно взорвать тепловым взрывом и заразить радиоактивной начинкой всех и всё! А в нашем случае продлить СЦР надо. Чтобы СЦР не прерывалась при фазовых переходах замедлителя нейтронов и урана при нагреве активной зоны. И чтобы СЦР проходила в газовой и в плазменной среде.
Разберём процесс нагрева активной зоны гомогенного реактора на порошковой уран-графитовой смеси. Уран обогащения 93% изотопом 235. Активная зона изначально (без поглотителей нейтронов)более чем критична.
Первый вариант. Если использовать UO2 в виде порошка, то по мере роста температуры в активной зоне пройдёт реакция восстановления металлического урана с образованием CO2. Углекислый газ быстро подымает давление в активной зоне. Положительная реактивность активной зоны уменьшается, но она остаётся больше нуля. При давлении порядка 100 атмосфер графит не сублимируется при температуре 3780 градусов, а плавится при температуре 3820 градусов. СЦР продолжается в расплаве. Тройная точка: графит-жидкость-пар Т = 4130 K, р = 12,5 ГПа. Следующее поколение деления ядер урана переводит расплав в газообразное состояние. СЦР не прерывается и продолжается в газообразной углерод - урановой смеси. Работает удерживающая имплозия, и получаем взрыв энергией порядка нескольких килотонн тротила. Возможный вариант, требующий подробного рассмотрения.
Второй вариант - разгон реактора с холодного состояния. Активная зона – порошковая смесь металлического урана и графита. Температура урана при быстром нагреве будет превышать температуру графита(частицы порошка урана есть источники теплоты), и вполне возможно, что сублимация графита и испарение урана произойдут одновременно . Всё это требует расчёта и моделирования. Необходимы эксперименты, хотя бы виртуальные. Не исключено, что придётся выводить реактор в критичном режиме на определённую температуру ,а потом резко увеличивать реактивность, чтобы добиться одновременной сублимации графита и испарения урана. Возможно и перспективно использование вместо графита окиси бериллия и окиси урана с отражателем из окиси бериллия..
Сам процесс быстрого нагрева активной зоны идёт за счёт торможения осколков деления, нейтронов и рассеяния гамма-излучения в большей степени ,чем за счёт обычного теплообмена, скорость которого заметно ниже. Запас внесённой в начале положительной реактивности должен быть такой, чтобы при быстром росте температуры реактивность оставалась положительной и СЦР развивалась.
Весьма важная задача – определить параметры удерживающей имплозии для выделения изделием энергии, эквивалентной 1000 тонн тротила. Несомненно, что процесс удерживающей имплозии нуждается в точном расчёте и моделировании совместно с процессом развития СЦР в реакторе.
Преимущество – возможность продолжения реакции в процессе разрушения активной зоны ! Во время разрушения активной зоны концентрация замедлителя нейтронов – углерода или бериллия падает менее резко, чем в случае с водородным замедлителем, и реакция деления продолжается на промежуточных нейтронах. Взрыв становится мощнее, но реализация – сложнее! Увеличивается энергия и время имплозии удержания. Сложнее синхронизация имплозии и СЦР. Возможно и перспективно использование вместо графита окиси бериллия и окиси урана с отражателем из окиси бериллия. Дело в том, что при высокой энергии нейтронов деления (2 МэВ и более) возможна реакция Be9 + n => 2He4 + 2n . Таким образом возможно некоторое повышение потока нейтронов, что увеличивает выделение энергии и продлевает СЦР.
Сам процесс быстрого нагрева активной зоны идёт за счёт торможения осколков деления, нейтронов и рассеяния гамма-излучения в большей степени ,чем за счёт обычного теплообмена, скорость которого заметно ниже. Запас внесённой в начале положительной реактивности должен быть такой, чтобы при быстром росте температуры реактивность оставалась положительной и СЦР развивалась. Весьма важная задача – определить параметры удерживающей имплозии для выделения изделием энергии, эквивалентной 1000 тонн тротила. Несомненно, что процесс удерживающей имплозии нуждается в точном расчёте и моделировании совместно с процессом развития СЦР в реакторе.
Я осветил лишь некоторые (не все) принципиальные аспекты с точки зрения ядерных реакций. Но с точки зрения перевода этих физико-теоретических аспектов в практическую плоскость, то есть с точки зрения создания технического устройства - взрывного ядерного устройства - есть такой же ряд принципиальных технических аспектов. Главное, это точность осуществления имплозии удержания: при снижении точности ниже некоторого значения происходит не удержание, а преждевременные деформация и разрушение металлического корпуса реактора. Почему? Ответ - дело в бризантном действии взрывчатки. Но оно, в свою очередь, возможно тогда, когда есть куда разрушаться преграде ( телу приложения ударной волны взрыва), то есть "направление необжатости". Взорвав заряд взрывчатки вплотную к вогнутой плите металла – корпусу реактора, мы получим бризантное действие от взрывчатки сквозь плиту на ту сторону, расщепляющее плиту в этом направлении. Это явление осуществляет развивающийся взрыв активной зоны реактора. Но, приложив с другой стороны такой же точно сбалансированный, идентичный заряд в синхронном подрыве, бризантность пронаблюдаем уже не в первом направлении, а в стороны от зарядов вдоль плиты . Первичное направление бризантного разрушения будет остановлено и "подпёрто" таким же встречным действием от второго заряда взрывчатки. И бризантность выйдет "по сторонам" от первичного направления. А если перекрыть и эти направления - что тогда? Перекрывая все направления действия бризантности с достаточно мелким шагом, можем получить такое состояние процесса, что бризантности просто некуда будет найти выход, и она не осуществится . Вся энергия ударной волны внешнего взрыва пойдет на обжатие сферического корпуса реактора без обычной бризантной фрагментации. Для бризантной фрагментации не будет "направлений свободного истечения", куда бы она ни пыталась вырваться, выполняя дробление корпуса реактора. Везде, с любого направления, её встретит встречный удар другого заряда взрывчатки. Иными словами бризантность, стеснённая со всех сторон встречной ударной волной, просто умрёт, но энергия её никуда не денется, а пойдёт вынужденно на сжатие, трансформировавшись в удержание сферического корпуса реактора от преждевременного разрушения взрывом изнутри. Имплозия – это взрыв, направленный внутрь и обжимающий объект. При этом она должна быть точной – при перекосах и неравномерностях ударной волны корпус реактора будет раздроблен в пыль бризантным действием имплозии и внутренним давлением раньше времени максимального выделения энергии. И только при симметричном со всех сторон сжатии ударной волной сферическому корпусу некуда будет дробиться, все потенциальные осколки, наоборот, будут сжиматься к центру – реактор без разрушения выдержит смену нескольких финальных поколений нейтронов. Поэтому имплозия должна быть высокого качества – прежде всего по скорости, соответствующей скорости развития Внутреннего взрыва и равномерности, а также по стабильному давлению во фронте волны. Качество имплозии – ключ к взрыву гомогенного реактора. В момент времени, синхронизованный с внесением запредельной реактивности в реактор, со многих точек (не менее 32, но чем больше, тем лучше - 64), строго одновременно, с управлением на уровне не более десятков микросекунд, то есть с точностью до менее чем одной десятой мили - секунды, производится детонация слоя взрывчатки вокруг корпуса реактора. Возникает направленный внутрь сферический взрыв – имплозия. Важно так рассчитать начало имплозии удержания, чтобы не обогнать внутренний взрыв, но и не опоздать, и дать отработать свой промежуток времени удержания активной зоны толстому прочному корпусу реактора. Сравнивая предлагаемое изделие и ядерный снаряд надо отметить следующие преимущества первого:
1)Толстый стальной корпус является как бы бесконечным отражателем, увеличивающим поток нейтронов и выделение мощности.
2)Толстый прочный корпус и удерживающая имплозия высокого давления существенно - на смену нескольких поколений нейтронов продлевают целостность активной зоны и соответственно СЦР, чем значительно увеличивают выделение энергии. КПД предлагаемого изделия возможно поднять до 5 %.
Замечу тем, кто реализует это предложение, что конкретная реализация изделия зависит от имеющегося в наличии количества делящегося материала и его обогащения делящимся изотопом. Минимальная требуемая масса высокообогащённого изотопом 235 урана - 1000 грамм 93% обогащения.
Изготовители предложенных выше устройств могут использовать их не только для убийства тысяч людей и разрушения зданий и сооружений, но и для попытки синтезировать естественные алмазы. Развиваемые давления позволят сделать этот синтез реальным. Жидкий гомогенный реактор может стать при работе во взрывном режиме основой для мощной ядерной паровой поршневой машины. В цилиндр машины помещена жидкая активная зона. Добавлением воды активная зона переводится в надкритичное состояние. Лавинообразное развитие цепной реакции в цилиндре машины вызовет интенсивное парообразование. Перегретый пар движет поршень, а реакция деления прекращается по причине парообразования и уменьшения концентрации водорода в растворе. Активная зона в цилиндре машины станет подкритичной. И далее всё по циклу. Возможен многоцилиндровый двигатель! Используя в нём длинный ход поршня, коленчатый вал и маховик, работая двумя цилиндрами в противофазе, получаем конденсацию пара при сжатии - обратном ходе поршня. Таким образом получаем замкнутый цикл по воде.
Сегодня каждая значимая революционная организация считает для себя необходимым обладать ядерным оружием и накапливать делящиеся вещества. Страны бывшего третьего мира, озабоченные состоянием своей независимости, также накапливают делящиеся материалы. США понижают порог применения ядерного оружия в мире против свободолюбивых народов и их организаций. Предложенное выше изделие позволяет использовать для взрывов количества делящихся веществ, недостаточные для классических бомб, с не меньшим эффектом.( Для сферы металлического урана с обогащением 93,5% изотопом 235 критическая масса составляет 8,9 кг при наличии толстого отражателя из окиси бериллия.) Это способствует распространению ядерного оружия и укрепляет мир во всём мире, так как взаимная угроза предотвращает применение!
Моё предложение помогает революционерам и борцам за свободу и независимость восстановить справедливость!
Использованная литература: Б.Г. Дубовский и другие. “Критические параметры систем с делящимися материалами и ядерная безопасность. Справочник ” Москва 1966 г.

ОДНАКО...
Со своей стороны считаю, что изложенная технология может быть значительно упрощена, если перейти на ТЕРМОЯДЕРНЫЕ ЗАРЯДЫ.
Вся проблема ядерных боеголовок заключается в том, что они состоят из активно делящихся, радиоактивных материалов.
И это делает срок жизни ЛЮБОГО ядерного заряда весьма ограниченным.
Совсем другое дело с термоядерными зарядами.
Они могут храниться вечно, гораздо более портативны, чем ядерные заряды.
Вся проблема современной науки в том, чтобы сдетанировать, запустить реакцию деления термоядерного топлива.
Сейчас это делают при помощи ядерного заряда-детонатора.
Но, думаю, делать это можно и другими способами.
И это будут совсем не электрические разряды в рабочем теле ))) (привет Забытому Герою Сопротивления)))
Subscribe
Buy for 100 tokens
***
...
  • Post a new comment

    Error

    Anonymous comments are disabled in this journal

    default userpic

    Your IP address will be recorded 

  • 0 comments