Боцманок Владислав Альбертович : другие произведения.

Нестандартные Решения Ядерных Взрывных Устройств

Самиздат: [Регистрация] [Найти] [Рейтинги] [Обсуждения] [Новинки] [Обзоры] [Помощь|Техвопросы]
Ссылки:
Школа кожевенного мастерства: сумки, ремни своими руками
Оценка: 7.66*6  Ваша оценка:
  • Аннотация:
    В настоящее время я работаю над монографией РАЗГОН. Глава из этой работы, которую я привожу здесь, наглядно иллюстрирует уровень атомных секретов и мракобесия так называемого нераспространения, навязываемого властями США и их холуями всем здраво мыслящим людям, в том числе и в России. Идёт закрытие знаний и генерация множества мифов.Это омерзительно и опасно. В последнее время стало гораздо труднее найти в Интернете необходимую информацию по применению ядерной энергии.Тем более,что для многих специалистов это секреты Полишинеля.
  
   НЕСТАНДАРТНЫЕ РЕШЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ВЗРЫВНЫХ УСТРОЙСТВ, ИЛИ МИФ О НЕРАСПРОСТРАНЕНИИ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ И О БЕЗОПАСНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ.
   Озадачившись четыре года назад некоторыми проблемами безопасности применения ядерной энергии, я провел исследование публикаций на эту тему в открытых источниках и пришёл к интересным выводам:
  1) Взорвать можно любое делящееся вещество в устройстве, где реализуется самоподдерживающаяся цепная реакция (СЦР) деления ядер атомов.
  2) Любое устройство, в котором протекает СЦР, потенциально взрывоопасно. Причём взрыв можно вызвать несложными техническими средствами.
  3) При желании, можно взорвать установку, где происходит вынужденная (не СЦР) реакция деления атомных ядер.
   На основе этих выводов я сделал главный вывод о том, что ядерное нераспространение есть вредный лживый миф, а ядерная энергетика есть опасная перспектива развития энергетики на Земле вообще, и готов доказать это фактами.
  Для понимания дальнейшего необходим определённый уровень знаний по основам ядерной энергетики. Основные факты напоминаются по ходу изложения.
  
  Введение,
  Рассмотрим ядерные взрывные устройства (ЯВУ) с точки зрения теории ядерных реакторов. Развитие самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР) в ЯВУ происходит по одним и тем же законам для разных активных зон. Общий признак взрывного развития СЦР - более чем предельное для управления значение внесённой положительной реактивности и развитие СЦР на мгновенных нейтронах. Нас будет интересовать изменение числа актов деления во времени - основа определения энергии взрыва.
  Если предположить, что в бесконечной среде весьма обогащённого изотопом 235 урана (93%) самоподдерживающаяся цепная реакция (СЦР)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 = 187 МэВ (3*10^(-11) Дж), должно произойти 1.4*10^23 актов деления ядер, что соответствует делению примерно 57 г делящегося вещества - чистого урана 235. Подобное количество актов деления произойдет в течение порядка 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 с половиной дополнительных поколений. Для цепной реакции на мгновенных, замедленных до тепловых скоростей, нейтронах время "смены поколений" нейтронов складывается из времени замедления быстрых нейтронов и времени диффузии тепловых нейтронов.
  
  Элементарное уравнение кинетики реактора и вариация его решения.
  
  Пусть реактор в начальный момент времени (tо = 0) был критичен (то есть эффективный коэффициент размножения в нём был равен единице, а реактивность - нулю). Внесём в состояние этого реактора некоторую величину реактивности мгновенным скачком (для определённости - реактивность положительного знака), вследствие чего эффективный коэффициент размножения Keff мгновенно станет больше единицы на некоторую величину δKeff, которую называют избыточным коэффициентом размножения. Напоминание. Избыточный коэффициент размножения - это превышение эффективного коэффициента размножения над единицей, характеризующее степень отклонения реактора от критического состояния
  δKeff = Keff - 1. Отношение ρ = δKeff /Keff называется реактивностью реактора. Нелишне вспомнить также, что эффективный коэффициент размножения реактора - это отношение количеств нейтронов деления или соответственно произошедших актов деления ядер рассматриваемого и непосредственно предшествующего ему поколений:
  Keff = Ni+1 / Ni.
  Поэтому за отрезок времени, равный среднему времени жизни поколения нейтронов деления l (l - первая буква английского слова lifetime - время жизни) количество делений ядер N возрастёт до величины N*Keff, а, значит, за это время оно возрастёт на величину Keff*N - N = N*(Keff - 1) = N* δKeff .
  Откуда выходит, что скорость изменения количества делений ядер во времени в реакторе в этот промежуток времени l будет составлять:
  dN/dt = N(t)*(Keff - 1)/l (1)
  Дифференциальное уравнение называют элементарным уравнением кинетики реактора. Элементарным его назвали не только из-за внешней математической простоты. с его помощью можно производить лишь грубые оценочные расчёты изменений плотности тепловых нейтронов в реакторе и лишь при очень малых и очень больших величинах реактивностей. Элементарное уравнение кинетики реактора (ЭУКР) - дифференциальное уравнение с разделяющимися переменными:
  dN/N =(Keff - 1)/l*dt.
   При начальных условиях: t = 0, N(0) = No - его решение будет:
  
  N = No * exp { ( Keff - 1 ) * t /l } , (2)
  
  где N - полное число актов деления, произошедших за время t с начала развития реакции,
  N0 - число ядер, претерпевших деление в первом поколении, Keff - эффективный коэффициент размножения нейтронов;
  l- время "жизни поколения" или "смены поколений" - среднее время между последовательными актами деления, характерное значение которого составляет 10^(-8) секунд для деления на быстрых нейтронах и 10^(-3) секунд на тепловых. Это простое решение имеет ограниченное применение, ибо Keff и l в общем случае зависят от времени.
  Тогда нам потребуется исследовать функционал вида
  
   N(t) = No * exp { Интеграл от 0 до t ((Keff(t)-1)/l(t)*dt) } (3)
  
  Однако значения Keff и l зависят от времени опосредованно через выделенную в активной зоне энергию, равную Eдел * N , где Eдел равна 187 МэВ, то есть от N.
  Для полного анализа взрывного развития СЦР необходимо определение вариации функционала (3) и значения основных параметров при равенстве вариации нулю. При взрыве СЦР не прерывается мгновенно, и есть возможность некоторыми техническими решениями продлить СЦР и увеличить выделение энергии. Исследование функционала будет приведено в монографии для нескольких вариантов активных зон.
  
  Проанализируем несколько примеров далеко не тривиальных ЯВУ. Начнём с элементарного.
  
  Для сферической активной зоны, содержащей только делящееся вещество, например уран 235, эффективный коэффициент размножения нейтронов
   K eff = Nu * (1 - P утечки), (4)
   где Р утечки - вероятность утечки нейтронов из активной зоны, Nu - среднее число вторичных нейтронов, вызывающих следующие деления ядер.
  Если активная зона находится в критическом состоянии, то
   K eff = Nu * (1 - P утечки)=1
  В такой системе СЦР идёт на быстрых нейтронах, Nu=2,09, вероятность избежать утечки
  нейтронов = (1 - P утечки)= 1/2,09 =0,48.
  52% нейтронов покинут активную зону, не вызвав деления ядер и пропадут бесполезно.
  Быстро поместив активную зону в отражатель нейтронов, мы переведём её в более чем критическое состояние и получим ядерный взрыв. Можно выстрелить менее чем критичным ядром делящегося материала в отражатель и тоже получить взрыв. Масса ядра для СЦР вполне подлежит расчету и зависит от типа отражателя и его толщины.
  Альбедо отражателей нейтронов близко к единице. Определяется альбедо при толщине отражателя равной удвоенной длине диффузии в нём нейтронов. Для воды альбедо равно 0,8. Легкие отражатели не только отражают, но и значительно замедляют попавшие в них быстрые нейтроны, если вещества их составляющие - замедлители нейтронов. Соответственно увеличивается сечение реакции деления, время жизни поколения нейтронов СЦР, происходит смещение спектра деления в более мягкую область энергий. В связи с этим рассмотрим другой пример ЯВУ - полый цилиндр из слоёв полиэтилена, насыщенных плутонием 239, , сжимаемый цилиндрической имплозией по внешней поверхности цилиндра. Предлагаемое изделие вполне реально, так как имеет работающие аналоги. Это не классическая бомба, а взрыв активной зоны реактора на тепловых нейтронах, обжатой цилиндрической имплозией для схлопывания и удержания целостности активной зоны от её теплового разрушения и разлёта делящихся материалов. С применением реакторного плутония, где процент изотопа 240 больше 6%, отпадает необходимость в дополнительном источнике нейтронов, так как плутоний 240 сам по себе достаточно активно излучает нейтроны. Используем в качестве основного элемента конструкции и замедлителя полиэтилен - хим. формула (CH2)^n. Если растворим в полиэтилене соль реакторного плутония или проредим слои полиэтилена слоями порошкообразного оксида этого плутония, то можно получить прототип активной зоны - трубу, схлопывая и удерживая от разлёта которую цилиндрической имплозией, можно вызвать взрыв образовавшейся в результате перевода активной зоны в более чем критическое состояние. Потребность в плутонии - порядка 1кг. Требования к временным параметрам имплозии на несколько порядков ниже, чем в классической ядерной бомбе. Также на несколько порядков ниже скорость развития взрыва во взрывчатке, инициирующей цилиндрическую имплозию. Стандартно в предлагаемом изделии возможно получить выделение энергии до 2 500 тонн тротила! Целый железнодорожный состав.
  Вместо полиэтилена 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 с ростом 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. Можно 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), выделяется энергия, эквивалентная в обычном варианте лишь нескольким сотням тонн тротила, то есть КПД на уровне 1%.
  Это обусловлено двумя принципиальными причинами:
  1) рабочая энергия нейтронов в активной зоне 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 менее чем критичной.
  2) сильное замедление и малая в сравнении с быстрыми нейтронами скорость смены поколений нейтронов значительно увеличивает время удвоения мощности по сравнению с полноценной сборкой на быстрых нейтронах.
  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 (10000т и 2200т ТЭ).
  
  
  
  Более совершенное изделие - ЯВУ в жидкой форме. Его устройство и принцип работы подробно разобраны в статье " Простое техническое предложение", переработанный и сокращённый вариант которой приводится ниже.
  
  Простое техническое предложение.
  
   Листая старый справочник, я вспомнил о том, что террористы недавно разработали жидкую бомбу для терактов в самолётах, и задумался над этим фактом. Так возникла жидкая ядерная бомба с простым химическим приводом в действие, вернее её техническое предложение.
   В водных растворах и водородосодержащих смесях замедление нейтронов происходит быстрее, чем в порошковых средах на основе бериллия или графита и в тяжёлой воде.
  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. Концентрация водорода есть отношение числа атомов водорода к числу атомов делящегося вещества в растворе. В водном растворе с максимальным растворением делящегося вещества при разбавлении его водой - увеличении концентрации водорода 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 уменьшая концентрацию водорода (выпаривая раствор), можно получить критичность активной зоны из раствора и даже её более чем критичность. 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).
  Минимум критической массы активной зоны из раствора урана 235 в форме сферы наблюдается при концентрации водорода, равной 500:1. Критическая масса урана 235 93% обогащения в такой активной зоне водяного раствора равна 820 грамм при наличии бесконечного водяного отражателя, а критический объём равен 6,3 литров - R = 11.45738 см.
  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 радиуса активной зоны наблюдается при концентрации водорода 50:1.
  Цилиндрическая активная зона. Для такой зоны критическая масса делящегося вещества и критический 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 делящегося вещества не многим больше минимальной и провести через неё прямую, параллельную оси концентрации атомов водорода, 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 делящегося вещества и диапазон над критичностью по концентрации атомов водорода. Эти параметры определяют выгорание делящегося вещества и устойчивость цепной реакции в процессе развития взрыва. Управлять реактивностью активной зоны 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 радия, полония 210 или плутония 238. Всё это простые химические реакции, которыми легко управлять химическим способом. Вообще в данном изделии надо применять химическую автоматику.
  Взрыв гомогенного реактора осуществляется стандартным способом. С начала изменением реактивности реактор выводится на критический режим. Плавным изменением реактивности повышается мощность реактора. Затем скачком вносится запредельная положительная реактивность ρ = δKeff /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 химического управления быстрой реализацией этого процесса. В крайнем случае, возможно использование содержащих бор-10 заглушек СЦР, и их дальнейший отстрел по мере повышения мощности реактора и выделения тепла.
  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 * Sf * Фср * Cят * Vак.з (5)
   где Eдел - энергия акта деления = 187 МэВ, Sf - сечение деления = 582 барна, Фср - средняя плотность нейтронного потока, Cят - концентрация делящихся ядер, Vак.з - объём активной зоны.
  В нашем случае параметр Vак.з= 6,3 литра минимален, Cят фиксирован на невысоком уровне, деление ядер урана происходит в основном на медленных - тепловых нейтронах. Остаётся только путь роста потока нейтронов. Рост потока нейтронов прямо увязан с задачей максимального продления существования работоспособной активной зоны при развитии СЦР. Раствор должен как можно дольше пребывать в состоянии перегретой жидкости и перейти в состояние смеси паров компонентов. Отражатель нейтронов должен поддерживать форму и минимальные 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 водными 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. Бесконечный отражатель есть отражатель с толщиной, большей, чем полторы длины миграции быстрого нейтрона.
  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 делящегося вещества 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.
  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 на разрыв стали. 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. Такая конструкция даст определённый эффект, и возможно произойдёт выгорание порядка 5 - 10 грамм урана 235 в СЦР. Неплохо, но мало. Для сильного взрыва необходимо выгорание порядка сотни 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 от нескольких десятков до сотен грамм. Эквивалент 2000 тонн тротила и более! Это уже будет похоже на полноценный ядерный взрыв. Имплозию удержания реализовать гораздо проще, чем имплозию сжатия до, более, чем критической, массы. В этом случае гораздо ниже требования к точности, синхронности и скорости процесса. Для полноты изложения поясним это - напомним, что скорость развития СЦР определяется временем жизни поколения нейтронов. Этим же определяется выделенная энергия в течении определённого промежутка времени СЦР. Приведённое выше утверждение вполне справедливо, как для СЦР на быстрых нейтронах, так и для СЦР на промежуточных, и на медленных - тепловых. Для взрывных процессов развитие СЦР (самоподдерживающейся цепной реакции) идёт на мгновенных нейтронах. Время жизни поколения нейтронов определяется временем диффузии быстрых нейтронов, а в случае медленных и промежуточных нейтронов - суммой времени замедления и времени диффузии. Время жизни поколения нейтронов лёгкой воде равно времени миграции, а именно сумме времени замедления - 1*10^(-5) секунд и времени диффузии -21*10^(-5) секунд. Итого 22*10^(-5) секунд. Но это для чистой воды. В случае значительной концентрации в воде солей урана - 235 или плутония -239 время диффузии сокращается на порядок и становится 2,2*10^(-5) секунд, а общее время жизни поколения нейтронов будет порядка 3*10^(-5) секунд. Добавление в раствор растворимых солей бериллия и включение импульсного источника нейтронов, после отстрела заглушек СЦР из содержащей бор - 10 стали, весьма стимулируют СЦР и увеличат выход энергии. Дело в том, что при высокой энергии нейтронов деления (2 МэВ и более) возможны реакция
  Be9 + n => 2He4 + 2n и реакция Be9 + gamma => 2He4 + n
  для гамма квантов с энергией больше 1,7 МэВ . Таким образом повышаем плотность потока нейтронов, что увеличивает выделение энергии и продлевает СЦР.
  Среднее число вторичных нейтронов деления для урана 235 равно 2,47. Число вторичных нейтронов - n , 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 (6)
  
  где g есть коэффициент теплового использования нейтронов. Для гомогенных реакторов этот коэффициент определяется простой формулой
  
  g = Sau / ( Cm1 / Cu * Sam1 + Cm2 / Cu * Sam2 + Sau ) (7),
  
  где Sau есть сечение поглощения теплового нейтрона ураном 235 = 694 барн, Sam - сечение поглощения теплового нейтрона замедлителем нейтронов или другого поглотителя нейтронов, для воды 0,66 барн, Cm и Cu - концентрации ядер замедлителя, другого поглотителя и урана 235,в нашем случае это 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 (2) 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. Время удерживающей имплозии на много порядков превышает время имплозии сжатия в классической бомбе. Поэтому удерживающую имплозию легко синхронизировать и реализовать весьма медленным взрывчатым веществом. Развиваемое
  давление при этом должно быть весьма значительным, чтобы удержать реактор от разрушения и разлёта. По сути это будет двойной взрыв. Вслед за менее энергичным взрывом удерживающей имплозии последует более энергичный псевдо ядерный взрыв с энергией порядка нескольких (до 5-7) килотонн ТЭ.
  
  Рассмотрим качественно ещё одно не тривиальное устройство.
  
  Зажигалка термоядерной бомбы оригинальной конструкции на реакторном плутонии цилиндрической, полой внутри, формы с цилиндрической имплозией, толстым бериллиевым отражателем нейтронов с цилиндрической поверхности и заднего торца. В этом случае под толстым понимается размер порядка длины свободного пробега нейтрона. Примем за критерий то, что если в начальный момент времени имеется один нейтрон, с которого начинается цепная реакция, для выделения 20 килотонн ТЭ должно прореагировать 2,8*10^24 ядер, примерно 2 в степени 80. Значит, реакция при отношении числа нейтронов в соседних поколениях "2", требует на развитие время 79*(время удвоения мощности примерно равное 6,33 *10^(-9)) , примерно половину микросекунды. При этом, если в цилиндрической имплозии ударная волна проходит по радиусу 2 сантиметра при скорости 10 километров в секунду на встречу друг другу, время схлопывания всего 2 микросекунды. Величины близкие, приводящие к следующему качественному выводу: если взять массивный (толстый) цилиндрический бериллиевый отражатель и минимум делящегося материала, то в схеме цилиндрической имплозии полого внутри цилиндра никакой преждевременной детонации нет даже при условии, что дополнительный источник нейтронов включен всегда, без синхронизации с моментом подрыва. Этот дополнительный источник может быть просто примесью плутония-240, от самопроизвольного деления ядер которого возникает значительный нейтронный фон в плутонии из энергетических реакторов на лёгкой воде. Даже при цилиндрической имплозии с минимальным зарядом обычного взрывчатого вещества, когда полый плутониевый цилиндр не деформируется, а быстро схлопывается, получается выход энергии в несколько килотонн. Физический смысл явления в следующем: конструктивно снижаем коэффициент размножения нейтронов, их скорость и энергию. Действительно, если средний "к"=1,45 (это достигается отсутствием второго торцевого отражателя), то для умножения потока нейтронов в 10^24 раз требуется 150 поколений нейтронов. Если плутония порядка 8 кг, цилиндрическая ударная волна должна пройти 4 см, на что при скорости ее даже всего 2 км/сек (что соответствует небольшой массе обычной взрывчатки) требуется 20 микросекунд времени. Делим 20 микросекунд на 150 поколений, получаем требуемое время жизни поколения нейтронов 130 наносекунд. Это всего в 10 раз выше минимального времени в чистом бесконечном плутонии. А увеличивается оно (время) в бериллиевом отражателе, как снижением энергии нейтронов (и скорости), так и тем, что среднестатистический нейтрон с энергией 2 МэВ быстро летит из плутония до половины толщины бериллиевого отражателя и по кривому пути с уменьшенной скоростью обратно. Оценим требуемую толщину бериллиевого отражателя. Она должна быть не менее чем 1,5 длины свободного пробега среднестатистического нейтрона с энергией 2 МэВ. Согласно экспериментальным данным для нейтронов с энергией 2 МэВ сечение взаимодействия с ядром бериллия - St = 1,9 барн. Основная реакция взаимодействия - упругое рассеяние. Плотность - 1,848 г/см^3. Длина свободного пробега среднестатистического нейтрона с энергией 2 МэВ равна 4,26 см. Оптимальная толщина бериллиевого отражателя равна 6,4 см. Оценочно, средняя энергия смягченного бериллием спектра нейтронов в диапазоне 30-50 кэВ, что выше энергии резонансов плутония, с сечением деления при этих энергиях 2,2 барн вместо 1,9 на быстрых нейтронах. Получается развивающаяся цепная реакция на промежуточных нейтронах.
  
  Последний пример вызывает особую головную боль у властей США и их холуёв, так как возможный выход энергии подобного изделия может достигать уровня в 10 - 20 килотонн ТЭ. Реакторный плутоний получить гораздо проще, чем уран с высоким обогащением изотопом 235. Существуют отлаженные химические технологии.
  Именно за эти эксперименты с бериллием был запрещён въезд в ЕС, США и некоторые другие страны отдельным учёным и инженерам Ирана по указке властей США.
  
  
Оценка: 7.66*6  Ваша оценка:
Связаться с программистом сайта.

Новые книги авторов СИ, вышедшие из печати:
О.Болдырева "Крадуш. Чужие души" М.Николаев "Вторжение на Землю"

Как попасть в этoт список

Кожевенное мастерство | Сайт "Художники" | Доска об'явлений "Книги"