Дилетантские вопросы по ядерному ракетному двигателю Зубрина:

[mr_gorsky]

Здравствуйте!

Я читаю статью Роберта Зубрина "Nuclear Salt Water Rockets: High Thrust at 10,000 sec ISP" и не могу понять много моментов.

В этой статье описывается двигатель в виде трубы со стенками из поглотителя нейтронов, в котором течет раствор солей урана. Если раствор неподвижен, то реактор сверхкритический, при увеличении же скорости движения раствора взрывной режим работы рактора сменяется "ядерным горением". Нейтронное поле для этого случая описывается экспоненциально растущей функцией от продольной переменной реактора (назовем ее z). Обычно растущие на бесконечности решения нефизичны, однако здесь поток нейтронов направлен не с бесконечности к началу реактора, а наоборот. это получается благодаря тому, что поток воды немного задерживает нейтроны, идущие против течения. В реальности вода на некотором расстоянии от начала реактора закипает, в этой зоне рождаются быстрые нейтроны, для которых слишком мало сечение захвата. По-видимому, реакция в "зоне ядерного горения" идет за счет притока медленных нейтронов из раствора выше по течению.

В статье описан лишь стационарный режим реактора без способа его запуска и приведения к такому состоянию. Анализ критичности реактора в статье не проводился и по-видимому, сложен из-за несамосопряженности оператора диффузии при наличии конвекции. Модель в статье представляет собой статическое уравнение диффузии медленных нейтронов (с конвекционным членом) в полубесконечном цилиндре, т.е. не учитывает, что на некотором расстоянии от начала реактора вода сменяется горячей плазмой. Т.к. уравнение однородно, решение - нейтронное поле - определено с точностью до умножения на константу.

Вопрос специалистам: как тогда посчитана тепловая мощность двигателя (и УИ)? Сам Зубрин пишет об этом так:

If there was complete fission yield of the U235 in solution, the total energy content of the fluid would be about 3.4 x 10^12 J/kg. If it is assumed, instead, that the actual yield is only 0.1%, (perhaps up to 0.2% at the centre of the propellant column, down to zero at the edge), this will not significantly affect the value of the material buckling during the burn. The energy content of the detonating fluid is then 3.4 x 10^9 J/kg. Assuming a nozzle efficiency of 0.8, this results in an exhaust velocity of 66,000m/s, or a specific impulse of 6,730 seconds. The total jet power output of the engine is 427,000 MW, and the thrust is 12.9 MN or 2.9 Mb.

Можно ли доверять этим выкладкам и откуда взялись все эти проценты? Интуиция (которая часто обманывает меня) подсказывает, что вода на конце может просто превратиться в пар и все.

[mihalchuk]

Если не вдаваться в математику, то по сути предлагается вид газофазного ядерного реактора с весьма протяжёнными стенками. Но в том-то и проблема ГФЯРД - удержание плазмы и охлаждение стенок.

[mr_gorsky]

mihalchuk пишет:
Если не вдаваться в математику, то по сути предлагается вид газофазного ядерного реактора с весьма протяжёнными стенками. Но в том-то и проблема ГФЯРД - удержание плазмы и охлаждение стенок.

Кстати, когда-то я видел на форуме критику расчетов критичности самих ГфЯРД в некоторых старых статьях.

Есть некоторые отличия. Конструктивно NSWR проще ГфЯРД.

В ГфЯРД твэл плазменный и требует для своей работы наличия замедлителей-отражателей нейтронов и внешнего твердофазного контура в качестве источника медленных нейтронов. Помимо нейтронов этот конур вырабатывает много лишнего тепла, то же самое с замедлителями-отражателями. При высоких УИ регенеративное охлаждение не справляется с уносом тепла от твердофазной части. Также в ГфЯРД стараются сохранять делящийся материал и придумывают разные методы (прозрачная кварцевая стенка, центробежные силы, магнитное поле) для его отделения от рабочего тела.

В NSWR рабочее тело одновременно является твэлом, поэтому вторая проблема просто не возникает. Проблема защиты стенок решается так: стенки отделены от потока раствора солей урана слоем чистой воды, сами стенки поглощают нейтроны. Поэтому внутри реактора интенсивность ядерных реакций в окрестности стенок близка к нулю. Чистая вода (возможно, другой охладитель) используется для защиты сопла от тепла, идущего из ядерного факела. Впрочем, охладителем это можно назвать с большой натяжкой, потому что защита стенок идет не только за счет уноса тепла, но и за счет низкой теплопроводности защитного слоя.

Такая защита в статье не была рассчитана, и неизвестен расход воды на это. Может оказаться, что расход такой большой, что средняя скорость истечения газов будет малой.

[Татарин]

mr_gorsky пишет:
В этой статье описывается двигатель в виде трубы со стенками из поглотителя нейтронов, в котором течет раствор солей урана. Если раствор неподвижен, то реактор сверхкритический, при увеличении же скорости движения раствора взрывной режим работы рактора сменяется "ядерным горением". Нейтронное поле для этого случая описывается экспоненциально растущей функцией от продольной переменной реактора (назовем ее z). Обычно растущие на бесконечности решения нефизичны, однако здесь поток нейтронов направлен не с бесконечности к началу реактора, а наоборот. это получается благодаря тому, что поток воды немного задерживает нейтроны, идущие против течения. В реальности вода на некотором расстоянии от начала реактора закипает, в этой зоне рождаются быстрые нейтроны, для которых слишком мало сечение захвата. По-видимому, реакция в "зоне ядерного горения" идет за счет притока медленных нейтронов из раствора выше по течению.

Именно так. 

Красота конструкции в том, что неравномерность энерговыделения обеспечивается тем, что время пролёта топлива через зону критичности сравнимо со временем термализации нейтрона. Принципиально тут то, что реактор достигает критичности на мгновенных нейтронах, и единственное, что его удерживает от неограниченного разгона - постоянный вынос нейтронов в сопло вместе с рабочим телом.
Пик деления (и энерговыделения) не совпадает с таковым в стационарном реакторе и по задумке должен происходить уже в сопле. 

Из этого вытекает отличие идеи от классического ракетного двигателя (который расширяет рабочее тело в сопле после камеры сгорания, где достигается наибольшие температура и давление). В двигателе Зубрина расширение и получение работы происходит в "тепловом сопле", с непрерывным подводом тепла к рабочему телу (от продолжающего деления урана). Поскольку рабочее тело расширяется в вакуум, то неограниченный подвод тепла к рабочему телу может дать (сфероконически) неограниченный удельный импульс при вполне конечной температуре.
Это же позволяет держать температуру приемлимой: в пристеночных зонах сопла энерговыделение меньше, чем в центре, но газ всё так же расширяется. Поэтому привычные методы завесного охлаждения должны работать замечательно.

[mr_gorsky]

Татарин пишет:
Из этого вытекает отличие идеи от классического ракетного двигателя (который расширяет рабочее тело в сопле после камеры сгорания, где достигается наибольшие температура и давление). В двигателе Зубрина расширение и получение работы происходит в "тепловом сопле", с непрерывным подводом тепла к рабочему телу (от продолжающего деления урана). Поскольку рабочее тело расширяется в вакуум, то неограниченный подвод тепла к рабочему телу может дать (сфероконически) неограниченный удельный импульс при вполне конечной температуре.
Это же позволяет держать температуру приемлимой: в пристеночных зонах сопла энерговыделение меньше, чем в центре, но газ всё так же расширяется. Поэтому привычные методы завесного охлаждения должны работать замечательно.

При неограниченном подводе тепла и неограниченном сопле может быть (я не буду говорить про скорость света, и ограниченное энерговыделение даже при 100% распаде), но где взять двигатель бесконечной тепловой мощности? Об этом и был мой первый вопрос: из каких соображений посчитана тепловая мощность? При расширении плазмы в сопле падает концентрация делящегося вещества и даже на медленных нейтронах (если бы их было много) реакция деления затухает. Фактически, "ядерное горение" может происходить в узкой области, пока еще медленные нейтроны из потока жидкости выше по течению не рассеялись, а плазма достаточно плотная.

Методы завесного охлаждения работают, может быть, и замечательно в отсутствие перемешивания и без учета лучистого переноса тепла (и переноса тепла с потоком нейтронов). Вроде как последний фактор накладывает теоретические верхние ограничения в 20-30 км/c на УИ для ГфЯРД (повысить УИ дальше можно только с холодильниками-излучателями), где водород, кстати, точно так же разделяет ядерный факел и стенки.

[mihalchuk]

Татарин пишет:
Красота конструкции в том, что неравномерность энерговыделения обеспечивается тем, что время пролёта топлива через зону критичности сравнимо со временем термализации нейтрона. Принципиально тут то, что реактор достигает критичности на мгновенных нейтронах, и единственное, что его удерживает от неограниченного разгона - постоянный вынос нейтронов в сопло вместе с рабочим телом.
Пик деления (и энерговыделения) не совпадает с таковым в стационарном реакторе и по задумке должен происходить уже в сопле.

Хотелось бы оценить время задержки и пересчитать его в метры из скорости истечения.

[mr_gorsky]

Если вернуться к нейтронному анализу, то тут интересные вещи обнаруживаются. Известно, что условие, при котором режим "ядерного горения" был возможен, совпадает с условием критичности или сверхкритичности реактора при остановке течения. Т.е. чтобы было ядерное горение, реактор должен иметь достаточный диаметр, чтобы взрываться при остановке течения раствора.

Теперь зададимся поиском экспоненциально растущих по времени решений, настолько же физичных, что и у Зубрина: хотя нейтронное поле может расти на бесконечности по продольной координате реактора, но при этом поток нейтронов обязан идти из реактора наружу, а не наоборот. В противном случае решение нефизично (требует бесконечного притока нейтронов извне). У Зубрина, напомню, найдено статическое решение. Если окажется, что существуют аналогичные экспоненциально растущие решения, то реактор с близкой к 1 вероятностью взорвется.

Оказалось, что условие, при котором таких экспоненциально растущих решений нет, совпадает с условием критичности или подкритичности реактора при остановке течения.

Складывая все условия вместе, получаем, что для того, чтобы двигатель работал и не взрывался, требуется, чтобы при отсутствии течения он был в точности критичным (на тепловых нейтронах). Но тогда все разговоры о том, что реактор там достигает критичности на мгновенных (!) нейтронах и все остальное, наверное, теряют смысл.

Если же мы говорим о том, что без течения реактор сильно сверхкритичен (как и говорит Зубрин, когда описывает легкость запуска такого двигателя - "There should be no ignition problem, as the chamber is supercritical.", мы тем самым допускаем, что легко может реализоваться режим ядерного горения, при котором плотность нейтронов начнет экспоненциально расти по времени любой (!) точке реактора. Т.е. реактор разгоняется по всей своей длине. Ну тем самым будет паровой взрыв  

[Andrey]

mr_gorsky пишет:

If there was complete fission yield of the U235 in solution, the total energy content of the fluid would be about 3.4 x 10^12 J/kg. If it is assumed, instead, that the actual yield is only 0.1%, (perhaps up to 0.2% at the centre of the propellant column, down to zero at the edge), this will not significantly affect the value of the material buckling during the burn. The energy content of the detonating fluid is then 3.4 x 10^9 J/kg. Assuming a nozzle efficiency of 0.8, this results in an exhaust velocity of 66,000m/s, or a specific impulse of 6,730 seconds. The total jet power output of the engine is 427,000 MW, and the thrust is 12.9 MN or 2.9 Mb.

Можно ли доверять этим выкладкам и откуда взялись все эти проценты? Интуиция (которая часто обманывает меня) подсказывает, что вода на конце может просто превратиться в пар и все.

Эти проценты взяты из воздуха.
Зубрин их никак не доказывает.
Он говорит: если предположить что 0.1% урана поделится и КПД сопла будет 80% то будет такой-то удельный импульс.
А чтобы узнать сколько урана поделится нужно все это дело численно моделировать.
Без моделирования все эти решения ни о чем.
  

[mihalchuk]

кпд сопла - 80%? Ну-ну. Смотрим - у газа на входе в сопло уже высокая скорость, + очень высокая скорость на выходе, да ещё в сопле реакция идёт - сопло получится весьма протяжённым для такого кпд. Чем охлаждать? Там как бы 10% не вышло. Правда, есть вариант магнитного сопла, но при таких энергиях плазмы он не спасает.

[mr_gorsky]

Andrey пишет:
Он говорит: если предположить что 0.1% урана поделится и КПД сопла будет 80% то будет такой-то удельный импульс.
А чтобы узнать сколько урана поделится нужно все это дело численно моделировать.
Без моделирования все эти решения ни о чем.

Хотел бы сказать "вот и я о чем!". Но есть фраза " this will not significantly affect the value of the material buckling during the burn". Дело тут в том, что уравнение диффузии нейтронов однородно и  решение определено с точностью до константы. Т.е. в этой модели какой мы захотим сделать плотность нейтронов и интенсивность цепных реакций - такой она и будет. Как этого добиться, как придти к таком режиму реактора - отдельный вопрос. Но если мы сделаем интенсивность слишком большой, то из-за энерговыделения плазма в зоне ядерного горения слишком раскалится и сильно упадет размножающий коэффициент в уравнении диффузии (material buckling, не знаю, как это на русском, он зависит от сечения захвата ядер урана, ядер остальных веществ, и их соотношения, и коэффициента размножения нейтронов). Тогда реакция начнет затухать и придет в состояние с меньшим энерговыделением. Вероятно, здесь использованы просто справочные знания, при каких предельных температурах material buckling сохраняет хотя бы тот же порядок.

mihalchuk пишет:
кпд сопла - 80%? Ну-ну. Смотрим - у газа на входе в сопло уже высокая скорость, + очень высокая скорость на выходе, да ещё в сопле реакция идёт - сопло получится весьма протяжённым для такого кпд. Чем охлаждать? Там как бы 10% не вышло. Правда, есть вариант магнитного сопла, но при таких энергиях плазмы он не спасает.

Сами размеры потока раствора соли урана, кстати, скромные. 10 см в диаметре и 50 в длину (первая величина определяется однозначно из нейтронного анализа, вторая в статье опять-таки взята "на глазок"). Для сравнения, длина свободного пробега быстрых нейтронов в воде примерно сантиметров 10. В плазме скорее всего реакция идет не за счет быстрых нейтронов, родившихся там же, а за счет медленных нейтронов "выше по течению". Однако, часть быстрых нейтронов из зоны ядерного горения улетают обратно в водяной столб, там замедляются, захватываются, и через несколько поколений в зону ядерного горения возвращаются уже медленные нейтроны.

[Andrey]

mr_gorsky пишет:

Andrey пишет:
Он говорит: если предположить что 0.1% урана поделится и КПД сопла будет 80% то будет такой-то удельный импульс.
А чтобы узнать сколько урана поделится нужно все это дело численно моделировать.
Без моделирования все эти решения ни о чем.

Хотел бы сказать "вот и я о чем!". Но есть фраза " this will not significantly affect the value of the material buckling during the burn". Дело тут в том, что уравнение диффузии нейтронов однородно и решение определено с точностью до константы. Т.е. в этой модели какой мы захотим сделать плотность нейтронов и интенсивность цепных реакций - такой она и будет. Как этого добиться, как придти к таком режиму реактора - отдельный вопрос. Но если мы сделаем интенсивность слишком большой, то из-за энерговыделения плазма в зоне ядерного горения слишком раскалится и сильно упадет размножающий коэффициент в уравнении диффузии (material buckling, не знаю, как это на русском, он зависит от сечения захвата ядер урана, ядер остальных веществ, и их соотношения, и коэффициента размножения нейтронов). Тогда реакция начнет затухать и придет в состояние с меньшим энерговыделением. 

Лично я не вижу никаких обоснований 0.1% выгоранию в статье.
В статье этот коэффициент появляется ниоткуда.

 Вероятно, здесь использованы просто справочные знания, при каких предельных температурах material buckling сохраняет хотя бы тот же порядок. 

Тайные знания автора. Ну-ну.

[Татарин]

mr_gorsky пишет: 
При неограниченном подводе тепла и неограниченном сопле может быть (я не буду говорить про скорость света, и ограниченное энерговыделение даже при 100% распаде), но где взять двигатель бесконечной тепловой мощности? Об этом и был мой первый вопрос: из каких соображений посчитана тепловая мощность? При расширении плазмы в сопле падает концентрация делящегося вещества и даже на медленных нейтронах (если бы их было много) реакция деления затухает. Фактически, "ядерное горение" может происходить в узкой области, пока еще медленные нейтроны из потока жидкости выше по течению не рассеялись, а плазма достаточно плотная.

Методы завесного охлаждения работают, может быть, и замечательно в отсутствие перемешивания и без учета лучистого переноса тепла (и переноса тепла с потоком нейтронов). Вроде как последний фактор накладывает теоретические верхние ограничения в 20-30 км/c на УИ для ГфЯРД (повысить УИ дальше можно только с холодильниками-излучателями), где водород, кстати, точно так же разделяет ядерный факел и стенки.

Так ведь почти всё последнее поколение нейтронов делит материал в сопле. Даже если топливо в сопле уже подкритично, это ни на что не влияет: нейтроны уже есть. А следующего поколения их всё равно уже не будет: они просто не успеют термализоваться до того, как всё это вылетит в космос. Даже если К<<1 единицы, энерговыделение будет идти. Грубо, ИМХО, можно считать, что энерговыделение в сопле будет К*время_термализации/время_пролёта_топлива.

Плотность плазмы тут почти что неважна: есть смесь урановой плазмы и нейтронного газа, которые реагируют, критичность пигу. 

___

По завесному охлаждению, лучевому нагреву и т.п.: в классическом РД мы сначала греем рабочее тело до максимально возможной температуры с повышением давления, затем выпускаем через сопло. ГфЯРД не исключение. Поэтому в "классике" ограничения на скорость истечения более жёсткие - вот этой самой максимальной температурой. Дальше при расширении в сопле температура газа быстро падает, но профита с этого нам никакого, УИ ограничен температурой самой горячей зоны - КС.

В тепловом сопле подвод тепла одновременно с расширением. Расширение идёт с совершением работы и остыванием газа, а подвод тепла это компенсирует (в нашем случае - с лихвой). Поэтому при той же самой максимальной температуре мы можем получить много бОльший УИ.

[Татарин]

mr_gorsky пишет:  Но если мы сделаем интенсивность слишком большой, то из-за энерговыделения плазма в зоне ядерного горения слишком раскалится и сильно упадет размножающий коэффициент в уравнении диффузии 

Он не успеет. И не сумеет. 
У нас К превышает единицу много больше, чем на бету. МНОГО больше. Поэтому допплеровское падение реактивности нас, конечно, сколько-то волнует, но не то чтобы очень. Мы изначально строим АЗ так, чтобы даже при ожидаемой температуре топлива иметь разгон на мгновенных нейтронах.
Мы ограничены температурой (пока топливо не улетело в сопло), но не нейтронным балансом. У нас же вообще нет надобности экономить нейтроны и уран, мы сразу, заранеее согласились с крайне неэффективным их расходом.

[mr_gorsky]

Татарин пишет:
Мы изначально строим АЗ так, чтобы даже при ожидаемой температуре топлива иметь разгон на мгновенных нейтронах.

На мгновенных нейтронах. С астрономическими размерами камеры.

Татарин пишет:
У нас К превышает единицу много больше, чем на бету. МНОГО больше.

Если приток нейтронов из жидкости выше по течению огромен, это означает, что интенсивность ядерных реакций там такова, что эта жидкость должна быть плазмой, а не жидкостью. Про рассеяние этих нейтронов (если бы они были) в твердых (пока) конструкциях реактора даже не буду говорить.

Татарин пишет:
Дальше при расширении в сопле температура газа быстро падает, но профита с этого нам никакого, УИ ограничен температурой самой горячей зоны - КС.

Татарин пишет:

В тепловом сопле подвод тепла одновременно с расширением. Расширение идёт с совершением работы и остыванием газа, а подвод тепла это компенсирует (в нашем случае - с лихвой). Поэтому при той же самой максимальной температуре мы можем получить много бОльший УИ.

В ГфЯРД то же самое легко бы реализовалось)) Рабочее тело расширяется в сопле, подвод тепла осуществляется световым излучением из ядерного факела. В центре ядерного факела там тоже температуры много выше предельных температур, которые способны выдержать материалы.

[mihalchuk]

Татарин пишет:

По завесному охлаждению, лучевому нагреву и т.п.: в классическом РД мы сначала греем рабочее тело до максимально возможной температуры с повышением давления, затем выпускаем через сопло. ГфЯРД не исключение. Поэтому в "классике" ограничения на скорость истечения более жёсткие - вот этой самой максимальной температурой. Дальше при расширении в сопле температура газа быстро падает, но профита с этого нам никакого, УИ ограничен температурой самой горячей зоны - КС.

В тепловом сопле подвод тепла одновременно с расширением. Расширение идёт с совершением работы и остыванием газа, а подвод тепла это компенсирует (в нашем случае - с лихвой). Поэтому при той же самой максимальной температуре мы можем получить много бОльший УИ.

Чтобы было понятно всем: без завесы температура газа на стенке равна температуре торможения. В классическом сопле эта температура равна температуре в камере сгорания. К тепловому потоку от газа добавляется поток излучения, которым в обычном ЖРД часто можно пренебречь, причём этот поток может уменьшать общий поток тепла в систему охлаждения. В рассматриваемом случае тепловой поток от излучения может быть существенным и даже основным фактором тепловой нагрузки на сопло. Получить большой УИ можно, но высокий КПД сопла - нереально. Температура торможения будет гораздо выше температуры плавления стенок, на большое сопло рабочего тела для завесы не наберёшься, излучение - чистые потери. На уровне зоны реакции всё ещё благоприятно - основное выделение тепла в центре струи, но дальше-то и начнутся проблемы. Думаю, кпд 30% будет большой удачей.

[Татарин]

mr_gorsky пишет:

Татарин пишет:
Мы изначально строим АЗ так, чтобы даже при ожидаемой температуре топлива иметь разгон на мгновенных нейтронах.

На мгновенных нейтронах. С астрономическими размерами камеры.

Но почему с "астрономическими размерами"?
Сама АЗ (там, где происходит "накопление" нейтронов) может быть относительно компактна.

Если приток нейтронов из жидкости выше по течению огромен, это означает, что интенсивность ядерных реакций там такова, что эта жидкость должна быть плазмой, а не жидкостью.

Невозможно это опровергнуть, пока мы не определимся, что такое "огромен".
Да, на выходе из АЗ там должна быть уже плазма.
Тут на нас играет тот факт, что завесное охлаждение получается естественным образом: плотность энерговыделения сильно неравномерна, и максимум приходится именно на центр.
Оно же (не полностью, но во многом) решает проблему лучевого теплопереноса: соли будут поглощать излучение. С заданной нами расчётной интенсивностью в начале (это регулируется оптически непрозрачными добавками) и безальтернативно почти полностью на выходе. Там, где пойдёт УФ (скажем, при 12кК максимум придётся на запретный для воды 270нм) пристеночный раствор (жидкость или газ) будут непрозрачным, что бы мы ни делали.

Теперь давайте грубо оценим сравнительное энерговыделение. На каждые ~150МэВ энергии мгновенной энергии осколков у нас приходится 2.3-2.5 (в зависимости от топлива и спектра) нейтрона суммарной энергией 8МэВ и ~20МэВ "запаздывающей" энергии распада сверхкороткоживущих и запаздывающего деления.
Эта запаздывающая энергия не мучает нас в АЗ, но она поможет нам уже в сопле.
Грубо можно считать, что в (подкритичном) сопле выделится ещё 150-300% от энергии, выделившейся в АЗ. Рабочее тело/топливо в АЗ обладает поглощает 4-5МДж/кг при нагреве до 100С и до 8МДж при нагреве до 10кК.

Про рассеяние этих нейтронов (если бы они были) в твердых (пока) конструкциях реактора даже не буду говорить.

Вы постоянно смотрите на стационарный вариант. А у нас динамический: конструкции реактора охлаждаются тем же топливом.

 

В ГфЯРД то же самое легко бы реализовалось)) Рабочее тело расширяется в сопле, подвод тепла осуществляется световым излучением из ядерного факела. В центре ядерного факела там тоже температуры много выше предельных температур, которые способны выдержать материалы.

У "обычного" ГфЯРД очень большая проблема с плотностью топлива в АЗ и достижением критичности.
Идея Зубрина (тот же самый ГфЯРД и есть, как ни крути) решает этот вопрос за счёт динамики: критичность и плотность у нас в одном месте, а энерговыделение, газ и плама - в другом, подальше от конструкций реактора.

[Татарин]

mihalchuk Получить большой УИ можно, но высокий КПД сопла - нереально. Температура торможения будет гораздо выше температуры плавления стенок, на большое сопло рабочего тела для завесы не наберёшься, излучение - чистые потери. На уровне зоны реакции всё ещё благоприятно - основное выделение тепла в центре струи, но дальше-то и начнутся проблемы. Думаю, кпд 30% будет большой удачей.

В случае "свистка Зубрина" обсуждать КПД вообще не имеет никакого смысла. Даже при выгорании топлива в 0.1% (довольно оптимистичном, сразу скажем , запас по энергии - ТЫСЯЧЕКРАТНЫЙ.

Почти любые термодинамические потери на этом фоне совершенно теряются.
Ничтожное повышение выгорания даст прирост УИ куда бОльший, чем повышение термодинамического КПД сопла.

[mihalchuk]

Татарин пишет:

В случае "свистка Зубрина" обсуждать КПД вообще не имеет никакого смысла. Даже при выгорании топлива в 0.1% (довольно оптимистичном, сразу скажем    ), запас по энергии - ТЫСЯЧЕКРАТНЫЙ.    

Почти любые термодинамические потери на этом фоне совершенно теряются.
Ничтожное повышение выгорания даст прирост УИ куда бОльший, чем повышение термодинамического КПД сопла.

Оно, конечно, так, но что такое тысячекратный запас? Это рост УИ в лучшем случае в 30 раз. Если КПД сопла в 3 раза ниже, скажем, не 60, а 20%, то семнадцатикратный УИ. Добавим всяческие потери, непогашенную ионизацию ионов солей, атомную массу элементов и их физические свойства, оптимизма-то поубавится.
Это, конечно, много, но , думаю, при тысячекратном выделении речи о сопле быть не может, будет либо отражатель, либо открытая магнитная ловушка.

[Andrey]

Татарин пишет: 

Теперь давайте грубо оценим сравнительное энерговыделение. На каждые ~150МэВ энергии мгновенной энергии осколков у нас приходится 2.3-2.5 (в зависимости от топлива и спектра) нейтрона суммарной энергией 8МэВ и ~20МэВ "запаздывающей" энергии распада сверхкороткоживущих и запаздывающего деления.
Эта запаздывающая энергия не мучает нас в АЗ, но она поможет нам уже в сопле.
Грубо можно считать, что в (подкритичном) сопле выделится ещё 150-300% от энергии, выделившейся в АЗ. Рабочее тело/топливо в АЗ обладает поглощает 4-5МДж/кг при нагреве до 100С и до 8МДж при нагреве до 10кК. 

Если воду перевести в пар при 100 С надо 2.5 МДж/Кг.
Если добавить потом еще 2.5*3=7.5 МДж/Кг получим пар при температуре порядка 1500 С.
Удельный импульс даже до химии не дотянет.

[Andrey]

Уровень энергосодержания 10 МДж/кг, при КПД сопла 50%, дает удельный импульс 3200 м/с.
 3200 м/с такой импульс дают кислород-керосиновые ЖРД.
Если увеличить до 100 МДж/кг удельный импульс будет порядка 10 км/с.
Это уровень ТФЯРД.
Что, по моему, явно мало.
Нужно еще на порядок больше 1 ГДж/кг и удельный импульс порядка 30 км/с.
Только тогда есть смысл в подобном двигателе.