- •2. Основное условие управляемости ядерного реактора и технические средствп управления.
- •3. Роль трития в ядерном оружии. Цели и физический смысл бустирования ядерного заряда.
- •1.Энергетический эквивалент массы. Энергия связи ядра и энергия связи на нуклон.
- •2. Процессы протекающие при подрыве ядерного взрывного устройства деления. Оценка времени существования надкритического состояния и времени набора поколений.
- •3. Трудности регулирования цепной реакции деления с использованием мгновенных нейтронов.
- •Нейтроны при делении:
- •1. Свойство насыщения ядерных сил и его следствия
- •2. Типы радиоактивного распада. Примеры.
- •3.Состав оружейного плутония. Требования к конструкции и эксплуатационному циклу реактора-наработчика, оценка его производительности по плутонию.
- •1. Зависимость энергии связи на нуклон от массы ядра (кривая Бете-Вайцзекера). Оценка по этой зависимости энерговыделения при делении.
- •2. Преимущества гетерогенной компоновки ядерного реактора.
- •3. Принципы количественной оценки риска создания ядерного оружия различными государствами.
- •1. Полуэмпирическая формула Бете-Вайцзекера для массы ядер. Физический смысл её слагаемых.
- •2. «Урановый путь» создания ядерного оружия, его сравнительные преимущества и недостатки и реализация в ядерных государствах.
- •4 Способа добычи урана:
- •3. Формула 4х сомножителей и ее упрощенние в случае гетерогенного реактора.
- •Общие сведения
- •1. Анализ делимости ядер и возможности достижения цепной ядерной реакции по параметрам потенциальных барьеров.
- •2. Физика эмиссии запаздывающих электронов деления.
- •3. Плутоний – 238, его основные свойства, каналы его образования при облучении урана в реакторе и роль в ядерном оружии.
- •1. Распределение продуктов деления по массам (оценка по капельной модели и эксперимент). Причины расхождения.
- •2. Полоний – бериллиевый нейтронный инициатор. Методы наработки полония. Проблемы обращения с полонием.
- •3. Количественная оценка энерговыделения при делении. Оценка сравнительной энергоёмкости урана и угля
- •1. Основные принципы безопасной эксплуатации реактора
- •2. Основные типы энергетических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, их преимущества и недостатки.
- •3. Преимущества и недостатки использования различных делящихся материалов ядерном оружии. Учет этих факторов в проблеме нераспространения.
- •2. Неоптимальное время включения нейтронного инициатора яву. «Проскок» и «хлопок», причины «хлопка».
- •3. Физика эмиссии запаздывающих электронов деления.
- •1. Физика эмиссии мгновенных нейтронов деления. Среднее число нейтронов на деление.
- •2. Системная роль ядерного оружия, его принципиальные отличия от иных вооружений.
- •3. Ксеноновое отравление ядерного топлива и «йодная яма». Самариевое зашлаковывание топлива. Проблемы, связанные с отравлением и зашлаковыванием, и способы их решения.
- •Учёт иодной ямы при проектировании
- •1. Факторы, влияющие на величину критической массы размножающей системы.
- •2. Энергетический выход ядерного взрывного устройства и оптимальное время включения нейтронного инициатора.
- •1. Понятие о ядерной реакции. Сечения взаимодействия, порядок его величины, его единицы.
- •2 Природные и искусственные ядерные материалы
- •3. Плутоний – 240, его свойства, каналы образования и роль в яо.
- •1. Упругое рассеяние и его основные закономерности в предельных случаях. Замедление нейтронов.
- •2. Ядерное оружие стран ‘ядерной пятерки’ (качественный обзор и системное назначение).
- •3. Изотопный состав и физические св-ва реакторного плутония. Оценка возможности использования реакторного плутония в ядерном оружии.
- •1.Эффективный коэффициент размножения нейтронов в однокомпанентной и многокомпанетных средах.
- •2. Временная схема физических процессов в ядерном взрывном устройстве. Роль нейтронного инициирования.
- •3. Назначение и типы замедлителей. Соотношение количества топлива и замедлителя в реакторе на тепловых нейтронах. Основные физические и эксплуатационные характеристики.
- •2. Плутониевый путь создания ядерного оружия и его реализация в различных странах.
- •3.Аэс с водо-водяными энергетическими реакторами (под давлением и кипящими). Физико-технические схемы, сравнительные преимущества и недостатки.
- •1. Основное уравнение радиоактивного распада. Связь между постоянной распада и периодом полураспада. Равновесное количество радиоактивного материала.
- •2. Тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки (назначение, устройства, материалы).
- •3. Особенности технологии плутония. Проблемы обращения с плутонием.
- •1. Пороговые и беспороговые реакции ядерного деления. Символьная запись, типичная энергетическая зависимость сечения, примеры.
- •2. Пригодность различных материалов и веществ для использования в качестве ядерного топлива. Причины исключительного значения урана-235 для ядерной энергетики.
- •3. Основные принципы действия и конструкции термоядерного взрывного устройства. Роль радиационного обжатия рентгеновским излучением инициатора ( с количественной оценкой энергии излучения)
- •1. Макроскопические сечения и коэффициент размножения в бесконечной размножающей среде Теория размножающих систем
- •2. Основные ядерно-физические свойства плутония. Физич принцип наработки и имеющиеся запасы оружейного Pu.
- •3. Аэс с канальным водо-графитовым реактором рбмк. Преимущества и недостатки в сравнении с аэс с реактором ввэр.
- •1. Уравнение скорости деления для бесконечной размножающей среды. Физический смысл его основных параметров.
- •2. Время жизни вторичного нейтрона в различных средах с учетом различных факторов( наличие либо отсутствие замедлителя, соотношение между реактивностью и долей запаздывающих нейтронов деления)
- •1. Основные принципы достижения цепного процесса в естественной смеси изотопов урана. Назначение отражателя.
- •2. Ядерное оружие Индии и Пакистана. Особенности ядерных статусов Израиля и кндр. Назначение и роль ядерных испытаний.
- •3. (N,z) карта нуклидов и ее основные области.
- •1. Время жизни вторичного нейтрона в различных средах. Причина необходимости высокого обогащения оружейного делящегося материала по урану-235 и плутонию-239.
- •2. Нейтронно-избыточные и нейтронно-дефицитные ядра. Типичные моды их распада.
- •3. Назначение и состав теплоносителя. Схемы теплосъёма и теплопередачи в реакторах различных типов.
- •Из вики, в принципе не очень важно, кому не надо смело удаляйте Общие сведения
- •1. Пушечная (ствольная) схема ядерного боеприпаса. Основной физический принцип. Инженерное оформление, материал, преимущества и недостатки.
- •3. Реактивность и запас реактивности. Роль запаса реактивности в управлении реактором.
- •1. Причины невозможности создания ядерного взрывного устройства на замедленных нейтронах. «Бомба-реактор» как пример тупиковой технологической ветви.
- •2. Аэс с водо-водяными энергетическими реакторами (под давлением и кипящими). Физико-технические схемы, сравнительные преимущества и недостатки.
- •3. Энергетические условия устойчивости ядер по отношению к α- и β– -распаду.
3. Количественная оценка энерговыделения при делении. Оценка сравнительной энергоёмкости урана и угля
То, что в реакции деления должна освобождаться энергия, следует из зависимости удельной энергии связи ядра (средней энергии связи нуклона в ядре) от массового числа А
Способы выд-я яд энергии:
1. Заставить слиться легк ядра (термояд энергетика)
2. Заставить тяж ядра разделиться
Ядро урана-238, поделившись пополам, выдел эн-ю: 0,8МэВ * 2(осколки) * 120(m) 200МэВ
Эта энергия выделяется в основном в виде кинетической энергии разлетающихся осколков. Осколки разлет с огромной скоростью. Если их затормозить, произойдет нагрев (перед тепл. Эн-ии при ударе)
0,8МэВ – выигрыш эн-ии на нуклон при дел-ии ядра урана-238
Общее условие энергетической выгодности деления:
Мя (ZF, NF)
Моск(1) (ZF, NF) + Моск (2)
Тяжел ядра связаны менее плотно => выгодно поделиться
Один килограмм низкообогащенного урана ( до 4 % по урану- 235 ), используемого в ядерном топливе, при полном расщеплении ядер урана-235 выделяет энергию, эквивалентную сжиганию примерно 100 тонн высококачественного каменного угля (2 больших вагона) или 60 тонн нефти (2 цистерны)
Билет 8
1. Основные принципы безопасной эксплуатации реактора
Δk<ß – условие управляемости реактором.
ß – доля запаздывающих нейтронов, Δk – реактивность (еще записывают как ρ), Δk=kэфф -1
для бомбы Δk>2, для реактора Δk малое
│Δk│< n*δk
δk – запас реактивности, δk=kэфф -1. !!Но, Δk и δk разные величины. С точки зрения чистой физики это одинаковые величины. Вспомним, откуда взяли δk: из конструкции материала реактора. Она вводится безотносительно к органам управления реактором!
2. Основные типы энергетических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, их преимущества и недостатки.
Сокращения в названиях реакторов отражают их назначение, а также важнейшие физико-технические и конструктивные особенности. Так, аббревиатура «ВВЭР-1000» означает « водо-водяной энергетический реактор» (РТН электрической мощностью 1000 МВт, где вода – и замедлитель, и теплоноситель). « РБМК -1000» означает «реактор большой мощности канальный электрической мощностью 1000 МВт», «БН» – «быстрый натриевый» (реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем).
Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) — серия двухцелевых канальных кипящих графито-водных ядерных реакторов, разработка которых велась в СССР, начиная с 1960-х годов и, по состоянию на 2009 год, продолжается и в России. После аварии на Чернобыльской АЭС реакторы этой серии стали в обиходе называться «реакторами чернобыльского типа». Вода – теплоноситель, графит – замедлитель, и вода превращается в пар непосредственно в активной зоне.
Достоинства
Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР, давление воды в первом контуре;
Не нужен бак
Графитовый р-р => обогащение топлива ниже
Нет дорогостоящих и сложных парогенераторов;
Нет принципиальных ограничений на размер активной зоны;
Более полное использование ядерного топлива;
БОльшая степень радиационной безопасности
Возможность наработки радионуклидов технического и медицинского назначения
Замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга.
Органы управления расположены сверху => удобнее управлять
Недостатки
образование локальных крит масс
графит горит => повышенная пожароопасность
Большое количество трубопроводов и различных вспомогательных подсистем, что требует наличия большого количества высококвалифицированного персонала;
Необходимость проведения поканальн
ого регулирования расходов, что может повлечь за собой аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал;
Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВЭР, связанная с большими размерами активной зоны и постоянно ведущимися перегрузками топлива в каналах.
ВВЭР (Водо-водяной энергетический реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор. Вода – и замедлитель, и теплоноситель.
Главная задача контейнера – предотвратить распространение радиоактивности во внешнюю среду в случае аварии. Сделан из бетона. Бак ВВЭР держит 160 атм.
Вода на выходе из ВВЭР уже не радиоактивна. Всего в РФ 31 энергоблок. (6 ВВЭР-440 и 9 ВВЭР-1000). 2/3 реакторов в мире – ВВЭР
Недостатки:
- бак нужно делать целиковым и тащить на строящиеся АЭС
- коэффициент использования установленной мощности (число дней работы р-ра/кол-во дней в году) не может быть более 90%. Перегрузка бака невозможна без остановки реактора.