- •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. Ксеноновое отравление ядерного топлива и «йодная яма». Самариевое зашлаковывание топлива. Проблемы, связанные с отравлением и зашлаковыванием, и способы их решения.
Опыт Ферми: реактор работал двое суток, затем остановили. Запустили затем через 12 часов – не заработал, а через трое суток заработал.
Ио́дная я́ма, или ксено́новая я́ма — состояние реактора после выключения либо снижения его мощности, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона (135Xe, T1\2= 9,14 часа), образующегося в результате радиоактивного распада изотопа иода (135I, T1\2=6,57 часа). Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1—2 суток).
Наличие иодной ямы является одним из проявлений т. н. отравления реактора и делает крайне невыгодной работу АЭС в режиме постоянно меняющейся выходной мощности.
Причины образования
В процессе деления ядер урана, во время работы реактора, среди прочих продуктов деления образуется радиоактивный изотоп иода 135I (T1\2= 6,57 часа). В результате β-распада он превращается в изотоп ксенона 135Xe (T1\2= 9,14 часа),тоже радиоактивен, хорошо поглощает нейтроны. Поглощённые им нейтроны, очевидно, не могут участвовать в цепной реакции деления урана, поэтому, присутствие 135Xe снижает запас реактивности реактора. В реакторе, работающем на большой мощности, убыль 135Xe определяется его радиоактивным распадом и «выгоранием» в результате захвата нейтронов.≈
После выключения реактора плотность потока нейтронов φ≈0 в АЗ. Изменение концентрации 135Xe в АЗ выключенного реактора определяется разницей в скоростях β-распада 135I и 135Xe. За 1 с в 1 м³ ядерного топлива возникает λINI и убывает λXeNXe ядер 135Xe. Если активность 135I больше активности 135Xe (λINI > λXeNXe), то концентрация 135Xe в активной зоне растёт, и наоборот.
Равновесная концентрация 135I N0I в работающем реакторе пропорциональна величине φ, в то время как равновесная концентрация 135Xe N0Xe мало зависит от неё при φ>1017 нейтр./(м²·с). Вследствие этого, при плотности потока φ>1017 нейтр./(м²·с) величина N0I становится больше N0Xe. Так как постоянная распада λI > λXe, то в некотором интервале времени после выключения реактора λI > λXe. Поэтому концентрация 135Xe в выключенном реакторе вначале растёт до тех пор, пока активности 135I и 135Xe не станут равными (то есть до выполнения условия векового равновесия). После этого распад 135I уже не компенсирует убыль 135Xe, и концентрация последнего начинает уменьшаться вместе с иодом.
Зависимость концентрации 135Xe (1) и реактивности (2) после выключения реактора. (До выключения реактора плотность потока нейтронов была =1018 нейтр./(м²·с).)
На рисунке показано изменение концентрации NXe(t) и реактивности δk выключенного реактора, если плотность потока φ в работающем реакторе равна φ=1018 нейтр./(м²·с). Максимальное отравление, наступающее через 11 ч после выключения реактора, возрастает с увеличением плотности потока нейтронов φ.
Реактивность выключенного реактора сначала падает, достигая минимума при максимальной концентрации ксенона, а затем увеличивается. Кривая изменения реактивности имеет вид ямы, а увеличение отравления после выключения реактора связано с накоплением 135I в работающем реакторе. Поэтому действие отравления на реактивность выключенного реактора называют иодной ямой. Она не наблюдается в реакторах с плотностью потока нейтронов φ<1017 нейтр./(м²·с).
Накопление Xe – ксеноновое отравление (δk→0), ведет к остановке реактора, т.к. большое сечение поглощения тепловых нейтронов (Ϭ).
Самариевое зашлаковывание
Используется для управления реакторами, так как сечение захвата тепловых нейтронов для природного самария > 6800 барн. Самарий, в отличие от других элементов с высоким сечением захвата (бор, кадмий) «не выгорает» в реакторе, поскольку при интенсивном нейтронном облучении образуются дочерние изотопы самария, которые также обладают очень высоким сечением захвата нейтронов. Самым высоким сечением захвата тепловых нейтронов среди изотопов самария (в природной смеси) обладает самарий-149 (41000 барн). В атомной промышленности используется окись (специальные эмали и стекла), гексаборид и карбид (регулирующие стержни), борат самария.
Способы решения
Чаще перегружать, чтобы избегать зашлаковывания
Перегрузку делать на ходу, для этого нужен канальный реактор.
Именно так устроены реакторы для наработки оружейного Pu