- •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.
2 Природные и искусственные ядерные материалы
Ядерные материалы - это материалы, содержащие или способные воспроизвести делящиеся (расщепляющиеся) ядерные вещества
Природные – U 238, уран содержащие ядра U235, TH232
Исскуственные – PU 239, U233,
Делящихся веществ, имеющих практическое значение и применение, всего два - это изотоп урана - уран-235 (оружейный уран) и изотоп плутония - плутоний-239 (оружейный плутоний). При этом уран-235 является природным изотопом, а плутоний-239 - искусственным: химического элемента плутония в природе нет (тем более его оружейного изотопа).
Наибольшее применение имеет изотоп урана 235U, в котором возможна самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция. Поэтому этот изотоп используется как топливо в ядерных реакторах, а также в ядерном оружии . Выделение изотопа U235 из природного урана — сложная технологическая проблема, (см. разделение изотопов).
Изотоп U238 способен делиться под влиянием бомбардировки высокоэнергетическими нейтронами, эту его особенность используют для увеличения мощности термоядерного оружия (используются нейтроны, порождённые термоядерной реакцией).
В результате захвата нейтрона с последующим β-распадом 238U может превращаться в 239Pu, который затем используется как ядерное топливо.
Уран-233, искусственно получаемый в реакторах из тория (торий-232 захватывает нейтрон и превращается в торий-233, который распадается в протактиний-233 и затем в уран-233), является ядерным топливом для атомных электростанций и производства атомных бомб (критическая масса около 16 кг).
На самом деле торий-природный ядерный материал. в природе он существует в виде ThF4. запасов тория в природе в 3-4 раза больше, чем урана. отсюда вывод: надо научиться использовать эффективно торий как ядерное топливо(цепочка превращения его в уран 233). но есть проблемы:добыча тория стоит дороже добыча урана + уран 233-интенсивный излучатель гамма и альфа излучений.
Уран-233 также является наиболее перспективным топливом для газофазных ядерных ракетных двигателей.
3. Плутоний – 240, его свойства, каналы образования и роль в яо.
240Pu – основной изотоп, загрязняющий оружейный 239Pu.
Наличие всего 1% производит так много нейтронов, что пушечная схема неработоспособна и для эффективной бомбы требуется имплозия.
В стандартном оружии содержится не > 6,5% 240Pu
Более высокие уровни приводят к предетонации даже при быстрой имплозии. Это балласт, дает слишком много тепла.
240Pu хорошо делится. T1/2= 6500 лет.
238U + n → 239U → 239Np → 239Pu + n → 240Pu
Билет 13
1. Упругое рассеяние и его основные закономерности в предельных случаях. Замедление нейтронов.
Нейтрон и ядро взаимодействуют как бильярдные шары – реакция упругого рассеивания, соуд частицы не меняют св-в происходит перераспределение
En(1)= En En(2)= En –E’n (потерянная при соударении)
до реакции после реакции
EA(1)= 0 EA(2)= E’n
ядро
mn(1)= mn(2) c(2) MA (2) = c(2) MA (2)
внутреннее состояние нейтрона масса покоя ядра мишени
меняться не может внутренняя энергия не измен => упругое рассеяние
шар, который больше
n
тяж, мягкий
Считаем, что t взаимодействия = 0
на какой-то момент взаимодействия 2 шара образуют общую систему
Энергия (внутр) диссипир-ся в тепло. При таком взаимодействии изменяется внутр энергия шара взаимодействия
En = EA(кин) + En ’ + E* при En’ < En
Составное (compound) ядро
Сколько времени живет такая составная система (ядерн)? – 10-17 с
n +A (z,N) A* (z, N+1)(нагрет(возбужденное) состояние системы)
Предположим A>>1 (n мал, ядро большое) =>
Исключается кинематическая составляющая. Ядро мишень останется на листе при соударении.
Что мешает ядерной энергетике? – реакция , которая отъедает нужные нам n
Девиз: «береги нейтроны» (когда коробки стоят криво)
Рассмотрим реакцию как черный ящик
Вход: n + A (z,N) выход: A* (z, N+1)
Поначалу это ядро получило возбуждение, но по условию осталось прежним (как-то выкинуло возбуждение)
Получается: ядро сохранило нуклонный состав => никакого распада нет ->
Как убрать возбуждение? – яд j- излучение
n + A(z,N) -> A (z, N+1) + j
Резонансное упругое рассеяние (РУР) – реакция, когда ядро съедает, потом выплевывает n
δупр р
РУР (n попадает внутрь ядра)
При РУР En - одинакова: En(1) = En(2) А >>1
n в ядро не залетает, отскакивает
классическое упругое рассеяние En
(n не попадает внутрь ядра: шарик с шариком)
Можно ли на 1 съеденный n получить 2?
на ядро бросили n 2n кот хотим получить
С2Мя(z, N) + c2mn + En(кинет) = С2 М(z, N-1) + 2 c2mn +E
Как доказать ответ? (по аналогу)
Считать En для соседних ядер одинаковой
Ответ:
c2mn
+
En = En + c2mn
+E*
1.) E* = En – En
2.) En= E*+ En
При En < E*+ En реакция не пойдет – пороговая эндотермическая реакция
Выход Е будет <, чем был затрачен
Эндотермическая реакция всегда пороговая.
Пороговая реакция не всегда эндотермическая
Пример:
238U + n (хотим вызвать деление)
Е
Еn = 1.2 МэВ
МF реакция резко экзотермическая
делящееся ядро
2М оск
235U+n -> сразу за барьер
Если хотим поделить 238 U-> надо 1,2 МэВ на выход за барьер
А получ 200 МэВ
Н а входе : 3H+ 2H реакция термоядерного синтеза 4He + n
тритий дейтерий +17,6 МэВ
T + D альфа + n Радиоактивен по β- моде
(классическая безнейтронная термоядерная реакция, экзотермическая)
Взяли легкий изотоп Li :
6 Li D- дейтерид лития («Лидочка»)
6Li + n -> 3T + α Пример реакции (n, альфа)
В зависимости от энергии связи ядра относительно
альфа – частицы может быть экзо- и эндотермическая
обычный белый порошок
захват n
термояд взрыва
14N (n, p) 14C Пример реакции (n, p)
в атмосфере испуск протон (n - на входе, p – на выходе)
может быть эндо-, экзо-.
Замедлитель – вещество, которое понижает энергию нейтронов
p Aядро нейтрон попадает в ядро, потом рассеивается
r
p – прицельный параметр (очень важный)
Случай:
p≈ r
нейтрон чуть-чуть коснется; энергию почти не попадает
p = 0- передача энергии max
отскочившая энергия n до
энергия соударения
E’n = (A-1)2 En
(A+1)2
EA= 4A En
(A+1)2
Ядро очень маленькое (Н) => ( )2 = 0 => En’ = 0 (случай с бильярдными шарами)
Замедлители – легкие среды! (вода, тяжелая вода, графит, парафин в лабораториях)
Чтобы n замедлить нужна легкая среда!
сечение деления
δ f (fission)
5 86 барн 235U
1 барн
En
тепловая энергия нейтрона 1МэВ 1,2 МэВ
Энергия n ниже 1 МэВ в смысле деления 238U не интересна!