- •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.
1. Уравнение скорости деления для бесконечной размножающей среды. Физический смысл его основных параметров.
N(t)= N(0) exp( Кэфф-1)t/tжизни) , Кэфф- коэф размножения в среде
N (t)- число нейтронов в момент времени t, tжизни- время жизни вторичного нейтрона(между рождением нового и его захватом)-10-8 с
N(t) k>1
K=1
N(0) k<1
T
Кэфф=1 → N=N(0) кол-во нейтронов постоянно
Кэфф<1 → N ↑ р-я разгоняется
Кэфф<1 → N ↓ реакция затухнет
На кэфф влиять можно слабо, можно влиять на Tжизни,
Для развития р-ции нужно: -критическая масса
- делящееся вещ-во
-предотвратить утечку n
2. Время жизни вторичного нейтрона в различных средах с учетом различных факторов( наличие либо отсутствие замедлителя, соотношение между реактивностью и долей запаздывающих нейтронов деления)
В основе работы реактора лежит размножение частиц — нейтронов. Величина коэффициента размножения показывает как изменяется полное число нейтронов в объёме активной зоны за время среднего цикла обращения нейтрона.Каждый нейтрон, участвующий в цепной реакции, проходит несколько этапов: рождение в реакции деления, свободное состояние, далее либо потеря, либо вызов нового деления и рождения новых нейтронов.
Тж- время жизни поколения n к использованным при делении захв ядром
Взяли чистый U235 Тж= 10 -8
Нейтроны: ушли на захват, продолжение реакции, вышли за пределы
Пост. замедлитель: нейтрону нужно сбросить энергию путем столкновения с замедлит, через какое-то время образуется нейтронный газ
Тж =Тзамедлит + Т диффузии
10 -4 10-4, доползание до стенки →Тж = 2 ×10-4 в многокомпанетной среде (U-замедлитель-U)
В однокомпонентной среде Тж= 10 -8
ΰ – кол-во n на одно деление =2.3±0.2
β-доля запазд нейтронов
β= (νd/νp+νd)% ,νd- запазд нейтроны, νp- общее количество нейтронов, β≤1%
∆k-реактивность, ∆k< β- усл управляемости реактора,( ∆k=kэфф-1)
Тж =Тзамедлит + Т диффузии + (β T1/2)3 H
(β T1/2)3 H≈10 -1c
Если вместо графита вода : H2- лучший замедлитель→быстро сбросит энергию,
Тзамедлит + Т диффузии становится мало
Билет 20
1. Основные принципы достижения цепного процесса в естественной смеси изотопов урана. Назначение отражателя.
k∞ ≈ 1,5 – тепловые нейтроны, естественная смесь
Е ~ 1 МэВ
Еth = 0,025 эВ
Ядра U тяжелые, нейтроны замедлять не будут
Мешает 238U: не делится, зато большое сечение захвата → глотает n, нужные для цепной реакции при реакции радиационного захвата
100% - 235U – имеем. Смесь однокомпонентная → не пользуемся макроскоп-ми сечениями
Kэфф= ΰ Σf/ Σf ×Σ с σf- сечение деления, σс- сечение радиац захвата
k∞ = 2,3 ≈ 2,1
1,2+0,12
→ Реакция пойдет такими замедленными n
Есть ограничение, когда k∞ = 1 (решить уравнение относительно концентрации 235 U)
Получаем: это достигается при ρ235 U ≈ 20% - ядерный материал прямого использования (ниже этой границы цепную реакцию не вызвать – установлено МАГАТЭ)
2 пути, чтобы вызвать цепную реакцию:
1) Как то замедлить n, чтобы достичь k∞ ≈ 1,5
2) Ничего не замедлять, а удалить из смеси лишний 235U (к бомбе)
Основное уравнение
N(t) = No exp ( k∞ - 1) t
число n
в системе Tж
В зависимости от типа замедлителя t замедления ~ 10-4с 1МэВ => th – бомба не сработает
T ж ~ 10-8с → число n увеличивается резко (см формулу) бомба
Возьмем чистый 235U
Его критическая масса ≈ 50 кг
ρ 235 U ≈ 19,1
→ диаметр ≈ 15 см (внутри бомбы)
Возьмем среду (отражатель) вокруг шара
отражатель
В обычной среде n вылетают, а отражатель возвращает их
Обратно- предотвращает утечку нейтронов и повыш к эфф
КМ ≈30 кг
Диаметр ≈ 12,5 см