- •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. Аэс с водо-водяными энергетическими реакторами (под давлением и кипящими). Физико-технические схемы, сравнительные преимущества и недостатки.
схема ВВЭР
схема РБМК
Схема БВР
ВВЭР: 15 энергоблоков в России:
|
ВВЭР-1000 |
ВВЭР-440 |
РБМК-1000 |
Кольская АЭС |
|
4 4 |
|
Калининская АЭС |
33 |
|
|
Нововоронежская АЭС |
11 |
2 |
|
Волгодонская АЭС |
11 |
|
|
Балаковская АЭС |
44 |
|
|
Ленинградская АЭС |
|
|
4 4 |
Смоленская АЭС |
|
|
3 3 |
Курская АЭС |
|
|
4 4 |
БВР много в США, Японии, Европе;
В обоих блоках толстостенный бак.
ВВЭР: 160 Атм вода 1го контура радиоактивна, 2го – нет (пар). Производство баков: должно быть 4 в год, а всего 1,5. Плюс: связь отрицательная Δk↑=> t↑=>ρH20↓=> Δk↓ - из другого вопр, но вдруг понадобится
ВВЭР 440 (1000): мощность тепловая: 1375 (3200) МВт, мощность электрическая 440 (1000) МВт. ВВЭР реактор корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Корпус реактора – вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой. Внутри шахта. СУЗ (система управления и защиты реактора) – кассетные поглотители из бористой стали и корбида бора (бор поглащает нейтроны).
+более эффективный термодинамический цикл за счет роста рабочего давления в корпусе, следовательно АЭС более экономичная
- перезагрузка при остановленном реакторе и снижение давления до атмосверного
- бак (корпус реактора)
- парогенератор дорогой, может выйти из строя
БВР:60 Атм вода сразу становится паром в АЗ, т.е не нужен парогенератор, в баке смесь – разгоняет сам себя (это как минус, не понятно), органы управления снизу, выше степень биологической защиты, меньше уровень радиационной безопасности (пар из канала идет сразу на турбину, выбросы больше чем у ВВЭР), минус: - Δk↑=> VПАРА ↑=> Δk↑ - положительная связь
РБМК-1000: тепловая мощность: 3200 МвТ, электрическая мощность: 1000 МвТ. Теплоноситель – вода, замедлитель – графитовая кладка, реактор одноконтурный с кипением теплоносителя и подачей пара в турбины, топливо UO2 (двуокись урана-235), СУЗ– бор (поглощает нейтроны).
+ перезагрузка топливных кассет без остановки реактора
+ раздробленность АЗ на отдельные каналы небольшого сечения делает неопасным нарушение герметичности отдельных каналов (можно заменить отдельный канал)
+ на нем не стоят парогенераторы (очень дорогостоящие)
+возможность наработки оружейного плутония
- менее компактный реактор
- требует большого строительства, следовательно большие затраты
-пожарная опасность (графит горит)
- нужен чистый графит
- Δk↑=> VПАРА ↑=> Δk↑ - положительная обратная связь
- большой размер АЗ – возможно образование локальных критмасс
- меньше уровень радиационной безопасности (пар из канала идет сразу на турбину, выбросы больше чем у ВВЭР)
- Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВЭР, из-за больших размеров АЗ и постоянно ведущимися перегрузками топлива в каналах.