- •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.
Билет 1
1. Массы ядер и их единицы. Дефект масс. Изобары и изотопы.
Атомное ядро
|
Атом. физика |
Яд. физика |
Размер |
A~10-8см |
Ф[ферми]~ 10-13см |
Энергия 1эВ |
Единицы и десятки эВ |
Миллионы Есв/А ~ МэВ |
эВ – энергия, кот приобрет электрон, пролетая потенц в 1В
1эВ = 1,6*10-12 эрг = 1,6*10-19 Дж
Есв – энергия связи
А – число нуклонов
[С + О2 4 эВ ] – основа ядерной энергетики
Масса нуклона = 1,66*10-24 г
E=mc
me = 0,511 МэВ [масса покая электрона]
mp = 931 МэВ [масса покоя p+] ~ 1 ГэВ
p и n по отдельности весят чуть больше, чем ядро в целом
me >< 1 (дефект масс) за счет энергии связей
Дефе́кт ма́ссы — разность между массой покоя атомного ядра данного изотопа, выраженной в атомных единицах массы, и суммой масс покоя составляющих его нуклонов . Обозначается обычно .
Согласно соотношению Эйнштейна дефект массы и энергия связи нуклонов в ядре эквивалентны:
где Δm - дефект и с — скорость света в вакууме.
Дефект массы характеризует устойчивость ядра.
Избыток масс (дефект масс) связан с массой атома Mат(A,Z) и массовым числом A соотношением:
= Мат(A,Z) - А
Изобары - атомные ядра, имеющие одинаковое массовое число A и разные числа нейтронов N и протонов Z. A = N + Z.
Ядра-изобары образуются в результате β+, β- и ЕС-распада радиоактивных ядер. Пример:
Самыми тяжелыми стабильными изотопами являются изотопы свинца (Z = 82) и висмута (Z = 83)
Нуклиды с одинаковым числом нуклонов (общее название для протонов и нейтронов), но разным соотношением протонов и нейтронов называются изобарами. Ядра изобары так же могут образовываться и в результате в- и ес
Изотопы (от греч. «равный», «одинаковый», и «место») — разновидности атомов (и ядер) одного химического элемента с разным количеством нейтронов в ядре. Химические свойства атома зависят практически только от строения электронной оболочки, которая, в свою очередь, определяется в основном зарядом ядра Z (то есть количеством протонов в нём) и почти не зависит от его массового числа A (то есть суммарного числа протонов Z и нейтронов N). Все изотопы одного элемента имеют одинаковый заряд ядра, отличаясь лишь числом нейтронов.
2. Основное условие управляемости ядерного реактора и технические средствп управления.
Для управления ядерным реактором служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на:
Аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов;
Автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (то есть мощность на выходе);
Компенсирующие, служащие для компенсации отравления, выгорания, температурных эффектов.
В большинстве случаев для управления реактором используют стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Движение стержней управляется специальными механизмами, работающими по сигналам приборов, чувствительных к величине нейтронного потока.
Работа органов СУЗ заметно упрощается для реакторов с отрицательным температурным коэффициентом реактивности (с ростом температуры r уменьшается).
На основе информации о состоянии реактора, специальным вычислительным комплексом формируются рекомендации оператору по изменению состояния реактора, либо, в определённых пределах, управление реактором производится без участия оператора.
На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней или стержней безопасности — система аварийной защиты.
Нейтроны, образовавшиеся в результате деления, называются мгновенными нейтронами. Нейтроны, образовавшиеся в результате цепочки распадов осколков, называются запаздывающими нейтронами. Ядра, испускающие нейтроны, называются ядра-предшественники. Среднее время жизни запаздывающих нейтронов составляет для U235 около 12сек (зависит от периода полураспада ядер-предшественников).
Вооруженные знаниями о запаздывающих нейтронах, взглянем на процесс увеличения мощности реактора. Пусть мы увеличиваем коэффициент размножения на 0.01 %, Кэф = 1.001. Рассмотрим отдельно мгновенные и запаздывающие нейтроны. Доля мгновенных нейтронов составляет в среднем 0.993. Коэффициент размножения только на мгновенных нейтронах составляет 1.001 x 0.993 = 0.994 - разгон реактора только с учетом только мгновенных нейтронов невозможен. А поскольку время жизни запаздывающих нейтронов около 12 с, то и увеличение мощности реактора происходит достаточно медленно. В практике удобнее пользоваться не коэффициентом размножения, а производной от него величиной - реактивностью.
Определение: Реактивность это отклонение коэффициента размножения от единицы, отнесенное к коэффициенту размножения.
При увеличении коэффициента размножения Кэф говорят о внесенной положительной реактивности, при уменьшении - говорят о внесенной отрицательной реактивности.
Для обеспечения безопасной работы реактора увеличение реактивности в реакторе не должно превышать долю запаздывающих нейтронов.
<
где - доля запаздывающих нейтронов.
Возможность управления реактором характеризуется скоростью увеличения (уменьшения) мощности, она должна быть такова, чтобы системы и механизмы управления успевали реагировать на это изменение. Для определения управляемости реактора введена величина периода реактора.
Определение: Период реактора это время, в течение которого мощность изменяется в е раз (е = 2.718)
По правилам безопасности, при нормальной работе реактора его период не должен быть менее 15-20 секунд.
Пример: Мы внесли реактивность r = 0.014 в реактор где доля запаздывающих нейтронов = 0.007. Для мгновенных нейтронов составляет 1- = 0.993. Коэффициент размножения в этом случае составит
Кэф = 1/(1- ) = 1.0142. Коэффициент размножения на мгновенных нейтронах 1 - x 1/(1- ) = 1.0142 x 0.993 = 1.0071 через 1 сек при времени жизни мгновенных нейтронов 10-3 сек мы получим увеличение количества мгновенных нейтронов, а значит и мощности в 1.00711000 = 1181 раз.