- •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.
Учёт иодной ямы при проектировании
При проектировании реактора учитывают эффект иодной ямы. Высокие значения удельной мощности требуют дополнительного увеличения загрузки ядерного топлива для компенсации иодной ямы. Иначе выключенный реактор будет невозможно вывести на мощность (особенно в конце кампании) в течение нескольких десятков часов, пока не произойдет почти полный распад 135Xe в активной зоне.
Билет 11
1. Факторы, влияющие на величину критической массы размножающей системы.
Критическая масса- минимальное кол-во делящегося материала необходимое для начала самоподдерживающейся цепной реакции деления
Коэффициент размножения нейтронов К∞= N(n)2/N(n)1
К= К∞*P, P-физический коэффициент, вероятность что n уйдет
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
Режимы реакции:
Критический Кэфф=1 → N=N(0) кол-во нейтронов постоянно
надкритический Кэфф>1 → N ↑ р-я разгоняется
подкритический Кэфф<1 → N ↓ реакция затухнет
N(n)=N(0)*kn
Факторы-
вероятность деления
вероятность радиационного захвата -∑c
Pдел= ∑f/∑f+∑c
∑f сечение деления
Кэфф≈N/N0
Кэфф= ν (∑f/∑f+∑c)
ν-ню с чертой сверху
К ак можно создать надкритическую массу?
физическую m при неизменном ρ, S практически неизмененная (чем меньше площадь, тем меньше вылет n)
Можно массу оставить неизменной, но тогда надо увеличить ρ (так как величина КМ ~ 1/ ρ2), и уменьшить S
→ Современные боеприпасы
2. Энергетический выход ядерного взрывного устройства и оптимальное время включения нейтронного инициатора.
tэн.выд.<<tхарактер. срок разрушения оболочки~10-4с
k эфф. размножения нейтронов
Когда выпускать нейтроны? Когда бомба рассыпается в хим. плане, коэф крит.=2,то уже можно валить.
Всё, что образуется в бомбе после запуска процесса деления, имеет вид сжимаемой жидкости подобной газам.
Энергия выделения Y~((kэф-1)/Тжизни)3 → чем больше kэф, тем сильнее взрыв
kэф=2 ~20кТ(точка разлёта) N(t)=1024 →tл(время набора поколений)~5*10-7
kэф=1.3 ~540 т (хлопок)
Для того, чтобы бомба сработала нужны 50 поколений реакции.
Запал инициатора так, чтобы захватило точка разлёта.
Билет 12
1. Понятие о ядерной реакции. Сечения взаимодействия, порядок его величины, его единицы.
Ядерные реакции- процесс превращения атомных ядер, происходящий при их взаимодействии,с элементарными частицами, гамма-квантами и друг с другом, часто приводящий к колоссальному выделению энергии
Ядерное деление
Общая запись:
ядро ядро все ядра
a + A → b + В + С (может быть разное количество)
Надо найти меру, при которой вероятность ядерной реакции либо вовсе пойдет, либо пойдет по выбранному каналу
1 барн ~ S = 10-24 см2 - единица сечения взаимодействия
размерность
площади
A~V
S = πR2 = 3*10-26 * 3√125 ~ 10-24
Упругое рассеяние –взаимодействие при кот частица и ядро сохран свою индив но происх перераспределение Екин a+ A=a+A
Неупругое рассеяние –вылетает та же частица что и падала на ядро, но ядро переходит в возбужденное состояние a+A=a+ A*
Яд реакция- взаимод при кот меняются яд св-ва ядра и вылетает новая частица
a+A= b+B или c+C
Максвеловский спектр
N (E)αE
Спектр нуклонов деления
более энергетичных нуклонов в спектре нет
18МэВ E
0,7МэВ
E ~ 1,8 МэВ
Можем ли поднять среднюю энергию? –нет
Можем смягчить спектр (сделать энергию нуклонов меньше) – замедлить!
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
E A= 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)
586 барн 235U
1 барн En
тепловая энергия нейтрона 1МэВ 1,2 МэВ
Энергия n ниже 1 МэВ в смысле деления 238U не интересна!