GOSy_teoria_2013
.pdfОглавление |
|
|
1. |
Основные параметры атомных ядер.................................................................................. |
7 |
2. |
Продукты деления атомных ядер ...................................................................................... |
7 |
3. |
Энергия связи ядра, удельная энергия связи .................................................................... |
7 |
4. |
Основные законы радиоактивного распада ...................................................................... |
8 |
5.Столкновительные ядерные реакции прямого взаимодействия и реакции с
образованием составного ядра ................................................................................................... |
8 |
6. Классификация нейтронных ядерных реакций ................................................................ |
9 |
7.Микроскопическое и макроскопическое сечения взаимодействий нейтронов с
ядрами и их зависимость от энергии и атомного веса........................................................... |
10 |
|
8. |
Закон ослабления плотности потока нейтронов в веществе......................................... |
11 |
9. |
Взаимодействие быстрых нейтронов с ядрами. ............................................................. |
12 |
10. |
Взаимодействие с ядрами тепловых нейтронов............................................................. |
12 |
11. |
Взаимодействие с ядрами резонансных нейтронов. Эффект Доплера ........................ |
15 |
12. |
Упругое и неупругое рассеяние нейтронов .................................................................... |
16 |
13. |
Вынужденное и спонтанное деление ядер...................................................................... |
16 |
14. |
Распределение энергии деления по продуктам реакции ............................................... |
17 |
15. |
Мгновенные и запаздывающие нейтроны деления ....................................................... |
17 |
16. |
Коэффициент размножения нейтронов для бесконечной среды.................................. |
18 |
17. |
Основы теории диффузии, понятия и параметры диффузионного приближения...... |
18 |
18. |
Стационарное и нестационарное уравнение диффузии нейтронов. Граничные |
|
условия........................................................................................................................................ |
19 |
|
19. |
Решение уравнения диффузии для точечного источника нейтронов в |
|
однородной бесконечной среде ............................................................................................... |
20 |
|
20. |
Решение уравнения диффузии для точечного источника нейтронов в конечной |
|
однородной среде ...................................................................................................................... |
21 |
|
21. |
Принцип суперпозиции нейтронных источников.......................................................... |
21 |
22. |
Логарифмические параметры потерь энергии. .............................................................. |
23 |
23. |
Закон рассеяния в шкале энергии и летаргии. ............................................................... |
25 |
24. |
Особенности замедления в водородосодержащей среде. Замедление без |
|
поглощения. ............................................................................................................................... |
27 |
|
25. |
Спектр Максвелла для тепловых нейтронов. ................................................................. |
30 |
26. |
Спектр Ферми для замедляющихся нейтронов.............................................................. |
33 |
27. |
Спектр Уатта для нейтронов деления. ............................................................................ |
34 |
28. |
Особенности замедления в легкоатомных средах. ........................................................ |
34 |
29. |
Особенности замедления в тяжелых рассеивателях. Замедление в тяжелых |
|
рассеивателях без поглощения................................................................................................. |
36 |
|
|
1 |
|
30. |
Уравнение возраста нейтронов. ....................................................................................... |
39 |
31. |
Уравнение замедления нейтронов. .................................................................................. |
41 |
32. |
распределение нейтронного потока в цилиндрическом ЯР без отр-ля в 1гр |
|
приближении.............................................................................................................................. |
41 |
|
33. |
Условие критичности ОГМ для ЯР без отражателя и физический смысл его |
|
сомножителей. Материальный и геометрический параметр. ............................................... |
42 |
|
34. |
Пространственное распределение нейтронного потока в ЯР. Коэффициент |
|
неравномерности. Методы выравнивания распределения нейтронного потока. ............... |
42 |
|
35. |
Роль отражателя................................................................................................................. |
42 |
36. |
ХУЮШКИ.......................................................................................................................... |
44 |
37. |
Физ.особенности гетерогенного ядерного реактора. ”+” и “-” гетерогенного |
|
размещения топлива.................................................................................................................. |
45 |
|
38. |
коэффициент использования тепловых нейтронов в гетерогенном ЯР. ..................... |
46 |
39. |
Вероятность избежать резонансного захвата. ................................................................ |
46 |
40. |
ХУЮШКИ.......................................................................................................................... |
47 |
41. |
Двух групповой метод расчёта реактора. ....................................................................... |
48 |
42. |
Характер. систем групповых констант и расчёт групповых постоянных в |
|
многогрупповом методе............................................................................................................ |
49 |
|
43. |
Многогрупповой метод расчёта....................................................................................... |
51 |
44. |
Методы решения уравнений многогруппового уравнения........................................... |
51 |
45. |
Способы управления величиной эффективного коэффициента размножения в |
|
реакторе. ..................................................................................................................................... |
53 |
|
46. |
Распределение нейтронного потока и условие критичности для реактора с |
|
центральным стержнем управления. ....................................................................................... |
53 |
|
47. |
Расчет реактора с решеткой стержней управления. ...................................................... |
54 |
48. |
Кинетическое уравнение переноса нейтронов. .............................................................. |
56 |
49. |
Методы решения кинетического уравнения переноса нейтронов. Метод |
|
сферических гармоник. Метод дискретных ординат............................................................. |
56 |
|
50. |
Элементарное уравнение кинетики. Период реактора. Запаздывающие |
|
нейтроны..................................................................................................................................... |
57 |
|
51. |
Реактивность. Ед. измерения реактивности. Бол. и малые реактивности. |
|
Реактивность. ............................................................................................................................. |
61 |
|
52. |
Анализ переходного процесса при + и – скачке реактивности. |
|
Скачкообразное введение отрицательной реактивности. ..................................................... |
65 |
|
53. |
Отравление реактора Xe-135. Стац. и нестационарное отравление. ........................... |
68 |
54. |
Отравление реактора Sm. Накопление самария-149 после пуска реактора и |
|
стационарное отравление самарием ........................................................................................ |
75 |
|
55. |
Шлакование реактора........................................................................................................ |
80 |
|
2 |
|
56. |
выгорание и накопление изотопов топлива.................................................................... |
82 |
57. |
Выгорающие поглотители................................................................................................ |
90 |
58. |
ТЕМПЕРАТУРНЫЕ ЭФФЕКТЫ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ ....................................... |
93 |
59. |
Саморегулирование в ядерных реакторах. ................................................................... |
100 |
60. |
Физические условия устойчивости реактора к Хе колебаниям. ................................ |
101 |
61. |
Концепция внутренней безопасности реакторов. ........................................................ |
105 |
62. |
Безопасность в аварийных ситуациях. .......................................................................... |
105 |
63. |
Качественное описание распределений плотности тепловыделения в ТВЭЛе, |
|
замедлителе, теплоносителе, в активной зоне в целом и в отражателе............................. |
106 |
|
64. |
Количественное описание распределений плотностей тепловыделения в |
|
ТВЭЛе, в блоке твердого замедлителя, в регулирующем стержне.................................... |
108 |
|
65. |
Качественное и количественное описание распределения температуры в |
|
оболочке ТВЭЛа; топливной таблетке; регулирующем стержне. Тепловое состояние |
|
|
теплоносителя по коду его движения в технологическом канале...................................... |
109 |
|
66. |
Коэффициент теплоотдачи, локальный коэффициент теплоотдачи, поправки на |
|
тепловую и гидравлическую стабилизацию ......................................................................... |
113 |
|
67.Пограничный слой,.......................................................................................................... 114
68.Типы кипения, влияние кипения на теплопередачу теплоносителю.
Критический тепловой поток. Кризис теплообмена 1-го и 2-го рода. |
|
|
Пароциркониевая реакция. ..................................................................................................... |
115 |
|
69. |
Парообразование и кипение как факторы, влияющие на реактивность |
|
различных типов реакторов.................................................................................................... |
117 |
|
70. |
Типы кипения, влияние кипения на теплопередачу теплоносителю. |
|
Критический тепловой поток. Кризис теплообмена 1-го и 2-го рода. |
|
|
Пароциркониевая реакция. ..................................................................................................... |
117 |
|
71. |
ХЕРНЯ .............................................................................................................................. |
118 |
72-73. Термонапряжённое состояние элементов конструкции АЗ: причины |
|
|
возникновения, мат описание................................................................................................. |
119 |
|
74. |
Кризис 1 и 2 рода теплообмена...................................................................................... |
120 |
75. |
Остаточное тепловыделение. ......................................................................................... |
121 |
76. |
Остаточное тепловыделение. ......................................................................................... |
122 |
77. |
Критерий обеспечения безопасности эксплуатации ядерного реактора по |
|
теплофизическим параметрам. Импульсные и стационарные тепловые нагрузки. ......... |
123 |
|
78. |
Хуюшки ............................................................................................................................ |
126 |
79. |
Хуюшки ............................................................................................................................ |
126 |
80. |
Критерии безопасности................................................................................................... |
127 |
81. |
Хуюшки ............................................................................................................................ |
127 |
82-83. Реактор в подкритическом, критическом и надкритическом состоянии. .............. |
128 |
|
|
3 |
|
84. |
Хуюшки ............................................................................................................................ |
128 |
85. |
Органы регулирования реактором, дифференциальные и интегральные |
|
характеристики регулирующих стержней. ........................................................................... |
128 |
|
86. |
Последовательность и правила расчета критического положения органов |
|
регулирования. ......................................................................................................................... |
130 |
|
87. |
Физический пуск реактора, пуск после перегрузки топлива, остановка реактора. . |
132 |
88. |
Системы управления и защиты реакторов ВВЭР и РБМК, сигналы аварийной |
|
защиты. ..................................................................................................................................... |
135 |
|
89. |
Определение эффективности регулирующих органов и запаса реактивности |
|
реактора. Последовательность и правила расчета критического положения органов |
|
|
регулирования. ......................................................................................................................... |
138 |
|
90. |
Режимы перегрузок топлива: идеализированные и реальные, достоинства и |
|
недостатки. ............................................................................................................................... |
141 |
|
91. |
Пути повышения безопасности эксплуатации реакторов в будущем, |
|
нерешенные проблемы безопасности.................................................................................... |
141 |
|
92. |
Механические, теплофизические и ядерно-физические свойства твердого тела и |
|
их связь с типом кристаллической решетки. Анизотропия свойств. ................................. |
142 |
|
93. |
Радиационно-стимулированные дефекты кристаллической решетки. Ионизация, |
|
точечные дефекты, температурные и тепловые пики, замедляющие соударения, |
|
|
каскад смещений...................................................................................................................... |
143 |
|
94. |
Радиационное формоизменение. Свеллинг, газовое распухание, ради. рост. .......... |
145 |
95. |
Механические, теплофизические и ядерно-физические свойства металлического |
|
урана и его поведение под облучением. Сплавы урана. ..................................................... |
145 |
|
96. |
Механические, теплофизические и ядерно-физические свойства плутония и его |
|
применение в ядерной энергетике. ........................................................................................ |
147 |
|
97. |
Механические, теплофизические и ядерно-физические свойства тория и его |
|
применение в ядерной энергетике. ........................................................................................ |
149 |
|
98. |
Керамическое ядерное топливо, его свойства и стойкость при облучении.............. |
149 |
99. |
Дисперсионное топливо и его свойства........................................................................ |
151 |
100. |
Достоинства и недостатки газовых теплоносителей. .................................................. |
152 |
101. |
Жидкометаллические теплоносители и их свойства. .................................................. |
152 |
102. |
Теплофизические и ядернофизические свойства воды и водяного пара. ................. |
153 |
103. |
Коррозия в воде. Анодные и катодные реакции. ......................................................... |
154 |
104. |
Свойства органических теплоносителей. ..................................................................... |
157 |
105. |
Основные виды замедлителей и их свойства. .............................................................. |
157 |
106. |
Цирконий и сплавы на его основе. ................................................................................ |
158 |
107. |
Алюминиевые и магниевые сплавы. Их применение в ядерной энергетике. ........... |
159 |
108. |
Основные требования к ТВЭЛ и их типы..................................................................... |
161 |
|
4 |
|
109. |
Алюминиевые магниевые сплавы. Их применение в ядерной энергетике. .............. |
161 |
110. |
Основные виды ядерного топлива и требования к нему............................................. |
162 |
111. |
Классификация и области применения реакторов....................................................... |
163 |
112. |
Нейтронно-физические особенности водо-водяных реакторов. ................................ |
164 |
113. |
Конструкции водо-водяных реакторов. ........................................................................ |
166 |
114. |
Тенденции развития и перспективные типы ВВЭР. .................................................... |
166 |
115. |
Физические и конструктивные особенности канальных графитовых реакторов..... |
167 |
116. |
Конструктивные особенности графитовых реакторов с водяным охлаждением. .... |
167 |
117. |
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы их общая характеристика и |
|
конструктивные схемы. .......................................................................................................... |
169 |
|
118. |
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы их общая характеристика и |
|
конструктивные схемы. .......................................................................................................... |
169 |
|
119. |
Понятие термодинамического цикла. Цикл Карно, цикл Ренкена, |
|
регенеративный цикл. Оптимальная температура подвода тепла к циклу. ...................... |
169 |
|
120. |
Расчет КПД цикла с регенеративным подогревом воды. Термический КПД........... |
171 |
121. |
Диаграмма расширения пара в турбине. Полезная работа ступени........................... |
171 |
122. |
Скорость истечения газа. Энергетический баланс турбинной ступени. ................... |
174 |
123. |
Сверхзвуковая скорость. Расчет профиля сопла.......................................................... |
176 |
124. |
Внутренний абсолютный КПД турбины. Конструкция паровых турбин. ................ |
177 |
125. |
Газотурбинный цикл. Анализ КПД газотурбинной установки. Необходимое |
|
условие работы газотурбинной установки. ......................................................................... |
180 |
|
126. |
Конструкция парогенератора. Тепловая диаграмма парогенератора. ....................... |
183 |
127. |
Насосная установка. Характеристика насоса и характеристика сети. |
|
Кавитационный запас.............................................................................................................. |
184 |
|
128. |
Параллельное и последовательное соединение насосов. Условия устойчивой |
|
работы насосной установки.................................................................................................... |
188 |
|
129. |
Процесс дросселирования. Температура инверсии. Выбор рег. органа.................... |
190 |
130. |
Закон Генри. Принцип работы деаэратора. .................................................................. |
193 |
131. |
ХЗ че за вопрос. ............................................................................................................... |
193 |
132. |
Биологическое действие излучений. ............................................................................. |
194 |
133. |
Нормы радиационной безопасности. ............................................................................ |
195 |
134. |
Метод сечения выведения. ............................................................................................. |
198 |
135. |
Метод длин релаксации. ................................................................................................. |
198 |
136. |
Ослабление -излучения в биологической защите, фактор накопления................... |
199 |
137. |
Основные требования к материалам защиты. Показатели защитных свойств |
|
материалов классификация материалов защиты.................................................................. |
199 |
|
138. |
Радиационная безопасность при транспортировке радиоактивных веществ. .......... |
201 |
|
5 |
|
139. |
Классификация радиоактивных отходов. ..................................................................... |
201 |
140. |
Хранение и захоронение радиоактивных отходов....................................................... |
201 |
141. |
Радиоактивные выбросы на АЭС. ................................................................................. |
202 |
142. |
Инциденты и аварии на АЭС с выходом радиоактивных продуктов в окр. среду. . |
203 |
143. |
Восточно-уральский радиационный след. .................................................................... |
203 |
144. |
Авария на ТМА-2. ........................................................................................................... |
204 |
145. |
Радиационная катастрофа на ЧАЭС-4........................................................................... |
204 |
146. |
ХЗ че за вопрос ................................................................................................................ |
205 |
6
1.Основные параметры атомных ядер
Ядро состоит из Z протонов (Z-целое число, численно равное порядковому номеру элемента в таблице Менделеева) и A-Z нейтронов, где А-полное число нуклонов в ядре.
Заряд: число протонов в ядре Z определяет непосредственно его заряд. Масса: в ядерной физике массу ядер принято измерять в атомных
единицах массы (а.е.м.). За атомную единицу массы принимают 1/12 массы нуклида C612 :
1а.е.м. Mат (С612 ) /12 1.66056 10 27 кг
Кроме того в ядерной физике часто используют энергетический эквивалент массы, 1а.е.м. соответствует энергия 931.502 МэВ.
Радиус: Размеры ядра порядка 10-14 м. Радиус ядра связан с массовым числом соотношением:
R r0 A1/ 3 ,
где r0 – константа, равная 1.2·10-15 м.
2.Продукты деления атомных ядер
Открытие процесса деления произошло в результате обнаружения элементов среднего атомного веса, таких как барий и лантан, которые получились при взаимодействии медленных нейтронов с ураном. Процесс деления в этом
случае может быть представлен следующим уравнением:
92U235+0n1-->57La147+35Br87+20n1,
где приняты наиболее вероятные массовые числа и предполагается, что при делении вылетает 2 нейтрона. Отношение масс соответствующих осколков
~2:3.
При делении U235 может образоваться до 30 пар различных осколков деления. Наиболее вероятно: А=80-100 – для легких, А=125-153 – для тяжелых. Подобный вид кривой характерен и для спонтанного деления и похож для других делящихся изотопов, это говорит что асимметрия не связана со свойствами ядер. Осколки деления сильно
возбужденные
3.Энергия связи ядра, удельная энергия связи
Массы ядер всегда меньше суммы масс составляющих их нуклонов, так как потенциальная энергия связанной системы (ядра) меньше потенциальной энергии свободных нуклонов. Энергия, которую необходимо затратить, чтобы
7
разделить данное ядро на составляющие его нуклоны, называют энергией связи ядра. Ее можно определить следующим образом:
Eсв [Zmp ( A Z )mn M ( A, Z )]c2 .
Рассмотрим отношение энергии связи ядра к массовому числу
Eсв / A.
По определению есть средняя энергия связи, приходящаяся на один нуклон. Тем самым она характеризует интенсивность ядерных сил. При малых значениях массовых чисел резко возрастает и достигает максимума при A 50 60. С дальнейшим ростом А средняя энергия связи уменьшается, однако в широком интервале массовых чисел значение средней энергии связи почти постоянно ( 8МэВ ).
4.Основные законы радиоактивного распада
Радиоактивность – самопроизвольные превращения атомных ядер, сопровождающиеся испусканием элементарных частиц.
Радиоактивный распад является свойством ядра. Повлиять на ход р/а распада не поменяв состояние ядра невозможно. Для данного р/а ядра, находящегося в определенном состоянии вероятность распада постоянна. Постоянная распада
- вероятность ядра распасться за ед. вр. N – число р/а ядер, тогда скорость распада:
dNdt N ,
обозначим через N0 число р/а ядер в произвольный начальный момент времени, а через N – число нераспавшихся ядер в момент t. Тогда после интегрирования получим:
N (t) N0 e t
Скорость р/а распада удобно выражать с помощью периода полураспада
данного ядра T |
ln 2 |
|
0,6931 |
- время, необходимое для того, чтобы распалась |
||
|
|
|
||||
|
|
|
||||
половина всех имевшихся вначале р/а ядер.
5.Столкновительные ядерные реакции прямого взаимодействия
и реакции с образованием составного ядра
Налетающий нейтрон взаимодействует с протонами, нейтронами, находящимися в ядре. Существует 2 механизма столкновительных реакций:
8
1)с образованием составного ядра, когда налетающая частица имеет малую энергию <10эВ. Этапы:
-поглощение налетающей частицы и образование промежуточного
составного ядра, оно всегда возбуждено за счет энергии, которую вносит налетающая частица. Занесенная энергия перераспределяется между нуклонами.
zXA+частица(compound ядро Z1XA1)*
-та избыточная энергия, к-я находится в ядре постоянно перераспределяется и это м/привести к тому, что она сконцентрируется
на одном или нескольких близлежащих нуклонах, в результатете эта частица испускается и уносит энергию
(compound ядро Z1XA1)* Z2YA2+частица
Существуют разрешенные уровни энергии ядра и если величина энергии налетающей частицы не удовлетворяет определенному уровню, то поглощения не происходит, составное ядро также не образуется, а налетающая частица отклоняется в поле ядерных сил и говорят о потенциальном рассеянии частицы. Время жизни составного ядра 10-14с, время взаим-я частицы с ядром 10-23с и сост-е ядро «забывает», каким образом образовалось. Если частица не выбрасывается долгое время, то возб-
еснимается испусканием -квантов за счет более слабых эл.маг. сил.
2)прямое взаимодействие. Этот мех-м проявляется при очень больших энергиях (>10МэВ), когда нуклон м/рассматривать как свободный. Налетающая частица взаимодействует не с ядром, а с каким-либо конкретным нуклоном. Переход от начального состояния ядра к конечному происходит без промежуточного этапа образования составного ядра.
6.Классификация нейтронных ядерных реакций
Винтересующем нас интервале энергий ядерные взаимодействия нейтронов носят разнообразный характер. Первичную классификацию взаимодействия нейтрона с ядром можно свести к двум процессам: упругому рассеянию в поле ядерных сил (потенциальное рассеяние) либо захвату нейтрона ядром с образованием составного ядра. Взаимодействие первого типа сопровождается только перераспределением кинетической энергии и импульса нейтрона и ядра-мишени.
Впроцессе захвата нейтрона ядром-мишенью образуется составное ядро в возбужденном состоянии. Переход в невозбужденное состояние может осуществляться различными путями:
9
( A, Z ) 10 n ( A 1, Z )* :
1)упругое рассеяние (n,n) ( A 1, Z )* ( A, Z ) 10 n;
2)неупругое рассеяние (n,n'), сопровождается испусканием -квантов при переходе ядра в основное состояние
( A 1, Z )* ( A, Z )* 10 n
( A, Z ) ;
3)радиационный захват (n, ), иногда ядро-продукт получается неустойчивым и испытывает -распад
( A 1, Z )* ( A 1, Z )*
( A 1, Z 1) e ~;
4)деление ядра (n,f) с образованием двух осколков деления
( A 1, Z )* ( A1 , Z1 )* ( A2 Z2 )* ; (Z1 Z2 Z : A1 A2 A 1);
5) реакция (n,p) с вылетом протона
( A 1, Z )* ( A, Z 1) 11 p;
6) реакция (n, ) с вылетом -частицы
( A 1, Z )* ( A 3, Z 2) 42 He;
7) реакция (n,2n) с вылетом двух нейтронов
( A 1, Z )* ( A 1, Z ) 210 n;
7. Микроскопическое и макроскопическое сечения взаимодействий нейтронов с ядрами и их зависимость от энергии и атомного веса
Микросечения являются мерой взаимодействия нейтронов с ядрами. Пусть на тонкую мишень падает перпендикулярно поверхности пучок монохроматических нейтронов. Плотность нейтронов в пучке есть n, нейтр/см3, а их скорость v, см/с.
Будем рассматривать нейтроны как корпускулы (т.е. длина волны нейтрона много меньше радиуса ядра). В этом случае столкновение нейтрона с ядром произойдет только тогда, когда он попадет в плоскость сечения ядра. Если
10