
- •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. Основное уравнение радиоактивного распада. Связь между постоянной распада и периодом полураспада. Равновесное количество радиоактивного материала.
Радиоактивность – свойство атомных ядер самопроизвольно изменять свой состав в результате испускания частиц или ядерных фрагментов.
Постоянная распада λ характеризует вероятность распада атомного ядра в единицу времени. Если в образце в момент времени t содержится N радиоактивных ядер, то количество dN ядер, распадающихся в интервал времени t — t+dt, определяется соотношением dN= -λNdt. Знак «минус» означает, что общее число радиоактивных ядер уменьшается в результате распада.
Закон радиоактивного распада:
N(t) = N0 * e-λt
N0 — количество ядер в радиоактивном источнике в начальный момент времени 0 t=0
N(t) — количество радиоактивных ядер, оставшихся в источнике в момент времени t,
λ — постоянная распада
T1/2 - период полураспада – время, за которое число радиоактивных ядер уменьшается вдвое
N0/2 = N0 * e-λT1/2 => 2 = eλT1/2 => T1/2 = ln2/ λ
Количество ядер радиоактивного источника, распавшихся за время t:
N0 - N(t) = N0 (1 – e-λt )
2. Тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки (назначение, устройства, материалы).
Конструктивной
основой ЯТ является тепловыделяющий
элемент (ТВЭЛ) – герметичная трубка, в
которой размещается расщепляющийся
материал (урановые таблетки). В них
происходит деление
тяжелых ядер
U-235, Pu-239 или U-233, сопровождающееся
выделением энергии и от них
происходит передача
тепловой
энергии
теплоносителю.
Твэлы состоят из топливного сердечника,
оболочки и концевых деталей.
Таблетка не должна соприкасаться со стенками потому что от тепла может распухнуть, также выделяются благородные газы (Kr, Xe) и происходит радиационное вспучивание Зазор между стенками и таблетками заполняется гелием (он не вступает ни с чем реакцию, препятствует коррозии, хорошая теплопроводность). Зачем тонкий канал в центре таблетки? У т-ок сильный температурный градиент (очень горячие в центре), из-за этого могут треснуть.
Материал оболочки ТВЭЛов должен обладать следующими свойствами:
Высокая коррозионная, эрозионная и термическая стойкость;
Он не должен существенно изменять характер поглощения нейтронов в реакторе.
Оболочки изготавливают из: Zr (в реакторах с t АЗ 350-400°),Al (t <250-270°) и нержавеющей стали (>400°).
Про трубки из Zr: на 90% из Zr, на 1% из Nb (ниобий).
+низкое сечение радиоактивного захвата, хорошие механические свойства, химически пассивны
- плохой контакт с Na, поэтому на БНах делают дополнительную оболочку (рубашку) на твэл.
Длина: 3,8 метра, Диаметр: 0,91 см, Вес топлива внутри: 1575 г., Вес всего твэла: 21 кг
Основной параметр ТВЭЛа — глубина выгорания топлива, которая в энергетических реакторах достигает 40 МВт сут/кг, а время работы составляет до 3-4 лет. В современных ВВЭР выгорание топлива ТВЭЛов достигает более 65 МВтсут/кгU за 6-летнюю (по примерно 320 суток) кампанию. Использованные ТВЭЛы подвергаются переработке с целью извлечения неиспользованного в данной кампании или вновь накопленного ядерного топлива.
Твэлы объединяются в ТВС (Тепловыделяющая сборка).
Н
а
ВВЭР-1000 (водо-водяной реактор): в ТВС
317 твэлов. Во всей АЗ 151-153 твс. Работает
3-4 года. Одна загрузка реактора включает:
70 т чистого U, 80 т UO2. АЗ:
диаметр – 3,12 м, высота – 3,80 м. Обогащение
топлива: 2,9-4,4%. Такие широкие пределы
обогащения топлива потому что если
ставим в зону свежее топливо, тогда
будет 2,9%.
Дистанцирующая решетка: у нас такой формы: , на Западе: .
Их кол-во может достигнуть нескольких 10ков.
Одна из трудностей адаптации нашего топлива на западе из-за различия форм ТВС. Квадратная форма:+намного технологичней, -больше проблем с извлечением отработанного топлива. У ВВЭР-1000 кроме каналов для твэлов есть:
12 каналов для регулирующих стержней, их материал B4C (корбит бора)
Несколько каналов для камер деления (для уровня мощности)
2 канала для аварийного залива борного раствора (одно из средств аварийной защиты).
РБМК (реактор большой мощности канального типа). Непрерывное извлечение топлива. Замедлитель графит. Загрузка: 192т чистого U, 218т UO2. В твс 18 твэлов, в АЗ 4,5 тыс твс.