
- •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.
3. (N,z) карта нуклидов и ее основные области.
Дорожка- стабильные ядра, наиболее стабильные Z=N, масса идет на образование Eсв-чем меньше, тем стабильнее.
Просека- ядра радиоактивны, но существуют как ядра, процессы прямого захвата электрона невозможно.
Лес- ядер нет, прямой захват/ потеря эл/протонов,до тех пор пока ядро не окажется на просеке.
Усл сущ ядра Мя(А)<mn+ Мя(А-1),
Кулоновское слагаемое в формуле масс→чем дальше по дорожке тем сильнее действие→отклонение от биссектрисы
(N,Z)-карта нуклидов и ее основные особенности:
На графике ядра распадаются с двух сторон вдоль изобарного сечения. Чем стабильнее ядро, тем плотнее оно упаковано.
МЯ(А) < mn + МЯ(А-1) – условие уст-ти.
В лесу ядро «сплевывает» n.
M/Z = 1 – наиболее выгодно для легких ядер.
238U: N/Z = 1,54 – для тяжелых ядер
Ядро испускает ē => этот ē н забирает к себе атом
Разное кол-во n, но одинаковое z => изотопы; Разные n, разные z, но одинак масса => изобары
n распадаются ß- распадом: n p + e- + e
Внутри «просеки» МЯ(Z,N) < МЯ(Z,N-1) + n => распад (XY) внутри просеки невозможен.
М Я(Z,N) < МЯ(Z-1, N+1) + p => распад ( X ) внутри просеки невозможен.
( Y )
В области легких ядер для стабильной конфигурации всегда господствует рав-во N и Z
Билет 21
1. Время жизни вторичного нейтрона в различных средах. Причина необходимости высокого обогащения оружейного делящегося материала по урану-235 и плутонию-239.
Тж- время жизни поколения n к использованным при делении захв ядром
Взяли чистый U235 Тж= 10 -8
Нейтроны: ушли на захват, продолжение реакции, вышли за пределы
Пост. замедлитель: нейтрону нужно сбросить энергию путем столкновения с замедлит, через какое-то время образуется нейтронный газ
Тж =Тзамедлит + Т диффузии
10 -4 10-4, доползание до стенки →Тж = 2 ×10-4 в многокомпанетной среде (U-замедлитель-U)
В однокомпонентной среде Тж= 10 -8
ΰ – кол-во n на одно деление =2.3±0.2
β-доля запазд нейтронов
β= (νd/νp+νd)% ,νd- запазд нейтроны, νp- общее количество нейтронов, β≤1%
∆k-реактивность, ∆k< β- усл управляемости реактора,( ∆k=kэфф-1)
Тж =Тзамедлит + Т диффузии + (β T1/2)3 H (β T1/2)3 H≈10 -1c
Если вместо графита вода : H2- лучший замедлитель→быстро сбросит энергию,
Тзамедлит + Т диффузии становится мало
Высокое обогащение необходимо чтобы шла цепная реакция иначе U-238 ее погасит
σf (это сигма-если что)
En
1 МэВ энергия вторичного нейтрона
Замедлитель недопустим в бомбе! Kэфф= ΰ Σf/ Σf ×Σ с σf- сечение деления, σс- сечение радиац захвата , K< ΰ всегда, (ΰ-это ню с линией сверху-кол-во n на одно деление; ðf микроскопическое деление, Σ-макроскопическое деление)
Плутониевые хвосты не делятся нейтронами→ U-235, Pu-239
2. Нейтронно-избыточные и нейтронно-дефицитные ядра. Типичные моды их распада.
Известны типы бета-распада: электронный распад ( превращение нейтрона в протон), позитронный распад (протона в нейтрон) и электронный захват. При электронном бета-распаде заряд ядра увеличивается на 1, при позитронном — уменьшается на 1; массовое число не меняется
НЕЙТРОННО-ИЗБЫТОЧНЫЕ ЯДРА - атомные ядра с более высоким числом нейтронов (N) по сравнению со стабильными ядрами с тем же Z (число протонов), наиб. распространёнными в природе. H. я. нестабильны и испытывают бета-распад ,испуская электроны (ß- -распад). По мере увеличения числа нейтронов нейтронно-избыточные ядра становятся всё менее устойчивыми: энергия ß- -распада возрастает, а период полураспада уменьшается. Обычно нейтронно-избыточные ядра образуются путём захвата нейтрона (или последоват. захвата неск. нейтронов) ядром, напр. в ядерных реакторах, а также при делении ядер тяжёлых элементов, имеющих более высокое отношение N/Z, чем ядра элементов середины периодич. системы элементов
ß- -распад
14С ß-
A(Z,N) A(Z+1,N-1) + e- + e
e - антинейтрино
Так распадаются ядра, в кот нейтронов больше, чем нужно для стабильной конфигурации.
НЕЙТРОННО-ДЕФИЦИТНЫЕ ЯДРА - атомные ядра, имеющие меньшее число нейтронов (N) по сравнению со стабильными ядрами с тем же Z (число протонов), наиболее распространёнными в природе. Нейтронно-дефицитные ядра нестабильны и испытывают бета-распад, сопровождающийся испусканием позитронов (ß+ -распад) или захватом электронов с внутр. электронных оболочек (см. Электронный захват). По мере уменьшения числа нейтронов нейтронно-дефицитные ядра становятся всё менее устойчивыми: энергия, выделяющаяся при их распаде, увеличивается, а период полураспада уменьшается. Нейтронно-дефицитные ядра получаются в ядерных реакциях, приводящих к уменьшению отношения N/Z
ß+ -распад
11С ß+
A(Z,N) A(Z-1, N+1) + e+ + e
e+ - позитрон; e – нейтрино
electro capture – электронный захват
A(Z,N) (EC) A(Z-1, N+1) – этот процесс невозможен в антимире (распад нейтронно-дефицитных ядер) – там это были бы нейтронно-избыточные.