
- •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.Состав оружейного плутония. Требования к конструкции и эксплуатационному циклу реактора-наработчика, оценка его производительности по плутонию.
Еще один физический процесс, неразрывно связывающий атомную энергетику и атомное оружие — возникновение плутония в ходе физических превращений урана.
Плутоний возникает в результате бомбардировки нейтронами уранового топлива в атомном реакторе: U-238, который составляет большую часть массы топлива в атомном реакторе, поглощая нейтроны, превращается в Pu-239 (и поэтому уран-238 называется «воспроизводящим» радионуклидом). В результате облучения U-238 потоком нейтронов он превращается в U239 , который затем превращается в нептуний (Np-239) (период полураспада — 59,5 час.), который затем в свою очередь превращается в плутоний Pu-239: U238 + n -> U239; U239 -> Np239; Np239 -> Pu239.
Через некоторое время после начала работы реактора, отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) содержат больше плутония-239, чем урана-235. Меняя время нахождения топливных стержней в атомном реакторе, можно изменять и содержание разных изотопов плутония в облученном топливе. При поглощении нейтрона плутоний-239 превращается в плутоний-240. Последний также может поддерживать цепную реакцию, и поэтому пригоден для изготовления ядерного взрывного устройства.
Превращение урана-238 в плутоний происходит эффективнее под воздействием «быстрых» нейтронов (с кинетической энергией более 10кэВ). В тонне ОЯТ, только что извлеченной из реактора типа ВВЭР после нескольких лет облучения в реакторе, содержится 950-980 кг урана (U-235 + U-238), 5 — 10 кг плутония, 1,2 — 1,3 кг цезия-137, около 770 г технеция-99. около 500 г стронция-90, 500 г нептуния — 237, 120- 350 г америция (Am-241 и Am-243), около 200 г йода-129, около 60 г кюрия (Cu-242 и Cu-244), 12-15 г самария-151 и т.д. Плутоний выделяется из этой смеси изотопов разных элементов с помощью химических реакций (т.н. «репроцессинг»). В среднем, один энергетический реактор мощностью 1000 МВ производит в год плутония, достаточного для изготовления 40—50 ядерных боезарядов. Даже в исследовательских реакторах мощностью в несколько мегаватт можно быстро наработать количество плутония, необходимое для создания маленькой бомбы (табл.2).
Билет 4
1. Зависимость энергии связи на нуклон от массы ядра (кривая Бете-Вайцзекера). Оценка по этой зависимости энерговыделения при делении.
Это средняя эн-я, кот приходится на 1 нуклон в ядре (кривая Бете-Вайцзекера)
Кривая не гладкая, т.к. четные массы всегда имеют большую энергию связей
Есв ~ CA2 = A!/ (2!*(A-2)!) = (A*(A-1)*(A-2)!) / (2!*(A-2)!) = (A*(A-1))/2 ~= A2/2 => Есв /A ~ A =>
Яд силы необычайно мощны по масштабу величин и короткодействующие => Яд силы облад св-вом насыщения
То, что в реакции деления должна освобождаться энергия, следует из зависимости удельной энергии связи ядра (средней энергии связи нуклона в ядре) от массового числа А
Способы выд-я яд энергии:
Заставить слиться легк ядра (термояд энергетика)
Заставить тяж ядра разделиться
Ядро урана-238, поделившись пополам, выдел эн-ю: 0,8МэВ * 2(осколки) * 120(m) 200МэВ
Эта энергия выделяется в основном в виде кинетической энергии разлетающихся осколков. Осколки разлет с огромной скоростью. Если их затормозить, произойдет нагрев (перед тепл. Эн-ии при ударе)
0,8МэВ – выигрыш эн-ии на нуклон при дел-ии ядра урана-238
Общее условие энергетической выгодности деления:
Мя (ZF, NF)
Моск(1) (ZF, NF) + Моск (2)
Тяжел ядра связаны менее плотно => выгодно поделиться
Ēср = 3/2 * kT
k = 0,86 * 10-4 эВ/К
E = 0,5 * 106 эВ
T = 2Ē/3k 106 эВ / (2,5 * 10-4 эВ/К) = 4*109 °К
Ядро может разделиться на два осколка с близкими (и даже равными) массами. Но это происходит редко. Чаще один из осколков тяжелее другого (примерно в 1.5 раза). Одна из наиболее типичных реакций деления ядра урана-235 выглядит так:
Она протекает за время не более, чем 10-12 сек и сопровождается испусканием трёх нейтронов. Увеличение числа нейтронов в процессе деления открывает возможность протекания цепной ядерной реакции деления.