>
> mrv13 (451566) писал(а) в ответ на сообщение:


>>
>> Офенями преимущественно называли только тех уличных торговцев-разносчиков, кто происходил из крестьян Владимирской губернии. В более западных губерниях было распространено другое название — коробейники[1].
quoted2

>
> Александр 36283 (36283) писал(а) в ответ на сообщение:


>> Шприц - штрикалка;
>>
>> Носки - шкарпетки;
quoted2

>
> mrgolodnyy2016 (mrgolodnyy2016) писал(а) в ответ на сообщение:
>
> Технологична.
>
> 2.1. Фізичні основи роботи ядерних реакторів
>
> Величезна енергія, що міститься в ядрах атомів, може бути вивільнена при здійсненні двох процесів – поділу ядер важких елементів та синтезу ядер легких елементів. Пристрій, в якому здійснюється контрольована самопідтримуюча ланцюгова реакція поділу ядер важких елементів 233U, 235U, 239Pu, називається ядерним реактором.
> Коефіцієнт ділення
>
> Для отримання енергії в ядерному реакторі використовується чудова фізична властивість ділення ядер урану під дією нейтронів. При діленні ядер урану утворюються ядра-продукти («уламки поділу») з високою кінетичною енергією й нові нейтрони, енергія яких велика і знаходиться в діапазоні 105–107 еВ (електрон-вольт), в кількості, що дорівнює ?. Середнє число вторинних нейтронів ?, що виникають при діленні, є найважливішою характеристикою цього процесу. Вірогідність ділення ядер урану вторинними нейтронами такої енергії мала і складає 1,25 барна для урану-235 (0,72% в урані природного складу) й 0,17 барна для урану-238 (99,28%).
>
> Зі зниженням енергії нейтрона вірогідність ділення урану-235 значно зростає й для теплових нейтронів з енергією, меншою 1 еВ, складає 582 барна (тобто збільшується у 466 разів), тоді як уран-238 тепловими нейтронами не ділиться, його поділ відбувається при енергії нейтронів більше 1,45·106 еВ. Добуток імовірності ділення ядер на їх атомну концентрацію (N, ат/см3) визначає кількість ділень в одиниці об'єму ядерного палива (в 1 см3). При одному поділі ядра урану-235 виділяється енергія, що дорівнює Еділ ≈ 200 МеВ/ділення = 3,20·10-11 Вт·с/ділення. Щоб отримати 1 Вт теплової енергії необхідно, щоб відбулося 3,10·1010 ділень/с. Теплову потужність реактора можна записати таким чином:
> P=Eділ(ΔNділ/Δt), де ΔN/Δt – число ділень за 1 с. Атомна електростанція, що виробляє 3000 МВт тепла, матиме електричну потужність 1000 МВт при к.к.д. перетворення теплової енергії в електричну 33% (0,33); це відповідає 8,1·1024 ділень/добу, або діленню 3160 грам урану-235 за добу (маса атома урану-235 дорівнює 3,90·10-22 грама, дійсне витрачання урану-235 трохи вище). При взаємодії нейтронів з атомами урану не тільки відбувається реакція їх ділення, а одночасно протікає конкуруюча реакція радіаційного захоплення нейтрона з утворенням важчих ізотопів урану (урану-236 й урану-239), що призводить до втрати нейтронів для процесу ділення.
>
> Під дією теплових нейтронів уран-235 в цих реакціях «вигорає»:
> Уран-236 — нестабільний довгоживучий елемент (період його напіврозпаду Т1/2 = 2,34·107 років) – розпадається з випусканням α-частинок. Оскільки тільки частина теплових нейтронів, які поглинуті ураном-235, бере участь в реакції ділення, то вірогідність того, що поглинутий нейтрон викличе ділення урану-235, дорівнює відношенню перерізу ділення ?дiл до повного перерізу поглинання нейтронів:
> σдiл/(σдiл+ σзах)=1/(1+ σзахσдiл).
>
> Вихід вторинних нейтронів з розрахунку на кожен первинний нейтрон, поглинутий ядром урану-235, буде у νразів більшим:
> η = ν/(1 + σзах/σдiл) і ця величина називається коефіцієнтом ділення. Однією з основних вимог для протікання ланцюгової реакції ділення, що самопідтримується, є умова η>1. Для урану-235 і теплових нейтронів величини перерізів реакцій ділення σдiл і радіаційного захвату σзах дають величину η=2,07 (ν=2,42). Для природного урану з урахуванням концентрацій урану-235 (0,72%) і урану-238 (99,28%) (його переріз ділення на теплових нейтронах вельми малий, а переріз радіаційного захвату σзах=2,70 барна) отримуємо η=1,33, що означає можливість ланцюгової реакції поділу, яка самопідтримується, у природному урані на теплових нейтронах.
>
> У випадку урану-238 в реакціях радіаційного захоплення нейтронів утворюються послідовно два короткоживучі елементи, – уран-239 (період напіврозпаду T1/2=23,470 хв) і нептуній-239 (період напіврозпаду T1/2=2,355 доби), при природному радіоактивному розпаді яких з випусканням ?-частинок (електронів) утворюється чудовий довгоживучий елемент плутоній-239 (Т1/2=2,41·104 років):
> .
>
> Плутоній чудово ділиться тепловими нейтронами, краще, ніж уран-235 (σдiл=748 барнів; ν=2,88; η=2,11). Тому ще на ранній стадії розвитку атомної енергетики, враховуючи, що основну масу природного урану складає уран-238, виникла ідея конверсії урану-238, що не ділиться, у плутоній-239, що ділиться, для використання його як ядерного палива. Але для здійснення цього процесу необхідні додаткові нейтрони, окрім тих, що підтримують безперервну ланцюгову ядерну реакцію поділу. Для відтворення ядерного палива народжені при діленні нейтрони повинні привести до появи, як мінімум, одного ядра, що ділиться, замість того, що розділилося.
>
> Виявилось, що коефіцієнт ділення ηзростає зі збільшенням енергії нейтрона, викликаючого ділення, що підвищує можливість відтворення ядер, які діляться, із сировинного урану-238. Підвищення енергії нейтрона від теплової (менше 1 електрон-вольта) до 106 електрон-вольт (а це – середня енергія вторинних нейтронів ділення!) приводить до збільшення коефіцієнта ділення ηдля урану-235 від 2,07 до 2,39 (на 15,5%), а для плутонію-239 – від 2,11 до 2,88 (на 36,5%). Стало очевидним, що використання урану-238 у реакторі-розмножувачі, котрий працює на швидких нейтронах, буде ефективнішим, ніж у реакторі на теплових нейтронах. Аналіз балансу вторинних нейтронів показав, що мінімальним критерієм відтворення ядерного палива будуть умови, коли η>2. Чим вищим буде значення величини η, тим вищий буде коефіцієнт відтворення (відношення числа народжених ядер нового палива до загиблих (що розділилися) й таких, які генерували вторинні нейтрони), що можливо в реакторах, працюючих на швидких нейтронах.
>
> Найбільш придатним матеріалом, який ділиться, для відтворення ядерного палива є плутоній-239, а необхідний для цього енергетичний спектр нейтронів повинен бути, ймовірно, більш високоенергетичним, що унеможливлює застосування в таких реакторах матеріалів, котрі уповільнюють нейтрони. Дослідження паливних циклів ядерних реакторів показали, що з однієї і тієї ж кількості урану в реакторі-розмножувачі на швидких нейтронах можна отримати в ~80 раз більше енергії, ніж у реакторі на теплових нейтронах.
>
> Відтворення ядерного палива за викладеною вище схемою вже давно існує в енергетичних ядерних реакторах на теплових нейтронах, котрі нині експлуатуються, і додаткове вироблення енергії за рахунок плутонію-239, котрий утворюється у використовуваному урановому паливі, перевищує 30%.
>
> Ядерні реактори можна спроектувати так, щоб ділення відбувалося нейтронами, сповільненими до теплових енергій раніше, ніж вони викличуть ділення, або швидкими нейтронами. Це приводить до двох різних типів ядерних реакторів – реакторів на теплових нейтронах і реакторів на швидких нейтронах.
>
> Для уповільнення нейтронів ділення в реакторах на теплових нейтронах використовують матеріали з невеликим масовим числом, такі, як вода, графіт, важка вода. Нейтрони, стикаючись з ядрами атомів уповільнювача, втрачають свою енергію і ефективно поглинаються ураном-235.
>
> Ядра-продукти, що утворюються при діленні урану («уламки поділу»), мають високу кінетичну енергію й їх гальмування в матеріалі ядерного палива (керамічний оксид урану – UO2) призводить до його розігрівання, тобто до виділення в точці ділення теплової енергії, котра може бути відведена з активної зони реактора теплоносієм.
>
> Коефіцієнт розмноження нейтронів
>
> На кожний поглинутий ядром урану-235 нейтрон в реакції ділення утворюється ?=2,07 нових швидких нейтронів. Ці нові нейтрони використовуються після їх уповільнення для ділення інших ядер урану-235, що приводить до утворення ще більшої кількості нейтронів. В ядерному реакторі ланцюгові ядерні реакції ділення регулюються таким чином, що стан рівноваги досягається у разі, коли на кожний подальший акт ділення урану-235 використовується тільки один з нових нейтронів. У цих умовах коефіцієнт розмноження нейтронів буде дорівнювати одиниці:
> При К>1 кількість нейтронів у другому поколінні перевищує кількість нейтронів, поглинутих в першому поколінні. При цьому потік нейтронів і, отже, число актів ділення збільшуються з кожним подальшим поколінням нейтронів, що приводить до зростання енергії, яка виділяється в реакторі. При К=1 число ділень за одиницю часу буде постійним, постійним буде і вироблення енергії в реакторі. При К<1 ланцюгова реакція ділення не може підтримуватися. Реактор, що працює при К=1, називають критичним, при К>1 – надкритичним і при К<1 – підкритичним.
>
> Якби був відсутній механізм регулювання процесу ланцюгової реакції, то теплота, котра утворюється при діленні, зруйнувала б систему, в якій протікає реакція. В ядерних реакторах використовуються різні механізми регулювання ланцюгової реакції ділення. У системах ядерної зброї такі механізми регулювання відсутні, й всі зусилля при його створенні спрямовані на досягнення можливо інтенсивнішої реакції ділення.
>
> У будь-якому поколінні нейтронний потік піддається різноманітним змінам. Деякі нейтрони залишають межі реактора (так звані нейтрони витоку), інші поглинаються конструкційними матеріалами (наприклад сповільнювачем, теплоносієм, елементами системи регулювання тощо). На практиці використовують два різні коефіцієнти розмноження: К∞ відноситься до середовища нескінченних розмірів (тобто до реактора без витоку нейтронів) і Кеф – до фізичного середовища (тобто до реактора скінченних розмірів). Ці величини пов'язані між собою співвідношенням
>
> Кeф=К∞· Λ,
>
> де Λ – частка нейтронів, які втрачаються за рахунок витоку до середовища, що оточує реактор (це – вірогідність нейтрону ділення уникнути витоку з активної зони).
>
> Щоб звести до мінімуму витік нейтронів, активну зону ядерного реактора, котра містить ядерне паливо, оточують відбивачем нейтронів, яким для теплових нейтронів зазвичай бувають графіт, вода або берилій, а для швидких нейтронів часто використовують залізо.
>
> Максимально можлива надкритичність (при вилученні з активної зони реактора всіх поглиначів нейтронів) називається запасом надкритичності:
> Частіше стан ядерного реактора характеризують реактивністю ρ – відносним відхиленням величини Кеф від одиниці:
> що фізично є часткою зміни кількості нейтронів (ділень) у новому поколінні до всіх нейтронів (ділень) цього покоління.
>
> Слід розрізняти поняття «реактивність» й «запас реактивності». Реактивність – це ступінь відхилення реактора від критичного стану. У цьому випадку Кеф близький до одиниці й ρ≈δКеф. Запас реактивності ρзап – це максимально можлива реактивність при повністю вилучених з активної зони реактора поглиначах:
> У цьому випадку, як правило, Кеф істотно більший одиниці.
>
> Реактивність характеризує реакцію активної зони реактора на зміну її розмножуючих властивостей в результаті дії різних матеріальних і геометричних чинників (температури, концентрації поглиначів нейтронів та ін.).
>
> На мал. 2.1 наведено схему нейтронного циклу в ядерному реакторі. Якщо паливо з природного урану (η=1,33) поглинає N1=100 нейтронів, то при діленні випускається N1·η=100·1,33=133 нейтрона (вважаємо, що витік нейтронів відсутній, Λ=1). Ці швидкі нейтрони ділення також викликають поділ ядер урану, внаслідок чого випускаються нові нейтрони.
>
> Цей процес враховується коефіцієнтом розмноження на швидких нейтронах ε, величина якого в ядерному реакторі залежить від матеріалу сповільнювача. Для ядерного реактора з паливом із природного урану і сповільнювача з графіту величина ε=1,03.
>
> Кількість швидких нейтронів ділення зростає в 1,03 раз і стає рівною N1·η=100·1.33·1,03=137.
>