Задачи для самостоятельного решения. 5.13. На сколько а.е.м

5.13. На сколько а.е.м. суммарная масса продуктов деления ²³⁵U тепловыми нейтронами будет меньше массы исходной системы? Каково при этом относительное изменение массы?

5.14. Сечение деления тепловыми нейтронами на ядро для естественной смеси изотопов урана равно 4,22 барн. Вычислить сечение деления тепловыми нейтронами на ядро ²³⁵U, учитывая, что ²³⁸U тепловыми нейтронами не делится.

5.15. Определить количество делений и поглощений без деления за 1 с в размножающей среде из урана. Плотность потока тепловых нейтронов Ф₀ = 1,0·10¹⁰ (см²·с)^-1, а обогащение нуклидом ²³⁵U составляет 5%.

5.16. Пластинка из естественного металлического урана размерами 1х1х0,1 см³ облучается в течение 24 часов параллельным потоком тепловых нейтронов, падающих по нормали к поверхности пластинки. Плотность потока нейтронов Ф₀ = 1,0·10¹⁰ (см²·с)^-1. Оценить полную энергию, выделившуюся в результате деления.

5.17. Какой слой ²³⁵U при падении на него N ₀ тепловых нейтронов в секунду дает то же число быстрых нейтронов деления?

5.18. Наиболее вероятные значения массовых чисел осколков деления ²³⁵U тепловыми нейтронами составляют 95 и 139. Вычислить энергии и скорости каждого из осколков, если их общая кинетическая энергия составляет 165 МэВ.

5.19. В чем физический смысл коэффициента размножения нейтронов k? Во сколько раз увеличится первоначальное количество нейтронов в сотом поколении, если k = 1,01?

5.20. Найти число нейтронов, возникающих в секунду в реакторе с тепловой мощностью Р = 100 Вт, если среднее число вторичных нейтронов на каждый акт деления n = 2,5. Считать, что при каждом делении освобождается энергия Q = 200 МэВ.

5.21. Вычислить мощность, уносимую нейтрино из реактора атомной электростанции, при уровне тепловой мощности 30000 кВт. Оценить полный поток нейтрино, допустив, что на одно деление приходится примерно пять b-распадов осколков деления. Средняя энергия нейтрино на один акт деления равна приблизительно 11 МэВ.

5.22. Реактор на тепловых нейтронах, в котором делящимся нуклидом является ²³⁵U, работает на постоянном уровне мощности. Найти долю нейтронов , покидающих активную зону, если половина нейтронов деления захватывается без делений.

5.23. В ядерном реакторе на тепловых нейтронах среднее время жизни одного поколения нейтронов t составляет 0,10 с. Считая коэффициент размножения k =1,010 найти а) во сколько раз увеличится число нейтронов в реакторе и его мощность за время t = 10 с; б) период реактора Т – время, за которое его мощность увеличится в е раз.

5.24. Пренебрегая утечкой нейтронов, определить время, в течение которого произойдет деление ядер 1 кг ²³⁵U, если деление начинаетcя с одного нейтрона. Коэффициент размножения k = 1,0010, а цикл обращения нейтронов (время жизни одного поколения) τ = 1,0·10^-6 с.

5.25. Какую долю выделяющейся энергии уносят нейтроны из зоны термоядерной реакции d-t?

5.26. Какая энергия выделяется при сгорании 1 г ядерного горючего в термоядерной реакции ⁶Li(d,a)⁴He? Сравнить полученные результаты с энергией, выделяющейся при сгорании 1 г ²³⁵U.

5.27. Какая энергия выделяется при сгорании 1 г ядерного горючего в термоядерной реакции d-t? Сравнить полученные результаты с энергией, выделяющейся при сгорании 1 г нуклида ²³⁵U.

5.28. Сравните энергию, которая выделяется на единицу массы в реакции синтеза ядер дейтерия (d-d) и деления нуклида ²³⁵U.

Ответы

5.13. 0,215 а.е.м.; 0,001(0,1 %). 5.14. 592 барн. 5.15. 1,4·10¹⁰ (см³·с)^-1; 2,7·10⁹ (см³·с)^-1. 5.16. 1,5·10¹² Дж. 5.17. 0,2 см. 5.18. 98,0 МэВ и 1,41·10⁷ м/с; 67,0 МэВ и 1,17·10⁷ м/с. 5.19. 2,69. 5.20. 7,8·10¹² с^‑1. 5.21. 1650 кВт; 4,7·10¹⁸ с^-1. 5.22. 0,1. 5.23. 2,72; 10 с. 5.24. 5.25. 0,8. 5.26. 2,7·10¹¹ Дж; 8,2·10¹⁰ Дж. 5.27. 3,4·10¹¹ Дж; 8,2·10¹⁰ Дж. 5.28. 8,8·10¹¹ Дж; 8,2·10¹⁰ Дж.

Дата добавления: 2015-07-08