Для быстрых нейтронов вероятность захвата ядрами урана – 235 примерно в 500 раз меньше, чем для медленных

Ядерные реакторы

При создании ядерного реактора следует учитывать, что _________________________ ______________________________________________________________________________________________________________________________________________________Вероятность того, что ядро урана – 235 поглотит нейтрон, велика лишь ______________ ______________________________________________________________________________________________________________________________________________________ ________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________

__________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________

Поэтому для того, чтобы поддерживать ценную реакцию в уране -235, необходимо:

_________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________ Эти приемы используются в реакторах _______________________________________ в которых энергия выделяется за счет расщепления ядер урана– 235.

Вещества, которые способны уменьшать скорость движения нейтронов, называются замедлителями. Наиболее эффективно в качестве замедлителя вещество, ______ ________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________

Наилучшим замедлителем нейтронов могла бы оказаться обычная вода – вещество, содержащее много атомов водорода . Однако, атомы способны захватывать нейтроны. Поэтому эффективнее использовать __________________________________

В современных реакторах в качестве замедлителя (и одновременно в качестве теплоносителя) используют __________ ________________________________________.

По мере «выгорания» в реакторе урана-235, плутоний начинает вносить все больший вклад в энергетический выход. Этот материал не исчерпывается до конца. Отработанные тепловые элементы обогащены плутонием, который можно сравнительно легко выделить химическим путем и переработать в новый делящийся материал высокой эффективности.

В результате появляется возможность полностью использовать весь природный уран, превращая его в плутоний. Этот процесс называется _____________________________ ___________________________________________________________________________

Более эффективен реактор, работающий не на медленных, а на быстрых нейтронах. Чтобы «запустить» такой реактор, нужно в качестве горючего использовать урановую руду, обогащенную ураном-235 не менее чем до 15%. В таком исходном сырье реакция деления урана-235 начинается без использования замедлителя.

Реактор на быстрых нейтронах является ____________________________________ ____________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________

В реакторах на быстрых нейтронах возможно использовать для получения энергии ____________________________________________________________________ ______________________________________________________________________________________________________________________________________________________

Условная классификация ядерных реакций
по роду участвующих в реакциях частиц	реакции под действием нейтронов; реакции под действием заряженных частиц (например, протонов, α-частиц).
по роду участвующих в реакциях ядер	реакции на легких ядрах (А < 50); реакции на средних ядрах; реакции на тяжелых ядрах (А > 150)
по энергии вызывающих их частиц	реакции на малых, средних и высоких энергиях.
по характеру происходящих ядерных превращений	реакции с испусканием нейтронов; реакции с испусканием заряженных частиц.
Реакция деления ядра	Тяжелое ядро под дейст­вием нейтронов, а как впоследствии оказалось, и других частиц делится на несколько более легких ядер (осколков), чаще всего на два ядра, близких по массе.
Нейтроны деления	В случае тяжелых ядер . Образовавшие­ся осколки деления пере­гружены нейтронами, в результате чего они и вы­деляют нейтроны де­ления.
Пример реакции деления
Цепная реакция деления	Ядерная реакция, в кото­рой частицы, вызываю­щие реакцию, образуются как продукты реакции.
Необходимое условие для развития цепной реакции	Коэффициент размно­жения нейтронов
Коэффициент размножения нейтронов	Отношение числа ней­тронов в данном поко­лении к их числу в пре­дыдущем поколении.
Самоподдерживающаяся реакция	Реакция, при которой число нейтронов с тече­нием времени не изменя­ется (при k = 1).
Развивающаяся реакция	Реакция, при которой число делений непрерыв­но растет, и реакция мо­жет стать взрывной (при k > 1)
Затухающая реакция	Реакция при k < 1
Термоядерная реакция	Реакция синтеза легких атомных ядер в более тя­желые, происходящая при сверхвысокой темпера­туре (107 К и выше).
Реакция синтеза атомных ядер	Образование из легких ядер более тяжелых.
Пример реакции синтеза
Биологическое действие радиоактивных излучений
Доза излучения	Характеристика воздействия излучений на живые ор­ганизмы.
Поглощенной дозы излучения	Е – поглощенная энер­гия ионизирующего излучения, m – масса облучаемого вещества
Единица поглощенной дозы излучения	Название – грей (1 Гр = 1 Дж/кг)
Естественный фон радиации (космические лучи, радио­активность окружающей среды и человеческого тела) составляет за год дозу излучения около 2•10–3 Гр на че­ловека.
Для лиц, работающих с излучением, пре­дельно допустимую за год дозу 0,05 Гр.
Доза излучения 3—10 Гр, полученная за короткое время, смертельна.
Рентген	На практике широко используется внесистем­ная единица экспозиционной дозы излучения — рент­ген (сокращенно: Р). Эта единица является мерой иони­зирующей способности рентгеновского и гамма-излучений.
Доза излучения равна одному рентгену (1 Р), если в 1 см3 сухого воздуха при температуре 0°С и давлении 760 мм рт. ст. образуется столько ионов, что их суммар­ный заряд каждого знака в отдельности равен 3·10–10 Кл. При этом получается примерно 2·109 пар ионов.
Число образующихся ионов связано с поглощаемой веществом энергией.
В практической дозиметрии можно считать 1 Р приблизительно эквивалентным поглощенной дозе из­лучения 0,01 Гр.