proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Авторские права
  Агентство  ПРоАтом. 27 лет с атомной отраслью!              
www.proatom.ru :: Просмотр тeмы - атомные секреты
 FAQFAQ   ПоискПоиск   ГруппыГруппы   ПрофильПрофиль   Войти и проверить личные сообщенияВойти и проверить личные сообщения   ВходВход 





атомные секреты
На страницу 1, 2, 3, 4  След.
 
Начать новую тeму   Ответить на тeму    Список форумов www.proatom.ru -> Атомная энергетика
Предыдущая тeма :: Следующая тeма  
Автор Сообщение
Герман Скоробогатов
Гость





СообщениеДобавлено: Пн Мар 27, 2006 4:38 pm    Заголовок сообщения: атомные секреты Ответить с цитатой

Надо четко понимать, что США - это ПОТЕНЦИАЛЬНЫЙ ПРОТИВНИК для России в не столь отдаленных схватках за оскудевающие ресурсы. А потенциального противника надо держать в максимальной неопределенности относительно наших возможностей. Хотя, чего держать, коль скоро Черномырдин через &quot;комиссию Гора&quot; подарил Америке наш оружейный плутоний, который мог бы 20 лет &quot;кормить&quot; наши атомные электростанции. А в Новосибирске спецназ по заданию из Москвы разгромил и конфисковал всю документацию в лаборатории, занимавшейся разработкой мирных атомных реакторов на оружейном плутонии! Так что агент влияния Ехануров лжет: секретят свои атомные дела и Китай, и Иран, и Корея, т.е. все, кто еще не получает зарплату от г. Сороса, как, например, в Тбилиси.&nbsp; Если Ехануров тоже хочет получать гранты от Сороса, это надо заслужить рвением.<br /><br />
Вернуться к началу
прохожий
Гость





СообщениеДобавлено: Пт Апр 21, 2006 12:02 pm    Заголовок сообщения: вот это да! Ответить с цитатой

во какие у людей тараканы-то бывают!
надеюсь, "не из нашего района", не атомщик. ну хоть на пенсии...
Вернуться к началу
Взгляд со стороны
Гость





СообщениеДобавлено: Чт Ноя 23, 2006 10:03 pm    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Нету уже у нас секретов от Американов... они уже все узнали что хотели... Глупости все это...
Вернуться к началу
Олегыч
Гость





СообщениеДобавлено: Ср Янв 10, 2007 6:44 am    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Нет, ребята, по поводу количества урана надо всеж-таки поаккуратнее, недаром раньше ето была тема засекреченая...
Сейчас острее всего встает проблема утилизации всякой гадости... Ну и ядерный терроризм - тоже проблема...
А еще хочется узнать - есть ли какие-то методики по определению накопления радиоактивных веществ в организме человека - если чего-то знаете - бросьте на почту olegch@land.ru
Вернуться к началу
Взгляд со стороны
Гость





СообщениеДобавлено: Пн Янв 15, 2007 12:42 pm    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Олегыч писал(а):
Нет, ребята, по поводу количества урана надо всеж-таки поаккуратнее, недаром раньше ето была тема засекреченая...
Сейчас острее всего встает проблема утилизации всякой гадости... Ну и ядерный терроризм - тоже проблема...
А еще хочется узнать - есть ли какие-то методики по определению накопления радиоактивных веществ в организме человека - если чего-то знаете - бросьте на почту olegch@land.ru


Разные виды излучателей определяют по разному...
Что то копиться в организме, что то выодиться с дыханием, мочой и потом.... Те нуклиды что можно определить по гамма излучению измеряют на СИЧах (спектометр излучения человека) что не имеет определяют косвенными путями по кинетике исходя из содержания в моче, слюне или крови.. Почитайте в инете полно литературы то...
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Вс Ноя 23, 2008 11:12 am    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Атомные секреты. Да их сейчас навалом.Америкосы и их холуи под лозунгом нераспространения делают закрытой и доступной лишь для избранных целую отрасль знаний,отсекая от неё миллиарды людей.
Пример - как работает атомная бомба. Об этом теперь знает весьма мало специалистов ,не работающих в ядерных технологиях, да и те поскольку-постольку. учитывая это написал я простую просветителькую статью которую и привожу здесь для всех интересующихся.

АТОМНАЯ БОМБА.
Элементарные физические основы.
Ядерная энергия – энергия, которая используется в ядерных взрывных устройствах (ЯВУ), выделяется при делении атомного ядра в результате захвата этим ядром нейтрона. Поглощение нейтрона способно привести к делению практически любого ядра, однако для подавляющего большинства элементов реакция деления возможна только в случае, если нейтрон до поглощения его ядром обладал энергией, превышающей некоторое пороговое значение.
Возможность практического использования ядерной энергии в ядерных взрывных устройствах или в ядерных реакторах обусловлена существованием изотопов химических элементов, ядра которых делятся под воздействием нейтронов любой энергии, в том числе сколь угодно малой. Вещества, обладающие подобным свойством, называются делящимися веществами. Единственным встречающимся в природе в заметных количествах делящимся веществом является изотоп урана с массой ядра 235 атомных единиц массы (уран-235). Содержание этого изотопа в природном уране составляет всего 0.72%. Оставшаяся часть приходится на уран-238, у которого порог деления нейтронами
равен 1 МэВ. Поскольку химические свойства изотопов абсолютно одинаковы, для выделения урана-235 из природного урана необходимо осуществление достаточно сложного процесса разделения изотопов. В результате может быть получен высокообогащенный уран, содержащий около 90% урана-235 и выше, который пригоден для использования в ядерном оружии. В боевом ЯВУ порог обогащения урана равен 80%. Напомним, что в ядерной физике принята единица измерения энергии - мега электрон-вольт [МэВ] 1 МэВ = 1.602*10^(-13) Дж (1 МэВ = 1 000 000 эВ). Энергию в 1 эВ приобретает электрон при ускорении в электрическом поле с разностью потенциалов 1 вольт; 1 мега электрон вольт (МэВ) = 3,827*10^(-17)ккал.
Энергетический баланс реакции деления можно представить в виде уравнения:
235U + n  2 осколка + v нейтронов + гамма - кванты деления; с энергиями продуктов:
(Екин=175 МэВ) + (Екин=5 МэВ)+ (Е=7 МэВ);
v = 2,5 – среднее число вторичных нейтронов деления.
Процессы радиоактивного распада осколков деления с выделением:
β - частицы + γ – гамма - кванты + нейтрино + n-нейтроны; с энергиями
(Е=7 МэВ) + (Е=6 МэВ) + (Е=10 МэВ) + (0,01 – 0,3 МэВ).
При делении атомного ядра возникают только быстрые нейтроны с энергией больше 100 КэВ. Они ещё называются мгновенными. Их энергетический спектр широк – (0,1 – 10 МэВ) и имеет ярко выраженный максимум при энергии нейтрона 0,7 МэВ. Средняя энергия мгновенных нейтронов около 2 МэВ.
Основная доля освобождающейся при делении энергии уносится в виде кинетической энергии осколков деления и выделяется при их столкновениях с атомами среды деления и при торможении. При этом энергия (175 МэВ) распределяется между обоими осколками неравномерно; более легкий осколок, согласно закону сохранения импульса, имеет большую кинетическую энергию. Так, при делении урана 235 наиболее вероятное значение кинетической энергии легких осколка составляет 105 МэВ, а тяжелых осколков – 70 МэВ. В холодной среде деления при столкновении с атомами среды и торможении осколков большая часть их кинетической энергии уходит на ионизационный нагрев среды. Так происходит в ядерном реакторе, а в начальный период взрыва и в ЯВУ. В перегретой, сильно ионизированной и сжатой среде ядерного взрыва бомбы происходит электростатическое торможение вплоть до столкновений с ядрами атомов. Возникает тормозное излучение, которое имеет непрерывный спектр, начиная, с мягких, гамма – квантов (0,6 МэВ). Основная часть излучаемой энергии приходится на рентгеновскую область спектра – 80%, со смещением в мягкую часть спектра. Мощное рентгеновское излучение плутониего запала используется в термоядерном оружии для имплозии второй термоядерной ступени заряда.
Тот факт, что энергия реакции деления передается, в основном, осколкам деления, (эти осколки имеют сравнительно небольшой пробег и их довольно легко остановить) и определил эффективность использование реакции деления в оружейном применении и энергетике. Из энергии ∆Е=210 МэВ, выделяющейся при делении ядер, может быть использовано 190 МэВ. Энергию нейтрино, вследствие незначительного взаимодействия его с веществом, нельзя использовать вообще, а из энергии гамма-излучения, образующегося в момент деления ядра, в тепло может быть превращена только та часть ее, которая поглощается в зоне реакции. Так как энергия в 1 эВ/атом соответствует 96,3 кДж/моль, то энергия, которая может быть использована при делении 1 г урана 235, равна: Е полезная = (190*106*96,5)/235 кДж = 7,79*10^7 кДж = 1,85*10^7 ккал = 2,15*10^4 кВт * ч = 1 МВт * сутки. Чтобы получить мощность в 1 Вт, должно произойти 3,1*10^10 деление/с. Для сравнения, напомним, что при сгорании 1 г угля выделяется только 33,9 кДж, или соответственно 9,4*10^(-3) кВт * ч. Получается, что при делении урана выделяется энергии почти в 2 миллиона раз больше, чем при сгорании такого же количества угля. При делении 1 кг урана 235 (например, в атомной бомбе, сброшенной на Хиросиму) выделяется такая же энергия, как при взрыве 20000 тонн тротила.
Делящиеся вещества могут быть получены искусственно, причем наименее сложным с практической точки зрения является получение плутония-239, образующегося в результате захвата нейтрона ядром урана-238 и последующей цепочки радиоактивных распадов промежуточных ядер. Реакция:
U238 + n ->U239 -> gamma + U239 -> betta + Np239 -> beta + Pu239.
Подобный процесс реализуется в оружейном ядерном реакторе, работающем на природном или слабо обогащенном уране в режиме малого выгорания топлива, во избежание накопления примесей. В дальнейшем, плутоний может быть выделен из отработавшего топлива реактора в процессе химической переработки этого топлива, что гораздо проще и дешевле осуществляемого при получении оружейного урана процесса разделения изотопов. Для создания ядерных взрывных устройств могут быть использованы и другие делящиеся вещества, например уран-233, получаемый в ядерном реакторе, при облучении тория-232:
Th232 + n -> Th233 -> gamma + Th233 -> beta + Pa233 -> beta + U233 , а также несколько изотопов более массивных трансурановых элементов. Для их получения требуются более затратные и сложные технологии. Поэтому широкое практическое применение нашли только уран-235 и плутоний-239, прежде всего из-за относительной простоты получения этих материалов. Возможность практического использования выделяющейся при делении ядер энергии обусловлена тем, что реакция деления может иметь цепной характер, и поддерживать сама себя. В результате реакции деления тяжелых ядер образуются новые вторичные нейтроны, которые сами, в свою очередь, могут вызвать и вызывают, при соблюдении определённых условий, деление других тяжелых ядер, а в итоге возникнет самоподдерживающаяся цепная реакция деления - СЦР. Общее определение:
Цепная реакция деления - последовательность реакции деления ядер тяжелых атомов при взаимодействии их с нейтронами или другими элементарными частицами, в результате которых образуются более легкие ядра, новые нейтроны или другие элементарные частицы и выделяется ядерная энергия. При этом образовавшиеся новые нейтроны или другие элементарные частицы вызывают новые деления ядер тяжёлых атомов.
Самоподдерживающаяся цепная реакция деления в среде делящегося вещества возможна при условии, что на один нейтрон, поглощенный ядром делящегося вещества, высвобождается v>=1 новых нейтронов. В каждом акте деления образуется примерно два – три вторичных нейтрона, которые, будучи захвачены ядрами делящегося вещества, могут вызвать их деление, в свою очередь приводящее к образованию еще большего количества нейтронов. При создании специальных условий, количество нейтронов, а, следовательно, и актов деления, растет от поколения к поколению. Условие v >= 1 является необходимым, но не достаточным для развития цепной реакции деления в реальной размножающей системе. Нейтроны одного поколения могут вызвать деления других ядер, но могут быть поглощены без деления или могут вылететь за пределы делящегося вещества. Основной величиной, описывающей развитие цепной ядерной реакции деления (и баланс нейтронов в бомбе и реакторе) является эффективный коэффициент размножения k. Есть несколько определений величины k . Самым простым по физическому смыслу является такое определение: k есть отношение числа делений нейтронами в данном поколении «i+1» к числу делений нейтронами предыдущего поколения «i»:

k = Ni+1 / Ni

Если принято, что разделение нейтронов по поколениям каким-либо образом сделано, то определение становится достаточно строгим. Сделаем это. Пусть в момент времени Т1 в результате деления или распада осколков деления (что в бомбе практически не происходит) возникло определённое количество вторичных нейтронов Ni. А к моменту времени Т2 эти нейтроны поглотились ядрами делящегося вещества или ушли за границы делящегося образца. Назовём это количество нейтронов поколением нейтронов. А усреднённый промежуток времени T = Т2 - Т1 назовём средним временем нейтронного цикла или средним временем жизни поколения нейтронов. После этого можно провести разделение систем по отношению к цепной реакции следующим образом:
• если k<1, то система находится в подкритическом состоянии, цепная реакция деления затухает, поток нейтронов и выделяемая энергия уменьшаются – цепочка Ni,....3,2,1,0 ;
• если k=1, то система находится в критическом состоянии, идет стационарная самоподдерживающаяся цепная реакция деления - цепочка Ni,Ni,.........,Ni;
• если k>1, то система находится в надкритическом состоянии, идет нарастание цепной реакции деления, поток нейтронов и выделяемая энергия растут – цепочка 1,2,4,8,16,……Ni,Ni+1,……………..
Если параметр k меньше единицы, то реакция деления не имеет непрерывного цепного характера, так как количество нейтронов в следующем поколении, способных вызвать деление оказывается меньшим, чем их начальное количество.
При достижении значения k = 1 количество нейтронов, вызывающих деление, а значит и актов распада, не меняется от поколения к поколению. Реакция деления приобретает цепной самоподдерживающийся характер. Параметры состояние образца делящегося вещества –масса, плотность, геометрическая форма и размеры , в котором реализуется цепная реакция деления с k = 1, называется критическим.
При k >1 говорят о сверхкритическом состоянии и развитии СЦР. Зависимость количества актов деления от времени может быть представлена, учитывая сказанное выше, как решение простого уравнения: dN /dt =N*(k-1)/T ( уравнение выводится из выражения приращения числа делений от времени dN= N*(k-1)/T*dt )

N = N0 * exp {( k – 1 ) * t / T} (1)

где N-полное число актов деления, произошедших за время t с начала реакции, N0-число ядер, претерпевших деление в первом поколении, k - коэффициент размножения нейтронов, T – время " жизни поколений" т.е. среднее время между последовательными актами деления, определяющее скорость выделения энергии.
Большие значения k ведут к атомному взрыву.
Вообще ядерный реактор и атомная бомба есть две стороны одной медали,
называемой самоподдерживающейся цепной реакцией деления ядер атомов
с k = 1 в случае реактора, и с k > 1 в случае бомбы.
Если предположить, что цепная реакция начинается в бесконечной среде делящегося вещества с одного акта деления и значение коэффициента размножения составляет 2, то несложно оценить количество поколений, необходимое для выделения энергии, эквивалентной взрыву 1 килотонны тринитротолуола (10^12 калорий или 4.19*10^12 Дж). Поскольку в каждом акте деления выделяется энергия равная примерно 187 МэВ (3*10^(-11) Дж), должно произойти 1.4*10^23 актов распада (что соответствует делению примерно 57 г делящегося вещества). Подобное количество распадов произойдет в течение примерно 77 поколений удвоения числа делящихся ядер. Весь процесс займет около 0.5 микросекунд, причем основная доля энергии выделится в течение последних нескольких поколений. Продление процесса всего на несколько поколений приведет к значительному росту выделенной энергии. Так, для увеличения энергии взрыва в 100 раз (до 100 кт) необходимо всего пять с половиной дополнительных поколений.
Для успешного понимания дальнейшего приведём определения двух фундаментальных понятий ядерной физики для нейтронов:
Определение: микроскопическое сечение реакции Sr, представляет собой эффективную площадь поперечного сечения вокруг ядра, попав в которую налетающий нейтрон вызовет данную ядерную реакцию.
Нейтрон, летая по веществу, изредка сталкивается с ядром, он как бы видит его поперечное сечение. Размер поперечного сечения ядра порядка
S = 10^(-24) см2 =1 барн. Столкновения нейтронов с ядрами и возникающие затем ядерные реакции в общем случайны и имеют вероятностный характер.
Определение: если С – концентрация атомных ядер в кубическом сантиметре вещества, С = p * Na / A , где p – плотность вещества г/куб.см, A – атомный вес, Na = 6,02*10^23 – число Авогадро, то если С – концентрация атомных ядер в кубическом сантиметре вещества, С = p * Na / A , величина L = 1 / (C * Sr) дает среднюю длину пробега (путь) нейтрона по отношению к ядерной реакции. На расстоянии равном длине свободного пробега нейтрона данной энергии в ядерной реакции с данным сечением участвуют 63% вошедших в вещество нейтронов.
При столкновении нейтронов с ядрами делящегося вещества возможны следующие реакции с соответствующими сечениями:
St – общее,равное сумме сечений отдельных реакций, сечение возможных реакций,
Sf – сечение реакции деления, v – среднее число вторичных нейтронов деления,
Sa – сечение реакции захвата нейтрона с дальнейшим испусканием гамма - кванта,
Sin – сечение неупругого рассеяния нейтронов – захвата и последующего испускания нейтрона с гораздо меньшей энергией (в том числе и в реакции удвоения нейтронов –
захвата одного и испускания двух нейтронов - n.2n),
Sen – сечение упругого рассеяния нейтронов.
При столкновении ядра с нейтроном не обязательно произойдёт реакция деления. Вероятность деления равна Sf / St , а вероятность упругого рассеяния равна Sen / St , вероятность неупругого рассеяния равна Sin / St. Обратите внимание на замечательный факт – нейтрон, вступивший в реакцию неупругого рассеяния или удвоения, хоть и не вызвал деления, но не пропал для процесса СЦР. В следующем поколении появятся один или два нейтрона с меньшей энергией и большим сечением деления. То же относится к упругому рассеянию.
Теперь оценим время жизни поколения нейтронов в бесконечной среде делящегося вещества и физические условия во время взрыва в бомбе. Для быстрых нейтронов с энергией E = 2 Мэв сечение деления Sf порядка геометрического размера ядра и равно 2 барна для плутония 239, 1,3 барна для урана 235.
Данные для урана: Длина пробега деления для урана 235 Lf = 1/(C*Sf) = 15,89 см. Время жизни поколения нейтронов T = Lf/V, а скорость нейтрона V = (2E/m)^(1/2) = (( 2 * 1,6 * 10^(−12) * 10^6)/(1,66 * 10^(−24)))^0,5 = 1.39*10^9 см/с при энергии E=2 МэВ. Итого получаем T = 11* 10^(−9) секунды. За время 10*T получится e^10 ≈ 10^4 нейтронов из одного исходного, еще за 10*T уже будет 10^8, а через 60*T каждый начальный нейтрон даст число Авогадро. А по времени всего за какие - то 6,6 • 10^(−7) секунды. Выделяется энергии в миллион раз больше, чем при химическом взрыве (на единицу веса).
Эти перспективы впервые обнародовал немецкий физик Флюгге в 1940 году, чем весьма заинтересовал многих, понявших его.
Условия в плутониевой бомбе.
При энергии W = 20 кт ТЭ = 2*10^10 г * 1 ккал/г ≈ 10^21 эрг рост температуры заведомо позволяет считать вещество бомбы идеальным газом. Легко оценить максимальное давление: 3*P*V/2 = W, объем порядка 1 л, так что P = 6 * 10^17 СГС (или 6 * 10^11 атм). Температура T ≈ P/(C*k) = 6*10^17/(0,5 * 10^23 * 1,4 * 10^(−16)) = 8 * 10^10 К, если считать С как для исходного материала. Однако при этой температуре вещество практически полностью ионизуется, и энергия достается не только ядру, но и 94 электронам. Поэтому надо поделить примерно на 100. Заметная часть энергии и давления приходится на тепловое и рентгеновское излучение (более 80%), и реально температура составляет десятки миллионов градусов. Скорость звука Vz в этих условиях порядка P/ρ ≈ 1,4 * 10^8 см/с. Время разлета заряда R/Vz ≈ 3 * 10^(−Cool сек.


Итак, основным параметром, определяющим возможность осуществления цепной реакции деления и изменение выделения энергии в ходе этой реакции, является эффективный коэффициент размножения нейтронов. В процессе взрыва атомной бомбы
он изменяется в диапазоне v > k >0 . В диапазоне v > k >= 1 происходит СЦР.
Этот коэффициент зависит как от свойств делящихся ядер, таких как количество вторичных нейтронов, сечения реакций деления и захвата нейтронов, так и от внешних факторов, определяющих потери нейтронов вызванные их уходом за пределы массы делящегося вещества. Вероятность ухода нейтронов зависит от геометрической формы образца и увеличивается с увеличением площади его поверхности. Вероятность же захвата нейтрона пропорциональна концентрации ядер образца делящегося вещества и длине пути, который нейтрон проходит в образце, то есть плотности образца . Если взять образец делящегося вещества, имеющий форму шара, то при увеличении массы образца вероятность приводящего к делению захвата нейтрона растет быстрее, чем вероятность его ухода, что приводит к увеличению коэффициента размножения. Массу, при которой подобный образец достигает критического состояния (k=1), называют критической массой делящегося вещества. Для высокообогащенного (содержание изотопа 235 больше 80%) урана значение критической массы составляет около 52 кг, для чистого оружейного плутония – порядка 11 кг.
Критическая масса – минимальная масса образца делящегося вещества, обеспечивающая протекание самоподдерживающейся ядерной цепной реакции деления. Критическая масса тем меньше, чем меньше период полураспада деления и чем выше обогащение рабочего образца делящимся изотопом.
Напомним, что критическую массу могут образовывать только нечетные изотопы. Лишь 235U встречается в природе, а 239Pu и 233U - искусственные, они образуются в ядерном реакторе (в результате захвата нейтронов ядрами 238U и 232Th с двумя последующими β - распадами).

Расчет (оценочный) критической массы урана.
Прежде всего, определимся, какой должна быть геометрическая форма, чтобы минимизировать утечку нейтронов из образца делящегося вещества, критическую массу которого будем рассчитывать,. У какого тела должна быть минимальная площадь поверхности? У тела сферической формы. В дальнейшем, будем определять критическую массу шара.
Необходимым условием для осуществления цепной реакции является наличие достаточно большого количества делящегося вещества (например, урана), так как в образцах малых размеров большинство нейтронов пролетает сквозь образец, не попав ни в одно ядро. Самоподдерживающаяся цепная реакция ядерного взрыва возникает при превышении делящимся образцом некоторой критической массы, и соответственно некоторого критического размера. Попытаемся оценить ее величину. Пусть имеется образец вещества, способного к делению, например, уран-235, в который попадает нейтрон. Какова судьба нейтрона? Он либо вызовет деление, либо бесполезно поглотится веществом, либо, в процессе диффузии, выйдет через наружную поверхность. Важно установить, что будет на следующем этапе – уменьшится или увеличится число нейтронов в среднем, т.е. ослабнет или разовьется цепная реакция, т.е. будет ли система в подкритическом или в надкритическом (взрывном) состоянии. Так как вылет нейтронов регулируется размером (для шара – радиусом), то возникает понятие критического размера (и массы). Для развития взрыва размер должен быть больше критического. Критический размер делящейся системы можно оценить, если известна длина пробега деления для нейтронов в делящемся материале.

Сделаем выборку из таблицы экспериментальных данных по спектру энергии налетающих нейтронов и сечениям возможных реакций для групп быстрых нейтронов, делящих ядра:
Нуклид ! энергия n ! St ! Sf ! v ! Sa ! Sin ! Sen
1)Уран 235 |6,5-10,5Mev | 6,30 |1,75 |3,40 |0,02 |1,03 |3,50
2)Уран 235 |4,0-6,5 Mev | 7,40 |1,15 |3,04 |0,03 |1,92 |4,30
3)Уран 235 |2,5-4,0 Mev | 7,40 |1,25 |2,79 |0,04 |1,91 |4,50
4)Уран 235 |1,4-2,5 Mev | 7,00 |1,28 |2,63 |0,06 |1,76 |3,90
5)Уран 235 |0,8-1,4 Mev | 6,60 |1,25 |2,52 |0,12 |1,38 |3,85
6)Уран 235 |0,4-0,8 Mev | 7,40 |1,23 |2,46 |0,17 |1,20 |4,80
7)Уран 235 |0,2-0,4 Mev | 9,20 |1,41 |2,47 |0,25 |1,00 |6,54
CoolУран 235 |0,1-0,2 Mev | 11,2 |1,70 |2,45 |0,40 |0,60 |8,50

Критическая масса зависит от сечения реакции деления конкретного нуклида.
Покажем это на примере для урана 235. Для урана 235 имеем р = 18,9 г/куб.см, А = 235. Соответственно, C = 0,0484 *10^24. Длина пробега деления нейтрона есть единственная размерная величина, которая может послужить отправной точкой оценки критического размера. В любой физической теории используются методы подобия, которые, в свою очередь, строятся из безразмерных комбинаций размерных величин, характеристик системы и вещества. Таким безразмерным числом является отношение критического радиуса образца делящегося материала к длине пробега в нем нейтронов реакции деления. Учтём, что все ядерные реакции являются случайными событиями. Для восьми групп нейтронов, появление которых в результате деления в центре шара возможно с указанными энергиями, определим среднее сечение реакции деления и среднее число вторичных нейтронов. В результате получим Sf = 1,3775 барн , v = 2,72. Тогда длина пробега деления нейтрона равна L = 1/(0,0484*1,3775) = 14,999см. Примем, что деление произошло в центре шара. А это можно сделать, так как реакция деления изотропна и случайна во всех точках по всему объёму шара, также изотропны и случайны траектории движения вторичных нейтронов. В результате, математическое ожидание следующего деления при условии деления в любой точке шара равно математическому ожиданию следующего деления при условии деления в центре шара.
Тогда на расстоянии L от центра вызовут деления ядер 63% вторичных нейтронов этого деления или 2,72 * 0,63 = 1,7136. Исходя из принципа критичности ( к = 1 ) можем составить пропорцию 14,999 см  1.7136 ; Xсм  1.0 ; откуда Х = 8,7529 см = Rкр.
Общая формула для критического радиуса:

Rкр = (Lf)среднее / {(v)среднее * 0,63} =
1 / {C * (Sf)среднее * (v)среднее * 0,63} =
A / {Na * p * (Sf)среднее * (v)среднее * 0,63}. (2)

Критическая масса Mкр = 4/3*Pi*Rкр^3*р (3)
равна 53036 грамм. Вполне реальное значение для урана с высоким обогащением изотопом 235 при учёте деления только быстрыми нейтронами.
Но самое интересное получится, если допустить в реакцию деления верхнюю часть группы промежуточных нейтронов
9)Уран 235 |46,5-100Kev |12,5 |2,10 |2,44 !0,60 ! 0,18|9,62|
со значениями
9)Уран 235 !65,5-100Kev !......!1,90 !2,45 !.........!.......!......! .
Ввод верхней части группы промежуточных нейтронов(9) вполне обоснован значительным значением сечения реакции неупругого рассеяния и в том числе реакции удвоения нейтронов (n.2n) в группах энергий быстрых вторичных нейтронов таблицы сечений ядерных реакций (См. выборку). Соответственно велика вероятность этих реакций. В результате появляются нейтроны, попадающие, по энергии, в верхнюю часть девятой группы, и участвующие в делении ядер урана 235. Более полный учёт нейтронов спектра деления даёт более точный результат.
Тогда получим:

(Sf) среднее по 9-ти группам = 1,436 барна ,
длина пробега деления = 1/(0,0484*1,436) = 14,393 см,
среднее число вторичных нейтронов = 2,69,
среднее число делений на длину пробега деления = 1,695,
Критический радиус = 8,4926 см,
Критическая масса = 48 493 грамма!

Весьма близко к реальным значениям для урана с 90% обогащением изотопом 235.
В качестве дополнения можно привести выражение для критического радиуса сферы без отражателя в приближении более строгой одно - групповой диффузионной теории происходящего процесса:

Rkrit = {[Pi *A]/[p*Na*{3 *(k-1)*(бa+бf)*бs}^(1/2)]} – 0,71*A/(бs*p*Na) (4)
обозначения в котором:
Pi = 3,14159265
A = атомная масса материала в килограммах на моль, 235 для урана, 239 для плутония.
p = плотность материала в килограммах на кубометр, 18700, 15600.
Na= число Авогадро = 6,02*10^26 (кг*моль)^-1
k = число нейтронов выдаваемых ядром при реакции деления, 2.7 , 3.2 .
бa = сечение захвата(n, gamma) , барн 0.06, 0.04
бf = сечение деления, барн 1.28, 1.95
бs = сечение рассеяния нейтронов, барн 3.9, 8.5.

Цепная реакция возможна и при наличии меньшего количества делящегося вещества. Поскольку вероятность захвата нейтрона пропорциональна концентрации ядер, увеличение плотности образца делящегося вещества, например, в результате его сжатия, способно привести к возникновению в образце критического состояния. Именно этот способ и применяется в ядерных взрывных устройствах, в которых образец делящегося вещества, находящаяся в подкритическом состоянии переводится в надкритическое состояние с помощью направленного взрыва, подвергающего делящийся образец сильной степени быстрого сжатия. Критическую массу можно уменьшить примерно вдвое, окружив образец делящегося вещества слоем материала, отражающего нейтроны, увеличив их концентрацию в зоне деления за счёт уменьшения вылета за пределы делящегося вещества, Например, слой бериллия или природного урана. Для критической сферы без отражателя имеет место зависимость критической массы обратно-пропорциональная квадрату плотности (р) делящегося вещества. Это видно из выведенных ранее формул критического радиуса и критической массы (2) и (3). Обратная пропорциональность критической массы квадрату плотности (1/p^2) относится только к случаю системы без отражателя, и при условии небольшого разбавления делящегося материала неделящимися нуклидами. Оценим это:
Длина пробега деления Lf обратно пропорциональна плотности. Если сжать почти
критический шар, увеличив его плотность в два раза, то Lf, а с ней и Rkrit, уменьшатся
вдвое. Радиус же уменьшится только в 2^(1/3) и отношение R/Rkrit возрастет в 2^(2/3) ≈ 1,6 раза, а масса вчетверо превысит критическую массу для удвоенной плотности. Не так
просто удвоить плотность материалов, которые уже относятся к наиболее плотным
металлам. Примем для оценки менее напряженный вариант, когда масса после сжатия
вдвое превосходит критическую. Легко проверить, что при этом надо увеличить плотность в 2^(1/2) раз, а отношение радиуса в сжатом состоянии к критическому радиусу в этом же состоянии R/Rkrit = 2^(1/3). Удобно ввести относительную избыточную толщину delta, обозначив R/Rc = 1 + delta, тогда при указанной степени сжатия delta = 0,26. «Сжатый» радиус получается около 5 см для плутония.

В случае сжатия ударной волной сборки "делящийся материал + отражатель", критическая масса как функция объемного сжатия пропорциональна
1/{[(p_делящегося_материала)^(1,2)]*[(p_отражателя)^(0,Cool]}. (5)
Минимальное количество делящегося вещества, необходимого для осуществления СЦР, зависит в основном от достижимой на практике степени сжатия образца этого вещества или скорости сближения частей образца. Степень и скорость сжатия образца делящегося вещества определяют не только количество расщепляющегося материала, необходимого для создания ЯВУ, но и энергию ядерного взрыва. Потому что, что в процессе не достаточно быстрого перевода образца делящегося вещества из менее чем критического в более чем критическое состояние возможна преждевременная детонация. Это тепловое разрушение образца и разлёт делящихся материалов из-за развившейся спонтанно возникшей СЦР, выделившаяся энергия которой приводит к быстрому разогреву образца до достижения им оптимальных плотности и размеров. Как, и в процессе взрыва, где, по той же причине через некоторое время делящийся образец переходит в менее чем критическое состояние и цепная реакция останавливается. Но при преждевременной детонации выделение энергии в делящемся образце в надкритическом состоянии минимальна. Вероятность спонтанного возникновения СЦР при недостаточно быстром сжатии весьма велика и растёт пропорционально времени. Если выделившаяся ядерная энергия сравнима с энергией взрывчатого вещества, то сжатие прекратится и начнется обратный процесс разлета. Это случится при числе поколений нейтронов СЦР t/T = 40 ÷ 45, соответствует энергии 2*10^8 джоулей эквивалентной выделяемой 50 килограммами тротила. При недостаточно быстром сжатии набор поколений может завершиться задолго до момента максимального сжатия, соответствующего наибольшему выделению энергии, произойдет «хлопок» с уменьшением энергии в десятки и сотни раз по сравнению с оптимально возможным. Покажем это простым расчётом:
Пусть преждевременно, в самый момент перехода делящегося образца через критическое состояние, в нём появился один нейтрон. Размножение нейтронов будет происходить
уже на стадии сжатия (или дальнейшего сближения менее чем критических частей) делящегося образца, что приведет к остановке процесса и резкому ослаблению эффекта взрыва. Для сферической активной зоны, содержащей только делящееся вещество, например уран 235, эффективный коэффициент размножения нейтронов
K = Nu * (1 - P утечки),
где Р утечки – вероятность утечки нейтронов из активной зоны, Nu – среднее число вторичных нейтронов, вызывающих следующие деления ядер.
Запишем уравнение развития СЦР в виде:
dN/dt = (k-1)*N/T= (Nu –Nu*Pутечки -1)*N/T .
Здесь N – число актов деления в бомбе, Рутечки – вероятность нейтрону потеряться. В начале коэффициент в правой части уравнения вначале отрицателен, и размножения не происходит. Но по мере уменьшения зазора или радиуса уменьшается вероятность потерь Рутечки(t), и этот коэффициент должен перейти через нуль и стать положительным. Если отсчитывать время от достижения критического состояния, то можно принять (Nu –Nu*Pутечки -1) эквивалентно u*t/R, где u – характерная скорость сжатия, R – критический радиус. Тогда
dN/dt = u*t*N/T*R. (6)
Решение этого уравнения:
N = N0* exp{ u*t^2/(2*R*Т)} . (7)
Из-за переменности эффективного коэффициента размножения получается экспоненциальная зависимость от t^2. Как и при нормальном взрыве, полная выделившаяся энергия W зависит от времени аналогично N. она также пропорциональна exp {u*t^2/(2*R*T)}. Из за само ускорения реакции на данный момент времени t основная часть нейтронов и энергии выделяется в течение небольшого интервала et, за который показатель экспоненты увеличивается на 1, так что N и W возрастают в e раз:
exp {u*t^2/(2*R*T} = (u*t/(R*T))*et ≈ 1, et ≈ R*T/(u*t) .
Например, при t = 3 мкс, u = 1 км/с характерное время et ≈ 10^(−7) с.
Вскоре вещество бомбы превратится в газ, давление газа остановит сжатие, которое сменится разлетом. Как и при оценке «нормальной» эффективности, записываем
3*P*V/2 = W, V = 4*pi*R^3/3, тогда P = W/(2*pi*R^3). Время смены режима оценим так:
pi*R^2*P*et = M/2*u^2,
где M – полная масса бомбы. (Считается, что давление в момент остановки действует
в течение характерного интервала ∆t). Выражая давление через энергию, получим
W = M*u*R/(2*∆t) = M*u^2/2*t/T.
Первый множитель – это приблизительно кинетическая энергия вещества при сжатии.
Она составляет некоторую долю энергии химического взрыва, производящего сжатие
бомбы. Тротиловый эквивалент M*u^2/2 = 4 кг (это при массе 30 кг и скорости 1 км/с).
Далее стоит отношение t/T . Время сжатия можно оценить в несколько мкc (скорость 1
км/с = 1 мм/мкс), и отношение t/T = 30. Следовательно, ядерная реакция усиливает
энергию на полтора порядка, и вместо 4 кг ТЭ получаем 120 кг. Это достаточно
внушительный взрыв, чтобы совершенно разрушить бомбу.

Поскольку полная энергия взрыва зависит от количества ядер, успевших претерпеть деление за время, в течение которого делящийся образец находился в более чем критическом состоянии, для получения достаточно большой мощности взрыва необходимо перевести удерживать образец делящегося вещества в более чем критическом состоянии как можно дольше. Атомные бомбы характеризуются своим КПД. Это есть отношение массы прореагировавшего в реакции деления вещества к общей массе делящегося вещества. У бомбы, сброшенной на Хиросиму, КПД = <2%. Весь прогресс в конструкциях и устройстве атомных бомб есть прогресс в борьбе с преждевременной детонацией, и попытки хоть на время ещё одного поколения нейтронов задержать делящийся образец от теплового разлёта и увеличить число делений в начале СЦР. Как это сделать? Для этого раньше применяли пушечную схему, где одна часть делящегося образца выстреливалась в другую. Оптимально скорость сближения частей уранового делящегося образца относительно друг друга должна быть порядка 2,5 км/сек! В случае хиросимской бомбы “Малыш” из урана конструкция получалась в длину 3 м 20 см., и допускала скорость сближения менее чем критических частей около 330 м/с. При этом и КПД минимален. Сближающиеся мене чем критические части делящегося образца могут иметь скорость, относительно корпуса бомбы, 1,25км /сек, а скорость относительно друг друга равна 2,5 км/сек. Но и здесь возможны разные варианты. Можно создать слабо мене чем критическую сферическую сборку с отражателем нейтронов и выстреливать в неё небольшую массу урана, достаточную для создания более чем критичности. Такой массе легче придать скорость 2,5 км/сек. Существует целый калейдоскоп подобных решений. Вдобавок используют толстый корпус – отражатель нейтронов из урана 238.

Для ядерного взрыва бомбы из плутония - 239 подходит только имплозия, пушечная схема слишком медленная. Требуется относительная скорость сближения частей образца для получения более чем критичности порядка 10 - 12 км/ сек. Сегодня, на практике, это достигается путем быстрого обжатия образца плутония - 239 с помощью направленного внутрь (к центру образца) взрыва – так называемой имплозии, вызывающей фазовый переход плутония в состояние повышенной плотности. В результате в момент начала цепной реакции, масса делящегося образца обладает очень большим запасом реактивности - более чем критичности, а размеры менее чем критичны. Сжатие осуществляется ударной волной высокого напора в образце делящегося материала. Для её создания в плутонии применяются специальные высокоскоростные взрывчатые вещества (ВВ) и фокусирующие взрывную волну системы. При скорости относительно центра сближения в 5 - 6 км/сек, скорость диаметрально противоположных точек взрывной волны относительно друг друга будет 10 - 12 км/сек.

Сферическая имплозия. Основана на зависимости критической массы плутония по формуле (5). Следовательно, повышением плотности ядра ядерного заряда можно перевести его в более чем критичное состояние, что создает резерв массы плутония на выгорание. Повышение плотности основано на свойстве ударной волны, которая при движении в материале двигает материал (характеризуется фугасностью) и сжимает материал (характеризуется бризантностью). Первые конструкции использовали сферическую имплозию для максимальной экономии делящегося материала: критическая масса сферы на 14% меньше критической массы цилиндра. Кроме того, сферическое схождение ударной волны позволяет повысить давление на ее фронте, что важно для повышения степени сжатия. Сферическая детонация требует электрических детонаторов с синхронностью не менее 0,5 микросекунды и в количестве, определяемом числом вершин «идеальных тел Платона» у которых телесный угол между всеми вершинами одинаковый. Обычно для формирования сферической сходящейся ударной волны применялись 64 или 96 детонаторов, инициирующие, каждый, по одной баратоловой (v>=2500 м/с) «линзе». Для одновременного включения детонаторов требовался высоковольтный конденсатор величиной с ведро, к нему – устройство высоковольтной зарядки и аккумулятор. Все эти многочисленные детали должны не выходить из строя в условиях межконтинентальных баллистических ракет: вакуум, перегрузки десятки «g», многолетний предстартовый период хранения. Поэтому впоследствии стали делать цилиндрические имплозивные схемы, в которых нет потребности в громоздких конденсаторах, аккумуляторах и достаточен 1 обычный детонатор.
Плутоний обладает шестью различными фазами (кристаллическими структурами) в твердой форме, больше чем любой другой элемент (в действительности, по более строгим условиям, их семь). Некоторые переходы между фазами сопровождаются разительными изменениями объема. В двух из этих фаз - дельта и дельта прим - плутоний обладает уникальным свойством сжиматься при повышении температуры, а в остальных - имеет чрезвычайно большой температурный коэффициент расширения. При расплавлении плутоний сжимается, позволяя нерасплавленному плутонию плавать.
При комнатной температуре плутоний представляет собой кристаллическую структуру, называемую "альфа фаза". В этой форме плутоний имеет свою максимальную плотность - около 19.84 при 20 °С. Атомы в альфа фазе связаны ковалентной связью (в отличии от металлической связи), поэтому физические свойства ближе к минералам, чем к металлам. Это твердый, хрупкий и ломающийся в определенном направлении материал. Альфа фаза не поддается обработке обычными для металлов технологиями производства.
В самом "легком" виде, дельта фазе (плотность 15.9), плутоний достаточно ковкий и вязкий. Так же и в гамма фазе. В дельта фазе плутоний имеет нормальные металлические свойства, включая превосходную ковкость. Дельта фаза имеет прочность и пластичность сходную с алюминием, делая простой обработку и отливку. Хотя дельта фаза и проявляет аномальное свойство сжиматься при нагревании, этот отрицательный коэффициент расширения невелик. Плутоний в дельта фазе совсем неустойчив. Он стремится осесть в плотную альфа фазу под очень небольшим давлением, увеличив на 25% свою плотность. В чистом плутонии дельта фаза не может существовать при давлении более 1 килобара. Для сравнения, увеличение на 25% плотности урана (или альфа фазы плутония) требует давления 450 килобар. При давлениях свыше 30 килобар плутоний существует только в альфа и бета фазах. Это свойство перехода дельта -> альфа фазы (и увеличение плотности плутония на 25%) используется в имплозивных проектах оружия. Плутоний можно стабилизировать в дельта фазе при комнатной температуре путем сплавления его с трехвалентными металлами, такими как галлий, алюминий, церий, индий и америций в концентрации нескольких молярных процентов. Даже стабилизированная, дельта фаза продолжает оставаться легко сжимаемой давлением в несколько килобар. Особенно интересен факт, что в стабилизированном галлием плутонии дельта фаза действительно метастабильна при содержании галлия менее 4 молярных процентов и плотности 15,8 г/см^3. Это означает, что процесс фазового перехода под давлением в альфа фазу необратим. Быстрый переход подкритичного образца из дельта в более плотную альфа фазу делает его надкритичным и вызывает ядерный взрыв.
Для оружейного применения плутоний обычно стабилизируется в дельта фазе сплавлением с 3-3.5 молярных процента (0.9-1% по весу) галлия. Этот сплав стабилен при температуре по крайней мере от -75 до 475 °C. Стабилизация предотвращает изменения объема плутония при колебаниях температуры после изготовления, что может повредить прецизионно сделанные компоненты устройства. Сплав имеет почти нулевой коэффициент теплового расширения. Так же он облегчает литье из-за наличия единственного эпсилон -> дельта фазового перехода во время охлаждения. Наконец, стабилизация снижает восприимчивость плутония к коррозии. Трехпроцентный галлиевый сплав применялся в бомбах Gadget`е и Fat Man`е. Если не считать галлий, плутоний 239 в ядерных зарядах всегда был очень высокой изотопной чистоты – не менее 95%.
Проведём для плутония 239 в дельта и альфа фазах те же расчеты критической массы и размеров, что и для урана 235.
Имеем:

ПЛУТОHИЙ Pu239
------------------------------------------------------------
i| E_n | St | Sf | v | Sc | Sin | Se |
--|---------------|--------|------|------|------|------|------|
1|6,5-10,5Mev| 6,70 |2,20 |3,86 |0,01 |0,64 |3,85 |
2|4,0-6,5 Mev | 7,70 |1,85 |3,51 |0,02 |1,28 |4,55 |
3|2,5-4,0 Mev | 7,90 |1,97 |3,27 |0,03 |1,25 |4,65 |
4|1,4-2,5 Mev | 7,30 |1,95 |3,12 |0,04 |1,16 |4,15 |
5|0,8-1,4 Mev | 7,30 |1,80 |3,01 |0,06 |1,14 |4,30 |
6|0,4-0,8 Mev | 8,30 |1,68 |2,95 |0,11 |1,16 |5,35 |
7|0,2-0,4 Mev | 9,90 |1,66 |2,91 |0,17 |0,95 |7,12 |
8|0,1-0,2 Mev | 11,3 |1,68 |2,89 |0,24 |0,75 |8,63 |
.
Получим основные средние значения результаты по формулам (2) и (3):
Для дельта фазы ,стабилизированной галлием плотность p = 15,8 г/см^3
(Sf) среднее по 8-и группам = 1,85 барна ,
длина пробега деления Lf = 13,5523 см,
среднее число вторичных нейтронов v = 3,19
среднее число делений на длину пробега деления = 2,01
Критический радиус = 6,7574 см,
Критическая масса = 20420 грамм!
Для альфа фазы с плотностью p = 19,58 г/см
(Sf) среднее по 8-и группам = 1,85 барна ,
длина пробега деления Lf = 10,96 см,
среднее число вторичных нейтронов v = 3,19
среднее число делений на длину пробега деления = 2,01
Критический радиус = 5,45 см,
Критическая масса = 13277 грамм!
Отдельно для нейтрона с энергией 2 МэВ:
Lf = 10,2618 см; v = 3,12; на пробег деления 1,9536;Rкр = 5,2528; М кр = 12045 г;
Т = Lf / V = 10.2618 / (1,39*10^(-9)) = 7,4 *10^(-9) сек.
Плутоний 239 отличие от урана 235 имеет значительный рост сечения деления и числа вторичных нейтронов с увеличением энергии нейтрона для быстрых нейтронов. Значительно меньше время жизни поколения нейтронов деления, и, соответственно, быстрее развитие цепной реакции. Возьмём заведомо менее чем критическую массу М плутония 239 в дельта фазе, равную 16 кг в форме шара R = 6,2165 см. Подвергнем её сферической быстрой имплозии с давлением несколько килобар. Получим более чем критичный шар плутония 239 в альфа фазе радиусом R = (3*M /(4*Pi*p)0^(1/3) = 5.7743 см. Открытые данные по плутонию до сих пор не вполне достоверны.
Имплозия урана-235, как и имплозия плутония-239, состоит из двух частей - медленной и быстрой, требует, высокой(микросекундной) синхронности подрыва, как минимум в 32 точках, для предотвращения бризантного разрушения делящегося образца. Для этого в создании имплозии используются взрывчатые вещества с разными скоростями, такие, как баратол - со стабильной скоростью детонации от 2,5 до 4 км/с, представляющее собой смесь тринитротолуола с бариевой селитрой, и некоторыми добавками, и ТАТВ - С6Н3(NO2)3(NH3)2 со скоростью 7760 м/с. Октоген будет более оптимальным.
Детонационное давление у него ~ 39 ГПа, против ~ 26 ГПа у ТАТВ, скорость детонации 9110 м/с, против 7660м/с. По плотности - ~1,9 г/см3, против ~1,85 г/см3 они примерно равны, однако, молекулярная масса 296,2, против 258,2.
Имплозия урана - 235 сжимает не шар, а полую сферу, в центре которой находится импульсный источник нейтронов. Вместо него можно использовать сферический образец из плутония - 239 с подкритической массой в дельта фазе и дополнительным импульсным источником нейтронов. Получается композитная схема, дающая тройной выход энергии. В ЯВУ малых энергий ( до 5000 тонн тротила ) применяется и цилиндрическая имплозия полых цилиндров реакторного плутония и толстые бериллиевые отражатели.
Сегодня для создания атомной бомбы с энергией, эквивалентной 20000 тонн тротила, необходимо примерно 3 кг плутония-239, или 8,5 кг урана 235. Это при прогрессивной имплозивной схеме с отражателем, и в случае чистого оружейного плутония, и при использовании 93,5% 235U. При простейшей стволовой схеме атомной бомбы требуется примерно 50 кг оружейного урана 90% обогащения. Есть изделия с цилиндрической имплозией. Имплозия – до сих пор засекреченная сложная инженерная задача. Как, в общем, и вся инженерная задача создания ядерной бомбы.
Поскольку в процессе сжатия образец делящегося вещества переходит в более чем критическое состояние, необходимо устранить, или экранировать посторонние источники нейтронов, которые могут дать начало цепной реакции еще до достижения образцом необходимого превышения над критичностью, то есть способствовать преждевременной детонации. Преждевременное начало цепной реакции работает против сжатия делящегося образца и приведет к уменьшению выделения энергии, к более раннему тепловому разлету образца и прекращению СЦР. Поэтому невозможно применение плутония из энергетических ядерных реакторов с содержанием изотопа 240 более 6 процентов в атомных бомбах большой энергии. Изотоп плутоний-240 имеет повышенный нейтронный фон излучения. Его наличие в делящемся образце в количестве более 6% требует для полноценного взрыва имплозии с недостижимыми скоростями.
После того, как образец делящегося вещества достиг критического значения, начало цепной реакции могут дать акты спонтанного деления ядер урана или плутония. Однако, интенсивность спонтанного деления оказывается недостаточной для того, чтобы обеспечить необходимую степень синхронизации момента начала цепной реакции с завершением процесса сжатия делящегося образца и скорость роста числа делений. Для решения задачи синхронизации и для обеспечения достаточно большого количества делений в первом поколении, в ЯВУ применяют специальный импульсный источник нейтронов ИНИ, который обеспечивает "впрыск" нейтронов в образец делящегося вещества. Момент "впрыска" нейтронов должен быть тщательно синхронизован с окончанием процесса сжатия делящегося образца, чтобы избежать преждевременной детонации. Устройство импульсного нейтронного инициатора (ИНИ) - того самого "нейтронного запала", осуществляющего импульсный впрыск большого количества нейтронов в более чем критическое плутониевое ядро ядерной бомбы разнообразно и не сложно. По сути это обыкновенная электрическая ускорительная трубка, ускоряет ионы - ядра дейтерия, до энергии 0,108 МэВ. После чего эти разогнанные дейтроны направляются на тонкую пластинку из гидрида циркония, где вместо водорода использован тритий. Ядра дейтерия сталкиваются с ядрами трития. Получаем классическую термоядерную реакцию D + T -> He4 + n, с выделением в максимуме импульса (устройство импульсное) потока нейтронов порядка 10 в двенадцатой степени нейтронов в секунду. Средняя энергия нейтронов 14,1 МэВ. Если получить более высокую энергию дейтронов 1 МэВ и более плотный их поток, то можно использовать дейтерид циркония. Имеем реакцию D + D -> He3 + n. Средняя энергия нейтронов 3,0 МэВ. Аналогичные устройства выпускаются и используются в качестве промышленных источников нейтронов для хозяйственного применения. Ранее создавались ИНИ на основе бериллия и источника альфа – частиц полония-210, срабатывающие при сжатии. При сжатии разрушалась экранирующая перегородка и происходила известная реакция Be9 + He4 -> C12 + n . В наше время полоний-210 в этих ИНИ заменили на более долго живущий плутоний-238, также обладающий высокой альфа активностью. Плотный импульс нейтронов создаёт старт СЦР из многих делений ядер, что ведёт к её ускоренному развитию. Действительно, если в первом поколении вместо одного деления ядра урана-235 или плутония - 239 произойдёт 100000 делений, то общее выделение энергии за тот же промежуток времени после начала СЦР будет гораздо больше. Что соответствует увеличению параметра N0 в формуле (1).
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Вс Ноя 23, 2008 11:17 am    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Смайлик в очках в приведённом выше тексте местами подменяет цифру 8.
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Пн Dec 08, 2008 8:29 pm    Заголовок сообщения: атомные секреты Ответить с цитатой

Реальня информация по термоядерному оружию сейчас вообще большая редкость.С одной стороны оно домокловым мечом висит над миром, с другой стороны о его устройстве и работе ничего конкретного нет. Виртуальная и реальная угроза.С одной строны термоядерные изделия развиваются и поныне.С другой стороны америкосы с их нераспространением запрещают любую информацию о таких изделиях. В приводимой ниже просветительской статье я попытался ликвидировать этот пробел знаний. однако дляпонимания статьи придётся затратить больше усилий, чем для понимания предыдущей.Итак.

Водородная бомба.
Элементарные физические основы.
Часть первая.
Действие водородной бомбы основано на выделении энергии при реакциях термоядерного синтеза. Реакции термоядерного синтеза более массивных химических элементов из менее массивных служат причиной свечения звёзд, в том числе, и нашего Солнца. Термоядерные реакции синтеза есть ядерные реакции между лёгкими атомными ядрами, протекающие при очень высоких температурах (порядка 10^7 К и выше). Высокие температуры, то есть достаточно большие относительные энергии сталкивающихся ядер, необходимы для преодоления электростатического барьера, обусловленного взаимным отталкиванием ядер (как одноимённо заряженных частиц). Без этого невозможно сближение ядер на расстояние порядка радиуса действия ядерных сил, а, следовательно, и преобразование ядер, происходящее при термоядерных реакциях. Поэтому термоядерные реакции в природных условиях протекают лишь в недрах звёзд, а для их осуществления на Земле необходимо сильно разогреть вещество ядерным взрывом, мощным газовым разрядом, гигантским импульсом лазерного излучения или бомбардировкой интенсивным пучком частиц.
Термоядерные реакции синтеза, как правило, представляют собой процессы образования сильно связанных ядер из ядер с меньшей энергией связи и потому сопровождаются выделением энергии (точнее, выделением в продуктах реакции избыточной кинетической энергии, равной увеличению энергии связи). При этом сам механизм этого сдвига с выделением энергии к средней части периодической системы элементов Менделеева здесь противоположен тому, который имеет место при делении тяжёлых ядер: почти все практически интересные термоядерные реакции — это реакции слияния (синтеза) лёгких ядер в более тяжёлые. Бомба названа водородной, потому что в ней во время термоядерных реакций синтеза происходит возникновение ядер гелия при соединении ядер изотопов водорода. Если объединить тяжёлые изотопы водорода - тритий и дейтерий в реакции
D + T => He4 + n,
то выделится 17,6 МэВ энергии. Приращение массы покоя частиц, участвующих в реакции c^2*(Mhe4 – Md - Mt) = - E , E =17,6 МэВ. Около 80% выделяющейся энергии уносят нейтроны – 14.1 МэВ. Остальные 20% энергии приходятся на альфа-частицы с энергией - 3,5 МэВ. При равных весовых количествах реагирующих веществ в реакции синтеза дейтерия и трития выделяется в четыре раза больше энергии, чем при делении ядра атома урана. Трудности осуществления реакции синтеза процесса связаны с тем, что силы электростатического отталкивания между положительно заряженными ядрами препятствуют их сближению. Для сближения изотопов водорода на расстояние 10^(-12) см необходимо затратить энергию k*e^2/r ~ 0,2 МэВ, что существенно меньше энергии, получаемой в результате синтеза. Основной величиной, характеризующей вероятность термоядерной реакции, есть её максимальное эффективное поперечное сечение, соответствующей энергии налетающей (в формуле реакции — первой слева) частицы. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (5 барн), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 108 кэВ. Это явление называется резонансом. Для процесса выделения энергии очень важна скорость термоядерных реакций. Термоядерные реакции происходят в результате парных столкновений между ядрами, поэтому число их в единице объёма в единицу времени равно n1*n2*< v*s(v) >, где n1, n2 — концентрации ядер 1-го и 2-го сортов (если ядра одного сорта, тo n1*n2 следует заменить на n^2/2), v — относительная скорость сталкивающихся ядер, угловые скобки означают усреднение по скоростям ядер реагентов v, распределение которых в дальнейшем принимается максвелловским. Температурная зависимость скорости термоядерных реакций определяется множителем < v*s(v)>. В практически важном случае "не очень высоких" температур T<(10^7ё10^Cool К, достижимых при ядерном взрыве, она может быть приближённо выражена в виде, одинаковом для всех термоядерных реакций. В этом случае относительные энергии Е сталкивающихся ядер, как правило, значительно ниже высоты кулоновского барьера (последняя даже для комбинации ядер с наименьшим зарядом z = 1 составляет 200 КэВ, что соответствует, по соотношению E = k * T, T = 2*10^9 K и, следовательно, вид s(v) определяется в основном вероятностью "туннельного" прохождения сквозь барьер, а не собственно ядерным взаимодействием. Результат имеет вид:
< v*s(v) > = const * Т^(-2/3) * ехр {-3/2*(4*(pi)^2*(Z1)^2*(Z2)^2*e^4*m/h^2*k*T)^(1/3)},
где const — постоянная, характерная для данной реакции, Z1,Z2 — заряды сталкивающихся ядер, m = m1*m2/(m1+m2) — их приведённая масса, е — заряд электрона, h — постоянная Планка, k — постоянная Больцмана.
Зная выделение энергии в единичной реакции, а для взрыва нужную энергию, время и объём, можно вычислить скорость реакции, концентрации и потребную температуру. Какие ядерные реакции синтеза и способы их реализации были использованы для достижения современного уровня развития техники оружейного ядерного синтеза? Что можно ожидать в будущем при увеличении КПД оружия с получением больших сжатий и температур в неуправляемом термоядерном синтезе? Основная реакция
D + T = n + He4
имеет наибольшее сечение Smax= 5 барн в резонансе при энергии дейтронов Emax= 108 КэВ, по сравнению с реакциями
D + D = n + He3 (Smax = 0,105 барн; Emax=1,9 МэВ),
D + D = p + T (Smax= 0,09 барн; Emax = 2,0 МэВ),
а также с реакцией He3 + D = p + He4 (Smax = 0,7 барн; (ED)max = 0,4 МэВ).В первой реакции дейтонов выделяется 3,25 МэВ, во второй 4,03 МэВ, а в последней реакции выделяется 18,4 МэВ энергии. В реакциях T(d, n)He4 и He3(d, p)He4 резонансы довольно узкие. А в реакциях D(d, n)He3 и D(d, p)T имеем очень широкие резонансы со сравнительно с предыдущими, большими значениями сечений в области от 1 до 10 МэВ и линейным ростом сечения от 0,1 МэВ до 1 МэВ. В чистом дейтерии в процессе реакций появляются ядра He3 и T, что может приводить к вторичным реакциям T(d, n)He4; He3(d, p)He4, правда идущим с разными скоростями. В ядерной физике под резонансом реакции понимается максимум её сечения, соответствующий определённым энергиям реагентов. Для эффективного использования этих реакций в процессе взрыва необходимо сообщить реагентам необходимую энергию и существенно повысить плотность среды реакций, увеличив их скорость. Потребные реакциям энергии реагентов – ядер изотопов водорода соответствуют десяткам и сотням миллионов градусов и достигаются в ускорителях ионов. Прямое использование ускорителей ионов для возбуждения реакции нецелесообразно в процессе получения энергии ввиду того, что выход реакции невелик, масштаба 10^(-6) ядерных реакций на один разогнанный ион, так как ионы преимущественно замедляются на холодных электронах мишени. Поэтому в водородных бомбах применяются технологии с использованием энергии взрыва атомных бомб для создания условий эффективного протекания термоядерных реакций.
Условия в плутониевой бомбе. При энергии 20 кт = 2*•10^10 г • 1 ккал/г ≈ 10^21 эрг рост температуры заведомо позволяет считать вещество бомбы идеальным газом. Легко оценить максимальное давление: 3*P*V/2 ≈ E, объем порядка 1 л, так что P ≈ 6 *• 10^17 СГС (или 6 *•10^11 атм). Температура T ≈ P/(С*k) = 6* 10:17 /
(0,5* 10:23 * 1,4 * 10^(-16)) = 8 * 10^10 К, если считать C как для исходного материала. Однако при этой температуре вещество практически
полностью ионизуется, и энергия достается не только ядру, но и 94 электронам. Поэтому температуру надо поделить примерно на 100. Значительная часть энергии и давления приходится на тепловое и рентгеновское излучение. Реально температура составляет десятки миллионов градусов. Скорость звука Vz в этих условиях порядка (P/p) ^ (1/2) ≈ (6*10^17/20)^0.5 =1,73* 10^8 см/с. Время разлета
R/Vz ≈ 3* 10^(-Cool сек при R плутониевого шара порядка 5,2 см.
Взрыв водородной бомбы – неуправляемый термоядерный синтез, что делает его непригодным для энергетических целей, но весьма эффективным для целей разрушения. С позиции относительной энергии реагентов реакция T(d, n)He4 предпочтительнее других, так как энергия дейтрона 108 КэВ минимальна по сравнению с другими возможными реакциями, а сечение и выделяемая энергия велики сравнительно с другими реакциями. Соответственно, в первых проектах водородной бомбы предполагалось использовать дейтерий и тритий. Так был реализован первый американский проект. Тритий – это форма существования радиоактивного изотопа водорода, атомное ядро которого состоит из двух нейтронов и протона. Как правило, у водорода нет нейтронов, тогда как у дейтерия, стабильного изотопа водорода, один нейтрон. Химическое поведение всех трех изотопов водорода практически одинаково. Поэтому тритий (Т) может замещать водород, образуя тритиевую воду (т.е. HTO или T2O). Распад трития происходит за счет излучения бета-частицы и, таким образом, тритий превращается в стабильный изотоп гелия (He3). При относительно коротком периоде полураспада, который составляет 12,3 года, тритий является высокорадиоактивным изотопом. Тритий весьма радиотоксичен и опасен при попадании внутрь организма. Короткий период полураспада трития быстро снижает эффективность бомбы.
Получают тритий в ядерных реакторах, облучая потоком тепловых нейтронов ампулы с дейтеридом лития (Li6D). Характерные свойства кристаллической структуры такого соединения хорошо известны на примере гидрида лития, - аналогичного соединения атомов лития с атомами водорода, и они не могут зависеть от изотопического состава ядер лития и водорода. Свойства этого соединении хорошо известны: удельный вес LiH при 20є С составляет 0,86 г/см3 из них 0,14 г/cм3 приходится на водород; для Li6D соответственно
0,88 г/см3 и 0,28 г/cм3 . Высокое содержание водорода в гидриде лития, а оно в два раза превышает количество водорода, замороженного в баллоне при самой низкой температуре. Действительно, если используемый литий обогащен стабильным изотопом Li6 ( можно использовать и природный литий, поскольку в нем содержится 7% Li6 ) , то под действием тепловых нейтронов атомного реактора пойдет следующая ядерная реакция:
n + Li6 -> He4 + T + 4,8 МэВ.
Сечение реакции зависит от скорости нейтрона v по закону у ~ 1 / v , достигает 940 барн для тепловых нейтронов, т.е. нейтронов имеющих энергию 0,0253 электрон-вольта. В результате этой реакции, возникают «горячие» ядра трития. Пробег ядра трития с энергией 3 МэВ в LiD равен 0,4 мм. Энергии ядра отдачи трития (порядка 3 МэВ) вполне достаточно для протекания реакции взаимодействия трития с находящимся в дейтериде лития дейтерием:
T + D -> He4 + n + 17,6 МэВ.
Мы рассмотрим процесс синтеза лёгких ядер инициированный внешним пучком нейтронов на ядрах лития-6 в дейтериде лития (Li6D). Такой процесс образования ядер трития из лития–6 при облучении нейтронами, лежащий в основе водородной бомбы, как теперь доподлинно установлено, был предложен в 1949 г. гениальным сержантом срочной службы Олегом Алексадровичем Лаврентьевым, проходившим службу на Сахалине. Тот же процесс образования ядер трития происходит и при облучении ядер лития-6 пучком нейтронов. Несмотря на превращение под действием нейтрона ядра лития-6 в ядро трития и альфа-частицу вся остальная кристаллическая структура не может измениться за короткое ядерное время и сохраняет характерную компактную упаковку водорода (дейтрона), что должно проявиться на повышенной вероятности слияния ядер трития и дейтерия. А если уплотнить среду дейтерида лития-6 быстрым и большим давлением, одновременно подвергнув эту среду весьма плотному облучению потоком нейтронов? С помощью ядерного взрыва? В первом советском проекте пошли таким путём. В центре водородной бомбы имеется ядерная бомба деления – триггер или зажигалка на жаргоне разработчиков, которая окружена оболочкой из комбинированного термоядерного горючего - из твердого дейтерида лития, молекулы которого состоят из атомов дейтерия и атомов Li6. Это среда для развития термоядерной реакции. Необходим, по меньшей мере, 12 - см слой дейтерида лития, чтобы полностью утилизировать все поступающие от первичного атомного заряда нейтроны. Реакция распада лития, кроме производства трития, еще больше повышала температуру, помогая начаться синтезу. Захват всех нейтронов создаст выделение энергии примерно в 2.5% от мощности триггера. И все это тепло поступит непосредственно в горючие. Бомба деления служит запалом и во время ее взрыва создается высокая температура, примерно 10^7К , достаточная для зажигания реакции D(T, n)He4, и возникают весьма плотные нейтронные потоки. Далее процесс носит цепной характер, нейтроны вызывают реакцию Li6(n, T)H4, нагретые до высоких температур ядра дейтерия и трития вступают в реакции T(D, n)He4 и D(T, n)He4 , в результате которых выделяется энергия и образуются нейтроны 14,1 МэВ, и так далее. Цепной процесс прекращается тогда, когда термоядерное горючее разлетается на расстояния, при которых концентрация ядер горючего становится недостаточной для протекания цепного термоядерного процесса. Для задержки разлёта применяется толстая массивная оболочка из урана 238 – отхода производства урана 235.
Урановая оболочка, окружающая термоядерное топливо, первоначально являются теплоизолятором, не давая энергии выйти за пределы капсулы с топливом. Без неё, среда термоядерной реакции, состоящая из легких элементов и поэтому полностью ионизированная, было бы абсолютно прозрачно для нагревающего излучения, и не прогрелось бы до высоких температур. Непрозрачный уран, поглощая и отражая энергию излучения, возвращает часть ее обратно в топливо. Кроме того, массивная оболочка увеличивают сжатие среды термоядерного горения путем сдерживания её теплового расширения. Вторая, более значительная роль этой оболочки в усилении энергии взрыва за счёт реакции деления термоядерными нейтронами с энергией 14,1 МэВ. Это настолько усиливает энергетический выход, что схема становится актуальной для реализации. Физическая суть предлагаемого явления состоит в следующем:
На этапе термоядерных реакций, ядра урана 238 подвергаются воздействию потока нейтронов, возникших при синтезе He4.Часть потока нейтронов с энергией около 14,1 МэВ вызывает затухающую цепную реакцию деления ядер урана 238. В делении с разной вероятностью участвуют и другие нейтроны с энергией выше 1,4 МэВ и гамма – кванты с энергией выше порога деления. В результате деления части оболочки из урана 238 происходит существенное увеличение энергии взрыва. Оценим дополнительное выделение энергии на оболочке из урана 238 толщиной 20 см.
Примем, как исходные, значения сечений взаимодействия нейтронов для U238 (и для сравнения U235) как в среднем по обычному спектру деления, так и для высоких энергий:


Значения сечений для нейтронных процессов (барн):
Средние по спектру деления

St Sel Sin Sg Sf Sn,2n
U235
U238 6.5701
6.6208 3.4480
3.4683 1.0311
1.4525 .0200
.0143 1.6489
.8877 0.4509
0.8139
Для энергий от 12 до 14,5 MэВ
St Sel Sin Sg Sf Sn,2n
U235
U238 5,8118
5,8772 2,7838
2,7656 0,4484
0,6509 0,0014
0,0013 1,9330
1,0567 0,6273
1,1234

Здесь Sel - сечение упругого рассеяния, Sin - сечение неупругого рассеяния, Sg - сечение захвата с испусканием gamma-кванта, Sf - сечение деления, Sn,2n - сечение реакции захвата нейтрона с последующим испусканием двух нейтронов. Будем считать, что за одно упругое столкновение энергия нейтрона изменяется незначительно. То есть нейтрон после этого столкновения может вызвать деление следующего ядра или им поглотиться с реакцией (n,2n), находясь в том же энергетическом диапазоне. Так мы исключим упругое столкновение из общего сечения в расчётах. А при неупругом столкновении нейтрон выходит из быстрой группы и не участвует в дальнейшем рассмотрении, т.к. сечение деления для урана 238 падает на три порядка при приближении энергии нейтрона к порогу деления(1,4МэВ). Исходя из этих предпосылок, примем суммарное сечение взаимодействия 14 МэВ нейтронов с ядрами урана 238 равным 1,0567+1,1254+0,6509+0,013=2,8323. Поскольку порог реакции (n,2n) для U238 равен 6,7 МэВ, то в среднем один из двух новых (n, 2n)-нейтронов может участвовать в последующем делении. Далее, для 14-МэВных нейтронов, производящих деление, средняя энергия нейтронов деления в первом поколении равна 7,1 MэВ, поэтому приблизительно 0,8124 из родившихся нейтронов деления пригодны для дальнейшего деления (имеют энергию выше 1,4МэВ). Число нейтронов, рождаемых от деления урана 238 нейтроном, оценивается по формуле
v = 2,4+0.15*E,
где энергия E выражена в [МэВ], то есть в нашем случае v = 4,515. Оценим длину цепи реакции деления U238 на быстрых нейтронах, основываясь на данных о спектре деления с учетом сдвига его в быструю область. От одного первичного нейтрона с энергией 14 МэВ получается в среднем 2,4 быстрых нейтрона с энергией около 7 МэВ. Каждый из них порождает в среднем еще 1,5 быстрых нейтрона с энергией около 4,5 МэВ. В свою очередь, эти нейтроны дают еще 1,1 нейтронов с энергией в окрестности пика спектра деления, после чего (в четвертом поколении) количество вторичных нейтронов, способных вызвать деление U238, становится меньше 1 и цепная реакция затухает. С учетом уменьшения сечения деления вблизи порога получается приблизительно 3 поколения нейтронов деления с выделением 180 МэВ на деление. Это возможно в весьма толстом или весьма сжатом слое урана 238. Плотность урана 238 p = 19,4 г/см^3. Концентрация атомов урана (См. «Атомная бомба») C = 19,4*6,02*10^23/238 = 0,049*10^24. Тогда длина свободного пробега нейтрона L = 1/C*St = 1/(0,049*2,8323) = 7, 21 см. Тогда поглощённая доля нейтронов в слое толщиной х есть (N0 - N(x))/N0 = 1 – exp (-x/L). При x = 20 см получим 1 - exp (-20/7,21) = 0,94. То есть 6% термоядерных нейтронов покинут бомбу, а 94% прореагируют в оболочке из урана 238. Из этих нейтронов, вступивших в реакции, 1,0567/2,8323 = 0,373 вызовут деление ядер урана 238, 1,1234/2,8323 = 0,397 вызовут удвоение (n, 2n) . Итого реакцию деления вызовут 35,06%, а реакцию удвоения 37,327% термоядерных нейтронов, попавших в оболочку. С учётом деления от нейтронов реакции удвоения, исходя из сказанного выше, примерно 2,2 вторичных нейтрона каждого деления вызовут следующие деления. Общее число делений ядер урана 238 по отношению к числу попавших в оболочку термоядерным нейтронам, приблизительно равно 1, или 100% использования. Результат получен в весьма грубом приближении к реальным процессам, без учёта уплотнения урана 238 при взрыве триггера и начале реакций синтеза, которое увеличивает вероятность реакций деления и продлевает затухающие цепочки этих реакций. Но и при таком упрощении выход усиления энергии синтеза возрастает в (180 МэВ / 17,6 МэВ) – в 10,2 раза на каждый, вошедший в оболочку, термоядерный нейтрон. Часть нейтронов деления вернётся обратно в слой Li6D и вызовут реакцию
n + Li6 -> He4 + T + 4,8 МэВ.
Такая бомба называется на жаргоне разработчиков – «слойка». У этой схемы возможны вариации. Одна из них - схема "однократной циркуляции". Здесь нейтроны, вылетающие из зоны деления обратно в среду термоядерной реакции, производят тритий, тритий и дейтерий вступают в реакцию синтеза, а термоядерные нейтроны синтеза делят уран из оболочек. Выделение энергии может быть повышено за счет увеличения толщины слоёв Li6D и урана. В этом случае, достаточно вторичных нейтронов поставляется делением уранового корпуса обратно в слой дейтерида лития, рождая второе поколение атомов трития. Таким образом, устанавливается сложная цепная реакция: деление ядра урана 328 в оболочке -> образование трития -> термоядерный синтез -> реакция деления ядра урана в оболочке. Процесс прекращается тогда, когда увеличившаяся в размерах оболочка начнет терять слишком много нейтронов. Преимущество "однократной" схемы состоит в небольшой массе готового изделия. Недостаток - в использовании в ней большого количества дорогих материалов. Максимальная мощность бомбы определяется начальной мощностью триггера и находится где-то в районе 1 Мт тротилового эквивалента – ТЭ. В СССР, для первой советской водородной бомбы создавалась несколько другая вариация, нежели "однократная" схема. В итоге получилось довольно массивное, но дешевое в производстве, многослойное изделие. В конструкцию можно ввести изначально небольшое количество трития, тогда некоторые нейтроны не расходуются на его образование (ведь он уже есть), а непосредственно делят U-238 оболочки. Создается увеличение выхода энергии, так как появились термоядерные нейтроны, родившиеся при реакции внесённого трития и дейтерия. В слойке использовалось интересное предложение (1949) А.Д.Сахарова. В состав заряда между слоями урана 238 включались слои из несущего дейтерий материала (LiD) для усиления деления по схеме «деление-синтез-деление». Исходно плотности легких и тяжелых слоев отличались в десятки раз. При взрыве, когда материал разогревался и ионизировался, происходило сильное сжатие легких слоев со стороны тяжелых, что способствовало резкому возрастанию скорости термоядерных реакций. Суть этого явления в следующем:
Принцип ионизационного сжатия: концентрация частиц – это плотность материала деленная на массу отдельного ядра C = 6,02*10^23*p/A. Для дейтерида лития и для урана они примерно одинаковы и равны 0,05*10^24 ядер в кубическом сантиметре. При высоких температурах ядерного взрыва тепло распространяется очень быстро (излучением). И даже в ядерном заряде небольшой энергии вещество нагревается примерно до той температуры, когда основная объемная плотность энергии заключена в излучении. Поэтому температура выравнивается раньше, чем давление ( в противоположность нашему житейскому опыту). При плотностях твердого вещества это около 20 миллионов градусов, то есть 2 KeV. При такой температуре ядра легких элементов ионизованы полностью, а степень ионизации урана в районе 60. Энергия в плазме распределяется между ионами и электронами: в результате суммарное число частиц в единице объема, за счет ионизовавшихся электронов, в уране оказывается в [60/(3+1+1+1)] в 10 раз больше чем в LiD, во столько же раз выше давление в уране чем в LiD, урановая оболочка расширяется и сжимает LiD повышая в нем плотность и (по адиабате) температуру. Скорость реакции в дейтерии растет от обоих факторов. Особо ценно, что происходит ионизационное сжатие на начальном этапе событий, когда выделившаяся энергия ограничена малым количеством килотонн зажигалки. Возрастание интенсивности термоядерного синтеза и, соответственно, плотности потока нейтронов с энергией 14,1МэВ, в свою очередь, способствовало реакции деления урана, причем не только урана-235, но и урана-238. Продолжающееся выделение энергии способствует полной ионизации атомов урана, и число частиц становится равным 93, и перепад давлений возрастает до 15,5 раз.
Явление ионизационного сжатия термоядерного горючего, ставшее основой первой советской водородной бомбы, до сих пор называют «сахаризацией».
Схема Сахарова предусматривала использование в качестве эффективного ядерного материала дешевого урана-238, который рассматривался при производстве атомной бомбы как мусор. Цена килотонны ТЭ энергии рабочего вещества во много раз уменьшается. Идею "слойки", выдвинули сначала Теллер, потом в 1948 А. Д. Сахаров, затем британские ученые. Но, будучи тупиковой ветвью развития термоядерных систем, она отмерла в СССР после американских тестов Ivy Mike и Castle Bravo. По схеме "слойка" в Советском Союзе создана бомба РДС-6с. Испытана 12 августа 1953, 400 кт. Бомба с тритиевым усилением: 40 кт - триггер, 60-80 кт синтез, остальное - деление урановых оболочек; 250 кт без трития. В Англии этот способ вылился в Orange Herald (31 мая 1957, 720 кт: 300 кт - триггер), но это, вероятно, почти потолок для этой схемы.


Часть вторая.
Далее развитие термоядерных взрывных систем пошло прогрессивному пути использования радиационной имплозии и созданию двойных систем. В основе его используют замечательный факт, что при обычном атомном взрыве 80% энергии, в начале его развития, выделяется в виде мягких рентгеновских лучей, а не в виде осколков деления. Происходит это по причине весьма высокой плотности выделения энергии в зоне взрыва и, соответственно, полной ионизации вещества в зоне взрыва. Естественно, рентгеновские лучи намного опережают расширяющиеся (со скоростью около 1000 км/с) продукты деления и остатки плутония. Это позволяет использовать рентгеновское излучение ядерной бомбы для сжатия и поджога конструктивно расположенной отдельно от неё емкости с термоядерным горючим (LiD), путем обжатия излучением, до того, как расширяющийся первичный ядерный взрыв разрушит эту ёмкость.
Ёмкость с термоядерным горючим называется второй ступенью и содержит в себе ядерный заряд, инициируемый радиационной имплозией рентгеновского излучения. Этот заряд служит для разогрева и дополнительного сжатия термоядерного горючего и инициации в нем термоядерных реакций.
Сжатие узла с LiD излучением (рентгеновским). Впервые оно было применено в заряде РДС-37. При высокой температуре основная энергия единицы объема содержится в рентгеновском излучении, имеющем планковский спектр. Это спектр абсолютно-черного тела аналогичный спектру электрической лампочки, только от высокой температуры частота квантов соответствует рентгеновским длинам волн. Электромагнитное излучение только в непрозрачной среде диффундирует медленно: поглощается, нагревает среду, излучается опять, и так далее. В вакууме или просто в прозрачной среде излучение движется со скоростью света и легко обгоняет как ударную волну от ядерного заряда, так и волну переноса нейтронов.
Напомним: давление вещества равно – и по размерности, и численно – равно (2\3) от количества энергии в единице объема. Из уравнений E=3/2*k*T и P*V=R*T. Ведь давление измеряется в паскалях который есть ньютон на квадратный метр, то есть давление P=F/S. Теперь умножаем числитель и знаменатель на метры. Давление P=F*x/S*x и получается в числителе по определению джоули, в знаменателе – кубометры. Поэтому размерность давления (паскаль) и количества энергии в единице объема (джоуль/кубометр) одинаковы. Далее, в теоретической физике доказывается, что давление излучения равно (1/3) от его объемной плотности энергии, независимо от длины волны квантов. Поэтому когда основная энергия в объеме содержится в излучении, оно оказывает огромное давление на стенку из непрозрачного вещества. Давление распределяется на глубине одного свободного пробега излучения в веществе, L=1/(s*C), поэтому рентгеновский квант излучения, выпущенный из ядерного заряда - триггера, свободно без нагрева проскакивает LiD, пластмассу, обычную взрывчатку и давит на вторую ступень имеющую толстую (3 см) оболочку из тяжелых атомов урана.

Первично эта идея воплотилась в широко известной схеме
Улама – Теллера. Я не буду приводить подробное описание этой схемы, оно есть во многих источниках, в том числе и в Интернете. Приведу лишь результаты: Двухступенчатая схема Теллера-Улама позволяет создавать столь мощные заряды, на сколько хватит мощности триггера для сверхбыстрого обжатия большого количества горючего. Для дальнейшего увеличения величины заряда можно использовать энергию второй ступени для сжатия третьей. Вообще, на каждой стадии в таких устройствах возможно усиление мощности в 10 - 100 раз. Эта схема используется, например, в боеголовках ракеты МХ энергией 450 килотонн ТЭ и усилением из прокладок урана - 238.
Рассмотрим более прогрессивную последнюю российскую двухступенчатую схему.
В материале все это воплощается следующим образом:


Рисунок 1

Пояснения к рисунку и описание основных моментов работы изделия.
За основу взят эллипсоид вращения из природного урана или урана 238. В одном фокусе расположена плутониевая зажигалка для создания рентгеновского излучения. Зажигалка оригинальной конструкции на реакторном плутонии цилиндрической, полой внутри, формы с цилиндрической имплозией, с толстым бериллиевым отражателем с цилиндрической поверхности и заднего торца. В этом случае под толстым понимается размер порядка двойной длины свободного пробега нейтрона. Примем за критерий то, что если в начальный момент времени имеется один нейтрон, с которого начинается цепная реакция, для выделения 20 килотонн ТЭ должно прореагировать 2,8*10^24 ядер, примерно 2 в степени 80. Значит, реакция при отношении числа нейтронов в соседних поколениях "2", требует на развитие время 79*(время удвоения мощности примерно равное 6,33 *10^(-9)) , примерно половину микросекунды. При этом, если в цилиндрической имплозии ударная волна проходит по радиусу 2 сантиметра при скорости 10 километров в секунду, время схлопывания всего 2 микросекунды. Величины близкие, приводящие к следующему качественному выводу: если взять массивный бериллиевый отражатель и минимум делящегося материала, то в схеме цилиндрической имплозии полого внутри цилиндра никакой преждевременной детонации нет даже при условии, что дополнительный источник нейтронов включен всегда, без синхронизации с моментом подрыва. Этот дополнительный источник может быть просто примесью плутония-240, от самопроизвольного деления ядер которого возникает значительный нейтронный фон, в плутонии из энергетических реакторов на лёгкой воде. Далее, при цилиндрической имплозии с минимальным зарядом обычного взрывчатого вещества плутониевый цилиндр схлопывается, и получается выход энергии в несколько килотонн. Физический смысл явления в следующем:
конструктивно снижаем коэффициент размножения нейтронов, их скорость и энергию. Действительно, если средний "к"=1,45 (это достигается отсутствием торцевого отражателя в направлении второго фокуса эллипсоида вращения), то для умножения потока нейтронов в 10^24 раз требуется 150 поколений нейтронов. Если плутония порядка 8 кг, цилиндрическая ударная волна должна пройти 4 см, на что при скорости ее даже всего 2 км/сек (т.е. небольшой массе обычной взрывчатки) требуется 20 микросекунд времени. Делим 20 микросекунд на 150 поколений, получаем требуемое время жизни поколения нейтронов 130 наносекунд. Это всего в 10 раз выше минимального времени в чистом бесконечном плутонии. А увеличивается оно (время) в бериллиевом отражателе, как снижением энергии нейтронов (и скорости), так и тем, что среднестатистический нейтрон с энергией 2 МэВ быстро летит из плутония до половины толщины бериллиевого отражателя и по кривому пути с уменьшенной скоростью обратно. Оценочно, средняя энергия смягченного бериллием спектра нейтронов в диапазоне 30-50 кэВ, что выше энергии резонансов сечения плутония, которое при этих энергиях 2,5 барн вместо 1,8 на быстрых нейтронах. Получается развивающаяся цепная реакция на промежуточных нейтронах.
Во втором фокусе находится основной заряд - шар из Li6D в достаточно толстой, равной тройному Росселандово среднему, оболочке из природного урана, чтобы по возможности более полно утилизировать энергию рентгеновского излучения в сжатие. В центре шара установлена сферическая греющая зажигалка из урана 235 - полая сфера из U235 с облицовкой изнутри в 100 грамм дейтерированного полиэтилена (CD2)^n, как синхронного с максимальным сжатием, дополнительного источника нейтронов по реакции D + D = n + He3, и пустой полостью, частично компенсирующей сжатие. Радиационная рентгеновская имплозия превосходит имплозию с помощью взрывчатых веществ по развиваемой мощности и энергии на три с лишним порядка. Поэтому от второй - греющей зажигалки на уране 235 вполне можно ожидать высокого КПД - высокого выгорания делящегося вещества и выделения энергии в сотни килотонн ТЭ. Остальное пространство внутри эллипсоида заполнено пенопластом, прозрачным для рентгеновского излучения. Между фокусами на оси вращения расположен ряд линз из полиэтилена с добавкой бора 10. Это диффузор для рентгеновских лучей и модератор для нейтронов плутониевой зажигалки, чтобы не было преждевременной детонации греющей зажигалки. Принцип действия:
первая (плутониевая с цилиндрической имплозией и мягким бериллиевым спектром нейтронов) зажигалка сжимает рентгеновским излучением холодный Li6D и запускает вторую зажигалку, а вторая, урановая, большой энергии, на жестком спектре нейтронов – нагревает. Потому что для сжатия ферми - электронного газа в Li6D от 880 кг/кубометр в 10000 раз требуется порядка 1% энергии, необходимой для нагрева той же массы Li6D дo температуры эффективного выделения энергии в реакции термоядерного синтеза. В этой схеме вторая зажигалка (мощная) включается и прогревает дейтерид лития тогда, когда тот уже сжат порядка 10000 раз по объему первой зажигалкой до энергии Ферми порядка кило электрон - вольта. В изделии из-за неустойчивостей Релея - Тейлора и других, не должно быть изначальных перепадов плотности, и только ради этого может понадобиться отражатель из тяжелых атомов, например из вольфрама или даже UO2 обогащенного, ради уменьшения скачков плотности между ураном (18,9) и дейтеридом лития (0,8Cool. Так логически обосновывается применение двух зажигалок в изделии много мегатонного класса: первая – малой энергии (порядка 20 килотонн ТЭ), цилиндрической симметрии, запускающаяся от одного обычного детонатора и выполняющая сжатие холодной термоядерной ступени. Вторая зажигалка – урановая, сферической симметрии и имплозии, высокой энергии (килотонн 300 - 400) для нагрева сжатого LiD и зажигания реакций DD и DT. Высокий КПД этой зажигалки, равный порядка 50% для 50 кг урана 235 обеспечивают высокая скорость и давление рентгеновской имплозии. Кроме использования этого факта, для показанной на рисунке конструкции можно считать, что при 400 килотоннах мгновенного выделения энергии урановая зажигалка выдает порядка 100 грамм нейтронов прямо в LiD, в котором нарабатывается 300 грамм «горячего» трития уже в начальный момент взрыва. Реакция:
n + Li6 => He4 + T + 4,8 МэВ,
где энергия ядра трития 3 МэВ, сразу вызывает реакцию:
T + D => He4 + n + 17.6 МэВ,
где энергия нейтрона 14,1 МэВ. Этот нейтрон либо уйдёт в толстую оболочку из природного урана, и вызовет там реакции, описанные ранее, либо вступит в реакцию с литием-6, либо вернётся в зону деления урана-235. Слой дейтерила лития получит дополнительный подогрев. Возможны два варианта предлагаемого изделия:
– малобюджетный, много мегатонного класса с оболочкой из дейтерида природного лития LiD, массивный.
- более дорогой, с оболочкой из дейтерида лития - 6 Li6D, оптимизированный по габаритам, массе, энергии.
Как показывают расчеты, греющая зажигалка при энергии 300 кт ТЭ способна нагреть дейтерид лития при 10000 сжатии до 1,2*10^8 К, при энергии 400 кт ТЭ , соответственно, до 1,4*10^8 К, При таких температурах и давлениях интенсивно пойдут реакции:
D+D=> He3 + n + 3,26 МэВ,
с сечением 0,16 барна при Е столкновения = 2 МэВ, а также
D+D=> T + p + 4,03 МэВ,
с сечением 0,09 барна. Нейтроны первой реакции с энергией 2 МэВ активно вступят в реакцию с литием-6, а «горячие» ядра трития второй реакции (1 МэВ) – в реакцию с дейтерием. Происходит само нагрев зоны сжатого дейтерида лития. По мере развития СЦР в греющей зажигалке, деления урана-238 и урана-235 в оболочке сферы дейтерида лития вступает в действие эффект «сахаризации» - ионизационный нагрев сферы дейтерида лития. Происходит также ускорение реакции от нагрева вещества ею же выделенной энергией. При достаточной наработке компонентов в пике развития процессов нагрева перед разлётом возможны реакции:
D + He3 => He4 + p + 18,3 МэВ,
с сечением 0,8 барна;
T + T => He4 + 2n + 11,3 МэВ,
с сечением 0,1 барна.
Но вклад этих реакций в общий выход энергии пока не значителен. Требуется температура 5*10^8 K и выше. Всё это – реальные пути повышения выхода энергии, применяемые опционально. Реальные изделия с такой схемой дают выход энергии от 150 килотонн до многих мегатонн ТЭ.
Приведённые ниже результаты расчетов относятся к первому варианту изделия и взяты из исследовательской работы Николая Александрова.
Дейтерий при полном выгорании, если сгорает образовавшийся тритий, но не сгорает гелий-3, выделяет энергию 50 килотонн ТЭ на килограмм, при малом выгорании (до 10%) - 21 кт/кг. Зная массу LiD в заряде (из которой масса дейтерия 2/9), легко оценить границу допустимости не учета выгорания дейтерия: (21 кт/кг)*(10%)*(2/9)=0,5 килотонны на килограмм LiD.




Масса LiD, килограмм Выделение энергии первичными реакциями Д+Д при полном выгорании, Мт
10 0,05
40 0,2
160 0,8
640 3
2500 12
10000 50


В таблице приводятся результаты расчета для оптимальной энергии греющей зажигалки.
Для учета только первичных реакций D + D полное сгорание дает обозначенные в таблице выходы энергии, для учета же идущей на наработанном тритии реакции D(T,n)He4+17,6 Mev надо умножить все цифры на 2,5. Причина такой высокой добавки выделяемой энергии состоит в "тритиевой добавке", получаемой от Li7, составляющего большую часть природного лития. Ожидалось, что данный изотоп будет достаточно инертным, но в действительности сечение реакции с ним для быстрых нейтронов, производимых тритиево-дейтериевым синтезом, значительно. При поглощении такого нейтрона ядро Li7 разделяется на тритий и гелий по реакции:
Li7 + n -> T + He4 + n - 2.47 МэВ.
Надо отметить, что полное выгорание в бомбах – состояние не достижимое, но приблизиться к нему стремятся все разработчики изделий высоких энергий.
Цифры сечений реакции D + D и характерные величины располагаемых зажигалок
( десятки - ближние сотни килотонн) приводят к тому, что в модели предварительного равномерного нагрева всего LiD энергией зажигалки, начиная с единиц тонн LiD – выход энергии уменьшается. Однако очевидна и мысль: имея в изделии 10 тонн LiD, можно энергией делящейся зажигалки греть только тонну, т.е. получать максимум выхода энергии и остальные 9 тонн греть уже энергией которую выделит тонна LiD.
Если рисунок термоядерного заряда, размещённый выше, назвать двухступенчатой схемой, то возникает мысль о трехступенчатой. Первый вариант - рисунок двухступенчатой схемы вложен в один из фокусов внешнего, большего по размерам, эллипсоида вращения, и использован там, как зажигалка. Другой вариант – используя мегатонны энергии второй ступени, добиться сверхвысокого сжатия в третьей ступени, попытавшись достичь появления цепных реакций синтеза благодаря высокой энергией Ферми. Этот вопрос требует отдельного рассмотрения. Что может происходить с увеличением плотностей или температур в изделиях будущего? Один из возможных процессов – это цепные реакции синтеза на ядрах отдачи. Легче всего продемонстрировать эту идею на примере реакции DT, в которой образуется быстрый (14Мэв) нейтрон. Когда такой нейтрон сталкивается с ядрами D или T, то возникают ядра отдачи. Если энергия нейтрона уменьшается от 14 до 0,2 Мэв, то возникают ядра отдачи с энергией порядка 7 - 0,2 Мэв в количестве порядка n = 1 / e * ln (14/0,2), где e – средняя логарифмическая потеря энергии при столкновении нейтрона с ядром; e = 0,63 для 50% смеси DT и n = 6,7. Ядра отдачи, обладая энергией превышающей порог реакций, вступят в реакции с другими ядрами D и T, появятся новые нейтроны с энергией 14,1 МэВ и так далее.
Цепной процесс будет иметь место, если есть достаточно времени для развития длинной цепи событий, если плотность достаточна для того, чтобы нейтрон совершил в среде LiD несколько (порядка n) соударений, а электроны были подогреты до энергий порядка 20кэв. Таким образом, вредный для сжатия LiD процесс образования «хвостов» быстрых электронов является полезным эффектом в «холодном» синтезе с учетом цепных реакций, которые идут при больших плотностях или при “горячих” электронах. Температуры порядка 20кэв характерны для стадии термоядерного горения. Даже малая доля трития в DD – плазме приводит к значительному усилению горения DD – компоненты за счет ядер отдачи от DT – нейтронов. При концентрации трития около 3-4%, постоянно присутствующего в результате наработки в DD – реакции, скорость DD – реакции в бесконечной среде в 2 – 3 раза превышает максвелловскую, а для 50% трития усиление DD – реакции достигает 20 раз.
Как я уже упоминал, основой второй части этой статьи послужила работа Николая Александрова. Рассмотренная в его работе упрощенная модель счета выхода энергии говорит об оправданности трехступенчатой конструкции, при количестве LiD начиная с нескольких тонн. Общая масса изделия при этом может быть в районе 10 –20 тонн, учитывая массу в бомбе вспомогательных устройств и оболочек из природного или обогащенного урана. Подобные изделия требуют специальных средств доставки и способны решать задачи планетарного масштаба. Например: создание гигантской волны, способной смыть восточное побережье США, разрушение опасного для Земли астероида.
Различные вариации двухступенчатой схемы лежат в основе изделий ядерных сил СССР - России. Урановый эллипсоид вращения заключён в корпус из двух, соединённых основаниями, слегка усечённых защитных пирамид. Под ними находятся системы электропитания и блоки управления наведением и взрывом. Минимальное изделие имеет вес 150 кг и размер 130 см. Его энергия 150 килотонн ТЭ. Ракета ПИОНЕР (SS-20) средней дальности с радиусом полёта до 5500 километров, шахтного и мобильного наземного базирования была способна нести три таких изделия и наводила ужас на Европейских членов НАТО.
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Пн Dec 08, 2008 8:37 pm    Заголовок сообщения: атомные секреты Ответить с цитатой

Рисунок современного изделия и всю статью в удобной для чтения вордовской форме,а также предыдущую статью, интересующиеся могут получить,написав мне по адресу: боцманок точка инбокс точка лв.
Вернуться к началу
Двойников
Гость





СообщениеДобавлено: Вт Dec 09, 2008 12:00 am    Заголовок сообщения: Предложение Ответить с цитатой

Уважаемый Боцман. У меня к вам предложение. Возьмитесь вести рубрику "Ядерная физика без секретов" в журнале "Атомная стртегия". В каждом номере одна страница формата А3 (9 тыс. знаков с картинками). Мы не так богаты, поэтому гонорар большой не обещаю, все зависит от интереса публики. Обещаю лишь большое внимание читателей и активный контакт с аудиторией. Конечно, желательно раскрыться, читатели будут писать вам письма, обсуждать. Вы же физик, а не шпион. Чувствую, вы хороший популяризатор и хорошо владеете темой. Конечно, основы физики нужны, но не так занудно, как это изложено в учебниках. Кроме того, наша аудитория представление кое-какое о ядерной физике имеет. (Конечно не все). Вообще, даже ваши статьи про бомбы будут уместны, если там не будет злости и целевых установок по уничтожению подлецов. Мы физики, технари, а не священнослужители и политики. Главное, чтобы материал был изложен интересно образно, с примерами, для понимания физики процессов. Мне кажется, вы могли бы сделать отличную рубрику, которую в последующем можно было бы оформить в самостоятельную книгу. Идет? Мой мэйл: dir@proatom.ru , Тел. 8-921-958-9004, Двойников Олег Викторович
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Пн Янв 19, 2009 1:00 pm    Заголовок сообщения: ЯВУ.Нестандартные решения. Ответить с цитатой

В настоящее время я работаю над монографией РАЗГОН.Выдержка из этой работы,которую я привожу здесь,наглядно иллюстрирует уровень атомных секретов и мракобесия так называемого нераспространения, навязываемого США и их холуями,в том числе и в России.

Сверкающий гром, сметая всё, прокатится по городам и весям!
Многие лягут костьми навечно, а выжившие позавидует мёртвым!


НЕСТАНДАРТНЫЕ РЕШЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ВЗРЫВНЫХ УСТРОЙСТВ, ИЛИ МИФ О НЕРАСПРОСТРАНЕНИИ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ И О БЕЗОПАСНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ.
Озадачившись три года назад некоторыми проблемами безопасности применения ядерной энергии, я провел исследование публикаций на эту тему в открытых источниках и пришёл к интересным выводам:
1) Взорвать можно любое делящееся вещество в устройстве, где реализуется самоподдерживающаяся цепная реакция (СЦР) деления ядер атомов.
2) Любое устройство, в котором протекает СЦР, потенциально взрывоопасно. Причём взрыв можно вызвать несложными техническими средствами.
3) При желании, можно взорвать установку, где происходит вынужденная (не СЦР) реакция деления атомных ядер .
4) На основе этих выводов автор сделал главный вывод о том, что ядерное нераспространение есть вредный лживый миф, а ядерная энергетика есть опасная перспектива развития энергетики на Земле вообще.
Для понимания дальнейшего необходим определённый профессиональный уровень знаний.

Введение,

Рассмотрим ядерные взрывные устройства (ЯВУ) с точки зрения теории ядерных реакторов. Развитие самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР) в ЯВУ происходит по одним и тем же законам для разных активных зон. Общий признак взрывного развития СЦР – более чем предельное для управления значение внесённой положительной реактивности и развитие СЦР на мгновенных нейтронах. Нас будет интересовать изменение числа актов деления во времени – основа определения энергии взрыва.
Если предположить, что в бесконечной среде весьма обогащённого урана 235 самоподдерживающаяся цепная реакция (СЦР)начинается с одного акта деления и значение коэффициента размножения составляет 2, то несложно оценить количество поколений, необходимое для выделения энергии, эквивалентной взрыву 1 килотонны тринитротолуола (10^12 калорий или 4.19*10^12 Дж). Поскольку в каждом акте деления выделяется энергия равная примерно Eдел = 187 МэВ (3*10^(-11) Дж), должно произойти 1.4*10^23 актов деления ядер, что соответствует делению примерно 57 г делящегося вещества – чистого урана 235. Подобное количество актов деления произойдет в течение порядка 77 поколений удвоения числа делящихся ядер. Весь процесс для деления на быстрых нейтронах займет около 0.5 микросекунд, причем основная доля энергии выделится в течение последних нескольких поколений. Продление процесса всего на несколько поколений приведет к значительному росту выделенной энергии. Так, для увеличения энергии взрыва в 100 раз (до 100 кт) необходимо всего пять с половиной дополнительных поколений. Для цепной реакции на мгновенных, замедленных до тепловых скоростей, нейтронах время "смены поколений" нейтронов складывается из времени замедления быстрых нейтронов и времени диффузии тепловых нейтронов.

Пусть реактор в начальный момент времени (tо = 0) был критичен (то есть эффективный коэффициент размножения в нём был равен единице, а реактивность – нулю). Внесём в этот реактор мгновенным скачком некоторую величину реактивности (для определённости - реактивность положительного знака), вследствие чего эффективный коэффициент размножения Keff мгновенно станет больше единицы на некоторую величину δKeff, которую называют избыточным коэффициентом размножения (Напоминание. Избыточный коэффициент размножения - это превышение эффективного коэффициента размножения над единицей, характеризующее степень отклонения реактора от критического состояния
δKeff = Keff - 1. Отношение ρ = δKeff /Keff называется реактивностью реактора). Нелишне вспомнить также, что эффективный коэффициент размножения реактора - это отношение количеств нейтронов деления или соответственно произошедших актов деления ядер рассматриваемого и непосредственно предшествующего ему поколений:
Keff = Ni+1 / Ni.
Поэтому за отрезок времени, равный среднему времени жизни поколения нейтронов деления l (l - первая буква английского слова lifetime - время жизни) количество делений ядер N возрастёт до величины N*Keff, а, значит, за это время оно возрастёт на величину Keff*N - N = N*(Keff - 1) = N* δKeff .
Откуда выходит, что скорость изменения количества делений ядер во времени в реакторе в этот промежуток времени l будет составлять:
dN/dt = N(t)*(Keff - 1)/l (1)
Дифференциальное уравнение называют элементарным уравнением кинетики реактора. Элементарным его назвали не только из-за внешней математической простоты. с его помощью можно производить лишь грубые оценочные расчёты изменений плотности тепловых нейтронов в реакторе и лишь при очень малых и очень больших величинах реактивностей. Элементарное уравнение кинетики реактора (ЭУКР) - дифференциальное уравнение с разделяющимися переменными:
dN/N =(Keff - 1)/l*dt.
При начальных условиях: t = 0, N(0) = No - его решение будет:

N = No * exp { ( Keff - 1 ) * t /l } , (2)

где N - полное число актов деления, произошедших за время t с начала развития реакции,
N0 - число ядер, претерпевших деление в первом поколении, Keff – эффективный коэффициент размножения нейтронов;
l- время "смены поколений" – среднее время между последовательными актами деления, характерное значение которого составляет 10^(-Cool секунд для деления на быстрых нейтронах и 10^(-3) секунд на тепловых. Это простое решение имеет ограниченное применение, ибо Keff и l в общем случае зависят от времени.
Тогда нам потребуется исследовать функционал вида

N(t) = No * exp { Интеграл от 0 до t ((Keff(t)-1)/l(t)*dt) } (3)

Однако значения Keff и l зависят от времени опосредованно через выделенную в активной зоне энергию, равную Eдел * N , где Eдел равна 187 МэВ, то есть от N.

Проанализируем несколько примеров.

Для сферической активной зоны, содержащей только делящееся вещество, например уран 235, эффективный коэффициент размножения нейтронов
K eff = Nu * (1 - P утечки), (4)
где Р утечки – вероятность утечки нейтронов из активной зоны, Nu – среднее число вторичных нейтронов, вызывающих следующие деления ядер.
Если активная зона находится в критическом состоянии, то
K eff = Nu * (1 - P утечки)=1
В такой системе СЦР идёт на быстрых нейтронах, Nu=2,09, вероятность избежать утечки
нейтронов = (1 - P утечки)= 1/2,09 =0,48.
52% нейтронов покинут активную зону, не вызвав деления ядер и пропадут бесполезно.
Быстро поместив активную зону в отражатель нейтронов, мы переведём её в более чем критическое состояние и получим ядерный взрыв. Можно выстрелить немного менее чем критичным ядром делящегося материала в отражатель и тоже получить взрыв.
Альбедо отражателей нейтронов близко к единице. Определяется альбедо при толщине отражателя равной удвоенной длине диффузии в нём нейтронов. Для воды альбедо равно 0,8. Отражатели не только отражают, но и значительно замедляют попавшие в них быстрые нейтроны, если вещества их составляющие – замедлители нейтронов. Соответственно увеличивается сечение реакции деления, время жизни поколения нейтронов СЦР, происходит смещение спектра деления в более мягкую область энергий. Рассмотрим другой пример ЯВУ – полый цилиндр из слоёв полиэтилена, насыщенных плутонием 239, в стальной трубе, сжимаемый цилиндрической имплозией по поверхности трубы. Предлагаемое изделие вполне реально, так как имеет работающие аналоги. Это не классическая бомба, а взрыв активной зоны реактора на тепловых нейтронах, обжатой цилиндрической имплозией для схлопывания и удержания целостности активной зоны от теплового разрушения и разлёта делящихся материалов. С применением реакторного плутония, где процент изотопа 240 больше 6%, отпадает необходимость в дополнительном источнике нейтронов, так как плутоний 240 сам по себе достаточно активно излучает нейтроны. Используем в качестве основного элемента конструкции и замедлителя полиэтилен - хим. формула (CH2)^n. Если растворим в полиэтилене соль реакторного плутония или проредим слои полиэтилена слоями порошкообразного оксида этого плутония, то можно получить прототип активной зоны - трубу, схлопывая которую цилиндрической имплозией, можно вызвать взрыв образовавшейся в результате перевода активной зоны в более чем критическое состояние. Потребность в плутонии - порядка 1кг. Точность имплозии на несколько порядков ниже, чем в классической ядерной бомбе. Также в несколько раз ниже скорость развития взрыва во взрывчатке, инициирующей цилиндрическую имплозию. Стандартно в предлагаемом изделии возможно получить выделение энергии до 2 500 тонн тротила! Целый железнодорожный состав.
Вместо полиэтилена можно применять специальную плотную пластмассу, которая может также растворять UO2SO4. На этом основаны маломощные ядерные артиллерийские снаряды – реальный аналог предлагаемого изделия.
Такие снаряды содержат делящийся материал, растворённый в цилиндрической пластиковой матрице. В ней имеется центральный цилиндрический вырез. Матрица обжимается по методу цилиндрической имплозии, и становится более чем критичной. Имплозия инициируется либо при подлёте снаряда к цели, либо при попадании в цель.
Происходит синхронный взрыв зарядов химической взрывчатки на внешней поверхности матрицы. Сам процесс ядерного взрыва определяют явления схлопывания и удержания. Ядерный заряд снаряда - матрица, как активная гомогенная зона, изначально находится в менее чем критичном состоянии. В результате цилиндрической имплозии происходит быстрое схлопывание матрицы. Активная зона переходит более чем критическое состояние, за счёт значительного увеличивая её плотности и уменьшения геометрических размеров. Увеличивается концентрация ядер делящегося материала и замедлителя в меньшем объёме. Согласно англоязычным источникам, в ядерных снарядах имплозия реализована так, чтобы её заключительная часть работала на удержание активной зоны от преждевременного разрушения. Цепная реакция развивается сначала на тепловых, а затем и на промежуточных нейтронах. Замедление нейтронов происходит до теплового равновесия со средой активной зоны, и с ростом температуры среды уменьшается сечение реакции деления. Эффективный толстый отражатель нейтронов отсутствует. Поток нейтронов и концентрация ядер урана или плутония становится недостаточной для цепной реакции, и она прекращается.
Смена поколений нейтронов происходит намного медленнее, чем в сборке на быстрых нейтронах, и число поколений деления до разрушения активной зоны относительно мало по сравнению с числом поколений в полноценной сборке на быстрых нейтронах, как и малы скорость выделения и количество энергии!
Снаряды имеют весьма малый КПД . Но зато в них можно использовать и плутоний из энергетических реакторов! А это – мечта террористов! Применение плутония из энергетических реакторов исключает дополнительный источник нейтронов и делает боеприпас дешевле. Можно увеличить энергию взрыва, поместив снаряд в прочную на разрыв, толстую стальную оболочку. Оболочка усилит и продлит действие имплозии.
Калибр таких снарядов практически не может быть меньше 203-х миллиметров, что в сочетании с низким КПД, обуславливает их ограниченную применимость. При расходе около килограмма плутония на каждый снаряд (энергоемкость плутония 20 кт/кг), выделяется энергия, эквивалентная в обычном варианте лишь нескольким сотням тонн тротила, то есть КПД на уровне 1%.
Это обусловлено двумя принципиальными причинами:
1) рабочая энергия нейтронов в активной зоне при разбавлении делящегося материала до сотни грамм на литр находится в диапазоне от тысячной доли до нескольких сотен электрон-вольт. При нагреве замедляющей матрицы до этой температуры (всего 1 миллион градусов), из-за уменьшения эффективного сечения деления сборка становится подкритичной.
2) сильное замедление и малая в сравнении с быстрыми нейтронами скорость смены поколений нейтронов значительно увеличивает время удвоения мощности по сравнению с полноценной сборкой на быстрых нейтронах.
Справочная информация:
Ядерный снаряд – снаряд, оснащенный ядерным зарядом и предназначенный для решения тактических задач путем нанесения ядерного удара по объектам противника. Такие боеприпасы есть у большинства стран, имеющих ядерное оружие, в том числе у России и США. США, в частности, разработали 155-мм артиллерийские снаряды M-454 (энергия ядерного заряда – 80 тонн в тротиловом эквиваленте), XM-785 (1500 тонн), 203-мм снаряды M-422 (2000 тонн), M-753 (10000т и 2200т ТЭ).
Более совершенное изделие - ЯВУ в жидкой форме. Его устройство и принцип работы подробно разобраны в статье « Простое техническое предложение», переработанный и сокращённый вариант которой приводится ниже.

Простое техническое предложение.

Листая старый справочник, я вспомнил о том, что террористы недавно разработали жидкую бомбу для терактов в самолётах, и задумался над этим фактом. Так возникла жидкая ядерная бомба с простым химическим приводом в действие, вернее её техническое предложение.
В водных растворах и водородосодержащих смесях замедление нейтронов происходит быстрее, чем в порошковых средах на основе бериллия или графита и в тяжёлой воде.
Разработаем задачу взрыва гомогенного реактора с жидкой активной зоной. Учитывая простоту его реализации, мы рассмотрим водные растворы и водородосодержащие смеси делящихся веществ – уран 235, уран 233, плутоний 239.
Ограничимся одним делящимся веществом – ураном 235 по причине его большей относительной доступности и безопасности в обращении. Приведённые ниже соображения в принципе распространяются на уран 233 и плутоний 239. Имеется замечательный факт: критическая масса гетерогенной системы больше критической массы гомогенной системы при обогащении урана изотопом 235 более 5% , и наоборот. Для растворов и водородосодержащих смесей получено наибольшее количество экспериментальных и расчётных данных по критичности систем, на основании которых сделан интересный и полезный нам вывод: величина критической массы весьма значительно зависит от концентрации водорода в этих соединениях. Концентрация водорода есть отношение числа атомов водорода к числу атомов делящегося вещества в растворе. В водном растворе с максимальным растворением делящегося вещества при разбавлении его водой - увеличении концентрации водорода критическая масса сначала резко уменьшается до минимума, а после этого начинает возрастать до бесконечности. И наоборот. Если мы имеем некоторую растворённую массу делящегося вещества, априори ниже критической массы в чистом металлическом виде, но больше минимальной критической массы в жидкости, то уменьшая концентрацию водорода (выпаривая раствор), можно получить критичность активной зоны из раствора и даже её более чем критичность. Естественно вместе с таким важным фактором, как использование отражателя нейтронов. Экспериментально доказано, что возможно растворение максимального количества урана в виде соли UO2F2 1 кг на литр воды и отношении содержания атомов водорода к атомам урана 20:1 можно говорить о возможной цепной реакции на тепловых нейтронах. Повышая концентрацию атомов водорода (разбавляя раствор водой) до 500:1 атому урана получаем минимум критической массы урана (сферической формы).
Минимум критической массы активной зоны из раствора урана 235 в форме сферы наблюдается при концентрации водорода, равной 500:1. Критическая масса урана 235 93% обогащения в такой активной зоне водяного раствора равна 820 грамм при наличии бесконечного водяного отражателя, а критический объём равен 6,3 литров – R = 11.45738 см.
Продолжая разбавлять раствор водой получим более плавный рост критической массы урана до бесконечности начиная с отношения 2200:1.
Аналогичные изменения происходят и с критичным объёмом активной зоны системы.
Минимум радиуса активной зоны наблюдается при концентрации водорода 50:1.
Цилиндрическая активная зона. Для такой зоны критическая масса делящегося вещества и критический объём зависят не только от концентрации водорода, но и от диаметра цилиндра. Для каждого значения диаметра имеются свои критические масса и объём, при определённой концентрации водорода.
Например, для раствора соли UO2F2, с 93% содержанием изотопа 235 урана, в цилиндрической, активной, оптимальной (0,92*D=H - высота) зоне из нержавеющей стали диаметром D = 20,3 см с полным водяным отражателем критическая масса урана 235 равна 1,4 кг, а для активной зоны диаметром D = 16,5 см равна 3,2 кг при вариации концентрации водорода в растворе. Всё это проверено экспериментами. Вывод: через управление концентрацией водорода в растворе можно сделать гомогенный реактор критичным и управлять реактивностью. Если зависимость критической массы делящегося вещества в водном растворе или содержащей водород смеси от концентрации атомов водорода для активной зоны конкретной формы представить графически, то получим параболическую кривую с явно выраженным минимумом. Если взять конкретную критическую массу на оси масс делящегося вещества не многим больше минимальной и провести через неё прямую, параллельную оси концентрации атомов водорода, получим пересечение с графиком критичности в двух точках – точках максимальной и минимальной концентрации атомов водорода. Эти точки задают критические концентрации атомов водорода при разбавлении раствора водой и при уменьшении содержания водорода в растворе для данной массы делящегося вещества. Соответственно возможны два способа достижения критичности активной зоны. Получаем важные для работы изделия параметры – запас над критичностью по массе делящегося вещества и диапазон над критичностью по концентрации атомов водорода. Эти параметры определяют выгорание делящегося вещества и устойчивость цепной реакции в процессе развития взрыва. Управлять реактивностью активной зоны можно также, управляя концентрацией жидкого поглотителя нейтронов в растворе с критичной массой при данной концентрации водорода. Включение источника нейтронов можно инициировать растворением солевой перегородки между слоями бериллия и полония 210 или плутония 238. Всё это простые химические реакции, которыми легко управлять химическим способом. Вообще в данном изделии надо применять химическую автоматику.
Взрыв гомогенного реактора осуществляется стандартным способом. С начала изменением реактивности реактор выводится на критический режим. Плавным изменением реактивности повышается мощность реактора. Затем скачком вносится запредельная положительная реактивность ρ = δKeff /Keff >> 0,006, и начинается лавинообразное нарастание числа делений ядер урана-235 – начало развития неуправляемой само - поддерживающейся цепной реакции (СЦР) деления ядер урана-235. Постепенное разбавление раствора в активной зоне сделает реактор сначала критичным на запаздывающих нейтронах, потом мгновенно критичным, а дальнейшее быстрое разбавление переведёт его в состояние разгона на мгновенных нейтронах . Химики знают много способов химического управления быстрой реализацией этого процесса. В крайнем случае, возможно использование содержащих бор-10 заглушек СЦР, и их дальнейший отстрел по мере повышения мощности реактора и выделения тепла.
Энергия взрыва реактора определяется тепловой мощностью реактора при разрушении активной зоны. Она должна быть максимальна. Это тепловой псевдо - ядерный взрыв с радиоактивным заражением. Тепловая мощность реактора определяется интенсивностью процесса деления во всём объёме активной зоны. Поэтому тепловая мощность реактора:
Q = Eдел * Sf * Фср * Cят * Vак.з (5)
где Eдел - энергия акта деления = 187 МэВ, Sf - сечение деления = 582 барна, Фср - средняя плотность нейтронного потока, Cят - концентрация делящихся ядер, Vак.з - объём активной зоны.
В нашем случае параметр Vак.з= 6,3 литра минимален, Cят фиксирован на невысоком уровне, деление ядер урана происходит в основном на медленных - тепловых нейтронах. Остаётся только путь роста потока нейтронов. Рост потока нейтронов прямо увязан с задачей максимального продления существования работоспособной активной зоны при развитии СЦР. Раствор должен как можно дольше пребывать в состоянии перегретой жидкости и перейти в состояние смеси паров компонентов. Отражатель нейтронов должен поддерживать форму и минимальные размеры активной зоны, своей термостойкостью и малой теплопроводностью препятствовать быстрому разогреву внешнего прочного и тугоплавкого корпуса реактора, передавая ему нагрузку разрыва от стремящейся расшириться, активной зоны. Для систем, активная зона которых заполнена водным раствором делящихся веществ, лучшими отражателями являются бериллий, окись бериллия, вода, тяжёлая вода, графит. Отражатели нейтронов из стали и из воды примерно одинаковы для систем с водными растворами делящихся веществ по отражению и толщине. Оптимально отражатель нейтронов должен иметь толщину не меньше длины миграции быстрого нейтрона в нём. Для воды и стали это 6 сантиметров, для графита - 50 сантиметров, для бериллия - 20,8 сантиметров. Бесконечный отражатель есть отражатель с толщиной, большей чем полторы длины миграции быстрого нейтрона.
Замедлитель будет замедлять нейтроны до теплового равновесия со средой, то есть по мере роста температуры активной зоны сечение деления будет уменьшаться. Соответственно будет уменьшаться реактивность системы и выделяемая мощность. Однако деление на промежуточных нейтронах требует меньше столкновений быстрых нейтронов до требуемого замедления – СЦР ускоряется, но требует увеличения массы делящегося вещества. Вступают в действие отмеченные ранее параметры – запас делящегося вещества над критичностью по массе и диапазон над критичностью по концентрации атомов водорода. Соответственно продлевается работоспособность активной зоны при её частичном разрушении и уменьшении концентрации замедлителя. Это значит, что внесённая положительная реактивность должна компенсировать уменьшение реактивности при развитии взрыва и через увеличение массы урана, и через повышение потока нейтронов.
В простейшем случае система состоит из жидкой, химически управляемой сферической активной зоны заключённой в толстый (порядка 25 сантиметров и более) корпус - отражатель нейтронов из тугоплавкой прочной стали. Внешний корпус реактора имеет сферическую форму, как и активная зона. Но по диаметру значительно больше – добавляется отражатель и массивный толстый корпус.
Толстый сферический корпус компенсирует высокое внутреннее давление более низким внешним. Внешнее давление, компенсирующее внутреннее, меньше внутреннего в число раз, равное отношению внешней площади корпуса к внутренней. Такая конструкция даст определённый эффект, и возможно произойдёт выгорание порядка 5 - 10 грамм урана 235 в СЦР. Неплохо, но мало. Для сильного взрыва необходимо выгорание порядка сотни грамм урана 235. Вроде тупик?
Но нет! Внешняя удерживающая имплозия корпуса реактора во время развития неуправляемой цепной реакции деления урана 235 обеспечит необходимую задержку разрушения активной зоны и сделает возможным выгорание урана от нескольких десятков до сотен грамм. Эквивалент 2000 тонн тротила! Это уже будет похоже на полноценный ядерный взрыв. Имплозию удержания реализовать гораздо проще, чем имплозию сжатия до критической массы. В этом случае ниже требования к точности, синхронности и скорости процесса. Для полноты изложения поясним это:
Напомним, что скорость развития СЦР определяется временем жизни поколения нейтронов. Этим же определяется выделенная энергия в течении определённого промежутка времени СЦР. Это утверждение справедливо, как для СЦР на быстрых нейтронах, так и для СЦР на промежуточных и на медленных - тепловых. Для взрывных процессов развитие СЦР (самоподдерживающейся цепной реакции) идёт на мгновенных нейтронах. Время жизни поколения нейтронов определяется временем диффузии быстрых нейтронов, а в случае медленных и промежуточных нейтронов - суммой времени замедления и времени диффузии. Время жизни поколения нейтронов лёгкой воде равно времени миграции, а именно сумме времени замедления - 1*10^(-5) секунд и времени диффузии -21*10^(-5) секунд. Итого 22*10^(-5) секунд. Но это для чистой воды. В случае значительной концентрации в воде солей урана-235 или плутония-239 время диффузии сокращается на порядок и становится 2,2*10^(-5) секунд, а общее время жизни поколения нейтронов будет порядка 3*10^(-5) секунд. Добавление в раствор растворимых солей бериллия и включение импульсного источника нейтронов после отстрела заглушек СЦР из содержащей бор-10 стали весьма стимулируют СЦР и увеличат выход энергии. Дело в том, что при высокой энергии нейтронов деления (2 МэВ и более) возможны реакция
Be9 + n => 2He4 + 2n и реакция Be9 + gamma => 2He4 + n для гамма квантов с энергией больше 1,7 МэВ . Таким образом повышаем плотность потока нейтронов, что увеличивает выделение энергии и продлевает СЦР.
Среднее число вторичных нейтронов деления для урана 235 равно 2,47. Число вторичных нейтронов, способных вызвать деление для урана 235 равно 2,07. Для высокообогащённой изотопом 235 смеси положим это число n равным 2,06. В нашем случае коэффициент размножения на бесконечной гомогенной среде

Kбеск = n * g (6)

где g есть коэффициент теплового использования нейтронов. Для гомогенных реакторов этот коэффициент определяется простой формулой

g = Sau / ( Cm1 / Cu * Sam1 + Cm2 / Cu * Sam2 + Sau ) (7),

где Sau есть сечение поглощения теплового нейтрона ураном 235 = 694 барн, Sam – сечение поглощения теплового нейтрона замедлителем нейтронов или другого поглотителя нейтронов, для воды 0,66 барн, Cm и Cu - концентрации ядер замедлителя, другого поглотителя и урана 235,в нашем случае это 500. Получим Кбеск = 2,06*694/(694+500*0,66) = 1,40. Критический реактор имеем для массы урана 235 93,5% обогащения в 820 грамм, взятой в виде соли UO2F2 и растворённой в сферическом объёме легкой воды 6,3 литра с бесконечным отражателем из воды или стали.
Тогда вероятность утечки нейтронов деления из активной зоны равна 1/1,4 = 0,7143.
Для реакторов малых размеров отражатели вносят значительный вклад в обеспечение критичности. Альбедо стали примерно равно альбедо воды = 0,8. Это для тепловых нейтронов. Для быстрых получим 0,8929. Добавим в раствор 280 грамм урана того же обогащения в виде соли. Получим новое число атомов водорода на атом урана равное
500*820/1100 = 373. Кбеск = 2,06*694/(694+373*0,66) = 1,5206. Кэфф = 1,5209* 0,7143=
1,0862. Учитывая увеличение критичности с уменьшением концентрации атомов водорода
Получим Кэфф =1,08. Подставим полученные значения в (2) и получим
N0 * exp { 0.08 * t / (3 * 10^(-5)} = N0 * exp (2666,7 * t) .
Из полученного выражения ясно, что для получения взрыва высокой энергии надо, перед разгоном на мгновенных нейтронах, вывести активную зону на максимальную мощность при СЦР на запаздывающих нейтронах. Тогда N0 будет максимальным. Период активной зоны будет равен 3,75*10^(-4) сек , и говорить а выделении значительной энергии
( порядка 1 килотонны ТЭ - 10^12 калорий или 4.19*10^12 Дж) реально по прошествии времени порядка 1,8*10^(-2) сек, равного 50 периодам. Таково время развития удерживающей имплозии до максимума при условии существования активной зоны и развития СЦР. Время удерживающей имплозии на много порядков превышает время имплозии сжатия в классической бомбе. Поэтому удерживающую имплозию легко синхронизировать и реализовать весьма медленным взрывчатым веществом. Развиваемое
Давление при этом должно быть весьма значительным, чтобы удержать реактор от разрушения и разлёта.По сути это будет двойной взрыв. Вслед за менее энергичным взрывом удерживающей имполозии последует более Энергичный псевдоядерный взрыв с энергтией порядна нескольких (до 5-7) килотонн ТЭ.

Рассмотрим качественно ещё одно не тривиальное устройство. Зажигалка термоядерной бомбы оригинальной конструкции на реакторном плутонии цилиндрической, полой внутри, формы с цилиндрической имплозией, толстым бериллиевым отражателем нейтронов с цилиндрической поверхности и заднего торца. В этом случае под толстым понимается размер порядка длины свободного пробега нейтрона. Примем за критерий то, что если в начальный момент времени имеется один нейтрон, с которого начинается цепная реакция, для выделения 20 килотонн ТЭ должно прореагировать 2,8*10^24 ядер, примерно 2 в степени 80. Значит, реакция при отношении числа нейтронов в соседних поколениях "2", требует на развитие время 79*(время удвоения мощности примерно равное 6,33 *10^(-9)) , примерно половину микросекунды. При этом, если в цилиндрической имплозии ударная волна проходит по радиусу 2 сантиметра при скорости 10 километров в секунду на встречу друг другу, время схлопывания всего 2 микросекунды. Величины близкие, приводящие к следующему качественному выводу: если взять массивный бериллиевый отражатель и минимум делящегося материала, то в схеме цилиндрической имплозии полого внутри цилиндра никакой преждевременной детонации нет даже при условии, что дополнительный источник нейтронов включен всегда, без синхронизации с моментом подрыва. Этот дополнительный источник может быть просто примесью плутония-240, от самопроизвольного деления ядер которого возникает значительный нейтронный фон в плутонии из энергетических реакторов на лёгкой воде. Далее, при цилиндрической имплозии с минимальным зарядом обычного взрывчатого вещества плутониевый цилиндр схлопывается, и получается выход энергии в несколько килотонн. Физический смысл явления в следующем: конструктивно снижаем коэффициент размножения нейтронов, их скорость и энергию. Действительно, если средний "к"=1,45 (это достигается отсутствием второго торцевого отражателя), то для умножения потока нейтронов в 10^24 раз требуется 150 поколений нейтронов. Если плутония порядка 8 кг, цилиндрическая ударная волна должна пройти 4 см, на что при скорости ее даже всего 2 км/сек (т.е. небольшой массе обычной взрывчатки) требуется 20 микросекунд времени. Делим 20 микросекунд на 150 поколений, получаем требуемое время жизни поколения нейтронов 130 наносекунд. Это всего в 10 раз выше минимального времени в чистом бесконечном плутонии. А увеличивается оно (время) в бериллиевом отражателе, как снижением энергии нейтронов (и скорости), так и тем, что среднестатистический нейтрон с энергией 2 МэВ быстро летит из плутония до половины толщины бериллиевого отражателя и по кривому пути с уменьшенной скоростью обратно. Оценочно, средняя энергия смягченного бериллием спектра нейтронов в диапазоне 30-50 кэВ, что выше энергии резонансов сечения плутония, которое при этих энергиях 2,5 барн вместо 1,8 на быстрых нейтронах. Получается развивающаяся цепная реакция на промежуточных нейтронах.

Последний пример вызывает особую головную боль у америкосов и их холуёв, так как возможный выход энергии такого изделия может достигать уровня в 10 - 20 килотонн ТЭ.
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Сб Янв 24, 2009 10:37 am    Заголовок сообщения: Безреакторный генератор плутония. Ответить с цитатой

Ещё один Атомный секрет!Из за него америкосы во многих странах запретили уран 238. Вполне можно генерировать плутоний 239, используя резонансный захват,без ядерного реактора. причём плутоний весьма чистый получается.

В большинстве крупных городов с населением более миллиона, в краевых и республиканских столицах находятся онкологические центры, имеющие в своём составе отделения лучевой терапии.
В отделениях лучевой терапии установлены гамма - терапевтические установки внешнего облучения, конструктивно состоящие из облучающей головки и перемещающего механизма.
Облучающая головка-это грушевидная ёмкость из урана 238 с массивным стальным затвором. Внутри находится источник гамма квантов активностью порядка 3 - 5 кило - кюри. Обычно кобальт 60. Вес головки порядка 1-1,5 тонны. Было бы заманчиво сделать следующее:
Когда заряжают облучающую головку, в неё впереди источника можно вставить прокладку из фотоядерного материала - того же бериллия и получить тихий генератор плутония. Работает себе аппарат, вроде как людей лечит или просто стоит. А в нём всё время накапливается плутоний. Не бридерный реактор конечно, но сойдёт, если время терпит. К сожалению энергия гамма- квантов от распада кобальта 60 не позволяет. Ниже порога реакции 1.67 МэВ. А вот с гамма -активным изотопом радия эта схема работает.
В отделениях лучевой терапии также имеются сильноточные электронные ускорители до энергией 20 МэВ с тормозящей насадкой для получения тормозного гамма-излучения с энергией от 6 до 18 МэВ. Если использовать конечную мишень из урана 238 и гамма кванты с энергией до 15 МэВ на промежуточной мишени из бериллия, то реально можно получить значительно более производительный генератор плутония 239. Лучший тормоз электронов - уран 238. Выход тормозного излучения /интенсивность/зависит от атомного веса тормозящего вещества и максимален у урана 238! Но и на стандартной вольфрамовой мишени тоже весьма значителен.
Установив на пути гамма-лучей бериллий, вольфрам, свинец или другое фотоядерное вещество, можно получить быстрые нейтроны. Кстати уран238 - лучшая фотоядерная мишень для гамма квантов с энергией 10-16 МэВ. Область гигантского резонанса с центром 13 МэВ и шириной 6 МэВ. Гигантский резонанс есть широкий максимум в зависимости сечения фотоядерной реакции от энергии возбуждения ядра гамма- квантом . Наблюдается у всех ядер за исключением дейтрона .Наиболее вероятное взаимодействие по спектру энергии гамма- квантов. В нашем случае в зоне гигантского резонанса наблюдается максимальный выход нейтронов. Установив на пути быстрых нейтронов бериллиевый замедлитель, можно повысить плотность потока нейтронов за счёт реакции (n,2n). Порог этой реакции порядка 2 МэВ . Для получения плутония нейтроны придётся замедлять до скоростей резонансного поглощения урана 238. Схема системы на основе ускорителя для получения делящегося материала. Слева находится ускоритель, в центре - мишень для производства нейтронов, а справа - преобразователь изотопов. Преобразователь - 'тот компонент определяет преобразовательную среду на основе своей геометрии и выбранного сырьевого материала. Два представленных ниже преобразователя являются предельными случаями в спектре возможных выборов. В одном из них (без умножения нейтронов) энергия нейтронов ограничена такими значениями, которые благоприятствуют ядерной реакции неупругого захвата и благодаря этому сводят к минимуму нежелательные реакции, например, деления. Это помогает уменьшить изотопное загрязнение и уменьшить радиоактивность продукта, не прошедшего переработку. Преобразователь другого типа (с размножением) жертвует реакциями при заданной энергии ради более высоких темпов производства. В нем больше внимания уделяется делениям, чтобы увеличить интенсивность нейтронов. Преобразователь без умножения нейтронов может принять форму, сходную с той, какая предложена в ускорительной программе ЦЕРНа по преобразованию реакторных отходов - это большой куб из свинца с пятиметровым ребром и с расположенном в центре источником нейтронов. Внутри куба можно проделать несколько каналов на подходящем расстоянии от источника нейтронов и заполнить эти каналы сырьевым материалом. Основной изотоп естественного свинца - свинец-208, обладает сечением упругого рассеяния, практически не зависящим от энергии, и очень низким сечением захвата нейтронов (почти на пять порядков величины меньше, чем у имеющих отношение к делу сырьевых материалов). Это объясняется очень стабильным ядром, имеющим два <магических> числа по нуклонам. Экспериментальные данные, внутри куба такого размера успешно может удерживаться 96% нейтронов высокой энергии23. Свинец служит рассеивающим материалом, который замедляет нейтроны из-за упругого рассеяния. Энергия рассеянного нейтрона в лабораторной системе координат выражается уравнением: En'=En*(A^2+2*A*cos(Ф)+1)/(A+1)^2 где Еn и Еn' - энергии падающего и рассеянного нейтронов, соответственно, А - атомный вес рассеивающего ядра (в случае свинца А=208), а Ф - угол рассеяния. Из-за большого атомного веса свинца энергия нейтрона при столкновении изменяется очень мало по сравнению с шириной области резонансного захвата сырьевым материалом (обычно эта область простирается примерно на 3 кэВ, причем отдельные резонансы имеют полную ширину около 1эВ на половине высоты). Часто изменения энергии настолько малы, что не превышают расстояния между двумя соприкасающимися резонансами захвата. Это позволяет нейтронам медленно замедляться при прохождении через резонансную область, что повышает вероятность захвата до того, как они дойдут до области, где могут доминировать деление и другие реакции. Большое количество столкновений во всей резонансной области повышает вероятность захвата нейтронов в сырьевом материале до того, как нейтроны дойдут до тепловой области, где деление становится доминирующей реакцией. В нашем случае подойдёт куб с ребром полтора метра. Вообще уран 238 нетрудно достать на предприятиях обогащения урана. там он относится к позиции отходов производства.
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Пн Июн 29, 2009 6:28 pm    Заголовок сообщения: Маразм крепчал! Ответить с цитатой

На днях в Чехии,заливаемой половодьем,прошла интересная и примечательная конференция, на которой учёные и инженеры разных организаций ЕС выпрашивали у еврочиновников разрешения содавать
малые и средние реакторы для целей энергетики. Озаботившись идеями нераспространенения, еврочиновники царственно указали толпе просящих на использование в этих реакторах природного урана. После долгих препирательств разрешение было распространено на слабо обогащённый уран с возможным обогащением изотопом 235 до 5%, цифру 5 не включая. Во где простор для творчества по указке америкосов! В моей фирме разработан ответ америкосам их холуям.
Концепцию предлагаемого устройства я решил разместить в разделе НАУКА этого форума. Предлагаю всем специалистам помочь в дальнейшем развитии проекта обозначенного дэвайса. Посрамим евробюрократов - холуёв американских. По их указке в новых странах ЕС даже уран 238 хоронят в железобетонных пеналлах на спецполигонах на вечные времена!Выставляют охрану и назначают персонал для наблюдения за распадом! И это не шутка!
Вернуться к началу
Гость






СообщениеДобавлено: Пн Июн 29, 2009 8:29 pm    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Цитата:
Выставляют охрану и назначают персонал для наблюдения за распадом! И это не шутка!
— Значит создают новые рабочие места! И это в период кризиса!? Молодцы! Laughing Кстати, Боцман, как там в Латвии с безработицей?
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Вт Июн 30, 2009 10:46 pm    Заголовок сообщения: Маразма выше крыши! Ответить с цитатой

Это ещё до кризиса закопали и устроили.
В Латвии безработится нарастает, хотя лето - многие работают по чёрному.Очередной транш власти получили от ЕС и МВФ 1,4 000000000
евро для себя родимых. Ставка учителя -200 евро. Работающим пенсионерам режут пенсию на 70%.Пенсии урезали на 10%.
Вернуться к началу
Показать сообщения:   
Начать новую тeму   Ответить на тeму    Список форумов www.proatom.ru -> Атомная энергетика Часовой пояс: GMT + 3
На страницу 1, 2, 3, 4  След.
Страница 1 из 4

 
Перейти:  
Вы можете начинать тeмы
Вы можете отвечать на сообщения
Вы не можете редактировать свои сообщения
Вы не можете удалять свои сообщения
Вы не можете голосовать в опросах

Powered by phpBB © 2001, 2005 phpBB Group
Forums ©





Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.13 секунды
Рейтинг@Mail.ru