Это сессионно-нервное, это пройдет:) Рубик( это ты, да?:)), поведай ,пожалуйста, по-доступнее человеку, владеющему физикой в рамках школьной программы..Чего ты там за катастрофу готовишь?)

Я катастрофы устроить не смогу, а если бы и смог то это уже была бы не катострофа а теракт. Но в утешение могу пару фактов: в москве я знаю про наличие 13 ядерных реакторов, в том числе 10 работающих, 9 из работающих находятся в курчатовском институте на расстоянии где то трех километров от моего дома. Там же находятся 3 хранилища радиоактивных материалов. Кстати курчатник - очень забавное место , внутри такой индастриал что вспоминаютя постапокалиптические фильмы. А еще хочу заметить что реатор РБМК (который использовался на чернобыльской атомной станции) используется еще много где, в том числе на питерской, курской и смоленских АЭС. Делайте выводы))

Мы все умрем..

ага, вот мой позавчерашний креатив в тему)):
[320x320]

а как это вапще работает?))

Требования к ПК.

Программа рассчитывает методом Монте-Карло (статистически , с
применением генератора случайных чисел)
и показывает визуально поведение каждого нейтрона, что само собой,
требует значительных вычислительных мощностей и накладывает
ограничение на плотность нейтронного потока реактора.
Для «гладкой» работы программы автором рекомендуется использование
компьютера с тактовой частотой не менее 1 а лучше 2 ГГц.

Описание реактора.

FRM-II – реактор, запущенный впервые 9 июня 2004 и используемый в
научных, медицинских и технических целях , который позволяет
осуществлять облучения метериалов потоком как тепловых так и быстрых
нейтронов.
Активная зона реактора состоит всего из одного топливного элемента и
очень компактна, что существенно повышает вероятность выхода
нейтронов за пределы активной зоны . Часть этих нейтронов и
используются для облучения материалов.
Тепловая мощность реактора не велика и не имеет практического
значения.

Компактность активной зоны и небольшое количество топлива требует
использования высокообогащенного урана.
Единственный топливный элемент находится в центре корпуса,
заполненного тяжелой водой D2O.Использование тяжелой воды
продиктовано необходимостью использовать материал, который
незначительно поглощает и эффективно замедляет нейтроны.
Замедление осуществляется за счет соударения быстрых нейтронов с
атомами материала- замедлителя, в результате чего
быстрые нейтроны теряют свою кинетическую энергию, з
амедляясь таким образом до скоростей, сравнимых со скоростями
теплового движения атомов замедлителя.
Отсюда и понятие- тепловой нейтрон.

Во время «работы» реактора ясно видны различия в поведении быстрых
(красные точки) и тепловых (черные точки) нейтронов.
В то время как быстрые нейтроны движутся прямолинейно, преодолевая
значительные расстояния, тепловые нейтроны совершают хаотичные
колебательные движения. Соответственно, пробег тепловых нейтронов
мал. Реакции деления вызываются именно тепловыми нейтронами.
Каждый акт деления сопровождается выделением 3х быстрых нейтронов,
которые, в свою очередь, будучи замедленными, с некоторой
вероятностью снова могу вызвать последующие акты деления, создавая
предпосылки для развития самоподдерживающейся
цепной реакции (СЦР).

Внешний корпус реактора заполнен обычной водой и служит биологической защитой.
В качестве теплоносителя применяется обычная вода, прошедшая
глубокую химическую очистку и прокачиваемая через топливный элемент.
Реактор имеет 2 канала, к которым присоединяются различные экспериметальные установки.
Один из каналов (слева) служит источником быстрых нейтронов, второй
(справа)- медленных или тепловых нейтронов.
Тепловые нейтроны просто отбираются из пучности потока вблизи
топливного элемента.
Для получения потока быстрых нейтронов используется промежуточная
мишень- преобразователь из обогащенного урана, расположенная у
входа в канал со стороны активной зоны. Попадая в
мишень-преобразователь, тепловые нейтроны вызывают реакции деления
атомов урана-235, в результате которых образуются быстрые нейтроны,
покидающие активную зону реактора через канал.
В каналах установлены дополнительные фильтры, задерживающие
быстрые нейтроны в «медленном» канале и медленные в «быстром»
канале.

Пуск и работа реактора.

Для пуска реактора используется источник нейтронов и органы
управления СУЗ.Логика СУЗ устроена так, что аварийная защита
срабатывает при падении плотности нейтронного потока ниже отметки
3% или привышении порога 90% в любом диапазоне измерения
детектора или привышении 120%-го порога по мощности.
Диапазоны измерения нейтронного детектора переключаются вручную.
При срабатывании АЗ в активную зону вводятся как стержни
регулирования так и собственно стержни аварийной защиты.
Сброс защиты можно произвести и вручную клавишей
RESA (нем.) или SCRAM (англ.)

Для пуска реактора используется внейший источник нейтронов
(Neutron source). Реактор, строго говоря, сам по себе не требует
использовая внешнего источника, но источник создает на начальном
этапе заранее известный нейтронный поток , что повышает
управляемость всей системы при пуске реактора.
(и существенно сокращает время ожидания)
Управление источником осуществляется клавишами IN и OUT для
ввода и вывода источника соответственно.

Введите источник. Нейтронный детектор немедленно зафиксирует
изменение плотности нейтронного потока. Нейтроны замедляются и
вызывают деление атомов урана-235, но реактор еще глубоко подкритичен.
Если убрать источник нейтронов, нейтронный поток быстро
спадет до нуля, так как нейтроны будут поглощаться стержнями СУЗ.
Выведите из активной зоны стержень собственно аварийной защиты
клавишей “Safety rod up”.
Это можно сделать только тогда, когда детектор нейтронного потока
включен на минимальный диапазон измерения.
Затем выведите так же и регулировочный стержень на величину чуть
больше 60%. В этом случае нейтронный поток будет продолжать плавно
расти даже после выведения источника нейтронов. Коэффициент
размножения нейтронов в активной зоне привысил 1, реактор
«разгоняется».
Не забывайте своевременно переключать детектор нейтронного потока.

Вместе с ростом потока начнет расти и мощность реактора.
Стабилизируйте мощность на уровне в 100%. Для этого введите
стержень регулирования настолько, чтобы реактор стал критичен,
т.е из 3х образующихся тепловых нейтронов только 1 учавствовал
бы в поддержании СЦР, а остальные либо поглощались стержнем
регулирования, либо материалом реактора либо покидали активную зону.
(из-за дискретности установки стержня поймать точно момент
критичности не удается, наблюдается постоянный дрейф мощности в
сторону увеличения или уменьшения)

Распределение плотности нейтронного потока.
Neutron Density Destributions.

Программа позволяет получить график вертикального и горизонтального
распределения плотности нейтронного потока.
Красная кривая соотвествует быстрым, черная- тепловым нейтронам.
Нетрудно заметить, что плотность нейтронного потока максимальна
вблизи топливного элемента и быстро спадает почти до нуля по краям
активной зоны.
Плотность потока тепловых нейтронов в замедлителе и топливе так же
различна.Это объясняется тем что образующиеся при делении ядер
быстрые нейтроны замедляются за пределами топлива и тем что в
топливе происходит поглощение тепловых нейтронов для «нужд» СЦР.
Т.е максимальная плотность потока тепловых нейтронов наблюдается
вне топлива.
Для быстрых нейтронов картина иная. Их концетрация максимальна в
топливе (гле они выделяются в результате деления атомов урана) и
минимальна в замедлителе.
Эти эффекты имеют место и в энергетических реакторах, но не так
заметны из-за более равномерного распределения топлива в
по активной зоне.

Вот вам полное описание...)))

А нормально о себе в третьем лице?