>Shurik
>Не, погодите. Вроде общеизвестно уже 10г для Калифорния 251
>Только экспериментально не проверялось.
Первый раз слышу!
Вообще если извесны некоторые характеристики ядерного материала, то критическую массу можно и по формуле посчитать, а не верить на слово.
Опять же -
http://nuketesting.enviroweb.org/hew/Nwfaq/Nfaq4-1.html
Вводятся такие понятия как число вторичных нейтронов (also called the number of secondaries) и среднее число нейтронов выделяющееся в одном акте деления (average number of neutrons produced per fission is emitted, this number is often designated by nu) обычно обозначается буквой "ню".
Поскольку не каждый нейтрон приводит к спонтанному делению, число вторичных нейтронов меньше чем "ню". Число вторичных нейтронов (= с) можно выразить через сечения ядерных реакций:
C = (сечение_ рассеяния + сечение_деления*"ню")/полное_сечение
полное_сечение = сечение_поглощения + сечение_ рассеяния + сечение_деления
Далее единственным парамером имеющим размерность длины является средняя длина свободного пробега нейтрона в делящемся материале (mean free path - MFP), поэтому удобнее вычислять не критическую массу, а критический радиус в единцах MPF.
MFP = 1/(полное_сечение * N)
где N - число атомов в единице объема.
Далее приводится табличка зависимости критического радиуса от числа вторичных нейтронов, формулка по которой эта табличка вычислялась к сожалению не приведена.
Table 4.1.1-1. Critical Radius (r_c) vs Number of Secondaries (c )
<h5>
c value r_c
(crit. radius in MFP)
1.0 infinite
1.02 12.027
1.05 7.277
1.10 4.873
1.20 3.172
1.40 1.985
1.60 1.476
2.00 ???
3.82 ???
</h5>
Для Cf-251 в литературе приведено значение "ню" = 3,82 нейтрона, однако нужно знать число вторичных нейтронов, которое меньше и видимо лежит в районе 2-3.
Интересным параметром так же является скорость развития цепной реакции alpha входящая в формулу
N(t) = N(0)*exp(alpha*t)
где N(t) - число нейтронов в момент времени t.
Alpha is determined by the reactivity (c and the probability of escape), and the length of time it takes an average neutron (for a suitably defined average) to traverse an MFP. If we assume no losses from the system then alpha can be calculated by:
alpha = (1/tau)*(c - 1) = (v_n/total_MFP)*(c - 1)
where tau is the average neutron lifetime between collisions; and v_n is the average neutron velocity (which is 2.0x10
9 cm/sec for a 2 MeV neutron, the average fission spectrum energy). The "no losses" assumption is an idealization. It provides an upper bound for reaction rates, and provides a good indication of the relative reaction rates in different materials. For very large assemblies, consisting of many critical masses, neutron losses may actually become negligible and approach the alphas given below.
Типичные св-ва материалов
<h5>
Isotope c cross_total total_MFP density alpha
(barns) (cm) (1/microsec)
U-233 1.43 6.5 3.15 18.9 273
U-235 1.27 6.8 3.04 18.9 178
Pu-239 1.40 7.9 2.54 19.8 315
cf-251 ??? ??? ??? ??? ???
</h5>
Если у калифорния большое с, а MFP такое же как у Pu-239, то 10г - это вранье.
[ 19-04-2003: Message edited by: muxel ]