замедлитель нейтронов

Вещество, замедляющее частицы без электрического заряда.

В ядерной технике замедлитель нейтронов — это среда, которая уменьшает скорость быстрых нейтронов , в идеале не захватывая их, оставляя их в виде тепловых нейтронов с минимальной (тепловой) кинетической энергией . Эти тепловые нейтроны гораздо более восприимчивы, чем быстрые нейтроны, к распространению ядерной цепной реакции урана -235 или другого делящегося изотопа путем столкновения с их атомным ядром .

Вода (иногда называемая «легкой водой» в этом контексте) является наиболее часто используемым замедлителем (примерно 75% реакторов мира). Твердый графит (20% реакторов) и тяжелая вода (5% реакторов) являются основными альтернативами. ^[1] Бериллий также использовался в некоторых экспериментальных типах, а углеводороды были предложены в качестве другой возможности.

Модерация

Нейтроны обычно связаны в атомном ядре и не существуют свободно долго в природе. Несвязанный нейтрон имеет период полураспада 10 минут и 11 секунд . Для освобождения нейтронов из ядра требуется превышение энергии связи нейтрона, которая обычно составляет 7-9 МэВ для большинства изотопов . Источники нейтронов генерируют свободные нейтроны посредством различных ядерных реакций, включая ядерное деление и ядерный синтез . Каким бы ни был источник нейтронов, они высвобождаются с энергией в несколько МэВ.

Согласно теореме о равнораспределении , средняя кинетическая энергия , , может быть связана с температурой , , через: ${\displaystyle {\bar {E}}}$ ${\displaystyle T}$

${\displaystyle {\bar {E}}={\frac {1}{2}}m_{n}\langle v^{2}\rangle ={\frac {3}{2}}k_{B}T}$,

где — масса нейтрона, — средний квадрат скорости нейтрона, — постоянная Больцмана . ^{[2] [3]} Характерная температура нейтронов с энергией в несколько МэВ составляет несколько десятков миллиардов кельвинов . ${\displaystyle m_{n}}$ ${\displaystyle \langle v^{2}\rangle }$ ${\displaystyle k_{B}}$

Замедление — это процесс снижения начальной высокой скорости (высокой кинетической энергии) свободного нейтрона. Поскольку энергия сохраняется, это снижение скорости нейтрона происходит путем передачи энергии материалу, называемому замедлителем .

Вероятность рассеяния нейтрона на ядре определяется сечением рассеяния . Первые несколько столкновений с замедлителем могут иметь достаточно высокую энергию, чтобы возбудить ядро ​​замедлителя. Такое столкновение является неупругим , поскольку часть кинетической энергии преобразуется в потенциальную энергию путем возбуждения некоторых внутренних степеней свободы ядра с образованием возбужденного состояния . По мере понижения энергии нейтрона столкновения становятся преимущественно упругими , т. е. полная кинетическая энергия и импульс системы (нейтрона и ядра) сохраняются.

Учитывая математику упругих столкновений , поскольку нейтроны очень легкие по сравнению с большинством ядер, наиболее эффективным способом удаления кинетической энергии из нейтрона является выбор замедляющего ядра, имеющего почти такую ​​же массу.

Упругий удар равных масс

Столкновение нейтрона, имеющего массу 1, с ядром ¹ H ( протоном ) может привести к потере нейтроном практически всей своей энергии в одном лобовом столкновении. В более общем случае необходимо учитывать как скользящие, так и лобовые столкновения. Среднее логарифмическое уменьшение энергии нейтрона за столкновение , , зависит только от атомной массы, , ядра и определяется по формуле: ${\displaystyle \xi }$ ${\displaystyle A}$

${\displaystyle \xi =\ln {\frac {E_{0}}{E}}=1-{\frac {(A-1)^{2}}{2A}}\ln \left({\frac {A+1}{A-1}}\right)}$. ^[4]

Это можно разумно аппроксимировать к очень простой форме . ^[5] Из этого можно вывести ожидаемое число столкновений нейтрона с ядрами данного типа, которое требуется для уменьшения кинетической энергии нейтрона с до ${\displaystyle \xi \simeq {\frac {2}{A+2/3}}}$ ${\displaystyle n}$ ${\displaystyle E_{0}}$ ${\displaystyle E_{1}}$

${\displaystyle n={\frac {1}{\xi }}(\ln E_{0}-\ln E_{1})}$. ^[5]

В системе, находящейся в тепловом равновесии, нейтроны (красные) упруго рассеиваются гипотетическим замедлителем свободных ядер водорода (синие), совершая термически активированное движение. Кинетическая энергия передается между частицами. Поскольку нейтроны имеют по существу ту же массу, что и протоны , и поглощения нет, распределения скоростей обоих типов частиц будут хорошо описываться одним распределением Максвелла–Больцмана .

Материалы

Некоторые ядра имеют большее поперечное сечение поглощения , чем другие, что удаляет свободные нейтроны из потока . Поэтому еще одним критерием эффективного замедлителя является тот, для которого этот параметр мал. Эффективность замедления дает отношение макроскопических поперечных сечений рассеяния, , взвешенных по деленное на поглощение, : т. е . . ^[4] Для составного замедлителя, состоящего из более чем одного элемента, такого как легкая или тяжелая вода, необходимо учитывать замедляющее и поглощающее действие как изотопа водорода, так и атома кислорода, чтобы вычислить . Чтобы перевести нейтрон с энергии деления 2 МэВ до 1 эВ, требуется ожидаемое количество столкновений 16 и 29 для H ₂ O и D ₂ O соответственно. Поэтому нейтроны быстрее замедляются легкой водой, так как H имеет гораздо большее . Однако он также имеет гораздо большее , так что эффективность замедления почти в 80 раз выше для тяжелой воды, чем для легкой. ^[4] ${\displaystyle \Sigma _{s}}$ ${\displaystyle \xi }$ ${\displaystyle \Sigma _{a}}$ ${\displaystyle {\frac {\xi \Sigma _{s}}{\Sigma _{a}}}}$ ${\displaystyle \xi }$ ${\displaystyle E_{0}}$ ${\displaystyle E}$ ${\displaystyle n}$ ${\displaystyle \Sigma _{s}}$ ${\displaystyle \Sigma _{a}}$

Идеальный замедлитель имеет малую массу, большое сечение рассеяния и малое сечение поглощения .

Распределение скоростей нейтронов

После достаточного количества ударов скорость нейтрона будет сравнима со скоростью ядер, заданной тепловым движением; этот нейтрон тогда называется тепловым нейтроном , а процесс может также называться термализацией . После достижения равновесия при заданной температуре распределение скоростей (энергий), ожидаемых от упруго рассеивающихся жестких сфер, задается распределением Максвелла-Больцмана . Это лишь немного изменяется в реальном замедлителе из-за зависимости сечения поглощения большинства материалов от скорости (энергии), так что нейтроны с низкой скоростью преимущественно поглощаются, ^{[5] [6],} так что истинное распределение скоростей нейтронов в ядре будет немного горячее, чем прогнозировалось.

Замедлители реактора

В реакторе на тепловых нейтронах ядро ​​тяжелого топливного элемента, такого как уран, поглощает медленно движущийся свободный нейтрон, становится нестабильным, а затем расщепляется на два меньших атома ( продукты деления ). Процесс деления ядер ²³⁵ U дает два продукта деления, два-три быстро движущихся свободных нейтрона, плюс некоторое количество энергии, в первую очередь проявляющееся в кинетической энергии отскакивающих продуктов деления. Свободные нейтроны испускаются с кинетической энергией ~2 МэВ каждый. Поскольку в результате деления урана высвобождается больше свободных нейтронов, чем требуется тепловых нейтронов для инициирования события, реакция может стать самоподдерживающейся ядерной цепной реакцией в контролируемых условиях, тем самым высвобождая огромное количество энергии.

Сечение деления , измеряемое в барнах (единица, равная 10−28 ^м2  ) ^, является функцией энергии (так называемой функции возбуждения ) нейтрона, сталкивающегося с ядром ^235U . Вероятность деления уменьшается с увеличением энергии (и скорости) нейтрона. Это объясняет, почему большинству реакторов, работающих на ^235U , необходим замедлитель для поддержания цепной реакции и почему удаление замедлителя может остановить реактор.

Вероятность дальнейших событий деления определяется сечением деления, которое зависит от скорости (энергии) падающих нейтронов. Для тепловых реакторов высокоэнергетические нейтроны в диапазоне МэВ с гораздо меньшей вероятностью (хотя и не неспособны) вызвать дальнейшее деление. Недавно выпущенные быстрые нейтроны, движущиеся примерно со скоростью 10% от скорости света , должны быть замедлены или «умерены», как правило, до скоростей в несколько километров в секунду, если они должны с большой вероятностью вызвать дальнейшее деление в соседних ядрах ²³⁵ U и, следовательно, продолжить цепную реакцию. Эта скорость возникает при температурах в диапазоне нескольких сотен градусов Цельсия.

Во всех реакторах с замедлителем некоторые нейтроны всех энергетических уровней будут производить деление, включая быстрые нейтроны. Некоторые реакторы более полно термализованы , чем другие; например, в реакторе CANDU почти все реакции деления производятся тепловыми нейтронами, в то время как в реакторе с водой под давлением (PWR) значительная часть делений производится нейтронами более высокой энергии. В предлагаемом водоохлаждаемом сверхкритическом водяном реакторе доля быстрых делений может превышать 50%, что технически делает его реактором на быстрых нейтронах .

Быстрый реактор не использует замедлитель, а полагается на деление, производимое незамедлительными быстрыми нейтронами, для поддержания цепной реакции. В некоторых конструкциях быстрых реакторов до 20% делений может происходить от прямого деления быстрыми нейтронами урана-238 , изотопа, который вообще не делится тепловыми нейтронами.

Замедлители также используются в нереакторных источниках нейтронов , таких как плутоний - бериллиевые (с использованием⁹
Быть ( α ,n)¹²
C реакция) и источники расщепления (использующие реакции ( p ,xn) с тяжелыми элементами, богатыми нейтронами, в качестве мишеней).

Форма и местонахождение

Форма и расположение замедлителя могут значительно влиять на стоимость и безопасность реактора. Классически замедлители представляли собой прецизионные блоки из высокочистого графита ^{[7] [8]} со встроенными воздуховодами для отвода тепла. Они находились в самой горячей части реактора и, следовательно, подвергались коррозии и абляции . В некоторых материалах, включая графит, воздействие нейтронов на замедлитель может привести к тому, что замедлитель накопит опасное количество энергии Вигнера . Эта проблема привела к печально известному пожару в Уиндскейле на Уиндскейл-Пайлз, ядерном реакторном комплексе в Соединенном Королевстве, в 1957 году. В реакторе с графитовым замедлителем, охлаждаемым диоксидом углерода, где теплоноситель и замедлитель контактируют друг с другом, необходимо учитывать реакцию Будуара . Это также имеет место, если топливные элементы имеют внешний слой углерода — как в некоторых видах топлива TRISO — или если внутренний слой углерода становится открытым из-за отказа одного или нескольких внешних слоев.

В реакторах с шаровыми засыпками ядерное топливо заключено в сферы реакторного пиролитического углерода , размером примерно с гальку . Пространства между сферами служат в качестве воздуховодов. Реактор работает при температуре выше температуры отжига Вигнера, чтобы графит не накапливал опасное количество энергии Вигнера.

В реакторах CANDU и PWR замедлителем является жидкая вода (тяжелая вода для CANDU, легкая вода для PWR). В случае аварии с потерей теплоносителя в PWR замедлитель также теряется, и реакция останавливается. Этот отрицательный коэффициент пустотности является важной характеристикой безопасности этих реакторов. В CANDU замедлитель находится в отдельном тяжеловодном контуре, окружающем каналы тяжеловодного теплоносителя под давлением. Тяжелая вода замедлит значительную часть нейтронов до резонансного интеграла²³⁸
U увеличивает захват нейтронов в этом изотопе, который составляет более 99% урана в топливе CANDU, тем самым уменьшая количество нейтронов, доступных для деления. Как следствие, удаление части тяжелой воды увеличит реактивность до тех пор, пока не будет удалено так много, что замедлителя будет слишком мало для поддержания реакции. Такая конструкция дает реакторам CANDU положительный коэффициент пустотности, хотя более медленная кинетика нейтронов в системах с замедлением на тяжелой воде компенсирует это, что приводит к сопоставимой безопасности с PWR. ^[9]

В легководном реакторе РБМК с графитовым замедлителем , изначально задуманном для производства как оружейного плутония , так и большого количества полезного тепла при использовании природного урана и отказе от использования тяжелой воды, легководный охладитель действует в первую очередь как поглотитель нейтронов, и, таким образом, его удаление в случае аварии с потерей охладителя или путем превращения воды в пар увеличит количество тепловых нейтронов, доступных для деления. После аварии на Чернобыльской АЭС проблема была устранена, так что все все еще работающие реакторы типа РБМК имеют слегка отрицательный коэффициент пустотности, но им требуется более высокая степень обогащения урана в топливе.

Примеси

Хорошие замедлители не содержат примесей, поглощающих нейтроны, таких как бор . На коммерческих атомных электростанциях замедлитель обычно содержит растворенный бор. Концентрация бора в теплоносителе реактора может быть изменена операторами путем добавления борной кислоты или путем разбавления водой для управления мощностью реактора. Нацистская ядерная программа потерпела существенную неудачу, когда ее недорогие графитовые замедлители вышли из строя. В то время большинство графитов осаждалось на борных электродах, а немецкий коммерческий графит содержал слишком много бора. Поскольку немецкая программа военного времени так и не обнаружила эту проблему, они были вынуждены использовать гораздо более дорогие тяжеловодные замедлители. Эту проблему обнаружил физик Лео Силард . ^[10]

Неграфитовые замедлители

Некоторые замедлители довольно дороги, например, бериллий и реакторная тяжелая вода. Реакторная тяжелая вода должна быть 99,75% чистой, чтобы обеспечить реакцию с необогащенным ураном. Это трудно приготовить, потому что тяжелая вода и обычная вода образуют одни и те же химические связи почти одинаковым образом, только с немного отличающейся скоростью .

Гораздо более дешевый замедлитель на основе легкой воды (по сути, очень чистая обычная вода) поглощает слишком много нейтронов для использования с необогащенным природным ураном, и поэтому для работы таких реакторов становится необходимым обогащение урана или ядерная переработка , что увеличивает общие затраты. Как обогащение, так и переработка являются дорогостоящими и технологически сложными процессами, и, кроме того, как обогащение, так и несколько типов переработки могут использоваться для создания оружейного материала, что вызывает проблемы с распространением .

Замедлитель реактора CANDU также выполняет функцию безопасности. Большой бак с тяжелой водой низкой температуры и низкого давления замедляет нейтроны, а также действует как теплоотвод в условиях экстремальной потери теплоносителя. Он отделен от топливных стержней, которые фактически генерируют тепло. Тяжелая вода очень эффективна для замедления (замедления) нейтронов, что дает реакторам CANDU их важную и определяющую характеристику высокой « нейтронной экономичности ». В отличие от реактора с легкой водой, где добавление воды в активную зону при аварии может обеспечить достаточное замедление, чтобы подкритическая сборка снова стала критической , реакторы с тяжелой водой снизят свою реактивность, если в активную зону будет добавлена ​​легкая вода, что обеспечивает еще одну важную функцию безопасности в случае определенных сценариев аварий. Однако любая тяжелая вода, которая смешивается с аварийным теплоносителем легкой водой, станет слишком разбавленной, чтобы быть полезной без разделения изотопов.

Проектирование ядерного оружия

Ранние предположения о ядерном оружии предполагали, что «атомная бомба» будет представлять собой большое количество делящегося материала, замедленного замедлителем нейтронов, по структуре похожее на ядерный реактор или «котел». ^[11] Только Манхэттенский проект принял идею цепной реакции быстрых нейтронов в чистом металлическом уране или плутонии. Другие замедлительные конструкции также рассматривались американцами; предложения включали использование дейтерида урана в качестве делящегося материала. ^{[12] [13]}

В 1943 году Роберт Оппенгеймер и Нильс Бор рассматривали возможность использования «котла» в качестве оружия. ^[14] Мотивацией было то, что с графитовым замедлителем можно было бы достичь цепной реакции без использования какого-либо разделения изотопов. Однако плутоний может быть произведен (« выращен ») достаточно изотопно чистым, чтобы его можно было использовать в бомбе, а затем его нужно было бы «только» разделить химическим путем, что было гораздо более простым процессом, чем разделение изотопов, хотя и все еще сложным. В августе 1945 года, когда информация об атомной бомбардировке Хиросимы была передана ученым немецкой ядерной программы, которые были похоронены в Фарм-Холле в Англии, главный научный сотрудник Вернер Гейзенберг выдвинул гипотезу, что устройство должно было быть «чем-то вроде ядерного реактора, в котором нейтроны замедлялись многочисленными столкновениями с замедлителем». ^[15] Немецкая программа, которая была гораздо менее продвинутой, никогда даже не рассматривала вариант с плутонием и не открыла осуществимый метод крупномасштабного разделения изотопов в уране.

После успеха Манхэттенского проекта все основные программы по созданию ядерного оружия полагались на быстрые нейтроны в своих конструкциях оружия. Заметным исключением являются испытательные взрывы Рут и Рэя в ходе операции Upshot–Knothole . Целью разработок Калифорнийской радиационной лаборатории (UCRL) было исследование дейтерированного полиэтиленового заряда, содержащего уран ^{[16] : глава 15,} в качестве потенциального термоядерного топлива, ^{[17] : 203} надеясь, что дейтерий будет плавиться (становясь активной средой) при соответствующем сжатии. В случае успеха устройства могли бы также привести к компактной первичной обмотке, содержащей минимальное количество делящегося материала и достаточно мощной, чтобы поджечь RAMROD ^{[17] : 149} термоядерное оружие, разработанное UCRL в то время. Для «гидридной» первичной обмотки степень сжатия не заставит дейтерий плавиться, но конструкция может быть подвергнута форсированию, что значительно увеличит выход. ^{[18] : 258} Ядра состояли из смеси дейтерида урана (UD ₃ ), ^{[17] : 202} и дейтерированного полиэтилена. Ядро, испытанное в Ray , использовало уран с низким обогащением по U ²³⁵ , и в обоих случаях дейтерий выступал в качестве замедлителя нейтронов. ^{[18] : 260} Прогнозируемый выход составлял от 1,5 до 3 кт для Ruth (с максимальным потенциальным выходом 20 кт ^{[19] : 96} ) и от 0,5 до 1 кт для Ray . Тесты дали выходы по 200 тонн тротила каждый; оба теста считались провалившимися . [ ^{12] [13]}

Побочным эффектом использования замедлителя в ядерном взрывчатом веществе является то, что по мере развития цепной реакции замедлитель будет нагреваться, тем самым теряя свою способность охлаждать нейтроны. Другим эффектом замедления является то, что время между последующими поколениями нейтронов увеличивается, замедляя реакцию. Это делает сдерживание взрыва проблемой; инерция , которая используется для сдерживания бомб имплозивного типа, не сможет сдержать реакцию. Результатом может быть шипение. Таким образом, взрывная сила полностью замедленного взрыва ограничена; в худшем случае она может быть равна химической взрывчатке аналогичной массы. По словам Гейзенберга: «Никогда нельзя сделать взрывчатку с медленными нейтронами, даже с помощью машины на тяжелой воде, поскольку тогда нейтроны движутся только с тепловой скоростью, в результате чего реакция настолько медленная, что вещь взрывается раньше, до того, как реакция завершится». ^[20] Хотя ядерная бомба, работающая на тепловых нейтронах, может быть непрактичной, современные конструкции оружия все еще могут выиграть от некоторого уровня замедления. Бериллиевый тампер, используемый в качестве отражателя нейтронов, будет действовать как замедлитель. ^{[21] [22]}

Использованные материалы

• Водород, как в обычной "легкой воде". Поскольку протий также имеет значительное поперечное сечение для захвата нейтронов, возможно только ограниченное замедление без потери слишком большого количества нейтронов. Менее замедленные нейтроны относительно более вероятно будут захвачены ураном-238 и менее вероятно расщепят уран-235, поэтому для работы легководных реакторов требуется обогащенный уран.
  • Существуют также предложения использовать соединение, образующееся в результате химической реакции металлического урана и водорода ( гидрид урана — _UH3 ), в качестве комбинированного топлива и замедлителя в реакторе нового типа .
  • Водород также используется в форме криогенного жидкого метана , а иногда и жидкого водорода в качестве источника холодных нейтронов в некоторых исследовательских реакторах : давая распределение Максвелла-Больцмана для нейтронов, максимум которого смещен в область гораздо более низких энергий.
  • В некоторых ранних немецких экспериментах использовался водород в сочетании с углеродом, как в парафине .
• Дейтерий, в виде тяжелой воды , в реакторах с тяжелой водой, например CANDU. Реакторы с замедлителем на тяжелой воде могут использовать необогащенный природный уран .
• Углерод в форме реакторного графита ^[7] или пиролитического углерода, используемого, например, в реакторах РБМК и реакторах с шаровыми засыпками, или в соединениях, например, углекислом газе . Поскольку углекислый газ содержит в два раза больше атомов кислорода, чем атомов углерода, и оба обладают замедляющим и поглощающим нейтроны эффектами в аналогичном диапазоне (см. выше), значительная доля замедления в (еще не построенном) реакторе с замедлителем на углекислом газе фактически будет исходить от кислорода. Реакторы с более низкой температурой подвержены накоплению энергии Вигнера в материале. Подобно реакторам с замедлителем на дейтерии, некоторые из этих реакторов могут использовать необогащенный природный уран.
  • Графит также намеренно нагревают до температуры около 2000 К или выше в некоторых исследовательских реакторах для получения источника горячих нейтронов: получая распределение Максвелла-Больцмана, максимум которого расширяется для генерации нейтронов с более высокой энергией.
• Бериллий, в виде металла. Бериллий дорогой и токсичный, поэтому его использование ограничено. Бериллий использовался в реакторе S2G . ^{[23] [24]}
• Литий -7, в форме соли фторида лития , обычно в сочетании с солью фторида бериллия ( FLiBe ). Это наиболее распространенный тип замедлителя в реакторе на расплавленной соли .

Другие материалы с легкими ядрами не подходят по разным причинам. Гелий — это газ, и для достижения достаточной плотности требуется специальная конструкция; литий -6 и бор -10 поглощают нейтроны.

• Портал ядерных технологий

Примечания

1. Миллер-младший, Джордж Тайлер (2002). Жизнь в окружающей среде: принципы, связи и решения (12-е изд.). Belmont: The Thomson Corporation . стр. 345. ISBN 0-534-37697-5.
2. Крац, Йенс-Фолкер; Лизер, Карл Генрих (2013). Ядерная и радиохимия: основы и приложения (3-е изд.). Джон Уайли и сыновья. ISBN 9783527653355. Получено 27 апреля 2018 г.
3. Де Грэф, Марк; МакГенри, Майкл Э. (2012). Структура материалов: Введение в кристаллографию, дифракцию и симметрию. Cambridge University Press. стр. 324. ISBN 9781139560474. Получено 27 апреля 2018 г.
4. Stacey., Weston M (2007). Физика ядерных реакторов. Wiley-VCH . С. 29–31. ISBN 978-3-527-40679-1.
5. Dobrzynski, L.; K. Blinowski (1994). Нейтроны и физика твердого тела . Ellis Horwood Limited. ISBN 0-13-617192-3.
6. Длины и сечения рассеяния нейтронов В.Ф. Сирс, Neutron News 3, № 3, 26-37 (1992)
7. Arregui Mena, JD; et al. (2016). «Пространственная изменчивость механических свойств Gilsocarbon». Carbon . 110 : 497–517. Bibcode :2016Carbo.110..497A. doi :10.1016/j.carbon.2016.09.051. S2CID  137890948.
8. Arregui Mena, JD; et al. (2018). «Характеристика пространственной изменчивости свойств материалов Gilsocarbon и NBG-18 с использованием случайных полей». Journal of Nuclear Materials . 511 : 91–108. Bibcode :2018JNuM..511...91A. doi : 10.1016/j.jnucmat.2018.09.008 . S2CID  105291655.
9. DA Meneley и AP Muzumdar, «Сравнение безопасности энергетических реакторов — ограниченный обзор», Труды ежегодной конференции CNS, июнь 2009 г.
10. Вайнберг, Элвин (1994b), «Герберт Г. Макферсон», Memorial Tributes , т. 7, National Academy of Engineering Press, стр. 143–147, doi :10.17226/4779, ISBN 978-0-309-05146-0
11. Часто задаваемые вопросы о ядерном оружии - 8.2.1 Ранние исследования термоядерного оружия
12. Операция Upshot–Knothole
13. W48 - globalsecurity.org
14. "Хронология атомной бомбы: 1942-1944". Архивировано из оригинала 2008-05-28 . Получено 2008-12-16 .
15. Ганс Бете в Physics Today Vol 53 (2001) [1]
16. Херкен, Грегг (2003). Братство бомбы .
17. Хансен, Чак (1995). Мечи Армагеддона. Том III . Получено 28.12.2016 .
18. Hansen, Chuck (1995). Мечи Армагеддона. Том I. Получено 28.12.2016 .
19. Хансен, Чак (1995). Мечи Армагеддона. Том VII . Получено 28.12.2016 .
20. Пол Лоуренс Роуз (1998). Гейзенберг и проект нацистской атомной бомбы: исследование немецкой культуры . Издательство Калифорнийского университета . стр. 211. ISBN 978-0-520-21077-6. Получено 6 мая 2017 г.
21. Часто задаваемые вопросы о ядерном оружии - 4.1.7.3.2 Отражатели
22. N Модерация
23. Лобнер, Питер (июль 2018 г.). «Морская ядерная энергетика: 1939–2018 гг., часть 2A: Соединенные Штаты — подводные лодки» (PDF) . lynceans.org . Получено 11 сентября 2024 г. .
24. «Справочник по физике морских реакторов: Физика реакторов промежуточного спектра, под редакцией Дж. Р. Стайна». 1964.

Ссылки

• DOE Fundamentals Handbook: Nuclear Physics and Reactor Theory. Vol. 2 (DOE-HDBK-1019/2-93) (PDF) . Министерство энергетики США . Январь 1993 г. Архивировано из оригинала (PDF) 3 декабря 2013 г. . Получено 29 ноября 2013 г. .