Банк работ

Этот эпизод подробно описан в мемуарах полковника Эрхарда Рауса, чья группа пыталась уничтожить советский танк. Пятидесятитонный КВ-1 расстрелял и раздавил своими гусеницами колонну из 12 грузовиков со снабжением, которая шла к немцам из захваченного города Райсеняй. Потом прицельными выстрелами уничтожил артиллерийскую батарею. Немцы, разумеется, вели ответный огонь, но безрезультатно. Снаряды противотанковых пушек не оставляли на его броне даже вмятин – пораженные этим немцы позже дали танкам КВ-1 прозвище «Призрак». Да что пушки – броню КВ-1 не могли пробить даже 150-миллиметровые гаубицы. Правда, солдатам Рауса удалось обездвижить танк, взорвав снаряд у него под гусеницей.

Память человека, фактор который делает возможным наше общение с течением времени без потери полученной информации. Многие больше всего боятся потерять тот багаж знаний которым располагают, потому что именно знания делают нас теми кем мы есть. Так что давайте разберемся какие интересные факты о памяти человека известны науке

Реактор со смешанным спектром — реактор, в котором спектр нейтронов сильно различается в разных частях реактора. В этом случае однозначная классификация реактора затруднительна. Наиболее перспективный вариант реактора со смешанным спектром — это реактор на тепловых нейтронах с ТВЭЛами достаточно большого диаметра. В реакторе с такой геометрией внутри ТВЭЛов спектр нейтронов соответствует реактору на быстрых нейтронах, а нейтронное поле в целом — реактору на тепловых нейтронах. В реакторе с такой геометрией регенерация топлива происходит на быстрых нейтронах, что позволяет увеличить коэффициент регенерации ядерного топлива. Вместе с тем система управления у такого реактора не отличается от системы управления обычного реактора на тепловых нейтронах.

Реактор на промежуточных нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией 0,025 – 1000 эВ.

Концентрация делящихся веществ в активной зоне реактора на промежуточных нейтронах такова, что быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1—1000 эВ. Например, отношение ядер бериллия и ²³⁵U в таких реакторах лежит в пределах от 150 до 250.

В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах как правило используется жидкометаллический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались расплавы солей (фториды урана), однако их применение было признано бесперспективным.

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960—80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, СССР и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра» . Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа ²³⁵U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).