41 Источники энерговыделения.

В среднем энерговыделение в активной зоне (в данном случае непосредственно в твэлах) за счет кинетической энергии осколков в расчете на одно деление составляет ~168 МэВ.

В процессе деления образуются так называемые мгновенные нейтроны, энергетический спектр которых также весьма широк. В реакторах на тепловых нейтронах в среднем на одно деление рождается 2,425 нейтрона со средней энергией 2 МэВ.

Вклад в общее энерговыделение за счет рассеяния нейтронов не превышает ~5 МэВ.

Энергия мгновенных у-квантов, образующихся в процессе деления, составляет в среднем на одно деление около 7,8 МэВ

Образующиеся осколки деления обладают избыточным отношением числа нейтронов к числу протонов, характерным для стабильных нуклидов.

Вследствие этого они испытывают ряд последовательных бета-распадов, испуская при этом нейтрино.

При бета-распадах образуются возбужденные ядра, которые переходят в основное состояние путем испускания у-квантов.

В среднем на одно деление при радиоактивном распаде осколков деления освобождается энергия, которая распределя­ется следующим образом:

бета-частицы ~8 МэВ,

у-кванты ~6 МэВ

и нейтрино ~ 10 МэВ.

При радиационном захвате нейтронов возможны и другие ядерные реакции, например с образованием бета-, а- и других заряженных частиц.

Приближенно можно считать, что вклад в общее энерговыделе­ние за счет вторичного у-излучения и других частиц, образу­ющихся в результате радиационного захвата нейтронов, со­ставляет 5—10 МэВ в расчете на одно деление.

Суммирование всех перечисленных выше составляющих энерговыделения в активной зоне реактора в расчете на одно деление дает энергию около 198 +- 2 МэВ.

Следует заметить, что осколочное энерговыделение идет с запаздыванием и определяется постоянной b-распада и временем испускания у-квантов.

Выделение энергии продуктами деления идет и после прекращения цепной реакции деления, она определяется выходом продуктов деления, излучаю­щих b-частицы или у-кванты.

При этом по мере радиоактивного распада продуктов деления после выключения реактора это энерговыделение (остаточное энерговыделение) уменьшается и может быть определено из уравнений: за счет бета-распада за счет излучения у-квантов

42 Энерговыделение в активной зоне и реакторных материалах.

Энерговыделение в активной зоне можно определить из следующих соображений. Произведение Σ_fФ представляет со­бой число актов деления в 1 см3, где Σ_f=Nσ_f —макроскопическое сечение деления, a Ф — плотность потока нейтронов, 1/(см2 с).

Умножив произ­ведение Σ_fФ на энергию, приходящуюся на одно деление, Е_f=200 МэВ, получим энергию, выделяющуюся в 1 см3.

Если теперь умножить эту энергию на объем загруженного делящего­ся нуклида V, то найдем полную энергию, выделяющуюся в активной зоне реактора (МэВ/с) в единицу времени:

с учетом того, что 1 МэВ соответствует 1,6*10^-13 Вт*с,

тепловую мощность реактора запишем в виде

где [Q] = Вт; [M_U ] = г; [Ф] = 1/(см² с), а коэффициент A зависит только от σ_f.

Для реактора на тепловых нейтронах, работающих на урановом топливе, сечение деления при комнатной температуре 582 б и коэффициент А = 4,8*10^-11 , тепловая мощность реактора определяется формулой

Здесь Ми—критическая загрузка топлива в холодном состо­янии реактора, г, а [Q] = Вт.

Тепловая мощность зависит от произ­ведения плотности потока нейтронов и загрузки топлива. Плотность потока нейтронов Ф ограничена радиационной стойкостью материалов и теплосъемом с единицы объема активной зоны и не превышает в тепловых ЯР ~ 10¹⁴ 1/(см² с).

Единственный путь для увеличения единич­ной мощности реактора—повышение загрузки топлива Ми с одновременным увеличением поверхности нагрева ак­тивной зоны.

Более 90-94 % энерговыделения приходится на твэлы, а остальные 6-7 % рассеиваются в других компонентах активной зоны (замедлителе, теплоносителе,…).

При этом около 93 % всей энергии выделяется практически мгновенно, а около 7%—с запаздыванием, определяемым временем ра­диоактивного распада продуктов деления.

Источники энерговыделения

В среднем энерговыделение в активной зоне (в данном случае непосредственно в твэлах) за счет кинетической энергии осколков в расчете на одно деление составляет ~168 МэВ.

В процессе деления образуются так называемые мгновенные нейтроны, энергетический спектр которых также весьма широк. В реакторах на тепловых нейтронах в среднем на одно деление рождается 2,425 нейтрона со средней энергией 2 МэВ.

Вклад в общее энерговыделение за счет рассеяния нейтронов не превышает ~5 МэВ.

Энергия мгновенных у-квантов, образующихся в процессе деления, составляет в среднем на одно деление около 7,8 МэВ

Образующиеся осколки деления обладают избыточным отношением числа нейтронов к числу протонов, характерным для стабильных нуклидов.

Вследствие этого они испытывают ряд последовательных бета-распадов, испуская при этом нейтрино.

При бета-распадах образуются возбужденные ядра, которые переходят в основное состояние путем испускания у-квантов.

В среднем на одно деление при радиоактивном распаде осколков деления освобождается энергия, которая распределя­ется следующим образом:

бета-частицы ~8 МэВ,

у-кванты ~6 МэВ

и нейтрино ~ 10 МэВ.

При радиационном захвате нейтронов возможны и другие ядерные реакции, например с образованием бета-, а- и других заряженных частиц.

Приближенно можно считать, что вклад в общее энерговыделе­ние за счет вторичного у-излучения и других частиц, образу­ющихся в результате радиационного захвата нейтронов, со­ставляет 5—10 МэВ в расчете на одно деление.

Суммирование всех перечисленных выше составляющих энерговыделения в активной зоне реактора в расчете на одно деление дает энергию около 198 +- 2 МэВ.

Энерговыделение в реакторных материалах обусловлено следующими процессами:

замедлением быстрых нейтронов при их упругом соударе­нии с ядрами материалов;

поглощением первичного у-излучения (мгновенного и осколочного);

поглощением вторичного захватного у-излучения, воз­никающего в результате реакции (n, у) в окружающих матери­алах по отношению к рассматриваемому узлу;

самопоглощением заряженных частиц, возникающих в ре­зультате ядерных реакций в рассматриваемом узле.

Детальные расчетные оценки, а также экспериментальные данные показы­вают, что энерговыделение в замедлителе составляет около 5 % общей тепловой мощности реактора.

Энерговыделение в органах регули­рования. Поскольку они сильно поглощают нейтроны, основной вклад в энерговыделение определяется четвертой составляющей.

В широко используемых борсодержащих поглотителях идет реакция (n,а) и вся энергия а-частиц (около 2,3МэВ) рассеивается в поглотителе.

Для других материалов (на основе гадолиния, гафния, европия, самария и т. п.), используемых в поглощающих стержнях, характерна реакция (п,у) с образованием у-квантов, как правило, высоких энергий.

Детальные расчетные оценки, а также экспериментальные данные показы­вают, что энерговыделение в замедлителе составляет около 5 % общей тепловой мощности реактора.

Энерговыделение в органах регули­рования. Поскольку они сильно поглощают нейтроны, основной вклад в энерговыделение определяется четвертой составляющей.

В широко используемых борсодержащих поглотителях идет реакция (n,а) и вся энергия а-частиц (около 2,3МэВ) рассеивается в поглотителе.

Для других материалов (на основе гадолиния, гафния, европия, самария и т. п.), используемых в поглощающих стержнях, характерна реакция (п,у) с образованием у-квантов, как правило, высоких энергий.

Энерговыделение в отражателе обусловлено взаимодейст­вием с нейтронами утечки и первичным и вторичным у-излучением из активной зоны.

Распределение его по толщине отражателя носит резко выраженный ниспадающий характер от границы с активной зоной к периферии.

Энерговыделение в отражателе фактически определяется теми же процессами, что и в замедлителе.

Одна из основных задач при конструировании ядерных реакторов—обеспечить надежный съем тепла, выделяющегося в твэлах. Это обусловлено не только тем, что в них генерируется до 95 % тепловой энергии, но и тем, что под оболочкой твэлов накапливаются радиоактивные продукты деления.

Ухудшение теплоотвода может привести к разгерметизации твэлов и выходу продуктов деления в контур теплоносителя.

Надежное охлажде­ние твэлов должно быть обеспечено не только при нормальных условиях эксплуатации, но и при аварийных ситуациях.

В связи с этим, как правило, за некоторым исключением, предусматривается восходящее движение теплоноси­теля в активной зоне, что обеспечивает нормальный переход от принудительной циркуляции теплоносителя к естественной в случае выхода из строя циркуляционных насосов.