Основы теории ядерных реакторов (стр. 9 )

n8(E) = 2.409 + 0.1389E. (2.2.4)

2.2.3. Радиоактивность осколков деления. Уже говорилось, что ус­тановлено свыше 600 типов осколков деления, отличающихся по массе и протонному заряду, и о том, что практически все они рождаются сильно возбуждёнными.

Дело усложняется ещё и тем, что они несут в себе значительное возбуждение и после испускания нейтронов деления. Поэтому в естествен­ном стремлении к устойчивости они и в дальнейшем продолжают "сбрасы­вать" избыточную сверх уровня основного состояния энергию до тех пор, пока не будет достигнут этот уровень.

Этот сброс осуществляется путём последовательного испускания ос­колками всех видов радиоактивного излучения (альфа-, бета - и гамма-из­лучений), причём у разных осколков различные виды радиоактивного рас­пада протекают в различной последовательности и (в силу различия в ве­личинах постоянных радиоактивного распада l) в различной степени растянуты во времени.

Таким образом, в работающем ядерном реакторе идёт не только про­цесс накопления радиоактивных осколков, но и процесс непрерывной их трансформации: известно довольно большое число цепочек следующих друг за другом превращений, приводящих в конечном счёте к образованию стабильных ядер, но все эти процессы требуют различного времени, для одних цепочек - весьма небольшого, а для других - достаточно продолжительного.

Поэтому радиоактивные излучения не только сопровождают реакцию деления в работающем реакторе, но и долгое время испускаются топливом после его останова.

Этот фактор, во-первых, порождает особый вид физической опасности - опасности облучения персонала, обслуживающего реакторную установку, кратко именуемой радиационной опасностью. Это вынуждает конструкто­ров реакторной установки предусматривать окружение её биологической защитой, размещать её в изолированных от окружающей среды помещениях и принимать ряд других мер по исключению возможности опасного облучения людей и радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Во-вторых, после останова реактора все виды радиоактивного излу­чения, хотя и уменьшаются по интенсивности, но продолжают взаимодейс­твие с материалами активной зоны и, подобно самим осколкам деления в начальный период их свободного существования, передают свою кинетичес­кую энергию атомам среды активной зоны, повышая их среднюю кинетичес­кую энергию. То есть в реакторе после его остановки имеет место оста­точное тепловыделение.

Несложно понять, что мощность остаточного тепловыделения в реак­торе в момент останова прямо пропорциональна количеству осколков, на­копленных при работе реактора к этому моменту, а темп её спада в дальнейшем определяется периодами полураспада этих осколков. Из ска­занного следует другой негативный фактор, обусловленный радиоактив­ностью осколков деления - необходимость длительного расхолаживания ак­тивной зоны реактора после его останова с целью снятия остаточных тепловыделений, а это связано с ощутимым расходованием электроэнергии и моторесурса циркуляционного оборудования.

Таким образом, образование радиоактивных осколков в процессе де­ления в реакторе - явление, главным образом, негативное, но... нет худа без добра!

В радиоактивных превращениях осколков деления можно увидеть и позитивный аспект, которому ядерные реакторы буквально обязаны своим существованием. Дело в том, что из большого множества осколков деления есть около 60 типов таких, которые после первого b-распада становятся нейтроноактивными, способными испускать так называемые запаздывающие нейтроны. Запаздывающих нейтронов в реакторе испускается сравнительно немного (приблизительно 0.6% от общего числа генерируемых нейтронов), однако именно благодаря их существованию возможно безопасное управление ядерным реактором; в этом убедимся при изучении ки­нетики ядерного реактора.

2.2.4. Высвобождение энергии при делении. Ядерная реакция деления в физике является одним из наглядных подтверждений гипотезы А. Эйнштей­на о взаимосвязи массы и энергии, которая применительно к делению ядра формулируется так:

Величина высвобождаемой при делении ядра энергии прямо пропорцио­нальна величине дефекта масс, причём коэффициентом пропорциональ­ности в этой взаимосвязи является квадрат скорости света:

DE = Dmс2

При делении ядра избыток (дефект) масс определяется как разница сумм масс покоя исходных продуктов реакции деления (то есть ядра и нейт­рона) и результирующих продуктов деления ядра (осколков деления, нейт­ронов деления и остальных микрочастиц, испускаемых как в процессе де­ления, так и после него).

Спектроскопический анализ позволил установить большинство продук­тов деления и их удельные выходы. На этой основе оказалось не так уж сложно подсчитать частные величины дефектов масс при различных резуль­татах деления ядер урана-235, а по ним - рассчитать среднюю величину высвобождаемой в одиночном делении энергии, которая оказалась близкой к

Dmc2 = 200 МэВ

Достаточно сравнить эту величину с высвобождаемой энергией в акте одной из самых экзотермических (протекающих с выделением тепла) химических реакций - реакции окисления ракетного топлива (величиной менее 10 эВ),- чтобы понять, что на уров­не объектов микромира (атомов, ядер) 200 МэВ - очень большая энергия: она по меньшей мере на восемь порядков величины (в 100 миллионов раз) больше энергии, получаемой при химических реакциях.

Энергия деления рассеивается из объёма, где произошло деление яд­ра, через посредство различных материальных носителей: осколков деле­ния, нейтронов деления, a - и b-частицами, g-квантами и даже нейтрино и антинейтрино.

Распределение энергии деления между материальными носителями при делении ядер 235U и 239Pu приведено в табл.2.1.

Таблица 2.1. Распределение энергии деления ядер урана-235 и плуто­ния-239 между продуктами деления.

Носители энергии деления	урана-235	плутония-239
1. Кинетическая энергия осколков деления	166.0	171.5
2. Кинетическая энергия нейтронов деления	4.9	5.8
3. Энергия мгновенных гамма-квантов	7.2	7.0
4. Энергия g-квантов из продуктов деления	7.2	7.0
5. Кинетическая энергия b-излучения осколков	9.0	9.0
6. Энергия антинейтрино	10.0	10.0
Итого:	204.3 МэВ	210.3 МэВ

Различные составляющие энергии деления трансформируются в тепло не одновременно.

Первые три составляющие обращаются в тепло за время менее 0.1 с (считая с момента деления), а потому и называются мгновенными источниками тепловыделения.

b - и g-излучения продуктов деления испускаются возбуждёнными ос­колками с самыми различными по величине периодами полураспада (от нес­кольких долей секунды до нескольких десятков суток, если брать в рас­чёт только осколки с заметным удельным выходом), а потому упоминавший­ся выше процесс остаточного тепловыделения, который как раз и обуслов­лен радиоактивными излучениями продуктов деления, может длиться десят­ки суток после остановки реактора.

*) По очень приблизительным оценкам мощность остаточного тепловы­деления в реакторе после его останова снижается за первую ми­нуту - на 30-35%, по истечении первого часа стоянки реактора она составляет примерно 30% от мощности, на которой реактор ра­ботал до останова, а после первых суток стоянки - примерно 25 процентов. Ясно, что об остановке принудительного охлаждения ре­актора в таких условиях не может быть и речи, т. к. даже кратко­временное прекращение циркуляции теплоносителя в активной зоне чревато опасностью теплового разрушения твэлов. Лишь после не­скольких суток (иногда – до двух десятков суток) принудительного расхолаживания реактора, когда мощность остаточного тепловыделения снижается до уровня отво­димой за счёт естественной конвекции теплоносителя, циркуляци­онные средства первого контура можно остановить.

Второй практический для инженера вопрос: где и какая часть энер­гии деления трансформируется в тепло в реакторе? - так как это связано с необходимостью организации сбалансированного теплоотвода от различных его внутрен­них частей, оформленных в различные технологические конструкции.

Топливная композиция, в составе которой находятся делящиеся нукли­ды, содержится в герметичных оболочках, препятствую­щих выходу образующихся осколков из топливной композиции тепловыделяю­щих элементов (твэлов) в охлаждающий их теплоноситель. И, если осколки деления в исправном реакторе не покидают твэлов, ясно, что кинетические энергии осколков и слабопроникающих b-частиц превращаются в тепло внутри твэлов.

Энергии же нейтронов деления и g-излучения трансформируются в теп­ло внутри твэлов лишь частично: проникающая способность нейтронов и g-излучения порождает унос большей части их начальной кинетической энер­гии от мест их рождения.

Оценочно принято считать, что внутри твэлов обращается в тепло при­близительно 90% всей энергии деления (то есть » 180 МэВ).

Знание точной величины энергии деления и её доли получаемого тепла внутри твэлов, имеет важное практическое значение, позволяя рассчитать другую практически важную характеристику, называемую удельным объёмным тепловыделением в топливе твэлов (qv).

Например, если известно, что в 1 см3 топливной композиции твэла за 1 с происходит Rf делений ядер урана-235, то очевидно: количество теп­ловой энергии, генерируемой ежесекундно в этом единичном объёме (= теп­ловая мощность 1 см3 топлива), - и есть удельное объёмное тепловыделе­ние (или энергонапряженность) топлива, и эта величина будет равна: