1.2 Основные особенности реакции деления

В отличие от реакций радиационного захвата и рассеяния, к делению склонны далеко не все известные ядра, а лишь некоторые (главным образом, чётно-нечётные) ядра тяжёлых элементов.

Вот некоторые из них: ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu, ²⁵¹Cf, ...

Важнейшим из этих нуклидов является ²³⁵U - ос­новное топливо большинства ядерных реакторов. ²³⁵U делится нейтронами любых кинетических энергий, но лучше всего – нейтронами малых ( 0.1 эВ) энергий.

Вторым по значимости делящимся нуклидом является плутоний-239 - вторичное топливо в урановых реакторах, воспроизводимое в процессе их работы. Как и ²³⁵U, ²³⁹Pu делится нейтронами любых кине­тических энергий, но наиболее эффективно – тепловыми нейтронами.

Третьим по значению делящимся нуклидом является чётно-чётный изотоп урана - ²³⁸U. Чётное число нейтронов (146) при чётном числе протонов (92) в его ядре даёт более устойчивую комбинацию, чем нечётное их число, благодаря чему деление урана-238 имеет пороговый характер: для деления ядер ²³⁸U годны лишь нейтроны с энергиями выше Е_п = 1.1 МэВ. (E_п = 1.1 МэВ - энергетический по­рог деления ядер урана-238).

Реакция деления, разумеется, является самой важной и практически значимой из трёх упомянутых выше нейтронных реакций. Ядерный реактор, по существу, конструируется и строится ради осуществления самоподдержива­ющейся цепной реакции деления требуемой интенсивности, а реакции ради­ационного захвата и рассеяния оказываются либо вынужденно необходимыми, либо просто неизбежными, идущими синхронно с реакцией деления, сопутствующими ей. Особая роль реакции деления в ядерном реакторе побуждает к более детальному рассмотрению её особенностей.

1. Образование осколков деления – их около 600 типов различных масс. Каждый осколок имеет свой определенный удельный выход ( ). И если мы говорим, что удельный выход осколка ¹³⁵Хе _Хе = 0,003, то это просто означает, что из каждой тысячи делений получается в среднем 3 осколка ¹³⁵Хе;

Если _I = 0,06, то из каждой сотни делений в среднем рождается 6 осколков ¹³⁵I и т.д.

2. Образование нейтронов деления

НД – это нейтроны, испускаемые возбужденными осколками деления.

Среднее число НД, получаемых в акте деления ядра тепловыми нейтронами – есть физическая константа делящегося нуклида ₅ = 2,416 для ²³⁵U; ₉= 2,862 для ²³⁹Pu и т.д.

Рождаясь быстрыми (с Е_о >0,1МэВ), нейтроны по энергиям распределены определенным образом (энергетический спектр Уатта). Средняя энергия нейтронов деления Еср =2 МэВ.

3. Радиоактивность осколков деления

После испускания НД осколки все еще остаются радиоактивными и продолжают испускать .

Радиоактивность ОД явление негативное, т.к. оно порождает вид физической опасности: опасности облучения персонала и р/а загрязнения окружающей среды. Это так называемая радиационная опасность.

4. Высвобождение энергии деления

а) Количественное распределение энергии деления

Высвобождение энергии деления происходит за счет дефекта масс. В одном акте деления рождается в среднем

= 200МэВ/дел -3,2*10¹¹ Дж/дел энергии в форме кинетической энергии:

а)осколков деления ( 165 МэВ); б)нейтронов деления ( 5 МэВ); в) ( 20 МэВ); г)нейтринного излучения ( 10 МэВ);

Относительный вклад различных носителей энергии, равно как и суммарная энергия деления Е_f , генерируемая в результате одного акта деления, существенно зависит от свойств используемого делящегося нуклида (²³⁸U, ²³³U или ²³⁹Pu), энергетического спектра нейтронов и поглощающих свойств реакторных материалов. Разброс значений в зависимости от перечисленных характеристик может достигать 7%. Именно поэтому в практических расчетах обычно принимают, что в среднем на один акт деления выделяется энергия Е_f= 200 МэВ = 0,32*10 Дж.

б) Временное распределение энерговыделения

Энергия осколков деления, мгновенных - квантов, нейтронов деления превращается в теплоту практически мгновенно. Ввиду того что перечисленные выше носители выделяют энергию деления в виде тепла за время, не превышающее среднего времени жизни поколения нейтронов, они называются мгновенными источниками энергии. Доля энергии, выделяемой мгновенно, составляет около 93%.

Энергия - - распада (~7% энергии деления) выделяется постепенно в течении длительного промежутка времени в результате радиоактивных распадов нестабильных ядер-осколков. Процесс выделения тепла, доставляемого - частицами и - квантами радиоактивного распада продолжается до тех пор, пока не будет достигнута безусловная стабильность ядер-осколков. Так как сами процессы - - распадов происходят с большими сдвигами во времени по отношению к моменту деления ядра (от нескольких долей с до нескольких десятков

суток, а потому процесс остаточного тепловыделения, который как раз и обусловлен радиоактивными излучениями продуктов деления, может длиться десятки суток после останова реакто-

ра то требуются очень большие промежутки времени для этого. Это запаздывание приводит к существованию так называемого остаточного тепловыделения в остановленном ядерном реакторе. А перечисленные носители энергии деления называются запаздывающими источниками энергии.

Наряду с приведенными временными и количественными оценками рассмотрим вопрос о пространственном распределении генерируемого тепла, так как это очень важно знать для конструирования ЯР, где выделяется энергия деления.

в) Пространственное распределение энергии деления или, что то же самое пространственное распределение генерируемого тепла

Так как основные носители энергии – положительно заряженные ядра-осколки и ввиду сильной ионизации они теряют свою кинетическую энергию на расстоянии нескольких микронов от места деления., то вся энергия, доставляемая осколками, генерируется в твэлах.

А поскольку то следует, что пространственное распределение тепловыделения в ядерном топливе полностью совпадает с распределением плотности потока нейтронов. Исключение составляют а.з. с профилированным ЯТ. В этом случае является функцией координат и пространственные распределения тепловыделения и плотности потока нейтронов различны.

Наряду с осколками деления малый средний свободный пробег (порядка 1мм) имеют -частицы. В результате этого их энергия почти полностью идет на повышение температуры ядерного топлива. В отличие от ядер-осколков и -частиц нейтроны и -кванты имеют значительные пробеги в веществе, вследствие чего доставляемое ими тепло рассеивается во всем объеме реактора и даже в биологической защите.

Описанное распределение продуктов деления в ЯР обуславливает выделение в топливе около 90% полной энергии и рассеянии остальных примерно 10% энергии во всех материалах реактора и биологической защиты.

В связи с таким распределением тепла возникает обеспечение надежного теплоотвода из активной зоны реактора. Тут может возникнуть противоречие между теплофизическими и нейтронно-физическими требованиями к компоновке активной зоны. В качестве одной из характеристик плотности энерговыделения используется энергонапряженность а.з. (теплосъем с единицы объема активной зоны) - q_Vа.з., Вт/м³.

Топливная композиция находится в твэле, который герметичен и т.к. осколки деления в исправном реакторе не покидают твэлы, то кинетическая энергия осколков деления и слабопроникающих - частиц превращается в тепло внутри твэла.

Энергия же нейтронов и - излучения трансформируется в тепло внутри твэла лишь частично. Проникающая способность нейтронов и - излучения порождает унос большей части их начальной кинетической энергии от мест их рождения. 90% всей энергии деления превращается в тепло внутри твэла ( 180 МэВ).