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 распределя ется 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 энерговыделе ние за счет вторичного у-излучения и других частиц, образу ющихся в результате радиационного захвата нейтронов, со ставляет 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, излучаю щих 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 ΣfФ представляет со бой число актов деления в 1 см3,
где Σf=Nσf —макроскопическое сечение деления, a Ф — плотность потока нейтронов, 1/(см2 с).
Умножив произ ведение ΣfФ на энергию, приходящуюся на одно деление, Еf=200 МэВ, получим энергию, выделяющуюся в 1 см3.
Если теперь умножить эту энергию на объем загруженного делящего ся 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; [MU ] = г; [Ф] = 1/(см2 с), а коэффициент
A зависит только от σf.
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 состо янии реактора, г,
а [Q] = Вт.
Тепловая мощность зависит от произ ведения 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 единич ной мощности реактора—повышение загрузки топлива Ми с одновременным увеличением поверхности нагрева ак тивной 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 ра диоактивного 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 распределя ется 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 энерговыделе ние за счет вторичного у-излучения и других частиц, образу ющихся в результате радиационного захвата нейтронов, со ставляет 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 соударе нии с ядрами материалов;
поглощением первичного у-излучения (мгновенного и осколочного);
поглощением вторичного захватного у-излучения, воз никающего в результате реакции (n, у) в окружающих матери алах по отношению к рассматриваемому узлу;
самопоглощением заряженных частиц, возникающих в ре зультате ядерных реакций в рассматриваемом узле.
Детальные расчетные оценки, а также экспериментальные данные показы вают, что энерговыделение в замедлителе составляет около 5 % общей тепловой мощности реактора.
Энерговыделение в органах регули рования. 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 показы вают, что энерговыделение в замедлителе составляет около 5 % общей тепловой мощности реактора.
Энерговыделение в органах регули рования. 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 взаимодейст вием 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 охлажде ние 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 теплоноси теля в активной зоне, что обеспечивает нормальный переход от принудительной циркуляции теплоносителя к естественной в случае выхода из строя циркуляционных насосов.
|
Скачать 6.93 Mb.