Реферат активная зона реактора

Обновлено: 07.07.2024

You are using an outdated browser. Please upgrade your browser to improve your experience.

Зарегистрировать авторство

Полная стоимость депонирования произведения с выдачей свидетельства составляет 1200 рублей

Выберите вид интеллектуальной разработки:

АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Для просмотра информации о патентах вам необходимо зарегистрироваться и оплатить 30-ти дневный доступ. Разовый платеж составит 149 рублей (НДС не облагается).

Сборка тепловыделяющая ядерного реактора

Изобретение относится к конструкциям тепловыделяющих сборок ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка содержит пучок тепловыделяющих элементов, установленных в расположенных по высоте сборки с шагом дистанционирующих решетках, выполненных из многогранных ячеек, головку, хвостовик, соединенные.

Легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя

Способ автоматической сварки труб

Изобретение относится к способу автоматической аргонодуговой сварки труб и может найти применение для сварки длинномерных труб переменного сечения для ядерных реакторов. Сварку выполняют автоопрессовкой. После выполнения необходимых для формирования шва сварочных проходов в процессе сварки.

Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к водо-водяным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе заключается в том, что системой аварийного ввода бора на любом уровне мощности, в одной.

Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты)

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к конструктивным элементам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. Дистанционирующая решетка (ДР) содержит группы взаимно пересекающихся параллельных пластин, расположенных в один ярус и образующих шестиугольные ячейки для.

Способ изготовления дистанционирующей решетки

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов. Способ изготовления ячеек дистанционирующей решетки тепловыделяющей сборки включает изготовление ячеек с внутренними выступами, закрепление их между собой и ободом, последующий отжиг. На конечном этапе изготовления.

Устройство дистанционирования тепловыделяющих элементов

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов. В изобретении используются гидравлические усилия, действующие на ячейки дистанционирующих решеток со стороны потока теплоносителя, для дополнительного поджатия пуклевок ячеек к твэльным оболочкам. Дистанционирующая решетка.

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Изобретение относится к атомной энергетике. Как минимум в одном из направляющих каналов тепловыделяющей сборки ядерного реактора выполняется перфорация. Перфорация в направляющем канале может быть выполнена как над верхней дистанционирующей решеткой, так и над верхней дистанционирующей решеткой.

Сборка тепловыделяющая ядерного реактора

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора (ТВС). ТВС содержит тепловыделяющие элементы, расположенные рядами в дистанционирующих решетках с определенным шагом и образующие гидравлические ячейки для прохода теплоносителя. По направлению движения потока теплоносителя в.

Реакторная установка с изменяемым спектром нейтронов

Изобретение относится к реакторной установке с водоохлаждаемым реактором, предназначенной для локального регулирования спектра нейтронного потока в активной зоне и улучшения топливоиспользования. Система теплоносителя первого контура снабжена системой подачи газа в нижние посадочные гнезда, в.

Дистанционирующая решетка сборки тепловыделяющей

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением. Дистанционирующая решетка состоит из фигурных ячеек с пуклевками, фигурные ячейки по высоте имеют, как минимум, одну зону сопряжения и, как минимум, одну зону дистанционирования с пуклевками. Ячейки.

Сборка тепловыделяющая ядерного реактора

Легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя

Способ автоматической сварки труб

Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе

Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты)

Способ изготовления дистанционирующей решетки

Устройство дистанционирования тепловыделяющих элементов

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Сборка тепловыделяющая ядерного реактора

Реакторная установка с изменяемым спектром нейтронов

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно - к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением. Тепловыделяющая сборка содержит пучок твэлов, дистанционирующие решетки, трубчатые каналы, нижнюю решетку и хвостовик с ребрами. Нижняя решетка снабжена штырем, а.

Рабочая кассета для атомного реактора аэс (варианты)

Группа изобретений относится к ядерной технике, а именно к рабочим кассетам с урановым топливом для атомного реактора. Рабочая кассета атомного реактора содержит головную и хвостовую части. Головная и хвостовая части соединены шестигранной трубой. Головная часть включает в себя пружинный блок.

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Изобретение относится к атомной энергетике. Тепловыделяющая сборка ядерного преимущественно водо-водяного энергетического реактора содержит пучок тепловыделяющих элементов, установленных в каркасе из дистанционирующих решеток, закрепленных на трубчатых каналах, хвостовик и съемную головку, где.

Устройство разъемного крепления тепловыделяющих элементов и устройство для разблокирования тепловыделяющих элементов в тепловыделяющей сборке

Устройство предназначено для использования в области атомной энергетики в ядерных реакторах с водой под давлением. Устройство разъемного крепления тепловыделяющих элементов снабжено цангами на нижних концах и установлено в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей хвостовик.

Опасна ли ядерная энергетика? Этим вопросом особенно часто стали задаваться в последнее время, особенно после аварий на атомных электростанциях Тримайл-Айленд и Чернобыльской АЭС. И если опасность все же имеется, то каким образом можно уменьшить риск неприятных последствий аварии? И где же причина того или иного фактора опасности? Ответу на эти вопросы и посвящена данная работа. В данном докладе будут освещены основные вопросы о ядерных реакторах, проведена сравнительная характеристика различных типов ядерных реакторов, разъяснены причины их опасности.

Содержание работы

Введение
1.Ядерный реактор
2.Виды ядерных реакторов
3.Устройство различных типов ядерных реакторов.
Заключение.
Список литературы

Файлы: 1 файл

мой реферат по физике.docx

МИНЕСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ,

МОЛОДЕЖИ И СПОРТА УКРАИНЫ

ДОНЕЦКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

Реферат на тему:

Типы ядерных реакторов

студентка группы 2-Е

2.Виды ядерных реакторов

3.Устройство различных типов ядерных реакторов.

В данном докладе будут освещены основные вопросы о ядерных реакторах, проведена сравнительная характеристика различных типов ядерных реакторов, разъяснены причины их опасности.

Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. На данном рисунке представлена типичная схема активной зоны. Через реактор с помощью насосов (обычно называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину (в РБМК) или в теплообменник (в остальных типах реакторов). Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления им (на рисунке не показана), которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.

Реакторы, работающие на быстрых нейтронах, устроены несколько иначе. О них будет сказано ниже.

Топливная кассета - конструкция из таблеток урана и собирающего их вместе корпуса толщиной 10-20 см и длиной в несколько метров, являющаяся выделителем энергии за счет распада урана. Материалом корпуса обычно является цирконий.

ТВС - тепловыделяющая сборка - топливная кассета и ее крепление. ТВС находится в активной зоне реактора.

СУЗ - система управления защитой. В основном состоит из нейтронопоглощающих стержней.

Виды ядерных реакторов

Таким образом, реактор используется как нагреватель. Только вместо энергии, выделяемой при горении органического топлива, в нем выделяется внутренняя энергия, запасенная в ядрах атомов.

Во всех реакторах используется не чистый делящийся материал, а специально изготовленные смеси. Чаще всего это природный уран, обогащенный изотопом U-235 приблизительно до концентрации 3%.

Топливо для ядерных реакторов представляет собой небольшие таблетки, так называемые "топливные матрицы".

Свежее топливо, которое еще не побывало в реакторе, имеет очень малую радиоактивность и его можно держать в руках. Нейтроны, необходимые для начала реакции, содержатся в таком материале от природы, поскольку в нем всегда существует небольшое количество ядер, которые расщепляются самопроизвольно, без влияния извне. При делении ядра энергия ядерных сил превращается в кинетическую энергию осколков. Реактор сконструирован так, что эта энергия передается жидкости, которая называется теплоносителем. Нагреваясь до высоких температур, теплоноситель отбирает энергию у продуктов распада и затем передает ее устройству, вращающему ротор генератора переменного напряжения – например, паровой турбине. В качестве теплоносителя используют воду, тяжелую воду, органические соединения, щелочные металлы (литий, натрий).

Ядерные реакторы принято классифицировать по следующим признакам:

по энергии нейтронов, вызывающих деление тяжелых ядер;
по материалу замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах;
по веществу и состоянию теплоносителя;
по конструктивному исполнению и назначению.

В зависимости от энергии нейтронов все реакторы можно классифицировать на реакторы на быстрых нейтронах (БН), тепловых и промежуточных нейтронах . В настоящее время практически распространены только реакторы БН и на тепловых нейтронах. Концентрация делящихся нуклидов в реакторах БН значительно выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, поэтому для них требуется высокообогащенное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используют обогащенное топливо или природный уран.

В реакторах на тепловых нейтронах сгорает уран-235 и воспроизводится плутоний-239 в количестве, значительно меньшем количестве сжигаемого топлива. В реакторах БН возможно расширенное воспроизводство плутония, потому что количество воспроизведенного ядерного топлива превышает количество израсходованного. Процесс воспроизводство позволяет увеличивать запасы ядерного горючего.

Классификация по виду замедлителя. В реакторах на тепловых нейтронах в качестве замедлителя используется обычная вода, тяжелая вода, графит, бериллий или некоторые органические соединения. Наибольшее распространение получили реакторы с легководным, графитовым и тяжеловодным замедлителями.

Классификация по виду теплоносителя. В качестве теплоносителя используют обычную и тяжелую воду, некоторые газы и жидкие металлы. Теплоноситель должен иметь хорошие теплофизические свойства, не разрушать конструктивные материалы и обладать термической и радиационной стойкостью. Таким образом,ядерные реакторы могут быть с легководным, тяжеловодным, газовым и жидкометаллическим замедлителем.

Классификация по конструктивному исполнению. По этому признаку реакторы можно разделить накорпусные, канальные и бассейновые.

В корпусных реакторах активная зона заключена в прочный корпус, рассчитанный на высокое давление теплоносителя.

В канальных реакторах активная зона пронизывается технологическими каналами, в которых размещается топливо, омываемое потоками теплоносителя.

В бассейновых реакторах активная зона размещается в бассейне, заполненном обычной или тяжелой водой, которая также может принудительно циркулировать в активной зоне, омывая топливные элементы.

Конструкция реактора на медленных нейтронах определяется в основном выбранными теплоносителем и замедлителем. Поэтому реакторы могут быть:

канальные водографитовые,
корпусные водо-водяные,
тяжеловодные (канальные водо-водяные),
газоохлаждаемые (газографитовые),
на быстрых нейтронах (БН).

Эта классификация не исчерпывает все возможные виды ядерных реакторов. Помимо АЭС ядерные реакторы используют на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ) для получения электрической и тепловой энергии;на атомных станциях теплоснабжения (АСТ) – для получения тепла; на судах различного назначения, космических объектах, для исследовательских целей.

Устройство различных типов ядерных реакторов

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке.

Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран.

Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

Строение активной зоны. Она имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой.

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов.

Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ.

Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO₂), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.

Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.

Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово "ядерный". Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали "Чикагской поленницей".

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Первый в мире ядерный реактор

Принцип работы ядерного (атомного) реактора

Приведем ниже схему работы ядерного реактора.

Схема ядерного реактора на АЭС

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов. Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

ТВЭЛы, помещенные в топливную кассету

Как запускают ядерный реактор?

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он - кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы.

Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании. Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!

Иван Колобков, известный также как Джони. Маркетолог, аналитик и копирайтер компании Zaochnik. Подающий надежды молодой писатель. Питает любовь к физике, раритетным вещам и творчеству Ч. Буковски.

Источником энергии, производимой в ядерном реакторе, являются протекающие в его активной зоне процессы, происходящие при столкновениях ядер между собой или при их взаимодействии с частицами или g-квантами. Эти процессы можно условно разделить на рассеяние и ядерные реакции. И в том, и в другом случаях может появляться новое излучение.

При рассеянии состав сталкивающихся частиц не изменяется, но они могут не только изменять направление движения, но и оказываться в возбужденном состоянии. Возбужденные состояния приводят к испусканию g-квантов.

При ядерных реакциях в ядро попадает одна частица, а вылетает другая или несколько частиц, и исходное ядро превращается в другое или несколько других.

В ядерном реакторе, упрощенная схема которого представлена на рис. 6.2, протекает множество видов ядерных реакций.

Рис. 6.2. Схематическое изображение ядерного реактора

Важнейшей ядерной реакцией, на применении которой основана работа ядерного реактора, является (n,f)-реакция – реакция деления под действием нейтронов. В большинстве типов реакторов для получения энергии используется реакция деления 235 U под действием тепловых нейтронов, т.е. нейтронов, которые в результате многократных рассеяний в веществе пришли в тепловое равновесие с веществом.

Рис. 6.3. Деление ядер под действием нейтронов

При делении каждого ядра 235 U выделяется энергия, равная примерно 200 МэВ. Из этой величины около 165 МэВ достается осколкам в виде кинетической энергии и примерно 5 МэВ – мгновенным нейтронам. Мгновенное g-излучение уносит около 8 МэВ. При распаде осколков b-частицам достается в среднем 9 МэВ, антинейтрино уносят примерно 10 МэВ и g-излучение в цепочках b-распадов осколков (запаздывающее g-излучение) –около 7 МэВ. Практически вся энергия деления, кроме доли, уносимой нейтрино, поглощается в активной зоне и защите реактора, вызывая нагрев теплоносителя и элементов конструкции реактора. Нагрев теплоносителя является целью работы реакторной установки.

Часть излучения выходит за пределы биологической защиты реактора и приводит к облучению персонала.

Источники возникновения излучений в элементах работающего и остановленного реактора отражены в табл. 6.1.

Основные источники излучения на АЭС

При работе реактора на мощности его активная зона является источником нейтронов и g-излучения. Другие виды излучения, образующиеся в активной зоне, не выходят за ее пределы, и их можно не принимать во внимание. Когда реактор остановлен, его активная зона является, в основном, источником только g-излучения. Источники нейтронов в активной зоне работающего реактора бывают четырех видов.

1. Мгновенные нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер. Об этих нейтронах было уже упомянуто в главе 1 при описании спонтанного деления.

2. Запаздывающие нейтроны, испускающиеся сильно возбужденными ядрами при b-распадах осколков деления. Ранее, в главе 1 было описано снятие возбуждения ядра испусканием g-квантов. Однако при больших энергиях возбуждения, больших, чем энергия связи нейтрона в ядре, возможно вместо g-кванта испускание нейтрона, который и называется запаздывающим. Таких нейтронов немного – всего при делении различных ядер их возникает от 0.002 до 0.007 нейтронов на деление, а периоды полураспада испускающих их продуктов деления от 0.18 до 54.5 с.

3. Нейтроны активации, которые образуются при радиоактивном распаде продуктов ядерных реакций, протекающих в активной зоне. Активация – образование радиоактивного ядра в результате какой-либо ядерной реакции. Стабильный изотоп 17 О, которого в естественной смеси 0.037%, в результате (n,p)-реакции превращается в 17 N. При b-распаде 17 N с периодом полураспада 4.2 с получается сильно возбужденное ядро 17 О, которое испытывает ядерное превращение, сопровождающееся испусканием нейтрона.

4. Фотонейтроны, возникающие при (g,n)-реакциях. Вместе с основным изотопом водорода 1 Н в воде содержится еще один его стабильный изотоп – дейтерий 2 Н; энергия связи протона и нейтрона у него всего 2.25 МэВ. Фотонов, способных расщепить ядро дейтерия в активной зоне, достаточно много, и, несмотря на то, что в естественной смеси изотопов дейтерия немного (0.0148%), реакция все-таки заметна.

Когда реактор остановлен, тепловые нейтроны, вызывающие деление, практически не появляются, и первый источник (мгновенные нейтроны) исчезает. Запаздывающие нейтроны и нейтроны активации исчезают через некоторое время. Фотонейтроны остаются в качестве основного источника нейтронов в активной зоне, но здесь становятся заметными и другие источники нейтронов. Один из таких источников – спонтанное деление 238 U. Накопившиеся в топливе 238 Pu, 240 Pu, 242 Pu, а также некоторые изотопы кюрия и калифорния также являются источниками нейтронов спонтанного деления. Кроме того, в топливе накапливается много актиноидов, являющихся a-излучателями, и поскольку эти излучатели окружены атомами кислорода (исходное топливо – двуокись урана UO₂), велика вероятность (a,n)-реакции на кислороде.

Источники g-излучения работающего реактора более многочисленны, чем источники нейтронов.

1. Мгновенное g-излучение, сопровождающее процесс деления ядер; на его долю приходится от 7 до 8 МэВ энергии, выделяющейся при одном делении.

2. Запаздывающее g-излучение короткоживущих продуктов деления, которое испускается в первые 10 мин после деления; на его долю приходится около 5.5 МэВ, а интенсивность через 10 мин уменьшается почти вдвое.

3. Запаздывающее g-излучение долгоживущих продуктов деления; интенсивность этого излучения (по сравнению с интенсивностью 10-минутной выдержки после останова реактора) уменьшается в 10 раз за 10 суток и еще в 10 раз через полгода.

4. Захватное g-излучение, характеризующее захват тепловых нейтронов (n,g), не вызвавших деление; на один акт захвата выделяется энергия, примерно равная энергии связи, приходящейся на один нуклон в ядре, а это 7 – 8 МэВ.

5. Гамма-излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов (n,n¢) на материалах активной зоны.

6. Гамма-излучение, сопровождающее (n,p)-, (n,a)-, (n,2n)-реакции.

7. Излучение продуктов активации, возникающих в материалах активной зоны, в теплоносителе и его примесях, а также продуктов коррозии, переносимых теплоносителем через активную зону.

8. Излучение, сопровождающее аннигиляцию позитронов.

9. Тормозное излучение, образующееся при торможении быстрых электронов в электрическом поле атомных ядер активной зоны.

Для работающего реактора самые главные источники – первый, второй и четвертый. Когда реактор остановлен, на первый план выходит третий источник, и становятся заметными седьмой, восьмой и девятый.

Читайте также: