Энергетический баланс реакции деления

2.4.2 Энергетический баланс реакции деления

Рассмотрим энергетический баланс реакции деления.

Пусть E_нач = 0.025 эВ - средняя энергия теплового движения при 20⁰ С. Тогда E_выдел= 200 МэВ.

продукт реакции_	вид получаемой энергии	E, МэВ
Кинетическая энергия осколков	тепло	167
Кинетическая энергия g	тепло	6
Кинетическая энергия n	тепло	5
Кинетическая энергия b	тепло	8
Кинетическая энергия u	энергия теряется	12

 

2.4.3 Сечение деления.

Зависимость s_f(E) имеет достаточно сложный вид, поскольку на кривую E^-1/2 накладывается много резонансов. Если бы характер этой зависимости описывался формулой s_f(E) = E^-1/2, то график зависимости f(E) = s_f E^1/2 для U²³⁵ в области тепловых нейтронов_, изображенный на рис. 1 имел вид прямой, параллельной оси абсцисс. Однако на практике эта зависимость имеет приведенный на рис. 1 вид, с резонансом в точке E = 0,3 эВ.

На рис. 2 приведена схематичная зависимость s_f и s_total от E в случае когда деление ядра элемента возможно и тепловыми нейтронами. На рис. 3 приведена зависимость сечения деления для U²³⁸, из которой видно, что деление этого ядра возможно только быстрыми нейтронами (E_пор > 1). Сечения деления ядер нейтронами различных энергий можно определить по специальным таблицам.

 

2.4.4 Образование нейтронов

Как видно из приведенной выше схемы, при реакции деления кроме новых ядер могут появляться g-кванты, b-частицы распада, g-кванты распада, нейтроны деления и нейтрино. С точки зрения цепной ядерной реакции наиболее важным является образование нейтронов. Среднее число появившихся в результате реакции деления нейтронов обозначают u_f . Эта величина зависит от массового числа делящегося ядра и энергии взаимодействующего с ним нейтрона. образовавшиеся нейтроны обладают различной энергией (обычно от 0,5 до 15 МэВ), что характеризуется спектром нейтронов деления. Для U²³⁵ среднее значение энергии нейтронов деления равно 1.93 МэВ.

В процессе ядерной реакции могут появляться как ядра способствующие поддержанию цепной реакции (те которые испускают запаздывающий нейтрон), так и ядра, оказывающие неблагоприятное воздействие на ее ход (если они обладают большим сечением радиационного захвата).

2.4.5 Запаздывающие нейтроны

Заканчивая рассмотрение реакции деления, нельзя не упомянуть о таком важном явлении как запаздывающие нейтроны. Те нейтроны, которые образуются не непосредственно при делении тяжелых нуклидов (мгновенные нейтроны), а в результате распада осколков называются запаздывающими нейтронами. Характеристики запаздывающих нейтронов зависят от природы осколков. Обычно запаздывающие нейтроны делят на 6 групп по следующим параметрам: T - среднее время жизни осколков, b_i - доля запаздывающих нейтронов среди всех нейтронов деления, b_i/b - относительная доля запаздывающих нейтронов данной группы, E - кинетическая энергия запаздывающих нейтронов.

В следующей таблице приведены характеристики запаздывающих нейтронов при делении U²³⁵

№ группы	T, сек.	bi	bi/b , %	E, МэВ
1	80.0	0.21	3.3	0.25
2	32.8	1.40	21.9	0.56
3	9.0	1.26	19.6	0.43
4	3.3	2.52	39.5	0.62
5	0.88	0.74	11.5	0.42
6	0.33	0.27	4.2	-

 

В целом:

N_зап / (N_зап + N_мгн) = b = 0.0065; T_зап » 13 сек.; T_мгн » 0.001 сек.

На этом мы закончим рассмотрение реакции деления ядер и перейдем к изучению цепной реакции деления и жизненного цикла нейтронов.

3. ЖИЗНЕННЫЙ ЦИКЛ НЕЙТРОНОВ

 

3.1 Возможность цепной реакции

В результате деления ядра появляется в среднем 2.5 нейтрона. Поэтому можно организовать цепную реакцию деления, при которой новые нейтроны, в свою очередь активируют реакцию деления ядер топлива. Однако помимо реакции деления всегда присутствуют конкурирующая реакция радиационного захвата и утечка нейтронов из активной зоны реактора. В состав АЗ всегда входят теплоноситель, конструкционные материалы и замедлитель, которые увеличивают захват нейтронов.

Таким образом мы приходим к необходимости изучения того, при каких условиях возможна цепная реакция деления в ЯР на тепловых нейтронах (именно такие реакторы обычно применяются для энергетических целей). Нужно отметить, что мы будем рассматривать реакторы, использующие естественный U²³⁸,обогащенный U²³⁵. Кроме того для простоты будем считать, что активная зона реактора - бесконечная и гомогенная.

3.2 Основные характеристики цепной реакции

Рассмотрим соотношения, характеризующие протекание цепной реакции деления.

3.2.1 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах

Пусть в среде есть N быстрых нейтронов, они будут взаимодействовать с ядрами среды, в том числе и с ядрами U²³⁸, те из них которые имеют энергию выше порога деления (1 МэВ) могут вызывать деление урана и образование новых быстрых нейтронов. При этом их энергия будет меньше порога деления.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах m - число нейтронов ушедших под порог деления U²³⁸ на один быстрый нейтрон (появившийся в результате деления ядер U²³⁵).

Ясно, что величина m тем больше, чем больше доля U²³⁸ в топливе. Можно оценить, что m_max = 1.35 (если доля U²³⁸ равна 100%). Для тепловых реакторов m = 1.01 - 1.03.

 

 

 

3.2.2 Вероятность избежать радиационного захвата

Пусть в среде есть N нейтронов, энергия которых меньше порога деления U²³⁸. За счет рассеяния но ядрах среды они теряют свою энергию и попадают в область энергии, в которой находятся гигантские резонансы сечения захвата U²³⁸. Введем величину j - вероятность избежать радиационного захвата.

j тем больше, чем быстрее нейтронам в процессе замедления удастся преодолеть резонансную область. j уменьшается при увеличении доли ядер U²³⁸ в среде. В гомогенном реакторе j » 0.65, а в гетерогенном j » 0.93.

3.2.3 Коэффициент теплового использования

Пусть в среде есть N тепловых нейтронов, тогда в процессе диффузии часть из них захватится в топливе. Обозначим долю захваченных в топливе нейтронов q. Ясно, что коэффициент теплового использования можно увеличить, используя гетерогенную структуру активной зоны реактора.

 

3.2.4 Количество испускаемых U²³⁵ быстрых нейтронов

Пусть в топливе поглотилось N тепловых нейтронов. Ясно, что не всякое поглощение приводит к делению и испусканию новых быстрых нейтронов. Введем величину u^т_эф равную количеству вторичных нейтронов деления на один тепловой нейтрон, поглощенный в топливе. Ясно, что u^т_эф тем больше, чем выше доля U²³⁵ в топливе.

3.3 Жизненный цикл нейтронов

Рассмотрим жизненный цикл нейтронов в тепловом ЯР, активная зона которого бесконечна и гомогенна.

Пусть на некотором этапе цепной реакции в рассматриваемой среде присутствует N₁ быстрых нейтронов деления 1 поколения. За счет взаимодействия с ядрами U²³⁸ под порог деления этих ядер (1 МэВ) уйдет m N₁ нейтронов (m - коэффициент размножения на быстрых нейтронах).

В результате рассеяния на ядрах среды эти нейтроны будут замедляться и попадут в область промежуточных энергий. Миновать эту область, избежав поглощения ядрами U²³⁸ удастся m j N₁ нейтронам (j - вероятность избежать радиационного захвата).

Часть из этих нейтронах, которые теперь стали тепловыми, захватится в топливе. Количество захваченных в топливе нейтронов будет равно m j q N₁ (q - коэффициент теплового использования).

Некоторые из нейтронов, захваченных в топливе инициируют деление ядер U²³⁵ и появление новых быстрых нейтронов. Количество нейтронов второго поколения N₂ = u^т_эф m j q N_1.

Итак, мы видим, что реакция действительно является самоподдерживающейся и циклической. Цикл жизни нейтронов схематично представлен на рис. 4. На данной схеме, в отличие от вышеприведенного описания рассмотрение начинается со стадии тепловых нейтронов.

Можно вывести коэффициент размножения нейтронов в бесконечной гомогенной среде:

K_¥ = N_i+1/N_i = u^т_эф m j q - формула 4-х сомножителей.

Для конечных сред можно ввести коэффициент

K_эф = u^т_эф m j q P, где P - вероятность избежать утечки.

На этом рассмотрение физических основ протекания цепной ядерной реакции в ЯР можно завершить. Используя описанную цепную ядерную реакцию, можно переводить энергию из формы энергии связи частиц в ядре в кинетическую энергию движения частиц, то есть в тепло. Как уже отмечалось ранее основную трудность представляет собой не организация цепной реакции, а получение чистых делящихся веществ и другие технические и технологические нюансы ядерной энергетики.

Л И Т Е Р А Т У Р А

1. Рудик А. П. Физические основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.

2. Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1971.

3. Нигматулин Н. Н., Нигматулин Б. Н., Ядерные энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1986.

4. Емельянов И. Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1982

5. Камерон И. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1987

6. Шихов С. Б., Троянский В. Б. Элементарная теория яднрных реакторов. М.: Атомиздат, 1978