Мир атома
Энергетическая стратегия
Диверсификация топлива
ПО «BEACON-MONITOR»
НАЭК «Энергоатом»
ОП «Запорожская АЭС»
ОП «Ровенская АЭС»
ОП «Хмельницкая АЭС»
ОП «Южно-Украинская АЭС»
Физические основы
Радиоактивность деления
Высвобождение энергии
Классификация реакторов
Развитие ВВЭР
Реактор типа ВВЭР
Характеристики (В-320)
Характеристики (В-392Б)
Ядерное топливо (ЯТ)
Реактор EPR-1500
Характеристики
Особенности
Реактор AP1000
Характеристики
АЭС-2006 (В-466П)
Особенности В-466П
Реактор типа CANDU
Описание
Характеристики
Регулирование
Функции
Деятельность
Управление качеством
Научно-техническая поддержка
Безопасность
Общая характеристика
Модернизация
Продление эксплуатации
Снятие с эксплуатации ЧАЭС
Противоаварийная тренировка
Исследования
Добыча урана
Отработанное ЯТ
ОЯТ на действующих АЭС
ОЯТ на ЧАЭС
Зона отчуждения
Объект «Укрытие»
Новости
   
 
 

Физические основы. Высвобождение энергии

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 в вакууме:

Папка

При делении ядра избыток (дефект) масс определяется как разница сумм масс покоя исходных продуктов реакции деления (т.е. 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 www.jazza.ru урана-235, а по ним - рассчитать среднюю величину высвобождаемой в одиночном делении энергии, которая оказалась близкой к 200 МэВ.

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

Энергия деления рассеивается из микрообъёма, где произошло деление ядра, через посредство различных материальных носителей: осколков деления, нейтронов деления, альфа- и бета-частицами, гамма-квантами и даже нейтрино и антинейтрино.

Папка

Различные составляющие энергии деления трансформируются в тепло не одновременно. Первые три составляющие обращаются в тепло за время менее 0,1 с, а потому и называются мгновенными источниками тепловыделения.

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 принудительного расхолаживания реактора, когда мощность остаточного тепловыделения снижается до уровня, отводимого за счёт естественной конвекции теплоносителя, циркуляционные средства первого контура можно остановить.

Топливная таблетка, в составе которой находятся делящиеся нуклиды, содержится в герметичных оболочках твэлов, препятствующих выходу образующихся осколков деления в охлаждающий их теплоноситель. Осколки деления в герметичных твэлах не выходят в теплоноситель, и кинетические энергии осколков и слабопроникающих бета-частиц обращаются в тепло внутри твэлов.

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

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

Доля энергии деления, получаемой в виде тепла вне твэлов в активной зоне реактора зависит от его типа и устройства и лежит в пределах (6 ? 9)% от полной энергии деления. (Например, у ВВЭР-1000 эта величина приблизительно равна 8,3%, а у РБМК-1000 - около 7%).

Тепловая мощность реактора прямо пропорциональна интенсивности реакции деления в его активной зоне.

Для того, чтобы реактор работал на постоянном уровне мощности, необходимо создать в нём такие условия, чтобы реакция деления в его активной зоне протекала с неизменной средней скоростью во времени. Для увеличения (уменьшения) мощности реактора нужно найти способы соответственного увеличения (или уменьшения) скорости реакции деления.

В этом - основной смысл управления мощностью ядерного реактора.

Рассмотренные соотношения и выводы, строго говоря, касаются только простейшего случая, когда топливным компонентом в реакторе является один уран-235. Однако, повторив рассуждения для реактора с многокомпонентной топливной композицией, несложно убедиться в пропорциональности средней скорости реакции деления и тепловой мощности реактора в самом общем случае.

Таким образом, тепловая мощность реактора и распределение тепловыделения в его активной зоне связаны прямой пропорциональной зависимостью с распределением скорости реакции деления по объёму топливной композиции активной зоны реактора.

Но из сказанного также ясно, что скорость реакции деления должна быть связана с количеством свободных нейтронов в среде активной зоны, так как именно они (свободные нейтроны) вызывают реакции деления, радиационного захвата, рассеяния и другие нейтронные реакции. Иначе говоря, скорость реакции деления, энерговыделение в активной зоне и тепловая мощность реактора явно должны быть связаны с характеристиками нейтронного поля в его объёме.