Після того, як була здійснена неконтрольована ланцюгова реакція, яка дозволила отримати гігантську кількість енергії, вчені поставили завдання здійснення контрольованої ланцюгової реакції. Суть контрольованої ланцюгової реакції полягає в умінні управляти нейтронами. Цей принцип і був успішно застосований в атомних електростанціях (АЕС).

Енергія поділу ядер урану використовується в атомних електростанціях (АЕС). Процес поділу урану дуже небезпечний. Тому ядерні реактори оточують щільні захисні оболонки. Поширений тип реактора з водою під тиском.

Теплоносієм є вода. Холодна вода надходить в реактор під дуже високим тиском, яке перешкоджає її закипання.

Холодна вода, проходячи через активну зону реактора, діє також як сповільнювач - уповільнює швидкі нейтрони, щоб вони вдарялися об ядра урану і викликали ланцюгову реакцію.

Ядерне паливо (уран) знаходиться в активній зоні у вигляді стрижнів тепловиділяючої збірки. Паливні стрижні в збірці чергуються з керуючими стрижнями, які регулюють швидкість ділення ядер, поглинаючи швидкі нейтрони.

При розподілі вивільняється велика кількість тепла. Нагріта вода залишає активну зону під тиском з температурою 300 ° С і надходить в енергетичну установку, в якій розташовано генератори і турбіни.

Гаряча вода з реактора нагріває воду другого контуру до кипіння. Пара іде до лопат турбіни і обертає її. Обертається вал передає енергію генератору. У генераторі механічна енергія обертання перетворюється в електричну. Пара охолоджується і вода повертається назад в реактор.

В результаті цих складних процесів атомна електростанція виробляє електричний струм.

Як бачите, розщеплюється ізотоп знаходиться в паливних стрижнях, розташованих в активній зоні реактора, утворюючи критичну масу. Керують ядерної реакцією за допомогою керуючих стрижнів, виготовлених з бору або кадмію. Керуючі стрижні, як і паливні, розташовуються в активній зоні реактора і, подібно до губки, що поглинає воду, діють на нейтрони, поглинаючи їх. Оператор АЕС, регулюючи кількість керуючих стрижнів в активній зоні реактора, управляє швидкістю ядерного процесу: уповільнює його, опускаючи керуючі стрижні в активну зону реактора; або прискорює - піднімаючи стрижні.

Здавалося б, все чудово - атомна енергетика є невичерпним високотехнологічним джерелом електроенергії і за нею майбутнє. Так люди думали до 26 серпня 1986 року. Аварія на четвертому блоці Чорнобильської АЕС все перевернула з "ніг на голову" - "мирний" атом виявився не таким вже й мирним, якщо поводитися з ним зневажливо.

Про це написано достатньо багато матеріалу. Тут буде приведена квінтесенція (стисла суть) катастрофи.

Основні причини аварії 4-го енергоблоку ЧАЕС:

  1. Недостатньо добре продумана програма технологічного експерименту по вибіжу турбогенератора;
  2. Прорахунки розробників ядерного реактора РБМК, де чималу роль зіграла нестача в системі управління оперативної інформації про запас реактивності в активній зоні;
  3. "Вольності" персоналу АЕС, який проводив експеримент, і допустив відхилення від регламенту проведених робіт.

Все це вкупі призвело до катастрофи. Серед фахівців, які розслідували події в Чорнобилі, ходила приблизно така формула: "Оператори примудрилися підірвати блок, а реактор дозволив їм зробити це". Частина чорнобильської провини лежить майже на кожному - і на фізиків, які проводять розрахунки за спрощеним моделям, і на монтажників, недбало заварювати шви, і на операторах, що дозволяють собі не рахуватися з регламентом робіт.

Анатомія чорнобильської аварії в "двох словах"

1. Було допущено зниження потужності реактора до дуже малого значення (приблизно 1% від номіналу). Це "погано" для реактора, тому що, той потрапляє в "йодну яму" і починається ксенонові отруєння реактора. За "нормальному" - треба було глушити реактор, але в цьому випадку експеримент по вибіжу турбіни не був би зроблений, з усіма наслідками, що випливають звідси адміністративними наслідками. У підсумку, персонал ЧАЕС вирішив підняти потужність реактора і продовжити експеримент.

2. З викладеного вище матеріалу видно, що оператор АЕС може керувати швидкістю ядерної реакції (потужністю реактора) шляхом переміщення керуючих стрижнів в активну зону реактора. Для підняття потужності реактора (щоб завершити експеримент) з активної зони реактора були виведені практично всі керуючі стрижні.

Щоб читачеві, не знайомій з "ядерними тонкощами", було зрозуміліше - можна навести таку аналогію з вантажем, підвішеним на пружині:

  • Вантаж (вірніше його положення) - це потужність реактора;
  • Пружина - це засіб управління вантажем (потужністю реактора).
  • У нормальному положенні вантаж і пружина знаходяться в рівновазі - вантаж на певній висоті, а пружина розтягнута на деяке значення.
  • При провалі потужності реактора ( "йодна яма") - вантаж пішов вниз до землі (і дуже сильно пішов).
  • Щоб "витягнути" реактор, оператор "потягнув за пружину" (вивів керуючі стрижні; а треба було як раз навпаки - ввести всі стрижні і заглушити реактор, тобто, відпустити пружину, щоб тягар впав на землю). Але, система вантаж-пружина володіє деякою інерцією, і деякий час після того, як оператор став тягнути вгору пружину, вантаж і раніше рухається ще вниз. А оператор продовжує тягнути вгору.
  • Нарешті, вантаж досягає нижньої точки, і під дією (вже пристойних) сил пружини починає рухатися вгору - потужність реактора починає різко зростати. Вантаж все швидше летить вгору (неконтрольована ланцюгова реакція з виділенням величезної кількості тепла), а оператор вже нічого зробити не може, щоб погасити інерцію руху вантажу вгору. В результаті вантаж б'є оператора в лоб.

Так, оператори ЧАЕС, які допустили вибух енергоблоку, заплатили найвищу ціну за свою помилку - своє життя.

Чому ж персонал ЧАЕС діяв саме таким чином? Однією з причин послужив той факт, що система контролю ядерного реактора не надала оператору оперативної інформації про небезпечні процеси, що протікають в реакторі.

Ось як А.С.Дятлов починає свою книгу "Чорнобиль. Як це було":

26 квітня 1986 р один годину двадцять три хвилини сорок секунд начальник зміни блоку No 4 ЧАЕС Олександр Акімов наказав заглушити реактор після закінчення робіт, що проводяться перед зупинкою енергоблоку на запланований ремонт. Команда віддана в спокійній робочій обстановці, система централізованого контролю не фіксує жодного аварійного або попереджувального сигналу про відхилення параметрів реактора або обслуговуючих систем. Оператор реактора Леонід Топтунов зняв з кнопки АЗ ковпачок, що оберігає від випадкового помилкового натискання, і натиснув кнопку. За цим сигналом 187 стрижнів СУЗ реактора почали рух вниз, в активну зону. На мнемотабло загорілися лампочки підсвічування, і прийшли в рух стрілки покажчиків положення стрижнів. Олександр Акімов, стоячи впівоберта до пульта управління реактором, спостерігав це, побачив також, що "зайчики" індикаторів разбаланса АР "метнулися вліво" (його вираз), як це і повинно бути, що означало зниження потужності реактора, повернувся до панелі безпеки, за якої спостерігав за проведеного експерименту.
Але далі сталося те, чого не могла передбачити і сама нестримна фантазія. Після невеликого зниження потужність реактора раптом стала збільшуватися з дедалі більшою швидкістю, з'явилися аварійні сигнали. Л. Топтунов крикнув про аварійний збільшенні потужності. Але зробити що-небудь було не в його силах. Все, що він міг, зробив - утримував кнопку АЗ, стрижні СУЗ йшли в активну зону. Ніяких інших засобів в його розпорядженні немає. Та й у всіх інших теж. А. Акімов різко крикнув: "Глуши реактор!". Підскочив до пульта і знеструмив електромагнітні муфти приводів стрижнів СУЗ. Дія вірне, але марне. Адже логіка СУЗ, тобто всі її елементи логічних схем, Спрацювала правильно, стрижні йшли в зону. Тепер ясно - після натискання кнопки АЗ вірних дій не було, засобів порятунку не було. Інша логіка відмовила!
З коротким проміжком було два потужні вибухи. Стрижні АЗ припинили рух, не пройшовши і половини шляху. Йти їм було більше нікуди.
Одного годину двадцять три хвилини сорок сім секунд реактор зруйнувався розгоном потужності на миттєвих нейтронах. Це крах, гранична катастрофа, яка може бути на енергетичному реакторі. Її було осмислювали, до неї не готувалися, ніяких технічних заходів по локалізації на блоці і станції не передбачено ...

Тобто, за кілька секунд до катастрофи персонал навіть не підозрював про небезпеку, що наближається! Фінішем всій цій абсурдній ситуації стало натискання аварійної кнопки, після якого і стався вибух - ми мчимо на автомобілі і перед перешкодою тиснете на гальмо, але автомобіль ще більше прискорюється і врізається в перешкоду. Справедливості заради слід сказати, що натискання аварійної кнопки вже ніяк не могло вплинути на ситуацію - воно лише на кілька миттєвостей прискорило неминучий вибух реактора, але факт залишається фактом - аварійний захист підірвала реактор !

Вплив радіації на людину

Чим же так небезпечні техногенні ядерні катастрофи (не кажучи вже про ядерну зброю)?

Крім вивільнення колосальної кількості енергії, що призводить до великих руйнувань, ядерні реакції супроводжуються радіаційним випромінюванням і, як наслідок - радіаційним зараженням місцевості.

Чим же так шкідлива радіація для живого організму? Не будеш приносити вона такого шкоди всьому живому, то про аварію на ЧАЕС все б вже давно забули, а атомними бомбами кидались би наліво і направо.

Радіація руйнує клітини живого організму двома способами:

  1. внаслідок нагріву (радіаційний опік);
  2. внаслідок іонізації клітин (променева хвороба).

Радіоактивні частинки і сама радіація мають високу кінетичну енергію. Радіація породжує теплоту. Ця теплота по аналогії з сонячним опіком викликає радіаційний опік, руйнуючи тканини організму.




























Назад вперед

Увага! Попередній перегляд слайдів використовується виключно в ознайомлювальних цілях і може не давати уявлення про всі можливості презентації. Якщо вас зацікавила дана робота, Будь ласка, завантажте повну версію.

Мета уроку:

  • освітні: актуалізація наявних знань; продовжити формування понять: поділ ядер урану, ланцюгова ядерна реакція, умови її протікання, критична маса; ввести нові поняття: ядерний реактор, основні елементи ядерного реактора, пристрій ядерного реактора і принцип його дії, управління ядерною реакцією, класифікація ядерних реакторів і їх використання;
  • Розвиваючі: продовжити формування вмінь спостерігати і робити висновки, а також розвивати інтелектуальні здібності і допитливість учнів;
  • виховні: продовжити виховання ставлення до фізики як до експериментальної науки; виховувати сумлінне ставлення до праці, дисциплінованість, позитивне ставлення до знань.

Тип уроку: вивчення нового матеріалу.

устаткування: мультимедійна установка.

Хід уроку

1. Організаційний момент.

Хлопці! Сьогодні на уроці ми з вами повторимо ділення ядер урану, ланцюгову ядерну реакцію, умови її протікання, критичну масу, дізнаємося, що таке ядерний реактор, основні елементи ядерного реактора, пристрій ядерного реактора і принцип його дії, управління ядерною реакцією, класифікацію ядерних реакторів і їх використання.

2. Перевірка вивченого матеріалу.

  1. Механізм розподілу ядер урану.
  2. Розкажіть про механізм протікання ланцюгової ядерної реакції.
  3. Наведіть приклад ядерної реакції поділу ядра урану.
  4. Що називається критичною масою?
  5. Як йде ланцюгова реакція в урані, якщо його маса менше критичної, більше критичної?
  6. Чому дорівнює критична маса урану 295, чи можна зменшити критичну масу?
  7. Якими способами можна змінити хід ланцюгової ядерної реакції?
  8. З якою метою уповільнюють швидкі нейтрони?
  9. Які речовини використовують як сповільнювачі?
  10. За рахунок яких чинників можна збільшити число вільних нейтронів в шматку урану, забезпечивши тим самим можливість протікання в ньому реакції?

3. Пояснення нового матеріалу.

Хлопці, дайте відповідь на таке питання: А що є головною частиною будь-якої атомної електростанції? ( ядерний реактор)

Молодці. Отже, хлопці зараз більш детально зупинимося на цьому питанні.

Історична довідка.

Ігор Васильович Курчатов- видатний радянський фізик, академік, засновник і перший директор Інституту атомної енергії з 1943 р по 1960 р, головний науковий керівник атомної проблеми в СРСР, один з основоположників використання ядерної енергії в мирних цілях. Академік АН СРСР (1943). Випробування першої атомної радянської бомби проводилися в 1949 році. Через чотири роки проводилися успішні випробування першої в світі водневої бомби. А в 1949 році Ігор Васильович Курчатов почав роботу над проектом атомної електростанції. Атомна електростанція - вісник мирного використання атомної енергії. Проект був успішно завершений: 27 липня 1954 наша атомна електростанція стала першою в світі! Курчатов радів і веселився як дитина!

Визначення ядерного реактора.

Ядерним реактором називається пристрій, в якому здійснюється і підтримується керована ланцюгова реакція поділу деяких важких ядер.

Перший ядерний реактор був побудований в 1942 році в США під керівництвом Е. Фермі. У нашій країні перший реактор був побудований в 1946 році під керівництвом І. В. Курчатова.

Основними елементами ядерного реактора є:

  • ядерне пальне (уран 235, уран 238, плутоній-239);
  • сповільнювач нейтронів (важка вода, графіт і ін.);
  • теплоносій для виведення енергії, що утворюється при роботі реактора (вода, рідкий натрій і ін.);
  • Регулюючі стержні (бор, кадмій) - сильно поглинають нейтрони
  • Захисна оболонка, що затримує випромінювання (бетон із залізним наповнювачем).

Принцип дії ядерного реактора

Ядерне паливо розташовується в активній зоні у вигляді вертикальних стрижнів, званих тепловидільними елементами (ТВЕЛ). ТВЕЛи призначені для регулювання потужності реактора.

Маса кожного паливного стрижня значно менше критичної, тому в одному стрижні ланцюгова реакція відбуватися не може. Вона починається після занурення в активну зону всіх уранових стрижнів.

Активна зона оточена шаром речовини, що відображає нейтрони (відбивач) і захисною оболонкою з бетону, що затримує нейтрони та інші частинки.

Відведення тепла від паливних елементів. Теплоносітель- вода омиває стрижень, нагріта до 300 ° С при високому тиску, надходить в теплообмінники.

Роль теплообмінника - вода, нагріта до 300 ° С, віддає тепло звичайній воді, перетворюється на пару.

Управління ядерної реакцією

Управління реактором здійснюється за допомогою стрижнів, що містять кадмій або бор. При висунутих з активної зони реактора стержнях К\u003e 1, а при повністю всунути - До< 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Реактор на повільних нейтронах.

Найбільш ефективний розподіл ядер урану-235 відбувається під дією повільних нейтронів. Такі реактори називаються реакторами на повільних нейтронах. Вторинні нейтрони, що утворюються в результаті реакції поділу, є швидкими. Для того щоб їх подальша взаємодія з ядрами урану-235 в ланцюгової реакції було найбільш ефективно, їх уповільнюють, вводячи в активну зону сповільнювач - речовина, що зменшує кінетичну енергію нейтронів.

Реактор на швидких нейтронах.

Реактори на швидких нейтронах не можуть працювати на природному урані. Реакцію можна підтримувати лише в збагаченої суміші, що містить не менше 15% ізотопу урану. Перевага реакторів на швидких нейтронах в тому, що при їх роботі утворюється значна кількість плутонію, який потім можна використовувати в якості ядерного палива.

Гомогенні і гетерогенні реактори.

Ядерні реактори в залежності від взаємного розміщення пального і сповільнювач поділяються на гомогенні і гетерогенні. У гомогенному реакторі активна зона являє собою однорідну масу палива, сповільнювача і теплоносія у вигляді розчину, суміші або розплаву. Гетерогенним називається реактор, в якому паливо у вигляді блоків або тепловиділяючих зборок розміщено в сповільнювачі, утворюючи в ньому правильну геометричну грати.

Перетворення внутрішньої енергії атомних ядер в електричну енергію.

Ядерний реактор є основним елементом атомної електростанції (АЕС), перетворюючої теплову ядерну енергію в електричну. Перетворення енергії відбувається за такою схемою:

  • внутрішня енергія ядер урану -
  • кінетична енергія нейтронів і осколків ядер -
  • внутрішня енергія води -
  • внутрішня енергія пара -
  • кінетична енергія пара -
  • кінетична енергія ротора турбіни і ротора генератора -
  • електрична енергія.

Використання ядерних реакторів.

Залежно від призначення ядерні реактори бувають енергетичні, конвертори і розмножувачі, дослідні і багатоцільові, транспортні та промислові.

Ядерні енергетичні реактори використовуються для вироблення електроенергії на атомних електростанціях, в суднових енергетичних установках, атомних теплоелектроцентралях, а також на атомних станціях теплопостачання.

Реактори, призначені для виробництва вторинного ядерного палива з природного урану і торію, називаються конверторами або размножителями. У реакторі-конверторі вторинного ядерного палива утворюється менше спочатку витраченого.

В реакторах здійснюється розширене відтворення ядерного палива, тобто його виходить більше, ніж було витрачено.

Дослідницькі реактори служать для досліджень процесів взаємодії нейтронів з речовиною, вивчення поведінки реакторних матеріалів в інтенсивних полях нейтронного і гамма-випромінювань, радіохімічних в біологічних досліджень, виробництва ізотопів, експериментального дослідження фізики ядерних реакторів.

Реактори мають різну потужність, стаціонарний або імпульсний режим роботи. Багатоцільовими називаються реактори, що служать для кількох цілей, наприклад, для вироблення енергії та отримання ядерного палива.

Екологічні катастрофи на АЕС

  • 1957 г. - аварія в Великобританії
  • 1966 г. - часткове розплавлення активної зони після виходу з ладу охолодження реактора неподалік від Детройта.
  • 1971 г. - багато забрудненої води пішло в річку США
  • 1979 г. - найбільша аварія в США
  • 1982 г. - викид радіоактивної пари в атмосферу
  • 1983 г. - страшна аварія в Канаді (20 хвилин витікала радіоактивна вода - по тонні на хвилину)
  • 1986 г. - аварія в Великобританії
  • 1986 г. - аварія в Німеччині
  • 1986 г. - Чорнобильська АЕС
  • 1988 г. - пожежа на АЕС в Японії

Сучасні АЕС оснащені ПК, а раніше навіть після аварії реактори продовжували працювати, так як не було автоматичної системи відключення.

4. Закріплення матеріалу.

  1. Що називають ядерним реактором?
  2. Що є ядерним пальним в реакторі?
  3. Яка речовина служить сповільнювачем нейтронів в ядерному реакторі?
  4. Яке призначення сповільнювач нейтронів?
  5. Для чого потрібні регулюючі стрижні? Як ними користуються?
  6. Що використовується в якості теплоносія в ядерних реакторах?
  7. Для чого потрібно, щоб маса кожного уранового стрижня була менше критичної маси?

5. Виконання тесту.

  1. Які частинки беруть участь в розподілі ядер урану?
    А. протони;
    Б. нейтрони;
    В. електрони;
    Г. ядра гелію.
  2. Яка маса урану є критичною?
    А. найбільша, при якій можливе протікання ланцюгової реакції;
    Б. будь-яка маса;
    В. найменша, при якій можливе протікання ланцюгової реакції;
    Г. маса, при якій реакція припиниться.
  3. Чому приблизно дорівнює критична маса урану 235?
    А. 9 кг;
    Б. 20 кг;
    В. 50 кг;
    Г. 90 кг.
  4. Які речовини з перерахованих нижче можуть бути використані в ядерних реакторах як сповільнювачі нейтронів?
    А. графіт;
    Б. кадмій;
    В. важка вода;
    Г. бор.
  5. Для протікання ланцюгової ядерної реакції на АЕС потрібно, щоб коефіцієнт розмноження нейтронів був:
    А. дорівнює 1;
    Б. більше 1;
    В. менше 1.
  6. Регулювання швидкості ділення ядер важких атомів в ядерних реакторах здійснюється:
    А. за рахунок поглинання нейтронів при опусканні стрижнів з поглиначем;
    Б. за рахунок збільшення тепловідведення при збільшенні швидкості теплоносія;
    В. за рахунок збільшення відпуску електроенергії споживачам;
    Г. за рахунок зменшення маси ядерного палива в активній зон при вийманні стрижнів з паливом.
  7. Які перетворення енергії відбуваються в ядерному реакторі?
    А. внутрішня енергія атомних ядер перетворюється в світлову енергію;
    Б. внутрішня енергія атомних ядер перетворюється в механічну енергію;
    В. внутрішня енергія атомних ядер перетворюється в електричну енергію;
    Г. серед відповідей немає правильного.
  8. У 1946 році в Радянському Союзі був побудований перший ядерний реактор. Хто був керівником цього проекту?
    А. С. Корольов;
    Б. І. Курчатов;
    В. Д. Сахаров;
    Г. А. Прохоров.
  9. Який шлях ви вважаєте найбільш прийнятним для підвищення надійності АЕС і запобігання зараженню зовнішнього середовища?
    А. розробка реакторів, здатних автоматично охолодити активну зону реактора незалежно від волі оператора;
    Б. підвищення грамотності експлуатації АЕС, рівня професійної підготовленості операторів АЕС;
    В. розробка високоефективних технологій демонтажу АЕС і переробки радіоактивних відходів;
    Г. розташування реакторів глибоко під землею;
    Д. відмова від будівництва і експлуатації АЕС.
  10. Які джерела забруднення довкілля пов'язані з роботою АЕС?
    А. уранова промисловість;
    Б. ядерні реактори різних типів;
    В. радіохімічна промисловість;
    Г. місця переробки та захоронення радіоактивних відходів;
    Д. використання радіонуклідів в народному господарстві;
    Е. ядерні вибухи.

відповіді: 1 Б; 2 В; 3 В; 4 А, В; 5 А; 6 А; 7 В ;. 8 Б; 9 Б. В; 10 А, Б, В, Г, Е.

6. Підсумки уроку.

Що нового дізналися сьогодні на уроці?

Що сподобалося на уроці?

Які є питання?

СПАСИБІ ЗА РОБОТУ на уроці!

Принципова схема ядерного реактора на теплових (повільних) нейтронах показана на рис.5.1, тут 1 - керуючі стрижні, 2 - біологічний захист, 3 - тепловий захист, 4 - сповільнювач, 5 - ядерне паливо (ТВЕЛи).

При попаданні нейтрона в ядро \u200b\u200bізотопу урану 235 воно ділиться на дві частини і вилітають кілька (2,5-3) нових вторинних нейтронів. Щоб в ядерному реакторі могла підтримуватися ланцюгова реакція, необхідно щоб в активній зоні реактора маса ядерного пального була не менше критичної. Реактор повинен містити таку кількість 235 U, Щоб в середньому хоча б один з числа виходять нейтронів на кожному акті поділу зміг би викликати наступний акт поділу, перш ніж він покине активну зону реактора.

Малюнок 5.1. Принципова схема ядерного реактора на теплових нейтронах

Якщо число нейтронів буде підтримуватися постійним, то реакція поділу матиме стаціонарний характер. Чим вище стаціонарний рівень числа існуючих нейтронів, тим більше потужність реактора. Потужність в 1 МВт відповідає ланцюгової реакції, при якій відбувається 3 10 16 поділок в 1 секунду.

Якщо число нейтронів буде збільшуватися, то відбудеться тепловий вибух, якщо зменшуватися, то реакція припиниться. Регулювання швидкості течії реакції проводиться за допомогою керуючих стрижнів 1.

Поточний стан ядерного реактора можна охарактеризувати ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів або реактивністю, які пов'язані між собою співвідношенням:

Для цих величин характерні наступні значення:

· - ланцюгова реакція наростає в часі, реактор знаходиться в надкритичному стані, його реактивність;

·, - число ділень ядер постійно, реактор знаходиться в стабільному критичному стані.

Ядерний реактор може працювати із заданою потужністю протягом тривалого часу тільки в тому випадку, якщо на початку роботи він має запас реактивності. У процесі роботи ядерного реактора через накопичення в паливі осколків розподілу змінюється його ізотопний і хімічний склад, Відбувається утворення трансуранових елементів, головним чином Pu. Протікають в реакторі процеси знижують можливість протікання ланцюгової реакції поділу ядер атомів.

Для підтримки і здійснення ланцюгової реакції необхідно обмежити поглинання нейтронів матеріалами оточуючими активну зону реактора. Цим досягається використанням таких матеріалів (для біологічної 2 і теплової 3 захисту), які хоча б частково (в ідеальному випадку 50%) відбивали нейтрони, тобто не поглинає їх. Особливе значення має вибір теплоносія, служить для перенесення тепла з активної зони до турбіни.

Утворені в результаті поділу нейтрони можуть бути швидкими (мати велику швидкість) і повільними (тепловими). Імовірність захоплення повільного нейтрона ядром 235 U і його подальшого розщеплення більше, ніж швидкого нейтрона. Тому ТВЕЛи 5 оточують спеціальними сповільнювачами 4, які уповільнюють нейтрони, слабо поглинаючи їх. Для зменшення витоку нейтронів з реактора його постачають відбивачем. Як сповільнювачів і відбивачів найбільш часто використовують графіт, важку ( D 2 O), Звичайну воду і ін.

Кількість стаціонарно існуючих нейтронів визначає число утворюються осколків поділу ядер, які розлітаються в різні боки з величезною швидкістю. Гальмування осколків призводить до розігріву палива і стінок ТВЕЛів. Для зняття цього тепла в реактор подається теплоносій, Нагрів якого і є метою роботи реактора. Часто одне і те ж речовина, наприклад звичайна вода, виконує функції теплоносія, сповільнювача і відбивача. Подача води в реактор проводиться за допомогою головних циркуляційних насосів(ГЦН).

Нейтронна ядерна реакція поділу важких ядер, як уже зазначалося, є головною і центральної реакцією в ядерних реакторах. Тому є сенс з самого початку познайомитися з фізичними уявленнями про реакції поділу і тими її особливостями, які так чи інакше накладають свій відбиток на всі сторони життя і побуту складного технічного комплексу, який іменується Атомної Електростанцією.

Подання про розподіл ядра урану-235 в наочних образах дає рис.2.6.

Нейтрон Ядро масою А Збуджений складене ядро \u200b\u200bОсколки поділу

нейтрони ділення

Рис.2.6. Схематичне уявлення про поділ ядра 235 U.

На підставі цієї схеми узагальнене «рівняння» реакції поділу (яке є скоріше логічним, ніж строго математичним) можна записати так:

235 U + 1 n  (236 U) *  (F 1) * + (F 2) * +  5. 1 n + a + b + c + E

- (F 1) * і (F 2) * - символьні позначення збуджених осколківподілу (індексом (*) тут і далі позначаються нестійкі, порушені або радіоактивні елементи); осколок (F 1) * має масу A 1 і заряд Z 1, осколок (F 2) * - масу А 2 і заряд Z 2;

-  5. 1 n позначені  5 нейтронів поділу, що вивільняються в середньому в кожному акті поділу ядра урану-235;

- ,  і  - -частинки, -частинки і -кванти, середні числа яких на акт поділу ядра урану-235 дорівнюють відповідно a, b і c;

    E - середня кількість енергії, що вивільняється в акті поділу.

Підкреслимо ще раз: записане вище вираз не є рівнянням в строгому сенсі цього слова; це скоріше просто зручна для запам'ятовування форма запису, що відображає основні особливості нейтронної реакції поділу:

а) утворення осколків розподілу;

б) утворення нових вільних нейтронів при розподілі, які надалі будемо коротко називати нейтронами ділення;

в) радіоактивність уламків поділу, що обумовлює їх подальші трансформації до більш стійким утворенням, через що виникає ряд побічних ефектів - як позитивних, корисних, так і негативних, які слід обов'язково враховувати при проектуванні, будівництві та експлуатації ядерних реакторів;

г) вивільнення енергії при розподілі - головна властивість реакції поділу, що дозволяє створити енергетичний ядерний реактор.

Кожен з перерахованих вище фізичних процесів, що супроводжує реакцію поділу, грає в реакторі певну роль і має своє практичне значення. Тому познайомимося з ними докладніше.

2.2.1. Освіта осколківподілу. Про одиночному акті поділу ядра можна говорити як про явище до певної міри випадковому, Маючи на увазі, що важке ядро \u200b\u200bурану, що складається з 92 протонів і 143 нейтронів, принципово здатне розділитися на різне число осколків з різними атомними масами. В такому випадку до оцінки можливості поділу ядра на 2, 3 або більше осколків можна підходити з ймовірними мірками. За даними, наведеними в, ймовірність поділу ядра на два осколки становить понад 98%, отже, переважна більшість ділень завершується утворенням саме двох осколків.

Спектроскопічними дослідженнями продуктів поділу встановлено більше 600 якісно різних уламків поділу з різними атомними масами. І тут в уявній випадковості при великому числі ділень відразу виявилася одна загальна закономірність, яку коротко можна сформулювати так:

Імовірність появи осколка певної атомної маси при масовому розподілі конкретного нуклида - величина строго певна, властива цьому нуклідів.

Цю величину прийнято називати питомою виходом осколка , Позначати малої грецькою буквою i (Гамма) з нижнім індексом - символом хімічного елемента, ядром якого є цей осколок, або символом ізотопу.

Наприклад, в фізичних експериментах зафіксовано, що осколок ксенону-135 (135 Xe) при здійсненні кожної тисячі ділень ядер 235 U з'являється в середньому в трьох випадках. Це означає, що питома вихід осколка 135 Xe становить

Xe \u003d 3/1000 \u003d 0.003 від всіх поділів,

і стосовно до одиночного акту поділу ядра 235 U величина  Xe \u003d 0.003 \u003d 0.3% - є ймовірність того, що поділ завершиться утворенням саме осколка 135 Хе.

Наочну оцінку закономірності освіти осколків розподілу різних атомних мас дають криві питомої виходу осколків (рис.2.7).

10

70 80 90 100 110 120 130 140 150 А, а.е.м.

Мал. 2.7. Питомі виходи осколківподілу різних атомних мас

при розподілі ядер 235 U (суцільна лінія) і 239 Pu (штрихова лінія).

Характер цих кривих дозволяє зробити висновок наступне:

а) Атомні маси осколків, що утворюються при діленні, в переважній більшості випадків лежать в межах 70  165 а.е.м. Питома вихід легших і важчих осколків дуже малий (не перевищує 10 -4%).

б) Симетричні ділення ядер (тобто поділу на два осколки рівних мас) вкрай рідкісні: їх питома вихід не перевищує 0.01% для ядер урану-235 і 0.04% - для ядер плутонію-239.

в) Найчастіше утворюються легкі осколки з масовими числами в межах 83 104 а.е.м. і важкі осколки з А \u003d 128  149 а.е.м. (Їх питома вихід становить 1% і більше).

г) Розподіл 239 Pu під дією теплових нейтронів тягне освіту кілька важчих осколків в порівнянні з осколками поділу 235 U.

*) У майбутньому при вивченні кінетики реактора і процесів його отруєння і шлакування нам ще не раз доведеться звертатися до величинам питомих виходів багатьох осколків розподілу при складанні диференціальних рівнянь, що описують фізичні процеси в активній зоні реактора.

Зручність цієї величини полягає в тому, що, знаючи швидкість реакції поділу (число ділень в одиниці об'єму паливної композиції в одиницю часу), нескладно підрахувати швидкість утворення будь-яких осколківподілу, накопичення яких в реакторі так чи інакше впливає на його роботу:

Швидкість генерації i-го осколка \u003d i (Швидкість реакції поділу)

І ще одне зауваження, пов'язане з утворенням осколків розподілу. Генеруються при розподілі осколки поділу мають високими кінетичними енергіями. Передаючи при зіткненнях з атомами середовища паливної композиції свою кінетичну енергію, оскільки ділення тим самим підвищують середній рівень кінетичної енергії атомів і молекул, що відповідно уявленнями кінетичної теорії сприймається нами як підвищення температури паливної композиції або як тепловиділення в ній.

Велика частина тепла в реакторі утвориться саме таким шляхом.

У цьому полягає певна позитивна роль освіти осколків в робочому процесі енергетичного ядерного реактора.

2.2.2. Освіта нейтронів ділення. Ключовим фізичним явищем, що супроводжує процес розподілу важких ядер, є випускання збудженими осколками розподілу вторинних швидких нейтронів, інакше званих миттєвими нейтронамиабо нейтронами ділення.

Значення цього явища (відкритого Ф.Жоліо-Кюрі зі співробітниками - Альбано і Коварская - в 1939 р) незаперечно: саме завдяки йому при розподілі важких ядер з'являються нові вільні нейтрони замість тих, що викликали ділення; ці нові нейтрони можуть взаємодіяти з іншими діляться ядрами в паливі і викликати їх розподілу, супроводжувані випусканням нових нейтронів ділення і т.д.Тобто, завдяки освіті нейтронів поділу, з'являється можливість організувати процес рівномірно наступних у часі один за одним поділів без поставки в паливовмісних середу вільних нейтронів від зовнішнього джерела. У такій поставці, просто кажучи, немає необхідності, Якщо "інструменти", за допомогою яких здійснюються ділення ядер, знаходяться тут же, в цій самій середовищі, В зв'язаному стані в діляться ядрах; для того, щоб "пустити в справу" пов'язані нейтрони, їх треба лише зробити вільними, тобто розділити ядро \u200b\u200bна осколки, а далі - все дороблять самі осколки: в силу їх збудженого стану вони випустять "зайві" нейтрони зі свого складу, що заважають їх стійкості, причому, це станеться за час порядку 10 -15 - 10 -13 с, що збігається по порядку величини з часом перебування складеного ядра в збудженому стані. Це збіг і дало привід для уявлень, що нейтрони ділення з'являються не з пересичених нейтронами збуджених осколківподілу після закінчення поділу, а безпосередньо в той короткий проміжок часу, протягом якого відбувається поділ ядра. Тобто не після акту поділу, а протягом цього акту, немов би одночасно з руйнуванням ядра. З цієї ж причини ці нейтрони часто називають миттєвими нейтронами.

Аналіз можливих комбінацій протонів і нейтронів в стійких ядрах різних атомних мас (згадайте діаграму стійких ядер) і зіставлення їх з якісним складом продуктів поділу показали, що ймовірність утвореннястійких осколків при розподілі дуже мала. А це означає, що переважна більшість осколків народжуються нестабільними і можуть випускати один, два, три або навіть більше "зайвих" для їх стійкості нейтронів поділу, причому, зрозуміло, що кожен певний збуджений осколок повинен випускати своє, строго визначене, число "зайвих" для його стійкості нейтронів ділення.

Але так як кожен уламок при великому числі ділень має строго певний питома вихід, то при певному великому числі ділень число утворилися осколківподілу кожного сорту буде також певним, а, отже, число нейтронів поділу, випущених осколками кожного сорту, буде теж певним, а, значить, певним буде і їх сумарна кількість. Розділивши сумарну кількість отриманих в розподілах нейтронів на число поділок, в яких вони отримані, ми повинні отримати середнє число нейтронів поділу, що випускаються в одному акті поділу, Яке, виходячи з наведених міркувань, має бути також строго визначеним і постійним для кожного сорту нуклідів. Ця фізична константа, що ділиться нукліда і позначена .

За даними 1998 (величина цієї константи періодично уточнюється за результатами аналізу фізичних експериментів в усьому світі) при розподілі під дією теплових нейтронів

Для урану-235 5 = 2.416,

Для плутонію-239 9 = 2.862,

Для плутонію-241 1 \u003d 2.938 і т.д.

Останнє зауваження не зайве: величина константи  істотно залежить від величини кінетичної енергії нейтронів, що викликають ділення і з ростом останньої збільшується приблизно прямо пропорційно Е.

Для двох найбільш важливих нуклідів наближені залежності  (E) описуються емпіричними виразами:

Для урану-235 5 (E) = 2.416 + 0.1337 Е;

Для плутонію-239 9 (E) = 2.862 + 0.1357 E.

*) Енергія нейтронів Е підставляється в [МеВ].

Таким чином, величина константи , розрахована за цим емпіричними формулами, при різних енергіях нейтронів може досягати наступних значень:

Отже, першою характеристикою нейтронів поділу, що випускаються при розподілі конкретних нуклідів, є властиве цим нуклідів середнє число нейтронів поділу, одержуваних в акті поділу.

Факт, що для всіх нуклідів \u003e 1, створює передумову до здійсненності ланцюгової нейтронної реакції поділу. Ясно, що для реалізації самоподдерживающейся ланцюгової реакції поділу необхідно створити умови, щоб один з  одержуваних в акті поділу нейтронів обов'язково викликав наступний розподіл іншого ядра, а інші ( - 1) нейтронів якимось чином виключалися з процесу поділу ядер. В іншому випадку інтенсивність поділів в часі буде лавиноподібно наростати (що і має місце в атомну бомбу).

Оскільки тепер відомо, що величина константи збільшується з ростом енергії викликають ділення нейтронів, виникає закономірне питання: а з якою ж кінетичну енергію народжуються нейтрони ділення?

Відповідь на це питання дає друга характеристика нейтронів поділу, звана енергетичним спектром нейтронів поділу і представляє собою функцію розподілу нейтронів поділу на їхню кінетичним енергій.

Якщо в одиничному (1 см 3) обсязі середовища в певний розглянутий момент часу з'являються n нейтронів поділу всіх можливих енергій, то нормований енергетичний спектр - це функція від величини енергії Е, величина якої при будь-якому конкретному значенні Е показує, яку частину (частку) всіх цих нейтронів складають нейтрони, що володіють енергіями елементарного інтервалу dE поблизу енергії Е. Інакше кажучи, мова йде про висловлення

Розподіл нейтронів ділення по енергіях досить точно описується спектральної функцією Уатта (Watt):

n(E) = 0.4839
, (2.2.2)

графічної ілюстрацією якої служить рис.2.8. на наступній сторінці.

Спектр Уатта показує, що, хоча нейтрони ділення і народжуються з самими різними енергіями, що лежать в дуже широкому інтервалі, найбільше нейтронів мають початкову енергію, рівну Е нв \u003d 0.7104 МеВ, Відповідну максимуму спектральної функції Уатта. За змістом ця величина - найбільш ймовірна енергія нейтронів ділення.

Інша величина, що характеризує енергетичний спектр нейтронів ділення - середня енергія нейтронів ділення , Тобто та величина енергії, яку мав би кожен нейтрон поділу, якби всю сумарну реальну енергію всіх нейтронів поділу порівну розділити між ними:

Е ср \u003d  Е n (E) dE /  n (E) dE (2.2.3)

Підстановка в (2.2.3) вираження (2.2.2) дає значення середньої енергії нейтронів ділення

Е ср \u003d 2.0 МеВ

А це означає, що практично все нейтрони ділення народжуються швидкими (Тобто з енергіями Е > 0.1 МеВ). Але швидких нейтронів з відносно високими кінетичними енергіями народжується мало (менше 1%), хоча відчутну кількість нейтронів поділу з'являється з енергіями до 18 - 20 МеВ.

0 1 2 3 4 5 Е, МеВ

Рис.2.8. Енергетичний спектр нейтронів ділення - спектр Уатта.

Спектри нейтронів ділення для різних нуклідів відрізняються один від одного незначно. Скажімо, для цікавлять нас в першу чергу нуклідів 235 U і 239 Pu величини середніх енергій нейтронів поділу (скориговані за результатами фізичних експериментів):

Е ср \u003d 1.935 МеВ - для 235 U і Е ср \u003d 2.00 МеВ - для 239 Pu

Величина середньої енергії спектра нейтронів поділу зростає зі збільшенням енергії нейтронів, що викликають ділення, але це зростання незначно (По крайней мере, в межах до 10 - 12 МеВ). Це дозволяє не враховувати його і приблизно вважати енергетичний спектр нейтронів ділення єдиним для різних ядерних палив і для різних по спектру (швидких, проміжних і теплових) реакторів.

Для урану-238, незважаючи на пороговий характер його розподілу, спектр нейтронів ділення також практично збігається з виразом (2.2.2), а залежність середнього числа нейтронів поділу 8 від енергії викликають ділення нейтронів - також практично лінійна при енергіях вище порогової ( Е п = 1.1 МеВ):

8 (E) = 2.409 + 0.1389E. (2.2.4)

2.2.3. Радіоактивність осколківподілу. Уже говорилося, що встановлено близько 600 типів осколківподілу, що відрізняються по масі і протонному заряду, і про те, що практично Усе вони народжуютьсясильно збудженими .

Справа ускладнюється ще й тим, що вони несуть в собі значну збудження і після випускання нейтронів ділення. Тому в природному прагненні до стійкості вони і надалі продовжують "скидати" надлишкову понад рівень основного стану енергію до тих пір, поки не буде досягнутий цей рівень.

Цей скидання здійснюється шляхом послідовного випускання осколками всіх видів радіоактивного випромінювання (альфа-, бета- і гамма-випромінювань), причому у різних осколків різні види радіоактивного розпаду протікають в різній послідовності і (в силу відмінності в величинах постійних розпаду ) в різному ступені розтягнуті в часі.

Таким чином, в працюючому ядерному реакторі йде не тільки процес накопичення радіоактивних осколків, а й процес безперервної їх трансформації: Відома велика кількість ланцюжків наступних один за одним перетворень, що призводять в остаточному підсумку до утворення стабільних ядер, але всі ці процеси вимагають різного часу, для одних ланцюжків - дуже невеликого, а для інших - досить тривалого.

Тому радіоактивні випромінювання не тільки супроводжують реакцію поділу в працюючому реакторі, але і довгий час випускаються паливом після його зупинки.

Цей фактор, по-перше, породжує особливий вид фізичної небезпеки - небезпеки опромінення персоналу, обслуговуючого реакторну установку, коротко іменується радіаційною небезпекою. Це змушує конструкторів реакторної установки передбачати оточення її біологічної захистом, розміщувати її в ізольованих від навколишнього середовища приміщеннях і приймати ряд інших заходів по унеможливленню небезпечного опромінення людей і радіоактивного забруднення навколишнього середовища.

По-друге, після зупинки реактора всі види радіоактивного випромінювання, хоча і зменшуються за інтенсивністю, але продовжують взаємодія з матеріалами активної зони і, подібно самим осколках поділу в початковий період їх вільного існування, передають свою кінетичну енергію атомам середовища активної зони, підвищуючи їх середню кінетичну енергію. Тобто в реакторі після його зупинки має місце залишкове тепловиділення .

Нескладно зрозуміти, що потужність залишкового тепловиділення в реакторі в момент зупинки прямо пропорційна кількості осколків, накопичених при роботі реактора до цього моменту, а темп її спаду в подальшому визначається періодами напіврозпаду цих осколків. Зі сказаного випливає інший негативний фактор, обумовлений радіоактивністю осколківподілу - необхідністьтривалогорозхолоджування активної зони реактора після його зупинки з метою зняття залишкових тепловиділень, а це пов'язано з відчутним витрачанням електроенергії та моторесурсу циркуляційного обладнання.

Таким чином, утворення радіоактивних осколків в процесі ділення в реакторі - явище, головним чином, негативний, Але ... немає лиха без добра!

В радіоактивних перетвореннях осколківподілу можна побачити і позитивний аспект, якому ядерні реактори буквально зобов'язані своїм існуванням . Справа в тому, що з величезної кількості уламків поділу є близько 60 типів таких, які після першого -розпаду стають нейтроноактівнимі , Здатними випускати так звані запізнілі нейтрони. Запізнілих нейтронів в реакторі випускається порівняно небагато (приблизно 0.6% від загального числа генеруються нейтронів), проте саме завдяки їхньому існуванню можливо безпечне управління ядерним реактором; в цьому переконаємося при вивченні кінетики ядерного реактора.

2.2.4. Вивільнення енергії при розподілі. Ядерна реакція поділу в фізиці є одним з наочних підтверджень гіпотези А. Ейнштейна про взаємозв'язок маси і енергії, яка стосовно до поділу ядра формулюється так:

Величина вивільняється при розподілі ядра енергії прямо пропорційна величині дефекту мас, причому коефіцієнтом пропорційності в цьому взаємозв'язку є квадрат швидкості світла:

E \u003d mс 2

При розподілі ядра надлишок (дефект) мас визначається як різниця сум мас спокою вихідних продуктів реакції поділу (тобто ядра і нейтрона) і результуючих продуктів поділу ядра (осколківподілу, нейтронів ділення і інших мікрочастинок, що випускаються як в процесі ділення, так і після нього).

Спектроскопічний аналіз дозволив встановити більшість продуктів поділу та їх питомі виходи. На цій основі виявилося не так вже й складно підрахувати приватні величини дефектів мас при різних результатах ділення ядер урану-235, а по ним - розрахувати середню величину вивільненої в одиночному поділі енергії, яка виявилася близькою до

mc 2 \u003d 200 МеВ

Досить порівняти цю величину з вивільненої енергією в акті однією з найбільш ендотермічних хімічних реакцій - реакції окислення ракетного палива (величиною менше 10 еВ), - щоб зрозуміти, що на рівні об'єктів мікросвіту (атомів, ядер) 200 МеВ - дуже велика енергія: Вона щонайменше на вісім порядків величини (в 100 мільйонів разів) більше енергії, одержуваної при хімічних реакціях.

Енергія поділу розсіюється з обсягу, де відбувся розподіл ядра, за посередництвом різних матеріальних носіїв: Осколківподілу, нейтронів поділу, - і -частками, -квантами і навіть нейтрино і антинейтрино.

Розподіл енергії розподілу між матеріальними носіями при розподілі ядер 235 U і 239 Pu приведено в табл.2.1.

Таблиця 2.1. Розподіл енергії ділення ядер урану-235 і плутонію-239 між продуктами поділу.

Носії енергії ділення

Плутонію-239

1. Кінетична енергія осколківподілу

2. Кінетична енергія нейтронів ділення

3. Енергія миттєвих гамма-квантів

4. Енергія -квантів з продуктів поділу

5. Кінетична енергія -випромінювання осколків

6. Енергія антинейтрино

Різні складові енергії ділення трансформуються в тепло неодночасно.

Перші три складові звертаються в тепло за час менше 0.1 с (вважаючи з моменту поділу), а тому і називаються миттєвими джерелами тепловиділення.

- і -випромінювання продуктів поділу випускаються збудженими осколками з самими різними за величиною періодами напіврозпаду (Від декількох часток секунди до декількох десятків діб, якщо брати до уваги тільки осколки з помітним питомою виходом), А тому згадуваний вище процес залишкового тепловиділення, Який якраз і обумовлений радіоактивними випромінюваннями продуктів поділу, може тривати десятки діб після зупинки реактора.

*) За дуже приблизними оцінками потужність залишкового тепловиділення в реакторі після його зупинки знижується за першу хвилину - на 30-35%, після закінчення першої години стоянки реактора вона становить приблизно 30% від потужності, на якій реактор працював до зупинки, а після першої доби стоянки - приблизно 25 відсотків. Ясно, що про зупинку примусового охолодження реактора в таких умовах не може бути й мови, тому що навіть короткочасне припинення циркуляції теплоносія в активній зоні загрожує небезпекою теплового руйнування твелів. Лише після кількох діб примусового розхолоджування реактора, коли потужність залишкового тепловиділення знижується до рівня відводиться за рахунок природної конвекції теплоносія, циркуляційні кошти першого контуру можна зупинити.

Другий практичний для інженера питання: де і яка частина енергії розподілу трансформується в тепло в реакторі? - так як це пов'язано з необхідністю організації збалансованого тепловідведення від різних його внутрішніх частин, оформлених в різні технологічні конструкції.

Паливна композиція, В складі якої знаходяться діляться нукліди, міститься в герметичних оболонках, що перешкоджають виходу утворюються осколків з паливної композиції тепловиділяючих елементів (твелів) в охолоджуючий їх теплоносій. І, якщо осколки поділу в справному реакторі не покидають твелів, ясно, що кінетичні енергії осколків і слабопронікающіх -частинок перетворюються в тепло всередині твелів.

Енергії ж нейтронів ділення і -випромінювання трансформуються в тепло всередині твелів лише частково: Проникаюча здатність нейтронів і -випромінювання породжує винесення Здебільшого їх початкової кінетичної енергії від місць їх народження.

Знання точної величини енергії ділення і її частки отримуваного тепла всередині твелів, має важливе практичне значення, дозволяючи розрахувати іншу практично важливу характеристику, звану питомою об'ємним тепловиділенням в паливі твелів (q v).

Наприклад, якщо відомо, що в 1 см 3 паливної композиції твела за 1 с відбувається R f поділів ядер урану-235, то очевидно: кількість теплової енергії, що генерується щомиті в цьому одиничному обсязі (\u003d теплова потужність 1 см 3 палива), - і є питомий об'ємний тепловиділення (або енергонапряженності) Палива, і ця величина буде дорівнює:

q v = 0.9 . E . R f (2.2.5)

Частка енергії ділення, одержуваної у вигляді тепла поза твелів в активній зоні реактора, залежить від його типу та влаштування і лежить в межах (6  9)% від повної енергії ділення. (Наприклад, у ВВЕР-1000 ця величина приблизно дорівнює 8.3%, а у РБМК-1000 - близько 7%).

Таким чином, частка повного тепловиділення в обсязі активної зони від всієї енергії розподілу становить 0.96  0.99, тобто з технічної ступенем точності збігається з повною енергією ділення.

Звідси - інша технічна характеристика активної зони реактора:

- середня енергонапруженість активної зони(Q v) аз - теплова потужність, що отримується в одиниці об'єму активної зони:

(Q v) аз \u003d (0.96-0.99) E . R fE . R f (2.2.6)

Так як енергія в 1 МеВ в системі СІ відповідає 1.602. 10 -13 Дж, То величина енергонапруженість активної зони реактора:

(Q v) аз  3.204. 10 -11 R f .

Тому, якщо величина середньої за обсягом активної зони енергонапруженість відома, то теплова потужність реактора, Очевидно, буде:

Q p \u003d (Q v) аз. V аз  3.204. 10 -11 . R f . V аз [Вт] (2.2.7)

Теплова потужність реактора прямо пропорційна середньої швидкості

реакції поділу в його активній зоні.

практичне наслідок : Хочете, щоб реактор працював напостійному рівні потужності? - Створіть в ньому такі умови, щоб реакція поділу в його активній зоні протікала з незмінною середньою швидкістю в часі. Потрібно збільшити (зменшити) потужність реактора? - Знайдіть способи відповідного збільшення (або зменшення) швидкості реакції де лення.У цьому - первинний сенс управління потужністю ядерного реактора.

Розглянуті співвідношення і висновки здаються очевидними тільки в найпростішому випадку, коли паливним компонентом в реакторі є один уран-235. Однак, повторивши міркування для реактора з багатокомпонентної паливної композицією, нескладно переконатися в пропорційності середньої швидкості реакції поділу і теплової потужності реактора в найзагальнішому випадку.

Таким чином, теплова потужність реактора і розподіл тепловиділення в його активній зоні пов'язані прямий пропорційної залежністю з розподілом швидкості реакції поділу за обсягом паливної композиції активної зони реактора.

Але зі сказаного також ясно, що швидкість реакції поділу повинна бути пов'язана з кількістю вільних нейтронів в середовищі активної зони, Так як саме вони (вільні нейтрони) викликають реакції поділу, радіаційного захоплення, розсіювання та інші нейтронні реакції. Інакше кажучи, швидкість реакції поділу, енерговиділення в активній зоні і теплова потужність реактора явно повинні бути пов'язані з характеристиками нейтронного поля в його обсязі.