ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 11.04.2024
Просмотров: 151
Скачиваний: 0
й конструктивных |
материалах. |
Процесс деления |
схематически |
||||||
можно представить следующей |
реакцией: |
|
|
|
|
||||
|
|
|
А + „ я і - > |
/?! + # 2 + v + |
Q, |
|
|
|
|
где |
А—делящийся |
изотоп; |
о/г1 —нейтрон, |
вызывающий |
деле |
||||
ние; |
Ri, R2 |
— продукты деления (осколки); |
v — нейтроны, |
обра |
|||||
зующиеся |
при |
делении; |
Q — высвобождающаяся |
тепловая |
|||||
энергия. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Возникающие |
при делении |
продукты |
вследствие |
избытка |
|||||
нейтронов |
в их ядрах нестабильны и испытывают |
радиоактив |
|||||||
ные превращения до образования |
устойчивых ядер. Обычно эти |
|||||
превращения реализуются путем |
последовательного (3-распада, |
|||||
сопровождающегося |
в ряде случаев |
у " и з л У ч е н и е м . Процесс |
де |
|||
ления |
происходит |
исключительно |
быстро, |
примерно |
за |
|
Ю-1 2 |
сек [14, 15]. |
|
|
|
|
|
Для количественного рассмотрения образования осколков деления введен термин «выход деления» [14], который выра жается числом делений (%) , приводящих к образованию опре деленного продукта. Так как каждое деление приводит к обра зованию двух асимметричных по массе осколков, то обычно счи тают полный выход деления равным 200%.
На рис. 32 показана зависимость выхода деления при рас щеплении 2 3 5 U , 2 3 3 U и 2 3 9 Р и тепловыми нейтронами от массо вого числа образовавшихся осколков.
Ввиду того что выход деления колеблется в широком диа
пазоне, |
в качестве ординаты на рис. 32 использована логариф |
|||
мическая шкала. Два широких максимума на кривой |
выхода |
|||
массы наблюдаются при Л = 95 и А = 139 и соответствуют |
~ 6 % |
|||
выхода |
продуктов деления. Кривые |
выхода |
массы для 2 3 3 U и |
|
2 3 9 Р'и в |
общем аналогичны кривой |
2 3 S U , хотя |
имеется |
только |
небольшой сдвиг положений максимумов. Анализ этих кривых показывает, что образующиеся продукты деления можно разде
лить на две больших |
группы: продукты с массовыми числами |
|||
от 80 до 110 (легкие) |
и с массовыми |
числами от |
125 до |
155 |
(тяжелые). Образование продуктов с |
массовыми |
числами |
от |
|
110 до 125 менее вероятно. |
|
|
|
|
В результате деления урана в твэлах може,т образоваться до 200 различных нуклидоз, испытывающих дальнейшее радиоак тивное превращение до образования стабильных ядер [16, 17]. В табл. 59 приведены показатели, характеризующие выход наи более важных продуктов деления в типичных реакторных си стемах.
В результате расщепления горючего материала в активном объеме твэлов происходит постепенное накопление стабильных и долгоживущих радиоизотопов (1 4 9 Sm, 1 4 3 Nd, , 0 3 Ra, "Те) с вы соким поперечным сечением захвата нейтронов. Этот процесс получил название «зашлаковывание». Зашлаковывание вызывает
Рис. 32. Выход продуктов деления 2 3 5 U (a), 2 3 3 U (б), 2 3 9 Р и (в) при облучении тепловыми нейтронами [16].
Выход продуктов деления для реакторного топлива
Д е л е н ие |
1 кг 2 |
3 5 U |
тепловыми нейтронами, |
Деление |
1 кг |
горючего (10% |
2 3 >Р и |
+ |
||||||
кампания 300 |
суток, |
выдержка 100 с у |
4- 90% |
2 3 » U ) |
на быстрых нейтронах, |
|||||||||
|
|
ток [ 1 8 ] |
|
|
кампания |
8 5 |
суток, выдержка 15 су |
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ток [ |
19] |
|
|
|
Масса, |
г |
Р-Актив |
у-Эквивалент, |
|
|
|
Й-Актив- |
у -Эквивалент, |
||||||
ность, |
|
Масса, |
г |
|
ность, |
|
||||||||
|
1 О3 |
, мг-экв Ra |
|
|
105 |
мг-экв |
Ra |
|||||||
|
|
103 |
кюри |
|
|
|
|
|
105 кюри |
|
|
|
||
4 |
|
0,5 |
|
|
|
4 |
|
|
|
|
|
|
|
|
10 |
|
|
|
|
|
|
130 |
|
|
|
|
|
|
|
103 |
|
6 |
|
|
|
2,5 |
102 |
|
|
0,06 |
|
|
0,02 |
|
37 |
|
40 |
|
|
|
|
16 |
|
|
2 |
|
|
|
|
37 |
|
1,6 |
|
|
2,5 |
35 |
|
|
5 |
|
|
10 |
|
|
20 |
|
50 |
|
|
|
|
7 |
|
|
3 |
|
|
|
|
93 |
|
150 |
|
|
|
15 |
80 |
|
|
5 |
|
|
2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
22 |
|
|
2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
90 |
|
|
1 |
|
|
|
|
155 |
|
1,4 |
|
|
|
14 |
|
|
0,1 |
|
|
0,05 |
|
|
|
|
|
|
28 |
|
|
|
|
|
|
|
|||
107 |
|
50 |
|
|
|
50 |
82 |
|
|
2 |
|
|
2 |
|
5 |
|
100 |
|
|
|
100 |
5 |
|
|
2 |
|
|
2 |
|
80 |
|
|
|
|
|
|
73 |
|
|
0,2 |
|
|
0,2 |
|
20 |
|
|
|
|
|
|
20 |
|
|
0,3 |
|
|
0,3 |
|
12 |
|
0,015 |
|
|
0,015 |
14 |
|
|
1 |
|
|
1 |
|
|
51 |
|
20 |
|
|
|
15 |
118 |
|
|
|
|
|
1 |
|
|
|
420 |
|
|
|
185 |
|
|
|
25 |
|
|
20 |
|
падение реактивности системы и сокращение кампании реак тора.
Помимо зашлаковывающих осколков конкурентное погло щение нейтронов внутри реактора обусловливают и накапли вающиеся в активном объеме твэлов короткоживущие продукты деления. Процесс накопления в активном объеме твэлов короткоживущих и интенсивно поглощающих нейтроны оскол ков деления получил название «отравление активной зоны».
Отравление в основном зависит от накопления лишь одного изотопа 1 3 5 Хе, обладающего наибольшим сечением поглощения
тепловых нейтронов |
(3,5-106 барн) |
среди всех |
известных |
ядер. |
|
|
|
При нормальной |
работе реактора |
1 3 5 Хе, поглощая нейтро |
|
ны, выгорает и его |
равновесная концентрация в |
горючем |
|
сравнительно невелика. Но после остановки реактора происхо
дит быстрое его |
накопление. Этот эффект |
накопления |
1 3 5 Хе |
|
после |
остановки |
реактора называется «йодной |
ямой» и |
приво |
дит к |
резкому падению реактивности, которая начинает восста |
|||
навливаться только после распада большей части ядер 1 3 5 1 |
[20]. |
|||
§ 3. НАКОПЛЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ В ТВЭЛАХ
Одной из важнейших задач обеспечения радиационной безопасности на ядерных реакторах является надежное удер жание образуемых при их работе огромных количеств радио активных веществ. Суммарная активность продуктов деления
урана в |
энергетических реакторах |
достигает |
значений |
|
107— |
|||||||
!09 кюри |
[21]. Из-за этого |
обстоятельства |
атомные |
реакторы |
||||||||
представляют |
|
собой |
потенциальную |
опасность |
для |
населения |
||||||
прилегающих |
территорий. Удержание продуктов |
деления |
внут |
|||||||||
ри реактора |
осуществляется |
применением |
системы трех |
барье- |
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т а б л и ц а |
60 |
||
Суммарная [^-активность биологически наиболее опасных радионуклидов, |
|
|
||||||||||
образующихся в реакторе |
мощностью 1 кет |
(кюри) |
|
|
|
|
|
|||||
П р о д о л |
|
|
|
Продолжительность выдержки, сутки |
|
|
|
|||||
житель |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ность кам |
0 |
|
20 |
60 |
150 |
|
200 |
360 |
720 |
|
|
1080 |
пании, |
|
|
|
|
||||||||
сутки |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
С т р о н ц и й-89 |
|
|
|
|
|
|||
30 |
12,5 |
|
9,62 |
5,70 |
1,76 |
|
0,92 |
0,11 |
ь ю - |
3 |
1 • 1 0 _ 5 |
|
60 |
20,96 |
|
16,93 |
9,56 |
2,95 |
|
1,53 |
0,19 |
1 , 7 - Ю - 3 1,7-10- |
|||
90 |
26,07 |
|
20,52 |
12,16 |
3,75 |
|
1,95 |
0,241 |
2 , 2 - Ю - 3 2,2 - 10 - |
|||
150 |
33,12 |
|
25,49 |
15,11 |
4,66 |
|
2,42 |
0,30 |
2,7. Ю - 3 |
2,8 - 10 - |
||
200 |
35,73 |
|
27,49 |
16,29 |
5,03 |
|
2,61 |
0,32 |
2,9 - 10 - 3 |
2,9 - 10 - |
||
360 |
38,20 |
|
29,39 |
17,42 |
5,38 |
|
2,80 |
0,34 |
3,1 - ю |
- 3 |
3,2-10- |
|
|
|
|
|
С т р о н ц и й-90 |
|
|
|
|
|
|||
30 |
0,126 |
0,125 |
0,125 |
0,124 |
|
0,123 |
0,121 |
0,117 |
0,113 |
|||
60 |
0,251 |
0,250 |
0,249 |
0,247 |
|
0,246 |
0,242 |
0,234 |
0,226 |
|||
90 |
0,334 |
0,333 |
0,332 |
0,329 |
|
0,328 |
0,323 |
0,312 |
0,301 |
|||
120 |
0,458 |
0,457 |
0,456 |
0,452 |
|
0,450 |
0,443 |
0,428 |
0,414 |
|||
150 |
0,583 |
0,582 |
0,579 |
0,575 |
|
0,572 |
0,563 |
0,544 |
0,526 |
|||
200 |
0,789 |
0,787 |
0,784 |
0,778 |
|
0,774 |
0,762 |
0,737 |
0,712 |
|||
360 |
1,40 |
|
1,40 |
1,39 |
1,38 |
|
1,37 |
1,35 |
1,31 |
|
1,26 |
|
|
|
|
|
Ц е з и й - 1 3 7 |
|
|
|
|
|
|||
30 |
0,104 |
0,104 |
0,104 |
0,103 |
|
0,103 |
0,102 |
0,100 |
0,098 |
|||
60 |
0,156 |
0,156 |
0,155 |
0,154 |
|
0,154 |
0,153 |
0,150 |
0,146 |
|||
90 |
0,212 |
0,212 |
0,212 |
0,211 |
|
0,210 |
0,208 |
0,204 |
0,200 |
|||
150 |
0,465 |
0,464 |
0,464 |
0,461 |
|
0,460 |
0,455 |
0,446 |
0,437 |
|||
200 |
0,568 |
0,568 |
0,567 |
0,563 |
|
0,562 |
0,556 |
0,545 |
0,534 |
|||
360 |
1,08 |
|
1,08 |
1,08 |
1,07 |
|
1,07 |
1,06 |
1,04 |
|
|
1,02 |
|
|
|
|
Б а р и |
й-140 |
|
|
|
|
|
||
30 |
41,76 |
|
14,12 |
1,62 |
0,013 7 - Ю - * |
|
|
|
|
|
||
60 |
49,94 |
|
16,91 |
1,94 |
0,015 8,3-10-* |
|
|
|
|
|
||
90 |
51,56 |
|
17,46 |
2,0 |
0,015 8,6-10-* |
|
|
|
|
|
||
150 |
51,94 |
|
17,59 |
2,02 |
0,016 |
8,7-10-* . |
|
|
|
|
||
200 |
51,96 |
|
17,59 |
2,02 0,016 8,7-10-* |
|
|
|
|
|
|||
360 |
51,96 |
|
17,59 |
2,02 |
0,016 |
8,7-10-* |
|
|
|
|
|
|
ров (оболочка твэла, первый контур, |
внешняя защита реакто |
ра) на пути возможного переноса продуктов деления. |
|
При продолжительном облучении |
и длительной выдержке |
основной вклад в суммарную активность неразделенной смеси продуктов деления составляют те радионуклиды, период полу
распада |
которых |
достаточно |
высок. Сразу после |
остановки |
|
реактора |
ядра с |
периодом |
полураспада |
меньше 0,25 |
времени |
кампании |
будут |
составлять |
более 93% |
суммарной активности, |
|
а ядра с большим периодом полураспада будут давать заметно
меньший вклад. |
При выгорании в реакторе 1 мг 2 3 5 U |
количест |
||||
во выделяемой |
энергии соответствует |
примерно |
1 кет [57]. |
|||
В табл. 60, составленной по работе [17], приведены данные, |
||||||
характеризующие суммарную величину активности |
биологиче |
|||||
ски наиболее опасных радионуклидов, образующихся |
в реакто |
|||||
ре мощностью |
1 кет при |
различных |
условиях |
кампании |
и вы |
|
держки. |
|
|
|
|
|
|
Суммарная |
активность |
продуктов |
ядерного |
деления, |
нака |
|
пливающихся в недрах атомного реактора, в зависимости от продолжительности времени кампании характеризуется данны ми, приведенными в табл. 61.
|
|
|
Т а б л и ц а 61 |
Суммарная |
^-активность |
долгоживущих продуктов деления, образующихся |
|
в реакторе |
мощностью |
1 кет |
(кюри) |
5 I
Кампа ния, су
Продолжительность охлаждения, сутки
0 |
10 |
20 |
60 |
90 |
150 |
200 |
360 |
720 |
1080 |
1 800 |
10 |
319 |
103 |
58,4 |
19,9 |
13,0 |
7,01 |
4,58 |
1,77 |
0,61 |
0,35 |
0,17 |
20 |
422 |
161 |
99,8 |
36,9 |
24,6 |
13,5 |
8,86 |
3,33 |
1,24 |
0,71 |
0,35 |
30 |
480 |
202 |
129 |
51,7 |
35,0 |
19,4 |
12,9 |
4,93 |
1,87 |
1,07 |
0,54 |
60 |
575 |
276 |
190 |
86,6 |
60,6 |
34,4 |
23,0 |
9,20 |
3,57 |
2,04 |
1,02 |
90 |
627 |
321 |
229 |
112 |
79,4 |
46,1 |
31,3 |
12,9 |
5,14 |
2,92 |
1,44 |
120 |
662 |
352 |
258 |
131 |
94,9 |
55,8 |
38,4 |
16,5 |
6,76 |
3,89 |
1,98 |
150 |
687 |
376 |
279 |
146 |
106 |
63,7 |
44,4 |
19,7 |
8,29 |
4,84 |
2,49 |
200 |
717 |
403 |
304 |
165 |
122 |
74,1 |
52,5 |
24,4 |
10,6 |
6,23 |
3,26 |
360 |
763 |
446 |
345 |
197 |
149 |
95,6 |
70,6 |
36,4 |
17,0 |
10,3 |
5,66 |
Из приведенных в табл. 61 данных следует, что по мере уве личения времени работы реактора темп накопления осколков деления постепенно снижается. Это обстоятельство объясняется тем, что с увеличением кампании значение вклада короткоживущих радионуклидов в суммарную активность осколков последо вательно убывает. Таким образом, чем больше времени прора ботал реактор, тем большее количество короткоживущих радио нуклидов успеет распасться к моменту его остановки, и тогда к концу кампании суммарная активность неразделенной смеси