Распределение энергии деления ядра при делении его тепловыми нейтронами

Материальные носители энергии	Энергетический вклад
	МэВ	%
1. Кинетическая энергия осколков деления	166	81,26
2. Кинетическая энергия нейтронов деления	4,9	2,4
3. Энергия мгновенных -квантов	7,2	3,52
4. Энергия -квантов из продуктов деления	7,2	3,52
5. Кинетическая энергия -излучения осколков	9,0	4,4
6. Энергия антинейтрино	10,0	4,9
Итого:	204,3	100

Наряду с осколками деления малый свободный пробег ( 1 мм) имеют -частицы. Поэтому их энергия почти полностью идет на повышение температуры топлива. В отличие от осколков и -частиц нейтроны и -кванты имеют значительные пробеги в веществе, вследствие чего их энергия рассеивается и трансформируется в тепло во всем объёме реактора и даже в его биологической защите.

Нейтроны деления теряют свою энергию в результате упругих и неупругих столкновений с ядрами материалов реактора и биологической защиты. Этот процесс продолжается вплоть до радиационного захвата замедляющихся или замедлившихся до теплового уровня нейтронов. Радиационный захват сопровождается -излучением, которое также поглощается материалами реактора и биологической защиты с выделением тепла. Таким образом, около 90 % полной энергии деления выделяется в топливе, а менее 10 % рассеивается в материалах реактора и биологической защиты. мгновенные -кванты выделяют энергию деления в виде тепла за время, не превышающее среднего времени жизни поколения нейтронов, они называются мгновенны

Ввиду того, что ядра-осколки, нейтроны деления и ми источниками энергии. Генерируемую ими мощность называют нейтронной мощностью (W_H). Доля энергии, выделяемой мгновенно, составляет около 93 %. Остальные 7 % энергии деления генерируется постепенно в результате радиоактивных распадов нестабильных ядер-осколков. Энергия радиоактивных распадов распределяется между -частицами и нейтрино. Мощность, генерируемую ими называют мощностью остаточного тепловыделения (W_). То есть тепловая мощность работающего реактора (Q_p) в любой момент времени равна сумме нейтронной мощности и мощности остаточного тепловыделения:

Q_P = N_n + W_.

Мощность остаточного тепловыделения зависит только от количества накопленных в активной зоне осколков деления и типа их радиоактивности.

Так как количество радиоактивных ядер с течением времени уменьшается по экспоненциальному закону (в зависимости от периода их полураспада), то остаточное тепловыделение с течением времени с момента останова реактора, убывает. Не все цепочки распада достаточно изучены, поэтому для определения W_ применяют специальные приближенные методики.

Остаточное тепло необходимо отводить некоторое время после останова реактора, чтобы не разрушить топливные элементы. По этой же причине необходимо отводить тепло в хранилищах отработавших сборок или объектах типа чернобыльского объекта «Укрытие».

Часть высвобождающейся при делении энергии переходит в энергию возбуждения осколков деления. Энергия возбуждения каждого осколка значительно больше энергии связи нейтрона в этом ядре. Поэтому при переходе в основное (устойчивое) энергетическое состояние ядра-осколки испускают вторичные быстрые нейтроны (нейтроны деления) и -кванты. При каждом акте деления ядра испускаются (23) нейтрона деления. Число освобождающихся нейтронов в различных актах деления различно, но среднее число нейтронов, приходящихся на одно деление, для каждого делящегося изотопа одинаково. В некоторых случаях при делении ядра испускается 1, 2, 3 или даже больше нейтронов, в других (правда, редких) случаях испускание нейтронов может не происходить, поэтому их среднее число , приходящееся на один акт деления, не является целым. Количество нейтронов зависит от энергии возбуждения. Среднее число вторичных нейтронов, испускаемых на один акт деления, определялось экспериментально и представлено в табл. 8. 2.

Таблица 8.2