Параметры облучения в ядерных реакторах

 

В настоящее время во всём мире эксплуатируются ядерные реакторы разного назначения – стационарные и транспортные энергетические реакторы, реакторы для космических объектов, исследовательские реакторы. Они отличаются видом ядерного топлива, схемами компоновки, материалами замедлителя и отражателя. Однако все они основаны на использовании управляемой реакции деления ядра ряда изотопов тяжёлых трансурановых элементов семейства актиноидов (U²³⁵, U²³⁸, Pu²³⁹) и являются мощными источниками излучения нейтронов, g-квантов, a- и b-частиц.

Нейтроны образуются при делении ядер топлива (нейтроны деления или мгновенные нейтроны) и испускаются сильно возбуждёнными осколками деления (запаздывающие нейтроны). При делении атомов урана образуется в среднем 2,5 нейтрона на один делящийся атом. Спектр деления характеризуется вероятностью S(E) пребывания с энергией Е: S(E) = 0,484sh(2E)^1/2exp(-E). Наиболее вероятная энергия Е нейтронов деления – 0,6-0,8 МэВ, средняя – 2 МэВ, максимальная – 18 МэВ. При каждом делении выделяется около 200 МэВ тепловой энергии.

Энергетический спектр нейтронов активной зоны реактора под влиянием взаимодействия с конструкционными материалами, замедлителем и отражателем существенно изменяется в сторону увеличения доли нейтронов с меньшей энергией, становится более “мягким” по сравнению с “жёстким” спектром нейтронов деления. Характеризуя особенности спектра, выделяют тепловые (Е £ 0,215 эВ), быстрые (Е от 0,1 МэВ и выше) и промежуточные нейтроны. В спектре нейтронов в активной зоне реакторов на тепловых нейтронах преобладают тепловые нейтроны. В реакторах на быстрых нейтронах “смягчение” спектра выражено в меньшей степени.

Непрерывный спектр нейтронов для упрощения расчётов заменяют линейчатым, разбивая его на 26 групп, которым приписывают определённые характеристики. При необходимости последнюю группу тепловых нейтронов в свою очередь разбивают на подгруппы.

Количество нейтронов, воздействующих на материалы, характеризуют плотностью (флаксом) их потока и интегральным потоком (флюенсом). Флакс и флюенс нейтронов равны количеству нейтронов, проходящих через единицу поверхности в единицу времени, в первом случае, и за время облучения, во втором. Выражаются они в н/м²с, н/см²с или в н/м², н/см², соответственно. Зачастую указываются флакс и флюенс нейтронов определённой энергетической группы.

В табл. 5 приведены данные по полному флаксу Ф_п нейтронов и по флаксу Ф_бн быстрых, с Е>0,1 МэВ, нейтронов в широко используемых в России водо-водяных энергетических реакторах ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и некоторых исследовательских реакторах ФГУП “ГНЦ РФ НИИАР”.

При делении ядер топлива, дальнейшем распаде продуктов деления и захвате нейтронов материалами активной зоны реактора образуется g-излучение, энергетическое распределение которого описывается зависимостью S(E_g) = 14,0 exp(-1,1E_g), где E_g - энергия g-квантов, S(E_g) – вероятность состояния с энергией E_g. В целом активная зона характеризуется непрерывным g-спектром, спадающим с увеличением энергии, с отдельными пиками захватного излучения. Спектр и в этом случае обычно разбивают на 5 – 7 групп. Плотность потока g-квантов в активной зоне ядерного реактора может составить 5×10¹⁵ 1/см²с и более.

Таблица 5

Плотности потока нейтронов в реакторах типа ВВЭР

и исследовательских реакторах БОР-60, СМ и РБТ-6

 

 

Реактор	Ф п, н/см^2с	Ф б.н., н/см^2с	К, сна/ч	qG, Вт/г
ВВЭР- 1000	(3,1–3,7)10^14	(1,6–1,9)10^14	(4,0–4,7)10^-4	16-20^*
ВВЭР-440	2,4×10^14	1,2×10^14	3,1×10^-4	12^*
БОР-60	(1–3)10^15	(0,6–2)10^15	(1–3) 10^-4	2-5
СМ	10^14– 4×10^15	10^13– 2×10^15	2×10^-5–5×10^-3	1,3–40
РБТ-6	(0,5–1,4)10^14	(0,3–8)10^13	4×10^-5–10^-4	0,5–1,4

^*- оценочные значения

 

Помимо этого, на конструкционные материалы активной зоны воздействуют заряженные частицы, образующиеся при передаче атомам энергии выше порога ионизации, и электроны (b-частицы), возникающие при ядерных реакциях и при взаимодействии g-квантов с атомами.

Таким образом, эксплуатация ядерных реакторов сопряжена с воздействием на конструкционные материалы нового существенного фактора - радиационного облучения. Этот фактор настолько важен и специфичен, что привёл к возникновению отдельных направлений в материаловедении и физике твёрдого тела – радиационного материаловедения и физики радиационных повреждений.