"А.С.Дятлов. Чернобыль: Как это было " - читать интересную книгу автора

времени, через секунды и десятки секунд, - запаздывающие нейтроны. Они
позволяют управлять интенсивностью реакции деления урана и регулировать
мощность реактора. В противном случае существование энергетических реакторов
становилось бы проблематичным - только атомная бомба. Остальная часть
энергии деления - мгновенное ?-излучение, выделяемое непосредственно при
делении, и энергия нейтрино, которую мы никак не улавливаем и не видим.
Обычно в энергетических реакторах используют не природный, а несколько
обогащенный изотопом-235 уран. Но все-таки большая часть -это уран-238 и
потому значительное количество нейтронов поглощается им. Ядро урана-238,
после поглощения нейтрона, неустойчиво и через двойной ?-распад превращается
в химический элемент плутоний-239, также способный делиться при поглощении
тепловых нейтронов, как и уран-235. Свойства плутония как топлива отличаются
от урана и при достаточном его накоплении после длительной работы реактора
несколько изменяют физику реактора. Выброшенный при аварии плутоний также
вносит свою лепту в загрязнение территории. Причем надежды на его распад нет
никакой (период полураспада плутония-239 более 24 тыс. лет), только миграция
вглубь земли. Присутствуют и другие изотопы плутония. Свойства урана-235:
- делиться при поглощении его ядром теплового (с малой энергией)
нейтрона;
- выделять при этом большое количество энергии;
- испускать при делении нейтроны, необходимые для самоподдерживающейся
реакции.
Уран-235 является основой создания атомных энергетических реакторов.
Почти все реакторы АЭС работают на тепловых нейтронах, т.е. нейтронах с
малой кинетической энергией. Нейтроны после деления урана или плутония
претерпевают стадии замедления, диффузии и захвата ядрами топлива и
конструктивных материалов. Часть нейтронов вылетает за пределы активной
зоны - утечка. Одновременно происходит большое количество делений, и,
следовательно, в работающем реакторе всегда в наличии большое количество
нейтронов, составляющих нейтронный поток, нейтронное поле. Выгорание ядер
топлива происходит медленно, и поэтому в достаточно длительный промежуток
времени количество топлива в реакторе можно считать неизменным. Тогда число
поглощенных топливом нейтронов, а при этом и число разделившихся ядер и
количество получаемой энергии, будет прямо пропорционально нейтронному
потоку в активной зоне. Фактически задача операторов сводится к измерению и
поддержанию нейтронного потока согласно требованиям по поддержанию мощности.
Если условно разбить нейтроны деления на последовательные поколения
(условность в следующем - поскольку деление происходит несогласованно, то
это аналогично движению неорганизованной толпы, а не шагам армейской
колонны) с количеством нейтронов No 1, No 2 и так далее, то при равенстве
числа нейтронов каждого поколения мощность реактора будет постоянной, такой
реактор будет называться критичным и коэффициент размножения нейтронов,
равный отношению числа нейтронов последующего поколения к предыдущему, равен
единице. При коэффициенте размножения больше единицы число нейтронов и
мощность непрерывно возрастают - реактор надкритичный. Чем больше
коэффициент размножения, тем больше скорость нарастания мощности, причем
мощность нарастает со временем не линейно, а по экспоненте. В оперативной
работе пользуются, как правило, не величиной коэффициента размножения К, а
величиной так называемой реактивности р , которая при К, незначительно
отличающихся от единицы, с достаточной точностью представляется равной