Чому взагалі виникає питання про джерела нейтронів у підкритичному реакторі при розгляді операції пуску?
Відповідно до визначення ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів у реакторі (як відношення чисел нейтронів поколінь, що розглядається, і безпосередньо попереднього) можна уявити собі критичний реактор, в активній зоні якого немає жодного нейтрона. Якщо це так, то і в першому, і в другому, і в третьому, і в усіх наступних поколіннях нейтрони в реакторі з'являтися не повинні:n1 = n2 = n3 = ... = ni = 0.
Якщо в активну зону такого критичного реактора “подати” ззовні бодай один нейтрон, то цей нейтрон відтворюватиметься в будь-якому поколінні: n1 = n2 = n3 = ... = ni = 1.
Якщо вносити послідовно в активну зону реактора 2, 3, 4, ... , і в принципі будь-яке число нейтронів, то активна зона справно відтворюватиме внесене число нейтронів з покоління в покоління, і густина нейтронів у такій (критичній) активній зоні щоразу стабілізуватиметься в часі на рівні, який визначається величиною об'єму активної зони та кількістю внесених у неї нейтронів.
Якщо уявити собі щось на кшталт “нейтронокидача”, що рівномірно вистрілює в активну зону “чергу” з нейтронів, ви можете безпомилково передбачити, що в процесі цієї рівномірної в часі подачі нейтронів в активну зону критичного реактора величина густини нейтронів у самій активній зоні зростатиме за лінійним законом з інтенсивністю, що визначається частотою подачі в неї нейтронів.
Те саме відбуватиметься, якщо джерело нейтронів, незалежне від розмножувальних властивостей самої активної зони, перебуватиме не поза активною зоною, а всередині неї, і принципово неважливо, чи буде це джерело зосереджене в обмеженій частині об'єму активної зони, чи рівномірно розподілене по всьому об'єму активної зони.
З цих простих міркувань, що випливають лише з визначення величини ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів, можна зробити висновок, що коли в активній зоні реактора повністю відсутні джерела нейтронів, то навіть критичний за своїми внутрішніми властивостями реактор працювати не стане. Тим більше не стане працювати без цих так званих запальних нейтронів підкритичний реактор: розмножуватися в активній зоні, простіше кажучи, нічому.
Ось чому питання про те, чи є в активній зоні підкритичного реактора джерела нейтронів, незалежні від реакції поділу, що відбувається в ній, має принципове значення.
Крім того, є ще одна обставина, на яку ми вже звертали увагу під час розмови про поведінку реактора при від'ємних реактивностях: незалежно від величини повідомленої реактору від'ємної реактивності, з розв'язків рівнянь кінетики виходить, що після досить тривалого часу густина нейтронів у реакторі має асимптотично спадати до нуля, чого насправді не відбувається. Що це - хибність самих рівнянь кінетики чи просто якийсь не врахований у них чинник?
Виявилося - останнє. І цей не врахований чинник пов'язаний з наявністю в реакторі різних джерел нейтронів, незалежних від реакції поділу в ньому.
Що це за джерела?
а) Нейтрони космічного випромінювання. Звучить смішно і неправдоподібно, але це так. У складі космічних злив є й нейтронна компонента, а оскільки частина космічного нейтронного випромінювання проходить крізь атмосферу Землі та досягає її поверхні, то частина цих нейтронів, завдяки їхній високій проникній здатності, може потрапляти в активну зону реактора і спричиняти поділи ядер палива. Звісно, складова природного фону нейтронів залежить від місця розташування реактора, ефективності біологічного захисту реактора та ще деяких чинників, але важливим для нас є те, що космічні нейтрони як джерело для підкритичного реактора мають скоріше принципове, ніж практичне значення: в найсприятливіших умовах в активну зону за оцінками можуть проникати лише кілька нейтронів протягом години.
б) Нейтрони спонтанного поділу. Спонтанний поділ було відкрито нашими співвітчизниками К.Петржаком і Г.Флеровим у 1940 році. Спочатку вважали, що нейтрони, які випускаються зі шматків металевого урану та сполук урану, є звичайними нейтронами поділу, одержуваними в поділах ядер урану під дією космічних нейтронів. Проте проведені в глибокій шахті московського метрополітену (під шаром ґрунту близько 100 метрів, що практично виключає потрапляння зливових нейтронів в експериментальне поле) досліди показали, що ті самі шматки урану і в таких самих умовах випускають нейтрони з не меншою інтенсивністю, ніж на поверхні Землі. Оскільки видимих причин для поділу урану ніби не було, цей вид поділу назвали спонтанним (тобто мимовільним) поділом.
Дальші експерименти показали, що швидкість спонтанного поділу підпорядковується тій самій закономірності, що й радіоактивний розпад, тобто пропорційна лише загальній наявній у даний момент часу кількості спонтанно-подільних ядер. Зокрема, для двох найважливіших для нас ізотопів урану (235U і 238U) ця закономірність записується як:
dN5 / dt = - λ5сп N5(t) і dN8 /dt = - λ8сп N8(t) (13.1)
Дослідження виявили одну дивну особливість: величина сталої спонтанного поділу для 235U (λ5сп ≈ 1.156 . 10 - 25 с-1) виявилася приблизно в 24 рази меншою, ніж стала спонтанного поділу 238U (λ8сп ≈ 2.745 . 10-24 с -1), хоча переріз “звичайного” (вимушеного) поділу 235U у багато разів більший, ніж у 238U.
Елементарний підрахунок показує, що в кожному кілограмі природного урану відбувається всього 23 спонтанні поділи за одну годину. У реакторі із завантаженням в активну зону 80 т урану щосекунди випускається приблизно 1070 спонтанних нейтронів. З цих цифр можна зробити висновок, що спонтанний поділ - потужніше джерело нейтронів у підкритичному реакторі, ніж нейтрони космічного випромінювання, але для великої активної зони – джерело досить слабке.
в) Нейтрони, що випускаються в реакторі в реакціях (α, n), (γ, n) і (n,2n). В активній зоні енергетичного реактора після порівняно нетривалої його роботи накопичуються в твелах значні кількості α- і γ-активних уламків поділу, що характеризуються різними за величиною періодами напіврозпаду, а, отже, такими, що тривало продовжують випромінювати a-частинки і γ-кванти, які спричиняють зазначені вище типи ядерних реакцій з ядрами палива та деякими іншими уламками поділу і продуктами їхніх радіоактивних трансформацій. Тому в активній зоні зупиненого після роботи підкритичного реактора завжди є розосереджені по об'єму його твелів джерела нейтронів, причому значно потужніші, ніж спонтанний поділ. Це джерело відсутнє в реакторі на початку кампанії, через що, як побачимо далі, для забезпечення безпечного пуску реактора при фізичному пуску у свіжозавантажену активну зону доводиться опускати штучні джерела нейтронів. Але для забезпечення безпечного експлуатаційного пуску в довільний момент кампанії потужності цього джерела виявляється достатньо.
Отже, в активній зоні підкритичного реактора завжди є природні джерела нейтронів, що діють незалежно від розмножувальних властивостей активної зони. Попри те, що ці джерела є малопотужними, вони роблять принципово можливим пуск реактора без використання спеціальних штучних джерел нейтронів.
Відповідно до визначення ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів у реакторі (як відношення чисел нейтронів поколінь, що розглядається, і безпосередньо попереднього) можна уявити собі критичний реактор, в активній зоні якого немає жодного нейтрона. Якщо це так, то і в першому, і в другому, і в третьому, і в усіх наступних поколіннях нейтрони в реакторі з'являтися не повинні:n1 = n2 = n3 = ... = ni = 0.
Якщо в активну зону такого критичного реактора “подати” ззовні бодай один нейтрон, то цей нейтрон відтворюватиметься в будь-якому поколінні: n1 = n2 = n3 = ... = ni = 1.
Якщо вносити послідовно в активну зону реактора 2, 3, 4, ... , і в принципі будь-яке число нейтронів, то активна зона справно відтворюватиме внесене число нейтронів з покоління в покоління, і густина нейтронів у такій (критичній) активній зоні щоразу стабілізуватиметься в часі на рівні, який визначається величиною об'єму активної зони та кількістю внесених у неї нейтронів.
Якщо уявити собі щось на кшталт “нейтронокидача”, що рівномірно вистрілює в активну зону “чергу” з нейтронів, ви можете безпомилково передбачити, що в процесі цієї рівномірної в часі подачі нейтронів в активну зону критичного реактора величина густини нейтронів у самій активній зоні зростатиме за лінійним законом з інтенсивністю, що визначається частотою подачі в неї нейтронів.
Те саме відбуватиметься, якщо джерело нейтронів, незалежне від розмножувальних властивостей самої активної зони, перебуватиме не поза активною зоною, а всередині неї, і принципово неважливо, чи буде це джерело зосереджене в обмеженій частині об'єму активної зони, чи рівномірно розподілене по всьому об'єму активної зони.
З цих простих міркувань, що випливають лише з визначення величини ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів, можна зробити висновок, що коли в активній зоні реактора повністю відсутні джерела нейтронів, то навіть критичний за своїми внутрішніми властивостями реактор працювати не стане. Тим більше не стане працювати без цих так званих запальних нейтронів підкритичний реактор: розмножуватися в активній зоні, простіше кажучи, нічому.
Ось чому питання про те, чи є в активній зоні підкритичного реактора джерела нейтронів, незалежні від реакції поділу, що відбувається в ній, має принципове значення.
Крім того, є ще одна обставина, на яку ми вже звертали увагу під час розмови про поведінку реактора при від'ємних реактивностях: незалежно від величини повідомленої реактору від'ємної реактивності, з розв'язків рівнянь кінетики виходить, що після досить тривалого часу густина нейтронів у реакторі має асимптотично спадати до нуля, чого насправді не відбувається. Що це - хибність самих рівнянь кінетики чи просто якийсь не врахований у них чинник?
Виявилося - останнє. І цей не врахований чинник пов'язаний з наявністю в реакторі різних джерел нейтронів, незалежних від реакції поділу в ньому.
Що це за джерела?
а) Нейтрони космічного випромінювання. Звучить смішно і неправдоподібно, але це так. У складі космічних злив є й нейтронна компонента, а оскільки частина космічного нейтронного випромінювання проходить крізь атмосферу Землі та досягає її поверхні, то частина цих нейтронів, завдяки їхній високій проникній здатності, може потрапляти в активну зону реактора і спричиняти поділи ядер палива. Звісно, складова природного фону нейтронів залежить від місця розташування реактора, ефективності біологічного захисту реактора та ще деяких чинників, але важливим для нас є те, що космічні нейтрони як джерело для підкритичного реактора мають скоріше принципове, ніж практичне значення: в найсприятливіших умовах в активну зону за оцінками можуть проникати лише кілька нейтронів протягом години.
б) Нейтрони спонтанного поділу. Спонтанний поділ було відкрито нашими співвітчизниками К.Петржаком і Г.Флеровим у 1940 році. Спочатку вважали, що нейтрони, які випускаються зі шматків металевого урану та сполук урану, є звичайними нейтронами поділу, одержуваними в поділах ядер урану під дією космічних нейтронів. Проте проведені в глибокій шахті московського метрополітену (під шаром ґрунту близько 100 метрів, що практично виключає потрапляння зливових нейтронів в експериментальне поле) досліди показали, що ті самі шматки урану і в таких самих умовах випускають нейтрони з не меншою інтенсивністю, ніж на поверхні Землі. Оскільки видимих причин для поділу урану ніби не було, цей вид поділу назвали спонтанним (тобто мимовільним) поділом.
Дальші експерименти показали, що швидкість спонтанного поділу підпорядковується тій самій закономірності, що й радіоактивний розпад, тобто пропорційна лише загальній наявній у даний момент часу кількості спонтанно-подільних ядер. Зокрема, для двох найважливіших для нас ізотопів урану (235U і 238U) ця закономірність записується як:
dN5 / dt = - λ5сп N5(t) і dN8 /dt = - λ8сп N8(t) (13.1)
Дослідження виявили одну дивну особливість: величина сталої спонтанного поділу для 235U (λ5сп ≈ 1.156 . 10 - 25 с-1) виявилася приблизно в 24 рази меншою, ніж стала спонтанного поділу 238U (λ8сп ≈ 2.745 . 10-24 с -1), хоча переріз “звичайного” (вимушеного) поділу 235U у багато разів більший, ніж у 238U.
Елементарний підрахунок показує, що в кожному кілограмі природного урану відбувається всього 23 спонтанні поділи за одну годину. У реакторі із завантаженням в активну зону 80 т урану щосекунди випускається приблизно 1070 спонтанних нейтронів. З цих цифр можна зробити висновок, що спонтанний поділ - потужніше джерело нейтронів у підкритичному реакторі, ніж нейтрони космічного випромінювання, але для великої активної зони – джерело досить слабке.
в) Нейтрони, що випускаються в реакторі в реакціях (α, n), (γ, n) і (n,2n). В активній зоні енергетичного реактора після порівняно нетривалої його роботи накопичуються в твелах значні кількості α- і γ-активних уламків поділу, що характеризуються різними за величиною періодами напіврозпаду, а, отже, такими, що тривало продовжують випромінювати a-частинки і γ-кванти, які спричиняють зазначені вище типи ядерних реакцій з ядрами палива та деякими іншими уламками поділу і продуктами їхніх радіоактивних трансформацій. Тому в активній зоні зупиненого після роботи підкритичного реактора завжди є розосереджені по об'єму його твелів джерела нейтронів, причому значно потужніші, ніж спонтанний поділ. Це джерело відсутнє в реакторі на початку кампанії, через що, як побачимо далі, для забезпечення безпечного пуску реактора при фізичному пуску у свіжозавантажену активну зону доводиться опускати штучні джерела нейтронів. Але для забезпечення безпечного експлуатаційного пуску в довільний момент кампанії потужності цього джерела виявляється достатньо.
Отже, в активній зоні підкритичного реактора завжди є природні джерела нейтронів, що діють незалежно від розмножувальних властивостей активної зони. Попри те, що ці джерела є малопотужними, вони роблять принципово можливим пуск реактора без використання спеціальних штучних джерел нейтронів.