При работе реактора на мощности его активная зона является источником нейтронов и γ-излучения. Другие виды излучения, образующиеся в активной зоне, не выходят за ее пределы и поэтому здесь не рассматриваются. Активная зона остановленного реактора является в основном источником y-излучения.
Источники нейтронов в активной зоне работающего реактора можно подразделить на четыре группы: 1) мгновенные нейтроны, т. е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер горючего; 2) запаздывающие нейтроны — испускаются сильновозбужденными ядрами осколков деления; 3) нейтроны активации — испускаются при радиоактивном распаде продуктов некоторых ядерных реакций; 4) фотонейтроны— образуются в результате (7, л)- реакций на некоторых ядрах.
С точки зрения радиационной безопасности основным источником является первый.
Источники γ-излучения работающего реактора более многочисленны и подразделяются на следующие группы: 1) мгновенное излучение, т. е. y-излучение, сопровождающее процесс деления; 2) излучение короткоживущих продуктов деления, большая часть y-излучения этой группы испускается в первые 10 мин после деления; 3) излучение долгоживущих продуктов деления — испускаются за время, большее 10 мин после деления; 4) захватное излучение, т. е. y-излучение, сопровождающее (л, 7)-реакции; 5) излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов; 6) излучение, сопровождающее (п, р)-, (гг, а)-реакции; 7) излучение продуктов активации; 8) излучение, сопровождающее аннигиляцию позитронов; 9) тормозное излучение, т. е. y-излучение, образующееся при торможении β-частиц в активной зоне.
Основными источниками y-излучения работающего реактора следует считать первый, второй и четвертый.
Источниками y-излучения остановленного реактора являются те же группы, что и работающего, за исключением первого, второго, четвертого и пятого; основным из них является третий.
4.2.1. Источники нейтронов.
Мгновенные нейтроны образуются практически одновременно с делением ядра. Среднее число мгновенных нейтронов при делении 235U, 233U и 239U равно 2,5±0,03, 2,47±0,03 и 2,9±0,04 соответственно. Запаздывающие нейтроны образуются в количестве, существенно меньшем (0,007—0,002 нейтр./деление), и испускаются некоторыми продуктами деления с периодами полураспада 0,18—54,5 с.
Энергетическое распределение мгновенных и запаздывающих нейтронов вместе описывается различными эмпирическими формулами, но чаще формулой
(4.2.1)
где S (Еп) — количество нейтронов в интервале энергии от Еп до Еп-\- + dEn; Еп — энергия нейтронов, МэВ. В области энергий от 4 до 12 МэВ — наиболее интересной и важной с точки зрения защиты —
спектр нейтронов деления можно описать простой экспонентой:
погрешность этого соотношения не более 15%.
Для наших целей часто полезно знать так называемый интегральный спектр нейтронов деления, т. е. количество нейтронов в спектре нейтронов деления (4.3.1) с энергией, превышающей Еп:
Рис. 4.7. Спектр нейтронов деления
(4.2.2)
Рис. 4.8. Интегральный спектр нейтронов деления
Для практической работы спектр нейтронов деления (рис. 4.7) и интегральный спектр нейтронов деления (рис. 4.8) представляют в виде таблиц, в которых S (Еп) и % (£„) нормированы на единицу. Наиболее вероятная энергия нейтронов деления 0,6—0,8 МэВ, а средняя — 2 МэВ, максимальная принимается равной 12 МэВ.
Распределение удельной мощности источников нейтронов деления в активной зоне реактора описывается соотношением
(4.2.3)
где ф (г, Еп) — плотность потока нейтронов с Е'п в точке г активной зоны; v — среднее число нейтронов, образующихся в одном акте деления;
— макроскопическое сечение деления в точке г активной зоны.
В результате взаимодействия нейтронов, образовавшихся при делении ядрами элементов, входящих в состав активной зоны (упругое и неупругое рассеяние, поглощение, деление), спектр нейтронов деления деформируется и приобретает вид, показанный на рис. 4.9. В области энергий, соответствующих группе быстрых нейтронов, он практически не отличается от спектра нейтронов деления, в промежуточной области энергий — это спектр замедляющихся нейтронов, т. е. 1 /£п- спектр,ав тепловой и надтепловой областях энергии — спектр Максвелла. Естественно, что на рис. 4.9 показан принципиальный вид спекра, реальный зависит от состава активной зоны и информацию о нем, так же как и о спектре нейтронов утечки из активной зоны и их количество (плотности потока нейтронов на поверхности активной зоны), можно получить из результатов расчета физических характеристик активный зоны.
Рис. 4.9. Спектр нейтронов в активной зоне ядерного реактора
Полная плотность потока нейтронов с поверхности сферической активной зоны может быть определена по формуле
(4.2.4)
(4.2.4а)
где 3,1 10+13 — число делений на 1 кВт мощность реактора; W — мощность реактора; 5 — поверхность активной зоны; — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне; Sv — объемная плотность быстрых нейтронов в активной зоне реактора; 23 выв — сечение выведения (см. § 3.2.2).
Некоторые ядра, например Be, D, при взаимодействии с жесткими y-квантами могут испускать нейтроны. Их называют фотонейтронами. Однако вероятность этих реакций невелика, реакции эти пороговые, количество y-квантов с энергией, превышающей порог, сравнительно невелико, поэтому факт образования фотонейтронов с позиций радиационной безопасности можно не рассматривать.
4.2.2. Источники γ-излучения.
Мгновенное γ-излучение сопровождает процесс деления. Из полного количества энергии, выделяющейся при одном делении, на его долю приходится 7,2—7,5 МэВ. Испускается эта энергия как несколькими, так и одним у-квантом. Энергетическое распределение мгновенного γ-излучения описывается соотношением
(4.2.5)
где Еу — энергия v-квантов, МэВ.
γ-излучение короткоживующих продуктов деления образуется в количестве (на одно деление), близком к количеству мгновенных у- квантов, и имеет одинаковое с ним энергетическое распределение:
(4.2.6)
Следовательно, суммарное энергетическое распределение первых двух источников y-излучения
(4.2.7)
Захватное y-излучение, как отмечалось, образуется в результате захвата нейтронов, главным образом тепловых, ядрами элементов, входящих в состав активной зоны (топливо, замедлитель, теплоноситель, конструкционные материалы). Спектр захватного y-излучения для ядра одного элемента линейчатый, поэтому энергетическое распределение захватного γ-излучения в активной зоне реактора зависит от ее состава. Максимальная энергия y-квантов захватного излучения составляет примерно 10 Мэв. Для примера на рис. 4.10 показано энергетическое распределение y-излучения из активной зоны исследовательского реактора (замедлитель и теплоноситель — вода, основной конструкционный материал — алюминий). На фоне непрерывного распределения, описываемого соотношением (4.2.7), видны 7-линии захватного излучения.
Активационное y-излучение — это y-излучение радиоактивного распада ядер, образовавшихся в результате захвата нейтронов стабильными ядрами материалов активной зоны. Энергетическое распределение активационного y-излучения определяется составом материалов активной зоны. При работе реактора на мощности обычно в качестве источника γ-излучения рассматривают нуклид 16N, образующийся по реакции “О (я, р) 16N и испускающий y-кванты с энергией 8,87 (~1%), 7,11 МэВ (5%) и 6,13 МэВ (69%). Период полураспада 16N равен 7,11 с.
’ Удельную мощность двух первых источников y-излучения легко определить, если учесть, что энергетическое распределение (4.2.7) нормировано на одно деление. Удельная мощность источников захватного y-излучения рассчитывается по формуле
(4.2.8)
где
— сечение радиационного захвата нейтронов t-м элементом материала активной зоны; S3 (£v) — спектр захватного y-излучения i-го элемента; суммирование выполняется по всем элементам, захват нейтронов которыми приводит к образованию y-излучения.
Рис. 4.10. Спектр y-излучения из активной зоны ядерного реактора:
------ —-------- спектр мгновенного γ-излучения
Удельная мощность источников активационного y-излучения определяется аналогичным соотношением, в котором
заменяется сечением активаций, а 
— спектром, сопровождающим радиоактивный распад активированных ядер.
Плотность потока y-квантов на поверхности активной зоны вычисляют как выход y-квантов из источника излучения с самопоглощением, т. е. с учетом того, что на пути от места образования до поверхности активной зоны y-квант может взаимодействовать с материалами активной зоны (см. § 5.3).
Остальные перечисленные ранее источники y-квантов в активной зоне играют существенно меньшую роль в формировании поля y-излучения как в самой активной зоне, так и за ее пределами и при рассмотрении работающего реактора их можно не учитывать.
4.2.3. Излучение остановленного реактора.
Поскольку состав продуктов деления в активной зоне остановленного реактора зависит только от времени работы реактора на мощности t и времени, прошедшего после останова реактора т, а их содержание — от мощности реактора, то мощность источников γ-излучения (долгоживущих продуктов деления) может быть вычислена заранее для различных t и т при условной, например единичной, мощности реактора. Такие расчеты проделаны, и результаты оформлены в виде таблиц или графиков (рис, 4 11), на которых приведены значения мощности источников γ-излучения (МэВ/с) у-квантов нескольких (обычно семи) энергетических групп в зависимости от т при разных t. Приняты следующие значения границ энергетических групп: I) 0,1—0,4 МэВ, II) 0,4—0,9, III) 0,9—1,35, IV) 1,35— 1,8, V) 1,8—2,2, VI) 2,2—2,6 и VII) более 2,6 МэВ. Этих данных вполне достаточно, чтобы, например, определить плотность потока γ-излучения той или иной энергетической группы на поверхности активной зоны. Плотность потока γ-излучения определяют с учетом их возможного поглощения в источнике, т. е. в активной зоне.
Рис. 4.11. Плотность потока энергии Y-излучения из активной зоны остановленного реактора
Для некоторых задач радиационной безопасности необходимы данные об активационном γ-излучении, т. е. γ-излучении конструкционных и других материалов активной зоны, в которых образовались радиоактивные нуклиды после рблучения нейтронами. Расчет мощности источников активационного γ-излучения выполняют так же, как и расчет мощности источников захватного γ-излучения, т. е. по формуле (4.2.8) с заменой сечения радиационного захвата на сечение активации и спектра захватного γ-излучения на спектр, сопровождающий распад образовавшегося t-ro нуклида.
Другие источники γ-излучения, существующие в активной зоне остановленного реактора, обычно не рассматриваются, так как их вклад в плотность потока γ-излучения, например, на поверхности активной зоны невелик.
Если в активной зоне реактора в значительных количествах присутствуют Be или D, то активная зона остановленного реактора является источником фотонейтронов. Мощность этих источников определяется соотношением
(4.2.9)
где ф (г, Еу) — энергетический спектр γ-излучения в точке г активной зоны; 2 у п) (Еу) — сечение образования фотонейтронов ; Еу — энергетический порог образования фотонейтронов. Плотность потока фотонейтронов на поверхности активной зоны определяют как выход из источника с самопоглощением.
