До сих пор речь шла о тех компонентах энерговыделения в реакторе, которые проявляются практически мгновенно при делении ядер топлива. Помимо этих составляющих необходимо учитывать энерговыделение, связанное с β- и γ-распадом радиоактивных продуктов, возникающих при работе ядерного реактора. Эти продукты появляются, во-первых, при делении ядер топлива в виде осколков деления, а во-вторых, при радиационном захвате нейтронов ядрами топлива, конструкционных материалов, теплоносителя. Главную роль играет радиоактивный распад продуктов деления. Связанное с этим распадом энерговыделение, которое возникает при поглощении β- и γ-излучения материалами активной зоны, называют обычно остаточным. Этим подчеркивается тот факт, что это энерговыделение не исчезает при остановке ядерного реактора, когда деление ядер топлива в нем прекращается. Продукты деления, накопленные до остановки, продолжают распадаться еще длительное время, что создаст энерговыделение, требующее отвода во избежание перегрева реактора. Но слово ’’остаточное” не означает, что эта компонента энерговыделения возникает лишь после остановки реактора. Продукты деления начинают накапливаться сразу же после подъема мощности реактора. Скорость их производства, генерации пропорциональна числу делений в единицу времени, т.е. мощности, а скорость распада - числу радиоактивных ядер в реакторе. Поэтому вначале скорость накопления радиоактивных продуктов превышает скорость их распада, и число распадающихся ядер в реакторе возрастает. Но при достаточно длительной его работе на постоянном уровне мощности число радиоактивных нуклидов постепенно достигает такого уровня, при котором число распадающихся ядер каждого из них становится равным числу вновь возникающих. При этом в реакторе устанавливается стационарный уровень энерговыделения за счет 0- и γ-распада ядер. Этот уровень и определяет максимальное остаточное энерговыделение после остановки реактора. После остановки генерация новых продуктов деления прекращается, а скорость распада накопленных продуктов в первый момент равна стационарному значению. Для того чтобы описать изменение рассматриваемого энерговыделения во времени, нужно в принципе знать все цепочки радиоактивного распада продуктов деления. Однако с большой степенью детализации это в настоящее время невозможно.
Удобнее рассматривать всю совокупность продуктов деления как статистический ансамбль и описывать их радиоактивный распад некоторой yсредненной зависимостью. Такие соотношения получены многими исследователями. Очень удобна известная формула Вей и Вигнера. Эта формула дает усредненную зависимость от времени энергии β- и γ-распада продуктов деления одного ядра в диапазоне от 1 до 105 с после акта деления
(50)
В этой формуле р - энергия, МэВ/c; τ - время, с.
Полученное выражение показывает, что при продолжительной работе реактора на некотором уровне мощности энерговыделение за счет радиоактивного распада продуктов деления растет и достигает 7 % этой мощности. Нужно учитывать, что фактический рост мощности реактора при этом нельзя зафиксировать по току ионизационных камер, который остается постоянным при постоянном потоке нейтронов. Если после такой длительной работы на мощности п0 реактор останавливается, то спад остаточного энерговыделения определяется следующей формулой, вытекающей из (55) при
.
где τн=т - Т - время, отсчитанное от момента остановки реактора.
На рис. 21 построены кривые спада остаточного энерговыделения в реакторе, работавшем до остановки различные промежутки времени на постоянном уровне мощности. Эти кривые хорошо показывают, что в реакторе быстрее накапливаются и выходят на стационарный уровень короткоживущие осколки деления. Поэтому, несмотря на близкие значения исходного остаточного энерговыделения в реакторе, проработавшем в стационарном режиме 1 или 100 ч, по прошествии длительных отрезков времени после остановки реактора разница в энерговыделениях для этих случаев оказывается очень большой.
В заключение нужно сказать несколько слов о распределении остаточного энерговыделения по объему реактора. Кривая относительного распределения этого энерговыделения между ТВС активной зоны и бокового экрана может отличаться от кривой распределения энерговыделения между ТВС в номинальном режиме работы. В первую очередь это относится к ТВС внутренних рядов бокового экрана. Если в ТВС активной зоны мощность энерговыделения на 93 % обусловлена ’’мгновенной” компонентой, связанной с делением урана и плутония, то в боковом экране относительно большую долю имеет компонента, обусловленная радиационным захватом нейтронов ураном-238. Поэтому после срабатывания АЗ и остановки реактора остаточное энерговыделение в боковом экране, отнесенное к его начальной мощности, окажется большим, чем в активной зоне. Внутренние ряды ТВС бокового экрана будут иметь и достаточно большой абсолютный уровень остаточного энерговыделения в связи с высоким нейтронным потоком в этих сборках. Отмеченное обстоятельство необходимо принимать во внимание в расчетах процессов аварийного теплоотвода и при выборе расхода теплоносителя через ТВС экрана.
