Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Таблетка РИТЭГ светится красным из-за тепла, выделяемого при радиоактивном распаде диоксида плутония-238 , после испытания на теплоизоляцию.

Остаточное тепло - это тепло, выделяющееся в результате радиоактивного распада . Это тепло образуется в результате воздействия излучения на материалы: энергия альфа- , бета- или гамма-излучения преобразуется в тепловое движение атомов.

Тепловой распад происходит естественным образом в результате распада долгоживущих радиоизотопов, которые изначально присутствуют при образовании Земли.

В ядерной реакторной технике остаточное тепло продолжает генерироваться после того, как реактор был остановлен (см. SCRAM и ядерные цепные реакции ) и производство электроэнергии было приостановлено. Распад короткоживущих радиоизотопов [ необходим пример ], образовавшихся при делении, продолжается на большой мощности в течение некоторого времени после отключения . [1] Основной источник производства тепла в недавно остановленном реакторе связан с бета-распадом новых радиоактивных элементов, недавно образовавшихся из осколков деления в процессе деления.

Количественно в момент остановки реактора остаточное тепло от этих радиоактивных источников все еще составляет 6,5% от предыдущей мощности активной зоны, если реактор имел долгую и стабильную историю мощности . Примерно через 1 час после выключения остаточное тепло составит около 1,5% от предыдущей мощности ядра. Через сутки тепловыделение упадет до 0,4%, а через неделю будет всего 0,2%. [2] Поскольку радиоизотопы всех длин половины жизни присутствуют в ядерных отходов , достаточно тепла распада продолжает производиться в отработанных топливных стержней , чтобы требовать от них , чтобы провести как минимум один год и более , как правило , от 10 до 20 лет, в отработанном топливе бассейнводы перед дальнейшей обработкой. Однако тепло, произведенное за это время, по-прежнему составляет лишь небольшую часть (менее 10%) тепла, произведенного в первую неделю после останова. [1]

Если никакая система охлаждения не работает для отвода остаточного тепла из поврежденного и недавно остановленного реактора, остаточное тепло может привести к тому, что активная зона реактора достигнет небезопасных температур в течение нескольких часов или дней, в зависимости от типа активной зоны. Эти экстремальные температуры могут привести к незначительному повреждению топлива (например, несколько отказов топливных частиц (от 0,1 до 0,5%) в конструкции с газовым охлаждением с графитовым замедлителем [3] ) или даже к серьезному повреждению конструкции активной зоны ( расплавление ) в легководном реакторе [4 ] или жидкометаллический быстрый реактор. Химические вещества, выделяемые из поврежденного материала активной зоны, могут привести к дальнейшим взрывным реакциям (пар или водород), которые могут еще больше повредить реактор. [5]

Естественное явление [ править ]

Естественное тепло распада является важным источником тепла внутри Земли . Радиоактивные изотопы урана , тория и калия вносят основной вклад в это тепло распада, и этот радиоактивный распад является основным источником тепла, из которого происходит геотермальная энергия . [6]

Энергетические реакторы в остановленном состоянии [ править ]

Остаточное тепло как часть полной мощности для реактора, SCRAM которого отключили от полной мощности в момент времени 0, с использованием двух различных корреляций

В типичной реакции ядерного деления 187 МэВ энергии высвобождаются мгновенно в виде кинетической энергии от продуктов деления, кинетической энергии от нейтронов деления, мгновенных гамма-лучей или гамма-лучей от захвата нейтронов. [7] Еще 23 МэВ энергии высвобождаются через некоторое время после деления из бета - распада от продуктов деления . О 10 МэВ энергии , выделяющейся из бета - распада от продуктов деления в виде нейтрино, и поскольку нейтрино очень слабо взаимодействуют, эти 10 МэВ энергии не будут переданы в активную зону реактора. Это приводит к тому, что 13 МэВ (6,5% полной энергии деления) откладываются в активной зоне реактора в результате замедленного бета-распада продуктов деления через некоторое время после того, как произошла какая-либо конкретная реакция деления. В установившемся режиме это тепло от бета-распада продуктов деления с задержкой составляет 6,5% от нормальной тепловой мощности реактора.

Когда ядерный реактор остановлен и ядерное деление не происходит в больших масштабах, основным источником производства тепла будет задержанный бета-распад этих продуктов деления (которые возникли в виде осколков деления). По этой причине в момент остановки реактора остаточное тепло будет составлять около 6,5% от предыдущей мощности активной зоны, если реактор имеет долгую и стабильную историю мощности . Примерно через 1 час после выключения остаточное тепло составит около 1,5% от предыдущей мощности ядра. Через сутки тепловыделение упадет до 0,4%, а через неделю будет всего 0,2%. Скорость образования остаточного тепла будет продолжать медленно снижаться с течением времени; кривая распада зависит от пропорций различных продуктов деления в активной зоне и от их соответствующихпериод полураспада . [8]   Приблизительное значение кривой остаточного тепла, действительное от 10 секунд до 100 дней после отключения:

где - мощность затухания, - мощность реактора до останова, - время с момента пуска реактора, - время останова реактора, отсчитываемое от момента пуска (в секундах). [9] Для подхода, имеющего более прямую физическую основу, некоторые модели используют фундаментальную концепцию радиоактивного распада . Отработанное ядерное топливо содержит большое количество различных изотопов, которые вносят вклад в тепло распада, и все они подчиняются закону радиоактивного распада, поэтому в некоторых моделях теплота распада рассматривается как сумма экспоненциальных функций с различными константами распада и начальным вкладом в тепловую скорость . [10] Более точная модель могла бы учитывать эффекты прекурсоров, поскольку многие изотопы проходят несколько этапов в своей цепочке радиоактивного распада , и распад дочерних продуктов будет иметь больший эффект в течение длительного времени после отключения.

Отвод остаточного тепла является серьезной проблемой безопасности реактора, особенно вскоре после нормального останова или после аварии с потерей теплоносителя . Отказ от удаления распада тепла может вызвать температура активной зоны реактора подняться до опасного уровня и вызвал ядерные аварии , в том числе ядерных аварий на Three Mile Island и Фукусима I . Отвод тепла обычно достигается с помощью нескольких избыточных и разнообразных систем, из которых тепло отводится через теплообменники. Вода проходит через вторичную часть теплообменника через основную систему технической воды [11]который рассеивает тепло в «конечном поглотителе тепла», часто в море, реке или большом озере. В местах, где нет подходящего водоема, тепло рассеивается в воздухе за счет рециркуляции воды через градирню . Отказ циркуляционных насосов ESWS был одним из факторов, поставивших под угрозу безопасность во время наводнения на АЭС Блайяйс в 1999 году .

Отработанное топливо [ править ]

По прошествии одного года типичное отработавшее ядерное топливо генерирует около 10 кВт остаточного тепла на тонну , а через десять лет оно снижается до 1 кВт / т. [12] Следовательно, эффективное активное или пассивное охлаждение отработавшего ядерного топлива требуется в течение ряда лет.

См. Также [ править ]

  • Энергия распада
  • Бассейн отработавшего топлива
  • Хранение сухих контейнеров
  • Радиоизотопный термоэлектрический генератор

Ссылки [ править ]

  1. ↑ a b Ragheb, Magdi (15 октября 2014 г.). «Остаточное тепловыделение в реакторах деления» (PDF) . Университет Иллинойса в Урбане-Шампейн . Проверено 24 марта 2018 года .
  2. ^ "Отработанное топливо" (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория. Апрель 2011. Архивировано из оригинального (PDF) 4 марта 2016 года . Проверено 26 января 2013 года .
  3. ^ "IAEA TECDOC 978: Характеристики топлива и поведение продуктов деления в реакторах с газовым охлаждением" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 1997 . Проверено 25 ноября 2019 .
  4. ^ Ламарш, Джон Р .; Баратта, Энтони Дж. (2001). Введение в ядерную инженерию (3-е изд.). Прентис-Холл. Раздел 8.2. ISBN 0-201-82498-1.
  5. ^ http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub913e_web.pdf
  6. ^ http://www.ucsusa.org/clean_energy/our-energy-choices/renewable-energy/how-geothermal-energy-works.html Как работает геотермальная энергия
  7. ^ Справочник по основам Министерства энергетики - Ядерная физика и теория реакторов. Архивировано 18апреля2009 г. в Wayback Machine - том 1 из 2, модуль 1, стр. 61
  8. ^ Гласстон, Сэмюэл; Сесонске, Александр (31 октября 1994). Разработка ядерных реакторов: Разработка систем реакторов - Сэмюэл Гласстон, Александр Сесонске - Google Книги . ISBN 9780412985317. Проверено 9 сентября 2019 .
  9. ^ "D: \ Mnr-anal \ THANAL \ Decayhe \ decayhe1b.wp8" (PDF) . Проверено 9 сентября 2019 .
  10. ^ "Архивная копия" . Архивировано из оригинала на 2012-01-18 . Проверено 30 марта 2011 .CS1 maint: archived copy as title (link)
  11. ^ Отчет о безопасности перед началом строительства - Подраздел 9.2 - Водные системы AREVA NP / EDF, опубликовано 29 июня 2009 г., по состоянию на 23 марта 2011 г.
  12. ^ world-nuclear.org - Немного физики урана

Внешние ссылки [ править ]

  • Справочник DOE по основам - Распад, ядерная физика и теория реакторов - том 2 из 2, модуль 4, стр. 61
  • Оценка остаточного тепла для MNR , стр. 2.
  • Java-приложение Spent Nuclear Fuel Explorer, показывающее активность и остаточное тепло как функцию времени