Спад тепла - Decay heat

РИТЭГ гранула светится красным из-за тепла, выделяемого при радиоактивном распаде плутоний-238 диоксида, после испытания на теплоизоляцию.

Спад тепла это высокая температура выпущен в результате радиоактивный распад. Это тепло образуется в результате воздействия излучения на материалы: энергия альфа, бета или гамма-излучение превращается 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 остановки реактора (см. КАТИСЬ и ядерные цепные реакции ), и производство электроэнергии было приостановлено. Распад короткоживущих радиоизотопов[пример необходим ] созданный при делении, продолжается на высокой мощности еще некоторое время после неисправность. [1] Основным источником производства тепла в недавно остановленном реакторе является бета-распад новых радиоактивных элементов, недавно образовавшихся из осколков деления в процессе деления.

В количественном отношении на момент остановки реактора остаточное тепло от этих радиоактивных источников все еще составляет 6,5% от предыдущей мощности активной зоны, если реактор имел длительную и стабильную работу. история власти. 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 с любым периодом полураспада присутствуют в ядерные отходы, в отработавших топливных стержнях по-прежнему вырабатывается достаточно остаточного тепла, чтобы потребовать от них провести как минимум один год, а чаще всего от 10 до 20 лет в бассейн отработавшего топлива воды 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 незначительным повреждениям топлива (например, несколько отказов топливных частиц (от 0,1 до 0,5%) в конструкции с газовым охлаждением с графитовым замедлителем.[3]) или даже серьезное структурное повреждение активной зоны (крах ) 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

Естественное тепло распада является значительным источником тепла внутри Земля. Радиоактивные изотопы уран, торий и калий вносят основной вклад в это остаточное тепло, и это радиоактивный распад является основным источником тепла, от которого геотермальная энергия происходит.[6]

Энергетические реакторы в остановленном состоянии

Остаточное тепло как доля полной мощности реактора SCRAMed от полной мощности в момент времени 0, используя две разные корреляции

В типичном ядерное деление реакция, 187 МэВ энергии высвобождается мгновенно в виде кинетическая энергия от продуктов деления, кинетическая энергия от нейтронов деления, мгновенная гамма лучи, или гамма-лучи от захвата нейтронов.[7] Дополнительные 23 МэВ энергии высвобождаются через некоторое время после деления из бета-распад из продукты деления. Около 10 МэВ энергии, выделяемой из бета-распад из продукты деления в форме 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 продукта замедленного деления составляет 6,5% от нормальной тепловой мощности реактора.

Когда ядерный реактор был неисправность, а ядерное деление не происходит в больших масштабах, основным источником производства тепла будет задержка бета-распад этих продуктов деления (которые возникли как осколки деления). По этой причине в момент остановки реактора остаточное тепло будет около 6,5% от предыдущей мощности активной зоны, если реактор имел длительную и устойчивую история власти. 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 соответствующих период полураспада.[8] Приблизительное значение кривой остаточного тепла, действительное от 10 секунд до 100 дней после отключения, составляет

где мощность распада, мощность реактора до остановки, время с момента пуска реактора и - время остановки реактора, отсчитываемое от момента пуска (в секундах).[9] Для подхода с более прямой физической основой в некоторых моделях используется фундаментальная концепция радиоактивный распад. 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 учитывала бы эффекты прекурсоров, поскольку многие изотопы проходят несколько этапов своего радиоактивного цепочка распада, и распад дочерних продуктов будет иметь больший эффект после отключения.

Отвод остаточного тепла является серьезной проблемой безопасности реактора, особенно вскоре после нормального останова или после авария с потерей теплоносителя. Невозможность отвода остаточного тепла может привести к повышению температуры активной зоны реактора до опасного уровня и вызвать ядерные аварии, в том числе ядерные аварии на Три Майл Айленд и Фукусима I. Отвод тепла обычно достигается с помощью нескольких избыточных и разнообразных систем, из которых тепло отводится через теплообменники. Вода проходит через вторичную сторону теплообменника через система основной 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 градирни. Выход из строя циркуляционных насосов ESWS был одним из факторов, угрожавших безопасности во время эксплуатации. 1999 Наводнение на АЭС Блайяйс.

Отработанное топливо

Через год типичный отработанное ядерное топливо генерирует около 10 кВт остаточного тепла на тонна, снижаясь примерно до 1 кВт / т через десять лет.[12] Следовательно, эффективное активное или пассивное охлаждение отработавшего ядерного топлива требуется в течение ряда лет.

Смотрите также

использованная литература

  1. ^ а б Рагеб, Магди (15 октября 2014 г.). «Остаточное тепловыделение в реакторах деления» (PDF). Иллинойсский университет в Урбана-Шампейн. Получено 24 марта 2018.
  2. ^ «Отработанное топливо» (PDF). Аргоннская национальная лаборатория. Апрель 2011. Архивировано с оригинал (PDF) 4 марта 2016 г.. Получено 26 января 2013.
  3. ^ "IAEA TECDOC 978: Характеристики топлива и поведение продуктов деления в реакторах с газовым охлаждением" (PDF). Международное агентство по атомной энергии. 1997 г.. Получено 2019-11-25.
  4. ^ Lamarsh, John R .; 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 DOE по основам - Ядерная физика и теория реакторов В архиве 2009-04-18 на Wayback Machine - том 1 из 2, модуль 1, страница 61
  8. ^ Гласстон, Самуэль; Сесонске, Александр (31 октября 1994). Разработка ядерных реакторов: Разработка систем реакторов - Сэмюэл Гласстон, Александр Сесонске - Google Книги. ISBN  9780412985317. Получено 2019-09-09.
  9. ^ "D: Mnr-anal THANAL Decayhe decayhe1b.wp8" (PDF). Получено 2019-09-09.
  10. ^ «Архивная копия». Архивировано из оригинал на 2012-01-18. Получено 2011-03-30.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (ссылка на сайт)
  11. ^ Отчет о предпроектной безопасности - 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