Maradék hő

Az oldal jelenlegi verzióját még nem ellenőrizték tapasztalt hozzászólók, és jelentősen eltérhet a 2017. március 22-én felülvizsgált verziótól ; az ellenőrzések 3 szerkesztést igényelnek .

A maradékhő-leadás ( maradványenergia-leadás ) a nukleáris fűtőanyag sajátossága , amely abban áll, hogy a hasadási láncreakció és a minden energiaforrásra jellemző hőtehetetlenség befejeződése után a reaktorban a hőleadás hosszú ideig folytatódik. időt, ami számos, a nukleáris biztonsággal közvetlenül összefüggő technikailag összetett problémát okoz .

A bomláshő a reaktor működése során a tüzelőanyagban felhalmozódó hasadási termékek β- és γ - bomlásának , valamint az aktinidák α- és β-bomlásának a következménye . A hasadási termékek magjai a bomlás következtében jelentős energia felszabadulásával stabilabb vagy teljesen stabil állapotba kerülnek .

Bár a bomlási hőleadás sebessége gyorsan lecsökken a stacionárius értékekhez képest kicsi értékekre, a nagy teljesítményű reaktorokban abszolút értékben jelentős. Emiatt a bomlási hő felszabadulása hosszú időre van szükség ahhoz, hogy a leállítás után a reaktormagból hőt távolítson el. Ez a feladat megköveteli a megbízható tápellátású hűtőrendszerek jelenlétét a reaktorlétesítmény tervezése során, valamint szükségessé teszi a kiégett nukleáris üzemanyag hosszú távú (3-4 éven belüli) tárolását speciális hőmérsékletű tárolókban - kiégett fűtőelem-medencékben. , amelyek általában a reaktor közvetlen közelében helyezkednek el [1] [2] [3] [4] .

Hőteljesítmény

A reaktor leállítása után még láncreakció hiányában is folytatódik a hőleadás a felhalmozódott hasadási termékek és aktinidák radioaktív bomlása miatt . A leállás után felszabaduló teljesítmény a felhalmozódott hasadási termékek mennyiségétől függ, ennek kiszámításához különböző tudósok által javasolt képleteket használnak. A Wey-Wigner formula a legszélesebb körben használt . Ez alapján a maradékhő teljesítménye a [1] [2] törvény szerint csökken :

{\frac {W_{\beta ,\gamma }}{W_{0}}}=6,5\cdot 10^{-2}\cdot \left[\tau _{c}^{-0 ,2 }-\left(\tau _{c}+T\right)^{-0,2}\jobbra]

, ahol:

${\displaystyle W_{\beta ,\gamma ))$ — a reaktor maradékhő leadásának teljesítménye a leállítás utáni időben; $\tau _{c}$
$W_0$ a reaktor leállítás előtti teljesítménye, amelyen az idő alatt működött $T$
az idő másodpercben van kifejezve (vannak képletek, amelyek kissé eltérő formájúak, ahol az időt napokban fejezik ki)

A leállítás utáni kezdeti szakaszban, amikor , használhat egy egyszerűsített függőséget: $\tau _{c}\ll T$

{\displaystyle W_{\beta ,\gamma }=6,5\cdot 10^{-2}\cdot W_{0}\cdot \tau _{c}^{-0,2))

Így a leállítás után a maradék energia felszabadulás körülbelül [2] lesz :

Idő	1 s	10 s	100 s	1000 s	1 óra	10 óra	100 óra	1000 óra	1 év
Erő, %	6.5	5.1	3.2	1.9	1.4	0,75	0,33	0.11	0,023

A Wintermyer-Wells képlet lehetővé teszi a 235 U és 239 Pu bomlásának a maradékhő -leadáshoz való hozzájárulásának figyelembevételét [3] :

Q(T,\tau _{c})=10\left\{\left(\tau _{c}+10\right)^{-0,2}-\left(\tau _{c }+T+10\jobbra)^{-0,2}-0,87\left[\left(\tau _{c}+2\cdot 10^{7}\jobbra)^{-0,2} -\left(\tau _{c}+T+2\cdot 10^{7}\right)^{-0,2}\jobbra]\jobbra\}

ahol - a teljesítmény százalékában megállítani. $Q(T,\tau _{c})$

A gyakorlatban a maradékhő-teljesítményt minden tüzelőanyag-terhelésre egyedileg számítják ki [1] .

Okok és hozzájáruló tényezők

A reaktorokban a tüzelőanyag-magok hasadása során kétszer annyi hasadási töredék keletkezik, mint az eredeti atommag. Ezen magok közül sok instabil, és energia-felszabadító átalakuláson megy keresztül, főleg a béta-bomlás következtében . Összességében a hasadási termékek között körülbelül 450 különböző felezési idejű radionuklid található : a másodperc töredékétől az évmilliókig. Bomlásuk okozza a maradékhő felszabadulását, amely idővel meghosszabbodik.

A reaktor leállítását követő kezdeti pillanatokban (max. 100 másodpercig) a késleltetett neutronok , nehézvizes és berillium reaktorokban a fotoneutronok általi hasadási folyamatok is folytatódnak . Néhány perc múlva ez a hozzájárulás elhanyagolható.

Ezenkívül a kezdeti szakaszban kis mértékben hozzájárul a hő tehetetlenségének ereje a reaktor egészének magjában és szerkezeti anyagaiban felhalmozódott hő bomlásához. Az erőművi reaktorokban használt üzemanyag ( urán-dioxid ) alacsony hővezető képessége ellenére a gyakorlatban ez a hozzájárulás néhány másodperc után elhanyagolható [1] .

Műszaki megoldások

A reaktortelepek maradékhőjének eltávolítására speciális hűtőrendszerek állnak rendelkezésre, amelyek működése szükséges mind a reaktor normál leállításakor, mind vészhelyzetekben. Súlyos balesetek esetén, amikor a hőelvezetés megzavarodik, vészhelyzeti zónahűtő rendszereket biztosítanak. Az összes ilyen rendszer megbízható áramellátása érdekében az erőművek tartalék dízel erőművekkel és akkumulátorokkal vannak felszerelve .

A kiégett fűtőelemek esetében is állandó hőelvonásra van szükség , ezért 3-4 évig tárolják speciális tárolókban - meghatározott hőmérsékletű kiégett fűtőelem- medencékben . Amikor a bomláshő teljesítménye csökken, az üzemanyag tárolásra, ártalmatlanításra vagy feldolgozásra kerül [4] [5] .

Balesetek

A maradékhő eltávolításának biztosítása szempontjából a legveszélyesebb balesetek a teljes áramszünet és a hűtőfolyadék elvesztésével járó balesetek ( LOCA , Loss-of-coolant baleset ).

A túlnyomásos vizes reaktoroknál alkalmazott teljes áramszünet alatti hőelvonás, vagyis az összes fő és tartalék áramforrás működésképtelensége esetén általában a hűtőközeg primer körben való természetes keringtetésével és a maradék hő átvitelével oldják meg . a második körhöz. Mivel az ilyen reaktorokban a szekunder kör nem radioaktív, a hőelvezetést hűtőközegének légkörbe párologtatása biztosítja. Ugyanakkor erre az esetre vészhelyzeti vízellátást és a szekunder kör veszteségeinek pótlásának lehetőségét biztosítják. A forrásban lévő vizes reaktorokban a probléma sokkal bonyolultabb - egy egyhurkos atomerőműben a gőz radioaktív, amikor a turbinát lekapcsolják, az összes gőzt lefojtják és a fő kondenzátorokba engedik , miközben a hűtőfolyadékot pótolni kell. veszteségek a reaktortelepen [5] [6] . A teljes áramszünet miatti súlyos balesetre példa a Fukusima I. atomerőmű balesete .

A hűtőfolyadék elvesztésével járó balesetek (nagy csővezetékek törése stb.) esetén a reaktortelepeken vészhelyzeti rendszereket biztosítanak a zónahűtés biztosítására. E rendszerek normál működése esetén a telepítésre gyakorolt következmények csekélyek lesznek. Ezek meghibásodása vagy személyi hibája esetén a mag túlmelegedhet egészen megolvadásáig [6] . Példa a hűtőfolyadék elvesztésével járó balesetre , amely a berendezés meghibásodása és az emberi hiba kombinációja miatt nagyon súlyos balesetté fejlődött , a Three Mile Island - i atomerőmű balesete .

Jegyzetek

↑ 1 2 3 4 Andrushechko S. A., Aforov A. M., Vasziljev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu . VVER-1000. A működés fizikai alapjaitól a projekt evolúciójáig. — M. : Logosz, 2010. — 604 p. - 1000 példányban. - ISBN 978-5-98704-496-4 .
↑ 1 2 3 Kirillov P.L., Bogoslovskaya G.P. Hő- és tömegátadás atomerőművekben. — M .: Energoatomizdat , 2000. — 456 p. - 1000 példányban. — ISBN 5-283-03636-7 .
↑ 1 2 Ovchinnikov F. Ya., Semenov V. V. Nyomás alatti vizes reaktorok működési módjai. - 3. kiadás, ford. és további .. - M . : Energoatomizdat , 1988. - 359 p. - 3400 példány. — ISBN 5-283-03818-1 .
↑ 1 2 Sidorenko V. A. A VVER reaktorok biztonságos üzemeltetésének kérdései. — M .: Atomizdat , 1977. — 216 p. — (Az atomenergia problémái). - 3000 példányban.
↑ 1 2 Margulova T. Kh. Atomerőművek. - 5. - M. : Kiadó, 1994. - 289 p.
↑ 1 2 Samoilov O. B., Usynin G. B., Bakhmetiev A. M. Az atomerőművek biztonsága. - M. : Energoatomizdat, 1989. - 280 p. - 5900 példány. - ISBN 5-283-03802-5 .