Restvärme

Den aktuella versionen av sidan har ännu inte granskats av erfarna bidragsgivare och kan skilja sig väsentligt från versionen som granskades den 22 mars 2017; kontroller kräver 3 redigeringar .

Restvärmefrigöring ( restenergifrisättning ) är en specifik egenskap hos kärnbränsle , som består i det faktum att efter avslutad klyvningskedjereaktion och den termiska trögheten som är gemensam för alla energikällor, fortsätter värmeavgivningen i reaktorn under lång tid. tid, vilket skapar ett antal tekniskt komplexa problem som är direkt relaterade till kärnsäkerhet .

Sönderfallsvärme är en konsekvens av β- och γ -sönderfall av klyvningsprodukter , som ackumulerats i bränslet under driften av reaktorn, samt α-sönderfall och β-sönderfall av aktinider . Kärnorna i fissionsprodukter, som ett resultat av sönderfall, övergår till ett mer stabilt eller helt stabilt tillstånd med frigörande av betydande energi .

Även om sönderfallsvärmefrigöringshastigheten snabbt sjunker till värden som är små jämfört med stationära värden, är den i högeffektsreaktorer signifikant i absoluta termer. Av denna anledning kräver sönderfallsvärmefrisättning lång tid för att åstadkomma värmeavlägsnande från reaktorhärden efter att den har stängts av. Denna uppgift kräver närvaron av kylsystem med tillförlitlig strömförsörjning vid utformningen av reaktoranläggningen , och kräver också långtidslagring (inom 3-4 år) av använt kärnbränsle i lagringsanläggningar med en speciell temperaturregim - använt bränslepooler , som vanligtvis är belägna i omedelbar närhet av reaktorn [ 1] [2] [3] [4] .

Termisk kraft

Efter att reaktorn stängts av, även i frånvaro av en kedjereaktion, fortsätter värmeavgivningen på grund av det radioaktiva sönderfallet av de ackumulerade fissionsprodukterna och aktiniderna . Kraften som frigörs efter stopp beror på mängden ackumulerade fissionsprodukter, och formler som föreslagits av olika forskare används för att beräkna den. Wey-Wigners formel är den mest använda . Baserat på det reduceras kraften hos restvärme enligt lagen [1] [2] :

{\frac {W_{\beta ,\gamma }}{W_{0}}}=6.5\cdot 10^{-2}\cdot \left[\tau _{c}^{-0 ,2 }-\left(\tau _{c}+T\right)^{-0,2}\right]

, var:

${\displaystyle W_{\beta ,\gamma ))$ — Effekt av restvärmefrigöring av reaktorn i tid efter dess avstängning. $\tau _{c}$
$W_0$ är reaktorns effekt före avstängning, vid vilken den fungerade under tiden $T$
tid uttrycks i sekunder (det finns formler som har en något annorlunda form, där tiden uttrycks i dagar)

I det inledande skedet efter stoppet, när , kan du använda ett förenklat beroende: $\tau _{c}\ll T$

{\displaystyle W_{\beta ,\gamma }=6.5\cdot 10^{-2}\cdot W_{0}\cdot \tau _{c}^{-0.2))

Sålunda, efter avstängning, kommer restenergifrisättningen att vara ungefär [2] :

Tid	1 s	10 s	100 s	1000 s	1 timme	10 h	100 h	1000 h	1 år
Kraft, %	6.5	5.1	3.2	1.9	1.4	0,75	0,33	0,11	0,023

Wintermyer-Wells formel gör det möjligt att ta hänsyn till bidraget från sönderfallet av 235 U och 239 Pu till kvarvarande värmeavgivning [3] :

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

där - som en procentandel av kraften för att stoppa. $Q(T,\tau _{c})$

I praktiken beräknas restvärmeeffekten individuellt för varje bränslebelastning [1] .

Orsaker och bidragande faktorer

Vid fission av bränslekärnor i reaktorer bildas två gånger fler fissionsfragment än de ursprungliga kärnorna. Många av dessa kärnor är instabila och genomgår energifrigörande omvandlingar, främst från beta-sönderfall . Totalt, bland klyvningsprodukterna, finns det cirka 450 radionuklider med olika halveringstider : från bråkdelar av en sekund till miljoner år. Deras sönderfall är orsaken till kvarvarande värmeavgivning, utsträckt över tiden.

Vid de första ögonblicken efter avstängningen av reaktorn (upp till 100 sekunder) fortsätter klyvningsprocesserna av fördröjda neutroner och, i tungvatten- och berylliumreaktorer, av fotoneutroner . Efter några minuter kan detta bidrag försummas.

Ett litet bidrag i det inledande skedet görs också av kraften av termisk tröghet av sönderfallet av värme som ackumulerats i kärnan och strukturella material i reaktoranläggningen som helhet. Trots den låga värmeledningsförmågan hos bränslet som används i kraftreaktorer ( urandioxid ), kan detta bidrag i praktiken försummas efter några sekunder [1] .

Tekniska lösningar

För att avlägsna restvärme i reaktoranläggningar tillhandahålls speciella kylsystem, vars drift är nödvändig både under normal avstängning av reaktorn och i nödsituationer. Vid allvarliga olyckor, när värmeavledningen störs, tillhandahålls nödkylsystem. För pålitlig strömförsörjning till alla dessa system är kraftenheterna utrustade med reservdieselkraftverk och batterier .

Dessutom är en konstant värmeavlägsnande också nödvändig för använt bränsle , så det lagras i 3-4 år i speciella lagringsanläggningar - använt bränslepooler med en viss temperaturregim. När sönderfallsvärmens kraft minskar skickas bränslet för lagring, bortskaffande eller bearbetning [4] [5] .

Olyckor

De farligaste olyckorna när det gäller att säkerställa borttagning av restvärme är fullständiga strömavbrott och olyckor med förlust av kylvätska ( eng. LOCA, Loss-of-coolant accident ).

Problemet med värmeavlägsnande under en fullständig strömavbrott, det vill säga att alla huvud- och reservelektricitetskällor inte fungerar, som appliceras på tryckvattenreaktorer , löses vanligtvis genom att tillhandahålla naturlig cirkulation av kylvätskan i primärkretsen och överföra restvärme till den andra kretsen. Eftersom sekundärkretsen i sådana reaktorer inte är radioaktiv, säkerställs värmeavlägsnandet genom avdunstning av dess kylvätska till atmosfären. Samtidigt tillhandahålls en nödtillförsel av vatten för detta fall och möjligheten att fylla på förlusterna i den sekundära kretsen. I kokande vattenreaktorer är problemet mycket mer komplicerat - för ett kärnkraftverk med en slinga är ånga radioaktiv, när turbinen stängs av stryps all ånga och släpps ut i huvudkondensorerna , medan det är nödvändigt att fylla på kylvätska förluster i reaktoranläggningen [5] [6] . Ett exempel på en allvarlig olycka på grund av ett totalt strömavbrott är olyckan vid kärnkraftverket Fukushima I.

Vid olyckor med förlust av kylvätska (brott av stora rörledningar etc.) finns nödsystem i reaktoranläggningar för att säkerställa härdkylning. Vid normal drift av dessa system blir konsekvenserna för installationen små. I händelse av funktionsfel eller personalfel kan kärnan överhettas tills den smälter [6] . Ett exempel på en olycka med förlust av kylvätska som utvecklades till en mycket allvarlig olycka på grund av en kombination av utrustningsfel och mänskliga fel är olyckan vid kärnkraftverket Three Mile Island .

Anteckningar

↑ 1 2 3 4 Andrushechko S. A., Aforov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu . VVER-1000. Från den fysiska grunden för verksamheten till utvecklingen av projektet. — M. : Logos, 2010. — 604 sid. - 1000 exemplar. - ISBN 978-5-98704-496-4 .
↑ 1 2 3 Kirillov P.L., Bogoslovskaya G.P. Värme- och massöverföring i kärnkraftverk. — M .: Energoatomizdat , 2000. — 456 sid. - 1000 exemplar. — ISBN 5-283-03636-7 .
↑ 1 2 Ovchinnikov F. Ya., Semenov V. V. Driftsätt för tryckvattenkraftreaktorer. - 3:e uppl., övers. och ytterligare .. - M . : Energoatomizdat , 1988. - 359 sid. - 3400 exemplar. — ISBN 5-283-03818-1 .
↑ 1 2 Sidorenko V. A. Frågor om säker drift av VVER-reaktorer. — M .: Atomizdat , 1977. — 216 s. — (Problem med kärnenergi). - 3000 exemplar.
↑ 1 2 Margulova T. Kh Kärnkraftverk. - 5:a. - M. : Publishing House, 1994. - 289 sid.
↑ 1 2 Samoilov O. B., Usynin G. B., Bakhmetiev A. M. Kärnkraftverkens säkerhet. - M. : Energoatomizdat, 1989. - 280 sid. - 5900 exemplar. - ISBN 5-283-03802-5 .