Остаточное тепловыделение
Оста́точное тепловыделе́ние (остаточное энерговыделение) — специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем, непосредственно связанных с ядерной безопасностью.
Остаточное тепловыделение является следствием
Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора[1][2][3][4].
Тепловая мощность
После остановки реактора даже в отсутствие цепной реакции тепловыделение продолжается за счет
- , где:
- — мощность остаточного тепловыделения реактора через время после его останова;
- — мощность реактора до останова, на которой он работал в течение времени
- время выражено в секундах (существуют формулы, имеющие несколько другой вид, где время выражено в сутках)
На начальном этапе после останова, когда , можно использовать упрощённую зависимость:
Таким образом после останова остаточное энерговыделение составит примерно[2]:
Время | 1 с | 10 с | 100 с | 1000 с | 1 ч | 10 ч | 100 ч | 1000 ч | 1 год |
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Мощность, % | 6,5 | 5,1 | 3,2 | 1,9 | 1,4 | 0,75 | 0,33 | 0,11 | 0,023 |
Формула Уинтермайера—Уэллса позволяет учитывать вклад распада 235U и 239Pu в остаточное тепловыделение[3]:
где — в процентах от мощности до останова.
На практике мощность остаточного тепловыделения рассчитывается индивидуально для каждой топливной загрузки[1].
Причины и сопутствующие факторы
При
В начальные моменты времени после останова реактора (до 100 секунд) продолжаются также процессы деления
Также небольшой вклад на начальном этапе вносит мощность тепловой инерции спада тепла, накопленного в активной зоне и конструкционных материалах реакторной установки в целом. Несмотря на низкую теплопроводность топлива, использующегося в энергетических реакторах (
Технические решения
Для отвода остаточных тепловыделений в реакторных установках предусмотрены специальные системы расхолаживания, работа которых необходима как при нормальном останове реактора, так и в аварийных ситуациях. На случай тяжёлых аварий, когда теплоотвод нарушен, предусматриваются аварийные системы охлаждения активной зоны. Для надёжного электроснабжения всех этих систем энергоблоки оснащаются резервными
Также постоянный теплоотвод необходим и для отработавшего топлива, поэтому его хранят 3-4 года в специальных хранилищах — бассейнах выдержки с определённым температурным режимом. Когда мощность остаточных тепловыделений спадает, топливо отправляют на хранение, захоронение или переработку[4][5].
Аварии
Наиболее опасными авариями с точки зрения обеспечения отвода остаточных тепловыделений являются полное обесточивание и аварии с потерей теплоносителя (англ. LOCA, Loss-of-coolant accident).
Задача теплоотвода при полном обесточивании, то есть с неработоспособностью всех основных и резервных источников электричества, применительно к
На случай аварий с потерей теплоносителя (разрывы крупных трубопроводов и др.), в реакторных установках предусматриваются аварийные системы, обеспечивающие охлаждение активной зоны. В случае нормального функционирования этих систем последствия для установки будут небольшими. В случае же их неисправностей или ошибок персонала может произойти перегрев активной зоны вплоть до её расплавления[6]. Примером аварии с потерей теплоносителя, развившейся в очень тяжёлую из-за сочетаний неисправностей оборудования и ошибок персонала, может послужить авария на АЭС Три-Майл-Айленд.
Примечания
- ↑ 1 2 3 4 Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — 604 с. — 1000 экз. — ISBN 978-5-98704-496-4.
- ↑ 1 2 3 Кириллов П. Л., Богословская Г.П. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. — М.: Энергоатомиздат, 2000. — 456 с. — 1000 экз. — ISBN 5-283-03636-7.
- ↑ 1 2 Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер. и доп.. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 359 с. — 3400 экз. — ISBN 5-283-03818-1.
- ↑ 1 2 Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М.: Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики). — 3000 экз.
- ↑ 1 2 Маргулова Т. Х. Атомные электрические станции. — 5-е. — М.: ИздАТ, 1994. — 289 с.
- ↑ 1 2 Самойлов О. Б., Усынин Г. Б., Бахметьев А. М. Безопасность ядерных энергетических установок. — М.: Энергоатомиздат, 1989. — 280 с. — 5900 экз. — ISBN 5-283-03802-5.