Căldura reziduală

Versiunea actuală a paginii nu a fost încă examinată de colaboratori experimentați și poate diferi semnificativ de versiunea revizuită pe 22 martie 2017; verificările necesită 3 modificări .

Eliberarea de căldură reziduală ( eliberarea energiei reziduale ) este o caracteristică specifică a combustibilului nuclear , care constă în faptul că, după terminarea reacției de fisiune în lanț și a inerției termice comune oricărei surse de energie, degajarea de căldură în reactor continuă pentru o lungă perioadă de timp . timp, ceea ce creează o serie de probleme tehnic complexe legate direct de siguranța nucleară .

Căldura de descompunere este o consecință a descompunerii β și γ a produselor de fisiune , care s-au acumulat în combustibil în timpul funcționării reactorului, precum și a descompunerii α și β a actinidelor . Nucleele produselor de fisiune, ca urmare a degradarii, trec într-o stare mai stabilă sau complet stabilă cu eliberarea de energie semnificativă .

Deși rata de eliberare a căldurii de dezintegrare scade rapid la valori care sunt mici în comparație cu valorile staționare, în reactoarele de mare putere este semnificativă în termeni absoluti. Din acest motiv, eliberarea de căldură prin dezintegrare necesită mult timp pentru a asigura îndepărtarea căldurii din miezul reactorului după ce acesta a fost oprit. Această sarcină necesită prezența unor sisteme de răcire cu alimentare fiabilă în proiectarea instalației reactorului și necesită, de asemenea, depozitarea pe termen lung (în termen de 3-4 ani) a combustibilului nuclear uzat în instalații de depozitare cu un regim special de temperatură - piscine de combustibil uzat. , care sunt de obicei situate în imediata vecinătate a reactorului [ 1] [2] [3] [4] .

Putere termică

După oprirea reactorului, chiar și în absența unei reacții în lanț, eliberarea de căldură continuă datorită dezintegrarii radioactive a produselor de fisiune și actinidelor acumulate . Puterea eliberată după oprire depinde de cantitatea de produse de fisiune acumulată, iar pentru a o calcula sunt folosite formule propuse de diverși oameni de știință. Formula Wey-Wigner este cea mai utilizată . Pe baza acesteia, puterea căldurii reziduale se reduce conform legii [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]

, Unde:

$W_{\beta,\gamma )$ — puterea de degajare a căldurii reziduale a reactorului în timp după oprirea acestuia; $\tau _{c}$
$W_0$ este puterea reactorului înainte de oprire, la care a funcționat în timp $T$
timpul este exprimat în secunde (există formule care au o formă ușor diferită, unde timpul este exprimat în zile)

În etapa inițială după oprire, când , puteți utiliza o dependență simplificată: $\tau _{c}\ll T$

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

Astfel, după oprire, eliberarea de energie reziduală va fi de aproximativ [2] :

Timp	1 s	10 s	100 s	1000 s	1 oră	10 h	100 h	1000 h	1 an
Putere, %	6.5	5.1	3.2	1.9	1.4	0,75	0,33	0,11	0,023

Formula Wintermyer-Wells face posibilă luarea în considerare a contribuției dezintegrarii 235 U și 239 Pu la degajarea de căldură reziduală [3] :

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

unde - ca procent din puterea de oprire. $Q(T,\tau _{c})$

În practică, puterea de căldură reziduală este calculată individual pentru fiecare sarcină de combustibil [1] .

Cauze și factori contributivi

În timpul fisiunii nucleelor de combustibil în reactoare, se formează de două ori mai multe fragmente de fisiune decât nucleele originale. Multe dintre aceste nuclee sunt instabile și suferă transformări care eliberează energie, în principal din dezintegrarea beta . În total, printre produsele de fisiune, există aproximativ 450 de radionuclizi cu timpi de înjumătățire diferit : de la fracțiuni de secundă la milioane de ani. Degradările lor sunt cauza degajării de căldură reziduală, prelungită în timp.

În primele momente de timp după oprirea reactorului (până la 100 de secunde), continuă și procesele de fisiune prin neutroni întârziați și, în reactoarele cu apă grea și beriliu, prin fotoneutroni . După câteva minute, această contribuție poate fi neglijată.

De asemenea, o mică contribuție la etapa inițială o are puterea inerției termice a dezintegrarii căldurii acumulate în miezul și materialele structurale ale centralei reactoare în ansamblu. În ciuda conductibilității termice scăzute a combustibilului utilizat în reactoarele de putere ( dioxid de uraniu ), în practică această contribuție poate fi neglijată după câteva secunde [1] .

Soluții tehnice

Pentru a elimina căldura reziduală din instalațiile de reactoare, sunt prevăzute sisteme speciale de răcire, a căror funcționare este necesară atât în timpul opririi normale a reactorului, cât și în situații de urgență. În caz de accidente grave, când evacuarea căldurii este perturbată, sunt prevăzute sisteme de răcire cu miez de urgență. Pentru o alimentare fiabilă a tuturor acestor sisteme, unitățile de alimentare sunt echipate cu centrale electrice diesel și baterii de rezervă .

De asemenea, este necesară o îndepărtare constantă a căldurii pentru combustibilul uzat , astfel încât acesta este depozitat timp de 3-4 ani în spații speciale de depozitare - piscine cu combustibil uzat cu un anumit regim de temperatură. Când puterea căldurii de degradare scade, combustibilul este trimis pentru depozitare, eliminare sau prelucrare [4] [5] .

Accidente

Cele mai periculoase accidente în ceea ce privește asigurarea eliminării căldurii reziduale sunt întreruperile complete și accidentele cu pierdere de lichid de răcire ( ing. LOCA, Loss-of-coolant accident ).

Problema eliminării căldurii în timpul unei întreruperi complete, adică cu inoperabilitatea tuturor surselor principale și de rezervă de energie electrică, așa cum se aplică reactoarelor cu apă sub presiune , este de obicei rezolvată prin asigurarea circulației naturale a lichidului de răcire în circuitul primar și transferul căldurii reziduale. la al doilea circuit. Deoarece circuitul secundar din astfel de reactoare nu este radioactiv, îndepărtarea căldurii este asigurată prin evaporarea lichidului său de răcire în atmosferă. În același timp, pentru acest caz este prevăzută o alimentare de urgență cu apă și posibilitatea refacerii pierderilor din circuitul secundar. În reactoarele cu apă clocotită, problema este mult mai complicată - pentru o centrală nucleară cu o singură buclă, aburul este radioactiv, atunci când turbina este oprită, tot aburul este reglat și descărcat în condensatoarele principale , în timp ce este necesar să se reumple lichidul de răcire. pierderi în instalația reactorului [5] [6] . Un exemplu de accident grav cauzat de o întrerupere completă este accidentul de la centrala nucleară Fukushima I.

În cazul accidentelor cu pierderi de lichid de răcire (rupturi de conducte mari etc.), în centralele reactoare sunt prevăzute sisteme de urgență pentru a asigura răcirea miezului. In cazul functionarii normale a acestor sisteme, consecintele asupra instalatiei vor fi mici. În cazul unor defecțiuni ale acestora sau erori de personal, miezul se poate supraîncălzi până la topire [6] . Un exemplu de accident de pierdere a lichidului de răcire care s-a transformat într-un accident foarte grav din cauza unei combinații de defecțiuni ale echipamentelor și erori umane este accidentul de la centrala nucleară Three Mile Island .

Note

↑ 1 2 3 4 Andrushechko S. A., Aforov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu . VVER-1000. De la bazele fizice de funcționare până la evoluția proiectului. — M. : Logos, 2010. — 604 p. - 1000 de exemplare. - ISBN 978-5-98704-496-4 .
↑ 1 2 3 Kirillov P.L., Bogoslovskaya G.P. Transferul de căldură și masă în centralele nucleare. — M .: Energoatomizdat , 2000. — 456 p. - 1000 de exemplare. — ISBN 5-283-03636-7 .
↑ 1 2 Ovchinnikov F. Ya., Semenov V. V. Moduri de funcționare ale reactoarelor de putere cu apă sub presiune. - Ed. a III-a, trad. şi suplimentare .. - M . : Energoatomizdat , 1988. - 359 p. - 3400 de exemplare. — ISBN 5-283-03818-1 .
↑ 1 2 Sidorenko V. A. Probleme de funcționare în siguranță a reactoarelor VVER. — M .: Atomizdat , 1977. — 216 p. — (Probleme ale energiei nucleare). - 3000 de exemplare.
↑ 1 2 Margulova T. Kh. Centrale nucleare. - a 5-a. - M. : Editura, 1994. - 289 p.
↑ 1 2 Samoilov O. B., Usynin G. B., Bakhmetiev A. M. Siguranța centralelor nucleare. - M. : Energoatomizdat, 1989. - 280 p. - 5900 de exemplare. - ISBN 5-283-03802-5 .