Распад тепла

Теплота распада — это тепло , выделяющееся в результате радиоактивного распада . Это тепло образуется в результате воздействия излучения на материалы: энергия альфа- , бета- или гамма-излучения преобразуется в тепловое движение атомов.

Тепло распада возникает естественным образом в результате распада долгоживущих радиоизотопов , которые изначально присутствовали при формировании Земли.

В ядерном реакторостроении остаточное тепло продолжает выделяться после остановки реактора (см. SCRAM и цепные ядерные реакции ) и прекращения выработки электроэнергии. Распад короткоживущих радиоизотопов, таких как йод-131, образующихся в результате деления, продолжается на высокой мощности в течение некоторого времени после остановки . ^[1] Основным источником выделения 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 долгую и стабильную историю энергоснабжения . Примерно через 1 час после выключения остаточное тепло составит около 1,5% от предыдущей мощности ядра. Через сутки остаточное тепло падает до 0,4%, а через неделю составит всего 0,2%. ^[2] присутствуют радиоизотопы с любым периодом полураспада Поскольку в ядерных отходах , в отработавших топливных стержнях продолжает выделяться достаточное количество остаточного тепла, поэтому им необходимо провести минимум один год, а чаще всего от 10 до 20 лет в бассейне отработавшего топлива в воды перед дальнейшей обработкой. Однако тепло, произведенное за это время, по-прежнему составляет лишь небольшую часть (менее 10%) тепла, произведенного в первую неделю после остановки. ^[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 небезопасной температуры в течение нескольких часов или дней, в зависимости от типа активной зоны. Эти экстремальные температуры могут привести к незначительному повреждению топлива (например, к небольшому количеству частиц топлива (от 0,1 до 0,5%) в конструкции с графитовым замедлителем и газовым охлаждением). ^[3]) или даже серьезное структурное повреждение активной зоны ( расплавление ) в легководном реакторе ^[4] или быстрый жидкометаллический реактор. Химические вещества, выделяющиеся из поврежденного материала активной зоны, могут привести к дальнейшим взрывным реакциям (пар или водород), которые могут еще больше повредить реактор. ^[5]

Естественное явление

Естественно возникающее остаточное тепло является значительным вкладом во внутренний тепловой баланс Земли . Радиоактивные изотопы урана , тория и калия вносят основной вклад в это тепло распада, и этот радиоактивный распад является основным источником тепла, из которого получается геотермальная энергия . ^[6]

Теплота распада имеет важное значение в астрофизических явлениях. Например, широко распространено мнение, что кривые блеска сверхновых типа Ia обусловлены нагревом, обеспечиваемым радиоактивными продуктами распада никеля и кобальта на железо ( кривая блеска типа Ia ). ^{[ нужна ссылка ]}

Энергетические реакторы в остановке

В типичной реакции ядерного деления мгновенно выделяется 187 МэВ энергии в виде кинетической энергии продуктов деления, кинетической энергии нейтронов деления, мгновенных гамма-лучей или гамма-лучей от захвата нейтронов. ^[7] Дополнительные 23 МэВ энергии выделяются через некоторое время после деления в результате бета-распада продуктов деления . Около 10 МэВ энергии, выделяющейся при бета-распаде продуктов деления , находится в виде нейтрино , а поскольку нейтрино очень слабо взаимодействуют, эти 10 МэВ энергии не будут откладываться в активной зоне реактора. Это приводит к тому, что 13 МэВ (6,5% от общей энергии деления) выделяется в активной зоне реактора в результате замедленного бета-распада продуктов деления через некоторое время после того, как произошла какая-либо данная реакция деления. В устойчивом состоянии это тепло от бета-распада продуктов замедленного деления составляет 6,5% от нормальной тепловой мощности реактора.

Когда ядерный реактор остановлен и ядерное деление не происходит в больших масштабах, основным источником производства тепла будет замедленный бета-распад этих продуктов деления (которые возникли в виде осколков деления). По этой причине в момент остановки реактора остаточное тепло будет составлять около 6,5% от предыдущей мощности активной зоны, если реактор имел длительную и стабильную историю мощности . Примерно через 1 час после выключения остаточное тепло составит около 1,5% от предыдущей мощности ядра. Через сутки остаточное тепло падает до 0,4%, а через неделю составит всего 0,2%. Скорость производства остаточного тепла будет продолжать медленно снижаться с течением времени; кривая распада зависит от пропорций различных продуктов деления в активной зоне и от их соответствующих периодов полураспада . ^[8]

Приблизительная кривая остаточного тепловыделения, действительная от 10 секунд до 100 дней после остановки:

{\frac {P(\tau )}{P_{0}}}=0.066\left(\left(\tau -\tau _{s}\right)^{-0.2}-\tau ^{-0.2}\right)

где $\tau$ время с момента запуска реактора, $P(\tau )$ это сила во времени $\tau$ , $P_{0}$ – мощность реактора перед остановом, $\tau _{s}$ – время остановки реактора, отсчитываемое от момента запуска (в секундах), так что $(\tau -\tau _{s})$ это время, прошедшее с момента выключения. ^[9]

Для подхода, имеющего более прямую физическую основу, некоторые модели используют фундаментальную концепцию радиоактивного распада . Использованное ядерное топливо содержит большое количество различных изотопов, вносящих вклад в теплоту распада, и все они подчиняются закону радиоактивного распада, поэтому некоторые модели рассматривают теплоту распада как сумму экспоненциальных функций с разными константами распада и начальным вкладом в скорость нагрева. . ^[10] Более точная модель учитывала бы влияние прекурсоров, поскольку многие изотопы проходят несколько этапов в своей цепочке радиоактивного распада , а распад дочерних продуктов будет иметь больший эффект в течение длительного времени после остановки.

{\frac {P}{P_{0}}}=\sum _{i=1}^{11}P_{i}e^{-\lambda t}.

Удаление остаточного тепла является серьезной проблемой безопасности реактора, особенно вскоре после нормального останова или после аварии с потерей теплоносителя . Неспособность отвести остаточное тепло может привести к повышению температуры активной зоны реактора до опасного уровня и стать причиной ядерных аварий , включая ядерные аварии на Три-Майл-Айленде и Фукусиме-1 . Отвод тепла обычно достигается за счет нескольких дублирующих и разнородных систем, из которых тепло отводится через теплообменники. Вода проходит через вторичную сторону теплообменника через систему основной технической воды. ^[11] который рассеивает тепло в «конечный радиатор», часто в море, реку или большое озеро. В местах, где нет подходящего водоема, тепло рассеивается в воздух путем рециркуляции воды через градирню . Отказ циркуляционных насосов ESWS был одним из факторов, поставивших под угрозу безопасность во время наводнения на АЭС Блайайс в 1999 году .

Отработанное топливо

Через год типичное отработанное ядерное топливо генерирует около 10 кВт остаточного тепла на тонну , а через десять лет снижается примерно до 1 кВт/т. ^[12] Следовательно, в течение ряда лет потребуется эффективное активное или пассивное охлаждение отработавшего ядерного топлива.

См. также

Ссылки

^ Jump up to: ^а ^б Рагеб, Магди (15 октября 2014 г.). «Выделение тепла распада в реакторах деления» (PDF) . Университет Иллинойса в Урбана-Шампейн. Архивировано (PDF) из оригинала 30 января 2022 г. Проверено 24 марта 2018 г.
^ «Отработанное топливо» (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория. Апрель 2011 г. Архивировано из оригинала (PDF) 4 марта 2016 г. . Проверено 26 января 2013 г.
^ «IAEA TECDOC 978: Характеристики топлива и поведение продуктов деления в реакторах с газовым охлаждением» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 1997. Архивировано (PDF) из оригинала 30 января 2022 г. Проверено 25 ноября 2019 г.
^ Ламарш, Джон Р.; Баратта, Энтони Дж. (2001). Введение в ядерную энергетику (3-е изд.). Прентис-Холл. Раздел 8.2. ISBN 0-201-82498-1 .
^ INSAG-7 Чернобыльская авария: Обновление INSAG-1 (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 1992. с. 20. Архивировано (PDF) из оригинала 25 апреля 2021 г.
^ «Как работает геотермальная энергия» . Союз неравнодушных ученых . 14 июля 2008 г. Архивировано из оригинала 1 сентября 2022 г.
^ Справочник по основам Министерства энергетики - Ядерная физика и теория реакторов. Архивировано 18 апреля 2009 г. в Wayback Machine - том 1 из 2, модуль 1, страница 61.
^ Гласстоун, Сэмюэл; Сесонске, Александр (31 октября 1994 г.). Инженерия ядерных реакторов: Проектирование реакторных систем - Сэмюэл Гласстоун, Александр Сесонске - Google Книги . Спрингер. ISBN 9780412985317 . Проверено 9 сентября 2019 г.
^ «Оценка теплоты распада для MNR» (PDF) . 23 февраля 1999 г. Архивировано из оригинала (PDF) 5 августа 2022 г .. Проверено 9 сентября 2019 г.
^ «Ядро Нейтроники» . Архивировано из оригинала 18 января 2012 г. Проверено 30 марта 2011 г.
^ «Отчет о безопасности перед началом строительства. Подраздел 9.2 – Водные системы» (PDF) . АРЕВА НП/ЭДФ . 29 июня 2009 г. Архивировано (PDF) из оригинала 19 октября 2022 г. Проверено 23 марта 2011 г.
^ «Физика урана и ядерной энергетики» . world-nuclear.org . Архивировано из оригинала 05.11.2019. - Немного физики урана

Внешние ссылки

Справочник Министерства энергетики по основам - Теплота распада, Ядерная физика и теория реакторов - том 2 из 2, модуль 4, страница 61
Оценка теплоты распада для MNR , стр. 2.
Java-апплет «Исследование отработанного ядерного топлива», показывающий активность и теплоту распада в зависимости от времени

[:0-1] Jump up to: ^а ^б Рагеб, Магди (15 октября 2014 г.). «Выделение тепла распада в реакторах деления» (PDF) . Университет Иллинойса в Урбана-Шампейн. Архивировано (PDF) из оригинала 30 января 2022 г. Проверено 24 марта 2018 г.

[2] «Отработанное топливо» (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория. Апрель 2011 г. Архивировано из оригинала (PDF) 4 марта 2016 г. . Проверено 26 января 2013 г.

[3] «IAEA TECDOC 978: Характеристики топлива и поведение продуктов деления в реакторах с газовым охлаждением» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 1997. Архивировано (PDF) из оригинала 30 января 2022 г. Проверено 25 ноября 2019 г.

[4] Ламарш, Джон Р.; Баратта, Энтони Дж. (2001). Введение в ядерную энергетику (3-е изд.). Прентис-Холл. Раздел 8.2. ISBN 0-201-82498-1 .

[5] INSAG-7 Чернобыльская авария: Обновление INSAG-1 (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 1992. с. 20. Архивировано (PDF) из оригинала 25 апреля 2021 г.

[ucsusa-6] «Как работает геотермальная энергия» . Союз неравнодушных ученых . 14 июля 2008 г. Архивировано из оригинала 1 сентября 2022 г.

[7] Справочник по основам Министерства энергетики - Ядерная физика и теория реакторов. Архивировано 18 апреля 2009 г. в Wayback Machine - том 1 из 2, модуль 1, страница 61.

[8] Гласстоун, Сэмюэл; Сесонске, Александр (31 октября 1994 г.). Инженерия ядерных реакторов: Проектирование реакторных систем - Сэмюэл Гласстоун, Александр Сесонске - Google Книги . Спрингер. ISBN 9780412985317 . Проверено 9 сентября 2019 г.

[9] «Оценка теплоты распада для MNR» (PDF) . 23 февраля 1999 г. Архивировано из оригинала (PDF) 5 августа 2022 г .. Проверено 9 сентября 2019 г.

[10] «Ядро Нейтроники» . Архивировано из оригинала 18 января 2012 г. Проверено 30 марта 2011 г.

[pcsr-09-06-29-11] «Отчет о безопасности перед началом строительства. Подраздел 9.2 – Водные системы» (PDF) . АРЕВА НП/ЭДФ . 29 июня 2009 г. Архивировано (PDF) из оригинала 19 октября 2022 г. Проверено 23 марта 2011 г.

[12] «Физика урана и ядерной энергетики» . world-nuclear.org . Архивировано из оригинала 05.11.2019. - Немного физики урана

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]

[11]

[12]