Ciepło powyłączeniowe

Z Wikipedii, wolnej encyklopedii
Skocz do: nawigacji, wyszukiwania
Ciepło powyłączeniowe jako ułamek (procent) pełnej mocy cieplnej reaktora poddanego awaryjnemu wyłączeniu w czasie t = 0 wyliczone za pomocą dwóch metod.

Ciepło powyłączenioweenergia cieplna wytwarzana w reaktorze jądrowym po jego wyłączeniu, w stanie niekrytycznym, w wyniku przemian jądrowych zachodzących w produktach reakcji rozszczepienia paliwa jądrowego.

Wyłączenie reaktora jądrowego, nawet przeprowadzone w sposób awaryjny, co w reaktorach wodnych ciśnieniowych trwa 1-2 sekundy, prowadzi do natychmiastowego niemal całkowitego przerwania łańcuchowej reakcji rozszczepiania jąder atomowych w paliwie jądrowym. Obecność w rdzeniu reaktora materiałów pochłaniających neutrony nie hamuje jednak naturalnych przemian jądrowych jakim podlegają produkty rozszczepienia wytworzone w reaktorze do chwili wyłączenia.

Ciepło emitowane przez produkty rozpadu stanowi ułamek nominalnej mocy cieplnej reaktora i szybko maleje z czasem. Zaraz po wyłączeniu wynosi około 7% jej wartości. Po godzinie, w rdzeniu wydziela się już tylko 2% jego nominalnej mocy termicznej. W ciągu doby maleje ono do 0,4%. Tempo malenia zależy od obfitości poszczególnych radioizotopów i ich okresu półrozpadu[1].

Przybliżenie krzywej zaniku ciepła powyłączeniowego, w czasie od 10 sekund do 100 dni po wyłączeniu, określa wzór[2]:

\frac{P}{P_0} = 0.066 \left( \left( \tau - \tau_s \right)^{-0.2} - \tau^{-0.2} \right),

gdzie:

P - moc ciepła powyłączeniowego,
P_0 - moc cieplna reaktora w momencie jego wyłączenia,
\tau - czas od momentu włączenia reaktora, mierzony w sekundach,
\tau_s - czas wyłączenia reaktora mierzony od momentu uruchomienia.

Używane paliwo jądrowe zawiera dużą liczbę radioaktywnych izotopów, powstałych głównie w wyniku reakcji rozszczepienia, jak i pochłaniania neutronów, ich ilość zależy od czasu pracy reaktora. Podlegają one prawu rozpadu promieniotwórczego, dlatego proste modele określają ciepło jako sumę zaników wykładniczych o różnych stałych zaniku i mocy początkowej[3].

\frac{P}{P_0} = \sum_{i=1}^{11}P_i e^{-\lambda t}.

Dokładniejsze modele rozważają łańcuchy rozpadów i rosnącą początkowo masę promieniotwórczych produktów rozpadów.

Odbiór ciepła powyłączeniowego z reaktorów jądrowych jest jednym z zagadnień bezpieczeństwa reaktorów. Szczególnie zaraz po planowym wyłączeniu reaktora lub w przypadku nastąpienia awarii z utratą chłodziwa. Brak odbioru lub odbiór nieefektywny może doprowadzić do wzrostu temperatury rdzenia reaktora aż do wartości grożących jego stopieniem.

We współczesnych przemysłowych reaktorach jądrowych awaryjny odbiór ciepła powyłączeniowego zapewniają bierne i aktywne układy awaryjnego chłodzenia reaktora (UACR). Niektóre reaktory mogą też chłodzić się samoistnie, dzięki wykorzystaniu zjawisk fizycznych, jak konwekcja.

Zobacz też[edytuj | edytuj kod]

Przypisy

  1. Nuclear Reactor Engineering: Reactor systems engineering. Samuel Glasstone, Alexander Sesonske. Springer, 1994. (ang.)
  2. Wm. J. Garland. Decay Heat Estimates for MNR. . Technical Report 1998-03, 1998. McMaster University (ang.). 
  3. Core Neutronics Model (ang.). [dostęp 2011-04-23].

Bibliografia[edytuj | edytuj kod]

  1. Podstawy zapewnienia bezpieczeństwa elektrowni jądrowych. W: Andrzej Strupczewski: Awarie reaktorowe a bezpieczeństwo energetyki jądrowej. Warszawa: Wydawnictwa Naukowo-Techniczne, 1990, s. 17, 160. (pol.)

Linki zewnętrzne[edytuj | edytuj kod]