Ciepło powyłączeniowe

Z Wikipedii, wolnej encyklopedii
Przejdź do nawigacji Przejdź do wyszukiwania
Ciepło powyłączeniowe jako ułamek (procent) pełnej mocy cieplnej reaktora poddanego awaryjnemu wyłączeniu w czasie t = 0 obliczone różnymi metodami.

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

Ciepło powyłączeniowe[edytuj | edytuj kod]

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]:

,

gdzie:

- moc ciepła powyłączeniowego,
- moc cieplna reaktora w momencie jego wyłączenia,
- czas od momentu włączenia reaktora, mierzony w sekundach,
- 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].

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 grożącej 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[edytuj | edytuj kod]

  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]