Ciepło powyłączeniowe – Wikipedia, wolna encyklopedia
Ciepło powyłączeniowe – energia 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. Tuż 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]- awaria elektrowni jądrowej Fukushima I
- radioizotopowy generator termoelektryczny
- wypadek w elektrowni jądrowej Three Mile Island
Przypisy
[edytuj | edytuj kod]- ↑ Nuclear Reactor Engineering: Reactor systems engineering. Samuel Glasstone, Alexander Sesonske. Springer, 1994. (ang.).
- ↑ Wm. J. Garland , Decay Heat Estimates for MNR, Technical Report 1998-03, McMaster University, 1998 (ang.).
- ↑ Core Neutronics Model. [dostęp 2011-04-23]. [zarchiwizowane z tego adresu (2012-01-18)]. (ang.).
Bibliografia
[edytuj | edytuj kod]- 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]- Obliczenia mocy powyłączeniowej w termicznych reaktorach jądrowych – Instytut Techniki Cieplnej Politechniki Warszawskiej (pol.)