Энергетический реактор на быстрых нейтронах Действующие реакторные технологии Перспективы развития быстрых реакторов Российская программа по быстрым реакторам  Гомогенный реактор с отражателем Ядерная энергетика

Энергетический реактор на быстрых нейтронах

Остаточное тепловыделение в топливе и кризис теплообмена

Остаточное тепловыделение в топливе

Ядерный реактор имеет одну чрезвычайно специфическую особенность: энерговыделение в реакторе не прекращается сразу после остановки цепной реакции и исчерпания обычной тепловой инерции. Энерговыделение в нем продолжается долгие сутки, недели и месяцы за счет именно ядерных процессов распада, что порождает ряд технически сложных проблем и создает дополнительную угрозу для оборудования, персонала и окружающей среды, что в полной мере проявилось при аварии на АЭС Тримайл- Айленд. Поэтому имеет смысл рассмотреть специфику ядерного реактора в этом аспекте и объяснить основные закономерности процессов остаточного тепловыделения.

Итак, скорость снижения тепловыделения в ядерном реакторе после его остановки определяется следующими процессами:

-тепловой инерцией материала активной зоны и количеством аккумулированного в нем тепла (что присуще всем обычным устройствам и энергоисточникам);

-делением топлива запаздывающими нейтронами и фотонейтронами (если реактор с тяжелой водой или бериллием);

- b- и g-распадом продуктов деления, накопившихся за время работы ядерного реактора, с выделением значительной энергии и переходом этих ядер в более стабильное или полностью стабильное состояние .

Спад каждой из этих составляющих происходит с различной скоростью. Тепловая мощность вследствие инерции спада аккумулированного в материалах ядерного реактора тепла снижается достаточно быстро, и практически ею можно пренебречь уже через несколько секунд после остановки реактора. Тепловую мощность, обусловленную делением запаздывающими нейтронами, можно не учитывать примерно после 3-5 мин. Тогда основной составляющей тепловой мощности в ядерном реакторе после остановки и в течении длительного промежутка времени будет тепловыделение Wb,g вследствие цепочек b-, g- распадов осколков деления и продуктов их распада, которое, собственно и принято называть остаточным тепловыделением.

Для расчета мощности остаточного тепловыделения используются формулы, предложенные разными авторами, но наибольшее распространение получила формула Вэя-Вигнера :

Wb,g/W0 = 6,5´10-2[ tст-0.2 - (tст + Т)-0.2 ] (6.10а)

где :

Wb,g - мощность остаточного тепловыделения ядерного реактора через время стоянки tст после остановки;

W0 - мощность ядерного реактора до остановки, на которой он работал в течении времени Т.

Время в формуле (6.10) tст и Т выражено в секундах, а Wb,g и W0 - в одинаковых единицах мощности. Существуют также аналогичные формулы, где время выражается в сутках.

На начальном этапе после остановки, когда tст<<Т, можно использовать упрощенный вид зависимости (6.10а):

Wb,g = 6,5´10-2 W0tст-0.2 (6.10в)

На рисунке 6.3.а эта зависимость представлена в виде графика, с помощью которой без громоздких вычислений можно решать эксплутационные задачи, связанные с остаточным тепловыделением. Эта простая графическая зависимость дает возможность оператору быстро решать следующие практические задачи:

- определять уровень остаточного энерговыделения Wb,g в любой момент tст после остановки ядерного реактора, если он работал в течении времени Т на мощности W0;

- оценивать время стоянки tст, по истечении которого, после остановки ядерного реактора, остаточное энерговыделение Wb,g снизится до необходимого уровня, чтобы перейти на автономную систему расхолаживания.

Кроме того, для оценки остаточного энерговыделения в альбоме нейтронно-физических характеристик имеются расчеты для каждой конкретной загрузки. Пример такой расчетной кривой приведен на рис. 6.3в.

Рис.6.3.а. График для приближенной оценки Wb,g после останова ЯР при

Т>> tст.

Рис 6.3.в Расчет остаточного энерговыделения в активной зоне после остановки реактора


справка для поступления в вуз Тургеневская Повреждений, вызванных в живом организме излучением