Тепло распада

Тепло, выделяемое в результате радиоактивного распада

Таблетка РИТЭГа светится красным из-за тепла, выделяемого при радиоактивном распаде диоксида плутония-238 , после испытания на теплоизоляцию.

Тепло 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 в составе Земли с момента ее образования.

В ядерной реакторной технике остаточное тепло продолжает вырабатываться после остановки реактора (см. SCRAM и ядерные цепные реакции ) и приостановки выработки электроэнергии. Распад короткоживущих радиоизотопов, таких как йод-131, созданных при делении, продолжается на высокой мощности в течение некоторого времени после остановки . ^[1] Основным источником выработки тепла в недавно остановленном реакторе является бета-распад новых радиоактивных элементов, недавно полученных из осколков деления в процессе деления.

Количественно, в момент остановки реактора остаточное тепло от этих радиоактивных источников все еще составляет 6,5% от предыдущей мощности активной зоны, если реактор имел длительную и стабильную историю мощности . Примерно через 1 час после остановки остаточное тепло составит около 1,5% от предыдущей мощности активной зоны. Через день остаточное тепло падает до 0,4%, а через неделю оно составит всего 0,2%. ^{[2] Поскольку в} ядерных отходах присутствуют радиоизотопы всех периодов полураспада , в отработанных топливных стержнях продолжает вырабатываться достаточное количество остаточного тепла, чтобы потребовать от них провести минимум один год, а чаще от 10 до 20 лет, в бассейне с отработанным топливом с водой перед дальнейшей обработкой. Однако тепло, вырабатываемое за это время, все еще составляет лишь малую часть (менее 10%) тепла, вырабатываемого за первую неделю после остановки. ^[1]

Если не работает система охлаждения для удаления остаточного тепла из поврежденного и недавно остановленного реактора, остаточное тепло может привести к тому, что активная зона реактора достигнет небезопасных температур в течение нескольких часов или дней, в зависимости от типа активной зоны. Эти экстремальные температуры могут привести к незначительному повреждению топлива (например, несколько отказов топливных частиц (0,1–0,5%) в графитовой замедлителе, охлаждаемой газом конструкции ^[3] ) или даже к серьезному повреждению конструкции активной зоны ( расплавлению ) в легководном реакторе ^[4] или жидкометаллическом быстром реакторе. Химические вещества, высвобождаемые из поврежденного материала активной зоны, могут привести к дальнейшим взрывным реакциям (пар или водород), которые могут еще больше повредить реактор. ^[5]

Естественное явление

Естественное остаточное тепло является существенным вкладом во внутренний тепловой баланс Земли . Радиоактивные изотопы урана , тория и калия являются основными источниками этого остаточного тепла, и этот радиоактивный распад является основным источником тепла, из которого происходит геотермальная энергия . ^[6]

Тепло распада имеет большое значение в астрофизических явлениях. Например, широко распространено мнение, что кривые блеска сверхновых типа Ia питаются нагревом, который обеспечивают радиоактивные продукты распада никеля и кобальта в железо ( кривая блеска типа Ia ). ^{[ необходима цитата ]}

Энергетические реакторы в состоянии останова

Остаточное тепло как доля полной мощности для реактора, аварийно остановленного с полной мощности в момент времени 0, с использованием двух различных корреляций

В типичной ядерной реакции деления 187 МэВ энергии мгновенно высвобождаются в виде кинетической энергии продуктов деления, кинетической энергии нейтронов деления, мгновенных гамма-лучей или гамма-лучей от захвата нейтронов. ^[7] Дополнительные 23 МэВ энергии высвобождаются в некоторое время после деления из бета-распада продуктов деления . Около 10 МэВ энергии, высвобождаемой из бета-распада продуктов деления, находится в форме нейтрино , и поскольку нейтрино очень слабо взаимодействуют, эти 10 МэВ энергии не будут депонированы в активной зоне реактора. Это приводит к тому, что 13 МэВ (6,5% от общей энергии деления) депонируются в активной зоне реактора из задержанного бета-распада продуктов деления в некоторое время после того, как произошла любая данная реакция деления. В устойчивом состоянии это тепло от замедленного бета-распада продуктов деления составляет 6,5% от нормальной тепловой мощности реактора.

Когда ядерный реактор остановлен , и деление ядер не происходит в больших масштабах, основным источником производства тепла будет отложенный бета-распад этих продуктов деления (которые возникли как осколки 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 остановки остаточное тепло будет составлять около 1,5% от предыдущей мощности активной зоны. Через день остаточное тепло падает до 0,4%, а через неделю оно составит всего 0,2%. Скорость производства остаточного тепла будет продолжать медленно уменьшаться с течением времени; кривая распада зависит от пропорций различных продуктов деления в активной зоне и от их соответствующих периодов полураспада . ^[8] 

Приближение кривой остаточного тепла, действительное от 10 секунд до 100 дней после выключения, составляет

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

где - время с момента запуска реактора, - мощность в момент времени , - мощность реактора перед остановкой, - время останова реактора, измеренное с момента запуска (в секундах), так что - время, прошедшее с момента останова. ^[9] ${\displaystyle \tau }$ ${\displaystyle P(\tau )}$ ${\displaystyle \tau }$ ${\displaystyle P_{0}}$ ${\displaystyle \tau _{s}}$ ${\displaystyle (\tau -\tau _{s})}$

Для подхода с более прямой физической основой некоторые модели используют фундаментальную концепцию радиоактивного распада . Использованное ядерное топливо содержит большое количество различных изотопов, которые вносят вклад в тепло распада, которые все подчиняются закону радиоактивного распада, поэтому некоторые модели рассматривают тепло распада как сумму экспоненциальных функций с различными константами распада и начальным вкладом в скорость нагрева. ^[10] Более точная модель учитывала бы эффекты предшественников, поскольку многие изотопы проходят несколько этапов в своей цепочке радиоактивного распада , и распад дочерних продуктов будет иметь больший эффект в течение более длительного времени после выключения.

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

Удаление остаточного тепла является существенной проблемой безопасности реактора, особенно вскоре после нормального отключения или после аварии с потерей теплоносителя . Неспособность удалить остаточное тепло может привести к повышению температуры активной зоны реактора до опасного уровня и стала причиной ядерных аварий , включая ядерные аварии на Три-Майл-Айленде и Фукусиме I. Отвод тепла обычно достигается с помощью нескольких избыточных и разнообразных систем, из которых тепло отводится через теплообменники. Вода проходит через вторичную сторону теплообменника через систему основной технической воды ^[11], которая рассеивает тепло в «конечном поглотителе тепла», часто в море, реке или большом озере. В местах без подходящего водоема тепло рассеивается в воздухе путем рециркуляции воды через градирню . Отказ циркуляционных насосов ESWS был одним из факторов, поставивших под угрозу безопасность во время наводнения на АЭС Блайас в 1999 году .

Отработанное топливо

По истечении одного года типичное отработанное ядерное топливо генерирует около 10 кВт остаточного тепла на тонну , снижаясь до примерно 1 кВт/т по истечении десяти лет. ^[12] Следовательно, эффективное активное или пассивное охлаждение отработанного ядерного топлива требуется в течение нескольких лет.

Смотрите также

• Энергия распада
• Бассейн выдержки отработанного топлива
• Хранение в сухих бочках
• Радиоизотопный термоэлектрический генератор

Ссылки

1. Ragheb, Magdi (15 октября 2014 г.). "Генерация тепла распада в реакторах деления" (PDF) . Иллинойсский университет в Урбане-Шампейне. Архивировано (PDF) из оригинала 2022-01-30 . Получено 24 марта 2018 г. .
2. "Отработанное топливо" (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория. Апрель 2011 г. Архивировано из оригинала (PDF) 4 марта 2016 г. Получено 26 января 2013 г.
3. "IAEA TECDOC 978: Характеристики топлива и поведение продуктов деления в газоохлаждаемых реакторах" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 1997. Архивировано (PDF) из оригинала 2022-01-30 . Получено 2019-11-25 .
4. Ламарш, Джон Р.; Баратта, Энтони Дж. (2001). Введение в ядерную инженерию (3-е изд.). Prentice-Hall. Раздел 8.2. ISBN 0-201-82498-1.
5. INSAG-7 Чернобыльская авария: обновление INSAG-1 (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 1992. стр. 20. Архивировано (PDF) из оригинала 25.04.2021.
6. "Как работает геотермальная энергия". Союз обеспокоенных ученых . 14 июля 2008 г. Архивировано из оригинала 01.09.2022.
7. Справочник по основам DOE - Ядерная физика и теория реакторов Архивировано 18.04.2009 на Wayback Machine - том 1 из 2, модуль 1, страница 61
8. Гласстоун, Сэмюэл; Сесонске, Александр (31 октября 1994 г.). Техника ядерных реакторов: Проектирование реакторных систем - Сэмюэл Гласстоун, Александр Сесонске - Google Книги. Спрингер. ISBN 9780412985317. Получено 2019-09-09 .
9. "Оценки теплоты распада для MNR" (PDF) . 23 февраля 1999 г. Архивировано из оригинала (PDF) 2022-08-05 . Получено 2019-09-09 .
10. "Core Neutronics". Архивировано из оригинала 2012-01-18 . Получено 2011-03-30 .
11. "Отчет о безопасности перед строительством - Подраздел 9.2 – Системы водоснабжения" (PDF) . AREVA NP / EDF . 2009-06-29. Архивировано (PDF) из оригинала 2022-10-19 . Получено 2011-03-23 ​​.
12. "Физика урана и ядерная энергия". world-nuclear.org . Архивировано из оригинала 2019-11-05.- Немного физики урана

Внешние ссылки

• Справочник по основам DOE - Остаточное тепло, Ядерная физика и теория реакторов - том 2 из 2, модуль 4, страница 61
• Оценки теплоты распада для MNR, стр. 2.
• Java-апплет Spent Nuclear Fuel Explorer, показывающий активность и остаточное тепло как функцию времени