Puterea reziduală a unui reactor nuclear este căldura produsă de miez , după încheierea reacției în lanț nuclear și constituit din energia dezintegrarea a produselor de fisiune .
În cazul unui reactor generator care a funcționat la putere maximă timp de un an și s-a oprit brusc, puterea reziduală instantanee este de 6,5% din puterea termică a reactorului imediat înainte de oprire; apoi scade și este de obicei egal pentru fiecare valoare mai mare: 2,67% la cincisprezece minute după oprire, 1,59% după o oră, 0,67% după o zi și 0,34% după o săptămână. Energia totală de descompunere a produselor de fisiune este puțin sub 40% din energie pentru o zi de funcționare a reactorului la putere maximă. Cea mai mare parte a acestei energii este eliberată în termen de trei ani de la oprirea reactorului.
Această căldură nu este reductibilă în mod material, trebuie în mod imperativ îndepărtată, chiar dacă mijloacele normale de extragere a energiei din miez nu sunt disponibile, altfel poate duce la topirea miezului . Acest fenomen are o importanță majoră pentru proiectarea sistemelor de siguranță ale reactorului: puterea reziduală este responsabilă de ruina reactoarelor din Insula Three Miles și Fukushima .
Cu toate acestea, puterea electrică necesară pentru extragerea căldurii (prin evaporarea apei la 15 ° C) folosind o pompă rămâne moderată.
Într-un reactor nuclear , căldura recuperabilă produsă de fisiuni se descompune după cum se indică în articolul fisiune nucleară :
Componenta energiei de fisiune | Ponderea energiei recuperabile (%) |
cometariu |
---|---|---|
Energia cinetică a fragmentelor de fisiune | 85,9 | energie instantanee localizată |
Energia cinetică a neutronilor de fisiune | 2.8 | energie instantanee delocalizată |
Energia razelor gamma de fisiune (γ) | 3.9 | energie instantanee delocalizată |
Β energia radioactivității produselor de fisiune | 3.7 | energie amânată |
Γ energia radioactivității produselor de fisiune | 3.7 | energie amânată |
Energie recuperabilă într-un reactor de putere | 100,0 |
În timpul funcționării reactorului, puterea termică totală de mai sus este extrasă din miezul sau structurile apropiate acestuia, dar în cazul opririi reactorului, căldura degajată de produsele de fisiune în descompunere continuă să se descompună. .
Această căldură se numește puterea reziduală a reactorului. Valoarea sa este dată în tabelul de mai jos într-un tipic tip plic (a se vedea secțiunea de pe histograma plicului). În acest tabel, puterea și energia reziduală sunt evaluate utilizând modelul cu zece grupuri de radionuclizi prezentate la sfârșitul articolului, ținând cont de un coeficient standard de creștere egal cu 1,246 .
Se poate observa în acest tabel că, cu o rețea de ipoteze penalizatoare, puterea electrică necesară pentru evacuarea puterii reziduale a unui reactor de apă sub presiune (PWR) tip N4 de 1.450 MWe la o oră după oprire, prin intermediul unei pompe de injecție furnizarea unui debit de apă la temperatura obișnuită destinată evaporării nu depășește 300 kWe .
Timpul t de la oprire |
Puterea reziduală pe valoare mai mare (%) |
Puterea reziduală pe valoare mai mare (MW) |
Timp de încălzire echivalent la 100 ° C de 2.500 m 3 de apă inițial la 15 ° C , cu puterea reziduală la t |
Energia produsă (JEPN) |
Cantitate echivalentă de apă evaporată (inițial la 15 ° C ) cu energia produsă (tonă) |
Debit corespunzător (kg / s) |
Puterea electrică a pompei care furnizează debitul la 50 bar (kW) |
cometariu |
---|---|---|---|---|---|---|---|---|
1s | 7,54% | 320 | 40 de minute | 9.25E-7 | 0.130 | 123.1 | 1 231 | Caz teoretic |
10s | 5,83% | 247 | 53 min | 7.54E-6 | 1,06 | 95.3 | 953 | Caz teoretic |
1 min | 4,5% | 191 | 1,1 ore | 3.62E-5 | 5.11 | 73.4 | 734 |
Sufocare instantanee a fisiunilor întârziate |
10 minute | 3,0% | 127,3 | 1.7 ore | 2.55E-4 | 36.4 | 48.9 | 489 | |
30 de minute | 2,1% | 88,5 | 2,5 ore | 5.97E-4 | 85.3 | 34,0 | 340 | Caz de oprire normal |
1 oră | 1,59% | 67.6 | 3,2 ore | 9.71E-4 | 137 | 26.0 | 260 | Caz de oprire normal |
2 ore | 1,34% | 57.1 | 3,8 ore | 1.57E-3 | 221 | 21.9 | 219 | |
5 ore | 1,13% | 47,9 | 4.6 ore | 3,10E-3 | 437 | 18.4 | 184 | |
12 h | 0,855% | 36.4 | 6.0 ore | 5.94E-3 | 838 | 14.0 | 140 | |
1 zi | 0,67% | 28.6 | 7.6 h | 9.68E-3 | 1.365 | 11.0 | 110 | |
3 zile | 0,49% | 20.7 | 10,5 ore | 0,0209 | 2.950 | 7,97 | 79,7 | |
1 săptămână | 0,34% | 14.5 | 15,0 ore | 0,0371 | 5.230 | 5.59 | 55.9 |
Reînnoirea combustibilului |
1 lună (30,44 d) |
0,167% | 7.09 | 31 h | 0,0893 | 12.700 | 2,72 | 27.2 |
Ansambluri folosite în piscine |
3 luni (91,31 d) |
0,088% | 3,74 | 58 h | 0,161 | 22.760 | 1,44 | 14.4 |
Ansambluri folosite în piscine |
6 luni (182,62 d) |
0,048% | 2.06 | 4,4 d | 0,221 | 31 230 | 0,79 | 7.9 | |
1 an | 0,018% | 0,784 | 11,6 d | 0,277 | 39.040 | 0,301 | 3.0 |
Sejur pe termen lung în piscină |
Pentru a defini mijloacele de extracție a puterii reziduale, sunt definite una sau mai multe histograme tipice de funcționare a reactorului care determină puterea reziduală care trebuie eliminată după închidere. În cazul unui reactor generator care ar trebui să funcționeze la nivel de bază , un an de funcționare continuă la putere maximă este utilizat în general pentru evaluările de siguranță, timpul de oprire și răcire a unității este luat în considerare pentru a evalua puterea reziduală a unității. combustibil în vederea reînnoirii acestuia. Ritmurile de funcționare ale reactoarelor experimentale și navale de propulsie sunt diferite.
Odată ce histograma de utilizare maximă a reactorului a fost definită ca servind ca bază pentru dimensionarea mijloacelor de siguranță, reactorul trebuie să rămână ulterior în acest domeniu de utilizare în timpul utilizării sale, cu excepția stabilirii faptului că utilizarea făcută a reactorului nu duce la depășind puterea luată în considerare la dimensionarea mijloacelor de siguranță.
Pentru a evita calculele lungi și obositoare și pentru a lua marje de dimensionare, abordarea constă în definirea unei histograme a anvelopei de funcționare a reactorului, efectuarea calculului precis folosind un instrument complet de calcul și apoi creșterea rezultatului precis, care nu este ușor de manipulat cu corelații simplificate .
În general, modelarea puterii reziduale a rămas relativ imprecisă până la mijlocul anilor 1980 datorită complexității calculului și importanței sale scăzute în raport cu alte priorități.
Au fost propuse mai multe corelații pentru evaluarea puterii reziduale, dintre care cele mai clasice sunt prezentate mai jos.
|
|
|
|
Corelațiile găsesc o justificare pentru aceasta în regula semi-empirică a lui Sargent, numită după fizicianul canadian Bernice Weldon Sargent (ro) care în anii 1930 a enunțat regula conform căreia durata medie de viață a unui emițător beta este invers proporțională cu puterea. diferenței de energie de coeziune dintre atomul părinte și atomul copil: Conform acestei reguli, se poate presupune că căldura eliberată la momentul t după oprirea reactorului de către produsele de fisiune cu viață medie egală la t s-a format în momentul (o) oprirea reactorului este proporțională cu ; proporțională cu cantitatea și proporțională cu energia. La fel, căldura produselor de fisiune cu o durată medie de viață egală cu t - u, s-a format în timpul platoului electric în intervalul de timp u; u + du este proporțional cu (u este negativ). Apoi facem presupunerea că, în setul de produse de fisiune, viața medie este la fel de probabilă, prin urmare
Coeficientul de proporționalitate (apropiat de 0,066) rezultă destul de simplu din valoarea energiei în beta și gamma diferită în descompunerea energiei de fisiune recuperabile în reactor, adică aproximativ 7,4%, ținând cont de faptul că, în orice caz, formulele la t -0,2 nu poate fi calculat în vecinătatea lui t = 0.
Este, de asemenea, destul de remarcabil faptul că o astfel de abordare simplistă duce la un rezultat atât de apropiat de realitatea observată.
Un calcul mai complet constă în modelarea puterii produse de produsele fisiunilor ca sumă a celor ale grupurilor de corpuri ale perioadelor organizate în mod regulat. Fiecare grup este asociat cu o contribuție la puterea eliberată, care reprezintă numărul de atomi dezintegrați și energia corespunzătoare. De exemplu, o grupare în zece grupuri este adesea utilizată și oferă rezultate destul de bune. În acest calcul simplificat, efectul neutronilor și actinidelor întârziate poate fi luat în considerare, contribuțiile respective la puterea termică totală sunt combinate cu cele ale grupelor 1, 2 și respectiv 10.
Modelul constă; în primul rând, în evaluarea contribuției la puterea instantanee a fiecăruia dintre grupuri la momentul opririi reactorului, ținând cont de histograma de putere anterioară; în al doilea rând, pentru a evalua puterea fiecăruia dintre grupuri după oprirea reactorului. Originea vremurilor este plasată în momentul opririi.
Dacă e este energia de descompunere, puterea reziduală emisă de cantitatea Q de radionuclizi prezenți la capătul platoului este egală cu . La momentul t post oprirea reactorului, puterea reziduală merită:
Energia eliberată la momentul t după oprirea reactorului (E (t)) ia valoarea simplă
Valorile termenilor (ei × αi) de la i = 1 la 10 sunt date în tabelul de mai jos într-un caz tipic. Evaluarea corespunzătoare este corectă, cu toate acestea, în cazul unui calcul al siguranței, rezultatul ar trebui să fie mărit ca o sumă forfetară înmulțind cu 1,246.
grup | Perioada ( perioadele ) |
Radioactiv constant (s -1 ) |
Durata medie de viață (s-min-hd) |
Contribuție = ei × αi (%) |
cometariu |
---|---|---|---|---|---|
1 | 1 | 6.93147E-1 | 1,4 s | 1,420% |
Înțelege contribuția fisiunilor generate de neutroni întârziați |
2 | 10 | 6.93147E-2 | 14,4 s | 1,260% |
Înțelege contribuția fisiunilor generate de neutroni întârziați |
3 | 50 | 1.38629E-2 | 72,1 s | 0,755% | |
4 | 200 | 3.46574E-3 | 4,8 min | 0,470% | |
5 | 1000 | 6.93147E-4 | 24,0 min | 1,740% | |
6 | 20.000 | 3.46574E-5 | 8,0 ore | 0,615% | |
7 | 200.000 | 3.46574E-6 | 80,1 ore | 0,290% | |
8 | 1.000.000 | 6.93147E-7 | 16,7 d | 0,174% | |
9 | 8.000.000 | 8.66434E-8 | 133,6 d | 0.130% | |
10 | 80.000.000 | 8.66434E-9 | 1336 d | 0,038% | Include contribuția actinidelor |
Total | fără sens |
6,892% |
Soldul grupurilor 9 și 10 nu este atins după un an de funcționare |