Ciepło powyłączeniowe - Polski Serwis Naukowy

Ciepło powyłączeniowe jako frakcja pełnej mocy cieplnej reaktora poddanego awaryjnemu wyłączeniu w czasie t = 0 wyliczone za pomocą dwóch metod

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.

Konwekcja – proces przekazywania ciepła związany z makroskopowym ruchem materii w płynie; gazie, cieczy bądź plazmie, np. powietrzu, wodzie, plazmie gwiazdowej. Czasami przez konwekcję rozumie się również sam ruch materii związany z różnicami temperatur, który prowadzi do przenoszenia ciepła. Ruch ten precyzyjniej nazywa się prądem konwekcyjnym.

Energia termiczna (zwana też potocznie energią cieplną) – część energii wewnętrznej układu, która jest związana z chaotycznym ruchem cząsteczek układu. Miarą energii termicznej jest temperatura. Każda postać energii może się przemienić w energię termiczną, czemu towarzyszy wzrost entropii.

Wyłączenie reaktora jądrowego, nawet przeprowadzone w sposób awaryjny, co w reaktorach wodnych ciśnieniowych trwa 1-2 sekundy, prowadzi do natychmiastowego 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.

Radioizotopowy generator termoelektryczny lub Radioizotopowa bateria termoelektryczna (ang. Radioisotope thermoelectric generator, RTG) – generator prądu elektrycznego, w którym źródłem energii jest rozpad izotopu promieniotwórczego, a wydzielone w ten sposób ciepło zamieniane jest na energię elektryczną. Baterie tego typu są używane głównie jako źródła zasilania w satelitach i nienadzorowanych urządzeniach pracujących zdalnie (boje, latarnie morskie itp.).

Reaktor jądrowy – urządzenie, w którym przeprowadza się z kontrolowaną szybkością reakcje jądrowe; na obecnym etapie rozwoju nauki i techniki (rok 2011) są to przede wszystkim reakcje rozszczepienia jąder atomowych. Reakcje te mają charakter łańcuchowy - produkty reakcji (w tym głównie neutrony) mogą zainicjować kilka następnych. Aby uniknąć lawinowego wzrostu szybkości reakcji, reaktor dzieli się na strefy wypełnione na przemian paliwem, chłodziwem oraz moderatorem, czyli substancją spowalniającą neutrony. Szybkość reakcji kontrolowana jest m.in. przez zmianę wzajemnego położenia lub proporcji tych składników, a także przez wprowadzanie dodatkowych substancji pochłaniających lub spowalniających neutrony, zawartych w tzw. prętach regulacyjnych (służących do normalnej regulacji parametrów reakcji) oraz prętach bezpieczeństwa (stosowanych do awaryjnego wyłączania reaktora). Substancjami używanymi do pochłaniania neutronów termicznych są m.in. bor i kadm, natomiast jako moderatorów używa się m.in. berylu, grafitu, a także wody, pełniącej równocześnie rolę chłodziwa.

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.

28 marca 1979 r. nastąpiło częściowe stopienie rdzenia w drugim reaktorze (TMI-2) elektrowni jądrowej na wyspie nazywanej Three Mile Island. Przypadek ten opisywany jest jako najpoważniejszy wypadek w Stanach Zjednoczonych w historii komercyjnych reaktorów jądrowych. Elektrownia atomowa jest położona na sztucznej wyspie o powierzchni 3,29 km² 16 km od miasta Harrisburg, stolicy stanu Pensylwania, zamieszkanego przez 50 000 osób. W odległości 8 km od elektrowni mieszkało w czasie wypadku 25 000 osób.

Język polski (polszczyzna) należy wraz z językiem czeskim, słowackim, pomorskim (kaszubskim), dolnołużyckim, górnołużyckim oraz wymarłym połabskim do grupy języków zachodniosłowiańskich, stanowiących część rodziny języków indoeuropejskich.

Przybliżenie krzywej zaniku ciepła powyłączeniowego, w czasie od 10 sekund do 100 dni po wyłączeniu, określa wzór: $\frac{P}{P_0} = 0.066 \left( \left( \tau - \tau_s \right)^{-0.2} - \tau^{-0.2} \right)$ ,

gdzie: $P$ - moc ciepła powyłączeniowego $P_0$ - moc cieplna reaktora w momencie jego wyłączenia $\tau$ - czas od momentu włączenia reaktora $\tau_s$ - czas od momentu wyłączenia reaktora mierzony od momentu włączenia reaktora, tj. czas pracy + czas od wyłączenia.

Rozpad promieniotwórczy poszczególnych produktów rozszczepienia jest sumą zaniku poszczególnych produktów:

Awaria elektrowni jądrowej Fukushima I (jap. 福島第一原子力発電所事故, Fukushima Dai-Ichi Genshiryoku Hatsudensho Jiko) – seria wypadków jądrowych w elektrowni atomowej Fukushima I w Japonii, do których doszło w 2011 roku w wyniku trzęsienia ziemi u wybrzeży Honsiu, w tym trzy odrębne awarie stopnia 5. w siedmiostopniowej międzynarodowej skali INES (awarie reaktorów jądrowych nr 1, 2 i 3), połączone z emisją substancji promieniotwórczych do środowiska. Po trzęsieniu ziemi do incydentu stopnia 3. doszło także w elektrowni atomowej Fukushima II, położonej w odległości 11 km, lecz sytuacja została szybko opanowana.

Paliwo jądrowe jest to substancja zawierająca materiał rozszczepialny wykorzystywana do uzyskiwania energii w reaktorach jądrowych. Zawiera najczęściej wzbogacony uran (tj. uran charakteryzujący się większą od naturalnej względną zawartością izotopu U, mieszczącą się w granicach od kilku do 90%), w różnych formach fizyko-chemicznych: jako ciało stałe (tlenek, węglik, stop metaliczny, metal; w postaci prętów, pastylek itp.), w postaci ciekłej (jako roztwór siarczanu, lub azotanu uranylu), lub jako gaz (sześciofluorek uranu). Drugim materiałem wykorzystywanym jako paliwo jądrowe jest izotop plutonu Pu. Rodzaj paliwa dopasowany jest do danego typu reaktora. Paliwo powinno składać się z materiałów, które w czasie pracy reaktora nie reagują między sobą ani z chłodziwem.

$\frac{P}{P_0} = \sum_{i=1}^{11}P_i e^{-\lambda t}.$

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 wartości grożących jego stopieniem.

Reaktor wodny ciśnieniowy, w skrócie PWR (ang. Pressurized Water Reactor) – reaktor jądrowy, w którym moderatorem jest zwykła (lekka) woda pod ciśnieniem ok. 15 MPa. Woda spełnia jednocześnie funkcję czynnika roboczego – chłodziwa rdzenia reaktora.

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

Generator radioizotopowy

Wypadek w elektrowni jądrowej Three Mile Island

Awaria elektrowni jądrowej Fukushima I

Przypisy

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, 1998. McMaster University (ang.).
Core Neutronics Model (ang.). [dostęp 2011-04-23].

Bibliografia

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

Obliczenia mocy powyłączyniowej w termicznych reaktorach jądrowych - Instytut Techniki Cieplnej Politechniki Warszawskiej (pol.)