Kalıntı güç a nükleer reaktör sonra iç tarafından üretilen ısı zincirleme reaksiyonu olan durduruldu ve oluşan çürüme enerji fizyon ürünleri .
Bir yıl boyunca tam güçte çalışan ve aniden duran bir jeneratör reaktörünün olması durumunda, anlık artık güç, kapatılmadan hemen önce reaktörün termal gücünün % 6,5'i kadardır ; daha sonra azalır ve tipik olarak her yüksek değer için eşittir: Durdurmadan on beş dakika sonra% 2.67, bir saat sonra% 1.59, bir gün sonra% 0.67 ve bir hafta sonra% 0.34. Fisyon ürünlerinin toplam bozunma enerjisi, tam güçte bir reaktör çalışması için enerjinin% 40'ın biraz altındadır. Bu enerjinin çoğu, reaktörün kapanmasından sonraki üç yıl içinde salınır.
Bu ısı maddi olarak azaltılamaz, çekirdekten normal güç çıkarma araçları mevcut olmasa bile zorunlu olarak kaldırılmalıdır, aksi takdirde çekirdek erimesine yol açabilir . Bu fenomen, reaktörün güvenlik sistemlerinin tasarımı için büyük önem taşımaktadır: Three Miles Island ve Fukushima'daki reaktörlerin yıkılmasından kalan güç sorumludur .
Bununla birlikte, bir pompa kullanılarak ısının çıkarılması için (suyun 15 ° C'de buharlaştırılmasıyla) gereken elektrik gücü orta düzeydedir.
Bir nükleer reaktörde , fisyonlar tarafından üretilen geri kazanılabilir ısı, nükleer fisyon makalesinde belirtildiği gibi ayrışır :
Fisyon enerjisinin bileşeni | Geri kazanılabilir enerji payı (%) |
Yorum Yap |
---|---|---|
Fisyon parçalarının kinetik enerjisi | 85.9 | anlık lokalize enerji |
Fisyon nötronlarının kinetik enerjisi | 2.8 | anlık yer değiştirmiş enerji |
Fisyon gama ışınlarının enerjisi (γ) | 3.9 | anlık yer değiştirmiş enerji |
Β fisyon ürünlerinin radyoaktivite enerjisi | 3.7 | ertelenmiş enerji |
Γ fisyon ürünlerinin radyoaktivite enerjisi | 3.7 | ertelenmiş enerji |
Güç reaktöründe geri kazanılabilir enerji | 100.0 |
Reaktör çalışması sırasında, yukarıdaki toplam termal güç, çekirdek veya ona yakın yapılardan çıkarılır, ancak bir reaktörün kapanması durumunda, bozunma sürecinde fisyon ürünleri tarafından verilen ısı, kararlı bir şekilde üretilmeye devam eder. duruma ulaşıldı.
Bu ısı, reaktörün artık gücü olarak adlandırılır . Değeri, aşağıdaki tabloda tipik bir zarf durumunda verilmiştir (zarf histogramındaki bölüme bakın). Bu tabloda, güç ve artık enerji, 1.246 Ye eşit standart bir artış katsayısı hesaba katılarak makalenin sonunda sunulan on grup radyonüklid içeren model kullanılarak değerlendirilmiştir .
Bu tabloda, bir cezalandırma varsayımları ağı ile , 1.450 MWe tip N4 basınçlı su reaktörünün kalan gücünü bir enjeksiyon pompası vasıtasıyla kapattıktan bir saat sonra boşaltmak için gerekli elektrik gücü olduğu belirtilebilir. buharlaştırılması amaçlanan normal sıcaklıkta bir su akışı sağlamak, 300 kWe'yi geçmez .
Zaman t beri durağı |
Daha yüksek değer başına artık güç (%) |
Daha yüksek değer başına artık güç (MW) |
Eşdeğer ısıtma süresi , 100 ° C'de 2.500 m 3 su ilk olarak 15 ° C'de , ile artık güç t |
Üretilen enerji (JEPN) |
Eşdeğer miktarda su buharlaştınldı (ilk olarak 15 ° C'de ), üretilen enerji ile (ton) |
Karşılık gelen akış (kg / s) |
Elektrik güç pompasının akış verildi az 50 bar (kW) |
Yorum Yap |
---|---|---|---|---|---|---|---|---|
1 sn | % 7.54 | 320 | 40 dk | 9.25E-7 | 0.130 | 123.1 | 1 231 | Teorik durum |
10 sn | % 5,83 | 247 | 53 dk | 7.54E-6 | 1.06 | 95.3 | 953 | Teorik durum |
1 dakika | % 4,5 | 191 | 1.1 saat | 3.62E-5 | 5.11 | 73.4 | 734 |
Geciken fisyonların anında boğulması |
10 dakika | % 3.0 | 127.3 | 1.7 saat | 2.55E-4 | 36.4 | 48.9 | 489 | |
30 dakika | % 2,1 | 88.5 | 2,5 saat | 5.97E-4 | 85.3 | 34.0 | 340 | Normal kapatma durumu |
1 saat | % 1.59 | 67.6 | 3.2 saat | 9.71E-4 | 137 | 26.0 | 260 | Normal kapatma durumu |
2 sa. | % 1,34 | 57.1 | 3,8 saat | 1.57E-3 | 221 | 21.9 | 219 | |
5 saat | % 1,13 | 47.9 | 4.6 saat | 3,10E-3 | 437 | 18.4 | 184 | |
12 saat | % 0.855 | 36.4 | 6.0 saat | 5.94E-3 | 838 | 14.0 | 140 | |
1 gün | % 0.67 | 28.6 | 7.6 saat | 9.68E-3 | 1.365 | 11.0 | 110 | |
3 gün | % 0,49 | 20.7 | 10.5 saat | 0.0209 | 2.950 | 7,97 | 79.7 | |
1 hafta | % 0.34 | 14.5 | 15.0 saat | 0,0371 | 5.230 | 5.59 | 55.9 |
Yakıt yenileme |
1 ay (30,44 g) |
% 0.167 | 7.09 | 31 saat | 0,0893 | 12.700 | 2.72 | 27.2 |
Yüzme havuzlarında kullanılan montajlar |
3 ay (91,31 g) |
% 0,088 | 3.74 | 58 saat | 0.161 | 22.760 | 1.44 | 14.4 |
Yüzme havuzlarında kullanılan montajlar |
6 ay (182.62 g) |
% 0,048 | 2.06 | 4.4 g | 0.221 | 31 230 | 0.79 | 7,9 | |
1 yıl | % 0,018 | 0.784 | 11.6 g | 0.277 | 39.040 | 0.301 | 3.0 |
Yüzme havuzunda uzun süreli konaklama |
Artık güç çıkarma aracını tanımlamak için, kapatma sonrası çıkarılacak artık gücü belirleyen bir veya daha fazla tipik reaktör çalışma histogramı tanımlanır. Temel seviyede çalışması öngörülen bir jeneratör reaktörünün olması durumunda, güvenlik değerlendirmeleri için genellikle tam güçte bir yıllık sürekli çalışma kullanılır, ünitenin kalan gücünü değerlendirmek için ünitenin durma süresi ve soğutma dikkate alınır. yenilenmesi amacıyla yakıt. Deneysel ve deniz sevk reaktörlerinin çalışma ritimleri farklıdır.
Bir maksimum reaktör kullanım histogramı, güvenlik araçlarının boyutlandırılması için bir temel görevi görecek şekilde tanımlandığında, reaktörün kullanımının sonuç vermediğinin belirlenmesi dışında, daha sonra reaktör kullanımı sırasında bu kullanım alanı içinde kalmalıdır. güvenlik araçlarının boyutlandırılmasında dikkate alınan gücün aşılması.
Uzun ve zahmetli hesaplamalardan kaçınmak ve boyutlandırma marjları almak için yaklaşım, reaktör çalışma zarfının bir histogramını tanımlamayı, tam bir hesaplama aracı kullanarak hassas hesaplamayı gerçekleştirmeyi ve ardından basitleştirilmiş korelasyonlarla kolayca değiştirilemeyen kesin sonucu artırmayı içerir. .
Genel olarak, hesaplamanın karmaşıklığı ve diğer önceliklere göre düşük önemi nedeniyle, artık gücün modellenmesi, 1980'lerin ortasına kadar nispeten belirsiz kaldı.
Kalan gücü değerlendirmek için, en klasik olanı aşağıda sunulan birkaç korelasyon önerilmiştir.
|
|
|
|
Korelasyonlar , Sargent'ın, adını 1930'larda bir beta yayıcının ortalama ömrünün güçle ters orantılı olduğu kuralı ilan eden Kanadalı fizikçi Bernice Weldon Sargent (en) 'den alan yarı ampirik kuralında bunun gerekçesini bulmuştur.5 Ana atom ile alt atom arasındaki kohezyon enerjisi farkının: Bu kurala göre, reaktörün kapanmasından sonra t zamanında açığa çıkan ısının, t anında oluşan eşit ortalama ömre sahip fisyon ürünleri tarafından olduğu varsayılabilir. reaktör kapatma (o), orantılıdır ; ile miktarına orantılı ve orantılı enerji. Benzer şekilde, u zaman aralığında güç platosunda oluşan ortalama ömrü t - u'ya eşit olan fisyon ürünlerinin ısısı; u + du ile orantılıdır (u negatiftir). Daha sonra, fisyon ürünleri setinde ortalama ömürlerin eşit derecede muhtemel olduğunu varsayıyoruz, bu nedenle
Orantılılık katsayısı (0.066'ya yakın), oldukça basit bir şekilde, reaktörde geri kazanılabilir fisyon enerjisinin ayrışmasında ertelenen beta ve gama enerjisinin değerinden kaynaklanır, yani, her durumda formüllerin t -0.2'de t = 0 komşuluğunda hesaplanamaz.
Bu kadar basit bir yaklaşımın, gözlemlenen gerçekliğe bu kadar yakın bir sonuca götürmesi de oldukça dikkat çekicidir.
Daha eksiksiz bir hesaplama, fisyonların ürünleri tarafından üretilen gücün, düzenli olarak aşamalı dönemlerdeki vücut gruplarının toplamı olarak modellenmesinden oluşur. Her grup, parçalanmış atomların sayısını ve karşılık gelen enerjiyi açıklayan salınan güce bir katkı ile ilişkilidir. Örneğin, genellikle on gruba gruplandırma kullanılır ve oldukça iyi sonuçlar verir. Bu basitleştirilmiş hesaplamada, gecikmiş nötronların ve aktinitlerin etkisi hesaba katılabilir, toplam termal güce ilgili katkılar sırasıyla grup 1, 2 ve 10'unkilerle birleştirilir.
Model şunları içerir; ilk olarak, önceki güç histogramını dikkate alarak, reaktörün kapanması anında her bir grubun anlık gücüne katkısının değerlendirilmesinde; ikinci olarak, reaktörün kapatılmasından sonra grupların her birinin gücünü değerlendirmek. Zamanların kökeni durma anında yerleştirilir.
Eğer e bozunma enerjisi ise, platonun sonunda bulunan radyonüklitlerin miktarı Q tarafından yayılan artık güç eşittir . Reaktörün kapanmasından hemen sonra kalan güç şu değerdedir:
Reaktör kapatıldıktan sonra t zamanında salınan enerji (E (t)) basit değeri alır
(Ei × αi) terimlerinin i = 1'den 10'a kadar değerleri tipik bir durumda aşağıdaki tabloda verilmiştir. Karşılık gelen değerlendirme doğrudur, ancak bir güvenlik hesaplaması durumunda, sonuç 1.246 ile çarpılarak toplu olarak artırılmalıdır.
Grup | Dönem (ler) |
Sabit radyoaktif (s -1 ) |
Ortalama ömür (s-min-hd) |
Katkı = ei × αi (%) |
Yorum Yap |
---|---|---|---|---|---|
1 | 1 | 6.93147E-1 | 1,4 s | % 1.420 |
Gecikmiş nötronların ürettiği fisyonların katkısını anlar |
2 | 10 | 6.93147E-2 | 14,4 s | % 1.260 |
Gecikmiş nötronların ürettiği fisyonların katkısını anlar |
3 | 50 | 1.38629E-2 | 72.1 s | % 0,755 | |
4 | 200 | 3,46574E-3 | 4.8 dk | % 0.470 | |
5 | 1000 | 6.93147E-4 | 24.0 dak. | % 1.740 | |
6 | 20.000 | 3,46574E-5 | 8.0 saat | % 0.615 | |
7 | 200.000 | 3,46574E-6 | 80.1 saat | % 0.290 | |
8 | 1.000.000 | 6.93147E-7 | 16.7 g | % 0.174 | |
9 | 8.000.000 | 8.66434E-8 | 133.6 g | % 0.130 | |
10 | 80.000.000 | 8.66434E-9 | 1336 g | % 0,038 | Aktinitlerin katkısını içerir |
Toplam | olmadan anlam |
% 6.892 |
Grup 9 ve 10'un dengesine bir yıllık operasyondan sonra ulaşılamıyor |