Calor residual

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La liberación de calor residual ( liberación de energía residual ) es una característica específica del combustible nuclear , que consiste en que, después de la terminación de la reacción en cadena de fisión y la inercia térmica común a cualquier fuente de energía, la liberación de calor en el reactor continúa durante un largo tiempo, lo que crea una serie de problemas técnicamente complejos relacionados directamente con la seguridad nuclear .

El calor de desintegración es una consecuencia de la desintegración β y γ de los productos de fisión , que se acumularon en el combustible durante el funcionamiento del reactor, así como la desintegración α y β de los actínidos . Los núcleos de los productos de fisión, como resultado de la descomposición, pasan a un estado más estable o completamente estable con la liberación de energía significativa .

Aunque la tasa de liberación de calor de decaimiento cae rápidamente a valores que son pequeños en comparación con los valores estacionarios, en los reactores de potencia de alta potencia es significativo en términos absolutos. Por esta razón, la liberación de calor de decaimiento requiere mucho tiempo para proporcionar la eliminación de calor del núcleo del reactor después de que se haya apagado. Esta tarea requiere la presencia de sistemas de enfriamiento con suministro de energía confiable en el diseño de la instalación del reactor , y también requiere almacenamiento a largo plazo (dentro de 3 a 4 años) de combustible nuclear gastado en instalaciones de almacenamiento con un régimen de temperatura especial: piscinas de combustible gastado. , que suelen estar situados en las inmediaciones del reactor [ 1] [2] [3] [4] .

Energía térmica

Después de que se apaga el reactor, incluso en ausencia de una reacción en cadena, la liberación de calor continúa debido a la desintegración radiactiva de los actínidos y productos de fisión acumulados . La potencia liberada después de detenerse depende de la cantidad de productos de fisión acumulados, y para calcularla se utilizan fórmulas propuestas por varios científicos. La fórmula de Wey-Wigner es la más utilizada . En base a ello, la potencia del calor residual se reduce según la ley [1] [2] :

{\frac {W_{\beta ,\gamma }}{W_{0}}}=6.5\cdot 10^{-2}\cdot \left[\tau _{c}^{-0 ,2 }-\izquierda(\tau _{c}+T\derecha)^{-0,2}\derecha]

, dónde:

${\displaystyle W_{\beta ,\gamma ))$ — potencia de liberación de calor residual del reactor en el tiempo después de su parada; ${\ estilo de visualización \ tau _ {c}}$
$W_0$ es la potencia del reactor antes de la parada, a la que trabajó durante el tiempo $T$
el tiempo se expresa en segundos (hay fórmulas que tienen una forma ligeramente diferente, donde el tiempo se expresa en días)

En la etapa inicial después de la parada, cuando , puede usar una dependencia simplificada: ${\ estilo de visualización \ tau _ {c} \ ll T}$

{\displaystyle W_{\beta ,\gamma }=6,5\cdot 10^{-2}\cdot W_{0}\cdot \tau_{c}^{-0,2))

Por lo tanto, después del apagado, la liberación de energía residual será aproximadamente [2] :

Tiempo	1 s	10 segundos	100 segundos	1000 s	1 hora	10 horas	100 horas	1000 horas	1 año
Energía, %	6.5	5.1	3.2	1.9	1.4	0.75	0.33	0.11	0.023

La fórmula de Wintermyer-Wells permite tener en cuenta la contribución de la descomposición de 235 U y 239 Pu a la liberación de calor residual [3] :

Q(T,\tau _{c})=10\left\{\left(\tau _{c}+10\right)^{-0,2}-\left(\tau _{c} }+T+10\right)^{-0,2}-0,87\left[\left(\tau _{c}+2\cdot 10^{7}\right)^{-0,2} -\izquierda(\tau _{c}+T+2\cdot 10^{7}\derecha)^{-0,2}\derecha]\derecha\}

donde - como un porcentaje de poder para detener. ${\ Displaystyle Q (T, \ tau _ {c})}$

En la práctica, la producción de calor residual se calcula individualmente para cada carga de combustible [1] .

Causas y factores contribuyentes

Durante la fisión de los núcleos de combustible en los reactores, se forman dos veces más fragmentos de fisión que los núcleos originales. Muchos de estos núcleos son inestables y sufren transformaciones que liberan energía, principalmente a partir de desintegraciones beta . En total, entre los productos de fisión, hay unos 450 radionucleidos con distintas vidas medias : desde fracciones de segundo hasta millones de años. Sus decaimientos son la causa de la liberación de calor residual, prolongada en el tiempo.

En los momentos iniciales de tiempo tras la parada del reactor (hasta 100 segundos), continúan también los procesos de fisión por neutrones retardados y, en reactores de agua pesada y de berilio, por fotoneutrones . Después de unos minutos, esta contribución se puede despreciar.

Además, una pequeña contribución en la etapa inicial la realiza el poder de la inercia térmica de la descomposición del calor acumulado en el núcleo y los materiales estructurales de la planta del reactor en su conjunto. A pesar de la baja conductividad térmica del combustible utilizado en los reactores de potencia ( dióxido de uranio ), en la práctica esta contribución puede despreciarse pasados unos segundos [1] .

Soluciones técnicas

Para eliminar el calor residual en las plantas de reactores, se prevén sistemas de refrigeración especiales, cuyo funcionamiento es necesario tanto durante la parada normal del reactor como en situaciones de emergencia. En caso de accidentes severos, cuando se interrumpe la eliminación de calor, se proporcionan sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo. Para un suministro de energía confiable a todos estos sistemas, las unidades de energía están equipadas con baterías y plantas de energía diesel de respaldo .

Además, también es necesaria una eliminación de calor constante para el combustible gastado , por lo que se almacena durante 3-4 años en instalaciones de almacenamiento especiales: piscinas de combustible gastado con un régimen de temperatura determinado. Cuando el poder del calor de desintegración disminuye, el combustible se envía para su almacenamiento, eliminación o procesamiento [4] [5] .

Accidentes

Los accidentes más peligrosos en términos de garantizar la eliminación del calor residual son los apagones completos y los accidentes con pérdida de refrigerante ( ing. LOCA, Loss-of-coolant accident ).

El problema de la eliminación de calor durante un apagón completo, es decir, con la inoperancia de todas las fuentes de electricidad principales y de respaldo, como se aplica a los reactores de agua a presión , generalmente se resuelve proporcionando circulación natural del refrigerante en el circuito primario y transfiriendo el calor residual. al segundo circuito. Dado que el circuito secundario de tales reactores no es radiactivo, la eliminación de calor está asegurada por la evaporación de su refrigerante a la atmósfera. Al mismo tiempo, se proporciona un suministro de agua de emergencia para este caso y la posibilidad de reponer las pérdidas del circuito secundario. En los reactores de agua en ebullición, el problema es mucho más complicado: para una planta de energía nuclear de circuito único, el vapor es radiactivo, cuando se apaga la turbina, todo el vapor se estrangula y se descarga en los condensadores principales , mientras que es necesario reponer refrigerante. pérdidas en la planta del reactor [5] [6] . Un ejemplo de accidente grave debido a un apagón total es el accidente de la central nuclear de Fukushima I.

En caso de accidentes con pérdida de refrigerante (roturas de grandes oleoductos, etc.), se prevén sistemas de emergencia en las plantas de reactores para garantizar la refrigeración del núcleo. En el caso de un funcionamiento normal de estos sistemas, las consecuencias para la instalación serán mínimas. En caso de mal funcionamiento de los mismos o errores del personal, el núcleo puede sobrecalentarse hasta su fusión [6] . Un ejemplo de un accidente por pérdida de refrigerante que se convirtió en un accidente muy grave debido a una combinación de fallas en el equipo y errores humanos es el accidente en la planta de energía nuclear de Three Mile Island .

Notas

↑ 1 2 3 4 Andrushechko S. A., Aforov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu . VVER-1000. Desde las bases físicas de funcionamiento hasta la evolución del proyecto. — M. : Logotipos, 2010. — 604 p. - 1000 copias. - ISBN 978-5-98704-496-4 .
↑ 1 2 3 Kirillov P.L., Bogoslovskaya G.P. Transferencia de calor y masa en centrales nucleares. — M .: Energoatomizdat , 2000. — 456 p. - 1000 copias. — ISBN 5-283-03636-7 .
↑ 1 2 Ovchinnikov F. Ya., Semenov V. V. Modos operativos de reactores de energía de agua a presión. - 3ª ed., trad. y adicional .. - M. : Energoatomizdat , 1988. - 359 p. - 3400 copias. — ISBN 5-283-03818-1 .
↑ 1 2 Sidorenko V. A. Problemas de operación segura de reactores VVER. — M .: Atomizdat , 1977. — 216 p. — (Problemas de la energía nuclear). - 3000 copias.
↑ 1 2 Margulova T. Kh. Centrales nucleares. - 5to. - M. : Editorial, 1994. - 289 p.
↑ 1 2 Samoilov O. B., Usynin G. B., Bakhmetiev A. M. Seguridad de las centrales nucleares. - M. : Energoatomizdat, 1989. - 280 p. - 5900 copias. - ISBN 5-283-03802-5 .