Всем привет!
Я давно не писал ничего познавательного, аж стыдно стало.
Пришла пора исправиться, и познакомить вас с ещё одной (и не самой приятной) особенностью работы ядерных реакторов - остаточным тепловыделением ядерного топлива.
Начнем издалека, чтобы понятнее и интереснее было.
Ядерные реакторы сами по себе служат для запуска и поддержания контролируемой цепной реакции деления ядер топлива, и реакция эта всегда идёт с выделением энергии.
Когда нейтрон влетает в ядро топлива и заставляет его делиться, то на выходе мы имеем 2-3 новых нейтрона, и два осколка деления. Ниже приведена условная схема деления ядра урана-235:
В данном случае в качестве осколков деления у нас получились изотопы бария и криптона, но это могут быть и другие элементы таблицы Менделеева. Вероятность выхода того или иного изотопа в процессе деления ядра урана-235 описывается так называемой "двугорбой кривой зависимости выхода продуктов деления от массового числа". В этом своём посте я про это уже рассказывал, но приведу график еще разок:
По оси ординат - вероятность, а по оси абсцисс - массовое число атомного ядра одного из наших осколков деления.
Основная часть тепла в реакторе выделяется именно в момент деления, в виде кинетической энергии осколков деления и в виде излучения. Чем больше ядер топлива делится в единицу времени, тем больше энергии (читай, теплоты) выделяется. Излишнее количество теплоты может разрушить наше топливо и активную зону реактора, поэтому понятно, что теплоту в любом случае надо куда-то удалять.
На атомных электростанциях теплота передаётся в постоянно циркулирующий теплоноситель и в дальнейшем превращается в механическую энергию вращения турбогенератора, а тот уже превращает механическую энергию в электрическую. "Отработанное" в турбогенераторе тепло уходит в конденсаторе, и охлажденная вода снова идёт в реактор. Вот вам простейшая схема работы одноконтурной АЭС:
АЭС бывают одно, двух, даже трехконтурные, теплоносителем первого контура в них может быть вода, пар, газы, жидкие металлы, даже растворы солей - в общем, вариантов много, разгуляться есть где.
Также, кроме реакторов атомных станций, существуют реакторы, созданные для других целей.
Промышленные реакторы, например, создавались для наработки оружейного плутония. Тепло там было побочным продуктом и особо не использовалось (кроме двухцелевых промышленных реакторов, но это совсем отдельная история).
На заре атомной энергетики в ходу были так называемые "проточные" схемы работы систем охлаждения реакторов. К примеру, для советских реакторов АД и АДЭ-1 в Железногорске брали воду из Енисея, и затем, после охлаждения активных зон, нагретую воду сбрасывали обратно в реку. То же самое происходило и с реактором И-1 в Северске, там для охлаждения использовалась река Томь. Аналогичное происходило и в США, в Хэнфордском комплексе, там пострадала река Колумбия.
Очевидно, что это не самый экологичный способ охлаждения реакторов. В дальнейшем реакторы с такой схемой охлаждения больше не строились - замкнутый водооборот гораздо лучше для окружающей среды. Опять же, в случае гипотетической аварии вся радиоактивность останется внутри станции, а не утечет в реку.
Также существуют исследовательские реакторы, в которых для научных и исследовательских целей получают разной величины и энергии потоки нейтронов. Их активным зонам также требуется охлаждение.
В реакторе ИРТ-Т, работающем в Томске, вода первого контура передаёт тепло воде второго контура через теплообменник, а затем уже нагретая вода второго контура передаёт тепло в атмосферу через вентиляторные градирни.
На фото - вид на работающий ИРТ-Т через мощный слой воды.
Собственно, про реакторы и их охлаждение достаточно, вернемся же к остаточному тепловыделению.
Как я и писал выше, основная часть тепла выделяется именно в момент деления, в виде кинетической энергии осколков деления и излучения. Но есть и "отложенная" энергия, которую выделяют в дальнейшем осколки деления при радиоактивном распаде. В этом и проблема.
В процессе работы реактора осколков деления нарабатывается очень много, и если цепную реакцию деления с выделением энергии мы можем остановить за доли секунды, просто опустив в реактор управляющие стержни, то радиоактивный распад осколков деления мы остановить не можем просто никак, это невозможно физически. Соответственно, и дальнейшее выделение тепла из-за этого распада будет происходить вне зависимости от того, остановили мы реактор, или нет.
Конечно, мощность остаточного тепловыделения будет падать со временем, так как по закону радиоактивного распада радиоактивность будет все время уменьшаться, но всё равно - просто так оставить даже остановленный реактор без охлаждения никак нельзя.
Вот, для примера, ламповый советский график, который показывает, что спустя целый час после останова в реакторе еще выделяется 1% тепла, от выделявшегося при работе на мощности.
И даже спустя месяцы и годы после останова реактора остаточное тепловыделение остаётся на уровне в ~0.01% от номинальной мощности.
Если брать для сравнения реактор РБМК - то номинальная тепловая мощность у него 3200 МВт. Соответственно, 0.01% от 3200 МВт - это 320 кВт. Только вдумайтесь - остановленный реактор даже спустя годы будет выделять десятки и сотни киловатт тепла.
Казалось бы, это небольшое число, но и этой энергии может хватить для повреждения топлива, если оставить реактор без внимания и обслуживания.
Соответственно, для всех реакторов одним из самых важных критериев безопасности является надёжный, гарантированный и постоянный теплоотвод. Если спустя небольшое время после останова мы потеряем возможность охлаждать активную зону реактора (как это случилось на АЭС Фукусима и Три Майл Айленд), то мы получим расплавление топливных элементов в активной зоне.
Во избежание таких ситуаций на всех АЭС есть резервирование электропитания, аварийные дизель-генераторы, запасы воды и специализированные системы, который позволят охлаждать реакторы даже в случае каких-либо запредельных проблем с электропитанием.
Как пример - у новеньких АЭС, сделанных по проекту АЭС-2006 (ВВЭР-1200) есть система пассивного отвода тепла (СПОТ), которая позволяет охлаждать парогенераторы остановленного энергоблока с помощью атмосферного воздуха:
На стареньких РБМК реализовано похожее решение - в случае чего возможно воздушное расхолаживание реакторов. Тяга воздуха создаётся путем открытия так называемых "вышибных панелей" в помещениях барабан-сепараторов.
На ультрасовременном быстром натриевом БН-800 вообще существует, на мой взгляд, шикарная система под названием САРХ ВТО (система аварийного расхолаживания реактора), которая позволяет снимать невероятное количество тепла (чуть ли не десятки мегаватт) со второго контура остановленного реактора путем воздушного расхолаживания.
Ниже на фото - БН-800. На крыше здания реактора четыре трубы, из них - три трубы САРХ ВТО, и одна труба вентиляции энергоблока.
Вот, надеюсь, вкратце я и рассказал вам про то, откуда берется остаточное тепловыделение, что оно делает и к чему может привести.
Собственно, в наше время, после череды неприятных уроков (читай, аварий) в ядерной энергетике всего мира, остаточное тепловыделение из критически важной и опасной особенности работы ядерного реактора превратилось в "укрощенного зверя".
На новых проектах АЭС российского дизайна (АЭС-2006, ВВЭР-ТОИ) пошли еще дальше - кроме пассивных систем расхолаживания под реактором установлена "ловушка расплава". С её помощью даже в случае полной потери контроля над ситуацией и расплавлением топлива в реакторе, кориум (расплавленная топливосодержащая масса) остаётся в специально предусмотренном для него месте, и выход радиоактивности за пределы станции будет ограничен.
P.S.
Все фото и рисунки, использованные в посте, взяты из открытых источников.
На самом деле в интернете удивительное количество информации по ядерной физике и энергетике находится в открытом доступе, вплоть до уникальных международных баз данных по ядерным реакциям.
