Остаточное энерговыделение, аккумулированное тепло, возможные экзотермические процессы в аварийных условиях.

Важная особенность ядерно-энергетических установок состоит в том, что даже в подкритическом состоянии, после введения, большой отрицательной реактивности, процесс деления ядер и сопровождающее его энерговыделение в ядерном топливе невозможно прекратить мгновенно. После остановки реактора длительное время продолжается радиоактивный распад накопившихся осколков деления, также сопровождающийся энерговыделением в топливе. Если вследствие каких – либо причин после остановки реактора нарушен теплоотвод, и имеет место рост температуры топлива и конструкционных материалов активной зоны сверх установленных пределов, могут возникнуть условия для физико–химических процессов, сопровождающихся выделением энергии и стимулирующих рост температур. В зависимости от конструкции и материалов активной зоны, эти вторичные экзотермические процессы могут играть более или менее значительную роль в инициировании и развитии аварийных ситуаций. Помимо остаточного энерговыделения и возможных экзотермических процессов, усугубляющих возможные аварийные ситуации, в топливе и компонентах активной зоны содержится значительная аккумулированная энергия в виде высокой температуры материалов, которая, наряду с остаточным энерговыделением, должна учитываться при обеспечении аварийного теплоотвода от активной зоны.

Рассмотрим основные составляющие остаточного энерговыделения и вторичных экзотермических процессов в реакторах современных типов.

Энерговыделение за счёт затухающей реакции деления.

После сброса в активную зону стержней аварийной защиты в реакторе, благодаря наличию запаздывающих нейтронов, продолжается постепенно затухающий процесс деления. Картина затухающей реакции деления может быть достаточно сложной, во-первых, за счёт наличия групп эмиттеров с различными постоянными распада, а во-вторых – за счёт влияния обратных связей, инициируемых снижением мощности реактора. Простейшая оценка вклада рассматриваемого компонента в мощность реактора может быть получена на основе приближения с одной группой эмиттеров без учёта обратных связей (см. формулу 2.4.7a):

(6.1)

где W₀ – исходная мощность реактора, r - введенная отрицательная реактивность, Т – период реактора: . Поскольку r - отрицателна, то и период Т отрицателен и тем больше, чем меньше введенная реактивность. Из формулы (6.1) видно, что по крайней мере в первые секунды после ввода отрицательной реактивности мощность реактора падает в отношении . Например, если введенная отрицательная реактивность равна -2b, то мощность за счёт реакции деления уменьшается до 1/3 от исходной величины. Вклад составляющей от затухающей реакции деления оказывается существенным и даже определяющим по крайней мере в течение первых 10 – 15 секунд после сброса аварийной защиты, и только по истечении 1 – 2 минут становится пренебрежимо малым по сравнению с мощностью, обусловленной вторым компонентом - радиоактивным распадом осколков деления.

Энерговыделение за счёт распада осколков деления.

Согласно существующим оценкам энергетического баланса реакции деления, на долю радиоактивного распада осколков деления приходится около 15 Мэв, или немногим более 7% от полного выхода энергии от реакции деления (200 Мэв). После прекращения цепной реакции деления в ядерном топливе продолжается радиоактивный распад осколков, сопровождающийся энерговыделением, с интенсивностью, пропорциональной их количеству в топливе. Количество осколков зависит от того, сколько времени работал реактор до его остановки, и сколько времени прошло после остановки. Поскольку в составе осколков присутствуют компоненты с достаточно большими временами жизни, процесс значительного энерговыделения за счёт их распада может быть существенным в течение весьма длительного времени, измеряемого десятками суток. Для приближённой инженерной оценки мощности остаточного энерговыделения за счёт распада осколков предложена простая эмпирическая формула:

(6.2)

где Т₀ – время работы реактора до остановки, t – время после остановки (время – в секундах). Формула (6.2) может применяться в интервале от 10 до 10⁵ секунд. Точность её оценивается в ±25%.

Если время работы до остановки реактора настолько велико, что можно пренебречь вторым слагаемым в квадратных скобках, формулу (6.2) можно упростить:

(6.2a).

Судя по этой оценке, составляющая мощности за счёт распада осколков сразу после остановки реактора равна ~7,2% от исходного значения, снижается до 2 – 3% в течение первых 10 минут, до 1% в течение 5 часов, а затем медленно спадает в течение длительного времени.

Аккумулированная тепловая энергия.

При работе реактора на высоком уровне мощности в ядерном топливе и компонентах активной зоны, нагретых до высокой температуры, постоянно содержится значительное количество аккумулированной тепловой энергии. При охлаждении реактора после останова поток тепла в теплоноситель определяется не только величиной остаточного энерговыделения за счёт продолжающихся процессов в топливе, но и сбросом аккумулированной тепловой энергии. Количество аккумулированной тепловой энергии в топливе определяется его массой, теплоёмкостью и перепадом температур между топливом и теплоносителем:

(6.3)

Например, если масса топлива равна 100 т, теплоёмкость равна 300 кДж/тК, а перепад температур составляет 1000К, то аккумулированная энергия равна 3×10⁴ МДж, или ~8,4 МВт×час. Поток аккумулированного тепла неравномерен во времени, имеет максимальную величину в начальный момент после выключения реактора и постепенно, по мере остывания топлива и уменьшения перепада температур между топливом и теплоносителем, ослабляется. Но в течение первых десятков секунд после выключения реактора поток аккумулированного тепла может превышать поток за счёт остаточного энерговыделения. Например, если в рассмотренном примере аккумулированное тепло отводится теплоносителем в течение 20 секунд, то средняя мощность, отводимая теплоносителем, составит ~1500 МВт.

Дополнительное большое количество аккумулированной тепловой энергии может содержаться в нагретых до высокой температуры твёрдых компонентах активной зоны. В качестве наиболее характерного примера можно привести реактор типа РБМК с графитовым замедлителем, температура которого в рабочих условиях достигает 600 – 700⁰С. Принимая во внимание, что масса графита по крайней мере на порядок больше массы топлива в активной зоне, а теплоёмкость графита примерно в пять раз больше теплоёмкости двуокиси урана, являющегося топливом в РБМК, легко оценить, что аккумулированная энергия в графите может значительно, на порядки, превышать аккумулированную энергию в топливе. Интенсивность передачи тепла от графита к теплоносителю определяется температурным перепадом и термическим сопротивлением. Поскольку термическое сопротивление между замедлителем – графитом и теплоносителем существенно выше, чем между топливом и теплоносителем, поток аккумулированного тепла от графита в первые секунды после остановки реактора может быть меньше, чем от топлива, но остывание графита может продолжаться существенно большее время.

Вторичные физико – химические процессы, которые могут возникнуть в результате аварийной ситуации и усугубить её протекание, зависят от сочетания материалов в активной зоне и соответствующих условий для их реализации.

Процесс радиолиза.

Наличие в активной зоне воды в качестве теплоносителя и замедлителя неизбежно сопряжено с явлением радиолиза молекул воды под действием нейтронов и гамма-квантов:

(6.4).

Реакция (6.4) обратима. Асимптотический уровень концентрации атомов водорода и кислорода зависит от плотности радиационного фона. Неблагоприятные последствия радиолиза связаны с потенциальным риском накопления гремучей смеси и возможными процессами окисления оболочек твэлов. Поэтому в контуре теплоотвода обязательно предусматриваются устройства для безопасного сжигания гремучей смеси и поддержания концентрации свободного водорода и кислорода на минимальном уровне.

Радиолизу подвергается как обычная «лёгкая»вода, так и тяжёлая вода, используемая в тяжеловодных реакторах (например, CANDU) в качестве замедлителя и теплоносителя.

Паро-циркониевая реакция.

Сочетание в активной зоне воды и циркония (что типично для современных реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР и РБМК) сопряжено с риском возникновения экзотермической паро-циркониевой реакции. Условием для её возникновения является нарушение теплоотвода и повышение температуры циркониевых оболочек топлива до 900 – 1000⁰С. Реакция протекает по следующей схеме:

(6.5),

где Q – энергетический выход реакции, равный 6,5 кДж/г. При температуре, превышающей 1200⁰С, реакция становится самоподдерживающейся. Опасность паро-циркониевой реакции состоит, с одной стороны, в разрушении циркониевых оболочек твэлов, а с другой стороны – в образовании большого количества водорода с соответствующим риском взрывных процессов в реакторе и системе первого контура. Как показывают оценки [13], энерговыделение от самоподдерживающейся паро-циркониевой реакции в реакторе типа ВВЭР сопоставимо с остаточным энерговыделением.

Паро-углеродная реакция.

В реакторах, в активной зоне которых присутствуют вода и графит (например, в РБМК), при авариях, связанных с разрушением технологических каналов и возникновением прямого контакта воды и раскалённого графита, не исключена экзотермическая реакция, известная в технике как «газификация угля»:

(6.6)

Продуктами реакции является смесь горючих газов СН₄ и Н₂. Взаимодействие паров воды с углеродом возможно при температуре порядка 1000⁰С.

Энергия, аккумулированная радиационными дефектами

(энергия Вигнера).

В реакторах с графитовым замедлителем атомы углерода под действием быстрых нейтронов могут получить энергию, превышающую энергию связи в кристаллической структуре графита. Будучи выбитыми из своего равновесного состояния, атомы углерода могут длительное время находиться на метастабильных уровнях вне упорядоченной структуры, сохраняя приобретенную потенциальную энергию. При возвращении атома в исходное стабильное состояние в кристаллической решётке, его энергия выделяется в виде тепла. Процесс нарушения и восстановления структуры кристаллической решётки носит обратимый характер. Аккумулированная энергия за счёт нарушений кристаллической решётки носит название «энергии Вигнера» [17]. При длительном облучении графита количество энергии, накопленной за счёт дефектов в кристаллической решётке, достигает насыщения. При этом равновесная асимптотическая величина накопленной энергии существенно зависит от температуры графита. Чем ниже температура графита и, соответственно, меньше подвижность выбитых атомов, тем меньше их вероятность вернуться в исходное состояние и больше асимптотическая величина накопленной энергии. Например, при длительном облучении графита при температуре 30⁰С аккумулированная энергия может достигать 2,5 – 3 кДж/г. При температуре графита 750⁰С аккумулированная энергия составляет всего 0,04 кДж/г. Если графит, облучённый при 30⁰, нагреть до 750⁰, то избыток аккумулированной энергии за счёт восстановления кристаллической структуры выделится в виде тепла.

На самом деле достаточно нагреть графит немного, например, до 200⁰, чтобы начался процесс выделения избыточной аккумулированной энергии, который приведёт к саморазогреву графита и соответствующему росту энерговыделения. Разогрев графита за счёт аккумулированной энергии может привести к недопустимому росту температуры с аварийными последствиями. Борьба с накоплением энергии Вигнера состоит в выборе и поддержании рабочего диапазона температуры графита, при которой аккумулированная энергия незначительна и не представляет угрозы для безопасности. Если по каким – либо техническим условиям графит должен облучаться при низкой температуре, возможно проведение периодических отжигов графита для снятия аккумулированной энергии малыми порциями.