5. Энерговыделение продуктов деления после остановки ядерного реактора. Остаточное энерговыделение

Источник остаточного энерговыделения – радиоактивный распад продуктов деления.

- энерговыделение на 1 атом от -частиц в момент времени .

- энерговыделение на 1 атом от -излучения.

Остаточное энерговыделение в момент времени .

N(t₁) – число делений в момент времени t₁.

f  ¹³⁴Cz E_Cz = 1,72 МэВ _Cz = 1,110^-6 с^-1

¹³³Cz + n  ¹³⁴Cz

Процесс остаточного энерговыделения длится несколько тысяч лет. При этом выделяют 3 основные этапа.

1. Несколько месяцев. Необходимо учитывать ²³⁹Np.

²³⁸U + n  ²³⁹Np E_Np = 0,41 МэВ _Np = 3,410^-6 c

Q – мощность реактора.

2. От нескольких месяцев до нескольких лет. Наиболее важные радиоактивные продукты ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cz (период полураспада 30…60 лет).

3. От нескольких лет до нескольких тысяч лет. Наиболее важные изотопы ²³⁸Pu, ²⁴¹Am, ²⁴⁰Pu, … (минорные актиноиды).

⁹⁹Tc  ⁹⁹Rn

⁹³Zr  ⁹³Nb

¹²⁶Sn  ¹²⁶Sb

6. Энерговыделение в корпусе высокого давления водо-водяного ядерного реактора под действием -излучения. Схема расчета напряженного состояния корпуса высокого давления.

Тепловая нагрузка на корпус реактора

I ₀ – плотность потока -квантов

I = f(x)  Q = f(x)

Т. е. в корпусе реактора неоднородное температурное поле, следовательно возникают дополнительные термические напряжения, которые суммируются с механическими напряжениями.

- изменение плотности потока в корпусе реактора.

- ослабление узкого пуска нейтронов.

 - коэффициент линейного поглощения -квантов.

- фактор накопления. Учитывает сложение рассеянных пучков -квантов.

_эф =  - С - эффективный коэффициент ослабления пучка нейтронов.

- тепловой поток в корпусе реактора.

_эн - энергетический коэффициент поглощения (характеристика вещества).

 - коэффициент теплопроводности

C₁ и С₂ определяются из граничных условий:

1. Отвод тепла от внешней поверхности (x = ) равен 0 (теплоизоляция корпуса).

 , тогда

2. Температура внутренней поверхности (x = 0) равна температуре теплоносителя

Напряжения возникающие в корпусе реактора

 _r – радиальные напряжения;

_ - касательные напряжения;

_z - напряжения по высоте;

В корпусе действуют как механические напряжения (^p) от воздействия давления, так и термические (^t) от неравномерности распределения температуры.

Термические напряжения:

E – модуль Юнга (модуль упругости);

 - коэффициент термического расширения;

 - коэффициент Пуассона;

R₁ и R₂ – внутренний и наружный радиусы корпуса реактора.

Механические напряжения:

p – давление, действующее на корпус

Критерий прочности корпуса:

_i - интенсивность нагрузки.

Эпюры напряжений:

7. Организация теплоотвода в ядерных энергетических реакторах.

Энерговыделение в ядерном реакторе в основном определяется энерговыделение короткопробежных осколков в топливных элементах. Часть энерговыделения (5…10 %) выделяется в элементах конструкции. Хотя это энерговыделение невелико, тем не менее его необходимо учитывать при проектировании ядерного реактора.