Остаточное енерговіделение

После останова реактора (т.е. после прекращения самоподдерживающейся реакции деления) в активной зоне продолжает выделяться энергия. Эта энергия связана с распадом нестабильных продуктов деления и называется

остаточнъил

(или

осколочным) энерговыделением (тепловыделением)

. Физический механизм остаточного энерговыделения связан с передачей энергии (3 и уизлучений, испускаемых нестабильнымиосколками деления и дочерними продуктами их радисактивного распада, среде активной зоны.Изменение мощности остаточного энерговыделения зо времени определяется законом радиоактивного распада и связано с периодами полураспада продуктов деления. В начальныймомент после останова реактора остаточное энерговыделениеснижается сравнительно быстро, что обусловлено распадом ко роткоживущих радионуклидов. Затем начинает сказыватьсявлияние долгоживущих радионуклидов, и скорость спада остаточного энерговыделения существенно уменьшается. Уровнимощности остаточного энерговыделения составляют сразу гю 

еле останова ~ 8% первоначальной мощности, спустя 15 минут ~ 2 %, спустя 2,5 ч ~ 1% и через сутки ~ 0,7%.При времени выдержки, много меньшем времени облучениятоплива, остаточное энерговыделение с точностью не хуже50% определяется выражениемздесь <2

ост

— мощность остаточного энерговыделения, <3

Г

— тепловая мощность реактора перед остановом, Вт; Г — времяпосле останова, с.В целях безопасности (во избежание расплавления отработавшего топлива в результате разогрева за счет остаточногоэнерговыделения) необходимо обеспечивать отвод избыточного тепла от отработавшего топлива в течение достаточно длительного времени после останова реактора: в бассейне выдержки, при транспортировке и хранении.

Требования к системам аварийной защиты

Авари́йная защи́та ядерного реактора — совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Основные требования, предъявляемые к устройствам аварийной защиты — надёжность и быстродействие. Например, одной из технических проблем, вызвавших аварию на Чернобыльской АЭС, стало недостаточное быстродействие аварийной защиты и несовершенство конструкции стержней. Нормативные требования к устройствам АЗ изложены в Правилах ядерной безопасности атомных станций (ПБЯ РУ АС 98/97)