Оста́точное тепловыделе́ние ( остаточное энерговыделение ) — специфическая особенность ядерного топлива , заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем, непосредственно связанных с ядерной безопасностью .

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления , которые накопились в топливе за время работы реактора, а также α-распада и β-распада актиноидов . Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии .

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора .

Тепловая мощность

После остановки реактора даже в отсутствие цепной реакции тепловыделение продолжается за счет радиоактивного распада накопленных продуктов деления и актиноидов . Выделяемая после остановки мощность зависит от количества накопленных продуктов деления, для её расчёта используются формулы, предложенные различными учёными. Наибольшее распространение получила . Исходя из неё мощность остаточного тепловыделения уменьшается по закону :

${\displaystyle {\frac {W_{\beta ,\gamma }}{W_{0}}}=6,5\cdot 10^{-2}\cdot \left[\tau _{c}^{-0,2}-\left(\tau _{c}+T\right)^{-0,2}\right]}$ , где:

• ${\displaystyle W_{\beta ,\gamma }}$ — мощность остаточного тепловыделения реактора через время ${\displaystyle \tau _{c}}$ после его останова;
• ${\displaystyle W_{0}}$ — мощность реактора до останова, на которой он работал в течение времени ${\displaystyle T}$
• время выражено в секундах (существуют формулы, имеющие несколько другой вид, где время выражено в сутках)

На начальном этапе после останова, когда ${\displaystyle \tau _{c}\ll T}$ , можно использовать упрощённую зависимость:

${\displaystyle W_{\beta ,\gamma }=6,5\cdot 10^{-2}\cdot W_{0}\cdot \tau _{c}^{-0,2}}$

Таким образом после останова остаточное энерговыделение составит примерно :

Время	1 с	10 с	100 с	1000 с	1 ч	10 ч	100 ч	1000 ч	1 год
Мощность, %	6,5	5,1	3,2	1,9	1,4	0,75	0,33	0,11	0,023

Формула Уинтермайера—Уэллса позволяет учитывать вклад распада ²³⁵ U и ²³⁹ Pu в остаточное тепловыделение :

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

где ${\displaystyle Q(T,\tau _{c})}$ — в процентах от мощности до останова.

На практике мощность остаточного тепловыделения рассчитывается индивидуально для каждой топливной загрузки .

Причины и сопутствующие факторы

При делении ядер топлива в реакторах образуется в два раз больше, чем исходных ядер, осколков деления. Многие из таких ядер являются нестабильными и испытывают превращения с выделением энергии, в основном в результате бета-распадов . Всего среди продуктов деления насчитывается около 450 радионуклидов с различными периодами полураспада : от долей секунды до миллионов лет. Их распады и являются причиной остаточного тепловыделения, растянутого по времени.

В начальные моменты времени после останова реактора (до 100 секунд) продолжаются также процессы деления запаздывающими нейтронами и, в тяжеловодных и бериллиевых реакторах, фотонейтронами . По истечении нескольких минут этим вкладом можно пренебречь.

Также небольшой вклад на начальном этапе вносит мощность тепловой инерции спада тепла, накопленного в активной зоне и конструкционных материалах реакторной установки в целом. Несмотря на низкую теплопроводность топлива, использующегося в энергетических реакторах ( диоксид урана ), на практике этим вкладом можно пренебречь уже через несколько секунд .

Технические решения

Для отвода остаточных тепловыделений в реакторных установках предусмотрены специальные системы расхолаживания, работа которых необходима как при нормальном останове реактора, так и в аварийных ситуациях. На случай тяжёлых аварий, когда теплоотвод нарушен, предусматриваются аварийные системы охлаждения активной зоны. Для надёжного электроснабжения всех этих систем энергоблоки оснащаются резервными дизельными электростанциями и аккумуляторными батареями .

Также постоянный теплоотвод необходим и для отработавшего топлива , поэтому его хранят 3-4 года в специальных хранилищах — с определённым температурным режимом. Когда мощность остаточных тепловыделений спадает, топливо отправляют на хранение, захоронение или переработку .

Аварии

Наиболее опасными авариями с точки зрения обеспечения отвода остаточных тепловыделений являются полное обесточивание и ( англ. LOCA, ).

Задача теплоотвода при полном обесточивании, то есть с неработоспособностью всех основных и резервных источников электричества, применительно к водо-водяным реакторам обычно решается обеспечением естественной циркуляции теплоносителя в и передачей остаточного тепла второму контуру. Так как в таких реакторах второй контур не радиоактивен, то теплосъём обеспечивается выпариванием его теплоносителя в атмосферу. При этом предусматривают аварийный запас воды на этот случай и возможности восполнения потерь второго контура. В кипящих реакторах проблема существенно сложнее — для одноконтурной АЭС пар радиоактивен, при отключении турбины весь пар дросселируется и сбрасывается в основные конденсаторы , при этом необходимо восполнение потерь теплоносителя в реакторной установке . Примером тяжёлой аварии из-за полного обесточивания может послужить авария на АЭС Фукусима I .

На случай аварий с потерей теплоносителя (разрывы крупных трубопроводов и др.), в реакторных установках предусматриваются аварийные системы, обеспечивающие охлаждение активной зоны. В случае нормального функционирования этих систем последствия для установки будут небольшими. В случае же их неисправностей или ошибок персонала может произойти перегрев активной зоны вплоть до её расплавления . Примером аварии с потерей теплоносителя, развившейся в очень тяжёлую из-за сочетаний неисправностей оборудования и ошибок персонала, может послужить авария на АЭС Три-Майл-Айленд .

Примечания