衰变热

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在核反应堆技术中,衰变热——有时也简称为余热——用于描述核裂变反应结束后燃料元件中仍新产生的衰变热输出。由于中子通量。由于控制棒的回缩几乎停滞不前,停堆后几乎没有发生新的裂变反应。相反,陨变热的发生是因为现有的短寿命裂变产物发生放射性衰变。下游分解过程的热量输出也在正常、连续的反应器操作中不断发生;但是,对于发热,仅表示设备关闭时新产生的热量。这种衰变热也发生在乏燃料池、脚轮或储存设施中的乏燃料元...

衰变热

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在核反应堆技术中,衰变热——有时也简称为余热——用于描述核裂变反应结束后燃料元件中仍新产生的衰变热输出。由于中子通量。由于控制棒的回缩几乎停滞不前,停堆后几乎没有发生新的裂变反应。相反,陨变热的发生是因为现有的短寿命裂变产物发生放射性衰变。下游分解过程的热量输出也在正常、连续的反应器操作中不断发生;但是,对于发热,仅表示设备关闭时新产生的热量。这种衰变热也发生在乏燃料池、脚轮或储存设施中的乏燃料元件中。

俗话说,发热也被称为“余热”。 该术语具有误导性,因为它可能与储存在反应堆堆芯中的热量相混淆。

反应堆堆芯中的温度变热

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停堆后立即产生的热功率为反应堆先前热功率的 5% 至 10%,具体取决于反应堆类型、运行时间和使用的核燃料。 在诸如 EPR 等具有 1600 兆瓦 (MW) 电功率的大型反应堆中,约 4,000 兆瓦的热输出,关闭后一小时仍产生约 50 兆瓦的热输出,四天后产生 20 兆瓦的热输出。

计算

根据指数函数,衰变链开始时放射性核素的剩余量随时间减少。 对于刚刚形成的核素,如果只考虑一级反应,时间进程是递增和递减指数函数的总和。中子俘获是二级核反应,但在存在中子吸收剂的情况下仅次于核燃料。 在反应器中的裂解产物混合物的情况下,许多具有广泛分布的时间常数的指数函数被叠加以形成一个过程,对于实际目的,可以近似为幂函数。 计算规则在标准 DIN 25463-1 和 DIN 25463-2 中指定。

Way 和 Wigner 详细介绍了推导过程。 简要的假设和近似值:

  • 裂变产物的质量数 A L 和 A H固定在观察到的分布的最 大值处。
  • 对于轻 (L) 和重 (H) 裂变产物,质子数 Z 的分布近似为高斯分布。
  • 根据萨金特法则,确定力学的 β发射体的寿命被设置为与母核和子核之间能量差的五次方成反比,而萨金特法则是计算使用 Bethe-Weizsäcker 公式。

对于单个初始裂变事件的产物的平均衰变功率,如果初始裂变事件发生在时间 t = 0,则衰变与 t − 1 , 2发生了,或者

P 1 ( t − t ′ ) ∝ ( t − t ′ ) − 1 , 2 。

衰变热

长时间使用后发热的例子

在典型的燃料元件循环中以接近标称功率运行 11 个月后,由上述公式得出以下值(功率值和持续时间与典型大型反应堆的燃料含量有关)

冷却池中陈变热

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未冷却的、用过的燃料元件在运行结束后从反应堆堆芯中排出后,将继续加热至熔点达数月之久。为了驱散它们的沉积热,这些燃料元件必须在每个核电站的充满水的冷却池中储存数年。冷却盆输出的热量被主动消散;在较新的工厂中,它经济地用于预热反应堆给水(分解罐给水预热器冷却回路)。

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  1. 衰变热
  2. 反应堆堆芯中的温度变热
  3. 计算
  4. 长时间使用后发热的例子
  5. 冷却池中陈变热

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