Тяжеловодный реактор под давлением ( PHWR ) — это ядерный реактор , в котором в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов используется тяжелая вода ( оксид дейтерия D 2 O) . [1] В реакторах PHWR в качестве топлива часто используется природный уран , но иногда также используется очень низкообогащенный уран . Тяжелый водный теплоноситель находится под давлением, чтобы избежать кипения, что позволяет ему достичь более высокой температуры (в основном) без образования пузырьков пара, точно так же, как в реакторе с водой под давлением . Хотя тяжелую воду очень дорого изолировать от обычной воды (часто называемой легкой водой в отличие от тяжелой воды ), ее низкое поглощение нейтронов значительно увеличивает нейтронную экономику реактора, позволяя избежать необходимости в обогащенном топливе . Высокая стоимость тяжелой воды компенсируется более низкой стоимостью использования природного урана и/или альтернативных топливных циклов . По состоянию на начало 2001 года в эксплуатации находился 31 реактор PHWR общей мощностью 16,5 ГВт (эл.), что составляет примерно 7,76% по количеству и 4,7% по генерирующей мощности всех ныне действующих реакторов.
Ключом к поддержанию цепной ядерной реакции внутри ядерного реактора является использование в среднем ровно одного нейтрона, высвобождаемого в результате каждого акта ядерного деления, для стимулирования другого акта ядерного деления (в другом делящемся ядре). При тщательном проектировании геометрии реактора и тщательном контроле присутствующих веществ, чтобы влиять на реактивность , можно достичь и поддерживать самоподдерживающуюся цепную реакцию или « критичность ».
Природный уран состоит из смеси различных изотопов , в первую очередь 238 U и гораздо меньшего количества (около 0,72% по массе ) 235 U. [2] 238 U может делиться только нейтронами с относительной энергией, около 1 МэВ или выше. Никакое количество 238 U не может быть сделано «критическим», поскольку он будет иметь тенденцию паразитически поглощать больше нейтронов, чем выделяет в процессе деления. С другой стороны, 235 U может поддерживать самоподдерживающуюся цепную реакцию, но из-за низкого природного содержания 235 U природный уран не может достичь критичности сам по себе.
Хитрость достижения критичности с использованием только природного или низкообогащенного урана, для которого нет «голой» критической массы , заключается в замедлении испускаемых нейтронов (не поглощая их) до такой степени, что достаточное их количество может вызвать дальнейшее деление ядра в небольшое количество 235 U, которое имеется. ( 238 U, составляющий основную часть природного урана, также расщепляется быстрыми нейтронами.) Это требует использования замедлителя нейтронов , который поглощает практически всю кинетическую энергию нейтронов , замедляя их до такой степени, что они достигают теплового равновесия с окружающий материал. Было обнаружено, что для нейтронной экономики выгодно физически отделить процесс замедления энергии нейтронов от самого уранового топлива, поскольку 238 U имеет высокую вероятность поглощения нейтронов с промежуточными уровнями кинетической энергии - реакция, известная как «резонансное» поглощение. Это фундаментальная причина для проектирования реакторов с отдельными сегментами твердого топлива, окруженными замедлителем, а не с любой геометрией, которая обеспечивала бы однородную смесь топлива и замедлителя.
Вода — отличный модератор; Обычные атомы водорода или протия в молекулах воды очень близки по массе к одному нейтрону, и поэтому их столкновения приводят к очень эффективной передаче импульса, концептуально похожей на столкновение двух бильярдных шаров. Однако обычная вода не только является хорошим замедлителем, но и весьма эффективно поглощает нейтроны. Таким образом, использование обычной воды в качестве замедлителя легко поглотит такое количество нейтронов, что останется слишком мало для поддержания цепной реакции с небольшими изолированными ядрами 235 U в топливе, что исключает критичность природного урана. По этой причине для легководного реактора потребуется, чтобы изотоп 235 U был сконцентрирован в урановом топливе в виде обогащенного урана , обычно от 3% до 5% 235 U по массе (побочный продукт этого процесса обогащения известен как обедненный уран и, следовательно, состоящий в основном из 238 U, химически чистого). Степень обогащения, необходимая для достижения критичности с легководным замедлителем, зависит от точной геометрии и других конструктивных параметров реактора.
Одной из сложностей этого подхода является необходимость в объектах по обогащению урана, строительство и эксплуатация которых обычно обходятся дорого. Они также представляют собой проблему распространения ядерного оружия ; те же системы, которые использовались для обогащения 235 U, также могут быть использованы для производства гораздо более «чистого» оружейного материала (90% и более 235 U), пригодного для производства ядерного оружия . Это ни в коем случае не тривиальная задача, но она достаточно осуществима, чтобы обогатительные предприятия представляли значительный риск распространения ядерного оружия.
Альтернативное решение проблемы — использовать замедлитель, который не так легко поглощает нейтроны, как вода. В этом случае потенциально все высвобождающиеся нейтроны можно замедлить и использовать в реакциях с 235 U, и в этом случае в природном уране будет достаточно 235 U для поддержания критичности. Одним из таких замедлителей является тяжелая вода или оксид дейтерия. Хотя он динамически реагирует с нейтронами аналогично легкой воде (хотя в среднем с меньшей передачей энергии, учитывая, что тяжелый водород или дейтерий примерно в два раза превышает массу водорода), он уже имеет дополнительный нейтрон, который могла бы иметь легкая вода. обычно имеют тенденцию поглощать.
Использование тяжелой воды в качестве замедлителя является ключевым моментом системы PHWR (реактор с тяжелой водой под давлением), позволяющим использовать в качестве топлива природный уран (в виде керамического UO 2 ), а значит, его можно эксплуатировать без дорогостоящих затрат. предприятия по обогащению урана. Механическая конструкция PHWR, при которой большая часть замедлителя находится при более низких температурах, особенно эффективна, поскольку образующиеся тепловые нейтроны имеют более низкую энергию ( температура нейтронов после последовательных проходов через замедлитель примерно равна температуре замедлителя), чем в традиционных конструкциях. где модератор обычно гораздо горячее. Нейтронное сечение деления выше у235
Чем ниже температура нейтронов, и, следовательно, более низкие температуры в замедлителе повышают вероятность успешного взаимодействия нейтронов с делящимся материалом. Эти особенности означают, что PHWR может использовать природный уран и другие виды топлива и делает это более эффективно, чем легководные реакторы (LWR). Утверждается, что PHWR типа CANDU способны работать с топливом, включая переработанный уран или даже отработавшее ядерное топливо из «обычных» легководных реакторов, а также с МОКС-топливом , и в настоящее время проводятся исследования способности реакторов типа CANDU работать исключительно на таком топливе. коммерческая обстановка. (Подробнее об этом в статье о самом реакторе CANDU )
Реакторы на тяжелой воде под давлением имеют некоторые недостатки. Тяжелая вода обычно стоит сотни долларов за килограмм, хотя это компромисс с уменьшением затрат на топливо. Пониженная энергоемкость природного урана по сравнению с обогащенным диктует необходимость более частой замены топлива; [ нужна цитация ] обычно это достигается за счет использования системы дозаправки, работающей от сети. Повышенная скорость движения топлива через реактор также приводит к увеличению объемов отработанного топлива , чем в LWR, использующих обогащенный уран. Однако , поскольку необогащенное урановое топливо накапливает меньшую плотность продуктов деления , чем обогащенное урановое топливо, оно выделяет меньше тепла, что позволяет более компактно хранить. [3] Хотя дейтерий имеет более низкое сечение захвата нейтронов, чем протий , это значение не равно нулю, и, таким образом, часть тяжеловодного замедлителя неизбежно преобразуется в тритиевую воду . Хотя тритий , радиоактивный изотоп водорода, также производится в виде продукта деления в незначительных количествах в других реакторах, тритий может легче улетучиться в окружающую среду, если он также присутствует в охлаждающей воде, что имеет место в тех реакторах PHWR, которые используют тяжелая вода и в качестве замедлителя, и в качестве теплоносителя. Однако некоторые реакторы CANDU через регулярные промежутки времени отделяют тритий от запасов тяжелой воды и продают его с прибылью.
В то время как типичные топливные пучки, полученные из CANDU , конструкция реактора имеет слегка положительный коэффициент реактивности пустоты , разработанные в Аргентине топливные пучки CARA, используемые в Атуча I , способны иметь предпочтительный отрицательный коэффициент реактивности. [4]
Хотя до разработки Индией ядерного оружия (см. ниже) возможность использовать природный уран (и, таким образом, отказаться от необходимости обогащения урана , являющегося технологией двойного назначения ) рассматривалась как препятствие распространению ядерного оружия, это мнение резко изменилось в свете способность ряда стран создавать атомные бомбы из плутония, который можно легко производить в тяжеловодных реакторах. Таким образом, тяжеловодные реакторы могут представлять больший риск распространения ядерного оружия по сравнению с сопоставимыми легководными реакторами из-за низких свойств тяжелой воды поглощать нейтроны, открытых в 1937 году Гансом фон Хальбаном и Отто Фришем . [5] Иногда, когда атом 238 U подвергается воздействию нейтронного излучения , его ядро захватывает нейтрон , превращая его в 239 U. Затем 239 U быстро претерпевает два β - распада — с испусканием электрона и антинейтрино : первый превращает 239 U в 239 Np , а второй превращает 239 Np в 239 Pu . Хотя этот процесс происходит с природным ураном с использованием других замедлителей, таких как сверхчистый графит или бериллий, тяжелая вода, безусловно, является лучшим. [5] Манхэттенский проект в конечном итоге использовал реакторы с графитовым замедлителем для производства плутония, в то время как немецкий ядерный проект военного времени ошибочно отклонил графит как подходящий замедлитель из-за игнорирования примесей и, таким образом, предпринял безуспешные попытки использовать тяжелую воду (которую они правильно определили как отличный замедлитель) . Советская ядерная программа также использовала графит в качестве замедлителя и в конечном итоге разработала РБМК с графитовым замедлителем как реактор, способный производить как большие количества электроэнергии, так и плутоний оружейного качества без необходимости использования тяжелой воды или - по крайней мере, согласно первоначальным проектным спецификациям - урана . обогащение .
239 Pu — делящийся материал, пригодный для использования в ядерном оружии . В результате, если топливо тяжеловодного реактора часто заменяется, значительные количества оружейного плутония могут быть химически извлечены из облученного природного уранового топлива путем ядерной переработки .
Кроме того, использование тяжелой воды в качестве замедлителя приводит к образованию небольших количеств трития , когда ядра дейтерия в тяжелой воде поглощают нейтроны, что является очень неэффективной реакцией. Тритий необходим для производства оружия ускоренного деления , что, в свою очередь, облегчает производство термоядерного оружия , включая нейтронные бомбы . В настоящее время ожидается, что этот процесс обеспечит (по крайней мере частично) тритий для ИТЭР . [6]
Риск распространения тяжеловодных реакторов был продемонстрирован, когда Индия произвела плутоний для операции «Улыбающийся Будда» , своего первого испытания ядерного оружия, путем извлечения из отработанного топлива тяжеловодного исследовательского реактора, известного как реактор CIRUS . [7]