Легководный реактор ( LWR ) — это тип реактора на тепловых нейтронах , в котором в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов используется обычная вода, а не тяжелая вода ; кроме того, в качестве топлива используется твердая форма делящихся элементов. Реакторы на тепловых нейтронах являются наиболее распространенным типом ядерных реакторов , а легководные реакторы — наиболее распространенным типом реакторов на тепловых нейтронах.
Существует три разновидности легководных реакторов: реактор с водой под давлением (PWR), реактор с кипящей водой (BWR) и (большинство конструкций) реактор со сверхкритической водой (SCWR).
После открытия деления , замедления и теоретической возможности цепной ядерной реакции первые экспериментальные результаты быстро показали, что природный уран может подвергаться длительной цепной реакции только с использованием графита или тяжелой воды в качестве замедлителя. В то время как первые в мире реакторы ( CP-1 , X10 и т. д.) успешно достигали критичности , обогащение урана начало развиваться от теоретической концепции к практическому применению, чтобы достичь цели Манхэттенского проекта — создания ядерного взрывного устройства .
В мае 1944 года первые граммы когда-либо произведенного обогащенного урана достигли критического состояния в реакторе малой мощности (LOPO) в Лос-Аламосе , который использовался для оценки критической массы U235 для производства атомной бомбы. [1] ЛОПО нельзя считать первым легководным реактором, поскольку его топливо не представляло собой твердое соединение урана, покрытое коррозионностойким материалом, а состояло из соли сульфата уранила, растворенной в воде. [2] Однако это первый гомогенный реактор на водной основе и первый реактор, использующий обогащенный уран в качестве топлива и обычную воду в качестве замедлителя. [1]
К концу войны , следуя идее Элвина Вайнберга , топливные элементы из природного урана были расположены в решетке в обычной воде в верхней части реактора Х10 для оценки коэффициента размножения нейтронов. [3] Целью этого эксперимента было определение возможности создания ядерного реактора с использованием легкой воды в качестве замедлителя и теплоносителя и плакированного твердого урана в качестве топлива. Результаты показали, что при использовании слабообогащенного урана можно достичь критичности. [4] Этот эксперимент стал первым практическим шагом на пути к легководному реактору.
После Второй мировой войны и благодаря доступности обогащенного урана новые концепции реакторов стали возможными. В 1946 году Юджин Вигнер и Элвин Вайнберг предложили и разработали концепцию реактора, использующего обогащенный уран в качестве топлива и легкую воду в качестве замедлителя и теплоносителя. [3] Эта концепция была предложена для реактора, целью которого было проверить поведение материалов под воздействием нейтронного потока . Этот реактор, Реактор для испытания материалов (MTR) , был построен в Айдахо в INL и достиг критичности 31 марта 1952 года. [5] Для проектирования этого реактора были необходимы эксперименты, поэтому был построен макет MTR. на ОРНЛ для оценки гидравлических характеристик первого контура, а затем для проверки его нейтронно-физических характеристик. Этот макет MTR, позже названный Испытательным реактором низкой интенсивности (LITR), достиг критичности 4 февраля 1950 года [6] и стал первым в мире легководным реактором. [7]
Сразу после окончания Второй мировой войны ВМС США начали программу под руководством капитана (впоследствии адмирала) Хаймана Риковера с целью создания ядерных силовых установок для кораблей. В начале 1950-х годов он разработал первые водо-водяные реакторы и привел к успешному развертыванию первой атомной подводной лодки USS Nautilus ( SSN-571) .
Советский Союз самостоятельно разработал версию PWR в конце 1950-х годов под названием ВВЭР . Хотя функционально он очень похож на американскую разработку, он также имеет определенные конструктивные отличия от западных PWR.
Исследователь Сэмюэл Унтермайер II возглавил усилия по разработке BWR на Национальной испытательной станции реакторов США (ныне Национальная лаборатория Айдахо ) в серии испытаний, названных экспериментами BORAX .
PIUS, что означает Process Inherent Ultimate Safety , был шведской разработкой, разработанной ASEA-ATOM. Это концепция легководного реактора. [8] Наряду с реактором SECURE, [9] он опирался на пассивные меры, не требующие действий оператора или внешних источников энергии, для обеспечения безопасной работы. Никаких агрегатов так и не было построено.
В 2020 году Центр энергетического воздействия объявил о публикации в открытом доступе технического проекта реактора с водой под давлением, способного производить 300 МВт/100 МВт энергии, под названием OPEN100 . [10]
Семейство ядерных реакторов, известное как легководные реакторы (LWR), охлаждаемые и замедлившиеся с использованием обычной воды, как правило, проще и дешевле строить, чем другие типы ядерных реакторов ; из-за этих факторов они составляют подавляющее большинство гражданских ядерных реакторов и военно-морских энергетических реакторов, находящихся в эксплуатации во всем мире по состоянию на 2009 год. LWR можно разделить на три категории: реакторы с водой под давлением (PWR), реакторы с кипящей водой (BWR), и сверхкритические водные реакторы ( SCWR ). По состоянию на 2009 год SCWR остается гипотетическим; это конструкция поколения IV , которая по-прежнему представляет собой легководный реактор, но она лишь частично замедляется легкой водой и демонстрирует определенные характеристики реактора на быстрых нейтронах .
Лидерами в национальном опыте использования реакторов PWR, предлагающих реакторы на экспорт, являются Соединенные Штаты (которые предлагают пассивно безопасный AP1000 конструкции Westinghouse , а также несколько меньших модульных пассивно безопасных реакторов PWR, таких как Babcock & Wilcox MPower и NuScale MASLWR), Российская Федерация (предлагающая как ВВЭР-1000, так и ВВЭР-1200 на экспорт), Французская Республика (предлагающая AREVA EPR на экспорт ) и Япония (предлагающая усовершенствованный реактор с водой под давлением Mitsubishi на экспорт) ; Кроме того, как Китайская Народная Республика, так и Республика Корея, как известно, быстро поднимаются на передовые позиции среди стран, строящих реакторы с водоплавающими реакторами, при этом китайцы участвуют в масштабной программе расширения ядерной энергетики, а корейцы в настоящее время проектируют и создают второе поколение местных проектов. Лидерами национального опыта использования реакторов BWR, предлагающих реакторы на экспорт, являются США и Япония, а альянс General Electric (США) и Hitachi (Япония) предлагает как усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR), так и Экономичный реактор упрощенного типа с кипящей водой (ESBWR) для строительства и экспорта; кроме того, Toshiba предлагает вариант ABWR для производства в Японии. Западная Германия также когда-то была крупным игроком на рынке BWR. Другими типами ядерных реакторов, используемых для выработки электроэнергии, являются реактор с тяжеловодным замедлителем , построенный Канадой ( CANDU ) и Республикой Индия (AHWR), усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGCR), построенный Великобританией, жидкостный реактор . реактор с металлическим теплоносителем (LMFBR), построенный Российской Федерацией, Французской Республикой и Японией, и реактор с графитовым замедлителем и водой с графитовым замедлителем (РБМК или LWGR), встречающийся исключительно на территории Российской Федерации и стран бывшего СССР.
Хотя возможности производства электроэнергии у всех этих типов реакторов сопоставимы, благодаря вышеупомянутым особенностям и обширному опыту эксплуатации LWR, на подавляющем большинстве новых атомных электростанций предпочтение отдается ему. Кроме того, легководные реакторы составляют подавляющее большинство реакторов, которые приводят в действие военно-морские атомные корабли . Четыре из пяти великих держав , обладающих ядерными военно-морскими силовыми установками, используют исключительно легководные реакторы: Королевский флот Великобритании , Военно-морской флот Народно-освободительной армии Китая, Национальная морская пехота Франции и ВМС США . Только ВМФ Российской Федерации использовал относительно небольшое количество реакторов с жидкометаллическим теплоносителем на серийных судах, в частности подводную лодку класса «Альфа» , которая использовала эвтектику свинец-висмут в качестве замедлителя и теплоносителя реактора, но подавляющее большинство российских атомных лодок и теплоносителей на кораблях используются исключительно легководные реакторы. Причиной практически исключительного использования LWR на борту атомных военно-морских кораблей является уровень внутренней безопасности, встроенной в реакторы этих типов. Поскольку в этих реакторах легкая вода используется и в качестве теплоносителя, и в качестве замедлителя нейтронов, если один из этих реакторов пострадает в результате военных действий, что приведет к нарушению целостности активной зоны реактора, произойдет выброс легководного замедлителя. остановить ядерную реакцию и остановить реактор. Эта способность известна как отрицательный пустотный коэффициент реактивности .
Данные Международного агентства по атомной энергии за 2009 год: [11]
Легководный реактор производит тепло путем управляемого ядерного деления . Активная зона ядерного реактора — это часть ядерного реактора , в которой происходят ядерные реакции. В основном он состоит из ядерного топлива и элементов управления . Стержни ядерного топлива толщиной с карандаш, каждый длиной около 12 футов (3,7 м), сгруппированы сотнями в пучки, называемые топливными сборками. Внутри каждого топливного стержня встык уложены таблетки урана или, чаще, оксида урана . Элементы управления, называемые регулирующими стержнями, заполнены гранулами таких веществ, как гафний или кадмий , которые легко захватывают нейтроны. Когда стержни управления опускаются в активную зону, они поглощают нейтроны, которые таким образом не могут принять участие в цепной реакции . И наоборот, когда стержни управления убираются в сторону, большее количество нейтронов попадает в делящиеся ядра урана-235 или плутония-239 в близлежащих топливных стержнях, и цепная реакция усиливается. Все это заключено в заполненный водой стальной корпус высокого давления , называемый корпусом реактора .
В реакторе с кипящей водой тепло, выделяемое при делении, превращает воду в пар, который непосредственно приводит в движение энергетические турбины. Но в реакторе с водой под давлением тепло, выделяемое при делении, передается во вторичный контур через теплообменник. Во вторичном контуре производится пар, который приводит в движение электроэнергетические турбины. В любом случае, пройдя через турбины, пар снова превращается в воду в конденсаторе. [12]
Вода, необходимая для охлаждения конденсатора, берется из близлежащей реки или океана. Затем его перекачивают обратно в реку или океан в нагретом состоянии. Тепло также может рассеиваться через градирню в атмосферу. Соединенные Штаты используют реакторы LWR для производства электроэнергии по сравнению с тяжеловодными реакторами , используемыми в Канаде. [13]
Управляющие стержни обычно объединяются в сборки управляющих стержней — обычно 20 стержней для сборки коммерческого водо-водяного реактора — и вставляются в направляющие трубки внутри тепловыделяющего элемента. Управляющий стержень удаляется из центральной активной зоны ядерного реактора или вставляется в нее, чтобы контролировать количество нейтронов, которые будут расщеплять дальнейшие атомы урана. Это, в свою очередь, влияет на тепловую мощность реактора, количество вырабатываемого пара и, следовательно, на производимую электроэнергию. Стержни управления частично удалены от активной зоны, чтобы произошла цепная реакция . Количество вставленных регулирующих стержней и расстояние, на которое они вставляются, можно варьировать для управления реактивностью реактора.
Обычно существуют и другие способы контроля реактивности. В конструкции PWR в теплоноситель реактора добавляется растворимый поглотитель нейтронов, обычно борная кислота , что позволяет полностью извлечь стержни управления во время работы на стационарной мощности, обеспечивая равномерное распределение мощности и потока по всей активной зоне. Операторы проекта BWR используют поток теплоносителя через активную зону для управления реактивностью, изменяя скорость рециркуляционных насосов реактора. Увеличение расхода теплоносителя через активную зону улучшает удаление пузырьков пара, тем самым увеличивая плотность теплоносителя/замедлителя с результатом увеличения мощности.
В легководном реакторе для охлаждения реактора также используется обычная вода. Источник охлаждения — легкая вода — циркулирует мимо активной зоны реактора, поглощая выделяемое ею тепло. Тепло отводится от реактора и затем используется для выработки пара. В большинстве реакторных систем используется система охлаждения, которая физически отделена от воды, которая будет кипятиться для производства пара под давлением для турбин , как в реакторе с водой под давлением. Но в некоторых реакторах вода для паровых турбин кипятится непосредственно в активной зоне реактора, например в кипящем реакторе.
Многие другие реакторы также имеют легководное охлаждение, особенно РБМК и некоторые военные реакторы по производству плутония . Их не считают легководными реакторами, поскольку они замедлены графитом , и в результате их ядерные характеристики сильно различаются. Хотя расход теплоносителя в коммерческих реакторах PWR постоянен, его нет в ядерных реакторах, используемых на кораблях ВМС США .
Использование обычной воды приводит к необходимости проведения определенного обогащения уранового топлива, прежде чем можно будет поддерживать необходимую критичность реактора. Легководный реактор использует в качестве топлива уран-235 , обогащенный примерно до 3 процентов. Хотя это его основное топливо, атомы урана-238 также участвуют в процессе деления, превращаясь в плутоний-239 ; около половины из них потребляется в реакторе. Легководные реакторы обычно перезаправляются каждые 12–18 месяцев, при этом заменяется около 25 процентов топлива.
Обогащенный UF 6 преобразуется в порошок диоксида урана , который затем перерабатывается в форму таблеток. Затем гранулы обжигаются в высокотемпературной печи для спекания для создания твердых керамических таблеток из обогащенного урана . Затем цилиндрические гранулы подвергаются процессу измельчения для достижения однородного размера гранул. Перед помещением в трубки оксид урана сушат, чтобы исключить из керамического топлива влагу, которая может привести к коррозии и водородному охрупчиванию. Таблетки укладываются в соответствии с проектными характеристиками каждой активной зоны в трубки из коррозионностойкого металлического сплава. Трубки герметично закрыты для содержания топливных таблеток: эти трубки называются топливными стержнями.
Готовые топливные стержни группируются в специальные ТВС, которые затем используются для создания активной зоны ядерного топлива энергетического реактора. Металл, используемый для трубок, зависит от конструкции реактора: раньше использовалась нержавеющая сталь , но сейчас в большинстве реакторов используется циркониевый сплав . В наиболее распространенных типах реакторов трубы собираются в пучки, причем трубы расположены на точном расстоянии друг от друга. Этим связкам затем присваивается уникальный идентификационный номер, который позволяет отслеживать их от производства до использования и до утилизации.
Топливо водо-водяного реактора состоит из цилиндрических стержней, сложенных в пучки. Керамика из оксида урана формуется в виде таблеток и вставляется в трубки из циркониевого сплава, которые соединяются вместе. Трубки из циркониевого сплава имеют диаметр около 1 см, а зазор оболочки твэла заполнен газообразным гелием для улучшения проводимости тепла от топлива к оболочке. В одной связке содержится около 179-264 твэлов, а в активную зону реактора загружается от 121 до 193 твэлов . Обычно твэлы состоят из твэлов размером от 14x14 до 17x17. Длина топливных пучков PWR составляет около 4 метров. Трубки из циркониевого сплава находятся под давлением гелия, чтобы минимизировать взаимодействие с оболочкой таблетки, которое может привести к выходу из строя топливного стержня в течение длительного времени.
В реакторах с кипящей водой топливо аналогично топливу PWR, за исключением того, что пакеты «консервированы»; то есть каждый пучок окружает тонкая трубка. В первую очередь это делается для того, чтобы локальные вариации плотности не влияли на нейтрононику и теплогидравлику активной зоны в глобальном масштабе. В современных ТВС BWR в каждой сборке имеется 91, 92 или 96 твэлов в зависимости от производителя. Активную зону реактора составляет от 368 сборок для самого маленького реактора до 800 сборок для крупнейшего реактора BWR США. Каждый твэл BWR обратно заполнен гелием до давления около трех атмосфер (300 кПа).
Замедлитель нейтронов — это среда, которая уменьшает скорость быстрых нейтронов , превращая их тем самым в тепловые нейтроны , способные поддерживать цепную ядерную реакцию с участием урана-235. Хороший замедлитель нейтронов — это материал, полный атомов с легкими ядрами, которые с трудом поглощают нейтроны. Нейтроны ударяются о ядра и отскакивают от них. После достаточных ударов скорость нейтрона будет сравнима с тепловыми скоростями ядер; этот нейтрон тогда называется тепловым нейтроном.
В легководном реакторе в качестве замедлителя нейтронов используется обычная вода , также называемая легкой водой. Легкая вода поглощает слишком много нейтронов, чтобы ее можно было использовать с необогащенным природным ураном, и поэтому для эксплуатации таких реакторов становится необходимым обогащение урана или ядерная переработка , что увеличивает общие затраты. Это отличает его от тяжеловодного реактора , в котором в качестве замедлителя нейтронов используется тяжелая вода . Хотя обычная вода содержит некоторые молекулы тяжелой воды, в большинстве случаев их недостаточно. В водо-водяных реакторах вода-теплоноситель используется в качестве замедлителя, позволяя нейтронам подвергаться множественным столкновениям с легкими атомами водорода в воде, теряя при этом скорость. Это замедление нейтронов будет происходить чаще, когда вода более плотная, потому что будет происходить больше столкновений.
Использование воды в качестве замедлителя является важным элементом безопасности реакторов PWR, поскольку любое повышение температуры приводит к расширению воды и ее уменьшению плотности; тем самым уменьшая степень замедления нейтронов и, следовательно, снижая реактивность в реакторе. Следовательно, если реактивность превысит норму, снижение замедления нейтронов приведет к замедлению цепной реакции, выделяя меньше тепла. Это свойство, известное как отрицательный температурный коэффициент реактивности, делает PWR очень стабильными. В случае аварии с потерей теплоносителя замедлитель также теряется и активная реакция деления прекращается. После прекращения цепной реакции из радиоактивных побочных продуктов деления по-прежнему выделяется тепло при мощности около 5% от номинальной. Это «распадное тепло» будет продолжаться от 1 до 3 лет после остановки, после чего реактор наконец достигнет «полного холодного останова». Тепло распада, хотя и опасно и достаточно сильно, чтобы расплавить ядро, не так интенсивно, как активная реакция деления. В период после остановки реактор требует перекачивания охлаждающей воды, иначе реактор перегреется. Если температура превысит 2200 °C, охлаждающая вода разложится на водород и кислород, которые могут образовать (химически) взрывоопасную смесь. Распадное тепло является основным фактором риска в показателях безопасности LWR.
... После этого, откликаясь на интерес Вайнберга, твэлы расположили в решетках в воде и определили коэффициенты размножения.
...
... Мы так нервничали, потому что никогда раньше реактор, работающий на обогащенном уране, не выходил в критическое состояние.
...