Легководный реактор ( LWR ) — это тип реактора на тепловых нейтронах , который использует обычную воду, в отличие от тяжелой воды , как в качестве теплоносителя, так и замедлителя нейтронов ; кроме того, в качестве топлива используется твердая форма делящихся элементов. Реакторы на тепловых нейтронах являются наиболее распространенным типом ядерных реакторов , а легководные реакторы являются 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) сверхкритический водяной реактор (SCWR).
После открытия деления , замедления и теоретической возможности ядерной цепной реакции , ранние экспериментальные результаты быстро показали, что природный уран может подвергаться устойчивой 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 до практических приложений, чтобы достичь цели Манхэттенского проекта , создать ядерную взрывчатку .
В мае 1944 года первые граммы обогащенного урана, когда-либо произведенные, достигли критичности в реакторе малой мощности (LOPO) в Лос-Аламосе , который использовался для оценки критической массы U235 для производства атомной бомбы. [1] LOPO нельзя считать первым легководным реактором, поскольку его топливом не было твердое соединение урана, покрытое коррозионно-стойким материалом, а состояло из соли сульфата уранила, растворенной в воде. [2] Однако это первый водный гомогенный реактор 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 размещены в решетке в обычной воде в верхней части реактора X10 для оценки коэффициента размножения нейтронов. [3] Целью этого эксперимента было определение возможности создания ядерного реактора, использующего легкую воду в качестве замедлителя и теплоносителя, а также твердый уран в оболочке в качестве топлива. Результаты показали, что с использованием слабообогащенного урана можно достичь критичности. [4] Этот эксперимент стал первым практическим шагом к легководному реактору.
После Второй мировой войны и с появлением обогащенного урана стали возможны новые концепции реакторов. В 1946 году Юджин Вигнер и Элвин Вайнберг предложили и разработали концепцию реактора, использующего обогащенный уран в качестве топлива, а легкую воду — в качестве замедлителя и теплоносителя. [3] Эта концепция была предложена для реактора, целью которого было испытание поведения материалов под действием нейтронного потока . Этот реактор, испытательный реактор для материалов (MTR) , был построен в Айдахо в INL и достиг критичности 31 марта 1952 года. [5] Для проектирования этого реактора были необходимы эксперименты, поэтому в ORNL был построен макет MTR для оценки гидравлических характеристик первичного контура, а затем для испытания его нейтронных 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 (позднее адмирала) Хаймана Риковера , целью которой было создание ядерных двигателей для кораблей. В начале 1950-х годов были разработаны первые реакторы с водой под давлением, что привело 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 американский, он также имеет определенные конструктивные отличия от западных PWR.
Исследователь Сэмюэл Унтермайер II руководил разработкой BWR на Национальной испытательной станции реакторов США (ныне Национальная лаборатория Айдахо ) в серии испытаний, называемых экспериментами BORAX .
PIUS, сокращение от Process Inherent Ultimate Safety , — шведская разработка, разработанная ASEA-ATOM. Это концепция для системы реакторов на легкой воде. [8] Наряду с реактором SECURE [9] она опиралась на пассивные меры, не требующие действий оператора или внешних источников энергии для обеспечения безопасной работы. Ни один блок не был построен.
В 2020 году Центр энергетического воздействия объявил о публикации открытого инженерного проекта реактора с водой под давлением, способного производить 300 МВт/100 МВт энергии, под названием OPEN100 . [10]
Семейство ядерных реакторов, известных как легководные реакторы (LWR), охлаждаемые и замедляемые с помощью обычной воды, как правило, проще и дешевле в строительстве, чем другие типы ядерных реакторов [ требуется ссылка ] ; из-за этих факторов они составляют подавляющее большинство гражданских ядерных реакторов и военно-морских энергетических реакторов, находящихся в эксплуатации по всему миру по состоянию на 2009 год. LWR можно разделить на три категории — реакторы с водой под давлением (PWR), реакторы с кипящей водой (BWR) и реакторы со сверхкритической водой ( SCWR ). SCWR остается гипотетическим по состоянию на 2009 год; это конструкция поколения IV , которая по-прежнему является легководным реактором, но он лишь частично замедляется легкой водой и демонстрирует определенные характеристики реактора на быстрых нейтронах .
Лидерами в национальном опыте с реакторами PWR, предлагающими реакторы на экспорт, являются Соединенные Штаты (которые предлагают пассивно безопасный AP1000 , конструкцию Westinghouse , а также несколько меньших, модульных, пассивно безопасных PWR, таких как Babcock & Wilcox MPower и NuScale MASLWR), Российская Федерация (предлагающая на экспорт как ВВЭР-1000, так и ВВЭР-1200), Французская Республика (предлагающая на экспорт AREVA EPR ) и Япония (предлагающая на экспорт усовершенствованный реактор с водой под давлением Mitsubishi ); кроме того, как отмечается, и Китайская Народная Республика, и Республика Корея также быстро поднимаются в передовые ряды стран, строящих реакторы PWR, причем китайцы участвуют в масштабной программе расширения ядерной энергетики, а корейцы в настоящее время проектируют и строят второе поколение своих собственных проектов. Лидерами в национальном опыте с BWR, предлагающими реакторы на экспорт, являются Соединенные Штаты и Япония, с альянсом General Electric (США) и Hitachi (Япония), предлагающим как усовершенствованный кипящий водяной реактор (ABWR) , так и экономичный упрощенный кипящий водяной реактор (ESBWR) для строительства и экспорта; кроме того, Toshiba предлагает вариант ABWR для строительства в Японии. Западная Германия также когда-то была крупным игроком с BWR. Другие типы ядерных реакторов, используемых для выработки электроэнергии, - это тяжеловодный замедлитель , построенный Канадой ( CANDU ) и Республикой Индия (AHWR), усовершенствованный газоохлаждаемый реактор (AGCR), построенный Соединенным Королевством, жидкометаллический охлаждаемый реактор (LMFBR), построенный Российской Федерацией, Французской Республикой и Японией, и графитовый замедлитель, охлаждаемый водой реактор (RBMK или LWGR), встречающийся исключительно в Российской Федерации и бывших советских республиках.
Хотя возможности генерации электроэнергии сопоставимы между всеми этими типами реакторов, из-за вышеупомянутых особенностей и обширного опыта эксплуатации LWR, он является предпочтительным в подавляющем большинстве новых атомных электростанций. Кроме того, легководные реакторы составляют подавляющее большинство реакторов, которые питают военные атомные суда . Четыре из пяти великих держав с ядерной военно-морской двигательной мощностью используют исключительно легководные реакторы: Британский Королевский флот , Военно- морской флот Народно-освободительной армии Китая , Французская морская национальная армия и Военно-морские силы США . Только Военно-морской флот Российской Федерации использовал относительно небольшое количество реакторов с жидкометаллическим охлаждением на промышленных судах, в частности, на подводной лодке класса «Альфа» , которая использовала эвтектику свинца и висмута в качестве замедлителя и охладителя реактора, но подавляющее большинство российских атомных лодок и кораблей используют исключительно легководные реакторы. Причиной почти исключительного использования LWR на борту атомных военно-морских судов является уровень внутренней безопасности, заложенный в эти типы реакторов. Поскольку в этих реакторах легкая вода используется как теплоноситель и замедлитель нейтронов, если один из этих реакторов пострадает из-за военных действий, что приведет к нарушению целостности активной зоны реактора, то последующий выброс замедлителя легкой воды остановит ядерную реакцию и остановит реактор. Эта способность известна как отрицательный пустотный коэффициент реактивности .
Данные Международного агентства по атомной энергии за 2009 год: [11]
Легководный реактор вырабатывает тепло путем управляемого ядерного деления . Активная зона ядерного реактора — это часть ядерного реактора , где происходят ядерные реакции. Она в основном состоит из ядерного топлива и элементов управления . Тонкие как карандаш ядерные топливные стержни, каждый длиной около 12 футов (3,7 м), сгруппированы сотнями в пучки, называемые тепловыделяющими сборками. Внутри каждого топливного стержня гранулы урана или, чаще, оксида урана , уложены конец к концу. Элементы управления, называемые управляющими стержнями, заполнены гранулами таких веществ, как гафний или кадмий, которые легко захватывают нейтроны. Когда управляющие стержни опускаются в активную зону, они поглощают нейтроны, которые, таким образом, не могут участвовать в цепной реакции . Наоборот, когда управляющие стержни поднимаются в сторону, больше нейтронов ударяют по делящимся ядрам урана-235 или плутония-239 в близлежащих топливных стержнях, и цепная реакция усиливается. Все это заключено в стальной сосуд высокого давления , заполненный водой , называемый корпусом реактора .
В кипящем реакторе тепло, вырабатываемое делением, превращает воду в пар, который напрямую приводит в действие турбины, вырабатывающие электроэнергию. Но в реакторе с водой под давлением тепло, вырабатываемое делением, передается во вторичный контур через теплообменник. Пар производится во вторичном контуре, а вторичный контур приводит в действие турбины, вырабатывающие электроэнергию. В любом случае, после прохождения через турбины, пар снова превращается в воду в конденсаторе. [12]
Вода, необходимая для охлаждения конденсатора, берется из близлежащей реки или океана. Затем она закачивается обратно в реку или океан в подогретом состоянии. Тепло также может рассеиваться через градирню в атмосферу. Соединенные Штаты используют реакторы LWR для производства электроэнергии, в отличие от реакторов на тяжелой воде, используемых в Канаде. [13]
Управляющие стержни обычно объединяются в сборки управляющих стержней — обычно 20 стержней для сборки коммерческого реактора с водой под давлением — и вставляются в направляющие трубки внутри топливного элемента. Управляющий стержень извлекается или вставляется в центральное ядро ядерного реактора, чтобы контролировать количество нейтронов, которые будут расщеплять дальнейшие атомы урана. Это, в свою очередь, влияет на тепловую мощность реактора, количество вырабатываемого пара и, следовательно, вырабатываемую электроэнергию. Управляющие стержни частично извлекаются из ядра, чтобы позволить произойти цепной реакции . Количество вставленных управляющих стержней и расстояние, на которое они вставлены, можно изменять для управления реактивностью реактора.
Обычно существуют и другие способы управления реактивностью. В конструкции PWR растворимый поглотитель нейтронов, обычно борная кислота , добавляется в теплоноситель реактора, что позволяет полностью извлечь стержни управления во время работы на стационарной мощности, обеспечивая равномерное распределение мощности и потока по всей активной зоне. Операторы конструкции BWR используют поток теплоносителя через активную зону для управления реактивностью путем изменения скорости работы рециркуляционных насосов реактора. Увеличение потока теплоносителя через активную зону улучшает удаление пузырьков пара, тем самым увеличивая плотность теплоносителя/замедлителя с результатом снижения мощности.
Легководный реактор также использует обычную воду для охлаждения реактора. Источник охлаждения, легкая вода, циркулирует мимо активной зоны реактора, чтобы поглощать тепло, которое она вырабатывает. Тепло отводится от реактора и затем используется для генерации пара. Большинство реакторных систем используют систему охлаждения, которая физически отделена от воды, которая будет кипеть для производства пара под давлением для турбин , как в реакторе с водой под давлением. Но в некоторых реакторах вода для паровых турбин кипит непосредственно в активной зоне реактора, например, в кипящем реакторе.
Многие другие реакторы также охлаждаются легкой водой, в частности, РБМК и некоторые военные реакторы по производству плутония . Они не считаются LWR, поскольку замедлителем является графит , и в результате их ядерные характеристики сильно отличаются. Хотя расход охлаждающей жидкости в коммерческих PWR постоянен, он не является таковым в ядерных реакторах, используемых на кораблях ВМС США .
Использование обычной воды требует 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 которого расходуется в реакторе. Легководные реакторы обычно заменяются каждые 12–18 месяцев, и за это время заменяется около 25 процентов топлива.
Обогащенный UF6 преобразуется в порошок диоксида урана , который затем перерабатывается в форму таблеток. Затем таблетки обжигаются в высокотемпературной печи для спекания, чтобы создать твердые керамические таблетки обогащенного урана . Затем цилиндрические таблетки подвергаются процессу шлифования для достижения однородного размера таблеток. Оксид урана высушивается перед вставкой в трубки, чтобы попытаться устранить влагу в керамическом топливе, которая может привести к коррозии и водородной хрупкости. Таблетки укладываются, в соответствии с техническими требованиями к конструкции каждого ядерного ядра, в трубки из коррозионно-стойкого металлического сплава. Трубки герметизируются для содержания топливных таблеток: эти трубки называются топливными стержнями.
Готовые топливные стержни группируются в специальные топливные сборки, которые затем используются для создания ядерного топливного ядра энергетического реактора. Металл, используемый для трубок, зависит от конструкции реактора — в прошлом использовалась нержавеющая сталь , но сейчас в большинстве реакторов используется циркониевый сплав . Для наиболее распространенных типов реакторов трубки собираются в пучки, при этом трубки располагаются на точном расстоянии друг от друга. Затем этим пучкам присваивается уникальный идентификационный номер, который позволяет отслеживать их от производства до использования и утилизации.
Топливо реактора с водой под давлением состоит из цилиндрических стержней, собранных в пучки. Керамика из оксида урана формируется в таблетки и вставляется в трубки из циркониевого сплава, которые собираются вместе. Диаметр трубок из циркониевого сплава составляет около 1 см, а зазор оболочки топлива заполнен гелием для улучшения теплопередачи от топлива к оболочке. На одну связку топлива приходится около 179-264 топливных стержней, и в активную зону реактора загружается около 121-193 топливных пучков . Обычно топливные пучки состоят из топливных стержней, собранных в пучки размером от 14x14 до 17x17. Длина топливных пучков PWR составляет около 4 метров. Трубки из циркониевого сплава нагнетаются гелием , чтобы попытаться свести к минимуму взаимодействие таблеток и оболочки, которое может привести к отказу топливного стержня в течение длительного времени.
В кипящих реакторах топливо похоже на топливо PWR, за исключением того, что пучки «консервированы»; то есть, есть тонкая трубка, окружающая каждый пучок. Это делается в первую очередь для того, чтобы локальные изменения плотности не влияли на нейтронные и термогидравлические характеристики активной зоны ядерного реактора в глобальном масштабе. В современных топливных пучках BWR в зависимости от производителя имеется 91, 92 или 96 топливных стержней на сборку. Диапазон от 368 сборок для самого маленького и 800 сборок для самого большого американского BWR образует активную зону реактора. Каждый топливный стержень BWR заполнен гелием до давления около трех атмосфер (300 кПа).
Замедлитель нейтронов — это среда, которая уменьшает скорость быстрых нейтронов , тем самым превращая их в тепловые нейтроны , способные поддерживать ядерную цепную реакцию с участием урана-235. Хороший замедлитель нейтронов — это материал, полный атомов с легкими ядрами, которые нелегко поглощают нейтроны. Нейтроны ударяются о ядра и отскакивают. После достаточного количества ударов скорость нейтрона будет сравнима с тепловыми скоростями ядер; этот нейтрон тогда называется тепловым нейтроном.
Легководный реактор использует обычную воду , также называемую легкой водой, в качестве замедлителя нейтронов. Легкая вода поглощает слишком много нейтронов, чтобы ее можно было использовать с необогащенным природным ураном, и поэтому для работы таких реакторов становится необходимым обогащение урана или ядерная переработка , что увеличивает общие затраты. Это отличает его от тяжеловодного реактора , который использует тяжелую воду в качестве замедлителя нейтронов. Хотя в обычной воде есть некоторые молекулы тяжелой воды, этого недостаточно, чтобы быть важным в большинстве применений. В реакторах с водой под давлением охлаждающая вода используется в качестве замедлителя, позволяя нейтронам подвергаться многократным столкновениям с легкими атомами водорода в воде, теряя при этом скорость. Такое замедление нейтронов будет происходить чаще, когда вода плотнее, потому что будет происходить больше столкновений.
Использование воды в качестве замедлителя является важной характеристикой безопасности PWR, так как любое повышение температуры заставляет воду расширяться и становиться менее плотной; тем самым уменьшая степень замедления нейтронов и, следовательно, уменьшая реактивность в реакторе. Поэтому, если реактивность увеличивается сверх нормы, уменьшенное замедление нейтронов приведет к замедлению цепной реакции, производя 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 останавливается. Тепло все еще вырабатывается после остановки цепной реакции из радиоактивных побочных продуктов деления, примерно на 5% от номинальной мощности. Это «тепло распада» будет продолжаться в течение 1–3 лет после остановки, после чего реактор наконец достигнет «полного холодного отключения». Тепло распада, хотя и опасно и достаточно сильно, чтобы расплавить активную зону, далеко не так интенсивно, как активная реакция деления. В период после остановки реактору требуется перекачивать охлаждающую воду, иначе реактор перегреется. Если температура превысит 2200 °C, охлаждающая вода распадется на водород и кислород, что может образовать (химически) взрывоопасную смесь. Тепло распада является основным фактором риска в показателях безопасности LWR.
... Затем, в ответ на интерес Вайнберга, топливные элементы были размещены в решетках в воде и определены коэффициенты размножения. ...
... Мы так нервничали, потому что никогда раньше реактор, работающий на обогащенном уране, не выходил на критическую позицию. ...