Тяжеловодный реактор под давлением ( PHWR ) — 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 события ядерного деления , для стимулирования другого события 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 содержания 235 U в природе 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 полезно 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, таким образом, 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, в 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 с отработавшим ядерным топливом из «обычных» легководных реакторов , а также с МОХ-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 небольших 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 , топливные пучки CARA, разработанные в Аргентине, используемые в Атуча I , способны иметь предпочтительный отрицательный коэффициент реактивности. [4]
Хотя до разработки Индией ядерного оружия (см. ниже) способность 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 оружейный плутоний 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]