Реактор с водой под давлением ( PWR ) — это тип ядерного реактора на легкой воде . PWR составляют подавляющее большинство атомных электростанций в мире (за исключением Великобритании, Японии и Канады). В PWR первичный теплоноситель ( вода ) закачивается под высоким давлением в активную зону реактора, где он нагревается энергией, выделяемой при делении атомов. Затем нагретая вода высокого давления поступает в парогенератор , где она передает свою тепловую энергию воде с более низким давлением вторичной системы, где вырабатывается пар. Затем пар приводит в действие турбины, которые вращают электрогенератор. В отличие от реактора с кипящей водой (BWR), давление в первичном контуре теплоносителя предотвращает кипение воды внутри реактора. Все легководные реакторы используют обычную воду как в качестве теплоносителя, так и замедлителя нейтронов . Большинство из них используют от двух до четырех вертикально установленных парогенераторов; реакторы ВВЭР используют горизонтальные парогенераторы.
Первоначально реакторы PWR были разработаны как ядерные морские двигатели для атомных подводных лодок и использовались в первоначальном проекте второй коммерческой электростанции на атомной электростанции в Шиппингпорте .
PWR, которые в настоящее время эксплуатируются в США, считаются реакторами второго поколения . Российские реакторы ВВЭР похожи на американские PWR, но ВВЭР-1200 не считается реактором второго поколения (см. ниже). Франция эксплуатирует много PWR для выработки большей части своей электроэнергии.
Несколько сотен реакторов PWR используются для морских силовых установок на авианосцах , атомных подводных лодках и ледоколах . В США они были первоначально спроектированы в Национальной лаборатории Оук-Ридж для использования в качестве атомной подводной электростанции с полностью рабочей подводной электростанцией, расположенной в Национальной лаборатории Айдахо . Последующие работы проводились Лабораторией атомной энергетики Westinghouse Bettis . [1] Первая чисто коммерческая атомная электростанция на атомной электростанции Shippingport изначально была спроектирована как реактор с водой под давлением (хотя первая электростанция, подключенная к сети, была в Обнинске , СССР), [2] по настоянию адмирала Хаймана Г. Риковера , что жизнеспособная коммерческая установка не будет включать ни один из «сумасшедших термодинамических циклов, которые все остальные хотят построить». [3]
В рамках программы по ядерной энергетике армии США реакторы с водой под давлением эксплуатировались с 1954 по 1974 год. АЭС Три-Майл-Айленд изначально эксплуатировала два реактора с водой под давлением, TMI-1 и TMI-2. [4] Частичное расплавление TMI-2 в 1979 году по сути положило конец росту строительства новых атомных электростанций в Соединенных Штатах на два десятилетия. [5] Блок 2 Watts Bar (4-контурный PWR Westinghouse) был введен в эксплуатацию в 2016 году, став первым новым ядерным реактором в Соединенных Штатах с 1996 года. [6]
Реактор с водой под давлением имеет несколько новых эволюционных конструкций реакторов третьего поколения : AP1000 , VVER-1200, ACPR1000+, APR1400, Hualong One , IPWR-900 и EPR . Первые реакторы AP1000 и EPR были подключены к электросети в Китае в 2018 году. [7] В 2020 году NuScale Power стала первой американской компанией, получившей регулирующее одобрение от Комиссии по ядерному регулированию на малый модульный реактор [8] с модифицированной конструкцией PWR. [9] Также в 2020 году Центр воздействия на энергетику представил проект OPEN100 , в котором были опубликованы чертежи с открытым исходным кодом для строительства электрической атомной электростанции мощностью 100 МВт с конструкцией PWR. [10]
Ядерное топливо в корпусе реактора высокого давления участвует в контролируемой цепной реакции деления , которая производит тепло, нагревая воду в первичном контуре теплоносителя за счет теплопроводности через оболочку топлива. [11] [12] Горячий первичный теплоноситель закачивается в теплообменник, называемый парогенератором , где он протекает через несколько тысяч маленьких трубок. [13] Тепло передается через стенки этих трубок вторичному теплоносителю более низкого давления, расположенному на стороне оболочки теплообменника, где вторичный теплоноситель испаряется в пар под давлением. Эта передача тепла осуществляется без смешивания двух жидкостей, чтобы предотвратить вторичный теплоноситель от становления радиоактивным. [11] [ неудачная проверка ] Некоторые распространенные конструкции парогенераторов представляют собой U-образные трубки или одноходовые теплообменники. [ необходима цитата ]
На атомной электростанции пар под давлением подается через паровую турбину, которая приводит в действие электрогенератор, подключенный к электросети для передачи. После прохождения через турбину вторичный охладитель (смесь воды и пара) охлаждается и конденсируется в конденсаторе . Конденсатор преобразует пар в жидкость, чтобы его можно было закачать обратно в парогенератор, и поддерживает вакуум на выходе турбины, чтобы перепад давления на турбине, а следовательно, и энергия, извлекаемая из пара, были максимальными. Перед подачей в парогенератор конденсированный пар (называемый питательной водой) иногда предварительно нагревают, чтобы минимизировать тепловой удар. [14]
Вырабатываемый пар имеет и другие применения, помимо выработки электроэнергии. На атомных судах и подводных лодках пар подается через паровую турбину, соединенную с набором редукторов скорости, на вал, используемый для движения . Прямое механическое действие путем расширения пара может использоваться для паровой катапульты самолета или аналогичных применений. В некоторых странах используется централизованное паровое отопление , а прямое отопление применяется для внутренних применений завода. [ необходима цитата ]
Для реактора с водой под давлением (PWR) по сравнению с другими типами реакторов характерны две вещи: отделение контура охлаждения от паровой системы и давление внутри первичного контура охлаждения. В PWR есть два отдельных контура охлаждения (первичный и вторичный), которые оба заполнены деминерализованной/деионизированной водой. Кипящий реактор, напротив, имеет только один контур охлаждения, в то время как более экзотические конструкции, такие как реакторы-размножители, используют для охлаждения и замедлителя вещества, отличные от воды (например, натрий в жидком состоянии в качестве охлаждающего вещества или графит в качестве замедлителя). Давление в первичном контуре охлаждения обычно составляет 15–16 мегапаскалей (150–160 бар ), что заметно выше, чем в других ядерных реакторах , и почти вдвое больше, чем в кипящем реакторе (BWR). В результате этого происходит только локальное кипение, и пар быстро реконденсируется в основной жидкости. Напротив, в кипящем реакторе первичный теплоноситель рассчитан на кипение. [15]
В качестве первичного теплоносителя в PWR используется легкая вода . Вода поступает через дно активной зоны реактора при температуре около 548 К (275 °C; 527 °F) и нагревается по мере продвижения вверх по активной зоне реактора до температуры около 588 К (315 °C; 599 °F). Вода остается жидкой, несмотря на высокую температуру из-за высокого давления в первичном контуре теплоносителя, обычно около 155 бар (15,5 МПа 153 атм , 2250 фунтов на кв. дюйм ). Вода в PWR не может превышать температуру 647 К (374 °C; 705 °F) или давление 22,064 МПа (3200 фунтов на кв. дюйм или 218 атм), поскольку это критическая точка воды. [16] Сверхкритические водяные реакторы (по состоянию на 2022 год) являются лишь предлагаемой концепцией, в которой теплоноситель никогда не покинет сверхкритическое состояние. Однако, поскольку для этого требуется даже более высокое давление, чем для реактора PWR, и могут возникнуть проблемы с коррозией, до сих пор ни один такой реактор не был построен.
Давление в первичном контуре поддерживается компенсатором давления, отдельным сосудом, который соединен с первичным контуром и частично заполнен водой, которая нагревается до температуры насыщения (точки кипения) для требуемого давления с помощью погружных электронагревателей. Для достижения давления 155 бар (15,5 МПа) температура компенсатора давления поддерживается на уровне 345 °C (653 °F), что дает запас переохлаждения (разницу между температурой компенсатора давления и самой высокой температурой в активной зоне реактора) в 30 °C (54 °F). Поскольку 345 °C — это точка кипения воды при 155 бар, жидкая вода находится на грани фазового перехода. Тепловые переходные процессы в системе охлаждения реактора приводят к большим колебаниям объема жидкости/пара компенсатора давления, и общий объем компенсатора давления рассчитан на поглощение этих переходных процессов без раскрытия нагревателей или опорожнения компенсатора давления. Переходные процессы давления в первичной системе охлаждения проявляются в переходных процессах температуры в компенсаторе давления и контролируются с помощью автоматических нагревателей и распылителей воды, которые повышают и понижают температуру компенсатора давления соответственно. [17]
Охлаждающая жидкость прокачивается по первичному контуру мощными насосами. [18] Эти насосы имеют производительность ~100 000 галлонов охлаждающей жидкости в минуту. После сбора тепла при прохождении через активную зону реактора первичная охлаждающая жидкость передает тепло в парогенераторе воде во вторичном контуре более низкого давления, испаряя вторичную охлаждающую жидкость в насыщенный пар — в большинстве конструкций 6,2 МПа (60 атм, 900 фунтов на кв. дюйм абс. ), 275 °C (530 °F) — для использования в паровой турбине. Охлажденная первичная охлаждающая жидкость затем возвращается в корпус реактора для повторного нагрева.
Реакторы с водой под давлением, как и все конструкции тепловых реакторов , требуют замедления быстрых нейтронов деления (процесс, называемый замедлением или термализацией) для взаимодействия с ядерным топливом и поддержания цепной реакции. В реакторах PWR охлаждающая вода используется в качестве замедлителя , позволяя нейтронам подвергаться многократным столкновениям с легкими атомами водорода в воде, теряя при этом скорость. Это «замедление» нейтронов будет происходить чаще, когда вода более плотная (будет происходить больше столкновений). Использование воды в качестве замедлителя является важной характеристикой безопасности реакторов PWR, поскольку повышение температуры может привести к расширению воды, создавая большие «зазоры» между молекулами воды и уменьшая вероятность термализации — 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 реакторы PWR очень стабильными. Этот процесс называется «саморегулированием», т. е. чем горячее становится охлаждающая жидкость, тем менее реактивной становится установка, слегка отключаясь для компенсации и наоборот. Таким образом, установка сама себя контролирует в пределах заданной температуры, установленной положением регулирующих стержней.
Напротив, советская конструкция реактора РБМК , использованная в Чернобыле, которая использует графит вместо воды в качестве замедлителя и использует кипящую воду в качестве теплоносителя, имеет большой положительный тепловой коэффициент реактивности. Это означает, что реактивность и тепловыделение увеличиваются при повышении температуры теплоносителя и топлива, что делает конструкцию РБМК менее стабильной, чем реакторы с водой под давлением при высокой рабочей температуре. В дополнение к своему свойству замедлять нейтроны, выступая в качестве замедлителя, вода также обладает свойством поглощать нейтроны, хотя и в меньшей степени. Когда температура охлаждающей воды повышается, кипение увеличивается, что создает пустоты. Таким образом, воды становится меньше для поглощения тепловых нейтронов, которые уже были замедлены графитовым замедлителем, что приводит к увеличению реактивности. Это свойство называется пустотным коэффициентом реактивности, и в реакторе РБМК, таком как Чернобыль, пустотный коэффициент положительный и довольно большой, что делает его очень сложным для регулирования, когда реакция начинает выходить из-под контроля. Реакторы РБМК также имеют несовершенную конструкцию регулирующих стержней, в которой во время быстрых аварийных остановок графитовые наконечники стержней, усиливающие реакцию, вытесняют воду на дне реактора и локально увеличивают реактивность там. Это называется «эффектом положительной аварийной остановки», который является уникальным для несовершенной конструкции регулирующих стержней РБМК. Эти конструктивные недостатки, в дополнение к ошибкам оператора, которые довели реактор до предела своих возможностей, обычно рассматриваются как причины Чернобыльской катастрофы . [19]
Канадская конструкция тяжеловодного реактора CANDU имеет небольшой положительный коэффициент пустотности, эти реакторы смягчают эту проблему с помощью ряда встроенных усовершенствованных пассивных систем безопасности, которых нет в советской конструкции РБМК. Никакой критичности не может возникнуть в реакторе CANDU или любом другом тяжеловодном реакторе, когда в реактор в качестве аварийного охладителя подается обычная легкая вода. В зависимости от выгорания , борная кислота или другой нейтронный яд должны быть добавлены в аварийный охладитель, чтобы избежать аварии с критичностью .
PWR спроектированы так, чтобы поддерживаться в состоянии недостаточного замедления, что означает, что есть место для увеличения объема или плотности воды для дальнейшего увеличения замедления, поскольку если замедление близко к насыщению, то уменьшение плотности замедлителя/теплоносителя может значительно снизить поглощение нейтронов, при этом замедлить лишь немного, сделав коэффициент пустотности положительным. Кроме того, легкая вода на самом деле является несколько более сильным замедлителем нейтронов, чем тяжелая вода, хотя поглощение нейтронов тяжелой водой намного ниже. Из-за этих двух фактов реакторы на легкой воде имеют относительно небольшой объем замедлителя и, следовательно, компактные активные зоны. Одна из конструкций следующего поколения, сверхкритический водяной реактор , еще менее замедлена. Менее умеренный энергетический спектр нейтронов ухудшает соотношение захвата/деления для 235 U и особенно 239 Pu, а это означает, что большее количество делящихся ядер не делится при поглощении нейтрона и вместо этого захватывает нейтрон, превращаясь в более тяжелый неделящийся изотоп, теряя один или несколько нейтронов и увеличивая накопление тяжелых трансурановых актинидов, некоторые из которых имеют длительный период полураспада.
После обогащения диоксид урана ( UO
2) порошок обжигается в высокотемпературной печи для спекания , чтобы создать твердые керамические таблетки обогащенного диоксида урана. Цилиндрические таблетки затем покрываются коррозионно-стойким циркониевым металлическим сплавом Zircaloy , которые заполняются гелием для улучшения теплопроводности и обнаружения утечек. Zircaloy выбран из-за его механических свойств и низкого сечения поглощения. [20] Готовые топливные стержни группируются в топливные сборки, называемые топливными пучками, которые затем используются для создания активной зоны реактора. Типичный PWR имеет топливные сборки по 200–300 стержней в каждой, а большой реактор будет иметь около 150–250 таких сборок с 80–100 тоннами урана в целом. Обычно топливные пучки состоят из топливных стержней, сгруппированных по схеме 14 × 14 или 17 × 17. Мощность PWR составляет от 900 до 1600 МВт эл . Длина топливных пучков PWR составляет около 4 метров. [21]
Заправки для большинства коммерческих PWR производятся с циклом 18–24 месяцев. При каждой заправке заменяется примерно треть активной зоны, хотя некоторые более современные схемы заправки могут сократить время заправки до нескольких дней и позволять заправку проводить с более короткой периодичностью. [22]
В реакторах PWR мощность реактора можно рассматривать как следующую за потребностью пара (турбины) из-за обратной связи реактивности изменения температуры, вызванного увеличением или уменьшением потока пара. (См.: Отрицательный температурный коэффициент .) Борные и кадмиевые регулирующие стержни используются для поддержания температуры первичной системы на желаемом уровне. Чтобы уменьшить мощность, оператор дросселирует закрытые впускные клапаны турбины. Это приведет к меньшему отбору пара из парогенераторов. Это приведет к повышению температуры первичного контура. Более высокая температура приводит к снижению плотности охлаждающей воды первичного реактора, что обеспечивает более высокие скорости нейтронов, тем самым меньшее деление и снижение выходной мощности. Это снижение мощности в конечном итоге приведет к возвращению температуры первичной системы к ее предыдущему устойчивому значению. Оператор может контролировать устойчивую рабочую температуру путем добавления борной кислоты и/или перемещения регулирующих стержней.
Регулировка реактивности для поддержания 100% мощности по мере сгорания топлива в большинстве коммерческих PWR обычно достигается путем изменения концентрации борной кислоты, растворенной в первичном теплоносителе реактора. Бор легко поглощает нейтроны, и увеличение или уменьшение его концентрации в теплоносителе реактора, следовательно, соответствующим образом влияет на активность нейтронов. Требуется целая система управления, включающая насосы высокого давления (обычно называемые системой зарядки и сброса), для удаления воды из первичного контура высокого давления и повторного впрыска воды обратно с различными концентрациями борной кислоты. Управляющие стержни реактора, вставленные через головку корпуса реактора непосредственно в топливные пучки, перемещаются по следующим причинам: для запуска реактора, для остановки первичных ядерных реакций в реакторе, для адаптации к кратковременным переходным процессам, таким как изменение нагрузки на турбину,
Стержни управления также могут использоваться для компенсации запасов ядерного яда и для компенсации истощения ядерного топлива . Однако эти эффекты обычно компенсируются путем изменения концентрации борной кислоты в первичном теплоносителе.
Напротив, в реакторах BWR в теплоносителе не содержится бора, а мощность реактора регулируется путем регулирования расхода теплоносителя.
Реакторы PWR очень стабильны из-за их тенденции вырабатывать меньше энергии при повышении температуры; это упрощает эксплуатацию реактора с точки зрения стабильности.
Контур турбинного цикла PWR отделен от первичного контура, поэтому вода во вторичном контуре не загрязнена радиоактивными материалами.
PWR могут пассивно останавливать реактор в случае потери внешнего питания, чтобы немедленно остановить первичную ядерную реакцию. Управляющие стержни удерживаются электромагнитами и падают под действием силы тяжести при потере тока; полное введение безопасно останавливает первичную ядерную реакцию.
Технология PWR пользуется популярностью у стран, стремящихся создать ядерный флот; компактные реакторы хорошо подходят для атомных подводных лодок и других ядерных кораблей.
PWR являются наиболее распространенным типом реакторов в мире, что позволяет использовать широкий спектр поставщиков новых установок и деталей для существующих установок. Благодаря многолетнему опыту их эксплуатации они наиболее близки к зрелой технологии, которая существует в ядерной энергетике.
В зависимости от типа реакторы PWR могут работать на МОКС-топливе и/или российском ремикс-топливе (которое имеет более низкую239
Pu и выше235
содержание U , чем в «обычном» U/Pu MOX-топливе), что позволяет реализовать (частично) замкнутый ядерный топливный цикл .
Вода — нетоксичный, прозрачный, химически нереактивный (по сравнению, например, с NaK ) теплоноситель, который является жидким при комнатной температуре, что облегчает визуальный осмотр и обслуживание. Его также легко и дешево получить, в отличие от тяжелой воды или даже ядерного графита .
По сравнению с реакторами, работающими на природном уране , PWR могут достигать относительно высокого выгорания . Типичный PWR будет заменять от четверти до трети своей топливной загрузки каждые 18-24 месяца и иметь техническое обслуживание и осмотр, которые требуют остановки реактора, запланированные на это окно. Хотя на единицу произведенной электроэнергии потребляется больше урановой руды , чем в реакторе на природном уране, количество отработанного топлива меньше, а остаток составляет обедненный уран, радиологическая опасность которого ниже, чем у природного урана.
Охлаждающая вода должна находиться под высоким давлением, чтобы оставаться жидкой при высоких температурах. Это требует высокопрочных трубопроводов и тяжелого сосуда высокого давления, а значит, увеличивает затраты на строительство. Более высокое давление может усилить последствия аварии с потерей охлаждающей жидкости . [23] Корпус реактора высокого давления изготавливается из пластичной стали, но по мере эксплуатации установки поток нейтронов из реактора приводит к тому, что эта сталь становится менее пластичной. В конечном итоге пластичность стали достигнет пределов, определяемых применимыми стандартами для котлов и сосудов высокого давления, и сосуд высокого давления необходимо будет отремонтировать или заменить. Это может быть непрактично или неэкономично, и поэтому определяет срок службы установки.
Также необходимы дополнительные компоненты высокого давления, такие как насосы охлаждения реактора, компенсатор давления и парогенераторы. Это также увеличивает капитальные затраты и сложность электростанции PWR.
Высокотемпературный водный теплоноситель с растворенной в нем борной кислотой вызывает коррозию углеродистой стали (но не нержавеющей стали ); это может привести к циркуляции радиоактивных продуктов коррозии в первичном контуре теплоносителя. Это не только ограничивает срок службы реактора, но и системы, которые отфильтровывают продукты коррозии и регулируют концентрацию борной кислоты, значительно увеличивают общую стоимость реактора и радиационное облучение. В одном случае это привело к сильной коррозии механизмов привода стержней управления, когда раствор борной кислоты просочился через уплотнение между самим механизмом и первичной системой. [24] [25]
Из-за необходимости загрузки первичного контура теплоносителя реактора с водой под давлением бором нежелательное радиоактивное вторичное образование трития в воде более чем в 25 раз больше, чем в кипящих реакторах аналогичной мощности, из-за отсутствия в последнем замедлителя нейтронов в контуре теплоносителя. Тритий образуется в результате поглощения быстрого нейтрона в ядре атома бора-10, который затем распадается на атом лития-7 и трития. Реакторы с водой под давлением ежегодно выбрасывают в окружающую среду несколько сотен кюри трития в ходе нормальной эксплуатации. [26]
Природный уран содержит всего 0,7% урана-235, изотопа, необходимого для тепловых реакторов. Это делает необходимым обогащение уранового топлива, что значительно увеличивает затраты на производство топлива. По сравнению с реакторами, работающими на природном уране, на единицу урановой руды вырабатывается меньше энергии, хотя можно достичь более высокого выгорания. Ядерная переработка может «растянуть» топливную подачу как для реакторов на природном уране, так и для реакторов на обогащенном уране, но фактически практикуется только для легководных реакторов, работающих на слабообогащенном топливе, поскольку отработанное топливо, например, реакторов CANDU, содержит очень мало делящегося материала.
Поскольку вода действует как замедлитель нейтронов, невозможно построить реактор на быстрых нейтронах с конструкцией PWR. Реактор с уменьшенным замедлением воды, однако, может достичь коэффициента воспроизводства больше единицы, хотя эта конструкция реактора имеет свои недостатки. [27]
Отработанное топливо из PWR обычно имеет более высокое содержание делящегося материала , чем природный уран. Без ядерной переработки этот делящийся материал не может быть использован в качестве топлива в PWR. Однако его можно использовать в CANDU с минимальной переработкой в процессе, называемом "DUPIC" - прямое использование отработанного топлива PWR в CANDU. [28]
Тепловая эффективность , хотя и лучше, чем у реакторов с кипящей водой , не может достичь значений реакторов с более высокими рабочими температурами, таких как охлаждаемые высокотемпературными газами, жидкими металлами или расплавленными солями. Аналогично, технологическое тепло, получаемое от PWR, не подходит для большинства промышленных применений, поскольку для них требуются температуры свыше 400 °C (752 °F).
Радиолиз и некоторые сценарии аварий, включающие взаимодействие горячего пара и оболочки циркалоя, могут производить водород из охлаждающей воды, что приводит к взрывам водорода как потенциальному сценарию аварии. Во время ядерной аварии на Фукусиме взрыв водорода, повредивший здание защитной оболочки, был серьезной проблемой, хотя реакторы на заводе были BWR , которые из-за пара в верхней части корпуса высокого давления по своей конструкции несут больший риск того, что это произойдет. Некоторые реакторы содержат каталитические рекомбинаторы, которые позволяют водороду реагировать с окружающим кислородом невзрывным образом. [ необходима цитата ]
В 1954 году в тогда еще закрытом городе Обнинске в Физико-энергетическом институте (ФЭИ или ФЭИ) начал работу первый в мире атомный электрогенератор.
