Тяжеловодный реактор под давлением ( PHWR ) — это ядерный реактор , который использует тяжелую воду ( оксид дейтерия D2O ) в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов . [1] PHWR часто используют в качестве топлива природный уран , но иногда также используют очень низкообогащенный уран . Тяжеловодный теплоноситель находится под давлением, чтобы избежать кипения, что позволяет ему достигать более высокой температуры (в основном) без образования пузырьков пара, точно так же, как и в водо-водяном реакторе (PWR). 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 экономичность реактора, избегая 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 составляло примерно 7,76% по количеству и 4,7% по генерирующей мощности всех ныне действующих реакторов.
Ключ к поддержанию ядерной цепной реакции в ядерном реакторе заключается в использовании в среднем ровно одного нейтрона, высвобождаемого при каждом акте ядерного деления, для стимуляции другого акта ядерного деления (в другом делящемся ядре). При тщательном проектировании геометрии реактора и тщательном контроле присутствующих веществ с целью влияния на реактивность можно достичь и поддерживать самоподдерживающуюся цепную реакцию или « критичность ».
Природный уран состоит из смеси различных изотопов , в основном 238 U и гораздо меньшего количества (около 0,72% по весу) 235 U. [2] 238 U может делиться только нейтронами, которые относительно энергичны, около 1 МэВ или выше . Никакое количество 238 U не может быть сделано «критическим», поскольку он будет иметь тенденцию паразитически поглощать больше нейтронов, чем он выделяет в процессе деления. 235 U, с другой стороны, может поддерживать самоподдерживающуюся цепную реакцию, но из-за низкой естественной распространенности 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 (без их поглощения) до точки, когда достаточное их количество может вызвать дальнейшее ядерное деление в небольшом количестве 235 U, которое доступно. ( 238 U, который составляет большую часть природного урана, также расщепляется быстрыми нейтронами.) Для этого требуется использование замедлителя нейтронов , который поглощает практически всю кинетическую энергию нейтронов , замедляя их до точки, в которой они достигают теплового равновесия с окружающим материалом. 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 любой геометрией, которая давала бы однородную смесь топлива и замедлителя.
Вода является прекрасным замедлителем; 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, аналогичной концептуально столкновению двух бильярдных шаров. Однако, будучи хорошим замедлителем, обычная вода также довольно эффективна в поглощении нейтронов. И поэтому использование обычной воды в качестве замедлителя легко поглотит так много нейтронов, что их останется слишком мало для поддержания цепной реакции с небольшими изолированными ядрами 235 U в топливе, тем самым исключая критичность в природном уране. Из-за этого легководный реактор потребует, чтобы изотоп 235 U был сконцентрирован в его урановом топливе в виде обогащенного урана , как правило, между 3% и 5% 235 U по весу (побочный продукт этого процесса обогащения известен как обедненный уран и, таким образом, состоящий в основном из 238 U, химически чистый). 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 установках по обогащению урана, которые, как правило, дороги в строительстве и эксплуатации. Они также представляют собой проблему ядерного распространения ; те же системы, которые используются для обогащения 235 U, могут также использоваться для производства гораздо более «чистого» оружейного материала (90% или более 235 U), пригодного для производства ядерного оружия . Это не тривиальное упражнение ни в коем случае, но достаточно осуществимо, чтобы установки по обогащению представляли значительный риск ядерного распространения.
Альтернативным решением проблемы является использование замедлителя, который не поглощает нейтроны так же легко, как вода. В этом случае потенциально все высвобождаемые нейтроны могут быть замедлены и использованы в реакциях с 235U , в этом случае в природном уране достаточно 235U для поддержания критичности. Одним из таких замедлителей является тяжелая вода , или оксид дейтерия. Хотя он динамически реагирует с нейтронами аналогично легкой воде (хотя и с меньшей передачей энергии в среднем, учитывая, что тяжелый водород, или дейтерий , примерно в два раза тяжелее водорода), он уже имеет дополнительный нейтрон, который легкая вода обычно стремится поглотить.
Использование тяжелой воды в качестве замедлителя является ключом к системе PHWR (тяжеловодный реактор под давлением), позволяя использовать природный уран в качестве топлива (в форме керамического UO2 ) , что означает, что он может работать без дорогостоящих установок по обогащению урана. Механическая конструкция PHWR, которая размещает большую часть замедлителя при более низких температурах, особенно эффективна, поскольку полученные тепловые нейтроны имеют более низкую энергию ( температура нейтронов после последовательных проходов через замедлитель примерно равна температуре замедлителя), чем в традиционных конструкциях, где замедлитель обычно намного горячее. Поперечное сечение нейтронов для деления выше в235
U , чем ниже температура нейтронов, и, таким образом, более низкие температуры в замедлителе делают успешное взаимодействие между нейтронами и делящимся материалом более вероятным. 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 могут работать с топливом, включая переработанный уран или даже отработанное ядерное топливо из «обычных» легководных реакторов, а также с MOX-топливом , и ведутся исследования способности реакторов типа CANDU работать исключительно на таком топливе в коммерческих условиях. (Подробнее об этом в статье о самом реакторе CANDU )
У реакторов с тяжелой водой под давлением есть некоторые недостатки. Тяжелая вода обычно стоит сотни долларов за килограмм, хотя это компромисс против сниженных затрат на топливо. Сниженное энергосодержание природного урана по сравнению с обогащенным ураном требует более частой замены топлива; [ требуется ссылка ] это обычно достигается с помощью системы дозаправки на мощности. Увеличенная скорость перемещения топлива через реактор также приводит к более высоким объемам отработанного топлива, чем в реакторах с легкой водой, использующих обогащенный уран. Однако, поскольку необогащенное урановое топливо накапливает более низкую плотность продуктов деления , чем обогащенное урановое топливо, оно генерирует меньше тепла, что позволяет обеспечить более компактное хранение. [3] Хотя дейтерий имеет меньшее сечение захвата нейтронов, чем протий , это значение не равно нулю , и, таким образом, часть замедлителя из тяжелой воды неизбежно будет преобразована в тритиевую воду . В то время как тритий , радиоактивный изотоп водорода, также производится как продукт деления в ничтожных количествах в других реакторах, тритий может легче ускользнуть в окружающую среду, если он также присутствует в охлаждающей воде, что имеет место в тех реакторах PHWR, которые используют тяжелую воду и в качестве замедлителя, и в качестве охладителя. Однако некоторые реакторы CANDU выделяют тритий из своего запаса тяжелой воды через регулярные промежутки времени и продают его с прибылью.
В то время как в типичных топливных пучках, полученных из CANDU , конструкция реактора имеет слегка положительный пустотный коэффициент реактивности, топливные пучки CARA, разработанные в Аргентине и используемые в Atucha I , способны иметь предпочтительный отрицательный коэффициент. [4]
Хотя до разработки Индией ядерного оружия (см. ниже) возможность использовать природный уран (и, таким образом, отказаться от необходимости обогащения урана , которое является технологией двойного назначения ) рассматривалась как препятствие ядерному распространению, это мнение резко изменилось в свете способности нескольких стран создавать атомные бомбы из плутония, который можно легко производить в реакторах на тяжелой воде. Таким образом, реакторы на тяжелой воде могут представлять больший риск ядерного распространения по сравнению с сопоставимыми реакторами на легкой воде из-за низких свойств поглощения нейтронов тяжелой водой, открытых в 1937 году Гансом фон Хальбаном и Отто Фришем . [5] Иногда, когда атом 238 U подвергается воздействию нейтронного излучения , его ядро захватывает нейтрон , изменяя его на 239 U. Затем 239 U быстро претерпевает два β −- распада — оба испускают электрон и антинейтрино , первый из которых преобразует 239 U в 239 Np , а второй преобразует 239 Np в 239 Pu . Хотя этот процесс происходит с природным ураном с использованием других замедлителей, таких как сверхчистый графит или бериллий, тяжелая вода является, безусловно, лучшим. [ 5] В конечном итоге Манхэттенский проект использовал реакторы с графитовым замедлителем для производства плутония, в то время как немецкий военный ядерный проект ошибочно отверг графит как подходящий замедлитель из-за упущения примесей и, таким образом, предпринял безуспешные попытки использовать тяжелую воду (которую они правильно определили как превосходный замедлитель). Советская ядерная программа также использовала графит в качестве замедлителя и в конечном итоге разработала графитовый замедлитель РБМК как реактор, способный производить как большое количество электроэнергии, так и оружейный плутоний без необходимости в тяжелой воде или — по крайней мере, согласно первоначальным проектным спецификациям — обогащении урана .
239 Pu является расщепляющимся материалом, пригодным для использования в ядерном оружии . В результате, если топливо тяжеловодного реактора часто меняется, 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 усиленного оружия деления , которое, в свою очередь, позволяет легче производить термоядерное оружие , включая нейтронные бомбы . В настоящее время ожидается, что этот процесс обеспечит (по крайней мере частично) тритий для ITER . [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]