Органический ядерный реактор , или реактор с органическим охлаждением ( OCR ), представляет собой тип ядерного реактора , в котором используется определенная форма органической жидкости , обычно углеводородное вещество, такое как полихлорированный дифенил (ПХБ), для охлаждения, а иногда и в качестве замедлителя нейтронов .
Использование органической жидкости имело большое преимущество перед традиционными конструкциями, использующими воду в качестве хладагента. Вода имеет свойство разъедать и растворять металлы, как ядерное топливо , так и реактор в целом. Чтобы избежать коррозии топлива, его формуют в виде цилиндрических таблеток, а затем помещают в циркониевые трубки или другие «оболочечные» материалы. Остальная часть реактора должна быть изготовлена из материалов, устойчивых к коррозии и нейтронному охрупчиванию . Напротив, многие распространенные органические жидкости менее агрессивны по отношению к металлам, что позволяет сделать топливные сборки намного проще, а трубы охлаждающей жидкости изготавливать из обычных углеродистых сталей вместо более дорогих коррозионностойких металлов. Некоторые органические вещества также имеют то преимущество, что они не превращаются в газ так же, как вода, что может уменьшить или исключить необходимость в защитном здании .
Эти преимущества в некоторой степени компенсируются тем фактом, что органические вещества обычно имеют более низкую удельную теплоемкость , чем вода, и, следовательно, требуют более высоких скоростей потока для обеспечения такого же количества охлаждения. Более серьезная проблема была обнаружена в экспериментальных устройствах; нейтроны высокой энергии, выделяющиеся в ходе ядерных реакций, имеют гораздо большую энергию, чем химические связи в теплоносителе, и они разрывают углеводороды на части. Это приводит к высвобождению водорода и различных углеводородов с более короткой цепью. В результате полимеризации образующиеся продукты могут перейти в густое смолистое состояние. Кроме того, многие подходящие охлаждающие жидкости являются легковоспламеняющимися, а иногда и токсичными, что создает новые проблемы безопасности. Многие виды использования ПХД были запрещены начиная с 1970-х годов, поскольку стало лучше понятно их экологическая токсичность. [1]
Концепция OCR была основной областью исследований в 1950-х и 60-х годах, включая эксперимент с органическим реактором с замедлителем в Национальной инженерной лаборатории Айдахо , атомную электростанцию Пиква в Огайо и канадский WR-1 в лабораториях Уайтшелл . В экспериментах в США изучалось использование органических веществ как для охлаждения, так и для замедления, в то время как в канадской конструкции использовался замедлитель из тяжелой воды , как и в незастроенных конструкциях EURATOM ORGEL и датской DOR. В конечном итоге ни один из них не будет использоваться для коммерческих генераторов, и только небольшие экспериментальные реакторы в Пикве в США и Арбусе в Научно-исследовательском институте атомных реакторов в СССР когда-либо вырабатывали электроэнергию, и то только экспериментально.
Обычные электростанции, работающие на расщеплении, полагаются на цепную реакцию , возникающую, когда в результате ядерного деления высвобождаются нейтроны , которые вызывают дальнейшие события деления. Каждое событие деления урана высвобождает два или три нейтрона, поэтому путем тщательного расположения и использования различных поглощающих материалов вы можете сбалансировать систему так, чтобы один из этих нейтронов вызывал другое событие деления, в то время как один или два других были потеряны. Этот тщательный баланс известен как критичность . [2]
Природный уран представляет собой смесь нескольких изотопов, в основном следовых количеств U-235 и более 99% U-238 . Когда они подвергаются делению, оба этих изотопа выделяют быстрые нейтроны с пиковой энергией распределения от 1 до 2 МэВ. Эта энергия слишком мала, чтобы вызвать деление U-238, а это означает, что он не может поддерживать цепную реакцию. U-235 будет подвергаться делению при ударе нейтронами такой энергии, поэтому U-235 может поддерживать цепную реакцию, как в случае с ядерной бомбой . Однако в массе природного урана слишком мало U-235, и вероятность того, что какой-либо конкретный нейтрон вызовет деление в этих изолированных атомах, недостаточно высока, чтобы достичь критичности. Критичность достигается за счет концентрации или обогащения топлива, увеличения количества U-235 для производства обогащенного урана , [3] в то время как остаток, в настоящее время в основном U-238, представляет собой отход, известный как обедненный уран . [4]
U-235 будет легче подвергаться делению, если нейтроны имеют более низкую энергию, так называемые тепловые нейтроны . Нейтроны могут замедляться до тепловой энергии за счет столкновений с материалом замедлителя нейтронов , наиболее очевидным из которых являются атомы водорода, обнаруженные в воде. Помещая топливо для деления в воду, вероятность того, что нейтроны вызовут деление другого U-235, значительно увеличивается, а это означает, что уровень обогащения, необходимый для достижения критичности, значительно снижается. Это приводит к концепции обогащенного урана реакторного качества , при этом количество U-235 увеличивается с менее чем 1% до 3–5% в зависимости от конструкции реактора. Это контрастирует с обогащением оружейного качества , при котором обогащение по U-235 обычно увеличивается до более чем 90%. [4]
При замедлении нейтрона его кинетическая энергия передается материалу замедлителя. Это приводит к его нагреванию, и за счет отвода этого тепла из реактора извлекается энергия. Вода является отличным материалом для этой роли, поскольку она является эффективным замедлителем, а также потому, что ее легко перекачивать и использовать с существующим оборудованием для производства электроэнергии, аналогичным системам, разработанным для паровых турбин на угольных электростанциях . Основным недостатком воды является то, что она имеет относительно низкую температуру кипения , а эффективность извлечения энергии с помощью турбины зависит от рабочей температуры.
Наиболее распространенной конструкцией атомных электростанций является реактор с водой под давлением (PWR), в котором вода находится под давлением порядка 150 атмосфер, чтобы повысить ее температуру кипения. Эти конструкции могут работать при температурах до 345 °C, что значительно увеличивает количество тепла, которое любая единица воды может отвести от активной зоны, а также повышает эффективность при ее преобразовании в пар на генераторной стороне установки. . Основным недостатком этой конструкции является то, что поддержание воды под таким давлением усложняет работу, а если давление упадет, она может превратиться в пар и вызвать паровой взрыв. Чтобы избежать этого, в реакторах обычно используется прочное защитное здание или какая-либо форма активного парового подавления. [5]
Появился ряд альтернативных конструкций, в которых используются альтернативные охлаждающие жидкости или замедлители. Например, программа Великобритании сконцентрировалась на использовании графита в качестве замедлителя и углекислого газа в качестве охлаждающей жидкости. Эти реакторы, Magnox и AGR, работали при температуре примерно в два раза выше, чем обычные установки с водяным охлаждением. Это не только повышает эффективность турбомашины, но и позволяет ей работать с существующим угольным оборудованием, работающим при той же температуре. Однако у них был недостаток: они были чрезвычайно большими, что увеличивало их капитальные затраты . [6]
Напротив, в канадских конструкциях CANDU использовались две отдельные массы тяжелой воды : одна действовала как замедлитель в большом резервуаре, известном как каландрия , а другая действовала исключительно как охлаждающая жидкость в обычном контуре под давлением. В этой конструкции вся масса теплоносителя не находилась под давлением, что упрощало конструкцию реактора. Основным преимуществом было то, что нейтронное замедление тяжелой воды превосходит обычную воду, что позволяло этим установкам работать на природном необогащенном урановом топливе. Однако это произошло за счет использования дорогой тяжелой воды. [3]
В традиционных конструкциях с водяным охлаждением необходимы значительные усилия, чтобы гарантировать, что материалы, составляющие реактор, не растворяются и не корродируют в воде. Многие распространенные материалы с низкой коррозией не подходят для использования в реакторах, поскольку они недостаточно прочны, чтобы выдерживать используемые высокие давления, или слишком легко ослабляются под воздействием нейтронного повреждения. Сюда входят топливные сборки, которые в большинстве конструкций с водяным охлаждением отлиты в керамическую форму и плакированы цирконием во избежание их растворения в теплоносителе. [7]
Выбранные охлаждающие жидкости на органической основе позволяют избежать этой проблемы, поскольку они гидрофобны и обычно не вызывают коррозии металлов. Вот почему их часто используют в качестве антикоррозионных средств и средств защиты от ржавчины . Значительное снижение коррозии позволяет упростить многие детали реактора, а топливные элементы больше не требуют экзотических рецептур. В большинстве примеров топливо представляло собой очищенный металлический уран в чистом виде с простой оболочкой из нержавеющей стали или алюминия. [8]
В простейших конструкциях органических реакторов органическую жидкость просто заменяют только теплоноситель. Этого легче всего достичь, если модератор изначально был отдельным, как это имеет место в проектах Великобритании и Канады. В этом случае можно модифицировать существующие конструкции и превратить их в «реактор с графитовым замедлителем и органическим охлаждением» и «реактор с тяжелым водным замедлителем и органическим охлаждением» соответственно. Возможные замедлители, помимо графита или органической жидкости, включают бериллий , оксид бериллия и гидрид циркония . [9]
Однако программа США, самая крупная, была сосредоточена на конструкции «реактора с органическим замедлителем и охлаждением», который концептуально аналогичен реактору с водой под давлением, просто заменяя воду подходящим органическим материалом. В этом случае органический материал является одновременно теплоносителем и замедлителем, что накладывает дополнительные конструктивные ограничения на компоновку реактора. Однако это также самое простое решение с точки зрения конструкции и эксплуатации, и оно получило значительное развитие в США, где конструкция PWR уже была распространена. [10]
Другой распространенной конструкцией, используемой в США, является реактор с кипящей водой (BWR). В этой конструкции вода находится под меньшим давлением и ей дают возможность закипеть в активной зоне реактора. Это ограничивает рабочую температуру, но проще механически, поскольку устраняет необходимость в отдельном парогенераторе и связанных с ним трубопроводах и насосах. Эту конструкцию можно также адаптировать к реакторному циклу с органическим замедлителем и охлаждением, чему способствует тот факт, что подходящие органические жидкости перегреваются сами по себе, когда они расширяются в газообразное состояние, что может упростить общую конструкцию. [11]
Этот последний вопрос также имеет значительное преимущество в плане безопасности; в отличие от воды, масла не превращаются в пар, поэтому реальной возможности парового взрыва не существует. Другие потенциальные источники взрыва в конструкциях с водяным охлаждением также включают накопление газообразного водорода, возникающее при нагревании циркониевой оболочки; При отсутствии такой оболочки или любого подобного материала где-либо в реакторе единственным источником газообразного водорода в конструкции с масляным охлаждением является химическое разрушение теплоносителя. Это происходит с относительно предсказуемой скоростью, и возможность накопления водорода крайне мала. Это значительно сокращает количество необходимых систем защитной оболочки. [12]
Охлаждающие жидкости на органической основе также имеют ряд недостатков. Среди них их относительно низкая способность к теплопередаче, примерно вдвое меньшая, чем у воды, что требует увеличения скорости потока для удаления того же количества энергии. [8] Другая проблема заключается в том, что они имеют тенденцию разлагаться при высоких температурах, и хотя было исследовано большое количество потенциальных материалов, лишь немногие из них оказались стабильными при разумных рабочих температурах, и ни один из них не может работать в течение длительных периодов выше 530°С. C. [13] Большинство из них также огнеопасны, а некоторые токсичны, что создает проблемы с безопасностью. [8]
Другая проблема, когда масло также является замедлителем, заключается в том, что замедляющая способность жидкости увеличивается по мере снижения ее температуры. Это означает, что по мере нагревания замедлителя его замедляющая способность снижается, что приводит к замедлению общей скорости реакции реактора и дальнейшему охлаждению реактора. Обычно это важная функция безопасности, в реакторах с водным замедлителем может произойти обратное, и реакторы с положительными коэффициентами пустотности по своей природе нестабильны. Однако в случае масляного замедлителя температурный коэффициент настолько велик, что он может быстро охладиться. Это очень затрудняет регулирование таких конструкций для отслеживания нагрузки . [8]
Но, несомненно, самой большой проблемой углеводородных охлаждающих жидкостей было то, что они разлагались под воздействием радиации — эффект, известный как радиолиз . В отличие от разложения при нагревании, при котором образуются более легкие углеводороды, результат этих реакций сильно варьировался и приводил к образованию множества различных продуктов реакции. Вода также подвергается разложению под действием радиации, но продуктами на выходе являются водород и кислород, которые легко снова соединяются в воду. Образующиеся продукты разложения масел трудно рекомбинировались, и их приходилось удалять. [13]
Один особенно тревожный тип реакции произошел, когда полученные продукты полимеризовались в молекулы с длинной цепью. Опасение заключалось в том, что они образуют большие массы внутри реактора, особенно в его контурах охлаждения, и могут «оказать существенное вредное воздействие на работу реактора». [13] Именно полимеризация теплоносителя, прилипшего к оболочке твэла, привела к остановке реактора Пиква всего через три года эксплуатации. [14]
Ранние теоретические работы над концепцией органического охлаждения проводились в Аргоннской национальной лаборатории в период с 1953 по 1956 год. В рамках этой работы компания Mine Safety Appliances изучала различные потенциальные бифениловые охлаждающие жидкости. В 1956-75 годах компания Aerojet проводила исследования скорости «выгорания» полифениловых теплоносителей, а в последующие два года компания Hanford Atomic Products провела несколько исследований полифенилового облучения. [15]
Начиная с 1955 года компания Monsanto начала эксплуатацию одного контура теплоносителя на Брукхейвенском графитовом исследовательском реакторе для изучения теплопередачи, а в 1958 году начала рассматривать возможность восстановления теплоносителя и исследования контуров теплоносителя с кипением дифенила. [16] Примерно в то же время компания Atomic Energy of Canada Limited (AECL) начала аналогичные исследования с прицелом на проектирование будущего испытательного реактора. [16]
Аналогичная программа началась в Великобритании в Харвелле в 1950-х годах. Вскоре внимание сосредоточилось на радиационном повреждении органических соединений, особенно полифенилов. Примерно в 1960 году Евратом начал исследования таких конструкций в рамках своего проекта ORGEL. [16] [17] [18] Подобный, но отдельный проект начался в Италии под руководством Национального комитета по ядерной энергии, но их проект PRO так и не был реализован. Аналогичным образом, крупное исследование, проведенное в Дании, рассматривало реактор с тяжеловодным замедлителем. [16] [19]
Первой полной конструкцией реактора с органическим охлаждением и замедлителем был эксперимент с органическим реактором с замедлителем (OMRE), строительство которого началось в Национальной лаборатории Айдахо в 1955 году и стало критическим в 1957 году. приемлемый. Реактор имел очень низкоэнергетическую конструкцию, производил тепловую мощность 15 МВт и проработал лишь короткий период с 1957 по 1963 год. За это время активная зона трижды перестраивалась для испытаний различных видов топлива, теплоносителей и условий эксплуатации от 260 до 370°С. Планировалось, что более крупная конструкция мощностью 40 МВт, экспериментальный реактор с органическим охлаждением (EOCR), заменит OMRE. Его строительство началось в Айдахо в 1962 году, но так и не было загружено топливом, когда AEC переключила свое внимание в основном на легководные реакторы. [14]
Следующим крупным реактором был коммерческий прототип, построенный как частно-государственное предприятие , Атомная электростанция Пиква , строительство которой началось в 1963 году в Пикве, штат Огайо. В нем использовалась та же охлаждающая жидкость Santowax, что и в оригинальном OMRE, но он был такого же размера, как и EOCR, производя тепловую мощность 45 МВт и электрическую мощность 15 МВт. Он работал на топливе с обогащением 1,5%, сформированном в кольцевые трубы, одетые в оребренный алюминиевый кожух. Он проработал недолгое время до 1966 года, когда его остановили из-за образования на оболочке твэла пленок, образовавшихся из радиационно разложившегося теплоносителя. [14]
Самым мощным ОНР был канадский тепловой WR-1 мощностью 60 МВт . Строительство началось в недавно созданной лаборатории Whiteshell Laboratories в Манитобе в 1965 году и в конце того же года стало критическим. В WR-1 использовалась тяжелая вода в качестве замедлителя и терфенилы в качестве охлаждающей жидкости, и он не страдал от проблем с разрушением охлаждающей жидкости, наблюдаемых в конструкциях США. Он работал до 1985 года, когда AECL стандартизировала использование тяжелой воды как в качестве замедлителя, так и в качестве теплоносителя, и конструкция с органическим охлаждением больше не рассматривалась для разработки. [20]
Хотя различные европейские страны занимались разработкой конструкций органических реакторов, только Советский Союз построил один. Работы по строительству тепловой АЭС «Арбус» мощностью 5 МВт начались в Мелекессе, Россия, в 1963 году и продолжались до 1979 года. Максимальная мощность электростанции составляла 750 кВт. [21] В 1979 году он был переоборудован в АСТ-1, на этот раз для выдачи 12 МВт технологического тепла вместо электроэнергии. В таком виде он работал до 1988 года. [14]
Индийские официальные лица периодически выражали заинтересованность в возрождении этой концепции. Первоначально они получили проектные материалы CANDU во время эксперимента WR-1. Чтобы еще больше снизить эксплуатационные расходы, было несколько возрождений концепции, подобной WR-1. Считается, что можно разработать систему очистки органического хладагента, способную справиться с разложением органического хладагента, и в этом направлении начались исследования. Однако по состоянию на 2018 год [обновлять]экспериментальная система построена не была. [12]