Реактор на тяжелой воде под давлением

( Тяжеловодный реактор под давлением PHWR ) — это ядерный реактор используется тяжелая вода ( дейтерия оксид _{D 2} O) , в котором в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов . ^[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 (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 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 действующих реакторов.

Цель использования тяжелой воды

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 самоподдерживающуюся цепную реакцию или « критичность , можно достичь и поддерживать ».

Природный уран состоит из смеси различных изотопов , в первую очередь ²³⁸U и гораздо меньшее количество (около 0,72% по массе) ²³⁵В . ^[2] ²³⁸U может делиться только нейтронами с относительной энергией, около 1 МэВ или выше. Никакого количества ²³⁸U можно сделать «критическим», поскольку он будет иметь тенденцию паразитически поглощать больше нейтронов, чем выделять в процессе деления. ²³⁵U, с другой стороны, может поддерживать самоподдерживающуюся цепную реакцию, но из-за низкого естественного содержания ²³⁵U, 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 , состоит в том, чтобы замедлить испускаемые нейтроны (не поглощая их) до такой степени, что достаточное их количество может вызвать дальнейшее деление ядра в небольшое количество ²³⁵У, который доступен. ( ²³⁸U, составляющий основную часть природного урана, также расщепляется быстрыми нейтронами.) Это требует использования замедлителя нейтронов нейтронов , который поглощает практически всю кинетическую энергию , замедляя их до такой степени, что они достигают теплового равновесия с окружающим материалом. . Было обнаружено, что для нейтронной экономики выгодно физически отделить процесс замедления энергии нейтронов от самого уранового топлива, поскольку ²³⁸U 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 частицами. ²³⁵Ядра урана в топливе, что исключает критичность природного урана. По этой причине для легководного реактора потребуется, чтобы ²³⁵Изотоп урана должен быть сконцентрирован в урановом топливе, как обогащенный уран , обычно от 3% до 5%. ²³⁵U по весу (побочный продукт этого процесса обогащения известен как обедненный уран и поэтому состоит в основном из ²³⁸U, 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 объектах по обогащению урана, строительство и эксплуатация которых обычно обходятся дорого. Они также представляют собой проблему распространения ядерного оружия ; те же системы, которые используются для обогащения ²³⁵U также можно использовать для производства гораздо более «чистого» оружейного материала (90% и более). ²³⁵U), пригодный для производства ядерного оружия . Это ни в коем случае не тривиальная задача, но она достаточно осуществима, чтобы обогатительные предприятия представляли значительный риск ядерного распространения.

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 ²³⁵У, в этом достаточно случае ²³⁵U в природном уране 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.

Преимущества и недостатки

Преимущества

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 у ²³⁵
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 МОКС-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 )

Недостатки

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 ссылка ]} 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 незначительных 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 пустоты коэффициент реактивности , разработанные в Аргентине топливные пучки CARA, используемые в Атуча I , способны иметь предпочтительный отрицательный коэффициент реактивности. ^[4]

Ядерное распространение

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 ²³⁸U подвергается воздействию нейтронного излучения , его ядро захватывает нейтрон , превращая его в ²³⁹У. ²³⁹Затем U быстро претерпевает два β ⁻ распадается , испуская электрон и антинейтрино , первое из которых преобразует ²³⁹Ты в ²³⁹Np , а второй, преобразующий ²³⁹Нп в ²³⁹Пу . Хотя этот процесс происходит с природным ураном с использованием других замедлителей, таких как сверхчистый графит или бериллий, тяжелая вода, безусловно, является лучшим. ^[5] В Манхэттенском проекте в конечном итоге использовались 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 плутоний оружейного качества без необходимости использования тяжелой воды или - по крайней мере, согласно первоначальным проектным спецификациям - урана. обогащение .

²³⁹Пу — расщепляющийся 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]

См. также

Chicago Pile-3 — первый тяжеловодный реактор.
Реактор CANDU : преобладающий тип PHWR.
IPHWR-700 и IPHWR-220 , типы PHWR, разработанные в Индии.
Список ядерных реакторов
Реактор с водой под давлением

Ссылки

^ «Карманные направляющие реакторы» (PDF) . World-Nuclear.org . 2015 . Проверено 24 декабря 2021 г.
^ Марион Брюнглингхаус. «Природный уран» . euronuclear.org . Архивировано из оригинала 12 июня 2018 года . Проверено 11 сентября 2015 г.
^ Национальный исследовательский совет (2005 г.). Международное хранилище отработавшего ядерного топлива – исследование российской площадки как прототипа: материалы международного семинара . дои : 10.17226/11320 . ISBN 978-0-309-09688-1 . ^{[ нужна страница ]}
^ Лестани, штат Ха; Гонсалес, HJ; Флоридо, ПК (2014). «Отрицательный коэффициент мощности на PHWRS с топливом CARA». Ядерная инженерия и дизайн . 270 : 185–197. дои : 10.1016/j.nucengdes.2013.12.056 . hdl : 11336/32479 .
^ Перейти обратно: ^а ^б Уолтем, Крис (июнь 2002 г.). «Ранняя история тяжелой воды». Факультет физики и астрономии Университета Британской Колумбии : 28. arXiv : Physics/0206076 . Бибкод : 2002физика...6076W .
^ Пирсон, Ричард Дж.; Антониацци, Армандо Б.; Наттолл, Уильям Дж. (01 ноября 2018 г.). «Поставка и использование трития: ключевой вопрос развития термоядерной энергетики» . Термоядерная инженерия и дизайн . 136 : 1140–1148. Бибкод : 2018FusED.136.1140P . дои : 10.1016/j.fusengdes.2018.04.090 . ISSN 0920-3796 . S2CID 53560490 .
^ «Индийская программа ядерного оружия: Улыбающийся Будда: 1974» . Проверено 23 июня 2017 г.

Внешние ссылки

Официальный сайт АЭКЛ

[1] «Карманные направляющие реакторы» (PDF) . World-Nuclear.org . 2015 . Проверено 24 декабря 2021 г.

[2] Марион Брюнглингхаус. «Природный уран» . euronuclear.org . Архивировано из оригинала 12 июня 2018 года . Проверено 11 сентября 2015 г.

[3] Национальный исследовательский совет (2005 г.). Международное хранилище отработавшего ядерного топлива – исследование российской площадки как прототипа: материалы международного семинара . дои : 10.17226/11320 . ISBN 978-0-309-09688-1 . ^{[ нужна страница ]}

[4] Лестани, штат Ха; Гонсалес, HJ; Флоридо, ПК (2014). «Отрицательный коэффициент мощности на PHWRS с топливом CARA». Ядерная инженерия и дизайн . 270 : 185–197. дои : 10.1016/j.nucengdes.2013.12.056 . hdl : 11336/32479 .

[:0-5] Перейти обратно: ^а ^б Уолтем, Крис (июнь 2002 г.). «Ранняя история тяжелой воды». Факультет физики и астрономии Университета Британской Колумбии : 28. arXiv : Physics/0206076 . Бибкод : 2002физика...6076W .

[6] Пирсон, Ричард Дж.; Антониацци, Армандо Б.; Наттолл, Уильям Дж. (01 ноября 2018 г.). «Поставка и использование трития: ключевой вопрос развития термоядерной энергетики» . Термоядерная инженерия и дизайн . 136 : 1140–1148. Бибкод : 2018FusED.136.1140P . дои : 10.1016/j.fusengdes.2018.04.090 . ISSN 0920-3796 . S2CID 53560490 .

[7] «Индийская программа ядерного оружия: Улыбающийся Будда: 1974» . Проверено 23 июня 2017 г.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]