Тяжеловодный реактор под давлением - Pressurized heavy-water reactor

А реактор с тяжелой водой под давлением (PHWR) это ядерный реактор который использует тяжелая вода (оксид дейтерия D2O) как его охлаждающая жидкость и замедлитель нейтронов. PHWR часто используют природный уран в качестве топлива, но иногда также используют очень низкообогащенный уран. Охлаждающая жидкость с тяжелой водой находится под давлением, чтобы избежать кипения, что позволяет ей достигать более высокой температуры (в основном) без образования пузырьков пара, точно так же, как и для реактор с водой под давлением. Пока тяжелая вода очень дорого изолировать от обычной воды (часто называемой легкая вода в отличие от тяжелая вода), его низкое поглощение нейтронов значительно увеличивает нейтронная экономика реактора, избегая необходимости обогащенное топливо. Высокая стоимость тяжелая вода компенсируется сниженной стоимостью использования природного урана и / или альтернативные топливные циклы. На начало 2001 г. 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

Смотрите также: Физика ядерного реактора, Ядерное деление, и Тяжелая вода

Ключ к поддержанию ядерная цепная реакция в пределах ядерный реактор в среднем использовать точно один из нейтронов, выпущенных из каждого событие ядерного деления чтобы стимулировать другое ядерное деление (в другом делящемся ядре). При тщательном проектировании геометрии реактора и тщательном контроле присутствующих веществ, чтобы повлиять на реактивность, самодостаточный цепная реакция или же "критичность "можно достичь и поддерживать.

Природный уран состоит из смеси различных изотопы, в первую очередь 238U и гораздо меньшее количество (около 0,72% по весу) 235U.[1] 238U может делиться только нейтронами с относительно высокой энергией, около 1 МэВ или выше. Нет количества 238U можно сделать «критическим», так как он будет паразитически поглощать больше нейтронов, чем выделяет в процессе деления. 235U, с другой стороны, может поддерживать самоподдерживающуюся цепную реакцию, но из-за низкого естественного содержания 235U, природный уран, сам по себе не может достичь критичности.

Уловка для достижения критичность с использованием только природного или низкообогащенного урана, для которого нет «голого» критическая масса, заключается в том, чтобы замедлить испускаемые нейтроны (не поглощая их) до точки, когда их достаточное количество может вызвать дальнейшее деление ядра в небольшом количестве 235U который есть в наличии. (238U, который составляет основную часть природного урана, также может расщепляться быстрыми нейтронами.) Это требует использования замедлитель нейтронов, который поглощает практически все нейтроны. кинетическая энергия, замедляя их до точки, в которой они достигают теплового равновесия с окружающим материалом. Было установлено, что это полезно для нейтронная экономика физически отделить процесс замедления энергии нейтронов от самого уранового топлива, так как 238U имеет высокую вероятность поглощения нейтронов с промежуточными уровнями кинетической энергии, реакция, известная как «резонансное» поглощение. Это основная причина для разработки реакторов с отдельными сегментами твердого топлива, окруженными замедлителем, а не с любой геометрией, которая дала бы однородную смесь топлива и замедлителя.

Вода - отличный модератор; то обычный водород или протий Атомы в молекулах воды очень близки по массе к одному нейтрону, и поэтому их столкновения приводят к очень эффективной передаче импульса, концептуально аналогичной столкновению двух бильярдных шаров. Однако обычная вода не только является хорошим замедлителем, но и довольно эффективно поглощает нейтроны. Таким образом, использование обычной воды в качестве замедлителя легко поглотит столько нейтронов, что их слишком мало для поддержания цепной реакции с небольшими изолированными 235Ядра U в топливе, что исключает критичность в природном уране. Из-за этого легководный реактор потребует, чтобы 235Изотоп U будет концентрироваться в его урановом топливе, поскольку обогащенный уран обычно от 3% до 5% 235U по весу (побочный продукт этого процесса обогащения известен как обедненный уран, и поэтому состоящий в основном из 238U, химически чистый). Степень обогащения, необходимая для достижения критичность с легководный замедлитель зависит от точной геометрии и других конструктивных параметров реактора.

Одна из сложностей этого подхода - необходимость в установках по обогащению урана, строительство и эксплуатация которых обычно дороги. Они также представляют распространение ядерного оружия беспокойство; то те же системы используется для обогащения 235U также можно использовать для получения более «чистого» оружейный материал (90% и более 235U), пригодный для изготовления ядерное оружие. Это отнюдь не тривиальная задача, но достаточно выполнимая, чтобы установки по обогащению представляли значительный риск ядерного распространения.

Альтернативным решением проблемы является использование модератора, который нет поглощают нейтроны так же легко, как вода. В этом случае потенциально все выделяющиеся нейтроны могут быть замедлены и использованы в реакциях с 235U, в этом случае является довольно 235U в природном уране для поддержания критичности. Одним из таких модераторов 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 больше массы водорода), в нем уже есть дополнительный нейтрон, который обычно имеет свойство поглощать легкая вода.

Преимущества и недостатки

Использование тяжелой воды в качестве замедлителя является ключом к системе PHWR (реактор с тяжелой водой под давлением), позволяя использовать природный уран в качестве топлива (в виде керамического UO2), а это означает, что он может работать без дорогостоящих установок по обогащению урана. Механическое устройство PHWR, которое помещает большую часть замедлителя в более низкие температуры, особенно эффективно, поскольку получаемые тепловые нейтроны являются «более тепловыми», чем в традиционных конструкциях, где замедлитель обычно намного горячее.[требуется разъяснение ] Эти особенности означают, что PHWR может использовать природный уран и другие виды топлива и делает это более эффективно, чем легководные реакторы (LWR).

Реакторы с тяжелой водой под давлением имеют некоторые недостатки. Тяжелая вода обычно стоит сотни долларов за килограмм, хотя это компромисс против снижения затрат на топливо. Пониженная энергоемкость природного урана по сравнению с обогащенным ураном требует более частой замены топлива; обычно это достигается за счет использования системы дозаправки топлива. Повышенная скорость движения топлива через реактор также приводит к увеличению объемов отработанное топливо чем в LWR с обогащенным ураном. Так как необогащенное урановое топливо накапливает более низкую плотность продукты деления Однако, чем топливо из обогащенного урана, оно выделяет меньше тепла, что обеспечивает более компактное хранение.[2]

В то время как с типичными тепловыделяющими пучками, полученными из CANDU, конструкция реактора имеет несколько положительный Коэффициент пустоты реактивности, разработанные Аргентиной пучки твэлов CARA, используемые в Атуча I, способны к предпочтительному отрицательному коэффициенту.[3]

Ядерное распространение

Реакторы на тяжелой воде могут представлять больший риск распространение ядерного оружия по сравнению с сопоставимыми легководные реакторы из-за низких свойств поглощения нейтронов тяжелой водой, обнаруженной в 1937 году Гансом фон Хальбаном и Отто Фришем.[4] Иногда, когда атом 238U подвергается воздействию нейтронное излучение, его ядро ​​захватит нейтрон, изменив его на 239U. В 239Затем U быстро подвергается двум β− распадается - оба излучают электрон и антинейтрино, первая трансмутирующая 239U в 239Np, а второй преобразовывает 239Np в 239Пу. Хотя этот процесс происходит с другими замедлителями, такими как сверхчистый графит или бериллий, тяжелая вода, безусловно, является лучшей.[4]

239Пу - это делящийся материал подходит для использования в ядерное оружие. В результате, если топливо тяжеловодного реактора меняется часто, значительные количества оружейный плутоний можно химически извлечь из облученного природного уранового топлива путем ядерная переработка.

Кроме того, использование тяжелой воды в качестве замедлителя приводит к образованию небольших количеств тритий когда дейтерий Ядра тяжелой воды поглощают нейтроны, а это очень неэффективная реакция. Тритий необходим для производства усиленное ядерное оружие, что, в свою очередь, упрощает производство термоядерное оружие, включая нейтронные бомбы. Неясно, возможно ли использовать этот метод для производства трития в практических масштабах.

Риск распространения тяжеловодных реакторов был продемонстрирован, когда Индия произвела плутоний за Операция Улыбающийся Будда, первое испытание ядерного оружия, путем извлечения из отработавшего топлива тяжеловодного исследовательского реактора, известного как Реактор CIRUS.[5]

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ Марион Брюнглингхаус. «Природный уран». euronuclear.org. Архивировано из оригинал 12 июня 2018 г.. Получено 11 сентября 2015.
  2. ^ Национальный исследовательский совет (2005 г.). Международный хранилище отработавшего ядерного топлива - изучение российского объекта в качестве прототипа: материалы международного семинара. Дои:10.17226/11320. ISBN  978-0-309-09688-1.[страница нужна ]
  3. ^ Lestani, H.A .; González, H.J .; Флоридо, П.С. (2014). «Отрицательный коэффициент мощности на PHWRS с топливом CARA». Ядерная инженерия и дизайн. 270: 185–197. Дои:10.1016 / j.nucengdes.2013.12.056.
  4. ^ а б Уолтем, Крис (июнь 2002 г.). «Ранняя история тяжелой воды». Департамент физики и астрономии, Университет Британской Колумбии: 28. arXiv:физика / 0206076. Bibcode:2002физика ... 6076Вт.
  5. ^ "Программа Индии по ядерному оружию: Улыбающийся Будда: 1974". Получено 23 июн 2017.

внешняя ссылка