Легководный реактор - Light-water reactor

Простой легководный реактор

Реактора на легкой воде ( LWR ) представляет собой тип реактора тепловых нейтронов , который использует обычную воду, в отличие от тяжелой воды , так как и ее охлаждающей жидкости и замедлителя нейтронов - кроме того , твердая форма делящихся элементов используется в качестве топлива. Реакторы на тепловых нейтронах являются наиболее распространенным типом ядерных реакторов , а легководные реакторы являются наиболее распространенным типом реакторов на тепловых нейтронах.

Существует три разновидности легководных реакторов: реактор с водой под давлением (PWR), реактор с кипящей водой (BWR) и (большинство конструкций) реактор со сверхкритической водой (SCWR).

История

Ранние концепции и эксперименты

После открытий деления , замедления и теоретической возможности ядерной цепной реакции первые экспериментальные результаты быстро показали, что природный уран может подвергаться только длительной цепной реакции с использованием графита или тяжелой воды в качестве замедлителя. В то время как первые в мире реакторы ( CP-1 , X10 и т. Д.) Успешно достигли критичности , обогащение урана начало развиваться от теоретической концепции до практических приложений, чтобы достичь цели Манхэттенского проекта - создания ядерного взрывного устройства .

В мае 1944 года первые граммы когда-либо произведенного обогащенного урана достигли критичности в реакторе малой мощности (LOPO) в Лос-Аламосе , который был использован для оценки критической массы U235 для создания атомной бомбы. LOPO нельзя рассматривать как первый легководный реактор, потому что его топливо не было твердым урановым соединением, покрытым коррозионно-стойким материалом, а состояло из соли уранилсульфата, растворенной в воде. Однако это первый водный гомогенный реактор и первый реактор, использующий обогащенный уран в качестве топлива и обычную воду в качестве замедлителя.

К концу войны , следуя идее Элвина Вайнберга , топливные элементы из природного урана были размещены в решетке в обычной воде наверху реактора X10 для оценки коэффициента размножения нейтронов. Целью этого эксперимента было определение возможности ядерного реактора, использующего легкую воду в качестве замедлителя и теплоносителя и твердый уран в оболочке в качестве топлива. Результаты показали, что с помощью слабообогащенного урана критичность может быть достигнута. Этот эксперимент был первым практическим шагом на пути к легководному реактору.

После Второй мировой войны и с появлением обогащенного урана стали возможны новые концепции реакторов. В 1946 году Юджин Вигнер и Элвин Вайнберг предложили и разработали концепцию реактора, использующего обогащенный уран в качестве топлива и легкую воду в качестве замедлителя и теплоносителя. Эта концепция была предложена для реактора, целью которого было испытание поведения материалов под нейтронным потоком . Этот реактор, то испытания материалов реактора (МТР) , был построен в Айдахо на INL и достиг критичности 31 марта 1952 г. Для разработки этого реактора, эксперименты были необходимы, поэтому макет ССО был построен в ОРНЛ , для оценки гидравлических характеристик первого контура, а затем для проверки его нейтронно-физических характеристик. Этот макет MTR, позже названный испытательным реактором низкой интенсивности (LITR), достиг критичности 4 февраля 1950 года и стал первым в мире легководным реактором.

Реакторы с водой под давлением

Сразу же после окончания Второй мировой войны ВМС США начали программу под руководством капитана (впоследствии адмирал) Хайман Риковер , с целью ядерных силовых установок для судов. Он разработал первые реакторы с водой под давлением в начале 1950-х годов и привел к успешному развертыванию первой атомной подводной лодки, USS  Nautilus  (SSN-571) .

Советский Союз независимо друг от друга разработали версию РВД в конце 1950 - х годов, под названием ВВЭР . Функционально он очень похож на американский, но также имеет определенные конструктивные отличия от западных PWR.

Реактор с кипящей водой

Исследователь Сэмюэл Унтермайер II руководил разработкой BWR на Национальной испытательной станции реакторов США (ныне Национальная лаборатория Айдахо ) в серии испытаний, называемых экспериментами BORAX .

Реактор PIUS

PIUS, что означает предельная безопасность процесса , был шведской разработкой, разработанной ASEA-ATOM. Это концепция системы легководного реактора. Наряду с реактором SECURE, он полагался на пассивные меры, не требующие действий оператора или внешних источников энергии для обеспечения безопасной работы. Никаких агрегатов так и не было построено.

Открыть100

В 2020 году Energy Impact Center объявил о публикации открытого инженерного проекта реактора с водой под давлением, способного производить 300 МВт тепл / 100 МВт энергии под названием Open100.

Обзор

Koeberg атомная станция, состоящая из двух реакторов под давлением воды , работающих на уране

Семейство ядерных реакторов, известных как легководные реакторы (LWR), охлаждаемых и замедляемых с использованием обычной воды, как правило, проще и дешевле в строительстве, чем другие типы ядерных реакторов; из-за этих факторов они составляют подавляющее большинство гражданских ядерных реакторов и морских силовых реакторов, находящихся в эксплуатации во всем мире по состоянию на 2009 год. LWR можно подразделить на три категории - реакторы с водой под давлением (PWR), реакторы с кипящей водой (BWR), и реакторы со сверхкритической водой ( SCWR ). По состоянию на 2009 год SCWR остается гипотетическим; это конструкция поколения IV, которая все еще является легководным реактором, но лишь частично замедляется легкой водой и демонстрирует определенные характеристики реактора на быстрых нейтронах .

Лидерами по национальному опыту с PWR, предлагающими реакторы на экспорт, являются Соединенные Штаты (которые предлагают пассивно безопасный AP1000 , дизайн Westinghouse , а также несколько меньших, модульных, пассивно безопасных PWR, таких как Babcock & Wilcox MPower и NuScale MASLWR), России (предложение и ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 на экспорт), Республика Франция (предлагая AREVA EPR для экспорта) и Япония (предлагая Mitsubishi Advanced с водой под давлением реактора на экспорт) ; кроме того, как Китайская Народная Республика, так и Республика Корея , как отмечается, быстро занимают первые места среди стран-производителей PWR, причем китайцы участвуют в масштабной программе расширения ядерной энергетики, а корейцы в настоящее время проектируют и конструируют второе поколение местных проектов. Лидерами по национальному опыту с BWR, предлагающими реакторы на экспорт, являются США и Япония, а альянс General Electric (США) и Hitachi (Япония) предлагает как усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR), так и реактор с кипящей водой. Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR) для строительства и экспорта; Кроме того, Toshiba предлагает вариант ABWR для строительства в Японии. Западная Германия также когда-то была крупным игроком с BWR. Другие типы ядерного реактора в использовании для производства электроэнергии являются тяжелая водой замедлителя реактора , построенная Канада ( CANDU ) и Республикой Индии (AHWR), то расширенный реактор с газовым охлаждением (AGCR), построенная в Великобритании, жидкости реактор с металлическим теплоносителем (LMFBR), построенный Российской Федерацией, Французской Республикой и Японией, и водоохлаждаемый реактор с графитовым замедлителем (РБМК или LWGR), находящийся исключительно на территории Российской Федерации и бывших советских республик.

Хотя возможности выработки электроэнергии для всех этих типов реакторов сравнимы, благодаря вышеупомянутым характеристикам и обширному опыту эксплуатации LWR, это предпочтение отдается подавляющему большинству новых атомных электростанций. Кроме того, легководные реакторы составляют подавляющее большинство реакторов, которые используются военно-морскими атомными судами . Четыре из пяти великих держав с использованием ядерного флотской двигательной способности легководных реакторами исключительно: Британский Королевский флот , китайской Народно-освободительной армией военно - морского флотом , французская Nationale морской и Соединенные Штатами Америки ВМС . Только ВМФ Российской Федерации использовал относительно небольшое количество реакторов с жидкометаллическим теплоносителем на производственных судах, в частности, на подводных лодках класса Альфа , которые использовали эвтектику свинца-висмута в качестве замедлителя реактора и теплоносителя, но подавляющее большинство российских атомных лодок и на судах используются исключительно легководные реакторы. Причина почти исключительного использования LWR на борту ядерных военно-морских судов - это уровень внутренней безопасности, заложенный в эти типы реакторов. Поскольку легкая вода используется как в качестве теплоносителя, так и в качестве замедлителя нейтронов в этих реакторах, если один из этих реакторов будет поврежден из-за военных действий, что приведет к нарушению целостности активной зоны реактора, возникнет выброс легководного замедлителя. чтобы остановить ядерную реакцию и остановить реактор. Эта способность известна как отрицательный пустотный коэффициент реактивности .

Предлагаемые в настоящее время LWR включают следующие

Статистика LWR

Данные Международного агентства по атомной энергии за 2009 год:

Реакторы в эксплуатации. 359
Строящиеся реакторы. 27
Количество стран с LWR. 27
Генерирующая мощность ( гигаватт ). 328,4

Конструкция реактора

Легководный реактор производит тепло путем контролируемого деления ядер . Активная зона ядерного реактора - это часть ядерного реактора, в которой происходят ядерные реакции. В основном он состоит из ядерного топлива и элементов управления . Тонкие как карандаш ядерные топливные стержни, каждый длиной около 12 футов (3,7 м), сгруппированы сотнями в пучки, называемые тепловыделяющими сборками. Внутри каждого тепловыделяющего стержня таблетки урана или, чаще всего, оксида урана уложены стопкой встык. Элементы управления, называемые стержнями управления, заполнены гранулами таких веществ, как гафний или кадмий, которые легко захватывают нейтроны. Когда регулирующие стержни опускаются в активную зону, они поглощают нейтроны, которые, таким образом, не могут участвовать в цепной реакции . И наоборот, когда регулирующие стержни поднимаются в сторону, большее количество нейтронов ударяет по делящимся ядрам урана-235 или плутония-239 в близлежащих топливных стержнях, и цепная реакция усиливается. Все это заключено в заполненный водой стальной сосуд высокого давления , называемый корпусом реактора .

В реакторе с кипящей водой тепло, выделяемое при делении, превращает воду в пар, который непосредственно приводит в действие энергетические турбины. Но в реакторе с водой под давлением тепло, выделяемое при делении, передается вторичному контуру через теплообменник. Во вторичном контуре вырабатывается пар, а вторичный контур приводит в движение энергетические турбины. В любом случае после прохождения через турбины пар снова превращается в воду в конденсаторе.

Вода, необходимая для охлаждения конденсатора, берется из ближайшей реки или океана. Затем его перекачивают обратно в реку или океан в теплом состоянии. Тепло также можно отводить в атмосферу через градирню. В США для производства электроэнергии используются реакторы LWR, по сравнению с реакторами на тяжелой воде, используемыми в Канаде.

Контроль

Под давлением реактор с водой под голову, с прутьев управления видимыми на верхней

Управляющие стержни обычно объединяются в узлы регулирующих стержней - обычно 20 стержней для промышленного узла реактора с водой под давлением - и вставляются в направляющие трубы внутри топливного элемента. Управляющий стержень удаляется или вставляется в центральную активную зону ядерного реактора, чтобы контролировать количество нейтронов, которые будут расщеплять другие атомы урана. Это, в свою очередь, влияет на тепловую мощность реактора, количество производимого пара и, следовательно, на производимую электроэнергию. Управляющие стержни частично извлекаются из активной зоны, чтобы могла произойти цепная реакция . Количество вставляемых управляющих стержней и расстояние, на которое они вставляются, можно изменять для управления реактивностью реактора.

Обычно существуют и другие средства контроля реактивности. В конструкции PWR растворимый поглотитель нейтронов, обычно борная кислота , добавляется к теплоносителю реактора, что позволяет полностью извлечь регулирующие стержни во время стационарной работы на мощности, обеспечивая равномерное распределение мощности и потока по всей активной зоне. Операторы проекта BWR используют поток теплоносителя через активную зону для управления реактивностью, изменяя скорость рециркуляционных насосов реактора. Увеличение потока теплоносителя через активную зону улучшает удаление пузырьков пара, тем самым увеличивая плотность теплоносителя / замедлителя в результате увеличения мощности.

Охлаждающая жидкость

В легководном реакторе также используется обычная вода для охлаждения реактора. Источник охлаждения, легкая вода, циркулирует мимо активной зоны реактора для поглощения выделяемого тепла. Тепло отводится от реактора и затем используется для производства пара. В большинстве реакторных систем используется система охлаждения, которая физически отделена от воды, которая будет кипятиться для получения пара под давлением для турбин , как в реакторе с водой под давлением. Но в некоторых реакторах вода для паровых турбин кипятится непосредственно в активной зоне реактора, например в кипящем реакторе.

Многие другие реакторы также имеют легководное охлаждение, в частности РБМК и некоторые военные реакторы для производства плутония . Они не считаются LWR, поскольку они замедляются графитом , и в результате их ядерные характеристики сильно различаются. Хотя расход теплоносителя в коммерческих реакторах PWR постоянен, он не используется в ядерных реакторах, используемых на кораблях ВМС США .

Топливо

Таблетки ядерного топлива, готовые к комплектации ТВС

Использование обычной воды требует определенного обогащения уранового топлива, прежде чем можно будет поддерживать необходимую критичность реактора. В легководном реакторе в качестве топлива используется уран-235 с обогащением примерно до 3 процентов. Хотя это его основное топливо, атомы урана-238 также участвуют в процессе деления, превращаясь в плутоний-239 ; примерно половина из них расходуется в реакторе. Легководные реакторы обычно заправляются каждые 12-18 месяцев, при этом заменяется около 25 процентов топлива.

Обогащенный UF 6 превращается в порошок диоксида урана, который затем перерабатывается в форму таблеток. Затем гранулы обжигаются в высокотемпературной печи для спекания для создания твердых керамических гранул из обогащенного урана . Цилиндрические гранулы затем подвергаются процессу измельчения для достижения однородного размера гранул. Оксид урана сушат перед вставкой в ​​трубки, чтобы попытаться удалить влагу из керамического топлива, которая может привести к коррозии и водородному охрупчиванию. Таблетки укладываются в трубы из коррозионно-стойкого металлического сплава в соответствии с конструктивными особенностями каждой активной зоны . Трубки герметично закрыты для размещения топливных таблеток: эти трубки называются топливными стержнями.

Готовые тепловыделяющие элементы группируются в специальные тепловыделяющие сборки, которые затем используются для создания активной зоны ядерного топлива энергетического реактора. Металл, используемый для труб, зависит от конструкции реактора - раньше использовалась нержавеющая сталь , но теперь в большинстве реакторов используется сплав циркония . Для наиболее распространенных типов реакторов трубы собираются в пучки с точным расстоянием между ними. Затем этим связкам присваивается уникальный идентификационный номер, который позволяет отслеживать их от производства до использования и до утилизации.

Топливо реактора с водой под давлением состоит из цилиндрических стержней, соединенных в пучки. Из керамики из оксида урана формуют таблетки и вставляют в трубки из циркониевого сплава, которые соединяются вместе. Трубки из циркониевого сплава имеют диаметр около 1 см, а зазор в оболочке твэла заполнен газообразным гелием для улучшения передачи тепла от топлива к оболочке. На каждый пучок тепловыделяющих элементов приходится примерно 179–264 тепловыделяющих стержня, и в активную зону реактора загружается от 121 до 193 тепловыделяющих пучков . Обычно пучки твэлов состоят из топливных стержней размером от 14x14 до 17x17. Пучки твэлов PWR имеют длину около 4 метров. Трубки из циркониевого сплава находятся под давлением гелия, чтобы попытаться свести к минимуму взаимодействие с оболочкой таблеток, которое может привести к выходу из строя топливного стержня в течение длительного времени.

В реакторах с кипящей водой топливо аналогично топливу PWR, за исключением того, что пучки являются «консервированными»; то есть каждый пучок окружен тонкой трубкой. В первую очередь это делается для предотвращения влияния локальных изменений плотности на нейтронно-физические характеристики и теплогидравлику активной зоны в глобальном масштабе. В современных пучках твэлов BWR в каждой сборке 91, 92 или 96 твэлов, в зависимости от производителя. Активную зону реактора составляют от 368 сборок для самых маленьких до 800 сборок для самых крупных реакторов BWR в США. Каждый топливный стержень BWR заполняется гелием до давления около трех атмосфер (300 кПа).

Модератор

Замедлитель нейтронов - это среда, которая снижает скорость быстрых нейтронов , тем самым превращая их в тепловые нейтроны, способные поддерживать цепную ядерную реакцию с участием урана-235. Хороший замедлитель нейтронов - это материал, состоящий из атомов с легкими ядрами, которые с трудом поглощают нейтроны. Нейтроны ударяются о ядра и отскакивают от них. После достаточных ударов скорость нейтрона будет сравнима с тепловыми скоростями ядер; этот нейтрон тогда называют тепловым нейтроном.

Легководный реактор использует обычную воду , также называемую легкой водой, в качестве замедлителя нейтронов. Легкая вода поглощает слишком много нейтронов для использования с необогащенным природным ураном, и поэтому для работы таких реакторов становится необходимым обогащение урана или ядерная переработка , что увеличивает общие затраты. Это отличает его от тяжеловодного реактора , в котором тяжелая вода используется в качестве замедлителя нейтронов. Хотя в обычной воде есть некоторые молекулы тяжелой воды, для большинства применений этого недостаточно. В реакторах с водой под давлением охлаждающая вода используется в качестве замедлителя, позволяя нейтронам подвергаться множественным столкновениям с легкими атомами водорода в воде, теряя скорость в процессе. Это замедление нейтронов будет происходить чаще, когда вода более плотная, потому что будет происходить больше столкновений.

Использование воды в качестве замедлителя является важным элементом безопасности PWR, поскольку любое повышение температуры приводит к расширению воды и уменьшению ее плотности; тем самым уменьшая степень замедления нейтронов и, следовательно, снижая реактивность в реакторе. Следовательно, если реактивность превышает норму, уменьшенное замедление нейтронов вызовет замедление цепной реакции, выделяя меньше тепла. Это свойство, известное как отрицательный температурный коэффициент реактивности, делает PWR очень стабильными. В случае аварии с потерей теплоносителя замедлитель также теряется, и активная реакция деления прекращается. После прекращения цепной реакции из побочных радиоактивных продуктов деления по-прежнему выделяется тепло, составляющее около 5% от номинальной мощности. Это «остаточное тепло» будет продолжаться от 1 до 3 лет после остановки, после чего реактор наконец достигнет «полного холодного останова». Распад тепла, хотя и опасен и достаточно силен, чтобы расплавить ядро, не так интенсивен, как активная реакция деления. В период после останова реактор требует откачки охлаждающей воды, иначе реактор перегреется. Если температура превышает 2200 ° C, охлаждающая вода распадается на водород и кислород, которые могут образовывать (химически) взрывоопасную смесь. Остаточное тепло - главный фактор риска в показателях безопасности LWR.

Смотрите также

использованная литература

внешние ссылки