Реакторы с обычной водой: история и развитие

Введение

Тип ядерного реактора, использующего обычную воду.

Легководный реактор (LWR) – это тип теплового нейтронного реактора, использующий обычную воду, в отличие от тяжелой воды, в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов; в качестве топлива при этом используется твердая форма делящихся материалов. Тепловые нейтронные реакторы являются наиболее распространенным типом ядерных реакторов, а легководные реакторы – наиболее распространенным типом тепловых нейтронных реакторов. Существует три разновидности легководных реакторов: реактор под давлением (PWR), кипящий реактор (BWR) и (в большинстве конструкций) сверхкритический водяной реактор (SCWR).

Ранние концепции и эксперименты

После открытия деления ядра, замедления нейтронов и теоретической возможности ядерной цепной реакции, первые экспериментальные результаты быстро показали, что устойчивую цепную реакцию с природным ураном можно осуществить только с использованием графита или тяжелой воды в качестве замедлителя. В то время как первые в мире реакторы (CP-1, X-10 и т.д.) успешно достигали критического состояния, обогащение урана начало развиваться от теоретической концепции к практическому применению для достижения цели Манхэттенского проекта – создания ядерного взрывчатого вещества. В мае 1944 года первые граммы произведенного обогащенного урана достигли критичности в реакторе малой мощности (LOPO) в Лос-Аламосе, который использовался для оценки критической массы U-235 для создания атомной бомбы. LOPO нельзя считать первым реактором на легкой воде, поскольку его топливом было не твердое соединение урана, покрытое коррозионностойким материалом, а раствор уранилсульфата в воде. Однако это был первый водный гомогенный реактор и первый реактор, использующий обогащенный уран в качестве топлива и обычную воду в качестве замедлителя. Целью этого эксперимента было определить возможность создания ядерного реактора с использованием легкой воды в качестве замедлителя и теплоносителя, а также твердого урана в качестве топлива. Результаты показали, что при использовании слабообогащенного урана можно достичь критичности. Этот эксперимент стал первым практическим шагом к созданию реактора на легкой воде. 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. Для проектирования этого реактора потребовались эксперименты, поэтому в ORNL был построен макет MTR для оценки гидравлических характеристик первого контура и последующего тестирования его нейтронных характеристик. Этот макет MTR, позже названный испытательным реактором малой интенсивности (LITR), достиг критического состояния 4 февраля 1950 года и стал первым в мире реактором на легкой воде.

After the discoveries of fission, moderation and of the theoretical possibility of a nuclear chain reaction, early experimental results rapidly showed that natural uranium could only undergo a sustained chain reaction using graphite or heavy water as a moderator. While the world's first reactors (CP 1, X10 etc.) were successfully reaching criticality, uranium enrichment began to develop from theoretical concept to practical applications in order to meet the goal of the Manhattan Project, to build a nuclear explosive. In May 1944, the first grams of enriched uranium ever produced reached criticality in the low power (LOPO) reactor at Los Alamos, which was used to estimate the critical mass of U235 to produce the atomic bomb. LOPO cannot be considered as the first light water reactor because its fuel was not a solid uranium compound cladded with corrosion resistant material, but was composed of uranyl sulfate salt dissolved in water. It is however the first aqueous homogeneous reactor and the first reactor using enriched uranium as fuel and ordinary water as a moderator. The purpose of this experiment was to determine the feasibility of a nuclear reactor using light water as a moderator and coolant, and clad solid uranium as fuel. The results showed that, with a lightly enriched uranium, criticality could be reached. This experiment was the first practical step toward the light water reactor. After World War II and with the availability of enriched uranium, new reactor concepts became feasible. In 1946, Eugene Wigner and Alvin Weinberg proposed and developed the concept of a reactor using enriched uranium as a fuel, and light water as a moderator and coolant. For the design of this reactor, experiments were necessary, so a mock up of the MTR was built at ORNL, to assess the hydraulic performances of the primary circuit and then to test its neutronic characteristics. This MTR mock up, later called the Low Intensity Test Reactor (LITR), reached criticality on February 4, 1950 and was the world's first light water reactor.

Реакторы с водой под давлением

Сразу после окончания Второй мировой войны ВМС США начали программу под руководством капитана (позже адмирала) Хаймана Риковера с целью обеспечения ядерной движущей силы для кораблей. В начале 1950-х годов были разработаны первые водо-водяные реакторы, что привело к успешному развертыванию первой атомной подводной лодки "Наутилус". Советский Союз независимо разработал версию реактора с водой под давлением (PWR) в конце 1950-х годов под названием ВВЭР. Хотя функционально он очень похож на американский, он также имеет некоторые конструктивные отличия от западных PWR.

Кипячеводный реактор

Исследователь Сэмюэл Унтермайер II возглавил усилия по разработке кипящего водо-водяного реактора (BWR) на Национальной испытательной станции реакторов США (ныне Национальной лаборатории Айдахо) в серии экспериментов, известных как BORAX.

Реактор PIUS

PIUS, расшифровывается как Process Inherent Ultimate Safety, был шведской разработкой компании ASEA ATOM. Это концепция системы реактора на легкой воде. Как и реактор SECURE, он основывался на пассивных системах безопасности, не требующих вмешательства оператора или внешних источников энергии для обеспечения безопасной работы. Ни один экземпляр не был построен.

ОПЕН100

В 2020 году Energy Impact Center объявил о публикации инженерной разработки реактора с водой под давлением с открытым исходным кодом, способного производить 300 МВт тепловой мощности / 100 МВт электрической мощности, под названием OPEN100.

Конструкция реактора

Легководный реактор производит тепло в результате контролируемого ядерного деления. Ядро ядерного реактора – это часть ядерного реактора, где происходят ядерные реакции. Оно состоит главным образом из ядерного топлива и элементов управления. Тонкие, как карандаш, ядерные топливные стержни длиной около 3,7 метра группируются сотнями в пучки, называемые топливными сборками. Внутри каждого топливного стержня таблетки урана или, чаще, оксида урана укладываются друг на друга. Элементы управления, называемые управляющими стержнями, заполнены таблетками веществ, таких как гафний или кадмий, которые эффективно поглощают нейтроны. Когда управляющие стержни опускаются в ядро, они поглощают нейтроны, которые, таким образом, не могут участвовать в цепной реакции. И наоборот, когда управляющие стержни поднимаются, больше нейтронов сталкивается с ядрами делящегося урана-235 или плутония-239 в соседних топливных стержнях, и цепная реакция усиливается. Все это заключено в стальной сосуд под давлением, заполненный водой, называемый реакторным сосудом. В кипящем реакторе тепло, выделяемое при делении, превращает воду в пар, который непосредственно вращает турбины, вырабатывающие электроэнергию. Но в реакторе с водой под давлением тепло, выделяемое при делении, передается во вторичный контур через теплообменник. Пар образуется во вторичном контуре, а вторичный контур приводит в движение турбины, вырабатывающие электроэнергию. В любом случае, после прохождения через турбины пар снова превращается в воду в конденсаторе. Вода, необходимая для охлаждения конденсатора, берется из близлежащей реки или океана, а затем возвращается в реку или океан в нагретом состоянии. Тепло также может рассеиваться в атмосферу через градирню. В Соединенных Штатах для производства электроэнергии используются легководные реакторы, в отличие от тяжеловодных реакторов, используемых в Канаде.

Контроль

Контрольные стержни обычно объединяются в сборки контрольных стержней — как правило, 20 стержней для коммерческой установки с водой под давлением — и вставляются в направляющие каналы внутри тепловыделяющего элемента. Контрольный стержень извлекается из активной зоны ядерного реактора или вставляется в нее для управления количеством нейтронов, вызывающих дальнейшее деление атомов урана. Это, в свою очередь, влияет на тепловую мощность реактора, количество образующегося пара и, следовательно, на вырабатываемую электроэнергию. Контрольные стержни частично выводятся из активной зоны для обеспечения возможности протекания цепной реакции. Количество вставленных контрольных стержней и глубина их ввода могут изменяться для регулирования реактивности реактора. Обычно существуют и другие средства управления реактивностью. В конструкции PWR в теплоноситель добавляется растворимый поглотитель нейтронов, как правило, борная кислота, что позволяет полностью извлечь контрольные стержни при работе на стационарной мощности, обеспечивая равномерное распределение мощности и потока нейтронов по всему активному ядру. Операторы установок типа BWR используют расход теплоносителя через активную зону для управления реактивностью, изменяя скорость насосов рециркуляции реактора. Увеличение расхода теплоносителя через активную зону улучшает удаление паровых пузырьков, тем самым повышая плотность теплоносителя-модератора и снижая мощность.

Охлаждающая жидкость

Легководный реактор также использует обычную воду для охлаждения. Источник охлаждения – легкая вода – циркулирует через активную зону реактора, поглощая выделяемое им тепло. Это тепло отводится от реактора и затем используется для генерации пара. В большинстве реакторных систем система охлаждения физически отделена от воды, которая будет использоваться для производства пара под давлением для турбин, как, например, в реакторе с водой под давлением. Однако в некоторых реакторах вода для паровых турбин кипит непосредственно в активной зоне, например, в кипящем реакторе. Многие другие реакторы также охлаждаются легкой водой, в частности, реакторы РБМК и некоторые военные реакторы для производства плутония. Они не классифицируются как легководные реакторы, поскольку замедляются графитом, что существенно влияет на их ядерные характеристики. Хотя в коммерческих реакторах на тепловой энергии расход теплоносителя постоянен, в ядерных реакторах, используемых на кораблях ВМС США, он может изменяться.

Топливо

Использование обычной воды требует определенного обогащения уранного топлива, прежде чем удастся обеспечить необходимую критичность реактора. В реакторе на легкой воде используется уран-235 в качестве топлива, обогащенный примерно до 3 процентов. Хотя это основное топливо, атомы урана-238 также вносят вклад в процесс деления, превращаясь в плутоний-239, примерно половина которого расходуется в реакторе. Легководные реакторы обычно перезагружают каждые 12–18 месяцев, при этом заменяют около 25 процентов топлива. Обогащенный UF6 преобразуется в порошок диоксида урана, который затем прессуется в таблетки. Затем таблетки обжигают в высокотемпературной печи для спекания, чтобы получить твердые керамические таблетки обогащенного урана. Цилиндрические таблетки затем подвергаются шлифовке для достижения однородного размера. Оксид урана сушат перед загрузкой в трубки, чтобы минимизировать содержание влаги в керамическом топливе, которое может привести к коррозии и водородному охрупчиванию. Таблетки укладываются в трубки из коррозионностойкого металлического сплава в соответствии со спецификациями конструкции каждого ядерного сердечника. Трубки герметизируются для удержания топливных таблеток: эти трубки называются топливными стержнями. Готовые топливные стержни группируются в специальные топливные сборки, которые затем используются для формирования ядерного топливного ядра энергетического реактора. Металл, используемый для изготовления трубок, зависит от конструкции реактора: в прошлом использовалась нержавеющая сталь, но в большинстве современных реакторов применяется циркониевый сплав. Для наиболее распространенных типов реакторов трубки собираются в пучки с точно заданным расстоянием между ними. Каждому пучку присваивается уникальный идентификационный номер, позволяющий отслеживать его на протяжении всего жизненного цикла – от производства до использования и утилизации. Топливо для реактора с водой под давлением состоит из цилиндрических стержней, собранных в пучки. Керамический оксид урана формируется в таблетки и помещается в трубки из циркониевого сплава, которые связываются вместе. Трубки из циркониевого сплава имеют диаметр около 1 см, а зазор между топливом и оболочкой заполняется гелием для улучшения теплопроводности от топлива к оболочке. На одну топливную сборку приходится около 179 264 топливных стержней, а в ядро реактора загружают от 121 до 193 топливных сборок. Обычно топливные сборки состоят из топливных стержней, объединенных в решетки размером 14x14 или 17x17. Длина топливных сборок PWR составляет около 4 метров. Трубки из циркониевого сплава находятся под давлением гелия, чтобы минимизировать взаимодействие таблеток с оболочкой, которое может привести к разрушению топливного стержня в течение длительного времени. В реакторах с кипящей водой топливо аналогично топливу PWR, за исключением того, что сборки заключены в "оболочку", то есть каждая сборка окружена тонкой трубкой. Это делается главным образом для предотвращения влияния локальных изменений плотности на нейтронную физику и теплогидравлику ядерного сердечника в целом. В современных топливных сборках BWR, в зависимости от производителя, содержится 91, 92 или 96 топливных стержней в каждой сборке. Ядро реактора состоит из диапазона от 368 сборок для самых маленьких и до 800 сборок для крупнейших БВР США. Каждый топливный стержень BWR заполняется гелием под давлением около трех атмосфер (300 кПа).

The use of ordinary water makes it necessary to do a certain amount of enrichment of the uranium fuel before the necessary criticality of the reactor can be maintained. The light water reactor uses uranium 235 as a fuel, enriched to approximately 3 percent. Although this is its major fuel, the uranium 238 atoms also contribute to the fission process by converting to plutonium 239; about one half of which is consumed in the reactor. Light water reactors are generally refueled every 12 to 18 months, at which time, about 25 percent of the fuel is replaced. The enriched UF6 is converted into uranium dioxide powder that is then processed into pellet form. The pellets are then fired in a high temperature, sintering furnace to create hard, ceramic pellets of enriched uranium. The cylindrical pellets then undergo a grinding process to achieve a uniform pellet size. The uranium oxide is dried before inserting into the tubes to try to eliminate moisture in the ceramic fuel that can lead to corrosion and hydrogen embrittlement. The pellets are stacked, according to each nuclear core's design specifications, into tubes of corrosion resistant metal alloy. The tubes are sealed to contain the fuel pellets: these tubes are called fuel rods. The finished fuel rods are grouped in special fuel assemblies that are then used to build up the nuclear fuel core of a power reactor. The metal used for the tubes depends on the design of the reactor – stainless steel was used in the past, but most reactors now use a zirconium alloy. For the most common types of reactors the tubes are assembled into bundles with the tubes spaced precise distances apart. These bundles are then given a unique identification number, which enables them to be tracked from manufacture through use and into disposal. Pressurized water reactor fuel consists of cylindrical rods put into bundles. A uranium oxide ceramic is formed into pellets and inserted into zirconium alloy tubes that are bundled together. The zirconium alloy tubes are about 1 cm in diameter, and the fuel cladding gap is filled with helium gas to improve the conduction of heat from the fuel to the cladding. There are about 179 264 fuel rods per fuel bundle and about 121 to 193 fuel bundles are loaded into a reactor core. Generally, the fuel bundles consist of fuel rods bundled 14x14 to 17x17. PWR fuel bundles are about 4 meters in length. The zirconium alloy tubes are pressurized with helium to try to minimize pellet cladding interaction which can lead to fuel rod failure over long periods. In boiling water reactors, the fuel is similar to PWR fuel except that the bundles are "canned"; that is, there is a thin tube surrounding each bundle. This is primarily done to prevent local density variations from affecting neutronics and thermal hydraulics of the nuclear core on a global scale. In modern BWR fuel bundles, there are either 91, 92, or 96 fuel rods per assembly depending on the manufacturer. A range between 368 assemblies for the smallest and 800 assemblies for the largest U. S. BWR forms the reactor core. Each BWR fuel rod is back filled with helium to a pressure of about three atmospheres (300 kPa).

Модератор

Нейтронный модератор – это среда, замедляющая быстрые нейтроны, превращая их в тепловые нейтроны, способные поддерживать ядерную цепную реакцию с участием урана-235. Хороший нейтронный модератор – это материал, содержащий атомы с легкими ядрами, которые слабо поглощают нейтроны. Нейтроны сталкиваются с ядрами и отражаются. После достаточного числа столкновений скорость нейтрона становится сопоставимой с тепловыми скоростями ядер; такой нейтрон и называется тепловым нейтроном. В водо-водяном реакторе в качестве нейтронного модератора используется обычная вода, также называемая лёгкой водой. Лёгкая вода поглощает слишком много нейтронов для использования с природным необогащённым ураном, поэтому для работы таких реакторов требуется обогащение урана или переработка отработавшего ядерного топлива, что увеличивает общие затраты. Это отличает его от тяжеловодного реактора, в котором в качестве нейтронного модератора используется тяжёлая вода. Хотя обычная вода содержит некоторое количество молекул тяжёлой воды, этого недостаточно для большинства применений. В реакторах с водой под давлением охлаждающая вода используется в качестве модератора, позволяя нейтронам многократно сталкиваться с лёгкими атомами водорода в воде и терять скорость. Замедление нейтронов происходит чаще при более высокой плотности воды, поскольку происходит больше столкновений. Использование воды в качестве модератора является важной характеристикой безопасности реакторов с водой под давлением, поскольку любое повышение температуры приводит к расширению воды и уменьшению её плотности, тем самым снижая степень замедления нейтронов и, следовательно, реактивность реактора. Поэтому, если реактивность превышает норму, уменьшение замедления нейтронов замедлит цепную реакцию, выделяя меньше тепла. Это свойство, известное как отрицательный температурный коэффициент реактивности, обеспечивает высокую стабильность реакторов с водой под давлением. В случае аварии с потерей теплоносителя модератор также теряется, и активная реакция деления прекращается. Тепло продолжает выделяться после остановки цепной реакции за счёт радиоактивных продуктов деления, примерно в 5% от номинальной мощности. Это "тепло распада" сохраняется в течение 1–3 лет после остановки, после чего реактор достигает состояния "полного холодного останова". Тепло распада, хотя и опасное и достаточное для расплавления активной зоны, значительно менее интенсивно, чем активная реакция деления. В период после остановки реактора требуется подача охлаждающей воды, иначе реактор перегреется. При превышении температуры 2200 °C охлаждающая вода разлагается на водород и кислород, которые могут образовывать (химически) взрывоопасную смесь. Тепло распада является существенным фактором риска в обеспечении безопасности водо-водяных реакторов.

A neutron moderator is a medium which reduces the velocity of fast neutrons, thereby turning them into thermal neutrons capable of sustaining a nuclear chain reaction involving uranium 235. A good neutron moderator is a material full of atoms with light nuclei which do not easily absorb neutrons. The neutrons strike the nuclei and bounce off. After sufficient impacts, the velocity of the neutron will be comparable to the thermal velocities of the nuclei; this neutron is then called a thermal neutron. The light water reactor uses ordinary water, also called light water, as its neutron moderator. The light water absorbs too many neutrons to be used with unenriched natural uranium, and therefore uranium enrichment or nuclear reprocessing becomes necessary to operate such reactors, increasing overall costs. This differentiates it from a heavy water reactor, which uses heavy water as a neutron moderator. While ordinary water has some heavy water molecules in it, it is not enough to be important in most applications. In pressurized water reactors the coolant water is used as a moderator by letting the neutrons undergo multiple collisions with light hydrogen atoms in the water, losing speed in the process. This moderating of neutrons will happen more often when the water is denser, because more collisions will occur. The use of water as a moderator is an important safety feature of PWRs, as any increase in temperature causes the water to expand and become less dense; thereby reducing the extent to which neutrons are slowed down and hence reducing the reactivity in the reactor. Therefore, if reactivity increases beyond normal, the reduced moderation of neutrons will cause the chain reaction to slow down, producing less heat. This property, known as the negative temperature coefficient of reactivity, makes PWRs very stable. In event of a loss of coolant accident, the moderator is also lost and the active fission reaction will stop. Heat is still produced after the chain reaction stops from the radioactive byproducts of fission, at about 5% of rated power. This "decay heat" will continue for 1 to 3 years after shut down, whereupon the reactor finally reaches "full cold shutdown". Decay heat, while dangerous and strong enough to melt the core, is not nearly as intense as an active fission reaction. During the post shutdown period the reactor requires cooling water to be pumped or the reactor will overheat. If the temperature exceeds 2200 °C, cooling water will break down into hydrogen and oxygen, which can form a (chemically) explosive mixture. Decay heat is a major risk factor in LWR safety record.