Введение
Выведенный из эксплуатации канадский ядерный исследовательский реактор
Реактор Уайтшелл № 1, или WR 1, был канадским исследовательским реактором, расположенным в лабораториях AECL Уайтшелл (WNRL) в провинции Манитоба. Первоначально известный как Эксперимент с органическим охлаждением дейтериевого реактора (OCDRE), он был построен для проверки концепции реактора типа CANDU, в котором тяжелая вода в качестве теплоносителя была заменена на органическое вещество (масло). Это давало ряд потенциальных преимуществ с точки зрения стоимости и эффективности. Реактор мощностью 60 МВт-т был спроектирован и построен компанией Canadian General Electric за 14,5 млн канадских долларов. Строительство началось 1 ноября 1962 года, а достижение полной мощности – в декабре 1965 года. В 1971 году была предпринята попытка коммерциализации разработки, но она была прекращена в 1973 году, когда реакторы с тяжелой водой стали стандартом. После этого WR 1 работал на пониженной мощности для проведения экспериментов по облучению и отопления территории WNRE. WR 1 был окончательно остановлен 17 мая 1985 года, выгружено ядерное топливо, и в настоящее время проводится его вывод из эксплуатации, который планируется завершить в 2023 году.
Основное деление
Природный уран состоит из смеси изотопов, преимущественно 238U и значительно меньшего количества 235U. Оба этих изотопа могут делиться при столкновении с нейтроном достаточной энергии, и в процессе этого выделяют нейтроны средней энергии. Однако только 235U способен делиться под воздействием нейтронов, испускаемых другими атомами урана, что позволяет поддерживать цепную реакцию. 238U нечувствителен к этим нейтронам и, следовательно, не является делящимся, как 235U. Хотя 235U чувствителен к этим нейтронам, скорость реакции значительно возрастает, если нейтроны замедляются с их первоначальных релятивистских скоростей до гораздо более низких энергий, так называемых тепловых скоростей. В массиве чистого природного урана количество и энергия нейтронов, образующихся в результате естественного распада, слишком малы, чтобы вызвать заметные акты деления в немногочисленных атомах 235U. Чтобы увеличить скорость захвата нейтронов до уровня, необходимого для возникновения цепной реакции, известной как критичность, систему необходимо модифицировать. В большинстве случаев топливная масса разделяется на большое количество небольших топливных таблеток, а затем окружается нейтронным замедлителем, который замедляет нейтроны, тем самым повышая вероятность их вызывания деления 235U в других таблетках. Часто в качестве самого простого замедлителя используется обычная вода: при столкновении нейтрона с молекулой воды он передает ей часть своей энергии, повышая температуру воды и замедляя нейтрон.
Обычная КАНДУ
Конструкция CANDU решает проблему замедления нейтронов, заменяя обычную воду тяжелой водой. Тяжелая вода уже содержит дополнительный нейтрон, поэтому вероятность поглощения нейтрона деления в процессе замедления значительно снижается. Кроме того, она участвует в других реакциях, которые дополнительно увеличивают количество нейтронов, высвобождаемых в процессе работы. Нейтронный баланс улучшается настолько, что даже необогащенный природный уран способен поддерживать цепную реакцию, что значительно упрощает и удешевляет загрузку топлива в реактор, а также позволяет использовать различные альтернативные топливные циклы, включающие менее активные элементы. Недостатком этого подхода является то, что атомы 235U в топливе распределены по большей массе, что приводит к увеличению размеров активной зоны реактора при заданной мощности. Это может повлечь за собой увеличение капитальных затрат на строительство активной зоны.
Аварии
В ноябре 1978 года произошла крупная авария с потерей теплоносителя. Утекло 2739 литров охлаждающей жидкости, большая часть – в реку Виннипег. Ремонт занял у рабочих несколько недель. В 1980 году произошла ещё одна утечка в 680 литров.
Статус
WR1 был окончательно остановлен по экономическим причинам 17 мая 1985 года, несмотря на то, что был самым молодым из крупных исследовательских реакторов AECL. Реактор находится на этапе предварительного вывода из эксплуатации, выгружено топливо и большая часть оборудования разобрана. После завершения вывода из эксплуатации площадка будет приведена к состоянию "зеленого поля".