Легководный реактор - Light-water reactor

"LWR" перенаправляется сюда. Для использования в других целях см. LWR (значения).
Простой легководный реактор

В легководный реактор (LWR) является разновидностью реактор на тепловых нейтронах который использует обычную воду, а не тяжелая вода, поскольку и его охлаждающая жидкость, и замедлитель нейтронов - кроме того, в качестве топлива используется твердая форма делящихся элементов. Реакторы на тепловых нейтронах - самый распространенный тип ядерный реактор, и легководные реакторы являются наиболее распространенным типом реакторов на тепловых нейтронах.

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

История

Ранние концепции и эксперименты

После открытий деление, На модерации и теоретической возможности ядерная цепная реакция Первые экспериментальные результаты быстро показали, что природный уран может подвергаться устойчивой цепной реакции только 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 критичность, обогащение урана начал развиваться от теоретической концепции к практическому применению, чтобы достичь цели Манхэттенский проект, чтобы построить ядерное взрывное устройство.

В мае 1944 г. первые граммы когда-либо произведенного обогащенного урана достигли критичности в низкая мощность (LOPO) реактор на Лос-Аламос, который использовался для оценки критическая масса U235 для создания атомной бомбы.[1] LOPO нельзя рассматривать как первый легководный реактор, поскольку его топливо не было твердым урановым соединением, покрытым коррозионно-стойким материалом, а состояло из уранилсульфат соль растворяется в воде.[2] Однако это первый водный гомогенный реактор и первый реактор, использующий обогащенный уран в качестве топлива и обычную воду в качестве замедлителя.[1]

К концу война, следуя идее Элвин Вайнберг, тепловыделяющие элементы из природного урана были расположены в виде решетки в обычной воде наверху Реактор X10 оценить коэффициент размножения нейтронов.[3] 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 критичность может быть достигнута при использовании слабообогащенного урана.[4] Этот эксперимент был первым практическим шагом на пути к легководному реактору.

После Вторая Мировая Война а с появлением обогащенного урана стали возможны новые концепции реакторов. В 1946 г. Юджин Вигнер и Элвин Вайнберг предложили и разработали концепцию реактора, использующего обогащенный уран в качестве топлива и легкую воду в качестве замедлителя и теплоносителя.[3] Эта концепция была предложена для реактора, целью которого было испытание поведения материалов при нейтронный поток. Этот реактор, Реактор для испытания материалов (MTR), был построен в Айдахо в INL и достигла критического уровня 31 марта 1952 г.[5] Для проектирования этого реактора были необходимы эксперименты, поэтому макет МТР был построен в г. ORNL, чтобы оценить гидравлические характеристики первого контура, а затем проверить его нейтронно-физические характеристики. Этот макет MTR, позже названный испытательным реактором низкой интенсивности (LITR), достиг критичности 4 февраля 1950 г.[6] и был первым в мире легководным реактором.[7]

Первые реакторы с водой под давлением

Сразу после окончания Вторая Мировая Война то ВМС США начал программу под руководством капитана (впоследствии адмирала) Хайман Риковер, с целью ядерная двигательная установка для кораблей. Он разработал первые реакторы с водой под давлением в начале 1950-х годов и привел к успешному развертыванию первой атомной подводной лодки USSНаутилус (SSN-571).

В Советский союз независимо разработал версию PWR в конце 1950-х годов под названием ВВЭР. Функционально он очень похож на американские, но также имеет определенные конструктивные отличия от западных PWR.

Первый реактор с кипящей водой

Исследователь Сэмюэл Унтермайер II возглавил усилия по разработке BWR в США. Национальная испытательная станция реакторов (теперь Национальная лаборатория Айдахо ) в серии тестов, называемых BORAX эксперименты.

Реактор PIUS

ПИУС, что означает Исключительная безопасность процесса, был шведским дизайном, разработанным ASEA-ATOM. Это концепция системы легководного реактора.[8] Вместе с реактором SECURE,[9] он полагался на пассивные меры, не требующие действий оператора или внешних источников энергии, чтобы обеспечить безопасную работу. Никаких единиц не было построено.

ОТКРЫТЬ-100

В 2020 году Energy Impact Center объявил о публикации открытого технического проекта реактора PWR мощностью 100 МВт под названием OPEN-100.[10]

Обзор

В Koeberg атомная электростанция, состоящая из двух реакторы с водой под давлением заправлен уран

Семейство ядерных реакторов, известных как легководные реакторы (LWR), охлаждаемые и замедляемые с использованием обычной воды, как правило, проще и дешевле в строительстве, чем другие типы ядерных реакторов.[нужна цитата ]; 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 ). В SCWR остается гипотетическим по состоянию на 2009 год; это Поколение IV конструкция, которая все еще является легководным реактором, но лишь частично замедляется легкой водой и демонстрирует определенные характеристики реактор на быстрых нейтронах.

Лидером по национальному опыту с PWR, предлагающим реакторы на экспорт, являются Соединенные Штаты (которые предлагают пассивно безопасные AP1000, а Westinghouse конструкции, а также несколько меньших модульных пассивно безопасных PWR, таких как Бэбкок и Уилкокс MPower, а NuScale MASLWR), Российская Федерация (предлагающая на экспорт как ВВЭР-1000, так и ВВЭР-1200), Французская Республика (предлагающая АРЕВА EPR на экспорт) и Японии (предлагая Mitsubishi Усовершенствованный реактор с водой под давлением на экспорт); кроме того, Китайская Народная Республика и Республика Корея оба, как отмечается, также быстро занимают передовые позиции в странах, занимающихся строительством PWR, при этом китайцы участвуют в масштабной программе расширения ядерной энергетики, а корейцы в настоящее время проектируют и создают свое второе поколение местных конструкций. Лидерами по национальному опыту работы с BWR, предлагающими реакторы на экспорт, являются США и Япония с альянсом General Electric (США) и Hitachi (Японии), предлагая как Усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR) и Упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR) для строительства и экспорта; Кроме того, Toshiba предлагает ABWR вариант для строительства в Японии. Западная Германия также когда-то был крупным игроком в BWR. Другими типами ядерных реакторов, используемых для производства электроэнергии, являются: реактор с тяжеловодным замедлителем, построенный Канадой (КАНДУ ) и Республика Индия (AHWR), усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGCR), построенный Соединенным Королевством, реактор с жидкометаллическим теплоносителем (LMFBR), построенных Российской Федерацией, Французской Республикой и Японией, а также водоохлаждаемый реактор с графитовым замедлителем (РБМК или LWGR), находящиеся исключительно на территории Российской Федерации и бывших советских республик.

Хотя производство электроэнергии Возможности сравнимы между всеми этими типами реакторов, благодаря вышеупомянутым характеристикам и обширному опыту эксплуатации LWR, ему отдают предпочтение на подавляющем большинстве новых атомных электростанций. Кроме того, легководные реакторы составляют подавляющее большинство реакторов, которые приводят в действие военно-морские атомные суда. Четыре из пяти великие державы с ядерными военно-морскими силовыми установками используют исключительно легководные реакторы: британские Королевский флот, китайский Флот Народно-освободительной армии, французский Морской национальный, и США военно-морской. Только РФ военно-морской использовал относительную горстку реакторы с жидкометаллическим теплоносителем в производственных судах, в частности Подводная лодка класса Альфа, который использовал свинцово-висмутовая эвтектика в качестве замедлителя и теплоносителя реактора, но подавляющее большинство российских атомных лодок и кораблей используют исключительно легководные реакторы. Причина почти исключительного использования LWR на борту атомных военно-морских судов - это уровень внутренней безопасности, заложенный в эти типы реакторов. Поскольку легкая вода используется в этих реакторах как в качестве теплоносителя, так и в качестве замедлителя нейтронов, если один из этих реакторов будет поврежден из-за военных действий, что приведет к нарушению целостности активной зоны реактора, возникнет выброс легководного замедлителя. остановить ядерную реакцию и остановить реактор. Эта возможность известна как отрицательный паровой коэффициент реактивности.

Предлагаемые в настоящее время LWR включают в себя следующие

Статистика LWR

Данные из Международное агентство по атомной энергии в 2009:[11]

Реакторы в эксплуатации.359
Строящиеся реакторы.27
Количество стран с LWR.27
Генерирующая мощность (гигаватт ).328.4

Конструкция реактора

Легководный реактор производит тепло за счет контролируемого ядерное деление. Ядерная активная зона реактора это часть ядерный реактор где происходят ядерные реакции. В основном он состоит из ядерное топливо и элементы управления. Тонкие как карандаш ядерные топливные стержни, каждый длиной около 12 футов (3,7 м), сгруппированы сотнями в пучки, называемые тепловыделяющими сборками. Внутри каждого твэла таблетки уран, или чаще оксид урана, сложены встык. Элементы управления, называемые стержнями управления, заполнены гранулами таких веществ, как гафний или же кадмий которые легко захватывают нейтроны. Когда регулирующие стержни опускаются в активную зону, они поглощают нейтроны, которые, таким образом, не могут участвовать в цепная реакция. И наоборот, когда регулирующие стержни поднимаются в сторону, большее количество нейтронов ударяет по делящемуся элементу. уран-235 или же плутоний-239 ядер в соседних топливных стержнях, и цепная реакция усиливается. Все это заключено в наполненную водой сталь. сосуд под давлением, называется корпус реактора.

в кипящий реактор, тепло, выделяемое при делении, превращает воду в пар, который непосредственно приводит в действие энергетические турбины. Но в реактор с водой под давлением, тепло, выделяемое при делении, передается вторичному контуру через теплообменник. Пар вырабатывается во вторичном контуре, а вторичный контур приводит в движение энергетические турбины. В любом случае после прохождения через турбины пар снова превращается в воду в конденсаторе.[12]

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. США используют реакторы LWR для производства электроэнергии, по сравнению с реакторами LWR. тяжеловодные реакторы используется в Канаде.[13]

Контроль

Основная статья: Стержень управления
А реактор с водой под давлением голова, с видимыми сверху стержнями управления

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 центральное ядро ядерного реактора, чтобы контролировать количество нейтронов, которые будут расщеплять атомы урана. Это, в свою очередь, влияет на тепловую мощность реактора, количество производимого пара и, следовательно, на производимую электроэнергию. Стержни управления частично удалены из активной зоны, что позволяет цепная реакция происходить. Количество вставляемых регулирующих 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 в теплоноситель реактора, обеспечивая полное извлечение управляющих стержней 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 путем изменения скорости 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

Основная статья: Теплоноситель ядерного реактора

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 турбины, как и реактор 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, особенно реакторы РБМК и некоторые военные плутоний -промышленные реакторы. Они не считаются LWR, так как их модерируют графит, и, как следствие, их ядерные характеристики очень разные. Хотя расход теплоносителя в промышленных реакторах PWR постоянный, он не используется в ядерных реакторах, используемых на ВМС США корабли.

Топливо

Основная статья: Ядерное топливо
А ядерное топливо гранула
Таблетки ядерного топлива, готовые к комплектации ТВС

Использование обычной воды требует некоторого обогащения уранового топлива, прежде чем можно будет поддерживать необходимую критичность реактора. Легководный реактор использует уран 235 в качестве топлива с обогащением примерно до 3 процентов. Хотя это его основное топливо, уран 238 атомы также вносят свой вклад в процесс 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 УФ6 превращается в диоксид урана порошок, который затем перерабатывается в форму гранул. Затем гранулы обжигаются в высокотемпературной печи для спекания для создания твердых керамических гранул. обогащенный уран. 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 стопкой в ​​соответствии с проектными спецификациями каждой активной зоны в трубы из сопротивление ржавчине металлический сплав. 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 трубок, зависит от конструкции реактора - нержавеющая сталь использовался в прошлом, но сейчас в большинстве реакторов используется циркониевый сплав. Для наиболее распространенных типов реакторов трубки собираются в пучки с точным расстоянием между трубками. 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 гелий газ для улучшения отвода тепла от топлива к оболочке. На каждый пучок твэлов приходится примерно 179-264 твэлов, и от 121 до 193 твэлов загружаются в один пучок. активная зона реактора. Как правило, пучки твэлов состоят из топливных стержней от 14x14 до 17x17. Пучки твэлов PWR имеют длину около 4 метров. Трубки из циркониевого сплава под давлением с гелием, чтобы попытаться свести к минимуму взаимодействие с оболочкой таблеток, которое может привести к отказу твэла в течение длительного периода.

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. нейтроника и тепловая гидравлика ядерного ядра в мировом 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 крупнейших американских реакторов BWR. Каждый топливный стержень BWR заполняется гелием до давления около трех атмосфер (300 кПа).

Модератор

Основная статья: Нейтронный замедлитель

Замедлитель нейтронов - это среда, снижающая скорость быстрые нейтроны, тем самым превращая их в тепловые нейтроны способен 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.

В легководном реакторе используется обычный воды, также называемый легкой водой, в качестве замедлителя нейтронов. Легкая вода поглощает слишком много нейтронов, чтобы использовать ее с необогащенным природным ураном, и, следовательно, обогащение урана или же ядерная переработка становится необходимым для эксплуатации таких реакторов, что увеличивает общие затраты. Это отличает его от тяжеловодный реактор, который использует тяжелая вода в качестве замедлителя нейтронов. Хотя в обычной воде есть некоторые молекулы тяжелой воды, этого недостаточно для большинства применений. 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 отрицательное температурный коэффициент реактивности, делает PWR очень стабильными. В случае авария 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». Тепло распада, хотя и опасно и достаточно сильное, чтобы расплавить ядро, не так интенсивно, как активная реакция деления. Во время периода после останова реактор требует откачки охлаждающей воды, иначе реактор перегреется. Если температура превышает 2200 ° C, охлаждающая вода будет авария на водород и кислород, которые могут образовывать (химически) взрывоопасную смесь. Остаточное тепло является основным фактором риска в показателях безопасности LWR.


Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ а б «Федерация американских ученых - Ранний реактор» (PDF). Получено 2012-12-30.
  2. ^ Также можно отметить, что, поскольку LOPO был разработан для работы при нулевой мощности, и никаких средств для охлаждения не требовалось, обычная вода служила исключительно в качестве замедлителя.
  3. ^ а б "ORNL - Отчет о тринадцати ядерных реакторах Окриджской национальной лаборатории" (PDF). п. 7. Получено 2012-12-28. ... Впоследствии, отвечая на интерес Вайнберга, тепловыделяющие элементы были расположены в воде в виде решеток и определены коэффициенты размножения. ...
  4. ^ «ORNL - История графитового реактора X10». Архивировано из оригинал на 2012-12-11. Получено 2012-12-30.
  5. ^ «INEEL - Доказательство принципа» (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) на 2012-03-05. Получено 2012-12-28.
  6. ^ «ИНЭЛ - Руководство MTR Приложение F (историческая справочная группа)» (PDF). п. 222. Получено 2012-12-31.
  7. ^ «Программа презентации устной истории Министерства энергетики - Расшифровка стенограммы интервью оператора ЛИТР» (PDF). п. 4. Архивировано из оригинал (PDF) на 2013-05-14. ... Мы так нервничали, потому что еще ни разу реактор, работающий на обогащенном уране, не стал критическим. ...
  8. ^ Национальный исследовательский совет (США). Комитет по атомной энергии будущего, Ядерная энергетика: технические и институциональные возможности будущего Национальная академия прессы, 1992 г., ISBN  0-309-04395-6 стр. 122
  9. ^ http://www.gdm-marketing.se/en/gdm-marketing
  10. ^ "FAQS". Открыть100. Получено 2020-02-29.
  11. ^ "МАГАТЭ - LWR". Архивировано из оригинал на 2009-02-25. Получено 2009-01-18.
  12. ^ «Европейское ядерное общество - Легководный реактор». Архивировано из оригинал на 2017-12-05. Получено 2009-01-18.
  13. ^ «Легководные реакторы». Получено 2009-01-18.

внешняя ссылка