Тяжеловодный реактор под давлением

Эта статья требует дополнительных ссылок для проверки . Пожалуйста, помогите улучшить эту статью , добавив цитаты из надежных источников . Материал, не полученный от источника, может быть оспорен и удален.
Найти источники: «Реактор с тяжелой водой под давлением» - новости · газеты · книги · ученый · JSTOR ( май 2015 г. ) ( Узнайте, как и когда удалить этот шаблон сообщения )

Под давлением реактор с тяжелой водой ( PHWR ) представляет собой ядерный реактор , который использует тяжелую воду ( дейтерий оксид D ₂ O) в качестве его охлаждающей жидкости и замедлитель нейтронов . PHWR часто используют в качестве топлива природный уран , но иногда также используют очень низкообогащенный уран . Тяжеловодный теплоноситель поддерживается под давлением, чтобы избежать кипения, что позволяет ему достичь более высокой температуры (в основном) без образования пузырьков пара, точно так же, как в реакторе с водой под давлением . Хотя тяжелую воду очень дорого изолировать от обычной воды (часто называемойлегкая вода в отличие от тяжелой воды ), ее низкое поглощение нейтронов значительно увеличивает нейтронную экономию реактора, избегая необходимости в обогащенном топливе . Высокая стоимость тяжелой воды компенсируется более низкой стоимостью использования природного урана и / или альтернативных топливных циклов . По состоянию 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 [ править ]

В этом разделе не процитировать любые источники . Пожалуйста, помогите улучшить этот раздел , добавив цитаты из надежных источников . Материал, не полученный от источника, может быть оспорен и удален . ( Май 2015 г. ) ( Узнайте, как и когда удалить этот шаблон сообщения )

Ключом к поддержанию цепной ядерной реакции в ядерном реакторе является использование в среднем ровно одного нейтрона, высвобождаемого в результате каждого события ядерного деления, для стимуляции другого ядерного деления (в другом делящемся ядре). При тщательном проектировании геометрии реактора и тщательном контроле присутствующих веществ, чтобы повлиять на реактивность , можно достичь и поддерживать самоподдерживающуюся цепную реакцию или « критичность ».

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

Уловка достижения критичности с использованием только природного или низкообогащенного урана, для которого не существует «чистой» критической массы , заключается в том, чтобы замедлить испускаемые нейтроны (не поглощая их) до такой степени, что достаточное их количество может вызвать дальнейшее ядерное деление в небольшое количество ²³⁵ U, которое доступно. ( ²³⁸ U, который составляет основную часть природного урана, также может расщепляться быстрыми нейтронами.) Это требует использования замедлителя нейтронов , который поглощает практически всю кинетическую энергию нейтронов , замедляя их до точки, при которой они достигают теплового равновесия с окружающий материал. Было обнаружено, что это полезно для нейтронной экономики.физически отделить процесс замедления энергии нейтронов от самого уранового топлива, поскольку ²³⁸ U 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 протия атомы в молекулах воды очень близки по массе одного нейтрона, и поэтому их столкновения приводят к очень эффективному переносу импульса, подобно концептуально столкновение 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 такое количество нейтронов, что останется слишком мало нейтронов для поддержания цепной реакции с небольшими изолированными ядрами ²³⁵ U в топливе, что исключает критичность природного урана. По этой причине для легководного реактора потребуется, чтобы изотоп ²³⁵ U был сконцентрирован в его урановом топливе, посколькуобогащенный уран , обычно от 3% до 5% ²³⁵ U по массе (побочный продукт этого процесса обогащения известен как обедненный уран и, следовательно, состоит в основном из ²³⁸ U, химически чистого). Степень обогащения, необходимая для достижения критичности с легководным замедлителем, зависит от точной геометрии и других проектных параметров реактора.

Одна из сложностей этого подхода - потребность в установках по обогащению урана, строительство и эксплуатация которых обычно дороги. Они также вызывают озабоченность с точки зрения распространения ядерного оружия ; те же системы, которые используются для обогащения ²³⁵ U, также могут быть использованы для производства гораздо более «чистого» материала оружейного качества (90% или более ²³⁵ U), пригодного для производства ядерного оружия . Это ни в коем случае не тривиальное занятие, но достаточно выполнимое, чтобы установки по обогащению представляли значительный риск ядерного распространения.

Альтернативным решением проблемы является использование замедлителя, который не так легко поглощает нейтроны, как вода. В этом случае потенциально все нейтронов освобождения может быть умеренной и используются в реакциях с ²³⁵ U, и в этом случае является достаточно ²³⁵ U в природном уране для поддержания критичности. Одним из таких замедлителей 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), у него уже есть дополнительный нейтрон, который могла бы иметь легкая вода. обычно имеют свойство впитывать.

Преимущества и недостатки [ править ]

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 UO ₂ ), что означает, что его можно эксплуатировать без дополнительных затрат. установки 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 пояснение ]} 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 более высоким объемам отработавшего топлива, чем в LWR, использующих обогащенный уран. Поскольку в топливе из необогащенного урана накапливаются продукты деления с меньшей плотностью, чем в топливе 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 слегка положительный коэффициент реактивности Void , разработанные Аргентиной пучки тепловыделяющих элементов CARA, используемые в Atucha I , имеют предпочтительный отрицательный коэффициент. ^[3]

Ядерное распространение [ править ]

Реакторы на тяжелой воде могут представлять больший риск распространения ядерного оружия по сравнению с сопоставимыми легководными реакторами из-за низких свойств поглощения нейтронов тяжелой водой, обнаруженных в 1937 году Хансом фон Хальбаном и Отто Фришем. ^[4] Иногда, когда атом 238 U подвергается воздействию нейтронного излучения , его ядро будет захватывать нейтрон , изменяя его 239 U . ²³⁹ U затем быстро претерпевает два бета - распадов - как испуская электрон и антинейтрино , первый трансмутировать ²³⁹U в 239 Np , а второй превращает ²³⁹ Np в 239 Pu . Хотя этот процесс происходит с другими замедлителями, такими как сверхчистый графит или бериллий, тяжелая вода, безусловно, является лучшей. ^[4]

²³⁹ Pu - расщепляющийся материал, пригодный для использования в ядерном оружии . В результате, если топливо тяжеловодного реактора часто меняется, значительные количества оружейного плутония могут быть химически извлечены из облученного природного уранового топлива путем ядерной переработки .

Кроме того, использование тяжелой воды в качестве замедлителя приводит к образованию небольших количеств трития, когда ядра дейтерия в тяжелой воде поглощают нейтроны, что является очень неэффективной реакцией. Тритий необходим для производства оружия деления с усиленной реакцией , что, в свою очередь, позволяет упростить производство термоядерного оружия , 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 для операции «Улыбающийся Будда» , своего первого испытания ядерного оружия, путем извлечения из отработавшего топлива тяжеловодного исследовательского реактора, известного как реактор CIRUS . ^[5]

См. Также [ править ]

Реактор CANDU : преобладающий тип PHWR
Типы IPHWR-700 и IPHWR-220 , PHWR, разработанные в Индии
Список ядерных реакторов
Реактор с водой под давлением

Ссылки [ править ]

^ Марион Брюнглингхаус. «Природный уран» . euronuclear.org . Архивировано из оригинала 12 июня 2018 года . Проверено 11 сентября 2015 года .
^ Национальный исследовательский совет (2005). Международный хранилище отработавшего ядерного топлива - исследование российского объекта в качестве прототипа: материалы международного семинара . DOI : 10.17226 / 11320 . ISBN 978-0-309-09688-1.^{[ требуется страница ]}
^ Лестани, штат Джорджия; Гонсалес, HJ; Флоридо, ПК (2014). «Отрицательный коэффициент мощности на PHWRS с топливом CARA». Ядерная инженерия и дизайн . 270 : 185–197. DOI : 10.1016 / j.nucengdes.2013.12.056 .
^ a b Уолтем, Крис (июнь 2002 г.). «Ранняя история тяжелой воды». Департамент физики и астрономии, Университет Британской Колумбии : 28. arXiv : Physics / 0206076 . Bibcode : 2002физика ... 6076Вт .
^ "Программа ядерного оружия Индии: Улыбающийся Будда: 1974" . Проверено 23 июня 2017 года .

Экономика ядерной энергии от тяжеловодных реакторов
Ядерная энергетическая программа - Этап 1 - Тяжеловодный реактор под давлением
МАГАТЭ - Серия технических отчетов № 407

Внешние ссылки [ править ]

Официальный сайт AECL

[1] Марион Брюнглингхаус. «Природный уран» . euronuclear.org . Архивировано из оригинала 12 июня 2018 года . Проверено 11 сентября 2015 года .

[2] Национальный исследовательский совет (2005). Международный хранилище отработавшего ядерного топлива - исследование российского объекта в качестве прототипа: материалы международного семинара . DOI : 10.17226 / 11320 . ISBN 978-0-309-09688-1.^{[ требуется страница ]}

[3] Лестани, штат Джорджия; Гонсалес, HJ; Флоридо, ПК (2014). «Отрицательный коэффициент мощности на PHWRS с топливом CARA». Ядерная инженерия и дизайн . 270 : 185–197. DOI : 10.1016 / j.nucengdes.2013.12.056 .

[:0-4] Уолтем, Крис (июнь 2002 г.). «Ранняя история тяжелой воды». Департамент физики и астрономии, Университет Британской Колумбии : 28. arXiv : Physics / 0206076 . Bibcode : 2002физика ... 6076Вт .

[5] "Программа ядерного оружия Индии: Улыбающийся Будда: 1974" . Проверено 23 июня 2017 года .