Войти
Простой легководный реактор свет Водяной реактор (LWR ) представляет собой тип реактора на тепловых нейтронах, в котором в качестве теплоносителя используется обычная вода, а не тяжелая вода. и замедлитель нейтронов - кроме того, в качестве топлива используется твердая форма делящихся элементов. 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).
После открытий деления, замедления и теоретической возможности ядерного 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 критичности, обогащение урана начало развиваться из теоретических Концепция для практического применения для достижения цели Манхэттенского проекта, создания ядерного взрывного устройства.
В мае 1944 года первые граммы обогащенного урана, когда-либо произведенные, достигли критичности в реактор малой мощности (LOPO) в Лос-Аламос, который использовался для оценки критической массы U235 для создания атомной бомбы. LOPO нельзя рассматривать как первый легководный реактор, поскольку его топливо не было твердым урановым соединением, покрытым коррозионно-стойким материалом, а состояло из соли сульфата уранила, 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, после По идее Элвина Вайнберга, тепловыделяющие 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 создания 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. 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 при потоке нейтронов. Этот реактор, Реактор для испытаний материалов (MTR), был построен в Айдахо на INL и достиг критической отметки 31 марта 1952 года. При проектировании этого реактора были необходимы эксперименты, поэтому на ORNL был построен макет MTR 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.
Сразу после окончания Второй мировой войны ВМС США начали программу под руководством капитана (впоследствии адмирала) Хаймана Риковера с целью ядерная энергетическая 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 USS Nautilus (SSN-571).
Советский Союз самостоятельно разработал вариант PWR в конце 1950-х годов под названием ВВЭР. Функционально он очень похож на американские, но также имеет определенные конструктивные отличия от западных PWR.
Исследователь Сэмюэл Унтермайер II возглавил усилия по разработке BWR на Национальной испытательной станции реакторов США (ныне Национальная лаборатория Айдахо ) в серии испытаний под названием эксперименты BORAX.
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 единиц не было построено.
В 2020 Energy Impact Center объявил о публикации открытого технического проекта реактора PWR мощностью 100 МВт под названием OPEN-100.
Кёберг атомная электростанция, состоящая из двух реакторов с водой под давлением, работающих на уране Семейство ядерных реакторов, известных как легководные реакторы (LWR), охлаждаемых и замедляются 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 ). SCWR остается гипотетическим по состоянию на 2009 год; это конструкция поколения IV, которая все еще является легководным реактором, но лишь частично замедляется легкой водой и демонстрирует определенные характеристики реактора на быстрых нейтронах.
Лидеры в национальном опыте с реакторами PWR, предлагающими реакторы на экспорт, являются Соединенные Штаты (которые предлагают пассивно безопасный AP1000, конструкцию Westinghouse, а также несколько модульных пассивно безопасных PWR меньшего размера, таких как Babcock Wilcox MPower и NuScale MASLWR), Российская Федерация (предлагающая на экспорт как ВВЭР-1000, так и ВВЭР-1200), Республика Франция (предлагает AREVA EPR на экспорт) и Япония (предлагает Mitsubishi усовершенствованный реактор с водой под давлением на экспорт); кроме того, как Китайская Народная Республика, так и Республика Корея, как отмечается, также быстро занимают первые места среди стран-производителей PWR, при этом китайцы участвуют в масштабной ядерной программе. расширение мощности, и корейцы в настоящее время проектируют и строят свое второе поколение местных конструкций. Лидерами по национальному опыту с BWR, предлагающими реакторы на экспорт, являются США и Япония с альянсом General Electric (США) и Hitachi (Япония), предложение как усовершенствованного реактора с кипящей водой (ABWR), так и экономичного упрощенного реактора 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. Другими типами ядерных реакторов, используемых для производства электроэнергии, являются реактор с тяжеловодным замедлителем, построенный Канадой (CANDU ) и Республикой Индия (AHWR), усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGCR), построенный Соединенным Королевством, реактор с жидкометаллическим теплоносителем (LMFBR), построенный Российской Федерацией, Французской Республикой и Японией, и водоохлаждаемый реактор с графитовым замедлителем (РБМК или LWGR), используемый исключительно на территории Российской Федерации и бывших советских республик.
Хотя производство электроэнергии сравнимо для всех этих типов реакторов, благодаря вышеупомянутым характеристикам и обширному опыту эксплуатации LWR, ему отдают предпочтение в подавляющем большинстве новых атомная электростанция. Кроме того, легководные реакторы составляют подавляющее большинство реакторов, которые используются военно-морскими атомными судами. Четыре из пяти великих держав, обладающих ядерной морской силовой установкой, используют исключительно легководные реакторы: британский Королевский флот, китайский флот Народно-освободительной армии, Французский Marine nationale и США Navy. Только ВМФ Российской Федерации использовали небольшую часть реакторов с жидкометаллическим теплоносителем на производственных судах, в частности, на подводной лодке класса Альфа, которая использовала свинец. - эвтектика висмута 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 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, произойдет выброс легководного замедлителя. чтобы остановить ядерную реакцию и остановить реактор. Эта возможность известна как отрицательный коэффициент реактивности.
Данные Международного агентства по атомной энергии в 2009 г.:
| Реакторы в эксплуатации. | 359 |
| Строящиеся реакторы. | 27 |
| Количество стран с LWR. | 27 |
| Генерирующая мощность (гигаватт ). | 328.4 |
Легководный реактор вырабатывает тепло за счет управляемого ядерного деления. Активная зона ядерного реактора - это часть ядерного реактора, где 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, который называется реакторный сосуд.
. В реакторе с кипящей водой тепло, выделяемое при делении, превращает воду в пар, который напрямую приводит в движение турбины. Но в реакторе с водой под давлением тепло, генерируемое делением, передается во вторичный контур 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.
Анимированная диаграмма реактора с кипящей водой
Анимированная диаграмма реактора с водой под давлением
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 тяжеловодными реакторами, используемыми в Канаде.
A реактор с водой под давлением, головка с регулирующими стержнями виден сверху 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 удалены из активной зоны, чтобы позволить протеканию цепной реакции . Количество вставляемых регулирующих стержней и расстояние, на которое они вставляются, можно варьировать 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 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.
В легководном реакторе также используется обычная вода для охлаждения реактора. Источник охлаждения, легкая вода, циркулирует мимо активной зоны реактора для поглощения выделяемого тепла. Тепло уносится из 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 плутониевые реакторы. Они не считаются LWR, так как замедляются графитом, и в результате их ядерные характеристики сильно отличаются. Хотя расход теплоносителя в промышленных реакторах PWR постоянный, он не используется в ядерных реакторах, используемых на США. Флот кораблей.
A ядерное топливо таблетка 
Таблетки ядерного топлива, готовые к завершению сборки тепловыделяющих сборок Использование обычной воды требует обогащения урана в определенной степени топливо до того, как можно будет поддерживать необходимую критичность реактора. Легководный реактор использует в качестве топлива уран 235 с обогащением примерно до 3 процентов. Хотя это его основное топливо, атомы урана 238 также вносят 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% топлива.
Обогащенный UF 6 превращается в порошок диоксида урана, который затем перерабатывается в форму таблеток. Затем гранулы обжигают в высокотемпературной печи для спекания с получением твердых керамических гранул из обогащенного урана. Затем цилиндрические гранулы подвергаются процессу измельчения для получения гранул однородного размера. Оксид урана сушат перед вставкой в трубки, чтобы попытаться удалить влагу из керамического топлива, которая может привести к коррозии и водородному охрупчиванию. Таблетки укладываются друг на друга в соответствии с техническими требованиями к конструкции каждой активной зоны в трубы из коррозионно-стойкого металлического сплава. Трубки герметизированы и содержат топливные таблетки: 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 циркониевый сплав. 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, собранных 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 газом гелием для улучшения теплопроводности от топлива к оболочке. На каждый пучок твэлов приходится примерно 179–264 тепловыделяющих стержня, и от 121 до 193 тепловыделяющих пучков загружается в активную зону 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 находятся под давлением гелием, чтобы попытаться свести к минимуму взаимодействие с оболочкой таблетки, 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 «герметичными»; то есть каждый пучок окружен тонкой трубкой. В первую очередь это делается для предотвращения влияния локальных изменений плотности на нейтронно-физические характеристики и теплогидравлические характеристики 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 крупнейших американских реакторов BWR. Каждый топливный стержень BWR заполняется гелием до давления около трех атмосфер (300 кПа).
Замедлитель нейтронов - это среда, которая снижает скорость быстрых нейтронов, тем самым превращая их в тепловые нейтроны, способные поддерживать ядерную цепная реакция 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 сопоставима 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 эксплуатации 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, 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 важной характеристикой безопасности PWR, поскольку любое повышение температуры вызывает расширение воды и уменьшение ее плотности; тем самым уменьшая степень замедления нейтронов и, следовательно, снижая реактивность в реакторе. Следовательно, если реактивность увеличивается сверх нормы, 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, хотя и опасен и достаточно силен, чтобы расплавить ядро, не так интенсивен, как активная реакция деления. Во время периода после останова реактор требует откачки охлаждающей воды, иначе реактор перегреется. Если температура превышает 2200 ° C, охлаждающая вода разлагает на водород и кислород, которые могут образовывать (химически) взрывоопасную смесь. Остаточное тепло является основным фактором риска в показателях безопасности LWR.
.
