Войти
A Реактор с тяжелой водой под давлением (PHWR ) ядерный реактор, в котором используется тяжелая вода (оксид дейтерия D2O) в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов. PHWR часто используют природный уран в качестве топлива, но иногда также используют очень низкообогащенный уран. Хладагент с тяжелой водой 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 называемой легкой водой в отличие от тяжелой воды ), ее низкое поглощение нейтронов значительно увеличивает нейтронная экономия реактора, исключающая необходимость в обогащенном топливе. Высокая стоимость тяжелой воды компенсируется более низкой стоимостью использования природного урана и / или альтернативных топливных циклов. 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.
Ключом к поддержанию ядерной цепной реакции в ядерном реакторе является использование в среднем ровно одного из выпущенных нейтронов от каждого события ядерного деления, чтобы стимулировать другое событие ядерного деления (в другом делящемся ядре). При тщательном проектировании геометрии реактора и тщательном контроле присутствующих веществ, чтобы повлиять на реактивность, самоподдерживающуюся цепную реакцию или «критичность » можно достичь и поддерживать.
Природный уран состоит из смеси различных изотопов, в основном U и гораздо меньшего количества (около 0,72% по весу) U.U может делиться только нейтронами с относительно высокой энергией, около 1 МэВ или выше. Никакое количество U нельзя сделать «критическим», так как он будет паразитически поглощать больше нейтронов, чем выделяет в процессе деления. U, с другой стороны, может поддерживать самоподдерживающуюся цепную реакцию, но из-за низкого естественного содержания U природный уран не может сам по себе достичь критичности.
Уловка для достижения критичности с использованием только природного или низкообогащенного урана, для которого нет «чистой» критической массы, заключается в замедлении испускаемых нейтронов ( не поглощая их) до такой степени, что достаточное их количество может вызвать дальнейшее ядерное деление в небольшом количестве доступного урана. (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 вплоть до достижения теплового равновесия с окружающим материалом. Было обнаружено, что для экономии нейтронов физически полезно физически отделить процесс замедления энергии нейтронов от самого уранового топлива, поскольку U имеет высокую вероятность поглощения нейтронов с промежуточными уровнями кинетической энергии, реакция, известная как "резонанс "абсорбция. 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; обычные атомы водорода или протия в молекулах воды очень близки по массе к единичному нейтрону, и поэтому их столкновения приводят к очень эффективной передаче импульса, концептуально аналогичной столкновению двух бильярдных шаров. Однако обычная вода не только является хорошим замедлителем, но и весьма 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 U в топливе, что исключит критичность природного урана. Из-за этого легководный реактор потребует, чтобы изотоп U был сконцентрирован в его урановом топливе в виде обогащенного урана, обычно от 3% до 5% U по весу ( побочный продукт этого процесса обогащения известен как обедненный уран и поэтому состоит в основном из химически чистого урана). Степень обогащения, необходимая для достижения критичности с помощью легководного замедлителя, зависит от точной геометрии и других конструктивных параметров реактора.
Одной из сложностей этого подхода является необходимость в установках по обогащению урана, строительство и эксплуатация которых обычно дороги. Они также вызывают озабоченность распространением ядерного оружия ; те же системы, используемые для обогащения U, также могут быть использованы для производства гораздо более «чистого» оружейного материала (90% или более U), подходящего для производства ядерное оружие. Это отнюдь не тривиальное занятие, но достаточно выполнимое, чтобы установки по обогащению представляли значительный риск ядерного распространения.
Альтернативным решением проблемы является использование замедлителя, который не поглощает нейтроны так же легко, как вода. В этом случае потенциально все выделяющиеся нейтроны могут быть замедлены и использованы в реакциях с U, и в этом случае в природном уране имеется достаточно U 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), он уже имеет дополнительный нейтрон, который обычно поглощает легкая вода.
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 форме керамического UO 2), что означает, что он может работать без дорогостоящих установок по обогащению урана. Механическое устройство PHWR, которое помещает большую часть замедлителя в более низкие температуры, особенно эффективно, потому что получающиеся тепловые нейтроны являются «более тепловыми», чем в традиционных конструкциях, где замедлитель обычно намного горячее. 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, в которых используется обогащенный уран. Поскольку необогащенное урановое топливо накапливает более низкую плотность продуктов деления, чем обогащенное урановое топливо, однако, оно выделяет меньше тепла, что обеспечивает более компактное хранение.
В то время как с типичными тепловыделяющими пучками, полученными из CANDU, реактор конструкция имеет слегка положительный коэффициент реактивности, топливные пучки CARA, разработанные в Аргентине, используемые в Atucha I, обладают предпочтительным отрицательным коэффициентом.
Тяжеловодные реакторы могут представлять больший риск распространения ядерного оружия по сравнению с сопоставимыми легководными реакторами из-за низких свойств поглощения нейтронов у тяжелой воды, обнаруженных в 1937 г. Ганс фон Хальбан и Отто Фриш. Иногда, когда атом U подвергается воздействию нейтронного излучения, его ядро захватывает нейтрон, превращая его в U. Затем U быстро претерпевает два β-распада - оба излучают электрон и антинейтрино, первый из которых превращает U в Np, и второй преобразовывает Np в Pu. Хотя этот процесс происходит с другими замедлителями, такими как сверхчистый графит или бериллий, тяжелая вода, безусловно, является лучшей.
Pu - делящийся материал, подходящий для ядерной энергетики. оружие. В результате, если топливо тяжеловодного реактора меняется часто, значительные количества оружейного плутония могут быть химически извлечены из облученного природного уранового топлива с помощью ядерной переработки.
в 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, которое, 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 отработанного топлива. тяжеловодного исследовательского реактора, известного как реактор CIRUS.
