Реактор на легкій воді - це тип реактора на теплових нейтронах, який використовує звичайну воду, на відміну від важкої води, як теплоносій і сповільнювач нейтронів; крім того, тверда форма подільних елементів використовується як паливо. Реактори на теплових нейтронах є найпоширенішим типом ядерних реакторів, а реактори на легкій воді — найпоширенішим типом реакторів на теплових нейтронах.

Існує три різновиди легководних реакторів: водно-водяний енергетичний реактор (, PWR), киплячий реактор (, BWR) і (більшість конструкцій) реактор з надкритичною водою (, SCWR).

Історія

Ранні концепції та експерименти Після відкриттів поділу ядра, сповільнення нейтронів і теоретичної можливості ланцюгової ядерної реакції, ранні експериментальні результати швидко показали, що природний уран може підтримувати тривалу ланцюгову реакцію лише з використанням графіту або важкої води як сповільнювача. У той час як перші в світі реактори (CP-1, X10 тощо) успішно досягали критичності, збагачення урану почало розвиватися від теоретичної концепції до практичних застосувань, щоб досягти мети Манхеттенського проекту, побудувати ядерну зброю.

У травні 1944 року перші грами коли-небудь виробленого збагаченого урану досягли критичності в реакторі малої потужності (LOPO) в Лос-Аламос, який використовувався для оцінки критичної маси U235 для виробництва атомної бомби. LOPO не можна вважати першим реактором на легкій воді, оскільки його паливом не була тверда сполука урану, покрита корозійно-стійким матеріалом, а складалася з солі , розчиненої у воді.Це також можна відзначити що, оскільки LOPO був розроблений для роботи на нульовій потужності, і ніяких засобів для охолодження не було потрібно, тому звичайна вода служила виключно сповільнювачем. Однак це перший і перший реактор, що використовує збагачений уран як паливо і звичайну воду як сповільнювач.

До кінця війни, згідно з ідеєю , тепловидільні елементи з природного урану були розміщені в решітці у звичайній воді у верхній частині реактора X10 для оцінки коефіцієнта розмноження нейтронів. Метою цього експерименту було визначити доцільність ядерного реактора з використанням легкої води як сповільнювача та теплоносія та плакованого твердого урану як палива. Результати показали, що зі злегка збагаченим ураном критичність може бути досягнута. Цей експеримент став першим практичним кроком до легководного реактора.

Після Другої світової війни і з наявністю збагаченого урану стали можливими нові концепції реактора. У 1946 році Юджин Вігнер та Елвін Вайнберг запропонували та розробили концепцію реактора, що використовує збагачений уран як паливо, а легку воду як сповільнювач і теплоносій. Ця концепція була запропонована для реактора, метою якого було перевірити поведінку матеріалів під дією потоку нейтронів. Цей реактор, , був побудований в і досяг критичності 31 березня 1952 року. Для проектування цього реактора були необхідні експерименти, тому в Національній лабораторії Оук-Ридж був побудований макет MTR, щоб оцінити гідравлічні характеристики першого контуру, а потім перевірити його нейтронні характеристики. Цей макет MTR, пізніше названий випробувальним реактором низької інтенсивності (LITR), досяг критичного значення 4 лютого 1950 року і був першим у світі легководним реактором.

Водно-водяні реактори

Одразу після закінчення Другої світової війни ВМС США розпочали програму під керівництвом капітана (пізніше адмірала) з метою впровадження ядерного двигуна для кораблі. На початку 1950-х років у ній розробилено перші водно-водяні реактори і приведено успішне розгортання першого атомного підводного човна .

Радянський Союз самостійно розробив версію водно-водяного реактора наприкінці 1950-х років під назвою ВВЕР. Хоча функціонально дуже схожий на американські, він також має певні конструктивні відмінності від західних водно-водяних реакторів.

Киплячий реактор

Дослідник очолив зусилля з розробки BWR у США в Національній випробувальній станці\ реакторів (зараз ) у серії тестів під назвою .

Реактор PIUS PIUS, що означає «максимальна безпека процесу», була шведською конструкцією, розробленою ASEA-ATOM. Це концепція системи легководних реакторів/National Research Council (U.S.). Committee on Future Nuclear Power, Nuclear power: technical and institutional options for the future National Academies Press, 1992, page 122 Разом з реактором SECURE, він покладався на пасивні заходи, які не вимагали дій оператора або зовнішнього джерела енергії, щоб забезпечити безпечну роботу. Жодних блоків ніколи не було побудовано.

OPEN100 У 2020 році оголосив про публікацію відкритого інженерного проекту водно-водяного реактора, здатного виробляти 300 МВт/100 МВт енергії під назвою .

Огляд

Сімейство ядерних реакторів, відомих як легководні реактори (LWR), теплоносієм та сповільнювачем є звичайна вода, як правило, є простішими та дешевшими у будівництві, ніж інші типи ядерних реакторів; через ці фактори вони становлять переважну більшість цивільних ядерних реакторів і морських силових реакторів, які експлуатуються в усьому світі станом на 2009 рік. LWR можна поділити на три категорії – водно-водяний енергетичний реактор (PWR), киплячі реактори (BWR), і реактори з надкритичною водою (SCWR). SCWR залишається гіпотетичним станом на 2009 рік; це конструкція IV покоління, яка все ще є легководним реактором, але він лише частково сповільнюється легкою водою і має певні характеристики реактора на швидких нейтронах.

Лідерами національного досвіду з PWR, що пропонують реактори на експорт, є Сполучені Штати (які пропонують пасивно безпечну конструкцію AP1000 від Westinghouse, а також кілька менших, модульних, пасивних безпечних PWR, такі як від Babcock & Wilcox, MASLWR від ), Російська Федерація (пропонує на експорт як ВВЕР-1000, так і ВВЕР-1200), Республіка Франція (пропонує EPR від AREVA на експорт) та Японія (пропонує від Mitsubishi на експорт); крім того, як Китайська Народна Республіка, так і Республіка Корея, як зазначається, також швидко виходять у перші ряди країн, які створюють PWR, при цьому китайці беруть участь у масштабній програмі розширення ядерної енергетики, а корейці зараз розробляють і будують своє друге покоління місцевих проектів. Лідерами національного досвіду роботи з BWR, що пропонують реактори на експорт, є Сполучені Штати та Японія разом із альянсом General Electric (США) і Hitachi (Японія), пропонуючи будівництво та експорт і Advanced Boiling Water Reactor (ABWR), і ; крім того, Toshiba пропонує варіант Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) для будівництва в Японії. Західна Німеччина також колись була великим гравцем з BWR. Іншими типами ядерних реакторів, які використовуються для виробництва електроенергії, є реактор на важкій воді, побудований Канадою (CANDU) та Республікою Індія (AHWR), Advanced Gas-cooled Reactor (AGCR), побудований Сполученим Королівством, Реактор з рідкометалевим теплоносієм (LMFBR), побудований Російською Федерацією, Республікою Франція та Японією, і реактор з водяним охолодженням і графітовим сповільнювачем (РБМК), що зустрічається виключно на території Російської Федерації та колишніх радянських держав.

Хоча можливості генерування електроенергії є порівнянними між усіма цими типами реакторів, завдяки вищезгаданим особливостям та великому досвіду експлуатації LWR, йому віддають перевагу на переважній більшості нових атомних електростанцій. Крім того, легководні реактори становлять переважну більшість реакторів, які живлять атомоходи. Чотири з п'яти великих держав з ядерною морською силовою установкою використовують виключно легководні реактори: Військово-морські сили Великої Британії, Військово-морські сили Китайської Народної Республіки, Військово-морські сили Франції та Військово-морські сили США. Лише Військово-морський флот Російської Федерації застосовував деяку кількість реакторів з рідкометалевим теплоносієм у промислових суднах, зокрема підводні човни проєкту 705, 705К «Ліра», який використовував свинцево-вісмутову евтектику як сповільнювач і теплоносій, але переважна більшість російських атомних човнів і кораблів використовують виключно легководні реактори. Причиною майже виключного використання LWR на борту ядерних кораблів є рівень безпеки, вбудований в ці типи реакторів. Оскільки в цих реакторах легка вода використовується і як теплоносій, і як сповільнювач нейтронів, якщо один із цих реакторів зазнає пошкодження внаслідок військових дій, яке призведе до порушення цілісності активної зони реактора, витік легководного сповільнювача буде зупиняти ядерну реакцію та глушити реактор. Ця здатність відома як паровий коефіцієнт реактивності.

Наразі пропоновані LWR включають наступне ABWR AP1000 APR-1400 CPR-1000 EPR ВВЕР Конструкція реактора Легководний реактор виробляє тепло шляхом керованого поділу ядра. Активна зона реактора — це частина ядерного реактора, де відбуваються ядерні реакції. В основному вона складається з ядерного палива і елементів керування. Тонкі як олівець тепловидільні елементи, кожен довжиною близько 12 футів (3,7 м), згруповані сотнями в зв’язки, які називаються тепловидільними збірками. Всередині кожного тепловидільного елемента встик до кінця укладаються гранули урану, або частіше оксиду урану. Елементи керування, які називаються стрижнями керування, заповнені гранулами речовин, таких як гафній або кадмій, які легко захоплюють нейтрони. Коли керуючі стрижні опускаються в активну зону, вони поглинають нейтрони, які, таким чином, не можуть брати участь у ланцюговій реакції. Навпаки, коли стрижні керування піднімають, більше нейтронів вражає ядра урану-235 або плутонію-239 в сусідніх тепловидільних елементах, і ланцюгова реакція посилюється. Все це укладено в заповнений водою сталеву посудину під тиском, який називається реакторний корпус.

У киплячому реакторі тепло, що утворюється в результаті поділу, перетворює воду на пару, яка безпосередньо приводить в рух турбіни, що виробляють електроенергію. Але в водно-водяному реакторі тепло, що утворюється в результаті поділу, передається у вторинний контур через теплообмінник. У вторинному контурі виробляється пара, а вторинний контур приводить в рух енергетичні турбіни. У будь-якому випадку, пройшовши через турбіни, пара перетворюється назад у воду в конденсаторі.

Вода, необхідна для охолодження конденсатора, береться з найближчої річки або океану. Потім її перекачують назад у річку чи океан у прогрітому стані. Тепло також може бути розсіяне через градирню в атмосферу. Сполучені Штати використовують реактори LWR для виробництва електроенергії в порівнянні з реакторами на важкій воді, які використовуються в Канаді.

Керування

Стрижні керування зазвичай об'єднуються в вузли стрижнів керування — зазвичай 20 стрижнів для промислового водно-водяного реактора — і вставляються в направляючі трубки всередині тепловиділяючого елемента. Стрижень керування видаляється або вставляється в активну зону ядерного реактора, щоб контролювати кількість нейтронів, які розщеплюють наступні атоми урану. Це, в свою чергу, впливає на теплову потужність реактора, кількість пари, що утворюється, а отже, і на вироблену електроенергію. Стрижні керування частково видаляються з активної зони, щоб відбулася ланцюгова реакція. Кількість вставлених стрижнів керування і відстань, на яку вони вставлені, можна змінювати, щоб контролювати реакційну здатність реактора.

Зазвичай існують також інші засоби контролю реактивності. У конструкції PWR розчинний поглинач нейтронів, як правило, борна кислота, додається до теплоносія реактора, що дозволяє повністю витягувати стрижні керування під час роботи на стаціонарній потужності, забезпечуючи рівномірний розподіл потужності та потоку по всій активній зоні. Оператори конструкції BWR використовують потік теплоносія через активну зону для контролю реактивності, змінюючи швидкість рециркуляційних насосів реактора. Збільшення потоку теплоносія через активну зону покращує видалення бульбашок пари, тим самим збільшуючи щільність теплоносія/сповільнювача за рахунок збільшення потужності.

Теплоносій