Azərbaycanca
Беларускі
Dansk
Deutsch
Española
Français
Indonesia
Italiana
日本語
Қазақ
Lietuvos
Nederlands
Português
Русский
සිංහල
แบบไทย
Türkçe
Українська
中國人
United State
Afrikaans
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 (англ. pressurized water reactor, PWR), киплячий реактор (англ. boiling water reactor, BWR) і (більшість конструкцій) реактор з надкритичною водою (англ. supercritical water reactor, 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 [en], розчиненої у воді. Однак це перший [en] і перший реактор, що використовує збагачений уран як паливо і звичайну воду як сповільнювач.
До кінця війни, згідно з ідеєю [en], 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, [en], був побудований в [en] 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) [en] 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 USS Nautilus (SSN-571).
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 [en] очолив зусилля з розробки BWR у США в Національній випробувальній станці\ реакторів (зараз [en]) у серії тестів під назвою [en] .
Реактор PIUS
PIUS, що означає «максимальна безпека процесу», була шведською конструкцією, розробленою ASEA-ATOM. Це концепція системи легководних реакторів/ 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 [en] оголосив про публікацію відкритого інженерного проекту водно-водяного реактора, здатного виробляти 300 МВт/100 МВт енергії під назвою [en].
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 [en] від , MASLWR від [en]), Російська Федерація (пропонує на експорт як ВВЕР-1000, так і ВВЕР-1200), Республіка Франція (пропонує EPR від AREVA на експорт) та Японія (пропонує [en] 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 [en], і [en]; крім того, Toshiba пропонує варіант [en] 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
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.
-
![image]()
Анімована діаграма киплячого реактора -
![image]()
Анімована діаграма водно-водяного реактора
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
У легководному реакторі також використовується звичайна вода для охолодження реактора. Джерело охолодження, легка вода, циркулює повз активну зону реактора для поглинання тепла, яке вона генерує. Тепло відводиться від реактора, а потім використовується для утворення пари. Більшість реакторних систем використовують систему охолодження, яка фізично відокремлена від води, яка буде кип’ятитися для виробництва пари під тиском для турбін, як у водно-водяному реакторі. Але в деяких реакторах вода для парових турбін кип’ятиться безпосередньо в активній зоні реактора, наприклад, у киплячому реакторі.
Багато інших реакторів також мають охолодження легкою водою, зокрема РБМК та деякі військові реактори для виробництва плутонію. Вони не вважаються LWR, оскільки в них сповільнювачем є графітом, і в результаті їх ядерні характеристики дуже відрізняються. Хоча швидкість потоку теплоносія в комерційних PWR є постійною, вона не є постійною в ядерних реакторах, які використовуються на кораблях ВМС США.
Паливо
Використання звичайної води змушує виконувати деяке збагачення уранового палива, перш ніж можна буде підтримувати необхідну критичність реактора. У легководному реакторі в якості палива використовується уран-235, збагачений приблизно до 3 відсотків. Хоча це його основне паливо, атоми урану-238 також сприяють процесу поділу, перетворюючись на плутоній-239; приблизно половина з них витрачається в реакторі. Легководні реактори зазвичай заправляються кожні 12-18 місяців, при цьому замінюється близько 25 відсотків палива.
Збагачений UF6 перетворюється на порошок діоксиду урану, який потім переробляється у форму гранул. Потім гранули випалюють у високотемпературній печі для спікання для створення твердих керамічних гранул збагаченого урану. Циліндричні гранули потім проходять процес подрібнення для досягнення однорідного розміру гранул. Оксид урану сушать перед тим, як вставити в трубки, щоб спробувати усунути вологу в керамічному паливі, що може призвести до корозії та водневої крихкості. Гранули укладаються, відповідно до специфікацій конструкції кожної активної зони, у труби з корозійно-стійкого металевого сплаву. Трубки герметично закриті для розміщення паливних гранул: ці трубки називаються тепловидільними елементами (ТВЕЛами).
Готові ТВЕЛи групуються в спеціальні тепловидільні збірки, які потім використовуються для створення активної зони енергетичного реактора. Метал, який використовується для труб, залежить від конструкції реактора – раніше використовувалася нержавіюча сталь, але зараз більшість реакторів використовують [en]. Для найбільш поширених типів реакторів труби збираються в пучки з трубками, розташованими на точній відстані одна від одної. Ці пачки потім отримують унікальний ідентифікаційний номер, який дає змогу відстежувати їх від виробництва до використання та утилізації.
Паливо водно-водяного реактора складається з циліндричних стрижнів, складених у пачки. Кераміка з оксиду урану формується в гранули і вставляється в трубки з цирконієвого сплаву, які з’єднані разом. Трубки з цирконієвого сплаву мають діаметр приблизно 1 см, а зазор оболонки палива заповнений гелієм для покращення теплопровідності від палива до оболонки. На тепловидільну збірку припадає приблизно 179-264 одиниць, а в активну зону реактора завантажується приблизно 121-193 тепловидільних збірки. Як правило, тепловидільні збірки складаються з ТВЕЛів, з’єднаних у пучки від 14x14 до 17x17. Збірка PWR має довжину близько 4 метрів. Трубки з цирконієвого сплаву заповнюються під тиском гелієм, щоб спробувати мінімізувати взаємодію оболонки гранул, яка може призвести до виходу тепловиділяючого елемента з ладу протягом тривалого періоду.
У киплячих реакторах паливо схоже на паливо PWR, за винятком того, що пачки «консервуються»; тобто навколо кожного пучка є тонка трубка. Це в першу чергу зроблено для запобігання впливу локальних коливань щільності на [en] і [en] активної зони. У сучасних тепловидільних збірках BWR є 91, 92 або 96 ТВЕЛів на збірку залежно від виробника. Активну зону реактора формує діапазон від 368 збірок для найменшого до 800 збірок для найбільшого BWR в США. Кожен ТВЕЛ BWR знову заповнюється гелієм до тиску близько трьох атмосфер (300 кПа).
Сповільнювач
Сповільнювач нейтронів — це середовище, яке зменшує швидкість швидких нейтронів, перетворюючи їх у теплові нейтрони, здатні підтримувати ядерну ланцюгову реакцію за участю урану-235. Хороший сповільнювач нейтронів - це матеріал, сповнений атомами з легкими ядрами, які нелегко поглинають нейтрони. Нейтрони вдаряються об ядра і відскакують. Після достатніх ударів швидкість нейтрона буде порівнянна з тепловими швидкостями ядер; цей нейтрон тоді називають тепловим нейтроном.
Легководний реактор використовує звичайну воду, яку також називають легкою водою, як сповільнювач нейтронів. Легка вода поглинає занадто багато нейтронів, щоб використовувати її з незбагаченим природним ураном, і тому збагачення урану або переробка палива стають необхідними для роботи таких реакторів, що збільшує загальні витрати. Це відрізняє його від реактора на важкій воді, який використовує важку воду як сповільнювач нейтронів. Хоча звичайна вода містить у собі деякі молекули важкої води, цього недостатньо, щоб бути важливим у більшості застосувань. У водно-водяних реакторах вода теплоносія використовується як сповільнювач, дозволяючи нейтронам зазнати багаторазових зіткнень з легкими атомами водню у воді, втрачаючи швидкість у цьому процесі.
Використання води в якості сповільнювача є важливою характеристикою безпеки PWR, оскільки будь-яке підвищення температури призводить до розширення води і її меншої щільності; тим самим зменшуючи ступінь сповільнення нейтронів і, отже, зменшуючи реакційну здатність в реакторі. Таким чином, якщо реакційна здатність збільшується за межі норми, зменшене сповільнення нейтронів призведе до сповільнення ланцюгової реакції, через що виробляється менше тепла. Ця властивість, відома як негативний паровий коефіцієнт реактивності, робить PWR дуже стабільними. У разі [en] сповільнювач також втрачається, і активна реакція поділу припиниться. Тепло все ще виробляється після припинення ланцюгової реакції від радіоактивних побічних продуктів поділу, приблизно на 5% від номінальної потужності. Це «тепло розпаду» триватиме від 1 до 3 років після зупинки, після чого реактор нарешті досягне «повної холодного зупинки». Тепло розпаду, хоча і небезпечне і досить сильне, щоб розплавити активну зону, не настільки інтенсивне, як активна реакція поділу. Під час періоду після зупинки реактор потребує перекачування охолоджуючої води, інакше реактор перегріється. Якщо температура перевищує 2200 °C, охолоджуюча вода розпадається на водень і кисень, які можуть утворити (хімічно) вибухонебезпечну суміш. Тепло розпаду є основним фактором ризику в історії безпеки LWR.
Див. також
Примітки
- Federation of American Scientists - Early reactor (PDF). Процитовано 30 грудня 2012.
- 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.
- ORNL - An Account of Oak Ridge National Laboratory's Thirteen Nuclear Reactors (PDF). с. 7. Процитовано 28 грудня 2012.
... Afterwards, responding to Weinberg’s interest, the fuel elements were arranged in lattices in water and the multiplication factors determined. ...
- . Архів оригіналу за 11 грудня 2012. Процитовано 30 грудня 2012.
- (PDF). Архів оригіналу (PDF) за 5 березня 2012. Процитовано 28 грудня 2012.
- (PDF). с. 222. Архів оригіналу (PDF) за 30 вересня 2006. Процитовано 31 грудня 2012.
- (PDF). с. 4. Архів оригіналу (PDF) за 14 травня 2013.
... We were so nervous because there had never been a reactor fueled with enriched uranium go critical before. ...
- 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
- . Архів оригіналу за 17 лютого 2018. Процитовано 11 травня 2022.
- Proctor, Darrell (25 лютого 2020). Tech Guru’s Plan—Fight Climate Change with Nuclear Power. Power Magazine. Процитовано 6 жовтня 2021.
- . Архів оригіналу за 5 грудня 2017. Процитовано 18 січня 2009.
- Light Water Reactors. Процитовано 18 січня 2009.
Посилання
- Light Water Reactor Sustainability (LWRS) Program
Вікіпедія, Українська, Україна, книга, книги, бібліотека, стаття, читати, завантажити, безкоштовно, безкоштовно завантажити, mp3, відео, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, малюнок, музика, пісня, фільм, книга, гра, ігри, мобільний, телефон, android, ios, apple, мобільний телефон, samsung, iphone, xiomi, xiaomi, redmi, honor, oppo, nokia, sonya, mi, ПК, web, Інтернет
Reaktor na legkij vodi ce tip reaktora na teplovih nejtronah yakij vikoristovuye zvichajnu vodu na vidminu vid vazhkoyi vodi yak teplonosij i spovilnyuvach nejtroniv krim togo tverda forma podilnih elementiv vikoristovuyetsya yak palivo Reaktori na teplovih nejtronah ye najposhirenishim tipom yadernih reaktoriv a reaktori na legkij vodi najposhirenishim tipom reaktoriv na teplovih nejtronah Prostij reaktor na legkij vodi Isnuye tri riznovidi legkovodnih reaktoriv vodno vodyanij energetichnij reaktor angl pressurized water reactor PWR kiplyachij reaktor angl boiling water reactor BWR i bilshist konstrukcij reaktor z nadkritichnoyu vodoyu angl supercritical water reactor SCWR IstoriyaRanni koncepciyi ta eksperimenti Pislya vidkrittiv podilu yadra spovilnennya nejtroniv i teoretichnoyi mozhlivosti lancyugovoyi yadernoyi reakciyi ranni eksperimentalni rezultati shvidko pokazali sho prirodnij uran mozhe pidtrimuvati trivalu lancyugovu reakciyu lishe z vikoristannyam grafitu abo vazhkoyi vodi yak spovilnyuvacha U toj chas yak pershi v sviti reaktori CP 1 X10 tosho uspishno dosyagali kritichnosti zbagachennya uranu pochalo rozvivatisya vid teoretichnoyi koncepciyi do praktichnih zastosuvan shob dosyagti meti Manhettenskogo proektu pobuduvati yadernu zbroyu U travni 1944 roku pershi grami koli nebud viroblenogo zbagachenogo uranu dosyagli kritichnosti v reaktori maloyi potuzhnosti LOPO v Los Alamos yakij vikoristovuvavsya dlya ocinki kritichnoyi masi U235 dlya virobnictva atomnoyi bombi LOPO ne mozhna vvazhati pershim reaktorom na legkij vodi oskilki jogo palivom ne bula tverda spoluka uranu pokrita korozijno stijkim materialom a skladalasya z soli en rozchinenoyi u vodi Odnak ce pershij en i pershij reaktor sho vikoristovuye zbagachenij uran yak palivo i zvichajnu vodu yak spovilnyuvach Do kincya vijni zgidno z ideyeyu en teplovidilni elementi z prirodnogo uranu buli rozmisheni v reshitci u zvichajnij vodi u verhnij chastini reaktora X10 dlya ocinki koeficiyenta rozmnozhennya nejtroniv Metoyu cogo eksperimentu bulo viznachiti docilnist yadernogo reaktora z vikoristannyam legkoyi vodi yak spovilnyuvacha ta teplonosiya ta plakovanogo tverdogo uranu yak paliva Rezultati pokazali sho zi zlegka zbagachenim uranom kritichnist mozhe buti dosyagnuta Cej eksperiment stav pershim praktichnim krokom do legkovodnogo reaktora Pislya Drugoyi svitovoyi vijni i z nayavnistyu zbagachenogo uranu stali mozhlivimi novi koncepciyi reaktora U 1946 roci Yudzhin Vigner ta Elvin Vajnberg zaproponuvali ta rozrobili koncepciyu reaktora sho vikoristovuye zbagachenij uran yak palivo a legku vodu yak spovilnyuvach i teplonosij Cya koncepciya bula zaproponovana dlya reaktora metoyu yakogo bulo pereviriti povedinku materialiv pid diyeyu potoku nejtroniv Cej reaktor en buv pobudovanij v en i dosyag kritichnosti 31 bereznya 1952 roku Dlya proektuvannya cogo reaktora buli neobhidni eksperimenti tomu v Nacionalnij laboratoriyi Ouk Ridzh buv pobudovanij maket MTR shob ociniti gidravlichni harakteristiki pershogo konturu a potim pereviriti jogo nejtronni harakteristiki Cej maket MTR piznishe nazvanij viprobuvalnim reaktorom nizkoyi intensivnosti LITR dosyag kritichnogo znachennya 4 lyutogo 1950 roku i buv pershim u sviti legkovodnim reaktorom Vodno vodyani reaktori Odrazu pislya zakinchennya Drugoyi svitovoyi vijni VMS SShA rozpochali programu pid kerivnictvom kapitana piznishe admirala en z metoyu vprovadzhennya yadernogo dviguna dlya korabli Na pochatku 1950 h rokiv u nij rozrobileno pershi vodno vodyani reaktori i privedeno uspishne rozgortannya pershogo atomnogo pidvodnogo chovna USS Nautilus SSN 571 Radyanskij Soyuz samostijno rozrobiv versiyu vodno vodyanogo reaktora naprikinci 1950 h rokiv pid nazvoyu VVER Hocha funkcionalno duzhe shozhij na amerikanski vin takozh maye pevni konstruktivni vidminnosti vid zahidnih vodno vodyanih reaktoriv Kiplyachij reaktor Doslidnik en ocholiv zusillya z rozrobki BWR u SShA v Nacionalnij viprobuvalnij stanci reaktoriv zaraz en u seriyi testiv pid nazvoyu en Reaktor PIUS PIUS sho oznachaye maksimalna bezpeka procesu bula shvedskoyu konstrukciyeyu rozroblenoyu ASEA ATOM Ce koncepciya sistemi legkovodnih reaktoriv Razom z reaktorom SECURE vin pokladavsya na pasivni zahodi yaki ne vimagali dij operatora abo zovnishnogo dzherela energiyi shob zabezpechiti bezpechnu robotu Zhodnih blokiv nikoli ne bulo pobudovano OPEN100 U 2020 roci en ogolosiv pro publikaciyu vidkritogo inzhenernogo proektu vodno vodyanogo reaktora zdatnogo viroblyati 300 MVt 100 MVt energiyi pid nazvoyu en OglyadAtomna elektrostanciya Koberg sho skladayetsya z dvoh vodno vodyanih reaktoriv yaki pracyuyut na urani Simejstvo yadernih reaktoriv vidomih yak legkovodni reaktori LWR teplonosiyem ta spovilnyuvachem ye zvichajna voda yak pravilo ye prostishimi ta deshevshimi u budivnictvi nizh inshi tipi yadernih reaktoriv cherez ci faktori voni stanovlyat perevazhnu bilshist civilnih yadernih reaktoriv i morskih silovih reaktoriv yaki ekspluatuyutsya v usomu sviti stanom na 2009 rik LWR mozhna podiliti na tri kategoriyi vodno vodyanij energetichnij reaktor PWR kiplyachi reaktori BWR i reaktori z nadkritichnoyu vodoyu SCWR SCWR zalishayetsya gipotetichnim stanom na 2009 rik ce konstrukciya IV pokolinnya yaka vse she ye legkovodnim reaktorom ale vin lishe chastkovo spovilnyuyetsya legkoyu vodoyu i maye pevni harakteristiki reaktora na shvidkih nejtronah Liderami nacionalnogo dosvidu z PWR sho proponuyut reaktori na eksport ye Spolucheni Shtati yaki proponuyut pasivno bezpechnu konstrukciyu AP1000 vid Westinghouse a takozh kilka menshih modulnih pasivnih bezpechnih PWR taki yak en vid Babcock amp Wilcox MASLWR vid en Rosijska Federaciya proponuye na eksport yak VVER 1000 tak i VVER 1200 Respublika Franciya proponuye EPR vid AREVA na eksport ta Yaponiya proponuye en vid Mitsubishi na eksport krim togo yak Kitajska Narodna Respublika tak i Respublika Koreya yak zaznachayetsya takozh shvidko vihodyat u pershi ryadi krayin yaki stvoryuyut PWR pri comu kitajci berut uchast u masshtabnij programi rozshirennya yadernoyi energetiki a korejci zaraz rozroblyayut i buduyut svoye druge pokolinnya miscevih proektiv Liderami nacionalnogo dosvidu roboti z BWR sho proponuyut reaktori na eksport ye Spolucheni Shtati ta Yaponiya razom iz alyansom General Electric SShA i Hitachi Yaponiya proponuyuchi budivnictvo ta eksport i en i en krim togo Toshiba proponuye variant en dlya budivnictva v Yaponiyi Zahidna Nimechchina takozh kolis bula velikim gravcem z BWR Inshimi tipami yadernih reaktoriv yaki vikoristovuyutsya dlya virobnictva elektroenergiyi ye reaktor na vazhkij vodi pobudovanij Kanadoyu CANDU ta Respublikoyu Indiya AHWR Advanced Gas cooled Reactor AGCR pobudovanij Spoluchenim Korolivstvom Reaktor z ridkometalevim teplonosiyem LMFBR pobudovanij Rosijskoyu Federaciyeyu Respublikoyu Franciya ta Yaponiyeyu i reaktor z vodyanim oholodzhennyam i grafitovim spovilnyuvachem RBMK sho zustrichayetsya viklyuchno na teritoriyi Rosijskoyi Federaciyi ta kolishnih radyanskih derzhav Hocha mozhlivosti generuvannya elektroenergiyi ye porivnyannimi mizh usima cimi tipami reaktoriv zavdyaki vishezgadanim osoblivostyam ta velikomu dosvidu ekspluataciyi LWR jomu viddayut perevagu na perevazhnij bilshosti novih atomnih elektrostancij Krim togo legkovodni reaktori stanovlyat perevazhnu bilshist reaktoriv yaki zhivlyat atomohodi Chotiri z p yati velikih derzhav z yadernoyu morskoyu silovoyu ustanovkoyu vikoristovuyut viklyuchno legkovodni reaktori Vijskovo morski sili Velikoyi Britaniyi Vijskovo morski sili Kitajskoyi Narodnoyi Respubliki Vijskovo morski sili Franciyi ta Vijskovo morski sili SShA Lishe Vijskovo morskij flot Rosijskoyi Federaciyi zastosovuvav deyaku kilkist reaktoriv z ridkometalevim teplonosiyem u promislovih sudnah zokrema pidvodni chovni proyektu 705 705K Lira yakij vikoristovuvav svincevo vismutovu evtektiku yak spovilnyuvach i teplonosij ale perevazhna bilshist rosijskih atomnih chovniv i korabliv vikoristovuyut viklyuchno legkovodni reaktori Prichinoyu majzhe viklyuchnogo vikoristannya LWR na bortu yadernih korabliv ye riven bezpeki vbudovanij v ci tipi reaktoriv Oskilki v cih reaktorah legka voda vikoristovuyetsya i yak teplonosij i yak spovilnyuvach nejtroniv yaksho odin iz cih reaktoriv zaznaye poshkodzhennya vnaslidok vijskovih dij yake prizvede do porushennya cilisnosti aktivnoyi zoni reaktora vitik legkovodnogo spovilnyuvacha bude zupinyati yadernu reakciyu ta glushiti reaktor Cya zdatnist vidoma yak parovij koeficiyent reaktivnosti Narazi proponovani LWR vklyuchayut nastupne en AP1000 APR 1400 en EPR VVERKonstrukciya reaktoraLegkovodnij reaktor viroblyaye teplo shlyahom kerovanogo podilu yadra Aktivna zona reaktora ce chastina yadernogo reaktora de vidbuvayutsya yaderni reakciyi V osnovnomu vona skladayetsya z yadernogo paliva i elementiv keruvannya Tonki yak olivec teplovidilni elementi kozhen dovzhinoyu blizko 12 futiv 3 7 m zgrupovani sotnyami v zv yazki yaki nazivayutsya teplovidilnimi zbirkami Vseredini kozhnogo teplovidilnogo elementa vstik do kincya ukladayutsya granuli uranu abo chastishe oksidu uranu Elementi keruvannya yaki nazivayutsya strizhnyami keruvannya zapovneni granulami rechovin takih yak gafnij abo kadmij yaki legko zahoplyuyut nejtroni Koli keruyuchi strizhni opuskayutsya v aktivnu zonu voni poglinayut nejtroni yaki takim chinom ne mozhut brati uchast u lancyugovij reakciyi Navpaki koli strizhni keruvannya pidnimayut bilshe nejtroniv vrazhaye yadra uranu 235 abo plutoniyu 239 v susidnih teplovidilnih elementah i lancyugova reakciya posilyuyetsya Vse ce ukladeno v zapovnenij vodoyu stalevu posudinu pid tiskom yakij nazivayetsya reaktornij korpus U kiplyachomu reaktori teplo sho utvoryuyetsya v rezultati podilu peretvoryuye vodu na paru yaka bezposeredno privodit v ruh turbini sho viroblyayut elektroenergiyu Ale v vodno vodyanomu reaktori teplo sho utvoryuyetsya v rezultati podilu peredayetsya u vtorinnij kontur cherez teploobminnik U vtorinnomu konturi viroblyayetsya para a vtorinnij kontur privodit v ruh energetichni turbini U bud yakomu vipadku projshovshi cherez turbini para peretvoryuyetsya nazad u vodu v kondensatori Animovana diagrama kiplyachogo reaktora Animovana diagrama vodno vodyanogo reaktora Voda neobhidna dlya oholodzhennya kondensatora beretsya z najblizhchoyi richki abo okeanu Potim yiyi perekachuyut nazad u richku chi okean u progritomu stani Teplo takozh mozhe buti rozsiyane cherez gradirnyu v atmosferu Spolucheni Shtati vikoristovuyut reaktori LWR dlya virobnictva elektroenergiyi v porivnyanni z reaktorami na vazhkij vodi yaki vikoristovuyutsya v Kanadi Keruvannya Dokladnishe Strizhni keruvannya Golovka vodno vodyanogo reaktora zverhu vidno strizhni keruvannya Strizhni keruvannya zazvichaj ob yednuyutsya v vuzli strizhniv keruvannya zazvichaj 20 strizhniv dlya promislovogo vodno vodyanogo reaktora i vstavlyayutsya v napravlyayuchi trubki vseredini teplovidilyayuchogo elementa Strizhen keruvannya vidalyayetsya abo vstavlyayetsya v aktivnu zonu yadernogo reaktora shob kontrolyuvati kilkist nejtroniv yaki rozsheplyuyut nastupni atomi uranu Ce v svoyu chergu vplivaye na teplovu potuzhnist reaktora kilkist pari sho utvoryuyetsya a otzhe i na viroblenu elektroenergiyu Strizhni keruvannya chastkovo vidalyayutsya z aktivnoyi zoni shob vidbulasya lancyugova reakciya Kilkist vstavlenih strizhniv keruvannya i vidstan na yaku voni vstavleni mozhna zminyuvati shob kontrolyuvati reakcijnu zdatnist reaktora Zazvichaj isnuyut takozh inshi zasobi kontrolyu reaktivnosti U konstrukciyi PWR rozchinnij poglinach nejtroniv yak pravilo borna kislota dodayetsya do teplonosiya reaktora sho dozvolyaye povnistyu vityaguvati strizhni keruvannya pid chas roboti na stacionarnij potuzhnosti zabezpechuyuchi rivnomirnij rozpodil potuzhnosti ta potoku po vsij aktivnij zoni Operatori konstrukciyi BWR vikoristovuyut potik teplonosiya cherez aktivnu zonu dlya kontrolyu reaktivnosti zminyuyuchi shvidkist recirkulyacijnih nasosiv reaktora Zbilshennya potoku teplonosiya cherez aktivnu zonu pokrashuye vidalennya bulbashok pari tim samim zbilshuyuchi shilnist teplonosiya spovilnyuvacha za rahunok zbilshennya potuzhnosti Teplonosij Dokladnishe Teplonosij yadernogo reaktora U legkovodnomu reaktori takozh vikoristovuyetsya zvichajna voda dlya oholodzhennya reaktora Dzherelo oholodzhennya legka voda cirkulyuye povz aktivnu zonu reaktora dlya poglinannya tepla yake vona generuye Teplo vidvoditsya vid reaktora a potim vikoristovuyetsya dlya utvorennya pari Bilshist reaktornih sistem vikoristovuyut sistemu oholodzhennya yaka fizichno vidokremlena vid vodi yaka bude kip yatitisya dlya virobnictva pari pid tiskom dlya turbin yak u vodno vodyanomu reaktori Ale v deyakih reaktorah voda dlya parovih turbin kip yatitsya bezposeredno v aktivnij zoni reaktora napriklad u kiplyachomu reaktori Bagato inshih reaktoriv takozh mayut oholodzhennya legkoyu vodoyu zokrema RBMK ta deyaki vijskovi reaktori dlya virobnictva plutoniyu Voni ne vvazhayutsya LWR oskilki v nih spovilnyuvachem ye grafitom i v rezultati yih yaderni harakteristiki duzhe vidriznyayutsya Hocha shvidkist potoku teplonosiya v komercijnih PWR ye postijnoyu vona ne ye postijnoyu v yadernih reaktorah yaki vikoristovuyutsya na korablyah VMS SShA Palivo Dokladnishe Yaderne palivo Peleta yadernogo paliva Yaderni palivni granuli Vikoristannya zvichajnoyi vodi zmushuye vikonuvati deyake zbagachennya uranovogo paliva persh nizh mozhna bude pidtrimuvati neobhidnu kritichnist reaktora U legkovodnomu reaktori v yakosti paliva vikoristovuyetsya uran 235 zbagachenij priblizno do 3 vidsotkiv Hocha ce jogo osnovne palivo atomi uranu 238 takozh spriyayut procesu podilu peretvoryuyuchis na plutonij 239 priblizno polovina z nih vitrachayetsya v reaktori Legkovodni reaktori zazvichaj zapravlyayutsya kozhni 12 18 misyaciv pri comu zaminyuyetsya blizko 25 vidsotkiv paliva Zbagachenij UF6 peretvoryuyetsya na poroshok dioksidu uranu yakij potim pereroblyayetsya u formu granul Potim granuli vipalyuyut u visokotemperaturnij pechi dlya spikannya dlya stvorennya tverdih keramichnih granul zbagachenogo uranu Cilindrichni granuli potim prohodyat proces podribnennya dlya dosyagnennya odnoridnogo rozmiru granul Oksid uranu sushat pered tim yak vstaviti v trubki shob sprobuvati usunuti vologu v keramichnomu palivi sho mozhe prizvesti do koroziyi ta vodnevoyi krihkosti Granuli ukladayutsya vidpovidno do specifikacij konstrukciyi kozhnoyi aktivnoyi zoni u trubi z korozijno stijkogo metalevogo splavu Trubki germetichno zakriti dlya rozmishennya palivnih granul ci trubki nazivayutsya teplovidilnimi elementami TVELami Gotovi TVELi grupuyutsya v specialni teplovidilni zbirki yaki potim vikoristovuyutsya dlya stvorennya aktivnoyi zoni energetichnogo reaktora Metal yakij vikoristovuyetsya dlya trub zalezhit vid konstrukciyi reaktora ranishe vikoristovuvalasya nerzhaviyucha stal ale zaraz bilshist reaktoriv vikoristovuyut en Dlya najbilsh poshirenih tipiv reaktoriv trubi zbirayutsya v puchki z trubkami roztashovanimi na tochnij vidstani odna vid odnoyi Ci pachki potim otrimuyut unikalnij identifikacijnij nomer yakij daye zmogu vidstezhuvati yih vid virobnictva do vikoristannya ta utilizaciyi Palivo vodno vodyanogo reaktora skladayetsya z cilindrichnih strizhniv skladenih u pachki Keramika z oksidu uranu formuyetsya v granuli i vstavlyayetsya v trubki z cirkoniyevogo splavu yaki z yednani razom Trubki z cirkoniyevogo splavu mayut diametr priblizno 1 sm a zazor obolonki paliva zapovnenij geliyem dlya pokrashennya teploprovidnosti vid paliva do obolonki Na teplovidilnu zbirku pripadaye priblizno 179 264 odinic a v aktivnu zonu reaktora zavantazhuyetsya priblizno 121 193 teplovidilnih zbirki Yak pravilo teplovidilni zbirki skladayutsya z TVELiv z yednanih u puchki vid 14x14 do 17x17 Zbirka PWR maye dovzhinu blizko 4 metriv Trubki z cirkoniyevogo splavu zapovnyuyutsya pid tiskom geliyem shob sprobuvati minimizuvati vzayemodiyu obolonki granul yaka mozhe prizvesti do vihodu teplovidilyayuchogo elementa z ladu protyagom trivalogo periodu U kiplyachih reaktorah palivo shozhe na palivo PWR za vinyatkom togo sho pachki konservuyutsya tobto navkolo kozhnogo puchka ye tonka trubka Ce v pershu chergu zrobleno dlya zapobigannya vplivu lokalnih kolivan shilnosti na en i en aktivnoyi zoni U suchasnih teplovidilnih zbirkah BWR ye 91 92 abo 96 TVELiv na zbirku zalezhno vid virobnika Aktivnu zonu reaktora formuye diapazon vid 368 zbirok dlya najmenshogo do 800 zbirok dlya najbilshogo BWR v SShA Kozhen TVEL BWR znovu zapovnyuyetsya geliyem do tisku blizko troh atmosfer 300 kPa Spovilnyuvach Dokladnishe Spovilnyuvach nejtroniv Spovilnyuvach nejtroniv ce seredovishe yake zmenshuye shvidkist shvidkih nejtroniv peretvoryuyuchi yih u teplovi nejtroni zdatni pidtrimuvati yadernu lancyugovu reakciyu za uchastyu uranu 235 Horoshij spovilnyuvach nejtroniv ce material spovnenij atomami z legkimi yadrami yaki nelegko poglinayut nejtroni Nejtroni vdaryayutsya ob yadra i vidskakuyut Pislya dostatnih udariv shvidkist nejtrona bude porivnyanna z teplovimi shvidkostyami yader cej nejtron todi nazivayut teplovim nejtronom Legkovodnij reaktor vikoristovuye zvichajnu vodu yaku takozh nazivayut legkoyu vodoyu yak spovilnyuvach nejtroniv Legka voda poglinaye zanadto bagato nejtroniv shob vikoristovuvati yiyi z nezbagachenim prirodnim uranom i tomu zbagachennya uranu abo pererobka paliva stayut neobhidnimi dlya roboti takih reaktoriv sho zbilshuye zagalni vitrati Ce vidriznyaye jogo vid reaktora na vazhkij vodi yakij vikoristovuye vazhku vodu yak spovilnyuvach nejtroniv Hocha zvichajna voda mistit u sobi deyaki molekuli vazhkoyi vodi cogo nedostatno shob buti vazhlivim u bilshosti zastosuvan U vodno vodyanih reaktorah voda teplonosiya vikoristovuyetsya yak spovilnyuvach dozvolyayuchi nejtronam zaznati bagatorazovih zitknen z legkimi atomami vodnyu u vodi vtrachayuchi shvidkist u comu procesi Vikoristannya vodi v yakosti spovilnyuvacha ye vazhlivoyu harakteristikoyu bezpeki PWR oskilki bud yake pidvishennya temperaturi prizvodit do rozshirennya vodi i yiyi menshoyi shilnosti tim samim zmenshuyuchi stupin spovilnennya nejtroniv i otzhe zmenshuyuchi reakcijnu zdatnist v reaktori Takim chinom yaksho reakcijna zdatnist zbilshuyetsya za mezhi normi zmenshene spovilnennya nejtroniv prizvede do spovilnennya lancyugovoyi reakciyi cherez sho viroblyayetsya menshe tepla Cya vlastivist vidoma yak negativnij parovij koeficiyent reaktivnosti robit PWR duzhe stabilnimi U razi en spovilnyuvach takozh vtrachayetsya i aktivna reakciya podilu pripinitsya Teplo vse she viroblyayetsya pislya pripinennya lancyugovoyi reakciyi vid radioaktivnih pobichnih produktiv podilu priblizno na 5 vid nominalnoyi potuzhnosti Ce teplo rozpadu trivatime vid 1 do 3 rokiv pislya zupinki pislya chogo reaktor nareshti dosyagne povnoyi holodnogo zupinki Teplo rozpadu hocha i nebezpechne i dosit silne shob rozplaviti aktivnu zonu ne nastilki intensivne yak aktivna reakciya podilu Pid chas periodu pislya zupinki reaktor potrebuye perekachuvannya oholodzhuyuchoyi vodi inakshe reaktor peregriyetsya Yaksho temperatura perevishuye 2200 C oholodzhuyucha voda rozpadayetsya na voden i kisen yaki mozhut utvoriti himichno vibuhonebezpechnu sumish Teplo rozpadu ye osnovnim faktorom riziku v istoriyi bezpeki LWR Div takozhYaderna energetika Spisok komercijnih yadernih reaktoriv en Reaktor rozmnozhuvachPrimitkiFederation of American Scientists Early reactor PDF Procitovano 30 grudnya 2012 Ce takozh mozhna vidznachiti sho oskilki LOPO buv rozroblenij dlya roboti na nulovij potuzhnosti i niyakih zasobiv dlya oholodzhennya ne bulo potribno tomu zvichajna voda sluzhila viklyuchno spovilnyuvachem ORNL An Account of Oak Ridge National Laboratory s Thirteen Nuclear Reactors PDF s 7 Procitovano 28 grudnya 2012 Afterwards responding to Weinberg s interest the fuel elements were arranged in lattices in water and the multiplication factors determined Arhiv originalu za 11 grudnya 2012 Procitovano 30 grudnya 2012 PDF Arhiv originalu PDF za 5 bereznya 2012 Procitovano 28 grudnya 2012 PDF s 222 Arhiv originalu PDF za 30 veresnya 2006 Procitovano 31 grudnya 2012 PDF s 4 Arhiv originalu PDF za 14 travnya 2013 We were so nervous because there had never been a reactor fueled with enriched uranium go critical before National Research Council U S Committee on Future Nuclear Power Nuclear power technical and institutional options for the future National Academies Press 1992 ISBN 0 309 04395 6 page 122 Arhiv originalu za 17 lyutogo 2018 Procitovano 11 travnya 2022 Proctor Darrell 25 lyutogo 2020 Tech Guru s Plan Fight Climate Change with Nuclear Power Power Magazine Procitovano 6 zhovtnya 2021 Arhiv originalu za 5 grudnya 2017 Procitovano 18 sichnya 2009 Light Water Reactors Procitovano 18 sichnya 2009 PosilannyaLight Water Reactor Sustainability LWRS Program