Перегляд вихідного коду сторінки Реактор на важкій воді

{{Ядерний реактор
|Тип реактора=
|Сайт=
|Зображення=CANDU Reactor Schematic.svg
|Ширина зображення=300px
|Підпис зображення = Схема роботи ядерного реактора [[CANDU]] з охолодженням важкою водою під тиском.
|Назва реактора=Реактор на важкій воді
|Призначення реактора=[[Електроенергетика]]
|Теплоносій=[[Важка вода]]
|Робочий тиск=
|Паливо= [[Збагачення урану|Низькозбагачений]] [[уран]]
|Теплова потужність=
|Електрична потужність=
|Сейсмостійкість=
|Підприємство виробник=
|Робоча температура=
|Дата будівництва=експериментальний 1949 
|Блоки АЕС. Країни=
}}

'''Реактор на важкій воді''' (''Pressurized heavy-water reactor, PHWR'')&nbsp;— [[ядерний реактор]], який використовує [[Важка вода|важку воду]] (оксид дейтерію D<sub>2</sub>O) як [[Теплоносій ядерного реактора|теплоносій]] і [[сповільнювач нейтронів]].<ref>{{Cite web|date=2015|title=Pocket Guide Reactors|url=http://www.world-nuclear.org/uploadedFiles/org/WNA/Publications/Nuclear_Information/Pocket%20Guide%20Reactors.pdf|accessdate=2021-12-24|website=World-Nuclear.org}}</ref> PHWR часто використовують [[природний уран]] як паливо, але іноді також використовують [[Збагачений уран|дуже низькозбагачений уран]]. У важкій воді, яка використовується як теплоносій, підтримують тиск, щоб уникнути кипіння, дозволяючи їй досягти більш високої температури (переважно) без утворення парових бульбашок, як у [[Водно-водяний ядерний реактор|водно-водяному реакторі]]. Хоча важку воду дуже дорого виділити зі звичайної води (на відміну від важкої води її часто називають легкою водою), її низьке поглинання нейтронів значно збільшує [[нейтронна ефективність|нейтронну ефективність]] реактора, уникаючи потреби у [[Розділення ізотопів|збагаченому паливі]]. Висока вартість важкої води компенсується зниженою вартістю використання природного урану та/або [[Ядерно-паливний цикл|альтернативних паливних циклів]]. 

Так як [[дейтерій]] має менший переріз поглинання [[Нейтрон|нейтронів]], ніж [[Протій|легкий водень]], такі реактори мають покращений нейтронний баланс (тобто для них потрібно менш збагачений [[Уран (хімічний елемент)|уран]]), що дозволяє використовувати як паливо природний уран в енергетичних реакторах або використовувати зайві нейтрони для напрацювання [[Ізотопи|ізотопів]].

В енергетичних реакторах використання природного урану значно знижує витрати на паливо, хоча економічний ефект дещо згладжується більшою ціною енергоблоку та теплоносія.

Промислові важководні реактори широко використовувалися для виробництва [[Тритій|тритію]] і [[Плутоній|плутонію]], а також для широкого спектру ізотопної продукції, в тому числі і медичного призначення.

[[Дослідницький реактор|Дослідницькі реактори]] також часто використовують важку воду.

== Історія ==
Першими реакторами такого типу були американський [[Чиказька дровітня-3]], побудований у 1944 році, та ZEEP, запущений у [[Канада|Канаді]] у 1945 році. Найвідомішим реактором цього типу є канадський [[CANDU]] (крім самої Канади, реактори CANDU експортувалися до [[Китайська Народна Республіка|Китаю]], [[Південна Корея|Південної Кореї]], [[Індія|Індії]], [[Румунія|Румунії]], [[Аргентина|Аргентини]] та [[Пакистан]]у). Великомасштабна програма будівництва важководних реакторів здійснюється [[Економіка Індії|в Індії]].

У [[Союз Радянських Соціалістичних Республік|СРСР]] важководні реактори розробляв {{li|Інститут теоретичної та експериментальної фізики|Q=Q1487403}}.<ref name=":1">{{cite web|url=http://www.itep.ru/rus/history/history_itep.html|title=Архівована копія|archiveurl=https://web.archive.org/web/20100515052524/http://www.itep.ru/rus/history/history_itep.html|archivedate=2010-05-15|deadlink=да|accessdate=2011-01-28}}</ref><ref>{{Публікація|назва=Первая чехословацкая атомная электростанция А-1 с тяжеловодным реактором КС-150 (разработка и конструкция)|статья|автор=Абрамов В. М., Батуров Б. Б., Богданов Н. В. и др.|видання=Атомная энергия|тип=журнал|рік=1974|місяць=02|випуск=2|сторінки=113—124}}</ref> Перший експериментальний важководний реактор (головний конструктор — Б. М. Шолкович) був запущений в Лабораторії № 3 АН СРСР у квітні 1949 р. Під керівництвом [[Аліханов Абрам Ісакович|А. І. Аліханова]] та В. В. Володимирського були розроблені та споруджені промислові важководні реактори для виробництва плутонію, [[Тритій|тритію]] та ізотопів, досвідчені важководні реактори в [[Югославія|Югославії]] та КНР, важководний реактор з газовим охолодженням {{iw|КС-150||en|KS 150}} для атомної електростанції А-1 у [[АЕС Богуниці|Богуниці]] ([[Словаччина]]), що вступила в дію у 1972 році.<ref name=":1" /> Розробка [[Тепловидільний елемент|ТВЕЛів]] для КС-150 велася у [[Харківський фізико-технічний інститут|Харківському фізико-технічному інституті АН УРСР]].<ref>{{Cite web|url=https://museum.kh.ua/docs/24SumtsovConference2018.pdf|title=Двадцять четверті Сумцовські читання. Збірник матеріалів наукової конференції «Музей у глобальному світі: інновації та збереження традицій»|date=18 квітня 2018|publisher=Майдан|page=197|language=українською|isbn=978-966-372-710-3|access-date=1 червня 2024}}</ref><ref>{{Cite web|url=https://logos-ukraine.com.ua/project/index.php?project=nued6&id=2769|title=Науково-технічний комплекс «Ядерний паливний цикл» Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут»|website=logos-ukraine.com.ua|access-date=2024-06-01}}</ref>

Загалом у світі зараз діє 47 енергетичних реакторів на важкій воді, 3 будуються.

== Призначення використання важкої води ==
Ключ до підтримки [[Ланцюгова ядерна реакція|ланцюгової реакції]] в [[Ядерний реактор|ядерному реакторі]] полягає у використанні в середньому ''точно'' одного з нейтронів, що вивільняються під час кожної [[Поділ ядра|події ядерного поділу,]] для стимулювання іншої події ядерного поділу (в іншому ядрі, що розщеплюється). Завдяки ретельній розробці геометрії реактора та ретельному контролю за наявними речовинами, щоб впливати на [[Реактивність ядерного реактора|реактивність]], можна досягти та підтримувати самопідтримуючу [[Ланцюгова ядерна реакція|ланцюгову реакцію]] або «<nowiki/>[[Критична маса|критичність]]<nowiki/>».

Природний уран складається з суміші різних [[Ізотопи|ізотопів]], насамперед [[Уран-238|<sup>238</sup>U]] і значно меншої кількості (близько 0,72&nbsp;% за масою) [[Уран-235|<sup>235</sup>U.]]<ref>{{Cite web|url=https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/naturaluranium.htm|title=Natural uranium|last=Marion Brünglinghaus|website=euronuclear.org|accessdate=11 вересня 2015|archiveurl=https://web.archive.org/web/20180612140227/https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/naturaluranium.htm|archivedate=12 June 2018}}</ref> <sup>238</sup>U може розщеплюватися лише нейтронами з відносною енергією, приблизно 1 [[Електронвольт|МеВ]] або вище. Жодну кількість <sup>238</sup>U не можна зробити «критичною», оскільки вона буде мати тенденцію поглинати більше нейтронів, ніж виділяє в процесі поділу. <sup>235</sup>U, з іншого боку, може підтримувати самопідтримуючу ланцюгову реакцію, але через низьку природну кількість <sup>235</sup>U, природний уран не може досягти критичності сам по собі.

Хитрість досягнення критичності, використовуючи лише природний або низькозбагачений уран, для якого не існує «власної» ''критичної маси'', полягає в уповільненні випромінюваних нейтронів (не поглинаючи їх) до точки, де їх достатня кількість може призвести до подальшого поділу ядра в доступній невеликій кількості <sup>235</sup>U. (<sup>238</sup>U, який є основною складовою природного урану, також ділиться швидкими нейтронами.) Це вимагає використання [[Сповільнювач нейтронів|сповільнювача нейтронів]], який поглинає практично всю [[Кінетична енергія|кінетичну енергію]] нейтронів, сповільнюючи їх до такої міри, що вони досягають теплової рівноваги з навколишнім матеріалом. Виявлено, що для нейтронної ефективності корисно фізичне відокремлення процесу сповільнення енергії нейтронів від самого уранового палива, оскільки <sup>238</sup> U має високу ймовірність поглинання нейтронів з проміжними рівнями кінетичної енергії, реакція, знана як «резонансне» поглинання. Це фундаментальна причина для проєктування реакторів з окремими твердопаливними сегментами, оточеними сповільнювачем, а не будь-якої геометрії, яка давала б однорідну суміш палива та сповільнювача.

Вода&nbsp;— чудовий сповільнювач; [[Ізотопи водню|звичайні атоми водню або ''протию'']] в молекулах води дуже близькі за масою до одного нейтрона, і тому їх зіткнення призводять до дуже ефективної передачі імпульсу, концептуально схожої на зіткнення двох більярдних куль. Однак, крім того, що звичайна вода є хорошим сповільнювачем, вона також досить ефективно поглинає нейтрони. Тому використання звичайної води як сповільнювача легко поглине таку кількість нейтронів, що залишиться занадто мало для підтримки ланцюгової реакції з невеликими ізольованими ядрами <sup>235</sup>U у паливі, що виключає критичність природного урану. Через це для [[Реактор на легкій воді|легководного реактора]] буде потрібно, щоб ізотоп <sup>235</sup>U був зосереджений в урановому паливі, відомому як збагачений уран, зазвичай від 3&nbsp;% до 5&nbsp;% <sup>235</sup>U по масі. Побічний продукт цього процесу збагачення знаний як [[збіднений уран]], і тому складається переважно з <sup>238</sup>U, хімічно чистий. Ступінь збагачення, необхідна для досягнення ''критичності'' за допомогою ''легководного'' сповільнювача, залежить від точної геометрії та інших конструктивних параметрів реактора.

Одним з ускладнень цього підходу є потреба в установках для збагачення урану, будівництво та експлуатація яких, як правило, є дорогими. Вони також викликають занепокоєння щодо {{Iw|розповсюдження ядерної зброї|3=en|4=Nuclear proliferation}}: ті [[Товари подвійного використання|самі системи,]] що використовуються для збагачення <sup>235</sup>U, також можна використовувати для виробництва набагато більш «чистого» збройового матеріалу (90&nbsp;% або більше <sup>235</sup>U), придатного для виробництва [[Ядерна зброя|ядерної зброї]]. Це в жодному разі не тривіальне завдання, але достатньо здійсненне, щоб потужності зі збагачення становили значний ризик розповсюдження ядерної зброї.

Альтернативним рішенням проблеми є використання сповільнювача, який ''не'' поглинає нейтрони так легко, як вода. У цьому випадку потенційно всі нейтрони, що вивільняються, можуть бути сповільнені та використані в реакціях з <sup>235</sup>U, і в цьому випадку в природному урані ''достатньо'' <sup>235</sup>U для підтримки критичності. Одним із таких сповільнювачів є [[важка вода]] або оксид дейтерію. Хоча вона динамічно взаємодіє з нейтронами так само, як і легка вода (хоча в середньому з меншою передачею енергії, враховуючи, що важкий водень або [[дейтерій]] приблизно вдвічі перевищує масу водню), вона вже має додатковий нейтрон, на відміну від легкої води, яка має тенденцію до поглинання нейтронів.

== Переваги і недоліки ==
[[Файл:U235_Fission_cross_section.png|праворуч|міні|450x450пкс|{{iw|Поперечний переріз захоплення нейтронів|Перетин захоплення нейтронів||Neutron cross section}} у реакції поділу {{Хем|235|U}}&nbsp;— хоча [[Нелінійна система|нелінійна]] залежність очевидна, зрозуміло, що в більшості випадків нижча {{iw|Нейтронна температура|температура нейтронів||Neutron temperature}} збільшує ймовірність поділу, що пояснює необхідність [[Сповільнювач нейтронів|сповільнювача нейтронів]] і бажаність підтримувати його температуру якомога нижчою.]]

=== Переваги ===
Використання важкої води в якості сповільнювача є ключем до системи PHWR, що дозволяє використовувати природний уран як паливо (у вигляді керамічного [[Діоксид урану|UO<sub>2</sub>]]), що означає, що його можна експлуатувати без витрат на збагачення урану. Механічна конструкція PHWR, яка забезпечує перебування більшої частини сповільнювача при нижчих температурах, є особливо ефективною, оскільки отримані теплові нейтрони мають нижчу енергію {{iw|Нейтронна температура|температура нейтронів||Neutron temperature}} після послідовного проходження через сповільнювач приблизно дорівнює температурі сповільнювача), ніж у традиційних конструкціях, де сповільнювач зазвичай набагато гарячіше. {{iw|Поперечний переріз захоплення нейтронів|Перетин захоплення нейтронів||Neutron cross section}} для реакції поділу вище в {{Хем|235|U}}, чим нижча температура нейтронів, а отже, нижчі температури в сповільнювачі роблять успішну взаємодію між нейтронами та матеріалом, що поділяється, більш імовірною. Ці особливості означають, що PHWR може використовувати природний уран та інші види палива, і робить це більш ефективно, ніж [[Реактор на легкій воді|легководні реактори]] (LWR). Стверджується, що PHWR типу [[CANDU]] здатні працювати з паливом, включаючи [[перероблений уран]] або навіть [[відпрацьоване ядерне паливо]] зі «звичайних» [[Реактор на легкій воді|легководних реакторів]], а також з [[MOX-паливо]], і тривають дослідження здатності реакторів типу CANDU працювати суто на такому паливі в комерційних умовах.

=== Недоліки ===
Реактори на важкій воді мають деякі недоліки. Важка вода зазвичай коштує сотні доларів за кілограм, хоча це є компромісом проти зниження витрат на паливо. Знижений енергетичний вміст природного урану в порівнянні зі збагаченим ураном вимагає частішої заміни палива;&nbsp;зазвичай це досягається за допомогою системи заправки під час роботи. Збільшена швидкість переміщення палива через реактор також призводить до більших обсягів [[Відпрацьоване ядерне паливо|відпрацьованого палива]], ніж у LWR із використанням збагаченого урану. Оскільки незбагачене уранове паливо накопичує меншу щільність {{iw|Продукти поділу ядра|продуктів поділу||Nuclear fission product}}, ніж збагачене уранове паливо, воно генерує менше тепла, що забезпечує компактніше зберігання. Хоча дейтерій має ''менший'' перетин захоплення нейтронів, ніж [[протій]], це значення не ''дорівнює нулю'', і, таким чином, частина важкої води сповільнювача неминуче буде перетворена на [[Тритієва вода|тритієву воду]]. Хоча [[тритій]], радіоактивний ізотоп водню, також утворюється як продукт поділу в незначних кількостях в інших реакторах, тритій може легше вийти в навколишнє середовище, якщо він також присутній в охолоджуючій воді, що має місце в тих PHWR, які використовують важку воду і як сповільнювач, і як теплоносій. Деякі реактори CANDU відокремлюють тритій зі свого запасу важкої води через регулярні проміжки часу і продають його з прибутком.

У той час як для типових [[Тепловидільна збірка|тепловидільних збірок]] CANDU, конструкція реактора має трохи ''позитивний'' [[паровий коефіцієнт реактивності]], розроблені Аргентиною [[Тепловидільний елемент|тепловидільні елементи]] CARA, що використовуються в [[Атомна електростанція Атуча|Атуча І]], можуть мати бажаний негативний коефіцієнт.<ref>{{Cite journal|last=Lestani|first=H.A.|last2=González|first2=H.J.|last3=Florido|first3=P.C.|year=2014|title=Negative power coefficient on PHWRS with CARA fuel|journal=Nuclear Engineering and Design|volume=270|pages=185–197|doi=10.1016/j.nucengdes.2013.12.056}}</ref>

== Розповсюдження ядерної зброї ==
Хоча до розробки в Індії ядерної зброї (див. нижче) здатність використовувати природний уран (і таким чином відмовитися від необхідності [[збагачення урану]], яке є технологією [[Товари подвійного використання|подвійного використання]]) вважалася ''перешкодою'' для розповсюдження ядерної зброї, ця думка різко змінилася у світлі здатність кількох країн створювати атомні бомби з плутонію, який можна легко виробляти у реакторах на важкій воді. Таким чином, реактори на важкій воді можуть становити ''більший'' ризик розповсюдження ядерної зброї у порівнянні з порівнянними реакторами на легкій воді через низьку здатність важкої води поглинати нейтрони, відкриту в 1937 році [[Ганс фон Хальбан|Гансом фон Хальбаном]] і [[Отто Роберт Фріш|Отто Фрішем]].<ref name=":0">{{Cite journal|last=Waltham|first=Chris|date=June 2002|title=An Early History of Heavy Water|journal=Department of Physics and Astronomy, University of British Columbia|pages=28|arxiv=physics/0206076|bibcode=2002physics...6076W}}</ref> Іноді, коли атом [[Уран-238|<sup>238</sup>U]] зазнає впливу [[Нейтронне випромінювання|нейтронного випромінювання]], його ядро захоплює [[нейтрон]], змінюючи його на [[Уран-239|<sup>239</sup>U.]] Потім <sup>239</sup>U швидко зазнає двох [[Бета-розпад|β <sup>-</sup> розпадів]]&nbsp;— обидва випромінюють [[електрон]] і [[Нейтрино|антинейтрино]], перший перетворює <sup>239</sup>U в {{iw|Нептуній-239|<sup>239</sup>Np||Isotopes of neptunium}}, а другий перетворює <sup>239</sup>Np в [[Плутоній-239|<sup>239</sup>Pu]]. Попри те, що цей процес відбувається з іншими сповільнювачами, такими як надчистий графіт або берилій, важка вода, безумовно, найкраща.<ref name=":0" /> [[Мангеттенський проєкт]] в кінцевому підсумку використовував реактори зі графітовим сповільнювачем для виробництва плутонію, тоді як [[Німецька ядерна програма|німецький ядерний проєкт]] помилково відкинув графіт як відповідний сповільнювач через домішки і, таким чином, зробив невдалі спроби використовувати важку воду (яку вони правильно визначили як чудовий сповільнювач). [[Радянський атомний проєкт|Радянська ядерна програма]] також використовувала графіт як сповільнювач і в кінцевому підсумку розробила реактор з графітовим сповільнювачем [[РБМК]] як реактор, здатний виробляти як велику кількість електроенергії, так і [[збройовий плутоній]] без необхідності важкої води або&nbsp;— принаймні відповідно до початкових технічних характеристик&nbsp;— без необхідності збагачення урану.

<sup>239</sup>Pu&nbsp;— [[матеріал, що розщеплюється]], придатний для використання в [[Ядерна зброя|ядерній зброї]]. В результаті, якщо паливо реактора на важкій воді часто змінювати, значні кількості [[Збройовий плутоній|збройового плутонію]] можуть бути хімічно вилучені з опроміненого природного уранового палива шляхом [[Переробка відпрацьованого ядерного палива|переробки ядерного палива]].

Крім того, використання важкої води як сповільнювача призводить до утворення невеликої кількості [[Тритій|тритію]], коли ядра [[Дейтерій|дейтерію]] у важкій воді поглинають нейтрони, що є дуже неефективною реакцією. Тритій має важливе значення для виробництва [[Зброя прискоренного поділу|зброї прискоренного поділу]], яка, у свою чергу, забезпечує легше виробництво [[Термоядерна бомба|термоядерної зброї]], включаючи [[Нейтронна бомба|нейтронні бомби]]. Наразі очікується, що цей процес забезпечить (принаймні частково) тритій для [[Міжнародний експериментальний термоядерний реактор|ITER]]<ref>{{Cite journal|date=2018-11-01|title=Tritium supply and use: a key issue for the development of nuclear fusion energy|url=https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S092037961830379X|journal=Fusion Engineering and Design|language=en|volume=136|pages=1140–1148|doi=10.1016/j.fusengdes.2018.04.090|issn=0920-3796}}</ref>.

Ризик поширення реакторів на важкій воді був продемонстрований, коли Індія виготовила [[плутоній]] для [[Операція «Усміхнений Будда»|операції «Усміхнений Будда»]], свого першого випробування ядерної зброї, шляхом вилучення з відпрацьованого палива дослідницького реактора на важкій воді, відомого як {{iw|CIRUS|реактор CIRUS||CIRUS reactor}}.<ref>{{Cite web|url=http://nuclearweaponarchive.org/India/IndiaSmiling.html|title=India's Nuclear Weapons Program: Smiling Buddha: 1974|accessdate=23 червня 2017}}</ref>

== Див. також ==

* [[CANDU|Реактор CANDU]]: переважаючий тип PHWR
* [[IPHWR-700|IPHWR-700]] і [[IPHWR-220|IPHWR-220]], типи PHWR розроблені в Індії
* [[Список комерційних ядерних реакторів]]
* [[Водно-водяний ядерний реактор|Водно-водяний реактор]]

== Примітки ==
{{Reflist}}

== Посилання ==
* [http://www.aecl.ca/ Офіційний сайт AECL]
* [https://web.archive.org/web/20090225155112/http://www.cised.org/EconomicsofNuclearPowerfromHeavyWaterReactors.pdf Економіка ядерної енергетики реакторів на важкій воді]
* [https://web.archive.org/web/20070927025911/http://www.dae.gov.in/publ/ar0203/chap1.pdf Атомна енергетична програма&nbsp;— Етап 1&nbsp;— Реактор з важкою водою під тиском]
* [https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/TRS407_scr/D407_scr1.pdf МАГАТЕ&nbsp;— Серія технічних звітів №&nbsp;407]

{{Ядерні реактори}}

[[Категорія:Типи ядерних реакторів]]