Тяжеловодный ядерный реактор

Тяжелово́дный я́дерный реа́ктор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor, (PHWR)) — ядерный реактор, который в качестве (теплоносителя) и (замедлителя) использует D₂O — (тяжёлую воду). Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем (лёгкий водород), такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов.

В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается бо́льшей ценой энергоблока и теплоносителя.

Первыми реакторами такого типа являлись американский ^[англ.], построенный в 1944 году, и (ZEEP), запущенный в Канаде в 1945 году. Наиболее известным реактором этого типа является канадский CANDU (помимо самой Канады, реакторы CANDU экспортировались в Китай, Южную Корею, Индию, Румынию, Аргентину и Пакистан). Крупномасштабная программа строительства тяжеловодных реакторов осуществляется (в Индии).

Всего в мире на данный момент действует 47 энергетических реакторов на тяжёлой воде, 3 строятся.

Промышленные тяжеловодные реакторы широко использовались для производства трития и плутония, а также для производства широкого спектра изотопной продукции, в том числе и медицинского назначения.

(Исследовательские реакторы) также часто используют тяжёлую воду.

В СССР тяжеловодные реакторы разрабатывал (Институт теоретической и экспериментальной физики). Первый экспериментальный тяжеловодный реактор (главный конструктор — (Б. М. Шолкович)) был запущен в (Лаборатории № 3 АН СССР) в апреле 1949 г. Под руководством (А. И. Алиханова) и (В. В. Владимирского) были разработаны и сооружены промышленные тяжеловодные реакторы для производства плутония, трития и изотопов, опытные тяжеловодные реакторы в Югославии и КНР, тяжеловодный реактор с газовым охлаждением КС-150 для атомной электростанции А-1 в (Богунице) (Словакия), вступившей в строй в 1972 году. Разработка ТВЭЛов для КС-150 велась в (Харьковском физико-техническом институте АН УССР).

Перспективные разработки

В настоящее время в Индии разрабатывается т. н. «^[англ.]», использующий (канальную архитектуру) и ториевый цикл, а также обычную лёгкую воду в качестве теплоносителя с естественной циркуляцией. Замедлитель — тяжёлая вода — находится в отдельных от теплоносителя каналах под пониженным относительно него давлением.

Аналогичные идеи реализуются и в Канаде, в реакторе «^[англ.]», использующем обычный урановый цикл, а также ^[англ.] ((кипящий) (канальный) тяжеловодный реактор).

См. также

• Классификация ядерных реакторов
• (Замедление нейтронов)