Тяжеловодный ядерный реактор


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 большей ценой энергоблока и теплоносителя. Первыми реакторами такого типа являлись американский CP-3 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 en:PHWR 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 настоящее время в Индии разрабатывается т. н. «Улучшенный тяжеловодный ядерный реактор» (en:AHWR, использующий канальную архитектуру и ториевый цикл (см. Ядерное топливо), 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 «Улучшенный CANDU» (en:ACR), использующем обычный урановый цикл, а также en:SGHWR (кипящий канальный тяжеловодный реактор).

В СССР тяжеловодные реакторы разрабатывал Институт теоретической и экспериментальной физики. 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 г. Разработка твэлов для КС-150 велась в Харьковском физико-техническом институте АН УССР.

См. также


Wikimedia Foundation. 2010.

Смотреть что такое "Тяжеловодный ядерный реактор" в других словарях:

  • тяжеловодный ядерный реактор — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN heavy water reactor …   Справочник технического переводчика

  • тяжеловодный ядерный реактор на природном уране — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN natural uranium heavy water reactor …   Справочник технического переводчика

  • тяжеловодный ядерный реактор с водой под давлением — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN pressurized heavy water reactor …   Справочник технического переводчика

  • тяжеловодный ядерный реактор с натриевым охлаждением — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN sodium deuterium reactor …   Справочник технического переводчика

  • тяжеловодный ядерный реактор с натриевым теплоносителем — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN sodium deuterium [sodium D20] reactorSDR …   Справочник технического переводчика

  • тяжеловодный ядерный реактор с паровым теплоносителем — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN steam cooled heavy water reactor …   Справочник технического переводчика

  • тяжеловодный ядерный реактор, охлаждаемый углекислым газом — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN CO2 D2O reactor …   Справочник технического переводчика

  • канальный тяжеловодный ядерный реактор — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN heavy water pressure tube reactor …   Справочник технического переводчика

  • кипящий тяжеловодный ядерный реактор — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN boiling heavy water reactor …   Справочник технического переводчика

  • Ядерный реактор — CROCUS Ядерный реактор  это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в …   Википедия