Тяжеловодный ядерный реактор (Mx'ylkfk;udw x;yjudw jygtmkj)

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 CP-3^[en], 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. «Улучшенный тяжеловодный ядерный реактор^[en]», 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 «Улучшенный CANDU^[en]», использующем обычный урановый цикл, а также SGHWR^[en] (кипящий канальный тяжеловодный реактор).

См. также[править | править код]