Тяжеловодный ядерный реактор
Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Тяжелово́дный я́дерный реа́ктор — ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду. Из-за того, что дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс, что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или употребить «лишние» нейтроны для наработки изотопов в т. н. «промышленных».
В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается бо́льшей ценой энергоблока и теплоносителя. 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 40 энергетических реакторов на тяжёлой воде, 9 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).
