Водо-водяной ядерный реактор
- 1 year ago
- 0
- 0
Тяжелово́дный я́дерный реа́ктор ( англ. Pressurised Heavy Water Reactor , PHWR ) — ядерный реактор , который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D 2 O — 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 , 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 .
В настоящее время в Индии разрабатывается т. н. « », 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 « », использующем обычный урановый цикл, а также ( кипящий канальный тяжеловодный реактор).