Важководяний ядерний реактор

1. Важководяний ядерний реактор

2. ядерний реактор, який у якості теплоносія і сповільнювача використовує D2O - важку воду.

3. Так як дейтерій має менший переріз поглинання нейтронів, ніж легкість водень, такі реактори мають покращений нейтронний баланс Що дозволяє використовувати в якості палива природний уран в енергетичних реакторах або використовувати «зайві» нейтрони для напрацювання ізотопів.

4. В енергетичних реакторах використання природного урану значно знижує витрати на паливо, хоча економічний ефект кілька згладжується більшою ціною енергоблока і теплоносія.

5. Найбільш відомим реактором цього типу є канадський CANDU. Крім самої Канади, реактори CANDU експортувалися в Китай, Південну Корею, Індію, Румунію, Аргентину і Пакистан.

6. Великомасштабна програма будівництва важководних реакторів en: PHWR здійснюється в Індії. Усього у світі на даний момент діє 40 енергетичних реакторів на важкій воді, 9 будуються.

7. Промислові важководні реактори широко використовувалися для виробництва тритію та плутонію, а також для виробництва широкого спектру ізотопної продукції, в тому числі і медичного призначення.

8. Дослідницькі реактори також часто використовують важку воду.

9. В даний час в Індії розробляється т.з.. «Покращений важководяний ядерний реактор» (en: AHWR, що використовує канальну архітектуру і торієвий цикл (див. Ядерне паливо), а також звичайну легку воду в якості теплоносія з природною циркуляцією. Уповільнювач - важка вода - перебуває в окремих від теплоносія каналах під зниженим щодо нього тиском.