Знаймо

Додати знання

приховати рекламу

Цей текст може містити помилки.

Важководяний ядерний реактор



Важководяний ядерний реактор ( англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR) ) - ядерний реактор, який у якості теплоносія і сповільнювача використовує D 2 O - важку воду. Так як дейтерій має менше перетин поглинання нейтронів, ніж легкий водень, такі реактори мають покращений нейтронний баланс (тобто для них потрібно менше збагачений уран), що дозволяє використовувати як паливо природний уран в енергетичних реакторах або використовувати "зайві" нейтрони для напрацювання ізотопів.

В енергетичних реакторах використання природного урану значно знижує витрати на паливо, хоча економічний ефект кілька згладжується більшою ціною енергоблока і теплоносія. Першими реакторами такого типу були американський CP-3 побудований в 1944 році і ZEEP запущений в Канаді в 1945. Найбільш відомим реактором цього типу є канадський CANDU. Крім самої Канади, реактори CANDU експортувалися в Китай, Південну Корею, Індію, Румунію, Аргентину і Пакистан. Великомасштабна програма будівництва важководних реакторів en: PHWR здійснюється в Індії. Всього в світі на даний момент діє 47 енергетичних реакторів на важкій воді, 3 будуються.

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

Дослідницькі реактори також часто використовують важку воду.

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

Аналогічні ідеї реалізуються і в Канаді, в реакторі "Покращений CANDU" (en: ACR), що використовує звичайний урановий цикл, а також en: SGHWR ( киплячий канальний важководяний реактор).

В СРСР важководні реактори розробляв Інститут теоретичної та експериментальної фізики. Під керівництвом А. І. Аліханова і В. В. Володимирського були розроблені і споруджені промислові важководні реактори для виробництва плутонію, тритію і ізотопів, досвідчені важководні реактори в Югославії та КНР, важководяний реактор з газовим охолодженням КС-150 для атомної електростанції А-1 в Богуніце (Словаччина), яка набрала лад в 1972 р. Розробка твелів для КС-150 велася в Харківському фізико-технічному інституті АН УРСР.

Ядерні технології
Інженерія
Матеріали
Ядерна енергія
Головні теми
Типи реакторів
Інерційних синтез Корпусних ядерний реактор Киплячий водо-водяний реактор 4-го покоління Реактор на швидких нейтронах Магноксовий Водо-водяний ядерний реактор Графито-газовий ядерний реактор Газоохлаждаемий швидкий Реактор з жідкометалліческім теплоносієм На біжить хвилі З свинцевим теплоносієм Реактор на розплавах солей Важководяний ядерний реактор Сверхкритический водоохолоджуваний Сверхвисокотемпературний З гранульованим паливом Інтегральний швидкий реактор SSTAR
Ядерна медицина
Медична візуалізація
Терапія
Ядерна зброя

Цей текст може містити помилки.

Схожі роботи | скачати

Схожі роботи:
Ядерний реактор
Гомогенний ядерний реактор
Гетерогенний ядерний реактор
Канальний ядерний реактор
Корпусних ядерний реактор
Ядерний реактор з твердим теплоносієм
Графіто-водний ядерний реактор
Графито-газовий ядерний реактор
Водо-водяний ядерний реактор
© Усі права захищені
написати до нас
Рейтинг@Mail.ru