Azərbaycanca
Беларускі
Dansk
Deutsch
Española
Français
Indonesia
Italiana
日本語
Қазақ
Lietuvos
Nederlands
Português
Русский
සිංහල
แบบไทย
Türkçe
Українська
中國人
United State
Afrikaans
Реактор на важкій воді (Pressurized heavy-water reactor, PHWR) — ядерний реактор, який використовує важку воду (оксид дейтерію D2O) як теплоносій і сповільнювач нейтронів. PHWR часто використовують природний уран як паливо, але іноді також використовують дуже низькозбагачений уран. У важкій воді, яка використовується як теплоносій, підтримують тиск, щоб уникнути кипіння, дозволяючи їй досягти більш високої температури (переважно) без утворення парових бульбашок, як у водно-водяному реакторі. Хоча важку воду дуже дорого виділити зі звичайної води (на відміну від важкої води її часто називають легкою водою), її низьке поглинання нейтронів значно збільшує нейтронну ефективність реактора, уникаючи потреби у збагаченому паливі. Висока вартість важкої води компенсується зниженою вартістю використання природного урану та/або альтернативних паливних циклів.
 Схема роботи ядерного реактора CANDU з охолодженням важкою водою під тиском. | |
| Технічні характеристики | |
|---|---|
| Теплоносій | Важка вода |
| Паливо | Низькозбагачений уран |
| Будівництво та експлуатація | |
| Будівництво першого зразка | експериментальний 1949 |
Так як дейтерій має менший переріз поглинання нейтронів, ніж легкий водень, такі реактори мають покращений нейтронний баланс (тобто для них потрібно менш 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 дещо згладжується більшою ціною енергоблоку та теплоносія.
Промислові важководні реактори широко використовувалися для виробництва тритію і плутонію, а також для широкого спектру ізотопної продукції, в тому числі і медичного призначення.
Дослідницькі реактори також часто використовують важку воду.
Історія
Першими реакторами такого типу були американський Чиказька дровітня-3, побудований у 1944 році, та ZEEP, запущений у Канаді у 1945 році. Найвідомішим реактором цього типу є канадський CANDU (крім самої Канади, реактори CANDU експортувалися до Китаю, Південної Кореї, Індії, Румунії, Аргентини та Пакистану). Великомасштабна програма будівництва важководних реакторів здійснюється в Індії.
У СРСР важководні реактори розробляв . Перший експериментальний важководний реактор (головний конструктор — Б. М. Шолкович) був запущений в Лабораторії № 3 АН СРСР у квітні 1949 р. Під керівництвом А. І. Аліханова та В. В. Володимирського були розроблені та споруджені промислові важководні реактори для виробництва плутонію, тритію та ізотопів, досвідчені важководні реактори в Югославії та КНР, важководний реактор з газовим охолодженням [en] для атомної електростанції А-1 у Богуниці (Словаччина), що вступила в дію у 1972 році. Розробка ТВЕЛів для КС-150 велася у Харківському фізико-технічному інституті АН УРСР.
Загалом у світі зараз діє 47 енергетичних реакторів на важкій воді, 3 будуються.
Призначення використання важкої води
Ключ до підтримки ланцюгової реакції в ядерному реакторі полягає у використанні в середньому точно одного з нейтронів, що вивільняються під час кожної події ядерного поділу, для стимулювання іншої події ядерного поділу (в іншому ядрі, що розщеплюється). Завдяки ретельній розробці геометрії реактора та ретельному контролю за наявними речовинами, щоб впливати на реактивність, можна досягти та підтримувати самопідтримуючу ланцюгову реакцію або «критичність».
Природний уран складається з суміші різних ізотопів, насамперед 238U і значно меншої кількості (близько 0,72 % за масою) 235U. 238U може розщеплюватися лише нейтронами з відносною енергією, приблизно 1 МеВ або вище. Жодну кількість 238U не можна зробити «критичною», оскільки вона буде мати тенденцію поглинати більше нейтронів, ніж виділяє в процесі поділу. 235U, з іншого боку, може підтримувати самопідтримуючу ланцюгову реакцію, але через низьку природну кількість 235U, природний уран не може досягти критичності сам по собі.
Хитрість досягнення критичності, використовуючи лише природний або низькозбагачений уран, для якого не існує «власної» критичної маси, полягає в уповільненні випромінюваних нейтронів (не поглинаючи їх) до точки, де їх достатня кількість може призвести до подальшого поділу ядра в доступній невеликій кількості 235U. (238U, який є основною складовою природного урану, також ділиться швидкими нейтронами.) Це вимагає використання сповільнювача нейтронів, який поглинає практично всю кінетичну енергію нейтронів, сповільнюючи їх до такої міри, що вони досягають теплової рівноваги з навколишнім матеріалом. Виявлено, що для нейтронної ефективності корисно фізичне відокремлення процесу сповільнення енергії нейтронів від самого уранового палива, оскільки 238 U має високу ймовірність поглинання нейтронів з проміжними рівнями кінетичної енергії, реакція, знана як «резонансне» поглинання. Це фундаментальна причина для проєктування реакторів з окремими твердопаливними сегментами, оточеними сповільнювачем, а не будь-якої геометрії, яка давала б однорідну суміш палива та сповільнювача.
Вода — чудовий сповільнювач; звичайні атоми водню або протию в молекулах води дуже близькі за масою до одного нейтрона, і тому їх зіткнення призводять до дуже ефективної передачі імпульсу, концептуально схожої на зіткнення двох більярдних куль. Однак, крім того, що звичайна вода є хорошим сповільнювачем, вона також досить ефективно поглинає нейтрони. Тому використання звичайної води як сповільнювача легко поглине таку кількість нейтронів, що залишиться занадто мало для підтримки ланцюгової реакції з невеликими ізольованими ядрами 235U у паливі, що виключає критичність природного урану. Через це для легководного реактора буде потрібно, щоб ізотоп 235U був зосереджений в урановому паливі, відомому як збагачений уран, зазвичай від 3 % до 5 % 235U по масі. Побічний продукт цього процесу збагачення знаний як збіднений уран, і тому складається переважно з 238U, хімічно чистий. Ступінь збагачення, необхідна для досягнення критичності за допомогою легководного сповільнювача, залежить від точної геометрії та інших конструктивних параметрів реактора.
Одним з ускладнень цього підходу є потреба в установках для збагачення урану, будівництво та експлуатація яких, як правило, є дорогими. Вони також викликають занепокоєння щодо [en]: ті самі системи, що використовуються для збагачення 235U, також можна використовувати для виробництва набагато більш «чистого» збройового матеріалу (90 % або більше 235U), придатного для виробництва ядерної зброї. Це в жодному разі не тривіальне завдання, але достатньо здійсненне, щоб потужності зі збагачення становили значний ризик розповсюдження ядерної зброї.
Альтернативним рішенням проблеми є використання сповільнювача, який не поглинає нейтрони так легко, як вода. У цьому випадку потенційно всі нейтрони, що вивільняються, можуть бути сповільнені та використані в реакціях з 235U, і в цьому випадку в природному урані достатньо 235U для підтримки критичності. Одним із таких сповільнювачів є важка вода або оксид дейтерію. Хоча вона динамічно взаємодіє з нейтронами так само, як і легка вода (хоча в середньому з меншою передачею енергії, враховуючи, що важкий водень або дейтерій приблизно вдвічі перевищує масу водню), вона вже має додатковий нейтрон, на відміну від легкої води, яка має тенденцію до поглинання нейтронів.
Переваги і недоліки
U — хоча нелінійна залежність очевидна, зрозуміло, що в більшості випадків нижча [en] збільшує ймовірність поділу, що пояснює необхідність сповільнювача нейтронів і бажаність підтримувати його температуру якомога нижчою.
Переваги
Використання важкої води в якості сповільнювача є ключем до системи PHWR, що дозволяє використовувати природний уран як паливо (у вигляді керамічного UO2), що означає, що його можна експлуатувати без витрат на збагачення урану. Механічна конструкція PHWR, яка забезпечує перебування більшої частини сповільнювача при нижчих температурах, є особливо ефективною, оскільки отримані теплові нейтрони мають нижчу енергію [en] після послідовного проходження через сповільнювач приблизно дорівнює температурі сповільнювача), ніж у традиційних конструкціях, де сповільнювач зазвичай набагато гарячіше. [en] для реакції поділу вище в 235
U, чим нижча температура нейтронів, а отже, нижчі температури в сповільнювачі роблять успішну взаємодію між нейтронами та матеріалом, що поділяється, більш імовірною. Ці особливості означають, що PHWR може використовувати природний уран та інші види палива, і робить це більш ефективно, ніж легководні реактори (LWR). Стверджується, що PHWR типу CANDU здатні працювати з паливом, включаючи перероблений уран або навіть відпрацьоване ядерне паливо зі «звичайних» легководних реакторів, а також з MOX-паливо, і тривають дослідження здатності реакторів типу CANDU працювати суто на такому паливі в комерційних умовах.
Недоліки
Реактори на важкій воді мають деякі недоліки. Важка вода зазвичай коштує сотні доларів за кілограм, хоча це є компромісом проти зниження витрат на паливо. Знижений енергетичний вміст природного урану в порівнянні зі збагаченим ураном вимагає частішої заміни палива; зазвичай це досягається за допомогою системи заправки під час роботи. Збільшена швидкість переміщення палива через реактор також призводить до більших обсягів відпрацьованого палива, ніж у LWR із використанням збагаченого урану. Оскільки незбагачене уранове паливо накопичує меншу щільність [en], ніж збагачене уранове паливо, воно генерує менше тепла, що забезпечує компактніше зберігання. Хоча дейтерій має менший перетин захоплення нейтронів, ніж протій, це значення не дорівнює нулю, і, таким чином, частина важкої води сповільнювача неминуче буде перетворена на тритієву воду. Хоча тритій, радіоактивний ізотоп водню, також утворюється як продукт поділу в незначних кількостях в інших реакторах, тритій може легше вийти в навколишнє середовище, якщо він також присутній в охолоджуючій воді, що має місце в тих PHWR, які використовують важку воду і як сповільнювач, і як теплоносій. Деякі реактори CANDU відокремлюють тритій зі свого запасу важкої води через регулярні проміжки часу і продають його з прибутком.
У той час як для типових тепловидільних збірок CANDU, конструкція реактора має трохи позитивний паровий коефіцієнт реактивності, розроблені Аргентиною тепловидільні елементи CARA, що використовуються в Атуча І, можуть мати бажаний негативний коефіцієнт.
Розповсюдження ядерної зброї
Хоча до розробки в Індії ядерної зброї (див. нижче) здатність використовувати природний уран (і таким чином відмовитися від необхідності збагачення урану, яке є технологією подвійного використання) вважалася перешкодою для розповсюдження ядерної зброї, ця думка різко змінилася у світлі здатність кількох країн створювати атомні бомби з плутонію, який можна легко виробляти у реакторах на важкій воді. Таким чином, реактори на важкій воді можуть становити більший ризик розповсюдження ядерної зброї у порівнянні з порівнянними реакторами на легкій воді через низьку здатність важкої води поглинати нейтрони, відкриту в 1937 році Гансом фон Хальбаном і Отто Фрішем. Іноді, коли атом 238U зазнає впливу нейтронного випромінювання, його ядро захоплює нейтрон, змінюючи його на 239U. Потім 239U швидко зазнає двох β - розпадів — обидва випромінюють електрон і антинейтрино, перший перетворює 239U в [en], а другий перетворює 239Np в 239Pu. Попри те, що цей процес відбувається з іншими сповільнювачами, такими як надчистий графіт або берилій, важка вода, безумовно, найкраща. Мангеттенський проєкт в кінцевому підсумку використовував реактори зі графітовим сповільнювачем для виробництва плутонію, тоді як німецький ядерний проєкт помилково відкинув графіт як відповідний сповільнювач через домішки і, таким чином, зробив невдалі спроби використовувати важку воду (яку вони правильно визначили як чудовий сповільнювач). Радянська ядерна програма також використовувала графіт як сповільнювач і в кінцевому підсумку розробила реактор з графітовим сповільнювачем РБМК як реактор, здатний виробляти як велику кількість електроенергії, так і збройовий плутоній без необхідності важкої води або — принаймні відповідно до початкових технічних характеристик — без необхідності збагачення урану.
239Pu — матеріал, що розщеплюється, придатний для використання в ядерній зброї. В результаті, якщо паливо реактора на важкій воді часто змінювати, значні кількості збройового плутонію можуть бути хімічно вилучені з опроміненого природного уранового палива шляхом переробки ядерного палива.
Крім того, використання важкої води як сповільнювача призводить до утворення невеликої кількості тритію, коли ядра дейтерію у важкій воді поглинають нейтрони, що є дуже неефективною реакцією. Тритій має важливе значення для виробництва зброї прискоренного поділу, яка, у свою чергу, забезпечує легше виробництво термоядерної зброї, включаючи нейтронні бомби. Наразі очікується, що цей процес забезпечить (принаймні частково) тритій для ITER.
Ризик поширення реакторів на важкій воді був продемонстрований, коли Індія виготовила плутоній для операції «Усміхнений Будда», свого першого випробування ядерної зброї, шляхом вилучення з відпрацьованого палива дослідницького реактора на важкій воді, відомого як [en].
Див. також
- Реактор CANDU: переважаючий тип PHWR
- IPHWR-700 і IPHWR-220, типи PHWR розроблені в Індії
- Список комерційних ядерних реакторів
- Водно-водяний реактор
Примітки
- Pocket Guide Reactors (PDF). World-Nuclear.org. 2015. Процитовано 24 грудня 2021.
- . Архів оригіналу за 15 травня 2010. Процитовано 28 січня 2011.
{{}}: Недійсний|deadlink=да()Обслуговування CS1: Сторінки з текстом «archived copy» як значення параметру title () - Абрамов В. М., Батуров Б. Б., Богданов Н. В. и др. Первая чехословацкая атомная электростанция А-1 с тяжеловодным реактором КС-150 (разработка и конструкция). — Атомная энергия. — 1974. — Вип. 2 (лютий). — С. 113—124.
- Двадцять четверті Сумцовські читання. Збірник матеріалів наукової конференції «Музей у глобальному світі: інновації та збереження традицій» (PDF) (українською) . Майдан. 18 квітня 2018. с. 197. ISBN . Процитовано 1 червня 2024.
- Науково-технічний комплекс «Ядерний паливний цикл» Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут». logos-ukraine.com.ua. Процитовано 1 червня 2024.
- Marion Brünglinghaus. . euronuclear.org. Архів оригіналу за 12 June 2018. Процитовано 11 вересня 2015.
- Lestani, H.A.; González, H.J.; Florido, P.C. (2014). Negative power coefficient on PHWRS with CARA fuel. Nuclear Engineering and Design. 270: 185—197. doi:10.1016/j.nucengdes.2013.12.056.
- Waltham, Chris (June 2002). An Early History of Heavy Water. Department of Physics and Astronomy, University of British Columbia: 28. arXiv:physics/0206076. Bibcode:2002physics...6076W.
- Tritium supply and use: a key issue for the development of nuclear fusion energy. Fusion Engineering and Design (англ.). 136: 1140—1148. 1 листопада 2018. doi:10.1016/j.fusengdes.2018.04.090. ISSN 0920-3796.
- India's Nuclear Weapons Program: Smiling Buddha: 1974. Процитовано 23 червня 2017.
Посилання
- Офіційний сайт AECL
- МАГАТЕ — Серія технічних звітів № 407
Вікіпедія, Українська, Україна, книга, книги, бібліотека, стаття, читати, завантажити, безкоштовно, безкоштовно завантажити, mp3, відео, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, малюнок, музика, пісня, фільм, книга, гра, ігри, мобільний, телефон, android, ios, apple, мобільний телефон, samsung, iphone, xiomi, xiaomi, redmi, honor, oppo, nokia, sonya, mi, ПК, web, Інтернет
Reaktor na vazhkij vodi Pressurized heavy water reactor PHWR yadernij reaktor yakij vikoristovuye vazhku vodu oksid dejteriyu D2O yak teplonosij i spovilnyuvach nejtroniv PHWR chasto vikoristovuyut prirodnij uran yak palivo ale inodi takozh vikoristovuyut duzhe nizkozbagachenij uran U vazhkij vodi yaka vikoristovuyetsya yak teplonosij pidtrimuyut tisk shob uniknuti kipinnya dozvolyayuchi yij dosyagti bilsh visokoyi temperaturi perevazhno bez utvorennya parovih bulbashok yak u vodno vodyanomu reaktori Hocha vazhku vodu duzhe dorogo vidiliti zi zvichajnoyi vodi na vidminu vid vazhkoyi vodi yiyi chasto nazivayut legkoyu vodoyu yiyi nizke poglinannya nejtroniv znachno zbilshuye nejtronnu efektivnist reaktora unikayuchi potrebi u zbagachenomu palivi Visoka vartist vazhkoyi vodi kompensuyetsya znizhenoyu vartistyu vikoristannya prirodnogo uranu ta abo alternativnih palivnih cikliv Reaktor na vazhkij vodiShema roboti yadernogo reaktora CANDU z oholodzhennyam vazhkoyu vodoyu pid tiskom Tehnichni harakteristikiTeplonosij Vazhka vodaPalivo Nizkozbagachenij uranBudivnictvo ta ekspluataciyaBudivnictvo pershogo zrazka eksperimentalnij 1949 Tak yak dejterij maye menshij pereriz poglinannya nejtroniv nizh legkij voden taki reaktori mayut pokrashenij nejtronnij balans tobto dlya nih potribno mensh zbagachenij uran sho dozvolyaye vikoristovuvati yak palivo prirodnij uran v energetichnih reaktorah abo vikoristovuvati zajvi nejtroni dlya napracyuvannya izotopiv V energetichnih reaktorah vikoristannya prirodnogo uranu znachno znizhuye vitrati na palivo hocha ekonomichnij efekt desho zgladzhuyetsya bilshoyu cinoyu energobloku ta teplonosiya Promislovi vazhkovodni reaktori shiroko vikoristovuvalisya dlya virobnictva tritiyu i plutoniyu a takozh dlya shirokogo spektru izotopnoyi produkciyi v tomu chisli i medichnogo priznachennya Doslidnicki reaktori takozh chasto vikoristovuyut vazhku vodu IstoriyaPershimi reaktorami takogo tipu buli amerikanskij Chikazka drovitnya 3 pobudovanij u 1944 roci ta ZEEP zapushenij u Kanadi u 1945 roci Najvidomishim reaktorom cogo tipu ye kanadskij CANDU krim samoyi Kanadi reaktori CANDU eksportuvalisya do Kitayu Pivdennoyi Koreyi Indiyi Rumuniyi Argentini ta Pakistanu Velikomasshtabna programa budivnictva vazhkovodnih reaktoriv zdijsnyuyetsya v Indiyi U SRSR vazhkovodni reaktori rozroblyav inshi movi Pershij eksperimentalnij vazhkovodnij reaktor golovnij konstruktor B M Sholkovich buv zapushenij v Laboratoriyi 3 AN SRSR u kvitni 1949 r Pid kerivnictvom A I Alihanova ta V V Volodimirskogo buli rozrobleni ta sporudzheni promislovi vazhkovodni reaktori dlya virobnictva plutoniyu tritiyu ta izotopiv dosvidcheni vazhkovodni reaktori v Yugoslaviyi ta KNR vazhkovodnij reaktor z gazovim oholodzhennyam en dlya atomnoyi elektrostanciyi A 1 u Bogunici Slovachchina sho vstupila v diyu u 1972 roci Rozrobka TVELiv dlya KS 150 velasya u Harkivskomu fiziko tehnichnomu instituti AN URSR Zagalom u sviti zaraz diye 47 energetichnih reaktoriv na vazhkij vodi 3 buduyutsya Priznachennya vikoristannya vazhkoyi vodiKlyuch do pidtrimki lancyugovoyi reakciyi v yadernomu reaktori polyagaye u vikoristanni v serednomu tochno odnogo z nejtroniv sho vivilnyayutsya pid chas kozhnoyi podiyi yadernogo podilu dlya stimulyuvannya inshoyi podiyi yadernogo podilu v inshomu yadri sho rozsheplyuyetsya Zavdyaki retelnij rozrobci geometriyi reaktora ta retelnomu kontrolyu za nayavnimi rechovinami shob vplivati na reaktivnist mozhna dosyagti ta pidtrimuvati samopidtrimuyuchu lancyugovu reakciyu abo kritichnist Prirodnij uran skladayetsya z sumishi riznih izotopiv nasampered 238U i znachno menshoyi kilkosti blizko 0 72 za masoyu 235U 238U mozhe rozsheplyuvatisya lishe nejtronami z vidnosnoyu energiyeyu priblizno 1 MeV abo vishe Zhodnu kilkist 238U ne mozhna zrobiti kritichnoyu oskilki vona bude mati tendenciyu poglinati bilshe nejtroniv nizh vidilyaye v procesi podilu 235U z inshogo boku mozhe pidtrimuvati samopidtrimuyuchu lancyugovu reakciyu ale cherez nizku prirodnu kilkist 235U prirodnij uran ne mozhe dosyagti kritichnosti sam po sobi Hitrist dosyagnennya kritichnosti vikoristovuyuchi lishe prirodnij abo nizkozbagachenij uran dlya yakogo ne isnuye vlasnoyi kritichnoyi masi polyagaye v upovilnenni viprominyuvanih nejtroniv ne poglinayuchi yih do tochki de yih dostatnya kilkist mozhe prizvesti do podalshogo podilu yadra v dostupnij nevelikij kilkosti 235U 238U yakij ye osnovnoyu skladovoyu prirodnogo uranu takozh dilitsya shvidkimi nejtronami Ce vimagaye vikoristannya spovilnyuvacha nejtroniv yakij poglinaye praktichno vsyu kinetichnu energiyu nejtroniv spovilnyuyuchi yih do takoyi miri sho voni dosyagayut teplovoyi rivnovagi z navkolishnim materialom Viyavleno sho dlya nejtronnoyi efektivnosti korisno fizichne vidokremlennya procesu spovilnennya energiyi nejtroniv vid samogo uranovogo paliva oskilki 238 U maye visoku jmovirnist poglinannya nejtroniv z promizhnimi rivnyami kinetichnoyi energiyi reakciya znana yak rezonansne poglinannya Ce fundamentalna prichina dlya proyektuvannya reaktoriv z okremimi tverdopalivnimi segmentami otochenimi spovilnyuvachem a ne bud yakoyi geometriyi yaka davala b odnoridnu sumish paliva ta spovilnyuvacha Voda chudovij spovilnyuvach zvichajni atomi vodnyu abo protiyu v molekulah vodi duzhe blizki za masoyu do odnogo nejtrona i tomu yih zitknennya prizvodyat do duzhe efektivnoyi peredachi impulsu konceptualno shozhoyi na zitknennya dvoh bilyardnih kul Odnak krim togo sho zvichajna voda ye horoshim spovilnyuvachem vona takozh dosit efektivno poglinaye nejtroni Tomu vikoristannya zvichajnoyi vodi yak spovilnyuvacha legko pogline taku kilkist nejtroniv sho zalishitsya zanadto malo dlya pidtrimki lancyugovoyi reakciyi z nevelikimi izolovanimi yadrami 235U u palivi sho viklyuchaye kritichnist prirodnogo uranu Cherez ce dlya legkovodnogo reaktora bude potribno shob izotop 235U buv zoseredzhenij v uranovomu palivi vidomomu yak zbagachenij uran zazvichaj vid 3 do 5 235U po masi Pobichnij produkt cogo procesu zbagachennya znanij yak zbidnenij uran i tomu skladayetsya perevazhno z 238U himichno chistij Stupin zbagachennya neobhidna dlya dosyagnennya kritichnosti za dopomogoyu legkovodnogo spovilnyuvacha zalezhit vid tochnoyi geometriyi ta inshih konstruktivnih parametriv reaktora Odnim z uskladnen cogo pidhodu ye potreba v ustanovkah dlya zbagachennya uranu budivnictvo ta ekspluataciya yakih yak pravilo ye dorogimi Voni takozh viklikayut zanepokoyennya shodo en ti sami sistemi sho vikoristovuyutsya dlya zbagachennya 235U takozh mozhna vikoristovuvati dlya virobnictva nabagato bilsh chistogo zbrojovogo materialu 90 abo bilshe 235U pridatnogo dlya virobnictva yadernoyi zbroyi Ce v zhodnomu razi ne trivialne zavdannya ale dostatno zdijsnenne shob potuzhnosti zi zbagachennya stanovili znachnij rizik rozpovsyudzhennya yadernoyi zbroyi Alternativnim rishennyam problemi ye vikoristannya spovilnyuvacha yakij ne poglinaye nejtroni tak legko yak voda U comu vipadku potencijno vsi nejtroni sho vivilnyayutsya mozhut buti spovilneni ta vikoristani v reakciyah z 235U i v comu vipadku v prirodnomu urani dostatno 235U dlya pidtrimki kritichnosti Odnim iz takih spovilnyuvachiv ye vazhka voda abo oksid dejteriyu Hocha vona dinamichno vzayemodiye z nejtronami tak samo yak i legka voda hocha v serednomu z menshoyu peredacheyu energiyi vrahovuyuchi sho vazhkij voden abo dejterij priblizno vdvichi perevishuye masu vodnyu vona vzhe maye dodatkovij nejtron na vidminu vid legkoyi vodi yaka maye tendenciyu do poglinannya nejtroniv Perevagi i nedoliki en u reakciyi podilu 235 U hocha nelinijna zalezhnist ochevidna zrozumilo sho v bilshosti vipadkiv nizhcha en zbilshuye jmovirnist podilu sho poyasnyuye neobhidnist spovilnyuvacha nejtroniv i bazhanist pidtrimuvati jogo temperaturu yakomoga nizhchoyu Perevagi Vikoristannya vazhkoyi vodi v yakosti spovilnyuvacha ye klyuchem do sistemi PHWR sho dozvolyaye vikoristovuvati prirodnij uran yak palivo u viglyadi keramichnogo UO2 sho oznachaye sho jogo mozhna ekspluatuvati bez vitrat na zbagachennya uranu Mehanichna konstrukciya PHWR yaka zabezpechuye perebuvannya bilshoyi chastini spovilnyuvacha pri nizhchih temperaturah ye osoblivo efektivnoyu oskilki otrimani teplovi nejtroni mayut nizhchu energiyu en pislya poslidovnogo prohodzhennya cherez spovilnyuvach priblizno dorivnyuye temperaturi spovilnyuvacha nizh u tradicijnih konstrukciyah de spovilnyuvach zazvichaj nabagato garyachishe en dlya reakciyi podilu vishe v 235 U chim nizhcha temperatura nejtroniv a otzhe nizhchi temperaturi v spovilnyuvachi roblyat uspishnu vzayemodiyu mizh nejtronami ta materialom sho podilyayetsya bilsh imovirnoyu Ci osoblivosti oznachayut sho PHWR mozhe vikoristovuvati prirodnij uran ta inshi vidi paliva i robit ce bilsh efektivno nizh legkovodni reaktori LWR Stverdzhuyetsya sho PHWR tipu CANDU zdatni pracyuvati z palivom vklyuchayuchi pereroblenij uran abo navit vidpracovane yaderne palivo zi zvichajnih legkovodnih reaktoriv a takozh z MOX palivo i trivayut doslidzhennya zdatnosti reaktoriv tipu CANDU pracyuvati suto na takomu palivi v komercijnih umovah Nedoliki Reaktori na vazhkij vodi mayut deyaki nedoliki Vazhka voda zazvichaj koshtuye sotni dolariv za kilogram hocha ce ye kompromisom proti znizhennya vitrat na palivo Znizhenij energetichnij vmist prirodnogo uranu v porivnyanni zi zbagachenim uranom vimagaye chastishoyi zamini paliva zazvichaj ce dosyagayetsya za dopomogoyu sistemi zapravki pid chas roboti Zbilshena shvidkist peremishennya paliva cherez reaktor takozh prizvodit do bilshih obsyagiv vidpracovanogo paliva nizh u LWR iz vikoristannyam zbagachenogo uranu Oskilki nezbagachene uranove palivo nakopichuye menshu shilnist en nizh zbagachene uranove palivo vono generuye menshe tepla sho zabezpechuye kompaktnishe zberigannya Hocha dejterij maye menshij peretin zahoplennya nejtroniv nizh protij ce znachennya ne dorivnyuye nulyu i takim chinom chastina vazhkoyi vodi spovilnyuvacha neminuche bude peretvorena na tritiyevu vodu Hocha tritij radioaktivnij izotop vodnyu takozh utvoryuyetsya yak produkt podilu v neznachnih kilkostyah v inshih reaktorah tritij mozhe legshe vijti v navkolishnye seredovishe yaksho vin takozh prisutnij v oholodzhuyuchij vodi sho maye misce v tih PHWR yaki vikoristovuyut vazhku vodu i yak spovilnyuvach i yak teplonosij Deyaki reaktori CANDU vidokremlyuyut tritij zi svogo zapasu vazhkoyi vodi cherez regulyarni promizhki chasu i prodayut jogo z pributkom U toj chas yak dlya tipovih teplovidilnih zbirok CANDU konstrukciya reaktora maye trohi pozitivnij parovij koeficiyent reaktivnosti rozrobleni Argentinoyu teplovidilni elementi CARA sho vikoristovuyutsya v Atucha I mozhut mati bazhanij negativnij koeficiyent Rozpovsyudzhennya yadernoyi zbroyiHocha do rozrobki v Indiyi yadernoyi zbroyi div nizhche zdatnist vikoristovuvati prirodnij uran i takim chinom vidmovitisya vid neobhidnosti zbagachennya uranu yake ye tehnologiyeyu podvijnogo vikoristannya vvazhalasya pereshkodoyu dlya rozpovsyudzhennya yadernoyi zbroyi cya dumka rizko zminilasya u svitli zdatnist kilkoh krayin stvoryuvati atomni bombi z plutoniyu yakij mozhna legko viroblyati u reaktorah na vazhkij vodi Takim chinom reaktori na vazhkij vodi mozhut stanoviti bilshij rizik rozpovsyudzhennya yadernoyi zbroyi u porivnyanni z porivnyannimi reaktorami na legkij vodi cherez nizku zdatnist vazhkoyi vodi poglinati nejtroni vidkritu v 1937 roci Gansom fon Halbanom i Otto Frishem Inodi koli atom 238U zaznaye vplivu nejtronnogo viprominyuvannya jogo yadro zahoplyuye nejtron zminyuyuchi jogo na 239U Potim 239U shvidko zaznaye dvoh b rozpadiv obidva viprominyuyut elektron i antinejtrino pershij peretvoryuye 239U v en a drugij peretvoryuye 239Np v 239Pu Popri te sho cej proces vidbuvayetsya z inshimi spovilnyuvachami takimi yak nadchistij grafit abo berilij vazhka voda bezumovno najkrasha Mangettenskij proyekt v kincevomu pidsumku vikoristovuvav reaktori zi grafitovim spovilnyuvachem dlya virobnictva plutoniyu todi yak nimeckij yadernij proyekt pomilkovo vidkinuv grafit yak vidpovidnij spovilnyuvach cherez domishki i takim chinom zrobiv nevdali sprobi vikoristovuvati vazhku vodu yaku voni pravilno viznachili yak chudovij spovilnyuvach Radyanska yaderna programa takozh vikoristovuvala grafit yak spovilnyuvach i v kincevomu pidsumku rozrobila reaktor z grafitovim spovilnyuvachem RBMK yak reaktor zdatnij viroblyati yak veliku kilkist elektroenergiyi tak i zbrojovij plutonij bez neobhidnosti vazhkoyi vodi abo prinajmni vidpovidno do pochatkovih tehnichnih harakteristik bez neobhidnosti zbagachennya uranu 239Pu material sho rozsheplyuyetsya pridatnij dlya vikoristannya v yadernij zbroyi V rezultati yaksho palivo reaktora na vazhkij vodi chasto zminyuvati znachni kilkosti zbrojovogo plutoniyu mozhut buti himichno vilucheni z oprominenogo prirodnogo uranovogo paliva shlyahom pererobki yadernogo paliva Krim togo vikoristannya vazhkoyi vodi yak spovilnyuvacha prizvodit do utvorennya nevelikoyi kilkosti tritiyu koli yadra dejteriyu u vazhkij vodi poglinayut nejtroni sho ye duzhe neefektivnoyu reakciyeyu Tritij maye vazhlive znachennya dlya virobnictva zbroyi priskorennogo podilu yaka u svoyu chergu zabezpechuye legshe virobnictvo termoyadernoyi zbroyi vklyuchayuchi nejtronni bombi Narazi ochikuyetsya sho cej proces zabezpechit prinajmni chastkovo tritij dlya ITER Rizik poshirennya reaktoriv na vazhkij vodi buv prodemonstrovanij koli Indiya vigotovila plutonij dlya operaciyi Usmihnenij Budda svogo pershogo viprobuvannya yadernoyi zbroyi shlyahom viluchennya z vidpracovanogo paliva doslidnickogo reaktora na vazhkij vodi vidomogo yak en Div takozhReaktor CANDU perevazhayuchij tip PHWR IPHWR 700 i IPHWR 220 tipi PHWR rozrobleni v Indiyi Spisok komercijnih yadernih reaktoriv Vodno vodyanij reaktorPrimitkiPocket Guide Reactors PDF World Nuclear org 2015 Procitovano 24 grudnya 2021 Arhiv originalu za 15 travnya 2010 Procitovano 28 sichnya 2011 a href wiki D0 A8 D0 B0 D0 B1 D0 BB D0 BE D0 BD Cite web title Shablon Cite web cite web a Nedijsnij deadlink da dovidka Obslugovuvannya CS1 Storinki z tekstom archived copy yak znachennya parametru title posilannya Abramov V M Baturov B B Bogdanov N V i dr Pervaya chehoslovackaya atomnaya elektrostanciya A 1 s tyazhelovodnym reaktorom KS 150 razrabotka i konstrukciya Atomnaya energiya 1974 Vip 2 lyutij S 113 124 Dvadcyat chetverti Sumcovski chitannya Zbirnik materialiv naukovoyi konferenciyi Muzej u globalnomu sviti innovaciyi ta zberezhennya tradicij PDF ukrayinskoyu Majdan 18 kvitnya 2018 s 197 ISBN 978 966 372 710 3 Procitovano 1 chervnya 2024 Naukovo tehnichnij kompleks Yadernij palivnij cikl Nacionalnogo naukovogo centru Harkivskij fiziko tehnichnij institut logos ukraine com ua Procitovano 1 chervnya 2024 Marion Brunglinghaus euronuclear org Arhiv originalu za 12 June 2018 Procitovano 11 veresnya 2015 Lestani H A Gonzalez H J Florido P C 2014 Negative power coefficient on PHWRS with CARA fuel Nuclear Engineering and Design 270 185 197 doi 10 1016 j nucengdes 2013 12 056 Waltham Chris June 2002 An Early History of Heavy Water Department of Physics and Astronomy University of British Columbia 28 arXiv physics 0206076 Bibcode 2002physics 6076W Tritium supply and use a key issue for the development of nuclear fusion energy Fusion Engineering and Design angl 136 1140 1148 1 listopada 2018 doi 10 1016 j fusengdes 2018 04 090 ISSN 0920 3796 India s Nuclear Weapons Program Smiling Buddha 1974 Procitovano 23 chervnya 2017 PosilannyaOficijnij sajt AECL MAGATE Seriya tehnichnih zvitiv 407