Википедия

Тяжеловодный ядерный реактор: различия между версиями

Интерактивная навигация по истории
[непроверенная версия][отпатрулированная версия]
← Предыдущая правкаСледующая правка →
Содержимое удалено Содержимое добавлено
ВизуальныйВики-текст
Перспективы
м →‎Преамбула: оформление
Строка 3:
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 [[:en:Chicago_PileChicago Pile-3|CP-3]], построенный в 1944 году, и
[[ZEEP]], запущенный в [[Канада|Канаде]] в 1945 году.
Наиболее известным реактором этого типа является канадский [[CANDU]] (помимо самой Канады, реакторы CANDU экспортировались в [[Китай]], [[Южная Корея|Южную Корею]], [[Индия|Индию]], [[Румыния|Румынию]], [[Аргентина|Аргентину]] и [[Пакистан]]).
Крупномасштабная программа строительства тяжеловодных реакторов осуществляется [[Промышленность Индии|в Индии]].
 
Строка 14:
[[Исследовательский реактор|Исследовательские реакторы]] также часто используют тяжёлую воду.
 
В [[СССР]] тяжеловодные реакторы разрабатывал [[Институт теоретической и экспериментальной физики]]. Первый экспериментальный тяжеловодный реактор (главный конструктор - — [[Шолкович, Борис Михайлович|Б.  М.  Шолкович]]) был запущен в [[Институт теоретической и экспериментальной физики|Лаборатории №  3 АН СССР]] в апреле 1949  г. Под руководством [[Алиханов, Абрам Исаакович|А. И. Алиханова]] и [[Владимирский, Василий Васильевич|В. В. Владимирского]] были разработаны и сооружены промышленные тяжеловодные реакторы для производства плутония, [[тритий|трития]] и изотопов, опытные тяжеловодные реакторы в [[Югославия|Югославии]] и КНР, тяжеловодный реактор с газовым охлаждением КС-150 для атомной электростанции А-1 в [[АЭС Богунице|Богунице]] ([[Словакия]]), вступившей в строй в 1972 году. Разработка [[Тепловыделяющий элемент|ТВЭЛов]] для КС-150 велась в [[ХФТИ|Харьковском физико-техническом институте АН УССР]].
 
;Перспективные разработки:
В настоящее время в Индии разрабатывается т.  н. «{{нп5|Улучшенный тяжеловодный ядерный реактор|||Advanced Heavy Water Reactor}}», использующий [[Канальный ядерный реактор|канальную архитектуру]] и [[Ядерное топливо#Ториевое топливо|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 «{{нп5|Улучшенный CANDU|||Advanced CANDU Reactor}}», использующем обычный урановый цикл, а также {{нп5|Кипящий канальный тяжеловодный реактор|SGHWR||SGHWR}} ([[Кипящий ядерный реактор|кипящий]] [[Канальный ядерный реактор|канальный]] тяжеловодный реактор).
Источник — https://ru.wikipedia.org/wiki/Тяжеловодный_ядерный_реактор