Energetický slovník

A
B
C
D
E
F
G
H
CH
I
J
K
L
M
N
O
P
Q
R
S
T
U
V
W
X
Y
Z

Ťažkovodný reaktor (PHWR)

Typ jadrového reaktora, ktorý používa ťažkú vodu (D2O) ako moderátor aj chladiace médium. Ťažká voda takmer nepohlcuje neutróny, čo umožňuje využitie neobohateného prírodného uránu. Chladiaca ťažká voda je kvôli dosahovaniu vyšších teplôt v reaktore udržiavaná pod tlakom, zatiaľ čo moderátor má vlastný okruh a udržiava sa na nízkej teplote približne 30 °C, pretože s rastúcou teplotou sa jeho moderačné vlastnosti zhoršujú.

Reaktorová nádoba má podobu vodorovne uloženej valcovej nádoby, nazývanej kalandria, ktorou prechádzajú vodorovne uložené tlakové rúrky s palivovými súbormi (zväzkami). Výhodou PHWR je okrem využitia prírodného uránu aj možnosť výmeny paliva za prevádzky reaktora.

Tento typ reaktora bol vyvinutý v Kanade a je známy pod označením CANDU (CANada Deuterium Uranium). V roku 2023 bolo vo svete v prevádzke 47 reaktorov PHWR.

Vyraďovanie JE V1 Vyraďovanie JE A1 Nakladanie s VJP Nakladanie s IRAO a ZRAM Nakladanie s RAO Preprava RAO a VJP Komerčné aktivity