Большая Советская энциклопедия - тяжеловодный реактор

Тепловой реактор, в котором замедлителем служит Тяжёлая вода (D2O). Т. к. тяжёлая вода обладает малым сечением поглощения нейтронов, то в Т. р. может быть весьма велика доля воспроизводимого (вторичного) ядерного топлива (См. Ядерное топливо) (отношение массы воспроизводимого топлива к массе сжигаемого достигает Тяжеловодный реактор0,9). В качестве теплоносителя (См. Теплоноситель) в Т. р. используют обычную и тяжёлую воду и некоторые газы (например, водяной пар, двуокись углерода). Строительство и эксплуатация Т. р. требуют очень больших затрат из-за высокой стоимости тяжёлой воды. Вследствие этого промышленные Т. р. распространены лишь в тех странах, где производство тяжёлой воды обходится сравнительно недорого (например, в Канаде, располагающей исключительно дешёвой электроэнергией ГЭС).

Лит. см. при ст. Ядерный реактор.

Большая советская энциклопедия. — М.: Советская энциклопедия

1969—1978