Réacteur à eau lourde pressurisée

Un article de Wikipédia, l'encyclopédie libre.
Aller à : navigation, rechercher

Un réacteur à eau lourde pressurisée ou pressurised heavy water reactor (PHWR) est un réacteur nucléaire qui utilise de l'uranium naturel comme combustible et de l'eau lourde (D2O) à la fois comme caloporteur et comme modérateur.

Dans un réacteur à eau lourde, il est possible d'utiliser de l'uranium naturel (non enrichi) car l'eau lourde possède l'avantage de modérer les neutrons sans les absorber. Bien que l'eau lourde soit relativement onéreuse, le réacteur peut fonctionner sans faire appel à un coûteux équipement d'enrichissement de l'uranium, ce qui équilibre les coûts.

Dans le réacteur à eau lourde pressurisée, l'eau lourde est maintenue sous pression jusqu'à son point d'ébullition, ce qui permet d'augmenter sa température pour transporter plus de chaleur en dehors du cœur du réacteur.

Les premiers réacteur à eau lourde pressurisée furent les réacteurs canadiens CANDU, fabriqués par la société EACL. Après avoir été vendus dans le monde entier, 46 réacteurs à eau lourde pressurisée sont encore en fonctionnement ou en rénovation au 31 décembre 2010[1]. La société électronucléaire indienne NPCIL a construit et exploite 11 réacteurs à eau lourde pressurisée. À l'origine, ces réacteurs fabriqués en dehors du Canada étaient de la rétro-ingénierie du réacteur CANDU, mais les modèles actuels ont des caractéristiques spécifiques.

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Références[modifier | modifier le code]

  1. (en) Nuclear power reactor in the World, AIEA Reference Data Series n°2, 2011 Edition