Lompat ke isi

Reaktor air berat bertekanan: Perbedaan antara revisi

Dari Wikipedia bahasa Indonesia, ensiklopedia bebas
Jelajahi riwayat secara interaktif
← Revisi sebelumnyaRevisi selanjutnya →
Konten dihapus Konten ditambahkan
VisualTeks wiki
Ghori Tanjung (bicara | kontrib)
455 suntingan
Tidak ada ringkasan suntingan
Ghori Tanjung (bicara | kontrib)
455 suntingan
Tidak ada ringkasan suntingan
Tag: pranala ke halaman disambiguasi
Baris 1: Baris 1:
[[File:CANDU Reactor Schematic.svg|thumb|400px|Diagram skema reaktor CANDU: {{color box|#f2cd44}} Panas dan {{color box|#feeda9}} sisi dingin dari loop air berat primer; {{color box|#e12c2c}} panas dan {{color box|#3d99fa}} sisi dingin dari lingkaran cahaya-air sekunder; dan {{color box|#ffccff}} moderator air berat dingin di calandria, bersama dengan batang pengatur yang dimasukkan sebagian (seperti batang kendali CANDU yang dikenal).
[[File:CANDU Reactor Schematic.svg|thumb|400px|Diagram skema [[reaktor CANDU]]: {{color box|#f2cd44}} Panas dan {{color box|#feeda9}} sisi dingin dari loop air berat primer; {{color box|#e12c2c}} panas dan {{color box|#3d99fa}} sisi dingin dari lingkaran air ringan sekunder; dan {{color box|#ffccff}} moderator air berat dingin di [[kalandria]], bersama dengan batang pengatur yang dimasukkan sebagian (seperti batang kendali CANDU yang dikenal).
{{Columns-list|colwidth=30em|
{{Columns-list|colwidth=30em|
{{ordered list
{{ordered list
Baris 17: Baris 17:
}}
}}
}}
}}
Desain reaktor CANDU PHWR ini adalah sejumlah bundel bahan bakar dalam banyak selubung tabung kaliandria dan ditata horisontal mendatar seperti tumpukan gelondong, pendingin air berat panas dialirkan dengan banyak pipa ke steam generator menghasilkan uap panas tekanan tinggi yang dialirkan menggerakkan turbin generator listrik. Sedangkan pada reaktor lain sejumlah bundel bahan bakar dipasang tegak vertikal disatukan dalam satu kolam wadah bejana reaktor panas dan tekanan tinggi. Desain PHWR ini memudahkan penggantian bahan bakar secara online.
Desain [[reaktor CANDU]] PHWR ini adalah sejumlah bundel bahan bakar dalam banyak selongsong [[tabung]] [[kalandria]] dan ditata horizontal mendatar seperti tumpukan gelondong, pendingin [[air berat]] panas dialirkan dengan banyak pipa ke steam generator uap boiler menghasilkan uap panas tekanan tinggi yang dialirkan menggerakkan turbin generator listrik. Sedangkan pada reaktor lain sejumlah bundel bahan bakar dipasang tegak vertikal disatukan dalam satu kolam wadah bejana reaktor panas dan tekanan tinggi. Desain PHWR ini memudahkan penggantian bahan bakar secara online.
]]
]]
'''Reaktor air berat''' atau '''reaktor air berat bertekanan''' ('''''pressurized heavy-water reactor''''', '''PWHR''') adalah [[reaktor nuklir]] daya [[PLTN]] generasi II berbahan bakar [[uranium alam]] kadang [[uranium]] diperkaya sangat rendah yang menggunakan [[air berat]] ([[deuterium oksida]], D<sub>2</sub>O) sebagai [[pendingin reaktor nuklir|zat pendingin]] dan [[moderator neutron|moderator (pelambat) neutron]]. Air berat atau [[deuterium oksida]] adalah air dengan isotop [[deuterium]] (<sup>2</sup>H) sebagai hidrogennya. Air berat ini diberi tekanan tinggi agar dapat menyerap panas dan memiliki suhu tinggi tanpa mengalami pendidihan. Prinsip ini mirip [[reaktor air bertekanan|reaktor air tekanan tinggi]] biasa. Walaupun air berat jauh lebih mahal dibanding air biasa, penggunannya meningkatkan [[ekonomi neutron]] dari reaktor tersebut. Contoh jenis reaktor PHWR adalah [[Reaktor CANDU]] yang dikembangkan oleh negara [[Kanada]] dan reaktor [[IPHWR]] [[India]]. Pada awal tahun 2001, 31 PHWR beroperasi, memiliki kapasitas total 16,5 GW(e), mewakili sekitar 7,76% berdasarkan jumlah dan 4,7% dengan kapasitas pembangkit dari semua reaktor yang beroperasi saat ini.<ref>{{cite web|url=https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/naturaluranium.htm|title=Natural uranium|author=Marion Brünglinghaus|work=euronuclear.org|access-date=11 September 2015|archive-url=https://web.archive.org/web/20180612140227/https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/naturaluranium.htm|archive-date=12 Juni 2018|url-status=dead}}</ref><ref>{{cite book|url=http://books.nap.edu/openbook.php?record_id=11320&page=50 |title=An International Spent Nuclear Fuel Storage Facility - Exploring a Russian Site as a Prototype: Proceedings of an International Workshop |doi=10.17226/11320 |year=2005 |isbn=978-0-309-09688-1 |author1=National Research Council }}{{page needed|date=August 2019}}</ref><ref>{{Cite journal |doi = 10.1016/j.nucengdes.2013.12.056|title = Negative power coefficient on PHWRS with CARA fuel|journal = Nuclear Engineering and Design|volume = 270|pages = 185–197|year = 2014|last1 = Lestani|first1 = H.A.|last2 = González|first2 = H.J.|last3 = Florido|first3 = P.C.}}</ref><ref name=":0">{{Cite journal|last=Waltham|first=Chris|date=Juni 2002|title=An Early History of Heavy Water|journal=Department of Physics and Astronomy, University of British Columbia|pages=28|arxiv=physics/0206076|bibcode=2002physics...6076W}}</ref><ref>{{cite web|url=http://nuclearweaponarchive.org/India/IndiaSmiling.html|title=India's Nuclear Weapons Program: Smiling Buddha: 1974|access-date=23 Juni 2017}}</ref>
'''Reaktor air berat''' atau '''reaktor air berat bertekanan''' ('''''pressurized heavy-water reactor''''', '''PWHR''') adalah [[reaktor nuklir]] daya [[PLTN]] generasi II drngan desain seaktor sejumlah selongsong banyak tabung horizontal bweisi bundel pelet bahan bakar [[uranium alam]] kadang [[uranium]] sedikit diperkaya yang menggunakan [[air berat]] ([[deuterium oksida]], D<sub>2</sub>O) sebagai [[pendingin reaktor nuklir|zat pendingin]] dan [[moderator neutron|moderator (pelambat) neutron]]. Air berat atau [[deuterium oksida]] adalah air dengan isotop [[deuterium]] (<sup>2</sup>H) sebagai hidrogennya. Air berat ini diberi tekanan tinggi agar dapat menyerap panas dan memiliki suhu tinggi tanpa mengalami pendidihan. Prinsip ini mirip [[reaktor air bertekanan|reaktor air tekanan tinggi]] biasa. Walaupun air berat jauh lebih mahal dibanding air biasa, penggunannya meningkatkan [[ekonomi neutron]] dari reaktor tersebut. Contoh jenis reaktor PHWR adalah [[Reaktor CANDU]] yang dikembangkan oleh negara [[Kanada]] dan reaktor [[IPHWR]] [[India]]. Pada awal tahun 2001, 31 PHWR beroperasi, memiliki kapasitas total 16,5 GW(e), mewakili sekitar 7,76% berdasarkan jumlah dan 4,7% dengan kapasitas pembangkit dari semua reaktor yang beroperasi saat ini.<ref>{{cite web|url=https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/naturaluranium.htm|title=Natural uranium|author=Marion Brünglinghaus|work=euronuclear.org|access-date=11 September 2015|archive-url=https://web.archive.org/web/20180612140227/https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/naturaluranium.htm|archive-date=12 Juni 2018|url-status=dead}}</ref><ref>{{cite book|url=http://books.nap.edu/openbook.php?record_id=11320&page=50 |title=An International Spent Nuclear Fuel Storage Facility - Exploring a Russian Site as a Prototype: Proceedings of an International Workshop |doi=10.17226/11320 |year=2005 |isbn=978-0-309-09688-1 |author1=National Research Council }}{{page needed|date=August 2019}}</ref><ref>{{Cite journal |doi = 10.1016/j.nucengdes.2013.12.056|title = Negative power coefficient on PHWRS with CARA fuel|journal = Nuclear Engineering and Design|volume = 270|pages = 185–197|year = 2014|last1 = Lestani|first1 = H.A.|last2 = González|first2 = H.J.|last3 = Florido|first3 = P.C.}}</ref><ref name=":0">{{Cite journal|last=Waltham|first=Chris|date=Juni 2002|title=An Early History of Heavy Water|journal=Department of Physics and Astronomy, University of British Columbia|pages=28|arxiv=physics/0206076|bibcode=2002physics...6076W}}</ref><ref>{{cite web|url=http://nuclearweaponarchive.org/India/IndiaSmiling.html|title=India's Nuclear Weapons Program: Smiling Buddha: 1974|access-date=23 Juni 2017}}</ref>


Air adalah moderator neutron cepat yang sangat baik, memungkinkan mereka untuk bertransisi menjadi neutron termal yang mampu mendukung reaksi berantai dari bahan bakar nuklir yang diperkaya (Uranium mengandung sekitar 3% isotop 235), karena selain memoderasi neutron, ia cenderung menyerap banyak jumlah itu dan untuk membentuk deuterium.
Air adalah moderator neutron cepat yang sangat baik, memungkinkan mereka untuk bertransisi menjadi neutron termal yang mampu mendukung reaksi berantai dari bahan bakar nuklir yang diperkaya (Uranium mengandung sekitar 3% isotop 235), karena selain memoderasi neutron, ia cenderung menyerap banyak jumlah itu dan untuk membentuk deuterium.
Baris 100: Baris 100:
| 7 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[CANDU reactor|CANDU]] || {{yes|Operasional}} || [[Kanada]] || 822 || 872 || Mei 1979 || {{dts|10 April 1986}} || ({{dts|2052}})
| 7 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[CANDU reactor|CANDU]] || {{yes|Operasional}} || [[Kanada]] || 822 || 872 || Mei 1979 || {{dts|10 April 1986}} || ({{dts|2052}})
|-
|-
| 8 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[CANDU reactor|CANDU]] || {{yes|Operasional}} || [[Kanada]] || 795 || 845 || August 1979 || 22 Mei 1987 || ({{dts|2052}})
| 8 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[CANDU reactor|CANDU]] || {{yes|Operasional}} || [[Kanada]] || 795 || 845 || Agustus 1979 || 22 Mei 1987 || ({{dts|2052}})
|-
|-
| [[Nuclear Power Demonstration|NPD]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[CANDU reactor|CANDU]] || {{no|Shut down}} || [[Kanada]] || 19.5 || 22 || Januari 1958 || {{dts|4 Juni 1962}} || {{dts|1987}}
| [[Nuclear Power Demonstration|NPD]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[CANDU reactor|CANDU]] || {{no|Shut down}} || [[Kanada]] || 19.5 || 22 || Januari 1958 || {{dts|4 Juni 1962}} || {{dts|1987}}
Baris 124: Baris 124:
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
|-
|-
| rowspan=2| [[Chutka Nuclear Power Plant|Chutka]]<ref>[http://www.dae.gov.in/power/npcil.htm Indian Nuclear Power Program<!-- Bot generated title -->] {{webarchive|url=https://web.archive.org/web/20120701151250/http://www.dae.gov.in/power/npcil.htm |date=1 July 2012}}</ref> || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
| rowspan=2| [[Chutka Nuclear Power Plant|Chutka]]<ref>[http://www.dae.gov.in/power/npcil.htm Indian Nuclear Power Program<!-- Bot generated title -->] {{webarchive|url=https://web.archive.org/web/20120701151250/http://www.dae.gov.in/power/npcil.htm |date=1 Juli 2012}}</ref> || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
|-
|-
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
|-
|-
| rowspan=4| [[Gorakhpur Nuclear Power Plant|Gorakhpur]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{partial|Under construction}} || [[India]] || 630 || 700 ||(2019)<ref name="AR_DAE">{{cite web|url=http://www.dae.gov.in/writereaddata/DAR2018-2019.pdf|title=Annual Report 2018-19 DAE|publisher=Department of Atomic Energy|access-date=13 February 2020}}</ref> || ||
| rowspan=4| [[Gorakhpur Nuclear Power Plant|Gorakhpur]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{partial|Under construction}} || [[India]] || 630 || 700 ||(2019)<ref name="AR_DAE">{{cite web|url=http://www.dae.gov.in/writereaddata/DAR2018-2019.pdf|title=Annual Report 2018-19 DAE|publisher=Department of Atomic Energy|access-date=13 Februari 2020}}</ref> || ||
|-
|-
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{partial|Under construction}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{partial|Under construction}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
Baris 140: Baris 140:
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200">{{cite web|url=https://aris.iaea.org/PDF/IPHWR-220.pdf}}</ref> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 1 Desember 1989 || 16 Maret 2000 ||
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200">{{cite web|url=https://aris.iaea.org/PDF/IPHWR-220.pdf}}</ref> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 1 Desember 1989 || 16 Maret 2000 ||
|-
|-
| 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 30 Maret 2002 || {{dts|6 May 2007}} ||
| 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 30 Maret 2002 || 6 Mei 2007 ||
|-
|-
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || {{dts|10 May 2002}} || {{dts|20 January 2011}} ||
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 10 Mei 2002 || 20 Januari 2011 ||
|-
|-
| 5 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
| 5 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
Baris 148: Baris 148:
| 6 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
| 6 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
|-
|-
| rowspan=4| [[Kakrapar Atomic Power Station|Kakrapar]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 1 Desember 1984 || {{dts|6 May 1993}} ||
| rowspan=4| [[Kakrapar Atomic Power Station|Kakrapar]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 1 Desember 1984 || 6 Mei 1993 ||
|-
|-
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || {{dts|1 April 1985}} || {{dts|1 September 1995}} ||
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || {{dts|1 April 1985}} || {{dts|1 September 1995}} ||
|-
|-
| 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-700<ref name="indianPHWR700" /> || {{partial|Under Construction}} || [[India]] || 630 || 700 || {{dts|22 November 2010}} || {{dts|5 May 2020}}||
| 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-700<ref name="indianPHWR700" /> || {{partial|Under Construction}} || [[India]] || 630 || 700 || {{dts|22 November 2010}} || 5 Mei 2020 ||
|-
|-
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-700<ref name="indianPHWR700" /> || {{partial|Under construction}} || [[India]] || 630 || 700 || {{dts|22 November 2010}} || ||
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-700<ref name="indianPHWR700" /> || {{partial|Under construction}} || [[India]] || 630 || 700 || {{dts|22 November 2010}} || ||
|-
|-
| rowspan=2| [[Madras Atomic Power Station|Madras]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 205 || 220 || {{dts|1 January 1971}} || {{dts|27 January 1984}} ||
| rowspan=2| [[Madras Atomic Power Station|Madras]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 205 || 220 || 1 Januari 1971 || 27 Januari 1984 ||
|-
|-
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 205 || 220 || {{dts|1 October 1972}} || 21 Maret 1986 ||
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 205 || 220 || 1 Oktober 1972 || 21 Maret 1986 ||
|-
|-
| rowspan=4| [[Mahi Banswara Atomic Power Station|Mahi Banswara]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
| rowspan=4| [[Mahi Banswara Atomic Power Station|Mahi Banswara]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
Baris 168: Baris 168:
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-700]] || {{planned}} || [[India]] || 630 || 700 || || ||
|-
|-
| rowspan=2| [[Narora Atomic Power Station|Narora]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] ||[[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 1 Desember 1976 || {{dts|1 January 1991}} ||
| rowspan=2| [[Narora Atomic Power Station|Narora]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] ||[[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 1 Desember 1976 || 1 Januari 1991 ||
|-
|-
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || {{dts|1 November 1977}} || {{dts|1 July 1992}} ||
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || {{dts|1 November 1977}} || {{dts|1 Juli 1992}} ||
|-
|-
| rowspan=8| [[Rajasthan Atomic Power Station|Rajasthan]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[CANDU]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{no|Shut down}} || [[India]] || 90 || 100 || {{dts|1 August 1965}} || 16 Desember 1973 || October 2004<ref>{{cite web |title=Rajya Sabha unstarred question No. 466 |url=https://dae.gov.in/writereaddata/rsus466.pdf |website=Department of Atomic Energy |access-date=20 Maret 2021}}</ref>
| rowspan=8| [[Rajasthan Atomic Power Station|Rajasthan]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[CANDU]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{no|Shut down}} || [[India]] || 90 || 100 || 1 Agustus 1965 || 16 Desember 1973 || Oktober 2004<ref>{{cite web |title=Rajya Sabha unstarred question No. 466 |url=https://dae.gov.in/writereaddata/rsus466.pdf |website=Department of Atomic Energy |access-date=20 Maret 2021}}</ref>
|-
|-
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[CANDU]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 187 || 200 || {{dts|1 April 1968}} || {{dts|1 April 1981}} ||
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[CANDU]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 187 || 200 || {{dts|1 April 1968}} || {{dts|1 April 1981}} ||
|-
|-
| 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || {{dts|1 February 1990}} || {{dts|1 June 2000}} ||
| 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 1 Februari 1990 || {{dts|1 Juni 2000}} ||
|-
|-
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || {{dts|1 October 1990}} || 23 Desember 2000 ||
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 1 Oktober 1990 || 23 Desember 2000 ||
|-
|-
| 5 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || {{dts|18 September 2002}} || {{dts|4 February 2010}} ||
| 5 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 18 September 2002 || 4 Februari 2010 ||
|-
|-
| 6 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || {{dts|20 January 2003}} || 31 Maret 2010 ||
| 6 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || [[IPHWR-220]]<ref name="indianPHWR200" /> || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 202 || 220 || 20 Januari 2003 || 31 Maret 2010 ||
|-
|-
| 7 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-700<ref name="indianPHWR700">{{cite web|url=https://aris.iaea.org/PDF/IPHWR-700.pdf}}</ref> || {{partial|Under construction}} || [[India]] || 630 || 700 || {{dts|18 July 2011}} || ||
| 7 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-700<ref name="indianPHWR700">{{cite web|url=https://aris.iaea.org/PDF/IPHWR-700.pdf}}</ref> || {{partial|Under construction}} || [[India]] || 630 || 700 || {{dts|18 Juli 2011}} || ||
|-
|-
| 8 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-700<ref name="indianPHWR700" /> || {{partial|Under construction}} || [[India]] || 630 || 700 || {{dts|30 September 2011}} || ||
| 8 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-700<ref name="indianPHWR700" /> || {{partial|Under construction}} || [[India]] || 630 || 700 || {{dts|30 September 2011}} || ||
|-
|-
| rowspan=2| [[Tarapur Atomic Power Station|Tarapur]] || 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-540 || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 490 || 540 || {{dts|12 May 2000}} || {{dts|18 August 2006}} ||
| rowspan=2| [[Tarapur Atomic Power Station|Tarapur]] || 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-540 || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 490 || 540 || 12 Mei 2000 || 18 Agustus 2006 ||
|-
|-
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-540 || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 490 || 540 || 8 Maret 2000 || {{dts|12 September 2005}} ||
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || IPHWR-540 || {{yes|Operasional}} || [[India]] || 490 || 540 || 8 Maret 2000 || {{dts|12 September 2005}} ||
|-
|-
| [[Karachi Nuclear Power Plant|Karachi]] || 1 || [[PHWR]] || [[CANDU]]-137 MW || {{yes|Operasional}} || [[Pakistan]] || 90 || 100 || {{dts|1 August 1966}} || {{dts|7 December 1972}} ||
| [[Karachi Nuclear Power Plant|Karachi]] || 1 || [[PHWR]] || [[CANDU]]-137 MW || {{yes|Operasional}} || [[Pakistan]] || 90 || 100 || 1 Agustus 1966 || 7 Desember 1972 ||
|-
|-
| rowspan=5| [[Cernavodă Nuclear Power Plant|Cernavodă]] || 1 || [[PHWR]] || [[CANDU-6]] || {{yes|Operasional}} || [[Romania]] || 650 || 706 || {{dts|1 July 1982}} || {{dts|2 December 1996}} ||
| rowspan=5| [[Cernavodă Nuclear Power Plant|Cernavodă]] || 1 || [[PHWR]] || [[CANDU-6]] || {{yes|Operasional}} || [[Romania]] || 650 || 706 || {{dts|1 Juli 1982}} || 2 Desember 1996 ||
|-
|-
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{yes|Operasional}} || [[Romania]] || 650 || 705 || {{dts|1 July 1983}} || {{dts|31 October 2007}} ||
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{yes|Operasional}} || [[Romania]] || 650 || 705 || {{dts|1 Juli 1983}} || 31 Oktober 2007 ||
|-
|-
| 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{planned|Unfinished; restart planned}} || [[Romania]] || 650 || 705 || || ||
| 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{planned|Unfinished; restart planned}} || [[Romania]] || 650 || 705 || || ||
Baris 204: Baris 204:
| 5 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{BLACK|Unfinished}} || [[Romania]] || 650 || 705 || || ||
| 5 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{BLACK|Unfinished}} || [[Romania]] || 650 || 705 || || ||
|-
|-
| rowspan=4| [[Wolsong Nuclear Power Plant|Wolsong]] || 1 || [[PHWR]] || [[CANDU-6]] || {{no|Shut down}} || [[Korea Selatan]] || 657 || 687 || {{dts|30 October 1977}} || {{dts|22 April 1983}} || {{dts|24 December 2019}}
| rowspan=4| [[Wolsong Nuclear Power Plant|Wolsong]] || 1 || [[PHWR]] || [[CANDU-6]] || {{no|Shut down}} || [[Korea Selatan]] || 657 || 687 || 30 Oktober 1977 || {{dts|22 April 1983}} || 24 Desember 2019
|-
|-
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{yes|Operasional}} || [[Korea Selatan]] || 655 || 678 || {{dts|22 June 1992}} || {{dts|1 July 1997}} ||
| 2 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{yes|Operasional}} || [[Korea Selatan]] || 655 || 678 || {{dts|22 Juni 1992}} || {{dts|1 Juli 1997}} ||
|-
|-
| 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{yes|Operasional}} || [[Korea Selatan]] || 684 || 698 || {{dts|17 March 1994}} || {{dts|1 July 1998}} ||
| 3 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{yes|Operasional}} || [[Korea Selatan]] || 684 || 698 || 17 Maret 1994 || {{dts|1 Juli 1998}} ||
|-
|-
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{yes|Operasional}} || [[Korea Selatan]] || 688 || 703 || {{dts|22 July 1994}} || {{dts|1 October 1999}} ||
| 4 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] || CANDU-6 || {{yes|Operasional}} || [[Korea Selatan]] || 688 || 703 || {{dts|22 Juli 1994}} || 1 Oktober 1999 ||
|-
|-
| [[Ågesta Nuclear Plant|Ågesta]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] ||R3 || {{no|Shut down/dismantled}} || [[Swedia]] || 10 || 12 || {{dts|1 December 1957}} || {{dts|1 May 1964}} || {{dts|2 June 1974}}
| [[Ågesta Nuclear Plant|Ågesta]] || 1 || [[Pressurized heavy-water reactor|PHWR]] ||R3 || {{no|Shut down/dismantled}} || [[Swedia]] || 10 || 12 || 1 Desember 1957 || 1 Mei 1964 || {{dts|2 Juni 1974}}
|}
|}


Revisi per 6 September 2021 16.52

Diagram skema reaktor CANDU:   Panas dan   sisi dingin dari loop air berat primer;   panas dan   sisi dingin dari lingkaran air ringan sekunder; dan   moderator air berat dingin di kalandria, bersama dengan batang pengatur yang dimasukkan sebagian (seperti batang kendali CANDU yang dikenal).
  1. Fuel bundle
  2. Calandria (reactor core)
  3. Adjuster rods
  4. Heavy-water pressure reservoir
  5. Steam generator
  6. Light-water pump
  7. Heavy-water pump
  8. Fueling machines
  9. Heavy-water moderator
  10. Pressure tube
  11. Steam going to steam turbine
  12. Cold water returning from turbine
  13. Containment building made of reinforced concrete
Desain reaktor CANDU PHWR ini adalah sejumlah bundel bahan bakar dalam banyak selongsong tabung kalandria dan ditata horizontal mendatar seperti tumpukan gelondong, pendingin air berat panas dialirkan dengan banyak pipa ke steam generator uap boiler menghasilkan uap panas tekanan tinggi yang dialirkan menggerakkan turbin generator listrik. Sedangkan pada reaktor lain sejumlah bundel bahan bakar dipasang tegak vertikal disatukan dalam satu kolam wadah bejana reaktor panas dan tekanan tinggi. Desain PHWR ini memudahkan penggantian bahan bakar secara online.

Reaktor air berat atau reaktor air berat bertekanan (pressurized heavy-water reactor, PWHR) adalah reaktor nuklir daya PLTN generasi II drngan desain seaktor sejumlah selongsong banyak tabung horizontal bweisi bundel pelet bahan bakar uranium alam kadang uranium sedikit diperkaya yang menggunakan air berat (deuterium oksida, D2O) sebagai zat pendingin dan moderator (pelambat) neutron. Air berat atau deuterium oksida adalah air dengan isotop deuterium (2H) sebagai hidrogennya. Air berat ini diberi tekanan tinggi agar dapat menyerap panas dan memiliki suhu tinggi tanpa mengalami pendidihan. Prinsip ini mirip reaktor air tekanan tinggi biasa. Walaupun air berat jauh lebih mahal dibanding air biasa, penggunannya meningkatkan ekonomi neutron dari reaktor tersebut. Contoh jenis reaktor PHWR adalah Reaktor CANDU yang dikembangkan oleh negara Kanada dan reaktor IPHWR India. Pada awal tahun 2001, 31 PHWR beroperasi, memiliki kapasitas total 16,5 GW(e), mewakili sekitar 7,76% berdasarkan jumlah dan 4,7% dengan kapasitas pembangkit dari semua reaktor yang beroperasi saat ini.[1][2][3][4][5]

Air adalah moderator neutron cepat yang sangat baik, memungkinkan mereka untuk bertransisi menjadi neutron termal yang mampu mendukung reaksi berantai dari bahan bakar nuklir yang diperkaya (Uranium mengandung sekitar 3% isotop 235), karena selain memoderasi neutron, ia cenderung menyerap banyak jumlah itu dan untuk membentuk deuterium.

Air berat hanyalah air yang bukannya hidrogen sudah memiliki isotop deuteriumnya, sudah dilengkapi dengan neutron, yang mempengaruhi kemampuan menyerap neutron dan oleh karena itu memungkinkan kelangsungan reaksi berantai bahan bakar yang tidak diperkaya.

Keuntungan PHWR
  • Penggunaan Uranium yang Tidak Diperkaya. Reaktor air berat dapat menggunakan uranium alam, uranium yang sedikit diperkaya (konsentrasi U-235 0,71 hingga 2%).
  • Penggunaan uranium "bekas". Di CANDU juga diuji penggunaan "off uranium" (campuran plutonium dan limbah radioaktif lainnya) dari batangan bahan bakar bekas dari reaktor nuklir lain (tanpa pengolahan ulang kimia, melalui siklus Dupic). Meskipun cukup "dibakar", limbah yang dihasilkan dari penggunaan ini jauh lebih berbahaya karena mengandung persentase tinggi neptunium-237 (sangat larut dalam air), plutonium-239 dan xenon-110 (selain uranium-238). Saat ini, rendahnya biaya uranium membuat daur ulang tidak diperlukan.
  • Penggunaan Thorium sebagai bahan bakar. Thorium adalah logam aktinida, empat kali lebih umum dari uranium (lebih murah untuk mengekstrak dan "memurnikan" dari uranium, karena membutuhkan pengayaan).Thorium yang dikenakan fluks neutron termal berubah menjadi thorium-233, yang setelah peluruhan beta adalah transmuted ke dalam unsur uranium -233, yang fisil.
  • Radiotoksisitas rendah dari limbah thorium.
  • Keamanan pasif. Dalam reaktor air berat bertekanan, hilangnya (karena pecahnya pipa) atau penguapan zat pendingin (karena ledakan dahsyat setelah pembentukan gelembung hidrogen dan oksigen) sesuai dengan hilangnya moderator D 2 O, dan oleh karena itu reaksi fisi terkontrol akan berhenti secara spontan setelah kecelakaan serius ini. Meskipun deuterium tidak radioaktif, air berat dapat terkontaminasi dengan tritium dan partikel radioaktif lainnya dari pipa yang diaktifkan, dan oleh karena itu reaktor lebih aman di mana air tidak meninggalkan bangunan penahanan utama tetapi melalui penukar panas mentransfer energi panas ke bangunan eksternal berisi turbin yang menggerakkan generator listrik.
  • Produksi tritium. Produk sampingan dari radiasi neutron deuterium (dalam air berat) adalah tritium, yang suatu hari nanti dapat dimanfaatkan oleh beberapa jenis reaktor fusi nuklir yang diusulkan (tetapi juga dalam bom termonuklir, sebagai penambah litium hidrida).
Kekurangan PHWR
  • Tingginya biaya air berat. Untuk reaktor nuklir dari rantai pasokan CANDU telah dihitung bahwa air berat mewakili rata-rata sekitar 20% dari biaya modal untuk setiap reaktor. Di Semenanjung Bruce di Ontario, sebuah pabrik dibangun yang mampu menghasilkan 1 liter air berat untuk setiap 320.000 liter air dari Great Lakes (ditenagai oleh energi panas dan listrik yang dihasilkan oleh reaktor itu sendiri), tetapi setelah akumulasi surplus besar-besaran air berat, dan karena meningkatnya masalah lingkungan yang disebabkan oleh hidrogen sulfida, pabrik ditutup dan kemudian dibongkar.
  • Iradiasi reaktor tinggi. Fluks intens neutron termal menyebabkan aktivasi radioaktif intens dari inti reaktor dan struktur bangunan penahan utama. Hal ini membutuhkan waktu tunggu yang lama antara de-fueling dan pembongkaran akhir reaktor nuklir, yang di lokasi dengan nilai komersial atau lanskap yang tinggi, dapat menyebabkan masalah ekonomi dan sosial yang signifikan.
  • Hilangnya tritium ke lingkungan. Salah satu bahaya reaktor PHWR adalah polusi karena hilangnya sejumlah kecil tritium (beta-emitter) dalam air dari sirkuit pendingin sekunder reaktor.
Daftar Reaktor nuklir PHWR
PLTN Unit
No. 		Reaktor Status Negara Kapasitas dalam MW Konstruksi mulai Operasi komersial Penutupan
Jenis Model Net Gross
Atucha[6] 1 PHWR Siemens-KWU Operasional Argentina 335 362 01968-06-011 Juni 1968 01974-06-2424 Juni 1974
2 PHWR Siemens-KWU Operasional Argentina 692 745 01981-07-1414 Juli 1981 (halted in 1994, restarted in 2007) 02024-06-2727 Juni 2014
3 PHWR CANDU-6 Direncanakan[7] Argentina 800 (02025-01-012025)
Embalse[8] 1 PHWR CANDU-6 Operasional Argentina 600 648 01974-04-011 April 1974 20 Januari 1984 (02049-01-012049)[9]
Pickering 1 PHWR CANDU Operasional Kanada 515 542 Juni 1966 01971-07-2929 Juli 1971 (02022-01-012022)
2 PHWR CANDU Shut down Kanada 515 542 September 1966 30 Desember 1971 01997-01-011997
3 PHWR CANDU Shut down Kanada 515 542 Desember 1967 01972-06-011 Juni 1972 01997-01-011997
4 PHWR CANDU Operasional Kanada 515 542 Mei 1968 01973-06-1717 Juni 1973 (02022-01-012022)
5 PHWR CANDU Operasional Kanada 516 540 November 1974 10 Mei 1983 (02024-01-012024)
6 PHWR CANDU Operasional Kanada 516 540 Oktober 1975 1 Februari 1984 (02024-01-012024)
7 PHWR CANDU Operasional Kanada 516 540 Maret 1976 1 Januari 1985 (02024-01-012024)
8 PHWR CANDU Operasional Kanada 516 540 September 1976 28 Februari 1986 (02024-01-012024)
Darlington 1 PHWR CANDU Operasional Kanada 878 934 April 1982 01992-11-1414 November 1992 (02052-01-012052)
2 PHWR CANDU Operasional Kanada 878 934 September 1981 9 Oktober 1990 (02050-01-012050)
3 PHWR CANDU Operasional Kanada 878 934 September 1984 14 Februari 1993 (02053-01-012053)
4 PHWR CANDU Operasional Kanada 878 934 Juli 1985 01993-06-1414 Juni 1993 (02053-01-012053)
Bruce 1 PHWR CANDU Operasional Kanada 750 805 Juni 1971 01977-09-011 September 1977 (02042-01-012042)
2 PHWR CANDU Operasional Kanada 750 805 Desember 1970 01977-09-011 September 1977 (02043-01-012043)
3 PHWR CANDU Operasional Kanada 750 805 Juli 1972 1 Februari 1978 (02053-01-012053)
4 PHWR CANDU Operasional Kanada 750 805 September 1972 18 Januari 1979 (02054-01-012054)
5 PHWR CANDU Operasional Kanada 795 845 Juni 1978 1 Maret 1985 (02052-01-012052)
6 PHWR CANDU Operasional Kanada 822 872 Januari 1978 01984-09-1515 September 1984 (02052-01-012052)
7 PHWR CANDU Operasional Kanada 822 872 Mei 1979 01986-04-1010 April 1986 (02052-01-012052)
8 PHWR CANDU Operasional Kanada 795 845 Agustus 1979 22 Mei 1987 (02052-01-012052)
NPD 1 PHWR CANDU Shut down Kanada 19.5 22 Januari 1958 01962-06-044 Juni 1962 01987-01-011987
Douglas Point 1 PHWR CANDU Shut down Kanada 200 220 Februari 1960 01968-09-2626 September 1968 01984-01-011984
Gentilly 2 PHWR CANDU-6 Shut down Kanada 635 675 April 1974 1 Oktober 1983 02012-01-012012
Point Lepreau 1 PHWR CANDU Operasional Kanada 635 660 Mei 1975 1 Februari 1983 (02041-01-012041)
Qinshan III-1 PHWR CANDU-6 Operasional China 677 728 01998-06-088 Juni 1998 31 Desember 2002
III-2 PHWR CANDU-6 Operasional China 677 728 01998-09-2525 September 1998 02024-07-2424 Juli 2003
MZFR 1 PHWR Heavy water-cooled pressure vessel reactor Shut down Jerman 52 57 1 Desember 1961 19 Desember 1966 3 Mei 1984
Bhimpur[10] 1 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
2 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
3 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
4 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
Chutka[11] 1 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
2 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
Gorakhpur 1 PHWR IPHWR-700 Under construction India 630 700 (2019)[12]
2 PHWR IPHWR-700 Under construction India 630 700
3 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
4 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
Kaiga 1 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 01989-09-011 September 1989 02000-11-1616 November 2000
2 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 1 Desember 1989 16 Maret 2000
3 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 30 Maret 2002 6 Mei 2007
4 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 10 Mei 2002 20 Januari 2011
5 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
6 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
Kakrapar 1 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 1 Desember 1984 6 Mei 1993
2 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 01985-04-011 April 1985 01995-09-011 September 1995
3 PHWR IPHWR-700[14] Under Construction India 630 700 02010-11-2222 November 2010 5 Mei 2020
4 PHWR IPHWR-700[14] Under construction India 630 700 02010-11-2222 November 2010
Madras 1 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 205 220 1 Januari 1971 27 Januari 1984
2 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 205 220 1 Oktober 1972 21 Maret 1986
Mahi Banswara 1 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
2 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
3 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
4 PHWR IPHWR-700 Direncanakan India 630 700
Narora 1 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 1 Desember 1976 1 Januari 1991
2 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 01977-11-011 November 1977 01992-07-011 Juli 1992
Rajasthan 1 PHWR CANDU[13] Shut down India 90 100 1 Agustus 1965 16 Desember 1973 Oktober 2004[15]
2 PHWR CANDU[13] Operasional India 187 200 01968-04-011 April 1968 01981-04-011 April 1981
3 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 1 Februari 1990 02024-06-011 Juni 2000
4 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 1 Oktober 1990 23 Desember 2000
5 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 18 September 2002 4 Februari 2010
6 PHWR IPHWR-220[13] Operasional India 202 220 20 Januari 2003 31 Maret 2010
7 PHWR IPHWR-700[14] Under construction India 630 700 02024-07-1818 Juli 2011
8 PHWR IPHWR-700[14] Under construction India 630 700 02011-09-3030 September 2011
Tarapur 3 PHWR IPHWR-540 Operasional India 490 540 12 Mei 2000 18 Agustus 2006
4 PHWR IPHWR-540 Operasional India 490 540 8 Maret 2000 02005-09-1212 September 2005
Karachi 1 PHWR CANDU-137 MW Operasional Pakistan 90 100 1 Agustus 1966 7 Desember 1972
Cernavodă 1 PHWR CANDU-6 Operasional Romania 650 706 01982-07-011 Juli 1982 2 Desember 1996
2 PHWR CANDU-6 Operasional Romania 650 705 01983-07-011 Juli 1983 31 Oktober 2007
3 PHWR CANDU-6 Unfinished; restart planned Romania 650 705
4 PHWR CANDU-6 Unfinished; restart planned Romania 650 705
5 PHWR CANDU-6 Unfinished Romania 650 705
Wolsong 1 PHWR CANDU-6 Shut down Korea Selatan 657 687 30 Oktober 1977 01983-04-2222 April 1983 24 Desember 2019
2 PHWR CANDU-6 Operasional Korea Selatan 655 678 01992-06-2222 Juni 1992 01997-07-011 Juli 1997
3 PHWR CANDU-6 Operasional Korea Selatan 684 698 17 Maret 1994 01998-07-011 Juli 1998
4 PHWR CANDU-6 Operasional Korea Selatan 688 703 01994-07-2222 Juli 1994 1 Oktober 1999
Ågesta 1 PHWR R3 Shut down/dismantled Swedia 10 12 1 Desember 1957 1 Mei 1964 01974-06-022 Juni 1974

Referensi

  1. ^ Marion Brünglinghaus. "Natural uranium". euronuclear.org. Diarsipkan dari versi asli tanggal 12 Juni 2018. Diakses tanggal 11 September 2015. 
  2. ^ National Research Council (2005). An International Spent Nuclear Fuel Storage Facility - Exploring a Russian Site as a Prototype: Proceedings of an International Workshop. doi:10.17226/11320. ISBN 978-0-309-09688-1. [halaman dibutuhkan]
  3. ^ 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. 
  4. ^ Waltham, Chris (Juni 2002). "An Early History of Heavy Water". Department of Physics and Astronomy, University of British Columbia: 28. arXiv:physics/0206076 alt=Dapat diakses gratis. Bibcode:2002physics...6076W. 
  5. ^ "India's Nuclear Weapons Program: Smiling Buddha: 1974". Diakses tanggal 23 Juni 2017. 
  6. ^ "Nuclear Power in Argentina | Argentinian Nuclear Energy - World Nuclear Association". www.world-nuclear.org. Diakses tanggal 4 August 2019. 
  7. ^ "Atucha 3 contract signed". Diakses tanggal 20 August 2015. 
  8. ^ Yulia Kosarenko. "NASA fact sheet". Diarsipkan dari versi asli tanggal 8 Juli 2007. Diakses tanggal 20 August 2015. 
  9. ^ "BNamericas - The Embalse Nuclear Power Plant returns to s..." BNamericas.com. 
  10. ^ "Government Approves 10 Sites for New Nuclear Power Projects". The New Indian Express. 
  11. ^ Indian Nuclear Power Program Diarsipkan 1 Juli 2012 di Wayback Machine.
  12. ^ "Annual Report 2018-19 DAE" (PDF). Department of Atomic Energy. Diakses tanggal 13 Februari 2020. 
  13. ^ a b c d e f g h i j k l m n o p (PDF) https://aris.iaea.org/PDF/IPHWR-220.pdf.  Tidak memiliki atau tanpa |title= (bantuan)
  14. ^ a b c d (PDF) https://aris.iaea.org/PDF/IPHWR-700.pdf.  Tidak memiliki atau tanpa |title= (bantuan)
  15. ^ "Rajya Sabha unstarred question No. 466" (PDF). Department of Atomic Energy. Diakses tanggal 20 Maret 2021. 
Diperoleh dari "https://wiki-indonesia.club/w/index.php?title=Reaktor_air_berat_bertekanan&oldid=19079141"