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加圧重水炉（PHWR）は、冷却材および中性子減速材として重水（重水素酸化物 D 2 O）を使用する原子炉です。[ 1 ] PHWRは燃料として天然ウランを使用することが多いですが、非常に低濃縮のウランを使用することもあります。重水冷却材は沸騰を防ぐために加圧されており、[ 2 ]加圧水型原子炉（PWR）とまったく同じように、蒸気泡を形成せずに（ほとんどの場合）より高い温度に達することができます。重水は普通の水（重水と対比して軽水と呼ばれることが多い）から分離するのに非常にコストがかかりますが、中性子の吸収が少ないため、原子炉の中性子経済性が大幅に向上し、濃縮燃料の必要性がなくなります。重水の高いコストは、天然ウランおよび/または代替燃料サイクルの使用コストの低下によって相殺されます。 2025年現在、43基の加圧重水炉（PHWR）が稼働しており、総発電容量は23.430 GW(e)で、これは稼働中の全原子炉の約11%（基数）および6.5%（発電容量）に相当する。CANDU型とIPHWR型は、PHWRファミリーの中で最も一般的な原子炉である。その他の設計としては、アルゼンチンのアトゥチャ原子力発電所に設置されているドイツ設計のPHWR KWU型などがある。
原子炉内で核連鎖反応を維持する鍵は、各核分裂反応で放出される中性子のうち、平均してちょうど1個を別の核分裂反応（別の核分裂性原子核内）を誘発するために利用することである。原子炉の形状を慎重に設計し、反応性に影響を与える物質を注意深く制御することで、自己持続的な連鎖反応、すなわち「臨界状態」を達成し、維持することができる。
天然ウランは、主に238Uと、それよりはるかに少ない量（重量比で約0.72％）の235Uの混合物で構成されています。[ 3 ]
238U can only be fissioned by neutrons that are relatively energetic, about 1 MeV or above. No amount of 238U can be made "critical" since it will tend to parasitically absorb more neutrons than it releases by the fission process. 235U, on the other hand, can support a self-sustained chain reaction, but due to the low natural abundance of 235U, natural uranium cannot achieve criticality by itself.
In a heavy water reactor, the trick to achieving criticality using only natural or low enriched uranium, for which there is no "bare" critical mass, is to slow down the emitted neutrons (without absorbing them) to the point where enough of them may cause further nuclear fission in the small amount of 235U which is available. (238U which is the bulk of natural uranium is also fissionable with fast neutrons.) This requires the use of a neutron moderator, which absorbs virtually all of the neutrons' kinetic energy, slowing them down to the point that they reach thermal equilibrium with surrounding material. It has been found beneficial to the neutron economy to physically separate the neutron energy moderation process from the uranium fuel itself, as 238U has a high probability of absorbing neutrons with intermediate kinetic energy levels, a reaction known as "resonance" absorption. This is a fundamental reason for designing reactors with separate solid fuel segments, surrounded by the moderator, rather than any geometry that would give a homogeneous mix of fuel and moderator.
軽水炉では、水は優れた減速材となります。水分子中の通常の水素原子やプロチウム原子は、質量が単一の中性子に非常に近いため、それらの衝突によって運動量が非常に効率的に伝達されます。これは、概念的には2つのビリヤードボールの衝突に似ています。しかし、通常の水は優れた減速材であるだけでなく、中性子を吸収する能力も非常に高いのです。そのため、通常の水を減速材として使用すると、中性子を大量に吸収してしまい、燃料中の小さな孤立した235U原子核との連鎖反応を維持するのに十分な数の中性子が残らなくなるため、天然ウランでは臨界状態が起こりません。このため、軽水炉では、ウラン燃料中の235U同位体を濃縮ウランとして、一般的に重量比で3～5%の235Uを濃縮する必要があります（この濃縮プロセスで生じる副産物は劣化ウランと呼ばれ、主に化学的に純粋な238Uから構成されています）。軽水減速材を用いて臨界を達成するために必要な濃縮度は、原子炉の正確な形状やその他の設計パラメータによって決まる。
この軽水法における問題点の一つは、ウラン濃縮施設が必要となることである。これらの施設は一般的に建設・運営に多額の費用がかかる。また、核拡散の懸念も生じる。235Uを濃縮するのと同じシステムを用いて、核兵器製造に適した、より「純度の高い」兵器級物質（ 235U含有率90%以上）を製造することも可能だからである。これは決して容易なことではないが、十分に実現可能であるため、濃縮施設は重大な核拡散リスクをもたらす。
加圧重水炉（ PHWR ）におけるこの問題の解決策は、水ほど容易に中性子を吸収しない減速材を使用することです。この場合、放出される中性子のすべてが減速され、 235Uとの反応に利用される可能性があります。その場合、天然ウランには臨界を維持するのに十分な235Uが存在します。そのような減速材の一つが重水、すなわち重水素酸化物です。重水は軽水と同様に中性子と動的に反応しますが（重水素は水素の約2倍の質量を持つため、平均的にはエネルギー伝達量は少なくなります）、軽水が通常吸収するはずの余分な中性子を既に持っています。
重水を減速材として使用することが、加圧重水炉（PHWR）システムの鍵であり、天然ウラン（セラミックUO₂の形態）を燃料として使用できるため、高価なウラン濃縮施設なしで運転できる。減速材の大部分を低温に配置するPHWRの機械的配置は、結果として生じる熱中性子のエネルギーが低い（減速材を連続的に通過した後の中性子温度は、減速材の温度とほぼ等しい）ため、特に効率的である。これは、減速材が通常はるかに高温である従来の設計よりも優れている。核分裂に対する中性子断面積は235の方が高い。中性子温度が低いほど、減速材の温度も低くなり、中性子と核分裂性物質との相互作用が起こりやすくなります。これらの特徴から、加圧重水炉（PHWR）は天然ウランやその他の燃料を使用でき、軽水炉（LWR）よりも効率的に燃料を利用できます。CANDU型PHWRは、再処理ウランや、従来の軽水炉で使用済みの核燃料、さらにはMOX燃料も使用できるとされており、商業運転においてCANDU型原子炉がこれらの燃料のみで運転できるかどうかについての研究が進められています。（詳細はCANDU原子炉に関する記事をご覧ください。）
加圧重水炉にはいくつかの欠点があります。重水は一般的に1キログラムあたり数百ドルかかりますが、この高価格は燃料費の削減とのトレードオフです。濃縮ウランと比較して天然ウランのエネルギー含有量が低いため、燃料の交換頻度が高くなります。これは通常、運転中の燃料交換システムを使用して行われます。原子炉内を燃料が移動する速度が速いため、濃縮ウランを使用する軽水炉よりも使用済み燃料の量が多くなります。ただし、非濃縮ウラン燃料は濃縮ウラン燃料よりも核分裂生成物の密度が低いため、発生する熱が少なく、よりコンパクトに保管できます。[ 4 ]重水素はプロチウムよりも中性子捕獲断面積が小さいですが、この値はゼロではないため、重水減速材の一部は必然的にトリチウム水に変換されます。水素の放射性同位体であるトリチウムは、他の原子炉でも核分裂生成物として微量ながら生成されるが、冷却水にもトリチウムが含まれている場合、環境中に容易に放出される。これは、減速材と冷却材の両方に重水を使用する加圧重水炉（PHWR）の場合に当てはまる。ただし、一部のCANDU型原子炉では、定期的に重水からトリチウムを分離し、利益を上げて販売している。
一般的なCANDU由来の燃料集合体はわずかに正の反応度係数を持つが、アトゥチャIで使用されているアルゼンチン設計のCARA燃料集合体は、望ましい負の係数を持つことができる。[ 5 ]
インドが核兵器を開発する以前（下記参照）は、天然ウランを使用できる能力（したがって、二重用途技術であるウラン濃縮の必要性をなくす）が核拡散を阻害すると考えられていたが、重水炉で容易に製造できるプルトニウムから原子爆弾を製造できる国が複数存在するようになったことで、この見解は劇的に変化した。重水炉は、 1937年にハンス・フォン・ハルバンとオットー・フリッシュによって発見された重水の低い中性子吸収特性のため、同等の軽水炉に比べて核拡散のリスクが高い可能性がある。[ 6 ] 238Uの原子が中性子放射線にさらされると、原子核が中性子を捕獲し、239Uに変化することがある。 239Uはその後急速に2回のβ−崩壊を起こし、どちらも電子と反ニュートリノを放出し、最初の崩壊で239Uが239Npに、2回目の崩壊で239Npが239Puに変換される。このプロセスは、超高純度グラファイトやベリリウムなどの他の減速材を使用して天然ウランで行われるが、重水が断然優れている。[ 6 ]マンハッタン計画では最終的にグラファイト減速炉を使用してプルトニウムを生産したが、ドイツの戦時中の核開発計画では、不純物を見落としたためにグラファイトを適切な減速材として誤って却下し、重水（彼らは重水が優れた減速材であると正しく認識していた）を使用して失敗に終わった。ソ連の核開発計画も同様に減速材として黒鉛を使用し、最終的には黒鉛減速型RBMK原子炉を開発しました。これは、重水や、少なくとも当初の設計仕様によればウラン濃縮を必要とせずに、大量の電力と兵器級プルトニウムの両方を生産できる原子炉でした。
プルトニウム239は核兵器に使用可能な核分裂性物質である。そのため、重水炉の燃料を頻繁に交換すれば、核再処理によって照射済みの天然ウラン燃料から大量の兵器級プルトニウムを化学的に抽出することができる。
さらに、減速材として重水を使用すると、重水中の重水素原子核が中性子を吸収する際に少量のトリチウムが生成されますが、これは非常に非効率的な反応です。トリチウムは、ブースト型核分裂兵器の製造に不可欠であり、それによって中性子爆弾を含む熱核兵器の製造が容易になります。このプロセスは現在、 ITERに（少なくとも部分的に）トリチウムを供給することが期待されています。[ 7 ]
重水炉の拡散リスクは、インドが初の核兵器実験である「スマイリング・ブッダ作戦」のためにプルトニウムを製造した際に実証された。プルトニウムは、 CIRUS原子炉として知られる重水研究炉の使用済み燃料から抽出されたものである。[ 8 ]
高圧のため、重水は沸騰しない。