簡介
日本用時八年多建造的第一座國產發電堆——新型轉換堆“普賢”（ATR原型堆），於1979年開始運行，其採用重水作慢化劑，是一座重水慢化，輕水冷卻的壓力管式反應堆 。ATR原型堆設計用於燃燒混合氧化物（MOX）燃料，由於運行費用太高，相關部門於2003年中止了該堆的運行，JAEA也於2006年提出了將該堆退役的申請。
新型轉換堆組成
新型轉換堆ATR主要由排管式容器、反應堆冷卻系統、燃料、裝卸料裝置、堆芯緊急冷卻系統及輔助系統等部分組成 。
ATR新型轉換堆堆芯截面圖容納堆芯的容器被稱為排管式容器。該堆的容器是用不鏽鋼作成的雙層圓筒，高5米，裡面一個圓筒的直徑為5米，外圓筒的直徑為8米。堆芯容器內有224根鋯管，採用擴管工藝使管與上下管板結合。堆芯容器內的空間充滿慢化劑——重水。裝有燃料的壓力管就插在各個內管里。壓力管型重水堆的特點之一是，其壓力管內既裝有燃料又是冷卻劑（輕水）的通道。“普賢”堆因為要在壓力管的下端進行裝卸料，所以壓力管的下端通常都用密封管塞塞住，裝卸料時，才卸下這個管塞。堆芯發出的射線，由包住整個排管式容器的鐵一水禁止體和外面的混凝土禁止體進行禁止。鐵-水禁止體是由厚鐵板和水構成的多層結構。在結構上，它是反應堆本體的一部分。排管式容器、鐵-水禁止體、重水、燃料、壓力管共重1300噸，靠下部的鐵-水禁止體和混凝土基礎來支撐。在壓力管貫穿上下鐵-水禁止體的部分，插入禁止塞，以防泄漏出射線。
反應堆冷卻系統把堆芯分成兩部分，分屬兩個互相獨立的迴路系統。壓力管的總數為224根，兩個迴路系統分別連結一半（112根）壓力管。冷卻劑先用循環泵送至下部的聯箱，經過各個口管進入壓力管，在壓力管內一面上升一面吸收燃料的熱，然後沸騰，以蒸汽和水混合的二相流通過上升管，進入汽鼓。在汽鼓中，蒸汽和飽和水分離，蒸汽經除濕後送到汽輪機。在汽鼓中被分離出來的飽和水及來自汽輪機冷凝器中的凝結水再次混合，並經下降管回到循環泵。
“普賢”堆所使用的是在天然鈾氧化物中添加鈽氧化物後製成的混合物燃料。初始裝料用的224根燃料組件中，有128根採用濃縮度為1.5%的濃縮鈾氧化物燃料，另外的96根則採用天然鈾氧化物加上0.8%的鈽氧化物製成的混合氧化物燃料。後一種燃料組件，裝在堆芯的中央。
裝卸料裝置，可自動或手動進行操作。裝卸料機把池中的燃料組件和下部禁止塞組合在一起，並裝入裝卸料機中。裝卸料裝置移到堆芯下部，找到所要更換的壓力管。和壓力管結合好後，把壓力管下部的管塞卸下來，取出輻照過的燃料，接著裝進新燃料，最後擰緊管塞和禁止塞，裝卸料工作即告完畢。
堆芯緊急冷卻系統由快速注水系統、高壓注水系統和低壓注水系統等三個系統構成。各個系統又有獨立的兩套，如果一個系統發生故障，則可啟動另一個系統，使堆芯及時得到冷卻。快速注水系統是在反應堆冷卻系統的配管破裂而高壓注水系統和低壓注水系統尚未啟動的這一段時間內進行注水的系統，即把常備蓄壓器里的水注入到下部聯箱內。高壓注水系統，是在反應堆冷卻系統配管發生中小破裂事故時，促使汽鼓內的壓力迅速減低和促進低壓注水系統迅速啟動的注水系統。低壓注水系統，是當冷卻系統配管發生大破裂事故時，向下部聯箱或汽鼓裡注水的系統。
重水反應堆的輔助系統有：重水系統、氦氣系統和二氧化碳氣循環系統。重水系統的主要功能是使中子慢化，同時在堆內吸收中子和丫射線放出的能量，並把所獲得的熱量帶走。氦氣系統有兩個作用：一是使堆內因輻射分解而產生的氖氣和氧氣重新結合成重水，重水表面覆蓋上氦氣，可防止重水中的氖與空氣中的氫交換，不使重水質量下降，二是使堆芯的重水水位能保持一定的高度。二氧化碳系統也有兩個作用：一是在堆內的壓力管和內管之間起熱絕緣作用；二是可以監測壓力管和內管是否有泄漏。
新型轉換堆主要參數
“普賢”新型轉換堆的主要參數 ：
| 參數名稱 | 大小/類型 | 單位 | |
| 功率 | 電功率 | 16.5 | 萬千瓦 |
| 熱功率 | 55.7 | 萬千瓦 | |
| 堆芯 | 堆芯高度 | 3.7 | 米 |
| 堆芯直徑 | 4.05 | 米 | |
| 壓力管柵距 | 240 | 毫米 | |
| 燃料裝載量 | 39噸 | （224根） | |
| 重水系統 | 重水裝載量 | 160 | 噸 |
| 壓力管 | 鋯（2.5%）鈮合金 | 內徑117.8，厚4.3 | 毫米 |
| 內管 | 鋯-2 | 內徑156.4，厚1.9 | 毫米 |
| 堆芯冷卻系統 | 冷卻劑 | 輕水 | |
| 汽鼓溫度 | 284 | ℃ | |
| 壓力 | 68 | 公斤/厘米 | |
| 冷卻劑流量 | 7600 | 噸/小時 | |
| 循環環路數 | 2 | ||
| 汽輪機 | 蒸汽溫度 | 279 | ℃ |
| 蒸汽壓力 | 63.5 | 公斤/厘米 | |
| 蒸汽流量 | 910 | 噸/小時 |
新型轉換堆特點
新型轉換堆ATR可在同一堆芯內有效地利用氧化鈾燃料或混合氧化物燃料，具有使用核燃料靈活性大，適應負荷變化性能好等諸多優點。但ATR原型堆運行費用很高，相關部門於2003年中止了該堆的運行，JAEA也於2006年提出了將該堆退役的申請 。
