Паропроизводящий реактор на тяжелой воде

Парогенераторный тяжеловодный реактор ( SGHWR ) — проект Великобритании для коммерческих ядерных реакторов . Он использует тяжелую воду в качестве замедлителя нейтронов и обычную «легкую» воду в качестве теплоносителя. Теплоноситель кипит в реакторе, как в кипящем реакторе , и приводит в действие паровые турбины отбора мощности .

Единственный прототип проекта, реактор «Уинфрит» мощностью 100 МВт, был подключен к сети в 1967 году и проработал до 1990 года. Более крупный коммерческий проект с номинальной мощностью 650 МВт был выбран в 1974 году в качестве основы для будущих реакторов в Великобритании, но снижение потребления электроэнергии привело к тому, что это решение было отменено в 1976 году, и ни одна серийная модель так и не была построена.

SGHWR был среди ряда подобных проектов, которые включают в себя CANDU -производную Gentilly Nuclear Generating Station в Квебеке , Fugen Advanced Test Reactor в Японии и никогда не введенный в эксплуатацию реактор CIRENE в Италии . Эти проекты отличаются от базового проекта CANDU, который использует тяжелую воду в качестве охладителя, а также замедлителя.

SGHWR был отходом от предыдущих проектов Великобритании, которые использовали графит в качестве замедлителя и углекислый газ в качестве охладителя. Первоначальный Magnox был разработан для работы на природном уране , но последующий Advanced Gas-cooled Reactor (AGR) отказался от этого по ряду причин, используя вместо этого низкообогащенный уран.

Хотя Magnox был технически успешным, он был дорогим. Для будущих заказов в начале 1960-х годов изучалось несколько альтернативных концепций конструкций реакторов. В рамках этой программы  в 1960-х годах в Уинфрите был построен 100- мегаваттный электрический (МВт) прототип SGHWR, который был подключен к сети в 1967 году. Его часто называют просто «реактором Уинфрита». Другие проекты производили аналогичные субмасштабные прототипы высокотемпературного реактора также в Уинфрите, AGR на основе Magnox в Уиндскейле и прототип быстрого реактора в Дунрее .

В конечном итоге этот конкурс выбрал проект AGR, и в конце 1960-х годов началось строительство нескольких AGR. Они быстро столкнулись с проблемами, и к началу 1970-х годов проект был признан неудачным. В 1974 году для будущих электростанций была выбрана более крупная версия SGHWR с проектной мощностью 650 МВт. В 1976 году это решение было отменено из-за сочетания прогнозируемого резкого падения спроса на электроэнергию, более высоких, чем ожидалось, затрат и отсутствия очевидного экспортного потенциала на сокращающемся ядерном рынке. Учитывая ограниченное количество новых реакторов, ожидаемых в будущем, были выбраны модифицированные версии AGR вместо SGHWR, поскольку не требовалось никаких дополнительных усилий по разработке.

Реактор Winfrith Reactor оставался работоспособным и использовался для самых разных целей, пока не прекратил работу в октябре 1990 года после 23 лет эксплуатации. По состоянию на 2019 год ^{[обновлять]}он находится в процессе вывода из эксплуатации компанией Magnox Ltd от имени Управления по выводу из эксплуатации ядерных объектов . ^[1] В период с 2022 по 2024 год 1068 бочек с радиоактивными отходами были перевезены по железной дороге в хранилище низкоактивных отходов . Материал когда-то был среднеактивными отходами , но распался до низкоактивных отходов во время хранения в Winfrith. ^{[2] [3]}

SGHWR похож на конструкции канадского реактора CANDU тем, что он использует корпус реактора низкого давления, содержащий замедлитель и трубопровод высокого давления для теплоносителя. Это одновременно снижает общее количество необходимой дорогой тяжелой воды и снижает сложность корпуса реактора, что в свою очередь снижает затраты на строительство и сложность.

Он отличается тем, что использует обычную «легкую» воду в качестве охладителя, тогда как CANDU использует здесь и тяжелую воду. Легкая вода снижает нейтронную экономичность до такой степени, что природный уран больше не может использоваться в качестве топлива. Возможность работы на природном уране считалась основным преимуществом в 1960-х годах, поскольку казалось, что спрос на обогащение превысит предложение. К 1970-м годам стало ясно, что поставки топлива не будут проблемой, и использование необогащенного топлива больше не было основной целью проектирования. Использование небольшого обогащения приводит к более высокому выгоранию и более экономичным топливным циклам, компенсируя теперь низкие затраты на обогащение.

Идея использования тяжелой воды для замедлителя и легкой воды для теплоносителя была исследована в ряде проектов в этот период. Атомная электростанция Gentilly-1 в Квебеке использовала то же решение, но оно не увенчалось успехом и было закрыто после короткого срока службы. Усовершенствованный испытательный реактор Fugen в Японии постигла та же участь. Итальянский проект CIRENE , размещенный на АЭС Latina , был построен, но так и не был введен в эксплуатацию. Последней попыткой использовать эту базовую конструкцию был современный усовершенствованный реактор CANDU начала 2000-х годов, но разработка завершилась без создания примера.

• Операции на объекте RSRL Winfrith
• Паропроизводящий тяжеловодный реактор – SGHWR – Последняя глава, Magnox, 2015
• Реакторы на тяжелой воде: состояние и прогнозируемое развитие, МАГАТЭ, 2002 г.