Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску

Парогенераторный тяжелая вода в реакторе ( SGHWR ) является Великобритания дизайном для коммерческих ядерных реакторов . Он использует тяжелую воду в качестве замедлителя нейтронов и обычную «легкую» воду в качестве хладагента. Теплоноситель в реакторе кипит, как в реакторе с кипящей водой , и приводит в действие паровые турбины с отбором энергии .

Единственный прототип конструкции, реактор Winfrith мощностью 100 МВт, был подключен к сети в 1967 году и проработал до 1990 года. В 1974 году был выбран более крупный коммерческий проект с номинальной мощностью 650 МВт в качестве основы для строительства будущих реакторов в Великобритания, но снижение потребления электроэнергии привело к тому, что в 1976 году это решение было отменено, и серийные модели так и не были построены.

SGHWR входит в число аналогичных проектов, включая созданную CANDU АЭС Gentilly в Квебеке , усовершенствованный испытательный реактор Fugen в Японии и так и не введенный в эксплуатацию реактор CIRENE в Италии . Эти конструкции отличаются от базовой конструкции CANDU, в которой в качестве охлаждающей жидкости также используется тяжелая вода.

История [ править ]

SGHWR был отходом от предыдущих разработок в Великобритании, в которых в качестве замедлителя использовался графит, а в качестве хладагента - углекислый газ . Первоначальный Magnox был разработан для работы на природном уране, но последующий усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGR) отказался от этого по ряду причин, вместо этого использовав низкообогащенный уран.

Хотя Magnox был технически успешен, это было дорого. Для будущих заказов в начале 1960-х было изучено несколько альтернативных концепций конструкции реакторов. В рамках этой программы прототип SGHWR мощностью 100  мегаватт (МВт) был построен в Уинфрите в 1960-х годах и был подключен к сети в 1967 году. Его часто называют просто «реактором Уинфрита». Другие проекты производили аналогичные прототипы высокотемпературного реактора в Уинфрите, AGR в Виндскейле и прототип быстрого реактора в Даунрее .

В конечном итоге на этом конкурсе был выбран проект AGR, и в конце 1960-х годов началось строительство нескольких AGR. Они быстро столкнулись с проблемами, и к началу 1970-х годов конструкция была признана неудачной. В 1974 году для строительства будущих электростанций была выбрана увеличенная 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, модифицированные версии AGR были выбраны вместо SGHWR, поскольку не требовалось дополнительных усилий по разработке.

Реактор Winfrith Reactor оставался в рабочем состоянии и использовался для самых разных целей, пока не прекратил работу в 1990 году после 23 лет успешной эксплуатации. По состоянию на 2019 год он находится в процессе вывода из эксплуатации компанией Magnox Ltd от имени Управления по снятию с эксплуатации ядерных установок . [1]

Дизайн [ править ]

SGHWR похож на конструкции канадского реактора CANDU в том, что в нем используется корпус реактора низкого давления, содержащий замедлитель и трубопровод высокого давления для теплоносителя. Это снижает общее количество требуемой дорогой тяжелой воды, а также снижает сложность корпуса реактора, что, в свою очередь, снижает стоимость и сложность строительства.

Он отличается тем, что в качестве охлаждающей жидкости использует обычную «легкую» воду, тогда как CANDU здесь также использует тяжелую воду. Легкая вода снижает нейтронную экономию до такой степени, что природный уран больше не может использоваться в качестве топлива. 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 в качестве замедлителя и легкой воды в качестве теплоносителя была исследована рядом проектов в этот период. Генерирующая станция Жантилли Ядерное в Квебеке используется такое же решение, но это не удалось , и закрыли после короткой жизни. Fugen Advanced Test Reactor в Японии постигла та же участь. Итальянский проект CIRENE , размещенный на АЭС Латина , 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 закончилась без создания примера.

Ссылки [ править ]

  1. ^ [1]
  • RSRL Winfrith Site Operations
  • Парогенераторный реактор на тяжелой воде - SGHWR - Последняя глава , Магнокс, 2015
  • Тяжеловодные реакторы: состояние и прогноз развития , МАГАТЭ, 2002 г.