Паропроизводящий реактор на тяжелой воде - Википедия - Steam-Generating Heavy Water Reactor

В Парогенераторный реактор на тяжелой воде (SGHWR) это объединенное Королевство дизайн для рекламы ядерные реакторы. Оно использует тяжелая вода как замедлитель нейтронов и обычная "легкая" вода в качестве теплоносителя. В реакторе закипает теплоноситель, как кипящий реактор, и управляет извлечением мощности паровые турбины.

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 Великобритании, 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 конструкций, которые включают КАНДУ -полученный Джентильи АЭС в Квебек, то Усовершенствованный испытательный реактор Fugen в Япония и так и не сданный в эксплуатацию реактор CIRENE в г. Италия. Эти конструкции отличаются от базовой конструкции CANDU, в которой в качестве охлаждающей жидкости также используется тяжелая вода.

История

SGHWR был отходом от предыдущих разработок Великобритании, в которых использовались графит как модератор и углекислый газ газ в качестве теплоносителя. Оригинал Магнокс был разработан для работы на природный уран но последующий Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGR) отказались от этого по разным причинам, используя вместо этого 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 100мегаватт электрический (МВт) прототип SGHWR был построен на Winfrith в 1960-х годах и был подключен к сети в 1967 году. Его часто называют просто «реактором Уинфрита». Остальные конструкции производили аналогичные субмасштабные прототипы Высокотемпературный реактор также в Winfrith, AGR в Windscale, а Прототип быстрого реактора в Dounreay.

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 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, 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 Управление по снятию с эксплуатации ядерных установок.[1]

Дизайн

SGHWR похож на канадский Реактор CANDU конструкции 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 нейтронная экономика до такой степени, что природный уран больше не может использоваться в качестве топлива. К 1970-м годам стало ясно, что запасы топлива не будут проблемой, и использование необогащенного топлива больше не было основной целью проектирования. Использование небольшого обогащения приводит к более высокому сжечь и более экономичные топливные циклы, компенсирующие теперь низкие затраты на обогащение.

Идея использования тяжелой воды в качестве замедлителя и легкой воды в качестве охлаждающей жидкости рассматривалась в течение этого периода в ряде проектов. В Джентильи АЭС в Квебеке использовали то же решение, но оно не увенчалось успехом и закрылось через короткий срок службы. В Усовершенствованный испытательный реактор Fugen в Япония постигла похожая судьба. Итальянский ЦИРЕНА дизайн, размещенный на Латинская атомная электростанция, был построен, но так и не сдан в эксплуатацию. Последней попыткой использовать эту базовую конструкцию была современная Усовершенствованный реактор CANDU начала 2000-х, но разработка закончилась так, что образец не был построен.

Рекомендации

  1. ^ [1]