Ағылшыншамен салыстырыңыз: абзацты басыңыз — түпнұсқа терезеде ашылады. Абзац астындағы EN түймесі оны мәтін ішінде көрсетеді.
Мазмұны
Кіріспе
Буды өндіретін ауыр су реакторы (SGHWR) – коммерциялық ядролық реакторлар үшін Ұлыбританияда жасалған жоба. Ол нейтрондық баяулатушы ретінде ауыр суды, ал салқындатқыш ретінде әдеттегі "жеңіл" суды пайдаланады. Салқындатқыш реактордың ішінде қайнап, қайнап тұрған су реакторы сияқты, қуатты алуға арналған бу турбиналарын іске қосады. Осы жобаның жалғыз прототипі – 100 МВт қуаттылығы бар "Уинфрит реакторы" 1967 жылы электр желісіне қосылып, 1990 жылға дейін жұмыс істеді. 1974 жылы Ұлыбританияда болашақ реакторлар салудың негізі ретінде 650 МВт қуаттылығы бар ірі коммерциялық жоба таңдалды, бірақ электр энергиясын тұтынудың азаюына байланысты бұл шешім 1976 жылы өзгертілді және өндірістік үлгілер ешқашан құрылмады. SGHWR басқа да ұқсас жобалардың бірі болды, олардың қатарында Квебек провинциясындағы Gentilly ядролық электр стансасы, Жапониядағы Fugen сынақ реакторы және Италияда ешқашан іске қосылмаған CIRENE реакторы бар. Бұл жобалар негізгі CANDU жобасынан суытушы және баяулатушы ретінде ауыр суды пайдалану арқықынша ерекшеленеді.
The Steam Generating Heavy Water Reactor (SGHWR) was a United Kingdom design for commercial nuclear reactors. It uses heavy water as the neutron moderator and normal "light" water as the coolant. The coolant boils in the reactor, like a boiling water reactor, and drives the power extraction steam turbines. A single prototype of the design, the 100 MWe "Winfrith Reactor", was connected to the grid in 1967 and ran until 1990. A larger commercial design with a 650 MWe power rating was selected in 1974 as the basis for future reactor builds in the UK, but declining electricity use led to this decision being reversed in 1976 and no production models were ever built. SGHWR was among a number of similar designs, which include the CANDU derived Gentilly Nuclear Generating Station in Quebec, the Fugen Advanced Test Reactor in Japan, and the never commissioned CIRENE reactor in Italy. These designs differ with the baseline CANDU design, which uses heavy water as the coolant as well as the moderator.
Тарих
SGHWR Ұлыбританияның бұрынғы жобаларынан ерекшеленді, онда графит модератор ретінде, ал көмірқышқыл газы салқындатқыш ретінде қолданылған. Алғашқы Magnox табиғи уранмен жұмыс істеуге арналған, бірақ одан кейінгі Advanced Gas cooled Reactor (AGR) түрлі себептермен бұдан бас тартып, оның орнына аздап байытылған уранды пайдаланды. Magnox техникалық тұрғыдан сәтті болғанымен, өте қымбатқа түсті. Келешектегі тапсырыстар үшін 1960 жылдардың басында бірнеше баламалы реакторлардың жобалық тұжырымдары зерттелді. Осы бағдарламаның бір бөлігі ретінде 1960 жылдары Winfrith-те 100 мегаватт электр қуаты (MWe) SGHWR прототипі салынды және 1967 жылы желіге қосылды. Ол көбінесе «Winfrith реакторы» деп аталады. Басқа жобалар Winfrith-тегі Жоғары Температуралық Реактордың ұқсас кішігірім прототиптерін, Windscale-дегі Magnox негізіндегі AGR және Dounreay-дегі Прототиптік Жылдам Реакторды жасады. Осы сынақтан кейін AGR жобасы таңдалды және 1960 жылдардың соңында бірнеше AGR құрылысы басталды. Бірақ олар тез арада қиындықтарға тап болды, ал 1970 жылдардың басында жоба сәтсіздікке ұшырады деп есептелді. 1974 жылы 650 МВт жобалық қуаты бар SGHWR-дің үлкен нұсқасы болашақ электр станцияларын салу үшін таңдалды. 1976 жылы бұл шешім электр энергиясына деген сұраныстың күрт төмендеуі, күтілгеннен жоғары шығындар және тарылып бара жатқан ядролық нарықта экспорттық әлеуеттің болмауына байланысты кері қайтарылды. Болашақта салынатын жаңа реакторлардың саны шектеулі болғандықтан, SGHWR-ге қарағанда AGR-дің өңделген нұсқалары таңдалды, себебі олардың одан әрі дамытуға қажеттігі болмады. Winfrith реакторы 23 жыл бойы жұмыс істегеннен кейін 1990 жылдың қазан айында тоқтатылды және түрлі мақсаттарда пайдаланылды. Оны Ядролық Энергияны Жою Жөніндегі Органның тапсырысымен Magnox Ltd компаниясы жою үстінде. 2022-2024 жылдар аралығында 1068 барабан радиоактивті қалдықтар пойызбен Төмен Дереклі Қалдықтар Қоймасына тасымалданды. Бұл материал бұрын орташа деңгейдегі қалдықтар болған, бірақ Winfrith-те сақтау кезінде төмен деңгейлі қалдыққа дейін ыдырады.
SGHWR was a departure from previous UK designs, which had used graphite as the moderator and carbon dioxide gas as the coolant. The original Magnox was designed to run on natural uranium but the subsequent Advanced Gas cooled Reactor (AGR) abandoned this for a variety of reasons, using low enriched uranium instead. Although Magnox was technically successful it was expensive. For future orders, several alternative reactor designs concepts were studied during the early 1960s. As part of this program, a 100 megawatt electrical (MWe) prototype of the SGHWR was built at Winfrith in the 1960s and was connected to the grid in 1967. It is often known simply as the "Winfrith Reactor". The other designs produced similar sub scale prototypes of the High Temperature Reactor also at Winfrith, the Magnox derived AGR at Windscale, and the Prototype Fast Reactor at Dounreay. This contest ultimately selected the AGR design, and several AGRs began construction in the late 1960s. These quickly ran into problems, and by the early 1970s the design was considered a failure. In 1974, a larger version of the SGHWR with a design power of 650 MWe was selected for future power plant builds. In 1976 this decision was reversed due to the combination of a predicted sharp drop in electricity demand, higher than expected costs, and the lack of obvious export potential in a shrinking nuclear market. Given the limited number of new reactors expected in the future, modified versions of the AGR were selected over SGHWR as no further development effort was needed. The Winfrith Reactor reactor remained operational and was used for a wide variety of purposes until it ceased operation in October 1990 after 23 years of operations. it is in the process of being decommissioned by Magnox Ltd on behalf of the Nuclear Decommissioning Authority. Between 2022 and 2024, 1068 drums of radioactive waste were transported by train to the Low Level Waste Repository. The material was once intermediate level waste but had decayed down to low level waste while being stored at Winfrith.
Дизайн
SGHWR реакторы Канаданың CANDU реакторларына ұқсас, себебі ол модераторды қамтитын және салқындатқыш үшін жоғары қысымды құбырларды қолданатын төмен қысымды реактор ыдысын пайдаланады. Бұл қымбат ауыр судың қажетті жалпы көлемін азайтады, сонымен қатар реактор ыдысының күрделілігін төмендетеді, бұл өз кезегінде құрылыс шығындарын және күрделілігін азайтады. Ол CANDU реакторы ауыр суды салқындатқыш ретінде пайдаланса, қарапайым "жеңіл" суды салқындатқыш ретінде қолдану арқылы ерекшеленеді. Жеңіл су нейтрондық тиімділікті табиғи уранды отын ретінде қолдану мүмкін болмайтын деңгейге дейін төмендетеді. 1960 жылдары табиғи уранды пайдалану мүмкіндігі үлкен артықшылық деп есептелді, себебі байытуға деген сұраныс ұсыныстан асып кетеді деп күтілді. 1970 жылдары отынмен қамтамасыз ету мәселесі болмайтыны анық болды және байытылмаған отынды пайдалану енді жобаның басты мақсаты болмады. Шамалы байыту отынның жануын жоғарылатуға және отын циклдерін тиімді етуге мүмкіндік береді, бұл байытудың қазіргі төмен құнын өтеуге көмектеседі. Модератор үшін ауыр суды, ал салқындатқыш үшін жеңіл суды пайдалану идеясы осы кезеңде көптеген жобалармен зерттелді. Квебек провинциясындағы Gentilly 1 ядролық электр станциясы да осы шешімді қолданды, бірақ ол сәтті болмады және қысқа мерзімнен кейін жабылды. Жапониядағы Fugen сынақ реакторы да ұқсас тағдырға ұшырады. Италияның CIRENE жобасы Латина ядролық электр стансасында салынды, бірақ ешқашан іске қосылмады. Бұл негізгі конструкцияны пайдаланудың соңғы әрекеті 2000 жылдардың басындағы заманауи Advanced CANDU реакторы болды, бірақ үлгілер жасалмай-ақ жоба тоқтатылды.
SGHWR is similar to the Canadian CANDU reactor designs in that it uses a low pressure reactor vessel containing the moderator and high pressure piping for the coolant. This both reduces the total amount of expensive heavy water required, as well as reducing the complexity of the reactor vessel, which in turn reduces construction costs and complexity. It differs in that it uses ordinary "light" water as a coolant, whereas CANDU uses heavy water here as well. Light water reduces the neutron economy to the point where natural uranium can no longer be used as fuel. The ability to run on natural uranium was considered a major benefit in the 1960s as it appeared the demand for enrichment would outstrip the supply. By the 1970s it was clear that fuel supplies were not going to be a problem, and the use of unenriched fuel was no longer a major design goal. Using slight enrichment leads to higher burnup and more economical fuel cycles, offsetting the now low costs of enrichment. The idea of using heavy water for the moderator and light water for the coolant was explored by a number of designs during this period. The Gentilly 1 Nuclear Generating Station in Quebec used the same solution, but this was not successful and shut down after a short lifetime. The Fugen Advanced Test Reactor in Japan suffered a similar fate. The Italian CIRENE design, hosted at Latina Nuclear Power Plant, was built but never commissioned. The last attempt to use this basic design was the modern Advanced CANDU Reactor of the early 2000s, but development ended without an example being built.