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ⓘ Reattore nucleare ad acqua pesante generatore di vapore




                                     

ⓘ Reattore nucleare ad acqua pesante generatore di vapore

Il reattore nucleare ad acqua pesante generatore di vapore era un tipo di reattore nucleare a fissione, sviluppato dai britannici, che utilizzava lacqua pesante come moderatore e lacqua leggera come fluido refrigerante.

                                     

1. Storia

Solo un singolo reattore SGHWR è stato costruito, il piccolo reattore prototipo da 100 MW a Winfrith, spesso noto semplicemente come "Winfrith Reactor". Esso era di proprietà della United Kingdom Atomic Energy Authority UKAEA, fu collegato alla rete nel 1967 e cessò lattività nel 1990 dopo 23 anni di operatività. Il decommissionamento viene effettuato da "Research Sites Restoration Limited", poi confluita in "Magnox Ltd", per conto della Nuclear Decommissioning Authority NDA.

Allinizio degli anni 1970, tipo SGHWR era stato scelto dalAustralia per 1 reattore a Jervis Bay poi annullato nel 1971 e dal Regno Unito per 4 reattori a Sizewell B e 2 a Torness poi fu scelto nel 1978 il tipo AGR.

                                     

2. Tecnologia

Esso è simile al reattore canadese CANDU del tipo PHWR, in quanto utilizza un reattore a bassa pressione contenente condotte ad alta pressione per il refrigerante, il che riduce i costi di costruzione e la complessità. SGHWR era un reattore nucleare ad acqua pesante, che utilizzava lacqua ordinaria leggera come refrigerante, contrariamente ai precedenti progetti britannici che usavano i moderatori di grafite, il che portava a dimensioni del reattore molto grandi. A differenza di CANDU, il SGHWR utilizza un combustibile di uranio leggermente arricchito, che consente una maggiore combustione e cicli di carburante più economici. Il moderno design del reattore CANDU ACR-1000 utilizza un concetto simile, così come il CIRENE italiano, ospitato presso la centrale elettronucleare Latina.

Il nucleo del reattore di Winfrith era costituito da 104 tubi a pressione in lega di zirconio, che passavano attraverso tubi verticali di alluminio in un serbatoio calandria di acqua pesante. Gli elementi di combustibile nucleare nei tubi di pressione erano costituiti da fasci di barre di granuli di ossido di uranio UO 2 contenuti in lega di zirconio arricchito tra il 2% e il 3.1%. Lacqua leggera era pompata sopra gli elementi di combustibile e bollita nel nucleo. Il vapore risultante era trasferito direttamente alla turbina. La condensa era restituita al reattore per essere miscelata con lacqua in ricircolazione.

Una tecnologia simile al SGHWR è l Heavy-water moderated, boiling light-water cooled reactor – HWLWR, cioè il "reattore moderato ad acqua pesante e refrigerato ad acqua leggera"; solo due reattori questo tipo sono stati realizzati Gentilly-1 e Fugen ATR, mentre un terzo è stato accantonato Cirene.

Altri reattori simili al SGHWR sono:

  • GENTILLY-1, in Canada, di tipo "HWLWR" Heavy-water moderated, boiling light-water cooled reactor;
  • CIRENE, in Italia, di tipo "HWLWR" Heavy-water moderated, boiling light-water cooled reactor;
  • HALDEN, in Norvegia, di tipo "BWR" Boiling water reactor, moderato e refrigerato ad acqua pesante bollente boiling heavy water reactor;
  • FUGEN ATR, in Giappone, di tipo "HWLWR" Heavy-water moderated, boiling light-water cooled reactor;