Reattore nucleare ad acqua pesante generatore di vapore

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Il reattore nucleare ad acqua pesante generatore di vapore (in inglese Steam Generating Heavy-Water Reactor – SGHWR) era un tipo di reattore nucleare a fissione, sviluppato dai britannici, che utilizzava l'acqua pesante come moderatore e l'acqua leggera come fluido refrigerante.

Storia[modifica | modifica wikitesto]

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 l'attività 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).

All'inizio degli anni 1970, tipo SGHWR era stato scelto dal'Australia per 1 reattore a Jervis Bay (poi annullato nel 1971)[1] e dal Regno Unito per 4 reattori a Sizewell B e 2 a Torness (poi fu scelto nel 1978 il tipo AGR)[2].

Tecnologia[modifica | modifica wikitesto]

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 l'acqua 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 (UO2) contenuti in lega di zirconio (arricchito tra il 2% e il 3,1%). L'acqua 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 l'acqua in ricircolazione.

Una tecnologia simile al SGHWR è l'Heavy-water moderated, boiling light-water cooled reactor – HWLWR, cioé 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:

Lista di reattori nucleari SGHWR[modifica | modifica wikitesto]

Lista di reattori nucleari di potenza in shutdown permanente al 31/12/2017[9]
Reattori dismessi[10]
Nazione Centrale – Reattore Potenza termica
(MWt)[11]
Potenza elettrica netta
(MWe)[12]
Fornitore NSSS Inizio costruzione Prima criticità[13] Allacciamento alla rete Produzione commerciale Spegnimento permanente
Regno Unito Regno Unito WINFRITH – SGHWR 318 92 ICL/FE 1º maggio 1963 1º settembre 1967 1º dicembre 1967 1º gennaio 1968 11 settembre 1990

Note[modifica | modifica wikitesto]

  1. ^ (EN) Keith Alder, Australia's Uranium Opportunities, Sydney, Pauline Alder, 1996, ISBN 0-646-29942-5.
  2. ^ (EN) Nuclear Development in the United Kingdom, su world-nuclear.org, 2016-10.
  3. ^ (EN) AIEA - PRIS: GENTILLY-1, su iaea.org.
  4. ^ (EN) AIEA - PRIS: FUGEN ATR, su iaea.org.
  5. ^ (EN) Nuclear Power Reactor Details - CIRENE, su iaea.org (archiviato dall'url originale il 4 giugno 2011).
  6. ^ (EN) IAEA - Country Nuclear Power Profiles: Italy, su cnpp.iaea.org.
  7. ^ (EN) AIEA - RRDB: HBWR, su nucleus.iaea.org.
  8. ^ (EN) Halden Boiling Water Reactor (HBWR), su ife.no.
  9. ^ AIEA, Nuclear Power Reactors in the World
  10. ^ AIEA - PRIS, WINFRITH SGHWR
  11. ^ Energia termica prodotta direttamente dalla reazione a catena del reattore nucleare.
  12. ^ Energia elettrica prodotta dal generatore elettrico (alternatore), trasformando l'energia termica prodotta dalla reazione nucleare.
  13. ^ Data della prima reazione di fissione nucleare controllata prolungata.

Bibliografia[modifica | modifica wikitesto]

Voci correlate[modifica | modifica wikitesto]

Collegamenti esterni[modifica | modifica wikitesto]