El reactor de agua pesada generador de vapor ( SGHWR ) fue un diseño del Reino Unido para reactores nucleares comerciales . Utiliza agua pesada como moderador de neutrones y agua "ligera" normal como refrigerante. El refrigerante hierve en el reactor, como un reactor de agua hirviendo , y acciona las turbinas de vapor para la extracción de energía .
Un único prototipo del diseño, el "Reactor Winfrith" de 100 MWe, se conectó a la red en 1967 y funcionó hasta 1990. En 1974 se seleccionó un diseño comercial más grande con una potencia nominal de 650 MWe como base para futuras construcciones de reactores en el Reino Unido, pero la disminución del uso de electricidad llevó a que esta decisión se revirtiera en 1976 y nunca se construyeron modelos de producción.
El SGHWR se encontraba entre varios diseños similares, entre los que se incluyen la central nuclear Gentilly derivada de CANDU en Quebec , el reactor de pruebas avanzado Fugen en Japón y el reactor CIRENE en Italia , que nunca llegó a ponerse en servicio . Estos diseños difieren del diseño básico de CANDU, que utiliza agua pesada como refrigerante y moderador.
El SGHWR se apartó de los diseños anteriores del Reino Unido, que utilizaban grafito como moderador y dióxido de carbono como refrigerante. El Magnox original fue diseñado para funcionar con uranio natural , pero el reactor avanzado refrigerado por gas (AGR) posterior abandonó esta opción por diversas razones y utilizó uranio poco enriquecido en su lugar.
Aunque el reactor Magnox tuvo éxito desde el punto de vista técnico, resultó costoso. A principios de los años 60 se estudiaron varios conceptos de diseño de reactores alternativos para futuros pedidos. Como parte de este programa, en los años 60 se construyó en Winfrith un prototipo de 100 megavatios eléctricos (MWe) del reactor SGHWR , que se conectó a la red en 1967. Se lo conoce simplemente como el "reactor Winfrith". Los otros diseños produjeron prototipos similares a escala inferior del reactor de alta temperatura también en Winfrith, el reactor de recuperación de energía derivado de Magnox en Windscale y el prototipo de reactor rápido en Dounreay .
En este concurso se seleccionó finalmente el diseño del AGR, y a finales de los años 60 se empezaron a construir varios AGR, pero pronto empezaron a surgir problemas y a principios de los años 70 el diseño se consideró un fracaso. En 1974 se seleccionó una versión más grande del SGHWR con una potencia de diseño de 650 MWe para las futuras construcciones de centrales eléctricas. En 1976 se revirtió esta decisión debido a la combinación de una marcada caída prevista de la demanda de electricidad, unos costes superiores a los previstos y la falta de un potencial exportador evidente en un mercado nuclear en contracción. Dado el número limitado de nuevos reactores previstos en el futuro, se seleccionaron versiones modificadas del AGR en lugar del SGHWR, ya que no era necesario ningún esfuerzo de desarrollo adicional.
El reactor de Winfrith permaneció operativo y se utilizó para una amplia variedad de propósitos hasta que dejó de funcionar en octubre de 1990 después de 23 años de operaciones. En 2019, [actualizar]se encuentra en proceso de desmantelamiento por parte de Magnox Ltd en nombre de la Autoridad de Desmantelamiento Nuclear . [1] Entre 2022 y 2024, se transportaron 1068 bidones de desechos radiactivos en tren al Depósito de Residuos de Bajo Nivel . El material alguna vez fue un residuo de nivel intermedio , pero se había desintegrado hasta convertirse en un residuo de bajo nivel mientras se almacenaba en Winfrith. [2] [3]
El reactor SGHWR es similar a los diseños de reactores CANDU canadienses en el sentido de que utiliza un recipiente de reactor de baja presión que contiene el moderador y tuberías de alta presión para el refrigerante. Esto reduce la cantidad total de agua pesada costosa requerida y la complejidad del recipiente del reactor, lo que a su vez reduce los costos y la complejidad de la construcción.
Se diferencia en que utiliza agua "ligera" ordinaria como refrigerante, mientras que CANDU también utiliza agua pesada. El agua ligera reduce la economía de neutrones hasta el punto en que el uranio natural ya no se puede utilizar como combustible. La capacidad de funcionar con uranio natural se consideró una gran ventaja en la década de 1960, ya que parecía que la demanda de enriquecimiento superaría la oferta. En la década de 1970, estaba claro que el suministro de combustible no iba a ser un problema y el uso de combustible no enriquecido ya no era un objetivo de diseño importante. El uso de un enriquecimiento ligero conduce a un mayor quemado y a ciclos de combustible más económicos, lo que compensa los bajos costos actuales del enriquecimiento.
La idea de utilizar agua pesada para el moderador y agua ligera para el refrigerante fue explorada por una serie de diseños durante este período. La central nuclear Gentilly-1 en Quebec utilizó la misma solución, pero no tuvo éxito y cerró después de una corta vida útil. El reactor de prueba avanzado Fugen en Japón corrió una suerte similar. El diseño italiano CIRENE , alojado en la planta de energía nuclear de Latina , se construyó pero nunca se puso en servicio. El último intento de utilizar este diseño básico fue el moderno reactor avanzado CANDU de principios de la década de 2000, pero el desarrollo terminó sin que se construyera un solo ejemplar.