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- مفاعل بخار الماء الثقيل هو تصميم المملكة المتحدة للمفاعلات النووية التجارية وهو مشابه لتصميمات مفاعلات كندو الكندية حيث يستخدم وعاء مفاعل منخفض الضغط يحتوي على مواسير عالية الضغط لسائل التبريد مما يقلل من تكاليف الإنشاء. (ar)
- 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. (en)
- 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. (it)
- 重水減速沸騰軽水冷却炉 (Steam Generating Heavy Water Reactor、SGHWR)は圧力管型重水減速軽水冷却原子炉である。SGHWRは基本的に沸騰水型原子炉と同じであるが、一次冷却材として軽水を使用しつつ減速は重水に頼っているところが異なっている。設計としては圧力管を使用して冷却材と減速材を分離したCANDU炉と同様であり、沸騰水型CANDU炉 原型炉のジャンティイ1号機がこの形式にあたる。現代的なCANDU炉であるACR-1000の設計も同様のコンセプトである。なお新型転換炉の「ふげん」も重水減速沸騰軽水冷却炉であった。 この設計の採用例は非常に少ないが、著名なものにイギリス ドーセットのウィンフリスにある出力100MWの実験炉が挙げられる。これはが保有するもので、23年に渡り正常に稼働し、設計寿命に到達して1990年に運転停止された。 現在はイギリス原子力廃止措置機関の下部組織であるリサーチ・サイト・レストレーション社により廃止措置が進められている。他の例としては、イタリアのラティーナ原子力発電所に併設されているCIRENE炉がある。 SGHWRは、商用原子炉用に英国で設計された。 重水を中性子減速材として使用し、通常の「軽い」水を冷却材として使用する。 冷却材は沸騰水型原子炉のように原子炉内で沸騰し、動力抽出蒸気タービンを駆動する。 100 MWe の「ウィンフリス・リアクター」という設計の1つのプロトタイプは、1967年に送電網に接続され、1990年まで稼働した。1974年に出力定格650 MWeのより大型の商用設計が、英国での将来の原子炉建設の基礎として選択されたが、電力使用量の減少によりこの決定は1976年に覆され、生産モデルは製造されなかった。 SGHWRは、ケベック州のCANDU由来のジャンティイ原発、日本のふげん新型転換炉、イタリアの未就役のCIRENE原子炉など、多くの同様の設計の1つである。 これらの設計は減速材だけでなく冷却材としても重水を使用するCANDU設計のベースラインとは異なる。 (ja)
- Steam Generating Heavy Water Reactor (SGHWR) är en tryckreaktor, tungvattenmodererad, lättvattenkyld kärnreaktor. SGHWR är i princip samma som en kokvattenreaktor (BWR) men den använder tungt vatten som moderator och vanligt vatten som kylmedel. Designen liknar CANDU-reaktorerna, som använder tryckrör och separerar kylmedlet och moderatorn. CANDU-BWR prototypen var av en reaktor av denna typ. Det finns bara ett begränsat antal reaktorer av denna design, den största låg i i Dorset, Storbritannien. Det var en 1000 MW reaktor som togs ur drift 1990 efter 23 års drift efter att ha nått slutet på sin designade livstid. Den ägdes av . (sv)
- 蒸汽发生重水反应堆 （Steam Generating Heavy Water Reactor，SGHWR）是英国一种商用核反应堆的设计，反应堆用重水减速中子，用轻水冷却。冷却剂和沸水反应堆一样在反应堆中沸腾变高压蒸汽，驱动涡轮和发电机發电。 温弗瑞斯反应堆是唯一使用该设计的反应堆，装机功率一億瓦，1967年并网发电，1990年退役。有个更大功率（6.5億瓦）的同型设计在1974年獲选为英国未来反应堆建设基础，但用电量下降，1976年取消计划。 蒸汽发生重水反应堆是同时代下新反应堆设计的一种，类似的有在魁北克基于加拿大重水铀反应堆改进的、日本的普贤热中子新型转换堆和从未投入使用的意大利。这些设计与加拿大重水铀反应堆（CANDU）最大不同的是后者用重水冷却反应堆。 (zh)
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- مفاعل بخار الماء الثقيل هو تصميم المملكة المتحدة للمفاعلات النووية التجارية وهو مشابه لتصميمات مفاعلات كندو الكندية حيث يستخدم وعاء مفاعل منخفض الضغط يحتوي على مواسير عالية الضغط لسائل التبريد مما يقلل من تكاليف الإنشاء. (ar)
- 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. (it)
- 蒸汽发生重水反应堆 （Steam Generating Heavy Water Reactor，SGHWR）是英国一种商用核反应堆的设计，反应堆用重水减速中子，用轻水冷却。冷却剂和沸水反应堆一样在反应堆中沸腾变高压蒸汽，驱动涡轮和发电机發电。 温弗瑞斯反应堆是唯一使用该设计的反应堆，装机功率一億瓦，1967年并网发电，1990年退役。有个更大功率（6.5億瓦）的同型设计在1974年獲选为英国未来反应堆建设基础，但用电量下降，1976年取消计划。 蒸汽发生重水反应堆是同时代下新反应堆设计的一种，类似的有在魁北克基于加拿大重水铀反应堆改进的、日本的普贤热中子新型转换堆和从未投入使用的意大利。这些设计与加拿大重水铀反应堆（CANDU）最大不同的是后者用重水冷却反应堆。 (zh)
- 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. (en)
- 重水減速沸騰軽水冷却炉 (Steam Generating Heavy Water Reactor、SGHWR)は圧力管型重水減速軽水冷却原子炉である。SGHWRは基本的に沸騰水型原子炉と同じであるが、一次冷却材として軽水を使用しつつ減速は重水に頼っているところが異なっている。設計としては圧力管を使用して冷却材と減速材を分離したCANDU炉と同様であり、沸騰水型CANDU炉 原型炉のジャンティイ1号機がこの形式にあたる。現代的なCANDU炉であるACR-1000の設計も同様のコンセプトである。なお新型転換炉の「ふげん」も重水減速沸騰軽水冷却炉であった。 この設計の採用例は非常に少ないが、著名なものにイギリス ドーセットのウィンフリスにある出力100MWの実験炉が挙げられる。これはが保有するもので、23年に渡り正常に稼働し、設計寿命に到達して1990年に運転停止された。 現在はイギリス原子力廃止措置機関の下部組織であるリサーチ・サイト・レストレーション社により廃止措置が進められている。他の例としては、イタリアのラティーナ原子力発電所に併設されているCIRENE炉がある。 SGHWRは、商用原子炉用に英国で設計された。 重水を中性子減速材として使用し、通常の「軽い」水を冷却材として使用する。 冷却材は沸騰水型原子炉のように原子炉内で沸騰し、動力抽出蒸気タービンを駆動する。 (ja)
- Steam Generating Heavy Water Reactor (SGHWR) är en tryckreaktor, tungvattenmodererad, lättvattenkyld kärnreaktor. SGHWR är i princip samma som en kokvattenreaktor (BWR) men den använder tungt vatten som moderator och vanligt vatten som kylmedel. Designen liknar CANDU-reaktorerna, som använder tryckrör och separerar kylmedlet och moderatorn. CANDU-BWR prototypen var av en reaktor av denna typ. (sv)
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- مفاعل بخار الماء الثقيل (ar)
- Reattore nucleare ad acqua pesante generatore di vapore (it)
- 重水減速沸騰軽水冷却炉 (ja)
- Steam-Generating Heavy Water Reactor (en)
- SGHWR (sv)
- 蒸汽发生重水反应堆 (zh)
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