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蒸気発生重水炉 (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がある。 == 参考文献 == * RSRL Winfrith Site Operations 抄文引用元・出典: フリー百科事典『 ウィキペディア（Wikipedia）』 ■ウィキペディアで「重水減速沸騰軽水冷却炉」の詳細全文を読む スポンサード リンク
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