Покращений реактор із газовим охолодженням

Покращений реактор з газовим охолодженням або (англ. Advanced gas-cooled reactor (AGR)) це тип ядерного реактора, розробленого та побудованого в Англії. Це друге покоління британських ядерних реакторів з газовим охолодженням, з використанням графіту як сповільнювача нейтронів та вуглекислого газу як теплоносія. AGR був розроблений на основі реакторів типу Magnox.

Атомна станція AGR в Торнес^[en]

AGR зберіг графітовий сповільнювач Magnox і теплоносій CO₂, але збільшив свою робочу температуру, щоб підвищити ефективність при перетворенні на пару. Пара, яку він виробляв, була навмисно ідентичною тій, що утворювалася на вугільних ТЕЦ, дозволяючи використовувати ті ж турбіни та обладнання для генерації. На початкових етапах проектування системи конструктори були змушені змінити берилій, що застосовується як захисна оболонка для уранових тепловиділяючих елементів, на нержавіючу сталь. Сталь має більш високий переріз ядерної реакції, і ця зміна спричинила зміну палива з природного урану на збагачене уранове паливо для підтримки критичності. У рамках цієї зміни новий проект мав більш високий рівень вигоряння 18 000 МВт/добу. на тонну палива, вимагаючи найменш частих заправок.

Перший прототип AGR був запущений в 1963, але перший комерційний тільки в 1976. Загалом 14 реакторів були побудовані на шести об'єктах з 1976 по 1988 роки. Всі вони налаштовані з двома реакторами в одному будинку. Кожен реактор має розрахункову теплову потужність 1500 МВт, приводячи у рух турбогенератор 660 МВт. Різні станції AGR виробляють на виході в діапазоні від 555 МВт до 670 МВт, деякі з них працюють нижче за проектну потужність через експлуатаційні обмеження^[1]. Усі вони використовують паливо Westinghouse^[2].

Будова

Схематична діаграма Покращеного реактора із газовим охолодженням. Зверніть увагу, що основний розрядник міститься в стелі-відновленому конкретній комбінованій кнопці радіатора і радіаційного захисту.

1. Трубки завантаження
2. Керівні стрижні
3. Графітовий сповільнювач
4. Паливні збірки
5. Бетонний корпус і радіаційний захист
6. Газовий насос
7. Вода
8. Водяний насос
9. Теплообмінний
10. Пара

Порівняння розміру AGR-реактора з іншими

Конструкція AGR така, що пара, отримана під час роботи реактора, така сама, як і традиційних вугільних електростанціях, тому AGR може використовувати такі самі турбогенератори. Середня температура теплоносія на виході з реактора 648 °C. Щоб отримати такі високі температури, але при цьому забезпечити корисний термін служби графіту (графіт окислюється легко CO₂ при високій температурі), рециркулюючий потік теплоносія при нижчій температурі на виході з котла в 278 °C використовується для охолодження графіту, гарантуючи, що температура графітового сердечника не дуже відрізняється від температури, що спостерігається на станції Магнокс. Температура та тиск на виході парогенератора становили 170 бар та 543 °C.

Як паливо використовуються гранули діоксиду урану, збагаченого до 2,5-3,5%, у ТВЕЛах з нержавіючої сталі^[3]. Початковою концепцією AGR було використання покриття на основі берилію. Коли це виявилося непридатним через його крихкість^[4], рівень збагачення палива був підвищений, щоб компенсувати високий рівень втрат нейтронів в оболонці з нержавіючої сталі. Це значно збільшило вартість електроенергії AGR. Теплоносій циркулює через сердечник, досягаючи 640 °C (1,184 °F) і тиску близько 40 бар, а потім проходить через вузли бойлера (парогенератора) поза активною зоною, але все ще знаходиться всередині сталевого балона, посудини високого тиску. Керуючі стрижні проникають у графітовий сповільнювач, а вторинна система включає впорскування азоту в теплоносій для зниження температури в реакторі. Система третинної зупинки, яка працює шляхом впорскування борних кульок в реактор, включається у разі скидання тиску в реакторі при недостатньому опусканні керуючих стрижнів. Це означало б, що тиск азоту не можна підтримувати^{[5] [6]}

AGR був спроектований так, щоб мати високий ккд — близько 41%, що краще, ніж водо-водяні реактори, які мають типовий термічний ККД 34%. Це пов'язано з вищою температурою виходу теплоносія близько 640 °C (1,184 °F), типовою для газового теплоносія порівняно з приблизно 325 °C (617 °F) для PWR. Однак активна зона реактора має бути більшою за однакової вихідної потужності, а коефіцієнт вигоряння палива при вивільненні нижче, тому паливо використовується менш ефективно, що є платою за високий ККД^[7].

Характеристики AGR

Можуть і відрізнятимуться від реальних, з технічної документації:^[8]

Характеристика	Дандженесс B	Хартлпул	Торнес
Теплова потужність реактора, МВт	1496	1500	1623
Електрична потужність блоку, МВт	660	660	660
ККД блоку, %	41.6	41,1	40,7
Кількість паливних каналів у реакторі	408	324	332
Діаметр активної зони	9,5 м	9,3 м	9,5 м
Висота активної зони	8,3 м	8,2 м	8,3 м
Середній тиск газу	32 бар	41 бар	41 бар
Середня температура вхідного газу °C	320	286	339
Середня температура вихідного °C	675	648	639
Загальна подача газу	3378 кг/с	3623 кг/с	4067 кг/с
Використовуване паливо	UO2	UO2	UO2
Вага урану в тоннах	152	129	123
Внутрішній діаметр балона (судин) високого тиску	20 м	13,1 м	20,3 м
Висота балону	17,7 м	18,3 м	21,9 м
Кількість газових нагнітачів	4	8	8
Турбін високого тиску	1	1	1
Турбін середнього тиску	2	2	2
Турбін низького тиску	6	6	4
Число підігрівачів води	4	4	4

Історія

Дві атомні станції з 4 реакторами у Хейшем

Існували великі надії на конструкцію AGR^[9]. Незабаром було розгорнуто амбітну програму будівництва п'яти двох-реакторних станцій, Дандженесс B, Хінклі-Пойнт B^[en], Гантерстон B, Хартлпул^[en] і Хейшем^[en], і також передбачалися замовлення будівництва в інших країнах. Однак конструкція AGR виявилася надто складною для будівництва поза країною та складною для будівництва на місці. Проблеми з працівниками і профспілками, що почалися на той час, ускладнювали ситуацію. Провідна станція Дандженесс B була замовлена у 1965 році із заданою датою завершення 1970 року. Після проблем із майже кожним аспектом конструкції реактора вона нарешті почала виробляти електрику у 1983 році, запізнившись на 13 років^[9]. Наступні конструкції реактора на Хінклі-Пойнт В і Хантерстон В були значно покращені від оригінальної конструкції і були введені в експлуатацію раніше ніж Дандженесс. Наступний проект AGR у Хейшем та Хартлпул прагнув знизити загальну вартість проектування за рахунок скорочення площі станції та кількості допоміжних систем. Останні два AGR у Торнес і Хейшем 2 повернулися до модифікованого дизайну Хінклі-Пойнт B і зарекомендували себе як найуспішніші^[10]. Колишній радник з економічних питань Девід Хендерсон, описав програму AGR як одну з двох найдорожчих помилок, пов'язаних із фінансуванням урядом Великої Британії, поряд із Конкордом^[11].

Коли уряд почав приватизувати електроенергетичну галузь у 1980-х роках, аналіз витрат для потенційних інвесторів показав, що реальні експлуатаційні витрати були занижені багато років. Витрати виведення з експлуатації особливо недооцінені. Ці невизначеності призвели до того, що атомні станції були виключені із приватизації на той час. ^[9]

AGR реактори Великої Британії

Назва	Енергоблоки	Потужність МВт (Брутто)	Початок будівництва	Пуск	Закриття
Дандженесс	В 1	615	1965	1983	2028
	В 2	615	1965	1985	2028
Торнес[en]	1	682	1980	1988	2030
	2	682	1980	1989	2030
Віндскейл	1	36	1958	1963	1981
Гантерстон B	B1	644	1967	1976	2023
	B2	644	1967	1977	2023
Хартлпул[en]	1	655	1968	1984	2024
	2	655	1968	1983	2024
Хейшем[en]	А1	625	1970	1983	2024
	А2	625	1970	1984	2024
	В 1	680	1980	1988	2030
	В 2	680	1980	1988	2030
Хінклі-Пойнт B[en]	В 1	655	1967	1976	2023
	В 2	655	1967	1976	2023

Примітки

1. John Bryers, Simon Ashmead (17 лютого 2016). Preparation for future defuelling and decommissioning works on EDF Energy's UK fleet of Advanced Gas Cooled Reactors (PDF). PREDEC 2016. OECD Nuclear Energy Agency. Архів (PDF) оригіналу за 21 січня 2022. Процитовано 18 серпня 2017.
2. Advanced Gas-Cooled Reactor Fuel [Архівовано 2010-12-31 у Wayback Machine.] // Westinghouse, 2006
3. Архивированная копия (PDF). Архів оригіналу (PDF) за 27 грудня 2013. Процитовано 27 липня 2013.
4. Murray, P. Developments in oxide fuels at Harwell // Journal of Nuclear Materials^[en] : journal. — 1981. — Vol. 100, no. 1—3 (31 October). — P. 67—71. — Bibcode:1981JNuM..100...67M. — DOI:10.1016/0022-3115(81)90521-3.
5. Nonbel, Erik. Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR) : [англ.]. — Nordic Nuclear Safety Research, 1996.^{[сторінка?]}
6. Nuclear_Graphite_Course-B - Graphite Core Design AGR and Others (PDF). Архів оригіналу (PDF) за 17 липня 2011.Шаблон:Full citation needed
7. https://web.archive.org/web/20041228121556/http://www.royalsoc.ac.uk/downloaddoc.asp?id=1221
8. Erik Nonbel. Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR) (PDF). www.iaea.org. Архів (PDF) оригіналу за 17 травня 2018. Процитовано 14 червня 2018.
9. Owen, Geoffrey (7 березня 2016). Book review: 'The Fall and Rise of Nuclear Power in Britain'. Financial Times. Архів оригіналу за 13 березня 2016. Процитовано 16 березня 2016.
10. S H Wearne, R H Bird (2016-12). UK Experience of Consortia Engineering for Nuclear Power Stations (PDF). Dalton Nuclear Institute, University of Manchester. Архів оригіналу (PDF) за 26 березня 2017. Процитовано 25 березня 2017.
11. Henderson, David (21 червня 2013). The more things change... Nuclear Engineering International. Архів оригіналу за 25 червня 2013. Процитовано 2 липня 2013.