Улучшенный реактор с газовым охлаждением
Улу́чшенный реа́ктор с га́зовым охлажде́нием или (англ. Advanced gas-cooled reactor (AGR)) это тип ядерного реактора, разработанного и построенного в Англии . Это второе поколение британских ядерных реакторов с газовым охлаждением, с использованием графита в качестве замедлителя нейтронов и углекислого газа в качестве теплоносителя. AGR был разработан на основе реакторов типа Magnox.
AGR сохранил графитовый замедлитель Магнокс и теплоноситель CO2, но увеличил свою рабочую температуру, чтобы повысить эффективность при преобразовании в пар. Пар, который он производил, был намеренно идентичным тому, что генерировался на угольных ТЭЦ, позволяя использовать те же турбины и оборудование для генерации. На начальных этапах проектирования системы конструкторы были вынуждены сменить бериллий, применяемый в качестве защитной оболочки для урановых топливных элементов на нержавеющую сталь. Сталь имеет более высокое ядерное сечение реакции, и это изменение повлекло изменение топлива с природного урана на обогащенное урановое топливо для поддержания критичности. В рамках этого изменения новый проект имел более высокий уровень выгорания 18 000 МВт / сут. на тонну топлива, требуя менее частых заправок.
Первый прототип AGR был запущен в 1963 году[1], но первый коммерческий только в 1976. В общей сложности 14 реакторов были построены на шести объектах с 1976 по 1988 годы. Все они сконфигурированы с двумя реакторами в одном здании. Каждый реактор имеет расчетную тепловую мощность 1500 МВт, управляя турбогенератором в 660 МВт. Различные станции AGR производят на выходе в диапазоне от 555 МВт до 670 МВт, некоторые из них работают ниже проектной мощности из-за эксплуатационных ограничений[2]. Все они используют топливо Westinghouse[3].
Устройство
Конструкция AGR такова, что пар, полученный при работе реактора, такой же, как и на традиционных угольных электростанциях, поэтому AGR может использовать те же турбогенераторы. Средняя температура теплоносителя на выходе из реактора 648 °C. Чтобы получить эти высокие температуры, но при этом обеспечить полезный срок службы графита (графит окисляется легко в CO2 при высокой температуре), рециркулирующий поток теплоносителя при более низкой температуре на выходе из котла в 278 °C используется для охлаждения графита, гарантируя, что температура графитового сердечника не слишком сильно отличается от температуры, наблюдаемой на станции Магнокс. Температура и давление на выходе парогенератора составляли 170 бар и 543 °C.
В качестве топлива используются гранулы диоксида урана, обогащённого до 2,5-3,5 %, в ТВЭЛах из нержавеющей стали[4]. Первоначальной концепцией дизайна AGR было использование покрытия на основе бериллия. Когда это оказалось непригодным из-за его хрупкости[5], уровень обогащения топлива был повышен, чтобы компенсировать высокий уровень потерь нейтронов в оболочке из нержавеющей стали. Это значительно увеличило стоимость электроэнергии, производимой AGR. Теплоноситель циркулирует через сердечник, достигая 640 °C (1,184 °F) и давлении около 40 бар, а затем проходит через узлы бойлера (парогенератора) вне активной зоны, но все еще находится внутри стального баллона, сосуда высокого давления. Управляющие стержни проникают в графитовый замедлитель, а вторичная система включает в себя впрыскивание азота в теплоноситель для снижения температуры в реакторе. Система третичного останова, которая работает путем впрыскивания борных шариков в реактор, включается в случае сброса давления в реакторе при недостаточном опускании управляющих стержней. Это означало бы, что давление азота нельзя поддерживать.[6] [7]
AGR был спроектирован так, чтобы иметь высокий кпд — около 41%, что лучше, чем у водо-водяных реакторов, которые имеют типичный термический КПД 34%. Это связано с более высокой температурой выхода теплоносителя около 640 °C (1,184 °F), типичной для газового теплоносителя, по сравнению с примерно 325 °C (617 °F) для PWR. Однако ядро реактора должно быть больше при одинаковой выходной мощности, а коэффициент выгорания топлива при высвобождении ниже, поэтому топливо используется менее эффективно, что является платой за высокий КПД.[8]
Подобно реакторам Магнокс, CANDU и РБМК, и в отличие от водо-водяных реакторов, AGR предназначены для заправки топливом без остановки самого реактора. Это было важным аргументом при выборе в пользу AGR по сравнению с другими типами реакторов, а в 1965 году разрешила Центральному управлению электроэнергетики (CEGB) и правительству утверждать, что AGR будет производить электроэнергию дешевле, чем лучшие угольные ТЭЦ. Однако проблемы с вибрацией топливных сборок возникли во время дозаправки на полной нагрузке при полной мощности, поэтому в 1988 году правительством был запрещен такой вид заправки до середины 1990-х годов, когда дальнейшие испытания привели к тому, что топливный стержень застрял в активной зоне реактора. Только дозаправка при частичной нагрузке или при выключении реактора теперь выполняется в AGR.[9]
В предварительно напряженном бетонном сосуде высокого давления содержится ядро реактора и котлы. Чтобы свести к минимуму количество проникновений в сосуд (и, следовательно, уменьшить количество возможных мест утечек), котлы имеют сквозную конструкцию, где всё кипячение и перегрев осуществляются внутри труб котла. Это требует использования ультрачистой воды для минимизации образования солей в испарителе и последующих проблем с коррозией.
AGR была представлена как превосходная британская альтернатива американским проектам с легкими водными реакторами. Это подавалось как развитие определенно (если не экономически) успешного дизайна Магнокс и было выбрано из множества конкурирующих британских альтернатив - гелиевого высокотемпературного реактора, SGHWR и реактора-размножителя - также как американские легководные с повышенным давлением и реакторы кипящей воды (PWR и BWR) и канадские проекты CANDU. CEGB провела детальную экономическую оценку конкурирующих проектов и пришла к выводу, что предлагаемая AGR для Дандженесс B будет генерировать самое дешевое электричество, дешевле любого конкурирующего проекта и лучших угольных станций.
Характеристики AGR
Могут и будут отличаться от реальных, из технической документации:[10]
Характеристика | Дандженесс B | Хартлпул | Торнесс |
---|---|---|---|
Тепловая мощность реактора, МВт | 1496 | 1500 | 1623 |
Электрическая мощность блока, МВт | 660 | 660 | 660 |
КПД блока, % | 41.6 | 41,1 | 40,7 |
Количество топливных каналов в реакторе | 408 | 324 | 332 |
Диаметр активной зоны | 9,5 м | 9,3 м | 9,5 м |
Высота активной зоны | 8,3 м | 8,2 м | 8,3 м |
Среднее давление газа | 32 бар | 41 бар | 41 бар |
Средняя температура входящего газа °C | 320 | 286 | 339 |
Средняя температура выходящего °C | 675 | 648 | 639 |
Общяя подача газа | 3378 кг/с | 3623 кг/с | 4067 кг/с |
Используемое топливо | UO2 | UO2 | UO2 |
Вес урана в тоннах | 152 | 129 | 123 |
Внутренний диаметр баллона (сосуда) высокого давления | 20 м | 13,1 м | 20,3 м |
Высота балона | 17,7 м | 18,3 м | 21,9 м |
Количество газовых нагнетателей | 4 | 8 | 8 |
Турбин высокого давления | 1 | 1 | 1 |
Турбин среднего давления | 2 | 2 | 2 |
Турбин низкого давления | 6 | 6 | 4 |
Число подогревателей воды | 4 | 4 | 4 |
История
Были большие надежды на дизайн AGR.[11] Вскоре была развернута амбициозная программа строительства пяти двух-реакторных станций, Дандженесс B, Хинкли-Пойнт B, Хантерстон B, Хартлпул и Хейшем, и также предполагались заказы строительства в других странах. Однако конструкция AGR оказалась слишком сложной для постройки вне страны и сложной для строительства на месте. Начавщиеся в то время проблемы с работниками и профсоюзами осложняли ситуацию. Ведущая станция Дандженесс B была заказана в 1965 году с заданной датой завершения 1970 года. После проблем с почти каждым аспектом конструкции реактора она наконец начала производить электричество в 1983 году, опоздав на 13 лет.[11] Следующие конструкции реактора на Хинкли-Пойнт B и Хантерстон B были значительно улучшены от оригинальной конструкции и были введены в эксплуатацию ранее чем Дандженесс. Следующий проект AGR в Хейшем и Хартлпул стремился снизить общую стоимость проектирования за счет сокращения площади станции и количества вспомогательных систем. Последние два AGR в Торнесс и Хейшем 2 вернулись к модифицированному дизайну Хинкли-Пойнт B и зарекомендовали себя как самые успешные.[12] Бывший советник по экономическим вопросам, Дэвид Хендерсон, описал программу AGR как одну из двух наиболее дорогостоящих ошибок, связанных с финансированием правительством Великобритании, наряду с Конкорд.[13]
Когда правительство начало приватизировать электроэнергетическую отрасль в 1980-х годах, анализ затрат для потенциальных инвесторов показал, что реальные эксплуатационные расходы были занижены на протяжении многих лет. Затраты на вывод из эксплуатации были особенно недооценены. Эти неопределенности привели к тому, что атомные станции были исключены из приватизации в то время.[11]
В октябре 2016 года было объявлено, что супер-шарнирные управляющие стержни будут установлены в Хантерстоне Б и Хинкли-Пойнте Б из-за опасений относительно стабильности графитовых сердечников реактора. Управление по ядерному регулированию (ONR) выразило озабоченность по поводу количества трещин в шпоночных канавках, которые блокируют графитовые кирпичи в ядре. Необычное событие, такое как землетрясение, может дестабилизировать графит, так что обычные стержни управления, закрывающие реактор, не могут быть вставлены. Суперсочелененные управляющие стержни должны вставляться даже в дестабилизированное ядро.[14]
AGR реакторы Великобритании
Название | Энергоблоки | Мощность, МВт (Брутто) |
Начало строительства |
Пуск | Закрытие |
---|---|---|---|---|---|
Дандженесс | В1 | 615 | 1965 | 1983 | 2028 |
В2 | 615 | 1965 | 1985 | 2028 | |
Торнесс | 1 | 682 | 1980 | 1988 | 2030 |
2 | 682 | 1980 | 1989 | 2030 | |
Уиндскейл | 1 | 36 | 1958 | 1963 | 1981 |
Хантерстон B | B1 | 644 | 1967 | 1976 | 2023 |
B2 | 644 | 1967 | 1977 | 2023 | |
Хартлпул | 1 | 655 | 1968 | 1984 | 2024 |
2 | 655 | 1968 | 1983 | 2024 | |
Хейшем | А1 | 625 | 1970 | 1983 | 2024 |
А2 | 625 | 1970 | 1984 | 2024 | |
В1 | 680 | 1980 | 1988 | 2030 | |
В2 | 680 | 1980 | 1988 | 2030 | |
Хинкли-Пойнт | В1 | 655 | 1967 | 1976 | 2023 |
В2 | 655 | 1967 | 1976 | 2023 |
Примечания
- ↑ History of Windscale's Advanced Gas-cooled Reactor Архивировано 1 октября 2011 года., Sellafield Ltd.
- ↑ John Bryers, Simon Ashmead. Preparation for future defuelling and decommissioning works on EDF Energy's UK fleet of Advanced Gas Cooled Reactors . PREDEC 2016. OECD Nuclear Energy Agency (17 февраля 2016). Дата обращения: 18 августа 2017. Архивировано 21 января 2022 года.
- ↑ Advanced Gas-Cooled Reactor Fuel Архивная копия от 31 декабря 2010 на Wayback Machine // Westinghouse, 2006
- ↑ Архивированная копия (недоступная ссылка). Дата обращения: 27 июля 2013. Архивировано 27 декабря 2013 года.
- ↑ Murray, P. Developments in oxide fuels at Harwell (англ.) // Journal of Nuclear Materials[англ.] : journal. — 1981. — Vol. 100, no. 1—3. — P. 67—71. — doi:10.1016/0022-3115(81)90521-3. — .
- ↑ Nonbel, Erik. Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR) (англ.). — Nordic Nuclear Safety Research, 1996.Ошибка?: некорректно задана дата установки
- ↑ Nuclear_Graphite_Course-B - Graphite Core Design AGR and Others . Архивировано 17 июля 2011 года.[необходимо уточнить]
- ↑ https://web.archive.org/web/20041228121556/http://www.royalsoc.ac.uk/downloaddoc.asp?id=1221
- ↑ https://web.archive.org/web/20051015031955/http://www.greenpeace.org/raw/content/international/press/reports/nuclearreactorhazards.pdf
- ↑ Erik Nonbel. [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/028/28028509.pdf Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR)] . www.iaea.org. Дата обращения: 14 июня 2018. Архивировано 17 мая 2018 года.
- ↑ 11,0 11,1 11,2 Owen, Geoffrey. Book review: 'The Fall and Rise of Nuclear Power in Britain' (7 марта 2016). Архивировано 13 марта 2016 года. Дата обращения 16 марта 2016.
- ↑ S H Wearne, R H Bird. UK Experience of Consortia Engineering for Nuclear Power Stations (декабрь 2016). Архивировано 26 марта 2017 года. Дата обращения 25 марта 2017.
- ↑ Henderson, David. The more things change..., Nuclear Engineering International (21 июня 2013). Архивировано 25 июня 2013 года. Дата обращения 2 июля 2013.
- ↑ Nuclear reactor cracks 'challenge safety case', BBC News (31 октября 2016). Архивировано 31 октября 2016 года. Дата обращения 31 октября 2016.
Ссылки
Для улучшения этой статьи желательно: |