Улучшенный реактор с газовым охлаждением (Rlrcoyuudw jygtmkj v ig[kfdb k]lg';yunyb)

Перейти к навигации Перейти к поиску
AGR атомная станция в Торнесс

Улу́чшенный реа́ктор с га́зовым охлажде́нием или (англ. Advanced gas-cooled reactor (AGR)) это тип ядерного реактора на тепловых нейтронах, 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

[править | править код]
Schematic diagram of the Advanced Gas-cooled Reactor. Note that the heat exchanger is contained within the steel-reinforced concrete combined pressure vessel and radiation shield.
  1. Charge tubes
  2. Control rods
  3. Graphite moderator
  4. Fuel assemblies
  5. Concrete pressure vessel and radiation shielding
  6. Gas circulator
  7. Water
  8. Water circulator
  9. Heat exchanger
  10. Steam
Сравнение размера AGR-реактора с другими

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

[править | править код]

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

[править | править код]
Две атомные станции с 4 реакторами в Хейшем

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

[править | править код]
Название Энергоблоки Мощность,
МВт (Брутто) 		Начало
строительства 		Пуск Закрытие
Дандженесс В1 615 1965 1983 2021
В2 615 1965 1985 2021
Торнесс 1 682 1980 1988 2028
2 682 1980 1989 2028
Уиндскейл 1 36 1958 1963 1981
Хантерстон B B1 644 1967 1976 2021
B2 644 1967 1977 2022
Хартлпул 1 655 1968 1984 2026
2 655 1968 1983 2026
Хейшем А1 625 1970 1983 2026
А2 625 1970 1984 2028
В1 680 1980 1988 2030
В2 680 1980 1988 2030
Хинкли-Пойнт В1 655 1967 1976 2022
В2 655 1967 1976 2022

Примечания

[править | править код]
  1. ↑ History of Windscale's Advanced Gas-cooled Reactor Архивировано 1 октября 2011 года., Sellafield Ltd.
  2. ↑ 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.
  3. ↑ Advanced Gas-Cooled Reactor Fuel Архивная копия от 31 декабря 2010 на Wayback Machine // Westinghouse, 2006
  4. ↑ Архивированная копия. Дата обращения: 27 июля 2013. Архивировано из оригинала 27 декабря 2013 года.
  5. ↑ 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. — Bibcode: 1981JNuM..100...67M.
  6. ↑ Nonbel, Erik. Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR) (англ.). — Nordic Nuclear Safety Research, 1996.Ошибка: некорректно задана дата установки (исправьте через подстановку шаблона)
  7. ↑ Nuclear_Graphite_Course-B - Graphite Core Design AGR and Others. Архивировано 17 июля 2011 года.[уточнить дату]
  8. ↑ https://web.archive.org/web/20041228121556/http://www.royalsoc.ac.uk/downloaddoc.asp?id=1221
  9. ↑ https://web.archive.org/web/20051015031955/http://www.greenpeace.org/raw/content/international/press/reports/nuclearreactorhazards.pdf
  10. ↑ 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. ↑ 1 2 3 Owen, Geoffrey (2016-03-07). "Book review: 'The Fall and Rise of Nuclear Power in Britain'". Financial Times. Архивировано 13 марта 2016. Дата обращения: 16 марта 2016.
  12. ↑ S H Wearne, R H Bird (2016-12). "UK Experience of Consortia Engineering for Nuclear Power Stations" (PDF). Dalton Nuclear Institute, University of Manchester. Архивировано (PDF) 26 марта 2017. Дата обращения: 25 марта 2017.
  13. ↑ Henderson, David (2013-06-21). "The more things change..." Nuclear Engineering International. Архивировано 25 июня 2013. Дата обращения: 2 июля 2013.
  14. ↑ "Nuclear reactor cracks 'challenge safety case'". BBC News. 2016-10-31. Архивировано 31 октября 2016. Дата обращения: 31 октября 2016.

Ссылки

[править | править код]
Источник — https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Улучшенный_реактор_с_газовым_охлаждением&oldid=137020391