Улучшенный реактор с газовым охлаждением

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].

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.

Могут и будут отличаться от реальных, из технической документации:^[10]

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]

• Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR) 1996