Перейти до вмісту

Покращений реактор із газовим охолодженням

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Атомна станція AGR в Торнес[en]

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.

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

[ред. | ред. код]
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

[ред. | ред. код]

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

[ред. | ред. код]
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

[ред. | ред. код]
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

[ред. | ред. код]
  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 (23 December). — 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. ↑ а б в 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.
Отримано з https://uk.wikipedia.org/wiki/Покращений_реактор_із_газовим_охолодженням