Усовершенствованный газоохлаждаемый реактор: конструкция и эксплуатация в Великобритании.

Введение

Тип ядерного реактора

Реактор Advanced Gas cooled Reactor (AGR) – это тип ядерного реактора, разработанный и эксплуатируемый в Соединенном Королевстве. Это реакторы второго поколения британских газоохлаждаемых реакторов, использующие графит в качестве нейтронного замедлителя и углекислый газ в качестве теплоносителя. Они являлись основой британского парка ядерной энергетики с 1980-х годов. AGR был разработан на основе реактора Magnox, реактора первого поколения Великобритании. Первая конструкция Magnox была оптимизирована для наработки плутония, и по этой причине она имела особенности, которые были не самыми экономичными для выработки электроэнергии. Основной из них заключался в требовании работать на природном уране, что требовало теплоносителя с низким нейтронным сечением – в данном случае углекислого газа – и эффективного нейтронного замедлителя, графита. Конструкция Magnox также работала с относительно низкими температурами газа по сравнению с другими конструкциями, предназначенными для выработки энергии, что приводило к менее эффективным параметрам пара. Конструкция AGR сохранила графитовый замедлитель и углекислый газ реактора Magnox, но повысила рабочую температуру теплоносителя для улучшения параметров пара. Эти параметры были сделаны идентичными параметрам угольной электростанции, что позволило использовать ту же конструкцию турбин и генераторного оборудования. В ходе начальных этапов проектирования возникла необходимость заменить топливную оболочку из бериллия на нержавеющую сталь. Однако сталь имеет более высокое нейтронное сечение, и это изменение потребовало использования обогащенного уранового топлива для компенсации. Это изменение привело к увеличению выгорания топлива до 18 000 МВт·суток на тонну топлива, что позволило снизить частоту загрузки топлива. Прототип AGR был введен в эксплуатацию на объекте Windscale в 1962 году, но первый коммерческий AGR заработал только в 1976 году. В период с 1976 по 1988 год было построено в общей сложности 14 реакторов AGR на шести площадках. Все они имеют конфигурацию с двумя реакторами в одном здании, и каждый реактор имеет проектную тепловую мощность 1500 МВт, приводящую в действие турбогенератор мощностью 660 МВт. Различные станции AGR производят мощность в диапазоне от 555 до 670 МВт, хотя некоторые работают с мощностью ниже проектной из-за эксплуатационных ограничений.

The Advanced Gas cooled Reactor (AGR) is a type of nuclear reactor designed and operated in the United Kingdom. These are the second generation of British gas cooled reactors, using graphite as the neutron moderator and carbon dioxide as coolant. They have been the backbone of the UK's nuclear power generation fleet since the 1980s. The AGR was developed from the Magnox reactor, the UK's first generation reactor design. The first Magnox design had been optimised for generating plutonium, and for this reason it had features that were not the most economic for power generation. Primary among these was the requirement to run on natural uranium, which required a coolant with a low neutron cross section, in this case carbon dioxide, and an efficient neutron moderator, graphite. The Magnox design also ran relatively cool gas temperatures compared to other power producing designs, which resulted in less efficient steam conditions. The AGR design retained the Magnox's graphite moderator and carbon dioxide coolant but increased the cooling gas operating temperature to improve steam conditions. These were made identical to those of a coal fired plant, allowing the same design of turbines and generation equipment to be used. During the initial design stages it was found necessary to switch the fuel cladding from beryllium to stainless steel. However, steel has a higher neutron cross section and this change required the use of enriched uranium fuel to compensate. This change resulted in a higher burnup of 18,000 MWt days per tonne of fuel, enabling less frequent refuelling. The prototype AGR became operational at Windscale in 1962, but the first commercial AGR did not come on line until 1976. A total of fourteen AGR reactors at six sites were built between 1976 and 1988. All of these are configured with two reactors in a single building, and each reactor has a design thermal power output of 1,500 MWt driving a 660 MWe turbine alternator set. The various AGR stations produce outputs in the range 555 MWe to 670 MWe though some run at lower than design output due to operational restrictions.

Конструкция АГР

AGR был спроектирован таким образом, чтобы конечные параметры пара на отсеке котла были идентичны параметрам обычных угольных электростанций, что позволяло использовать ту же конструкцию турбогенераторной установки. Средняя температура теплоносителя, выходящего из активной зоны реактора, была рассчитана на то, чтобы обеспечить получение этих высоких температур, но при этом гарантировать достаточный срок службы графитового замедлителя (графит реагирует с CO2 при высокой температуре). Для охлаждения графита используется возвратно-поточный теплоноситель при температуре нижнего отвода котла 278 °C, что обеспечивает поддержание температуры графитового замедлителя на уровне, близком к показателям станции Magnox. Температура и давление на выходе перегревателя были рассчитаны на 2485 psi (170 бар) и 543 °C соответственно. Топливо представляет собой таблетки диоксида урана, обогащенные до 2,5–3,5%, заключенные в трубы из нержавеющей стали. Изначальной конструкторской идеей AGR было использование оболочки на основе бериллия. Однако, когда это оказалось неприемлемым из-за хрупкого разрушения, уровень обогащения топлива был повышен для компенсации более высоких потерь нейтронов при захвате в оболочке из нержавеющей стали. Это значительно увеличило стоимость производимой AGR электроэнергии. Диоксид углерода циркулирует через активную зону, достигая давления около 40 бар (580 psi), а затем проходит через сборки котлов (парогенераторов), расположенные вне активной зоны, но внутри стальной облицовки, усиленного железобетонного корпуса, работающего под давлением. Контрольные стержни проникают в графитовый замедлитель, а вторичная система предусматривает впрыск азота в теплоноситель для поглощения тепловых нейтронов и остановки цепной реакции в случае, если контрольные стержни не смогут войти в активную зону. Включена третичная система аварийного останова, работающая путем впрыска борированных шариков в реактор, на случай, если потребуется снижение давления в реакторе при недостаточном количестве введенных контрольных стержней. Это означало бы невозможность поддержания давления азота. AGR был спроектирован с высокой тепловой эффективностью (отношение выработанной электроэнергии к выработанному теплу) около 41%, что лучше, чем у современного реактора с водой под давлением (PWR) с типичной тепловой эффективностью 34%. Это обусловлено более высокой температурой теплоносителя на выходе, что практически достижимо при газовом охлаждении, по сравнению с примерно для PWR. Однако, для той же выходной мощности реакторная зона должна быть больше, а выгорание топлива составляет 27 000 МВт·ч/т для топлива типа 2 и до 34 000 МВт·ч/т для надежного топлива при выгрузке, что ниже, чем 40 000 МВт·ч/т для PWR, поэтому топливо используется менее эффективно, что нивелирует преимущество в тепловой эффективности. Как и реакторы Magnox, CANDU и RBMK, и в отличие от тяжеловодных реакторов, AGR спроектированы для перезагрузки без остановки (см. Онлайн-перезагрузка). Эта перезагрузка в процессе работы была важной частью экономического обоснования выбора AGR по сравнению с другими типами реакторов, и в 1965 году позволила Центральному совету по производству электроэнергии (CEGB) и правительству заявить, что AGR будет производить электроэнергию дешевле, чем лучшие угольные электростанции. Однако во время перезагрузки на полной мощности возникли проблемы с вибрацией топливных сборок, поэтому в 1988 году перезагрузка на полной мощности была приостановлена до середины 1990-х годов, когда дальнейшие испытания привели к заклиниванию топливного стержня в активной зоне реактора. В настоящее время перезагрузка на AGR осуществляется только при частичной нагрузке или после остановки реактора. Железобетонный корпус, предварительно напряженный, содержит активную зону реактора и котлы. Для минимизации количества проходок в корпус (и, следовательно, уменьшения количества потенциальных мест утечки) котлы имеют однопроходную конструкцию, в которой все кипение и перегрев происходят внутри котловых труб. Это требует использования ультрачистой воды для минимизации отложений солей в испарителе и последующих проблем с коррозией. AGR задумывался как превосходящая британская альтернатива американским тяжеловодным реакторам. Он продвигался как развитие оперативно (если не экономически) успешной конструкции Magnox и был выбран из множества конкурирующих британских альтернатив – реактора с очень высокой температурой, охлаждаемого гелием, реактора с тяжелой водой с парогенератором и реактора на быстрых нейтронах, а также американских тяжеловодных реакторов под давлением и кипящих реакторов (PWR и BWR) и канадских реакторов CANDU. CEGB провел детальный экономический анализ конкурирующих конструкций и пришел к выводу, что AGR, предлагаемый для Dungeness B, будет генерировать самую дешевую электроэнергию, дешевле, чем любая из конкурирующих конструкций и лучших угольных электростанций.

The AGR was designed such that the final steam conditions at the boiler stop valve were identical to that of conventional coal fired power stations, thus the same design of turbo generator plant could be used. The mean temperature of the hot coolant leaving the reactor core was designed to be In order to obtain these high temperatures, yet ensure useful graphite core life (graphite reacts with CO2 at high temperature) a re entrant flow of coolant at the lower boiler outlet temperature of 278 °C is utilised to cool the graphite, ensuring that the graphite core temperatures do not vary too much from those seen in a Magnox station. The superheater outlet temperature and pressure were designed to be 2,485 psi (170 bar) and 543 °C. The fuel is uranium dioxide pellets, enriched to 2.5 3.5%, in stainless steel tubes. The original design concept of the AGR was to use a beryllium based cladding. When this proved unsuitable due to brittle fracture, the enrichment level of the fuel was raised to allow for the higher neutron capture losses of stainless steel cladding. This significantly increased the cost of the power produced by an AGR. The carbon dioxide coolant circulates through the core, reaching and a pressure of around 40 bar (580 psi), and then passes through boiler (steam generator) assemblies outside the core but still within the steel lined, reinforced concrete pressure vessel. Control rods penetrate the graphite moderator and a secondary system involves injecting nitrogen into the coolant to absorb thermal neutrons to stop the fission process if the control rods fail to enter the core. A tertiary shutdown system which operates by injecting boron beads into the reactor is included in case the reactor has to be depressurized with insufficient control rods lowered. This would mean that nitrogen pressure cannot be maintained. The AGR was designed to have a high thermal efficiency (electricity generated/heat generated ratio) of about 41%, which is better than a modern pressurized water reactor (PWR) with a typical thermal efficiency of 34%. This is due to the higher coolant outlet temperature of about practical with gas cooling, compared to about for PWRs. However the reactor core has to be larger for the same power output, and the fuel burnup of 27,000 MW(th) days per tonne for type 2 fuel and up to 34,000 MW(th) days per tonne for robust fuel at discharge is lower than the 40,000 MW(th) days per ton of PWRs so the fuel is used less efficiently, countering the thermal efficiency advantage. Like the Magnox, CANDU and RBMK reactors, and in contrast to light water reactors, AGRs are designed to be refuelled without being shut down first (see Online refuelling). This on load refuelling was an important part of the economic case for choosing the AGR over other reactor types, and in 1965 allowed the Central Electricity Generating Board (CEGB) and the government to claim that the AGR would produce electricity cheaper than the best coal fired power stations. However, fuel assembly vibration problems arose during on load refuelling at full power, so in 1988 full power refuelling was suspended until the mid 1990s, when further trials led to a fuel rod becoming stuck in a reactor core. Only refuelling at part load or when shut down is now undertaken at AGRs. The pre stressed concrete pressure vessel contains the reactor core and the boilers. To minimise the number of penetrations into the vessel (and thus reduce the number of possible breach sites) the boilers are of the once through design where all boiling and superheating is carried out within the boiler tubes. This necessitates the use of ultra pure water to minimise the buildup of salts in the evaporator and subsequent corrosion problems. The AGR was intended to be a superior British alternative to American light water reactor designs. It was promoted as a development of the operationally (if not economically) successful Magnox design, and was chosen from a multitude of competing British alternatives the helium cooled Very high temperature reactor, the Steam Generating Heavy Water Reactor and the Fast Breeder Reactor as well as the American light water pressurised and boiling water reactors (PWR and BWR) and Canadian CANDU designs. The CEGB conducted a detailed economic appraisal of the competing designs and concluded that the AGR proposed for Dungeness B would generate the cheapest electricity, cheaper than any of the rival designs and the best coal fired stations.

История

На проект АГР возлагались большие надежды. Амбициозная программа строительства пяти реакторных блоков-двойников – Dungeness B, Hinkley Point B, Hunterston B, Hartlepool и Heysham – была быстро развернута, и с нетерпением ждали экспортных заказов. По политическим причинам CEGB было предписано распределить заказы «первого поколения» между тремя различными консорциумами по принципу «проектирование и строительство» и рядом крупных субподрядчиков. В результате первые три станции CEGB, несмотря на общую концепцию и одинаковую конструкцию топливных стержней, существенно различались в деталях проектирования. Это также привело к конкуренции между тремя консорциумами за ограниченное число квалифицированных специалистов, необходимости разработки уникального (и весьма сложного) обоснования безопасности для каждого проекта и необходимости поддержки на протяжении всего срока реализации программы трех (впоследствии четырех) различных конструкций реакторов AGR. Строительство АГР-станций оказалось сложным и трудоемким. Плохие трудовые отношения того времени усугубили проблемы. Строительство ведущей станции, Dungeness B, было начато в 1965 году с планируемым сроком завершения в 1970 году. После проблем практически со всеми аспектами конструкции реактора она наконец начала вырабатывать электроэнергию в 1983 году, на 13 лет позже запланированного срока. Бывший экономический советник Казначейства Дэвид Хендерсон назвал программу AGR одной из двух самых дорогостоящих ошибок в проектах, финансируемых британским правительством, второй – Concorde. Когда правительство приступило к приватизации электроэнергетики в 1980-х годах, анализ затрат для потенциальных инвесторов показал, что реальные эксплуатационные расходы скрывались на протяжении многих лет. Особенно сильно были занижены затраты на вывод из эксплуатации. Эти неопределенности привели к исключению атомной энергетики из процесса приватизации в то время. В 2018 году инспекции, проведенные по распоряжению ONR на станции Dungeness B, выявили, что сейсмостойкие элементы, трубопроводы и резервуары для хранения находились в состоянии «неприемлемой коррозии», и именно в таком состоянии они находились бы при работе реактора. ONR классифицировал это как инцидент 2-го уровня по Международной шкале ядерных событий.

There were great hopes for the AGR design. An ambitious construction programme of five twin reactor stations, Dungeness B, Hinkley Point B, Hunterston B, Hartlepool and Heysham was quickly rolled out, and export orders were eagerly anticipated. For political reasons the CEGB was instructed to spread the 'first generation' orders between three different 'design & build' consortia and a variety of major subcontractors. In consequence the first three CEGB stations, whilst sharing the same design concept and the same fuel pin design, were completely different in detail design. This also resulted in the three consortia having to compete for the same limited number of expert staff, the need for each design to have a unique (and very complex) safety case, and the need to support for the life of the programme three (later four) different AGR reactor designs. The AGR stations proved to be complex and difficult to construct. Notoriously bad labour relations at the time added to the problems. The lead station, Dungeness B, was ordered in 1965 with a target completion date of 1970. After problems with nearly every aspect of the reactor design it finally began generating electricity in 1983, 13 years late. Former Treasury Economic Advisor, David Henderson, described the AGR programme as one of the two most costly British government sponsored project errors, the other being Concorde. When the government started on privatising the electricity generation industry in the 1980s, a cost analysis for potential investors revealed that true operating costs had been obscured for many years. Decommissioning costs especially had been significantly underestimated. These uncertainties caused nuclear power to be omitted from the privatisation at that time. In 2018 inspections ordered by the ONR at Dungeness B showed that seismic restraints, pipework and storage vessels were "corroded to an unacceptable condition", and that would have been the state when the reactor was operating. The ONR classified this as a level 2 incident on the International Nuclear Event Scale.