进阶版气冷反应炉
 |
进阶版气冷反应炉是一种在英国设计和运行的反应炉。它的技术建立在镁诺克斯反应炉的基础上，这是英国第二代气冷反应炉，也是使用石墨作中子减速剂，二氧化碳作冷却剂，但压力为40巴，出口温度为摄氏650度。燃料使用二氧化铀（铀-235浓度为2.3%）。自 1980 年代以来，它们一直是英国核能发电的骨干。蒸气产生器的压力为170巴，温度为摄氏560度，热效率为40%[1]。截至2018年5月[update]，英国有14座进阶版气冷反应炉运转[2]。
镁诺克斯反应堆的设计针对生产钚进行了优化，[3]基于上述原因，它的特点对于发电来说并不是最经济的。这反应堆主要使用天然铀为核燃料，这使它所用的冷却剂要有低中子截面，二氧化碳是一种合适的冷却剂，而石墨是有较率的中子慢化剂。与其他核电厂相比，镁诺克斯反应堆可在较低的气体温度下运行，这导致蒸汽产生的效率较低。
进阶版气冷反应堆的设计保留了镁诺克斯反应堆使用石墨为中子慢化剂和二氧化碳为冷却剂的设计，但提高了二氧化碳的运作温度以改善蒸汽产生的情况。这些与燃煤电厂相同，允许使用相同设计的涡轮机和发电设备。在最初设计期间，发现需要将燃料的包覆层从铍替换为不锈钢。但是，钢有很高的中子截面，这样便需要转用浓缩铀作为核燃料。这导致每吨燃料的燃耗值更高，达到 18,000 MWt/day，减少了更换燃料的频率。
进阶版气冷反应堆的原型在1962年于塞拉菲尔德运行，但第一座商用反应堆直至1976年才运行。[4]合共6座核电厂的14座反应堆于1976-1988年期间落成。全部都是每2座反应堆1座建筑物的装配修建，每个反应堆的热功率输出为1500MWt，推动660 MWe的涡轮交流发电机组。各个机组的输出功率为555-670MWe内，然而有些反应堆的输出功率因限制而运行于设计功率之下。[5]
设计[编辑]
进阶版气冷反应堆的设计使得锅炉止回阀处的最终蒸汽的条件与传统燃煤发电站厂的相同，因此可使用与传统燃煤发电站厂相同的涡轮发电机设计。离开反应堆的二氧化碳气体的平均温度设计为648°C。为了达到这温度，同时确保有较的石墨堆芯的使用寿命 (在高温的石墨在二氧化碳中容易氧化) 下锅炉入口重新流入的温度大约278 °C的冷却剂以冷却石墨，确保石墨堆芯的温度与镁诺克斯反应堆的温度差别不大。过热器的出口温度与压力设计为170巴，543 °C。
燃料为二氧化铀颗粒，浓度为2.5%-3.5%，装在不锈钢管中。进阶版气冷反应堆原来的设计概念是使用铍封装。但它的脆性断裂并不合适封装，[6]便要使用更高浓度的燃料，以弥补不锈钢封装的中子捕获现象。这显著增加了进阶版气冷反应堆的发电成本。二氧化碳冷却剂循环于堆内，温度达640 °C (1,184 °F)，压力达40巴，且气体通过堆芯外的锅炉（蒸汽发生器）组件，但仍在坚固的混凝土压力槽内。控制棒插入石墨慢化剂，如控制棒未能插入堆芯，次要糸统往冷却剂注入氮气吸收热中子，停止核裂变。三级停堆系统向反应堆中注入硼珠，以防反应堆必须要在控制棒下插不够深入的情况下减压。这意味著无法维持氮气压力。[7][8]
进阶版气冷反应堆的设计有着高的热效率(产生的电力/产生的热力的比率)大约41%，比现代典型的压水堆的34%高。[9]这是因为高的冷却剂出口温度(约640 °C，1,184 °F) 与气体冷却相比，压水堆的温度约为 325 °C (617 °F)。但是需要更大的反应堆堆芯以达到相同的电力输出，2型燃料的耗燃值为每吨27,000MWth/day，而稳定燃料在排放时的燃耗值高达每吨 34,000MWth/day，低于压水堆的每吨40,000MWth/day，所以进阶版气冷反应堆对燃料的使用效率较低，抵消了它在热效率上的优势。
如镁诺克斯反应堆，加拿大重水铀反应堆(CANDU)，压力管式石墨慢化沸水反应炉(RBMK)一样，进阶版气冷反应堆的设计旨在在不关闭反应堆的情况下添加燃料，与轻水堆不同。不停堆更换燃料是选择进阶版气冷反应堆而不是其他反应堆类型的经济案例的重要部分，在 1965年允许中央发电委员会(英语:Central Electricity Generating Board)和政府声称进阶版气冷反应堆产生的电力较最好的煤电厂所产生的电力便宜。但是在反应堆全速运转时不停堆更换燃料期间的出现的燃料组件振动问题，因此在 1988 年不停堆更换燃料一直暂停直至1990年代中期，当时进一步的试验导致燃料棒卡在反应堆堆芯中。现在，进阶版气冷反应堆仅在反应堆部分负荷或关闭时更换燃料。
预力混凝土压力容器包含反应堆堆芯和锅炉。为了最大限度地减少进入容器的次数(从而减少可能的缺口/漏洞的数量)，锅炉采用直通式设计，所有沸腾和过热均在锅炉管道内进行。使用超纯水是必要，以减少在蒸发器中积聚的盐，及随后的腐蚀问题。
进阶版气冷反应堆旨在成为美国轻水反应堆设计的卓越英国替代品。它被推广为操作上（如果不是经济上）成功的镁诺克斯反应堆设计的发展，并从众多相互竞争的英国替代品中选出，如氦冷的高温气冷堆，蒸汽发生重水反应堆和pp快中子增殖反应堆]]以及美国轻水加压和沸水反应堆（PWR 和 BWR）和加拿大 CANDU设计。中央发电委员会对竞争设计进行了详细的经济评估，并得出结论认为，邓杰内斯角核电站提出的进阶版气冷反应堆会产生最便宜的电力，比任何竞争对手的设计和最好的燃煤发电站都便宜。
参考资料[编辑]
- ^ Hewitt, Geoffrey F.; Collier, John G. Introduction to nuclear power. 2000.
- ^ Nuclear Power in the United Kingdom. [2018-05-01]. （原始内容存档于2021-05-18）.
- ^ Gilbert, Richard J.; Kahn, Edward P. International Comparisons of Electricity Regulation. Cambridge University Press. 18 January 2007: 47 [6 October 2017]. ISBN 9780521030779. （原始内容存档于2022-03-27）.
- ^ History of Windscale's Advanced Gas-cooled Reactor 互联网档案馆的存档，存档日期1 October 2011., Sellafield Ltd.
- ^ John Bryers, Simon Ashmead. 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. 17 February 2016 [18 August 2017]. （原始内容 (PDF)存档于2022-01-21）.
- ^ Murray, P. Developments in oxide fuels at Harwell. Journal of Nuclear Materials. 1981, 100 (1–3): 67–71. Bibcode:1981JNuM..100...67M. doi:10.1016/0022-3115(81)90521-3.
- ^ Nonbel, Erik. Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR) (PDF) (报告). Nordic Nuclear Safety Research. November 1996 [2022-02-09]. NKS/RAK2(96)TR-C2. （原始内容 (PDF)存档于2022-06-09）.[页码请求]
- ^ Nuclear_Graphite_Course-B - Graphite Core Design AGR and Others (PDF). （原始内容 (PDF)存档于17 July 2011）.[需要完整来源]
- ^ Shultis, J. Kenneth; Faw, Richard E. Fundamentals of Nuclear Science and Engineering. Marcel Dekker. 2002. ISBN 0-8247-0834-2.[页码请求]
参考资料[编辑]
| |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
