Reactor refrigerado por gas mejorado

La versión actual de la página aún no ha sido revisada por colaboradores experimentados y puede diferir significativamente de la versión revisada el 24 de abril de 2018; las comprobaciones requieren 12 ediciones .

Un reactor refrigerado por gas avanzado ( AGR) es un tipo de reactor nuclear diseñado y construido en Inglaterra .  Esta es la segunda generación de reactores nucleares británicos refrigerados por gas, que utilizan grafito como moderador de neutrones y dióxido de carbono como refrigerante. El AGR fue desarrollado a partir de los reactores tipo Magnox .

El AGR retuvo el moderador de grafito Magnox y el refrigerante de CO 2 , pero aumentó su temperatura de funcionamiento para mejorar la eficiencia cuando se convirtió en vapor. El vapor que producía era intencionalmente idéntico al generado por las centrales eléctricas de carbón, lo que permitía utilizar las mismas turbinas y equipos para la generación. En las primeras etapas del diseño del sistema, los diseñadores se vieron obligados a reemplazar el berilio , que se usa como contenedor para las celdas de combustible de uranio, con acero inoxidable. El acero tiene una sección transversal de reacción nuclear más alta , y este cambio implicó cambiar el combustible de uranio natural a combustible de uranio enriquecido para mantener la criticidad. Como parte de este cambio, el nuevo proyecto tuvo un mayor burnup de 18.000 MW/d. por tonelada de combustible, requiriendo repostajes menos frecuentes.

El primer prototipo de AGR se lanzó en 1963 [1], pero el primero comercial no fue hasta 1976. Se construyeron un total de 14 reactores en seis sitios entre 1976 y 1988. Todos están configurados con dos reactores en un edificio. Cada reactor tiene una potencia térmica de diseño de 1500 MW, impulsando un turbogenerador de 660 MW. Varias plantas AGR producen salidas que van desde 555 MW a 670 MW, algunas de las cuales operan por debajo de la capacidad de diseño debido a restricciones operativas [2] . Todos utilizan combustible Westinghouse [3] .

Dispositivo

El diseño del AGR es tal que el vapor producido por la operación del reactor es el mismo que en las centrales eléctricas de carbón tradicionales, por lo que el AGR puede utilizar los mismos generadores de turbina. La temperatura media del refrigerante a la salida del reactor es de 648 °C. Para obtener estas altas temperaturas, y al mismo tiempo garantizar la vida útil del grafito (el grafito se oxida rápidamente a CO2 a alta temperatura), se utiliza una corriente de transferencia de calor recirculante a una temperatura de salida de la caldera más baja de 278 °C para enfriar el grafito, asegurando que la temperatura del núcleo de grafito no sea muy diferente de la temperatura observada en la estación Magnox . La temperatura y presión a la salida del generador de vapor fue de 170 bar y 543 °C.

El combustible utilizado son gránulos de dióxido de uranio , enriquecidos hasta un 2,5-3,5%, en barras de combustible de acero inoxidable [4] . El concepto de diseño original del AGR era utilizar un revestimiento a base de berilio. Cuando esto resultó inadecuado debido a su fragilidad [5] , se aumentó el nivel de enriquecimiento del combustible para compensar el alto nivel de pérdidas de neutrones en el revestimiento de acero inoxidable. Esto aumentó considerablemente el costo de la electricidad producida por AGR. El refrigerante circula a través del núcleo, alcanzando los 640 °C (1,184 °F) y una presión de unos 40 bar, y luego pasa a través de las unidades de caldera (generador de vapor) fuera del núcleo, pero todavía está dentro de un cilindro de acero, un recipiente a presión . Las barras de control penetran en el moderador de grafito y el sistema secundario incluye la inyección de nitrógeno en el refrigerante para bajar la temperatura en el reactor. El sistema de apagado terciario, que funciona mediante la inyección de gránulos de boro en el reactor, se activa si el reactor se despresuriza cuando las barras de control no se bajan lo suficiente. Esto significaría que no se podría mantener la presión de nitrógeno. [6] [7]

El AGR fue diseñado para tener una alta eficiencia de alrededor del 41 %, que es mejor que los reactores de agua a presión , que tienen una eficiencia térmica típica del 34 %. Esto se debe a la temperatura de salida más alta de aproximadamente 640 °C (1,184 °F) típica para un medio de transferencia de calor de gas en comparación con aproximadamente 325 °C (617 °F) para un PWR . Sin embargo, el núcleo del reactor debe ser más grande para la misma potencia de salida, y el combustible quemado en la liberación es menor, por lo que el combustible se usa de manera menos eficiente, que es la contrapartida de una alta eficiencia. [ocho]

Al igual que los reactores Magnox , CANDU y RBMK , y a diferencia de los reactores de agua a presión, los AGR están diseñados para recargarse sin apagar el propio reactor. Este fue un argumento importante para elegir AGR sobre otros tipos de reactores, y en 1965 permitió que la Junta Central de Electricidad (CEGB) y el gobierno afirmaran que AGR produciría electricidad más barata que las mejores plantas de cogeneración de carbón. Sin embargo, surgieron problemas de vibración del conjunto de combustible durante el reabastecimiento de combustible a máxima potencia, por lo que en 1988 el gobierno prohibió este tipo de reabastecimiento de combustible hasta mediados de la década de 1990, cuando las pruebas adicionales dieron como resultado una barra de combustible atascada en el núcleo del reactor. En AGR, ahora solo se realiza el reabastecimiento de combustible de carga parcial o parada del reactor. [9]

El recipiente a presión de hormigón pretensado contiene el núcleo del reactor y las calderas. Para minimizar la cantidad de intrusiones en el recipiente (y, por lo tanto, reducir la cantidad de posibles puntos de fuga), las calderas tienen un diseño pasante en el que toda la ebullición y el sobrecalentamiento tienen lugar dentro de los tubos de la caldera. Esto requiere el uso de agua ultrapura para minimizar la formación de sal en el evaporador y los subsiguientes problemas de corrosión.

El AGR se presentó como una excelente alternativa británica a los diseños de reactores de agua ligera estadounidenses. Se comercializó como un desarrollo del diseño Magnox decididamente (si no económicamente) exitoso y se seleccionó de una variedad de alternativas británicas competidoras: el reactor de alta temperatura de helio, el SGHWR y el reactor reproductor , así como el agua ligera presurizada estadounidense y el agua hirviendo. reactores ( PWR y BWR ) y los proyectos canadienses CANDU . CEGB realizó una evaluación económica detallada de los proyectos de la competencia y concluyó que el AGR propuesto para Dungeness B generaría la electricidad más barata, más barata que cualquier proyecto de la competencia y las mejores plantas de carbón.

Características de la AGR

Puede y diferirá de los reales, de la documentación técnica: [10]

Característica Dungeness B Hartlepool Thorness
Potencia térmica del reactor, MW 1496 1500 1623
Potencia eléctrica de la unidad, MW 660 660 660
Eficiencia unitaria, % 41.6 41.1 40.7
Número de canales de combustible en el reactor 408 324 332
Diámetro central 9,5 metros 9,3 metros 9,5 metros
Altura del núcleo 8,3 metros 8,2 metros 8,3 metros
Presión de gas promedio 32 barras 41 barras 41 barras
Temperatura media del gas de entrada °C 320 286 339
Temperatura media de salida °C 675 648 639
Suministro total de gas 3378 kg/s 3623 kg/s 4067 kg/s
Combustible usado UO 2 UO 2 UO 2
Peso del uranio en toneladas 152 129 123
Diámetro interior del cilindro (recipiente) de alta presión 20 metros 13,1 metros 20,3 metros
Altura del globo 17,7 metros 18,3 metros 21,9 metros
Número de sopladores de gas cuatro ocho ocho
turbinas de alta presion una una una
Turbinas de media presión 2 2 2
turbinas de baja presion 6 6 cuatro
Número de calentadores de agua cuatro cuatro cuatro

Historia

Había grandes esperanzas en el diseño de la AGR. [11] Pronto se puso en marcha un ambicioso programa para construir cinco plantas de reactores gemelos, Dungeness B , Hinckley Point B , Hunterston B , Hartlepool y Heysham , y otros países también contemplaron órdenes de construcción. Sin embargo, el diseño de la AGR resultó demasiado complejo para construir fuera del país y difícil de construir localmente. Los problemas con los trabajadores y los sindicatos que comenzaron en ese momento complicaron la situación. La estación principal de Dungeness B se ordenó en 1965 con una fecha de finalización prevista para 1970. Después de problemas con casi todos los aspectos del diseño del reactor, finalmente comenzó a producir electricidad en 1983, 13 años demasiado tarde. [11] Los siguientes diseños de reactores en Hinckley Point B y Hunterston B mejoraron significativamente con respecto al diseño original y se pusieron en servicio antes que Dungeness. El siguiente proyecto de AGR en Heysham y Hartlepool buscó reducir el costo total del diseño al reducir el espacio ocupado por la estación y la cantidad de sistemas auxiliares. Los dos últimos AGR en Thorness y Heysham 2 volvieron al diseño modificado de Hinckley Point B y demostraron ser los más exitosos. [12] El ex asesor económico, David Henderson, describió el programa AGR como uno de los dos errores más costosos de financiación del gobierno del Reino Unido, junto con Concord . [13]

Cuando el gobierno comenzó a privatizar la industria de la electricidad en la década de 1980, el análisis de costos para los inversionistas potenciales mostró que los costos operativos reales se habían subestimado durante muchos años. Los costes de desmantelamiento se han subestimado especialmente. Estas incertidumbres llevaron a que las centrales nucleares quedaran excluidas de la privatización en ese momento. [once]

En octubre de 2016, se anunció que se instalarían barras de control superarticuladas en Hunterston B y Hinckley Point B debido a preocupaciones sobre la estabilidad de los núcleos de grafito del reactor. La Oficina de Regulación Nuclear (ONR) ha expresado su preocupación por la cantidad de grietas en las ranuras que bloquean los ladrillos de grafito en el núcleo. Un evento inusual como un terremoto puede desestabilizar el grafito de modo que las barras de control convencionales que cierran el reactor no puedan insertarse. Las barras de control superarticuladas deben insertarse incluso en un núcleo desestabilizado. [catorce]

Reactores AGR del Reino Unido

Nombre unidades de potencia Potencia ,
MW (Bruto) 		Inicio
de la construcción 		comienzo cierre
mazmorra EN 1 615 1965 1983 2028
EN 2 615 1965 1985 2028
Thorness una 682 1980 1988 2030
2 682 1980 1989 2030
escala de viento una 36 1958 1963 1981
Hunterston B B1 644 1967 1976 2023
B2 644 1967 1977 2023
Hartlepool una 655 1968 1984 2024
2 655 1968 1983 2024
Heysham A1 625 1970 1983 2024
A2 625 1970 1984 2024
EN 1 680 1980 1988 2030
EN 2 680 1980 1988 2030
punto de hinkley EN 1 655 1967 1976 2023
EN 2 655 1967 1976 2023

Notas

  1. ↑ Historia del reactor avanzado refrigerado por gas de Windscale Archivado el 1 de octubre de 2011. , Sellafield Ltd.
  2. ↑ John Bryers, Simón Ashmead. Preparación para futuros trabajos de vaciado de combustible y desmantelamiento en la flota de reactores avanzados refrigerados por gas de EDF Energy en el Reino Unido . PRESEC 2016 . Agencia de Energía Nuclear de la OCDE (17 de febrero de 2016). Consultado el 18 de agosto de 2017. Archivado desde el original el 21 de enero de 2022.
  3. ↑ Advanced Gas-Cooled Reactor Fuel Archivado el 31 de diciembre de 2010 en Wayback Machine // Westinghouse, 2006
  4. ↑ Copia archivada (enlace no disponible) . Consultado el 27 de julio de 2013. Archivado desde el original el 27 de diciembre de 2013. 
  5. ↑ Murray, P. Desarrollos en combustibles de óxido en Harwell  //  Journal of Nuclear Materials : diario. - 1981. - vol. 100 , núm. 1-3 . - Pág. 67-71 . - doi : 10.1016/0022-3115(81)90521-3 . — .
  6. ↑ Nonbel, Erik. Descripción del tipo avanzado de reactor refrigerado por gas (AGR  ) . — Investigación de seguridad nuclear nórdica, 1996.
  7. ↑ Nuclear_Graphite_Course-B - Graphite Core Design AGR y otros . Archivado desde el original el 17 de julio de 2011.[ por aclarar ]
  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 Descripción del tipo avanzado de reactor refrigerado por gas (AGR)] . www.iaea.org . Consultado el 14 de junio de 2018. Archivado desde el original el 17 de mayo de 2018.
  11. ↑ 1 2 3 Owen, Geoffrey . Reseña del libro: 'The Fall and Rise of Nuclear Power in Britain'  (7 de marzo de 2016). Archivado desde el original el 13 de marzo de 2016. Consultado el 16 de marzo de 2016.
  12. ↑ SH Wearne, R. H. Bird . UK Experience of Consortia Engineering for Nuclear Power Stations  (diciembre de 2016). Archivado desde el original el 26 de marzo de 2017. Consultado el 25 de marzo de 2017.
  13. ↑ Henderson, David . Cuanto más cambian las cosas... , Nuclear Engineering International (21 de junio de 2013). Archivado desde el original el 25 de junio de 2013. Consultado el 2 de julio de 2013.
  14. ↑ El reactor nuclear descifra el 'caso de seguridad del desafío' , BBC News  (31 de octubre de 2016). Archivado desde el original el 31 de octubre de 2016. Consultado el 31 de octubre de 2016.

Enlaces

  Ir al elemento de Wikidata  diccionarios y enciclopedias
 Centrales nucleares del Reino Unido