Улучшенный реактор с газовым охлаждением или (англ. Advanced gas-cooled reactor (AGR)) является одним из типов ядерных реакторов. 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 работает при более высокой температуре газа, способствующей повышению тепловой эффективности. По этой причине необходимо покрывать топливо нержавеющей сталью, чтобы выдержать высокую температуру. Поскольку облицовка топлива из нержавеющей стали имеет более высокое сечение захвата нейтронов, чем топливные сборки Magnox, топливо используется более эффективно. Первый прототип AGR начал функционировать в 1962 году, а первый коммерческий AGR в 1976 году.

Все АЭС, использующие реакторы данного типа, построены с двумя реакторами в одном здании, каждый из которых имеет тепловую мощность 1500 МВт. Такие АЭС способны производить полезную мощность в диапазоне от 555 МВт до 670 МВт, хотя некоторые работают на меньших проектных мощностях из-за эксплуатационных ограничений.

Устройство

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. В качестве топлива используются гранулы диоксида урана, обогащённого до 2,5-3,5%, в твелах из нержавеющей стали. Первоначально на AGR использовался бериллий в качестве оболочки. Когда такая оболочка оказалась непригодной, уровень обогащения топлива пришлось увеличить для поддержания необходимого уровня захвата нейтронов при потерях в обшивке из нержавеющей стали. Это значительно увеличило стоимость энергии, производимой на AGR. Охлаждающая жидкость - углекислый газ циркулирует через активную зону при температуре до 640°C и давлении около 40 бар, а затем проходит через котёл парогенератора, находящийся вне активной зоны. Для остановки реактора предусмотрены управляющие стержни с графитовым замедлителем и система впрыска азота в теплоноситель. Также существует система выключения, которая работает путем введения шаров с бором в реактор, которая была предложена как модификация, чтобы опровергнуть опасения инспекции по ядерным установкам относительно безопасности реактора.

AGR был разработан, для получения более высокого термического КПД около 41%, что лучше, чем у современных водо-водяных реакторов, которые имеют КПД в среднем 34%. Это связано с более высокой температурой теплоносителя на выходе - около 640°C, при использовании газового охлаждения, по сравнению с 325°C для реакторов ВВР. Тем не менее, активная зона AGR реактора должна быть больше, для получения такой же мощности, а коэфицент выгорания топлива на порядок меньше, так как топливо используется менее эффективно. Также как реакторы Magnox, CANDU и РБМК, в отличие от реакторов на легкой воде, AGR предусматривает возможность дозаправки без необходимости остановки реактора. Это было важной частью экономического обоснования для выбора AGR, а в 1965 году позволило CEGB и правительству утверждать, что AGR будет производить электричество дешевле, чем лучшие угольные электростанции. Однако возникли проблемы с вибрацией твелов во время заправки при работе на полную мощность, поэтому в 1988 году правительством был запрещен такой вид заправки ​​до середины 1990-х годов, когда дальнейшие исследования позволили более эффективно закреплять твелы в активной зоне. В настоящее время практикуется только заправка при частичной нагрузке.