Атомная электростанция Форт-Сен-Врен

Атомная электростанция Форт-Сен-Врен
Электростанция Форт-Сент-Врейн
Страна	Соединенные Штаты
Расположение	Платтевилл, Колорадо
Координаты	40°14′40″с.ш. 104°52′27″з.д. / 40,24444°с.ш. 104,87417°з.д. / 40,24444; -104,87417
Статус	Выведен из эксплуатации
дата комиссии	1979, 1996 (как природный газ)
Дата вывода из эксплуатации	1989
Атомная электростанция
Тип реактора	Высокотемпературный газовый реактор
Генерация электроэнергии
Паспортная емкость	330 МВт эл.
Внешние ссылки
Общины	Связанные медиа на Commons
[править на Wikidata]

Атомная электростанция Форт-Сент-Врейн — бывшая коммерческая атомная электростанция, расположенная недалеко от города Платтевилль на севере Колорадо в США . Первоначально она работала с 1979 по 1989 год. Она имела высокотемпературный газовый реактор (HTGR) мощностью 330 МВт. Станция была выведена из эксплуатации в период с 1989 по 1992 год.

В 1996 году она была преобразована в традиционную электростанцию , работающую на природном газе , мощность которой по состоянию на 2011 год составляет чуть менее 1000 МВт.

Электростанция Форт-Сент-Врейн была построена как первая и единственная атомная электростанция в Колорадо , которая работала с 1979 по 1989 год . ^[1] Станция была названа в честь исторического торгового поста Форт-Сент-Врейн , который находился примерно в миле к северу от нее. ^[2] Это был один из двух высокотемпературных газовых реакторов ( HTGR ) в Соединенных Штатах. Первичный теплоноситель гелий передавал тепло во вторичную систему охлаждения воды для приведения в действие парогенераторов . Топливом реактора была комбинация делящегося урана и воспроизводимых микросфер тория , диспергированных в призматической графитовой матрице. Реактор имел выходную электрическую мощность 330 МВт (330 МВт _эл .), вырабатываемую из тепловой мощности 842 МВт (842 МВт _тепл. ). ^[1]

Электростанция HTGR в Форт-Сент-Врейне была предложена в марте 1965 года, а ее заявка была подана в Комиссию по атомной энергии в октябре 1966 года. Строительство началось в сентябре 1968 года. ^[1] Проект HTGR был безопаснее, чем типичные конструкции с кипящей водой того времени, имеющие стальные армированные предварительно напряженные бетонные купольные конструкции. Ему требовалась только стальная каркасная конструкция, в то время как активная зона реактора частично находилась внутри предварительно напряженного бетонного корпуса реактора высокого давления (PCRV). Стоимость строительства достигла 200 миллионов долларов, или примерно 0,60 доллара за установленный ватт. Первоначальные испытания начались в 1972 году, а первая коммерческая мощность была распределена в июле 1979 года. ^[1]

Завод был технически успешным, особенно к самому концу срока эксплуатации, но стал коммерческим разочарованием для своего владельца. Как один из первых коммерческих проектов HTGR, завод был проверкой концепции для нескольких передовых технологий, но имел ряд проблем раннего внедрения , которые требовали дорогостоящих исправлений. Проблемы с обслуживанием усугубили эти и другие проблемы.

HTGR Форт-Сент-Врейн был значительно более эффективен, чем современные легководные реакторы, достигая теплового КПД 39-40%, что отлично подходит для электростанции парового цикла. Эксплуатация конструкции HTGR могла быть легко ослаблена для соответствия нагрузке спроса на электроэнергию , а не быть обязанной постоянно вырабатывать свою паспортную мощность. Реактор также был сравнительно экономичен с максимальным выгоранием 90 000 МВт-дней тепловых на метрическую тонну тяжелого металла (по сравнению с современными легководными реакторами с выгоранием 10 000 - 40 000 МВт-дней/тТМ). Однако проблемы, которые возникли при его отладке, привели к его ранней кончине.

Многие проблемы возникли на ранних этапах эксплуатации HTGR Форт-Сент-Врейн. Эти проблемы представляли угрозу общественной безопасности из-за серьезных проблем с коррозией, негативно влиявших на основные функции безопасности, значительная нагрузка ложилась на персонал, оборудование и сооружения, и продолжение эксплуатации казалось владельцу завода нерентабельным. Большинство прошлых проблем были решены со значительными затратами, и завод начал работать на коммерчески жизнеспособном уровне, когда экономический спад и история завода заставили владельца закрыть его, хотя он еще не достиг конца своего проектного срока службы.

В Форте Сент-Врейн возникли три основные категории проблем: во-первых, проблемы с просачиванием воды и коррозией; во-вторых, проблемы с электрической системой; и, в-третьих, общие проблемы с объектом.

Самая большая проблема Форта Сент-Врейн была с гелиевым циркулятором. Меньшие молекулы гелия требовали очень плотных уплотнений, чтобы не допустить утечки газа. Некоторые уплотнения включали движущиеся поверхности, а для удержания гелия использовалась конструкция подшипника с водяной смазкой. Для удаления загрязнений, включая воду, из гелиевой системы была предусмотрена система газоочистки. Проблемы конструкции привели к тому, что в гелиевой системе оказалось слишком много воды, что привело к коррозии.

Проектировщики предполагали, что инжекторы воды будут поддерживать давление в подшипниках примерно равным давлению газа в системе. На практике давление газа колебалось больше, чем ожидалось, что позволяло излишкам воды вытекать в циркуляционный насос.

Мощность системы газоочистки не учитывала избыток воды из подшипников и предполагала, что высокотемпературные реакции в графитовой активной зоне реактора снизят воздействие остаточной воды в гелии, исходя из пористости типичного графита активной зоны. Графит, использованный для создания активной зоны Форта Сент-Врейн, был более высокого качества и менее пористым, и, таким образом, не имел достаточно большой площади поверхности для протекания этих реакций. ^[3]

Хотя безопасность системы не была нарушена, часто возникали проблемы с эксплуатацией во всех системах реактора из-за воды и коррозии. На охладительных установках в системе очистки газа образовывался лед, что снижало их эффективность. Когда выход реактора снижался, а система охлаждалась, вода конденсировалась на оборудовании и приборах в гелиевой системе. Приводы регулирующих стержней ржавели, и быстрые отключения не работали правильно. Резервная система отключения, которая выпускала сферы борированного графита в активную зону в случае ожидаемого переходного процесса без аварийной остановки (ATWS), иногда была недоступна, поскольку вода выщелачивала бор, образуя борную кислоту, которая размягчала сферы графита и заставляла их слипаться. Стальные «сухожилия» внутри PCRV подвергались коррозии из-за осаждения хлорида и были ослаблены. Пятна ржавчины мигрировали в охлаждающую жидкость и застревали в критически важном оборудовании, включая приводы регулирующих стержней. Утечки в парогенераторе также происходили из-за коррозии. ^[3]

Проблемы проектирования, которые привели к коррозии, были частично вызваны регулирующими органами , которые были сосредоточены на химических реакциях пара с высококачественным графитом сердечника и воздействии на систему газоочистки. Можно утверждать, что меморандумы от Комиссии по ядерному регулированию потребляли чрезмерные инженерные ресурсы, и в результате другие проектные соображения были упущены из виду. Часть вины за проблемы коррозии также легла на владельца FSV и его процедуры эксплуатации и обслуживания. Например, сигнализаторы влажности генерировали сигналы тревоги в течение месяцев в критических частях завода, но они были проигнорированы как дефектные. Персонал, позже отправленный для снятия предположительно дефектных сигнализаторов влажности для ремонта, обнаружил, что сигнализаторы влажности не были дефектными, и иногда при снятии устройств с их фитингов выделялось значительное количество воды.

Наконец, проектировщики завода разделили ответственность за то, что не определили размер системы очистки газа для работы с избыточной водой в гелиевой системе, поскольку они должны были предвидеть возможность проникновения избыточной воды. Они признали это задним числом: «Циркуляторы FSV «соответствовали всем проектным спецификациям», однако подшипники, уплотнения и опорные системы для подшипника с водяной смазкой вызвали много проблем. Кроме того, в циркуляционных насосах использовался привод паровой турбины, что усложняло работу системы. Эти уникальные конструктивные особенности привели к попаданию воды в активную зону, что стало основной причиной плохой готовности завода». ^[4]

Электросистема завода неоднократно подвергалась испытаниям, и решения часто были дорогостоящими. Трансформаторы выходили из строя. Резервные генераторы иногда не включались при активации, а в других случаях во время работы возникали проблемы с боковыми каналами, что не позволяло им вырабатывать электроэнергию. Отказ резервного питания также привел к некоторым проблемам с проникновением влаги, по-разному нарушая логику систем впрыска подшипниковой воды и логику отключения гелиевого циркулятора. Отказы трансформаторов и последующий отказ резервного питания произошли по крайней мере в одном случае из-за проникновения влаги в электрические кабели и последующего замыкания на землю, когда завод работал на низкой мощности, чтобы удалить воду из предыдущих проблем с проникновением влаги. Считается, что эта электрическая неисправность привела к дальнейшему проникновению влаги. ^[3]

Подрядчики объекта несколько раз высказывали опасения по поводу безопасности. В одном из наиболее серьезных инцидентов персонал подрядчика повредил гидравлические агрегаты, что позволило гидравлической жидкости распылиться по кабелям управления реактора. Затем та же бригада выполнила сварочные работы на оборудовании, расположенном над кабелями управления. Горячий шлак упал на материал, используемый для удержания гидравлической жидкости , и воспламенил ее вместе с жидкостью на кабелях управления. Пожар охватил кабели в течение пяти минут, и 16 основных кабелей управления были повреждены. Затем персонал подрядчика не сообщил персоналу завода о ситуации, и реактор работал в таком состоянии в течение нескольких часов. В другом случае персонал подрядчика, использовавший неправильно заземленные сварочные аппараты, отключил цепи нейтронной защиты, что привело к ложному отключению всего завода. ^[3]

Из-за проблем с коррозией, вызванной водой, и электрических проблем остановки завода были обычным делом. В результате компания Public Service Company of Colorado начала сомневаться в экономичности продолжения коммерческой эксплуатации. Рост производительности наблюдался в 1987–1989 годах, что свидетельствовало о том, что некоторые проблемы были решены в системе, но Public Service не была в этом убеждена. В 1989 году Public Service сообщила, что завод рассматривается для закрытия. Позже в том же году было обнаружено, что критическая часть реактора имеет долгосрочную коррозию и требует замены. Стоимость замены была признана чрезмерной, и завод был закрыт. Вывод из эксплуатации и удаление топлива были завершены к 1992 году. Таким образом, Fort St. Vrain стал первым ядерным реактором коммерческого масштаба в США, который был выведен из эксплуатации . ^[5]

После вывода реактора из эксплуатации Форт-Сент-Врейн был преобразован в обычный завод по сжиганию природного газа . Первая газовая турбина была установлена ​​в 1996 году. Еще две турбины были установлены к 2001 году. Теплоутилизационные парогенераторы (HRSG) позволяют заводу работать в режиме комбинированного цикла , в котором отработанное тепло, извлеченное из выхлопных газов турбины сгорания, используется для создания второй ступени пара, способного приводить в действие исходную паровую турбину и генератор завода. По состоянию на 2011 год паспортная мощность завода составляет 965 МВт. ^[5]

• История Форта Сент-Врейн (архив октября 2008 г.)
• Форт Сен-Врен - База данных INSC (архив на май 2008 г.)
• Форт Сент-Врейн HTGR (чертеж)