Трубчатый реактор Каролинас-Вирджиния
| Трубчатый реактор Каролинас-Вирджиния | |
|---|---|
 Атомная электростанция Парр, как она выглядела, когда она работала в 1960-х годах (это зеркальное отображение плана станции). | |
 | |
| Страна | Соединенные Штаты |
| Расположение | Округ Фэрфилд , недалеко от Дженкинсвилля, Южная Каролина. |
| Координаты | 34 ° 15'45 "с.ш. 81 ° 19'45" з.д. / 34,26250 ° с.ш. 81,32917 ° з.д. |
| Статус | Выведен из эксплуатации |
| Строительство началось | 1 января 1960 г. [ 1 ] |
| Дата комиссии | 18 декабря 1963 г [ 1 ] |
| Дата вывода из эксплуатации | 10 января 1967 г [ 1 ] |
| Оператор(ы) | Каролинская ассоциация ядерной энергетики штата Вирджиния |
| Атомная электростанция | |
| Тип реактора | военнопленный |
| Производство электроэнергии | |
| Единицы выведены из эксплуатации | 1 х 17 МВт эл. |
| Внешние ссылки | |
| Коммонс | Соответствующие СМИ на сайте Commons |
Трубчатый реактор Каролина-Вирджиния (CVTR), также известный как атомная станция Парра , был экспериментальным тяжеловодным ядерным энергетическим реактором с трубкой под давлением в Парре, Южная Каролина , в округе Фэрфилд . Он был построен и эксплуатировался компанией Carolinas Virginia Nuclear Power Associates. CVTR представлял собой небольшой испытательный реактор, способный вырабатывать 17 мегаватт электроэнергии. Официально он был введен в эксплуатацию в декабре 1963 года и выведен из эксплуатации в январе 1967 года.
Реакторы, использующие тяжелую воду в качестве замедлителя, имеют ряд преимуществ благодаря улучшенной нейтронной экономии . Это позволяет им работать на топливе, которое не работает в обычных легководных реакторах . Например, в CVTR использовалось небольшое обогащение , от 1,5 до 2%, по сравнению с 3-5% для традиционных конструкций. Это означает, что затраты на топливо ниже, а компромиссом являются более высокие капитальные затраты из-за необходимости покупать тяжелую воду.
В концептуальном плане CVTR очень похож на конструкцию реактора CANDU работала компания Atomic Energy of Canada Limited , над которой примерно в то же время . Эти две конструкции отличаются некоторыми конструктивными деталями, а также тем, что CANDU может работать на природном уране . В остальном CVTR во многом аналогичен и примерно того же размера и мощности, что и прототип CANDU мощностью 22 МВт , который поступил на вооружение в 1962 году.
Фон
[ редактировать ]Легкие водные конструкции
[ редактировать ]Обычные легководные реакторы по своей общей конструкции напоминают угольную электростанцию , поскольку котел используется для производства пара, который затем приводит в движение паровую турбину для производства электроэнергии. Единственное существенное отличие – бойлер. На угольной электростанции это обычно состоит из системы сжигания угля, в то время как вода циркулирует через котел по ряду труб. Вода удерживается под давлением, чтобы повысить ее температуру кипения , что делает турбины более эффективными.
В случае атомной электростанции котел заменяется реактором, который по ряду причин сложнее угольного котла. Во-первых, вода действует не только как охлаждающая жидкость, но и как замедлитель нейтронов , а это означает, что ее контроль жизненно важен для работы системы в целом. Кроме того, вода имеет тенденцию поглощать радиоактивность в результате работы реактора, что приводит к проблемам с безопасностью и затратам на техническое обслуживание. Наконец, пар и жидкая вода обладают разными замедляющими свойствами, поэтому в большинстве (но не во всех) конструкциях с легкой водой вода поддерживается ниже температуры кипения и используется парогенератор для питания турбин .
Основным преимуществом концепции проектирования легкой воды является то, что она проста и во многом похожа на существующие системы. Однако у него есть один серьезный недостаток: вода удаляет нейтроны реактора , что снижает общую нейтронную экономику . Этого эффекта достаточно, чтобы нейтронов нужной энергии не хватало для поддержания цепной реакции в природном урановом топливе. Это требует, чтобы такие конструкции использовали обогащенный уран , чтобы компенсировать этот эффект, что увеличивает цену топлива.
Концепция тяжелой воды
[ редактировать ]Использование природного урана в реакторе даст преимущество в виде снижения затрат на топливо и большей доступности, поскольку его поставки не зависят от цикла обогащения. Это также обеспечивает некоторую защиту от распространения ядерного оружия . Для этого в реакторе необходимо использовать какой-то другой вид замедлителя, улучшающий нейтронную экономику. Было предложено несколько таких замедлителей, включая диоксид углерода, как в британском усовершенствованном газоохлаждаемом реакторе , жидкие металлы, включая натрий или свинец , как в различных реакторах-размножителях , и тяжелую воду .
Из них тяжелая вода имеет главное преимущество: с ней легко работать. Недостатком является то, что это дорого и ограниченный ресурс. Это привело к созданию концепции трубчатого реактора под давлением , в которой секция системы под давлением содержит теплоноситель только для охлаждения реактора, а остальная часть замедлителя размещается вокруг него в сосуде без давления. В случае потери охлаждающей жидкости будет потеряна только вода в системе под давлением. [ 2 ]
Дизайн
[ редактировать ]Проектирование CVTR началось примерно в 1955 году. CVTR имел тепловую мощность около 65 МВт и полную электрическую мощность 19 МВт. [ 1 ] Подразделение атомной энергетики Westinghouse отвечало за проектирование ядерных систем. [ 3 ] а Stone and Webster Engineering спроектировали остальную часть завода. [ 4 ]
Реактор состоял из 36 вертикальных U-образных топливных каналов в баке-замедлителе диаметром 10 футов и высотой 16 футов. Каждая ветвь U-образной трубы содержала одну топливную сборку, состоящую из 19 твэлов . [ 3 ] В реакторе использовался обогащенный уран ; В 12 трубках находилось топливо с обогащением до 1,5% по урану-235, а в 24 трубках — топливо с обогащением до 2% по урану-235. [ 2 ]
Во время работы на мощности тяжелая вода циркулировала первичными насосами через U-образные трубы, содержащие топливные сборки, которые нагревали воду. Нагретая вода затем проходила через парогенератор с перевернутой U-образной трубкой , где тепло передавалось на вторичную сторону легкой воды, которая превращалась в пар . Пар поступал в перегреватель , работающий на жидком топливе , который повышал качество пара, прежде чем пар поступал в турбину , которая вращала электрический генератор . После прохождения через парогенератор вода первого контура перекачивалась насосами первого контура обратно в реактор для повторения цикла. Тяжелая вода первичного контура находилась под давлением, чтобы гарантировать, что тяжелая вода останется жидкой и не превратится в пар ни в какой точке контура. [ 2 ]
U-образные напорные трубки, содержащие топливо, были термически изолированы от горячей топливной сборки двумя круглыми тепловыми перегородками вокруг топливной сборки. Это позволило трубкам давления работать при низких температурах, в основном при температуре бака-замедлителя, температура которой поддерживалась около 155 градусов по Фаренгейту и близко к атмосферному давлению. В баке-замедлителе содержалась тяжелая вода, которая замедляла процесс деления во время работы реактора. [ 2 ]
CVTR Конструкция защитной оболочки в то время была новой концепцией; Общая конструкция позже стала преобладающей конструкцией защитной оболочки реактора с водой под давлением в Соединенных Штатах. Проект, разработанный Stone and Webster Engineering, был направлен на предотвращение утечки радиоактивных газов или материалов после аварии. Конструкция защитной оболочки включала плоский бетонный фундамент, цилиндрические стены и полусферический купол, построенные из железобетона . Вся внутренняя часть здания содержания была облицована герметичным слоем сварных стальных пластин толщиной 1/2 дюйма или 1/4 дюйма, в зависимости от местоположения. Расстояние от подвального этажа до внутренней поверхности вершины купола составляло 114 футов-2 дюйма. Вертикальные стены имели толщину 2 фута-0 дюйма, цилиндрическая конструкция имела внутренний диаметр 58 футов-0 дюйма, а купол имел немного больший внутренний радиус - 29 футов-4 дюйма. [ 4 ] [ 5 ]
Реактор и объекты были расположены в Парре, Южная Каролина , к северо-востоку от существующей Водохранилища Парр плотины гидроэлектростанции через Брод-Ривер , на высоком обрыве, с которого открывается вид на электростанцию плотины. [ 2 ]
Строительство
[ редактировать ]Площадка для CVTR была одобрена по атомной энергии Консультативным комитетом Комиссии по гарантиям реакторов в январе 1959 года. [ 4 ] Строительство началось 1 января 1960 года. [ 1 ] [ 2 ]
CVRT был первым тяжеловодным энергетическим реактором в США. [ 3 ]
Операция
[ редактировать ]CVTR управлялась компанией Carolinas Virginia Nuclear Power Associates, которая представляла собой консорциум следующих коммунальных предприятий: Carolina Power & Light Company , Duke Power Company , South Carolina Electric & Gas Company (SCE&G) и Virginia Electric and Power Company.
Реактор вошел в критическое состояние 30 марта 1963 года. впервые [ 3 ] КВТР успешно работал с 1963 по 1967 год. Он был остановлен после завершения плановой программы испытаний. [ 2 ] Персонал :
Harry Ferguson, General Manager (initial); Mayhue Bell (later)
Walt Selkinghouse, Plant Superintendent
Paul Barton, Operations Supervisor
Shift Supervisors: James Wright; Pete Beament; Stan Nabow; J. Ed Smith
Shift Nuclear Engineers: Sam McManus; Doug Simpson; Larry E. Smith; Joseph M."Mack" McGough
Health Physicist: Lionel Lewis
Construction Supervisor: Bill Thomas
Engineering Supervisor: Shep Waggoner
Использование испытательного стенда
[ редактировать ]После вывода из эксплуатации CVTR объект использовался для проведения крупномасштабных испытаний с целью получения экспериментальной информации о реакции защитных конструкций на серьезные события. В конце 1960-х годов были проведены три испытания, в ходе которых большие объемы пара от близлежащей угольной электростанции внезапно попали в защитную оболочку CVTR, и была измерена реакция станции. Результаты этих экспериментов позже были использованы для разработки и проверки кодов компьютерных моделей. [ 5 ]
Вывод из эксплуатации
[ редактировать ]CVTR выведен из эксплуатации, а его лицензия отозвана. На объекте не осталось топлива. [ 2 ] К осени 2009 года снос был завершен, и объекту был возвращен статус «зеленого объекта» .
Гораздо более крупная и в настоящее время действующая атомная электростанция «Вирджил К. Летняя» была построена в 1970-х годах и начала работать в 1984 году, примерно в трех милях к северу от CVTR.
Ссылки
[ редактировать ]- ^ Jump up to: а б с д и . МАГАТЭ. 13 апреля 2013 г. http://www.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=600 . Проверено 14 апреля 2013 г.
{{cite web}}: Отсутствует или пусто|title=( помощь ) - ^ Jump up to: а б с д и ж г час «Архивная копия» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 13 апреля 2007 г. Проверено 25 марта 2007 г.
{{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка ) Тяжеловодные реакторы: состояние и прогнозируемое развитие; Серия технических докладов № 407. Международное агентство по атомной энергии; Вена, 2002. - ^ Jump up to: а б с д [1] Крэндалл, Дж.Л. и др. Решеточные исследования и критические эксперименты в системах с замедлителем D2O. Материалы Третьей Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева. 1964. Регистрационный номер NRC ADAMS ML051680328.
- ^ Jump up to: а б с [2] Окрент, Дэвид. К истории развития безопасности легководных реакторов в США. Регистрационный номер NRC ADAMS ML090630275.
- ^ Jump up to: а б [3] Тиллс, Джек и др. SAND2008-1224 Оценка MELCOR 1.8.6: Проектные испытания на аварию защитной оболочки трубчатого реактора Каролина Вирджиния (CVTR) (включая отдельные испытания на отдельные воздействия); Национальные лаборатории Сандии, февраль 2008 г. Номер доступа NRC ADAMS ML080840322.
Внешние ссылки
[ редактировать ]
СМИ, связанные с трубчатым реактором Каролина-Вирджиния, на Викискладе? - Тяжеловодные реакторы: состояние и прогнозируемое развитие , Технический отчет МАГАТЭ № 407 CVTR описан на стр. 52 – 55.
- Вывод из эксплуатации атомных электростанций
