Elektrownia Fort St. Vrain

Elektrownia Fort St. Vrain (ang. Fort St. Vrain Generating Station, wcześniej: Fort Saint Vrain Nuclear Generating Station) – amerykańska czynna elektrownia gazowa, a w latach 1979–1989 elektrownia jądrowa. Położona koło Platteville, na północy stanu Kolorado. Właścicielem i operatorem elektrowni jest Xcel Energy (pierwotnie: Public Service Company Of Colorado, PSC). Blok jądrowy był pierwszą w USA w pełni zdemontowaną i zlikwidowaną komercyjną elektrownią jądrową. Elektrownia gazowa została uruchomiona w 1996. W latach 1979–1989 pracował tam jeden blok z reaktorem jądrowym, który pracę komercyjną podjął 1 lipca 1979. Elektrownia gazowa W budynkach zlikwidowanej elektrowni jądrowej operator zbudował elektrownię termiczną na gaz ziemny. Elektrownia wyposażona jest w 6 turbin o łącznej mocy 969 MW: nr 1 o mocy 301 MW nr 2 o mocy 123 MW nr 3 i 4 o mocy po 128 MW nr 5 o mocy 145 MW nr 6 o mocy 144 MW. Turbiny od 1 do 4 uruchomione zostały w latach 90. XX wieku. Turbiny 5 i 6 w roku 2009. Firma Xcel Energy szacuje, że dzięki wykorzystaniu elementów z elektrowni jądrowej zaoszczędziła ok. 60 milionów USD. Elektrownia jądrowa Firma PSC szukała nowych źródeł energii i 13 marca 1965 ogłosiła plan budowy elektrowni jądrowej. PSC wniosło o udzielenie licencji na budowę reaktora w październiku 1966. 1 listopada 1966 PSC, Atomic Energy Commission (AEC) i firma General Atomics podpisały porozumienie trójstronne o budowie placówki. Licencję na działanie elektrowni wydała Atomic Energy Commission 21 grudnia 1973. Z uwagi na pilotażowy charakter w latach 1981–1989 na zlecenie NRC elektrownia podlegała badaniom prowadzonym przez Oak Ridge National Laboratory. Raporty z tych lat zawierają informacje o 279 incydentach w trakcie eksploatacji, w tym: 29 przecieków wody i usterek systemu detekcji wilgoci, w tym 1 incydent (23 czerwca 1984) miał bardzo duże znaczenia dla bezpieczeństwa reaktora 2 przecieki powietrza lub innych niepożądanych gazów i usterek systemu detekcji gazów 3 usterki lub anomalie dotyczące paliwa 2 usterki lub pęknięcia grafitu, orurowania lub innych komponentów reaktora 47 błędów ludzkich lub nieprawidłowości w działaniu operatora (żaden nie stanowił zagrożenia dla bezpieczeństwa) 6 błędów operatora licencjonowanego 22 błędy personelu w trakcie czynności testowych 5 błędów personelu związanego z utrzymaniem i naprawami 2 błędy personelu związane z czynnościami instalacyjnymi 2 błędy personelu związane z ochroną radiacyjną 10 błędów personelu związane z innymi czynnościami 196 innych zdarzeń lub warunków mogących mieć związek z projektem reaktora chłodzonego gazem (GCR). Reaktor został wyłączony 18 sierpnia 1989 w celu naprawy zaczopowanego pręta kontrolnego. W czasie przeglądu odkryto jednak liczne pęknięcia w generatorze pary. Zarząd operatora uznał, że koszt napraw jest zbyt duży i 29 sierpnia wydano decyzję o trwałym wyłączeniu reaktora. NRC zatwierdziła plany demontażu i wydała pozwolenie jego przeprowadzenie w 1992. Operację ukończono w 1998, a 5 sierpnia 1999 NRC wygasiła licencję elektrowni zdejmując z terenu wszelkie ograniczenia. Wypalone paliwo jądrowe jest przechowywane w osobnym ośrodku nieopodal elektrowni. Elektrownia jest pierwszą w USA w pełni zdemontowaną i zlikwidowaną komercyjną elektrownią jądrową. Budowa i działanie Blok jądrowy wykorzystywał wysokotemperaturowy reaktor chłodzony gazowym helem i moderowany grafitem (HTGR), zbudowany w oparciu o doświadczenia z budowy bloku nr 1 EJ Peach Bottom. Między reaktorami występowały jednak istotne różnice: znacznie większa moc: 330 MW (Ft. St. Vrain) wobec 40 MW (Peach Bottom) zbiornik ciśnieniowy wykonany ze sprężonego betonu (Ft. St. Vrain) a nie ze stali (Peach Bottom) elementy paliwowe z bloków grafitu pryzmatycznego (Ft. St. Vrain), a nie długie, pierścieniowe pręty z normalnego grafitu (Peach Bottom) pompy helu z turbinami parowo-wodnymi z łożyskami uszczelnianymi wodą (Ft. St. Vrain) zamiast napędzanych elektrycznie z łożyskami uszczelnianymi olejem (Peach Bottom). Zbiornik reaktora miał przekątną 18,6 metra × 32,30 m wysokości i grubość 2,75 m. Reaktor wykorzystywał uranowo-torowy cykl paliwowy. Grafit stanowił materiał moderatora, koszulek paliwowych, rdzenia, fundamentu rdzenia i reflektora. Aktywny obszar rdzenia składał się z 1482 heksagonalnych grafitowych bloków paliwa (35,5 cm przekątnej × 79 cm wysokości) tworzących 247 kolumn, podzielonych na 37 sektorów - każdy z indywidualnie kontrolowanym przepływem chłodzenia i parą prętów kontrolnych. Samo paliwo miało formę granul z węgliku toru i węgliku uranu, złączonych węglikiem krzemu i węglem pirolitycznym. Chłodziwem pierwotnego obiegu chłodzenia, dwupętlowego z sześcioma generatorami pary, był gazowy hel. Obieg helu wspomagany był dwoma cyrkulatorami. Cyrkulatory wypuszczały hel do wspólnego zbiornika poniżej poziomu reaktora. Następnie przepływał on w górę, aż do zbiornika z którego podawany był do rdzenia, którym spływał w dół, do generatorów pary wodnej, skąd trafiał do cyrkulatorów. Ciśnienie chłodziwa wynosiło 700 psi, a temperatura od 540 °C do 780 °C. Dane techniczne Przypisy