Elektrownia Fort St. Vrain
Fort St. Vrain Generating Station
Państwo

 Stany Zjednoczone

Status

Aktywna

Właściciel

Xcel Energy

Operator

Xcel Energy

Liczba bloków energetycznych

6 (gaz ziemny, aktywne) / 1 (jądrowy, zlikwidowany)

Zajmowana pow.

9 km²

Łączna wygen. moc elektry.

5,42 TWh

Źródła energii
Źródła energii:
- główne

gaz ziemny

- drugorzędne

uran-235 (materiał rozszczepialny), tor-232 (materiał paliworodny)

Kluczowe daty
Rozpoczęcie budowy

1 września 1968

Włączenie do sieci

11 grudnia 1976

Położenie na mapie Kolorado
Położenie na mapie Stanów Zjednoczonych
40°14′40″N 104°52′27″W/40,244444 -104,874167

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

Nr bloku Blok 1
Typ HTRG
Status Zdemontowany
Właściciel Xcel Energy
Operator Xcel Energy
Data rozpoczęcia budowy 1 września 1968
Data osiąg. stanu kryt. 31 stycznia 1974
Data włączenia do sieci 11 grudnia 1976
Data trwałego wyłączenia 29 sierpnia 1989
Moc elektryczna netto 330 MW
Moc elektryczna brutto 342 MW
Moc termiczna 842 MW
Współczynnik wydajności 30,6%

Przypisy

  1. 1 2 Final Enviromental Statement Related to Operation of the Fort St. Vrain Nuclear Generation Station. AEC, 1972-08. [dostęp 2017-01-20].
  2. ↑ Blok jądrowy.
  3. 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 World Nuclear Association – Fort St. Vrain. World Nuclear Association. [dostęp 2017-01-21]. (ang.).
  4. 1 2 3 Xcel Energy: Fort St. Vrain Generating Station. Xcel Energy. [dostęp 2017-01-21]. (ang.).
  5. 1 2 FSVFolks / Joe Pinner: Fort St. Vrain Power Station History. FSVFolks. (ang.).
  6. 1 2 3 D. A. Copinger, D. L. Moses: Fort Saint Vrain Gas Cooled Reactor Operational Experience. T. NUREG/CR-6839 (ORNL/TM-2 003/223). Washington: Nuclear Regulatory Commission, 2004-01. [dostęp 2017-01-20].
  7. ↑ Office of Public Affairs: NRC terminates license for decommissioned Fort St. Vrain nuclear power plant. T. 97-113. Washington: Nuclear Regulatory Commission, 1997-08-05.
  8. ↑ Średni w okresie 1979-1989.
  9. ↑ Współczynnik gotowości do generowania elektryczności (EAF).
This article is issued from Wikipedia. The text is licensed under Creative Commons - Attribution - Sharealike. Additional terms may apply for the media files.