Трубный реактор Каролина-Вирджиния - Carolinas–Virginia Tube Reactor

Трубный реактор Каролина-Вирджиния
Атомная станция Парр (Трубный реактор в Каролине, Вирджиния) .png
Атомная станция в Парре, как она выглядела, когда она работала в 1960-х годах (это зеркальное отображение макета станции).
СтранаСоединенные Штаты
Место расположенияFairfield County, возле Дженкинсвилл, Южная Каролина
Координаты34 ° 15′45 ″ с.ш. 81 ° 19′45 ″ з.д. / 34,26250 ° с.ш. 81,32917 ° з.д. / 34.26250; -81.32917Координаты: 34 ° 15′45 ″ с.ш. 81 ° 19′45 ″ з.д. / 34,26250 ° с.ш. 81,32917 ° з.д. / 34.26250; -81.32917
Положение делСписан
Строительство началось1 января 1960 г.[1]
Дата комиссии18 декабря 1963 г.[1]
Дата вывода из эксплуатации10 января 1967 г.[1]
Оператор (ы)Carolinas Virginia Nuclear Power Associates
Атомная электростанция
Тип реактораPHWR
Выработка энергии
Установки выведены из эксплуатации1 х 17 МВте
внешняя ссылка
CommonsСвязанные СМИ в Commons
[редактировать в Викиданных ]

Трубный реактор Каролина-Вирджиния (CVTR), также известный как Атомная станция Парр, была экспериментальной трубкой под давлением тяжелая вода ядерный энергетический реактор в Парре, Южная Каролина в Fairfield County. Он был построен и эксплуатируется компанией Carolinas Virginia Nuclear Power Associates. CVTR был небольшим испытательным реактором, способным производить 17мегаватты электричества. Официально он был введен в эксплуатацию в декабре 1963 года и покинул строй в январе 1967 года.

Реакторы, использующие тяжелая вода как их модератор имеют ряд преимуществ благодаря улучшенным нейтронная экономика. Это позволяет им работать на топливе, которое не работает в обычных условиях. легководные реакторы. CVTR, например, использовал небольшой обогащение от 1,5 до 2% по сравнению с 3-5% для обычных конструкций. Это означает, что затраты на топливо ниже, а компромисс выше. капитальные расходы из-за необходимости покупать тяжелую воду.

В концептуальном плане CVTR очень похож на КАНДУ проект реактора, над которым работали Атомная энергия Канады Лимитед примерно в то же время. Эти две конструкции отличаются некоторыми деталями конструкции, и на них может работать CANDU. природный уран. В остальном CVTR аналогичен во многих отношениях и имеет примерно такой же размер и мощность, как 22 МВт (эл.). Демонстрация ядерной энергетики который поступил на вооружение в 1962 году.

Фон

Легкие водные конструкции

Общепринятый легководные реакторы напоминать угольная электростанция в общей конструкции, так как котел используется для производства пара, который затем приводит в действие паровая турбина производить электричество. Котел - единственное существенное отличие. На угольной электростанции она обычно состоит из системы сжигания угля, в то время как вода циркулирует через котел по рядам труб. Вода находится под давлением, чтобы увеличить ее точка кипения, что делает турбины более эффективными.

В случае атомной станции котел заменяется реактором, который по ряду причин сложнее угольного котла. Во-первых, вода действует не только как охлаждающая жидкость, но и как замедлитель нейтронов, что означает, что его контроль жизненно важен для работы системы в целом. Кроме того, вода имеет тенденцию поглощать радиоактивность в результате работы реактора, что приводит к проблемам безопасности и накладным расходам на техническое обслуживание. Наконец, пар и жидкая вода имеют разные замедляющие свойства, поэтому в большинстве (но не во всех) легководных конструкциях вода удерживается ниже точки кипения и используется парогенератор для питания турбин.

Основное преимущество концепции водного дизайна в том, что она проста и во многом похожа на существующие системы. Однако у него есть один серьезный недостаток: вода удаляет нейтроны что снижает общую нейтронная экономика. Этого достаточно, что нейтронов нужной энергии не хватает для поддержания цепная реакция в природный уран топливо. Для этого требуются такие конструкции. обогащенный уран чтобы компенсировать этот эффект, который увеличивает стоимость топлива.

Концепция тяжелой воды

Использование природного урана в реакторе даст преимущество в виде более низких затрат на топливо и большей доступности, поскольку поставка не зависит от цикла обогащения. Это также предлагает некоторую защиту от распространение ядерного оружия. Для этого в реакторе необходимо использовать замедлитель другого типа, который улучшает экономию нейтронов. Было предложено несколько таких модераторов, в том числе углекислый газ как в Великобритании Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением, жидкие металлы, в том числе натрий или же вести как в различных реакторы-размножители, и тяжелая вода.

Из них тяжелая вода имеет главное преимущество - с ней легко работать. Обратной стороной является то, что это дорого и ограниченный ресурс. Это привело к трубчатый реактор под давлением концепция, при которой секция системы, находящаяся под давлением, содержит только теплоноситель, достаточный для охлаждения реактора, 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

Проектирование CVTR началось примерно в 1955 году. CVTR имел тепловую мощность около 65 МВт.th и валовая электрическая мощность 19 МВт.[1] Подразделение атомной энергетики Westinghouse отвечал за проектирование ядерных систем[3] пока Stone and Webster Engineering спроектировал остальную часть завода.[4]

Реактор состоял из 36 вертикальных U-образных топливных каналов в баке замедлителя, который имел диаметр 10 футов и высоту 16 футов. Каждая ветвь U-образной трубы содержала одну тепловыделяющую сборку из 19 топливные стержни.[3] Используемый реактор обогащенный уран; В 12 трубках находилось топливо с обогащением до 1,5% по U-235, а в 24 трубках находилось топливо с обогащением до 2% по U-235.[2]

Во время работы на мощности тяжелая вода циркулировала первичными насосами через U-образные трубы, содержащие топливные сборки, которые нагревали воду. Затем нагретая вода протекала через перевернутую U-образную трубку. парогенератор где тепло передавалось легкой воде вторичной стороны, которая превратилась в пар. Пар поступал в масляный перегреватель что увеличило качество пара до того, как пар вошел в турбина который раскрутил электрический генератор. После прохождения через парогенератор вода первого контура перекачивалась обратно в реактор первичными насосами для повторения цикла. Тяжелая вода первого контура находилась под давлением, чтобы тяжелая вода оставалась жидкой и не текла. вспышка готовить на пару в любой точке цикла.[2]

U-образный напорные трубки содержащие топливо, были термически изолированы от горячей тепловыделяющей сборки двумя кольцевыми тепловыми перегородками вокруг топливной сборки. Это позволяло напорным трубкам работать при низких температурах, по существу, при температуре резервуара замедлителя, который поддерживался около 155 градусов по Фаренгейту и близким к атмосферному давлению. Бак замедлителя содержал тяжелую воду, которая замедляла процесс деления во время работы реактора.[2]

CVTR сдерживание в то время дизайн был новой концепцией; Общая конструкция позже стала преобладающей конструкцией защитной оболочки реакторов с водой под давлением в Соединенных Штатах. Разработанный Stone and Webster Engineering, дизайн был направлен на недопущение утечки радиоактивные газы или материалы после аварии. Конструкция защитной оболочки включала плоский бетонный фундамент, цилиндрические стены и полусферический купол, все построенные из железобетон. Вся внутренняя часть здания содержания была облицована герметичным слоем сварных стальных пластин толщиной 1/2 или 1/4 дюйма, в зависимости от местоположения. Длина от цокольного этажа до внутренней поверхности купола составляла 114’-2 дюйма. Вертикальные стены были 2’-0 дюймов толщиной, цилиндрическая конструкция имела внутренний диаметр 58’-0 дюймов, а купол имел немного больший внутренний радиус 29’-4 дюймов.[4][5]

Реактор и установки располагались по адресу: г. Парр, Южная Каролина к северо-востоку от существующих Водохранилище Парра гидроэлектростанция через Широкая река на высоком обрыве, выходящем на плотину.[2]

Строительство

Сайт для CVTR был одобрен Комиссия по атомной энергии С Консультативный комитет по гарантиям реакторов в январе 1959 г.[4] Строительство началось 1 января 1960 года.[1][2]

CVRT был первым реактором на тяжелой воде в США.[3]

Операция

CVTR эксплуатировалась компанией Carolinas Virginia Nuclear Power Associates, которая была консорциумом следующих предприятий: Каролина Пауэр энд Лайт Компани, Duke Power Company, Компания South Carolina Electric & Gas (SCE & G), и Вирджиния Электроэнергетическая Компания

Реактор пошел критический впервые 30 марта 1963 г.[3] CVTR успешно эксплуатировался с 1963 по 1967 год. После завершения плановой программы испытаний он был остановлен.[2]Сотрудники:

     Гарри Фергюсон, генеральный директор (начальный); Мэйхью Белл (позже) Уолт Селкингхаус, суперинтендант завода Пол Бартон, начальник производства Руководители смен: Джеймс Райт; Пит Бимент; Стэн Набоу; Дж. Эд Смит. Сдвиг. Инженеры-ядерщики: Сэм Макманус; Дуг Симпсон; Ларри Смит; Дж. М. Макгоф Физик здравоохранения: Лайонел Льюис Руководитель строительства: Билл Томас Руководитель разработки: Шеп Ваггонер

Использование испытательного стенда

После вывода из эксплуатации CVTR установка использовалась для проведения крупномасштабных испытаний с целью получения экспериментальной информации о реакции защитных конструкций на тяжелые события. В конце 1960-х годов было проведено три испытания, в ходе которых большие объемы пара из ближайшего угольная электростанция был внезапно выпущен в контейнер CVTR, и была измерена реакция растения. Результаты этих экспериментов позже были использованы для разработки и проверки кодов компьютерных моделей.[5]

Вывод из эксплуатации

CVTR выведен из эксплуатации, лицензия отозвана. Топлива не осталось.[2] К осени 2009 года снос был завершен, и территория вернулась в Greenfield.

Более крупный и действующий в настоящее время Вирджил К. Саммерская атомная электростанция был построен в 1970-х годах и начал работать в 1984 году, примерно в трех милях к северу от CVTR.

Рекомендации

  1. ^ а б c d е . МАГАТЭ. 2013-04-13 http://www.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=600. Получено 2013-04-14. Отсутствует или пусто | название = (помощь)
  2. ^ а б c d е ж грамм час «Архивная копия» (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) на 2007-04-13. Получено 2007-03-25.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (связь) Тяжеловодные реакторы: состояние и прогноз развития; Серия технических отчетов № 407. Международное агентство по атомной энергии; Вена, 2002.
  3. ^ а б c d [1][постоянная мертвая ссылка ] Crandall, J. L. et al. Исследования решеток и критические эксперименты в системах с замедлителем D2O. Труды Третьей Международной конференции по использованию атомной энергии в мирных целях. Женева. 1964. Номер восхождения NRC ADAMS ML051680328.
  4. ^ а б c [2][постоянная мертвая ссылка ] Окрент, Дэвид. К истории развития безопасности легководных реакторов в США. Номер восхождения NRC ADAMS ML090630275
  5. ^ а б [3][постоянная мертвая ссылка ] Тиллс, Джек и др. SAND2008-1224 Оценка MELCOR 1.8.6: Основные проектные испытания защитной оболочки трубчатого реактора в Каролине, Вирджиния (CVTR) (включая испытания на отдельные отдельные воздействия); Sandia National Laboratories, февраль 2008 г. Номер восхождения NRC ADAMS ML080840322

внешняя ссылка