Fuerte St. Vrain

El prototipo del HTR en EE.UU. ya era un reactor averiado

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El Dokument del fallo de 1985 accesible de nuevo:

Los operadores del precursor de HTR Fort St. Vrain en los EE. UU. Informan de problemas y averías

Estados Unidos quiere hacer más investigaciones en el campo de los reactores de alta temperatura. Aprovechamos esto como una oportunidad para abordar las malas experiencias anteriores con el reactor precursor estadounidense de la línea HTR en Fort St. Vrain y luego documentar un documento original del operador en ese momento de 1985, que antes era inaccesible para el público, mostrando Se pueden agregar muchos problemas y averías durante su tiempo de funcionamiento.

Durante dos años, ha quedado cada vez más claro que el HTR ya no tiene futuro en Sudáfrica. La empresa Pebble Bed Modular Reactor tuvo que despedir a unos 800 de sus 2010 empleados en marzo de 600 porque el estado sudafricano ya no otorgaba ninguna subvención para el proyecto, que estaba en un torbellino. Los gerentes de PBMR han estado buscando intensamente nuevos donantes durante meses.

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Versión a pantalla completa del mapa del mundo nuclear - Fuerte St. Vrain, Colorado, Estados Unidos

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¿Obama salvará al THTR?

En marzo de 2010 se anunció que el Departamento de Energía de EE. UU. Donará $ 10 millones a la empresa PBMR para que pueda sobrevivir los próximos meses y mantener la empresa en funcionamiento de manera improvisada.

A pesar de esta (relativamente pequeña) inyección de fondos, es muy probable que en estas circunstancias el PBMR solo pueda desarrollarse más en los EE. UU. Ya en enero de 2009, los elementos combustibles esféricos radiactivos fabricados en Sudáfrica con la ayuda de empresas alemanas se enviaron silenciosamente a los EE. UU. Según informes de los medios sudafricanos, se podría esperar que un nuevo PBMR entre en funcionamiento en los EE. UU. En 2024. El gobierno de los Estados Unidos ha aprobado ahora dos grupos con un total de 40 participantes para tratar el tema con más detalle (1).

Sin duda, sería apropiado que los responsables de la política energética de Estados Unidos finalmente lidiaran con las desastrosas experiencias de sus propios predecesores "arcaicos" del PBMR, Peach Bottom-1 y Fort St. Vrain. Pero no puede haber ninguna duda de eso. El 16 de febrero de 2010, el presidente de Estados Unidos, Obama, anunció que, después de un largo período de tiempo, volvería a proporcionar préstamos estatales para plantas de energía nuclear y avanzaría hacia la investigación nuclear.

Estados Unidos ha sido miembro del Foro Internacional Generación IV (GIF) durante muchos años y es una de las fuerzas impulsoras detrás del mayor desarrollo de la línea de reactores HTR. El estado puso a disposición una gran cantidad de dinero para ello. Debido al retraso en el desarrollo de HTR, la construcción de HTR solo puede tener una perspectiva a mediano plazo en el mejor de los casos. Incluso el exvicepresidente estadounidense supuestamente progresista y autoproclamado gurú de la protección climática, Al Gore, no se mostró hostil hacia el THTR en su último libro "We Have the Choice".

Obviamente, Obama y Al Gore no son estúpidos. Por supuesto, conocen los fracasos de la política energética del pasado en su propio país. Pero también deben satisfacer los deseos de política energética de las corporaciones. ¡Ya 20 años antes (!) De la falla del THTR en Hamm-Uentrop, ¡la falla catastrófica de toda la línea de reactores ya se ejercía de manera sorprendente a través de la construcción de los reactores de alta temperatura! Con el reactor de investigación Peach Bottom-1 y el prototipo HTR Fort St. Vrain.

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Fuerte St. Vrain: mayormente parado

Al igual que el THTR en Hamm, el tiempo de construcción del reactor de Fort St. Vrain (FSV) fue muy largo. En él no se utilizaron elementos combustibles esféricos, sino elementos de bloque. El Ökoinstitut Freiburg informó en 1986: "El FSV-HTR se puso en funcionamiento en 1976 después de 11 años de construcción y no ha estado funcionando continuamente a plena carga desde entonces. Una vez más, se produjeron errores graves, por ejemplo, 1985 varillas de cierre no se retiraron por razones 'desconocidas'. Además, se encontraron grietas por corrosión bajo tensión en los cables de la barra de control, etc. " (6)

Los científicos de Darmstadt agregaron: "Casi desde el principio, al FSV no se le permitió operar más del 70% de su capacidad total debido a fluctuaciones de gas en el núcleo del reactor y problemas con el ventilador de enfriamiento, así como incertidumbres con el calor residual garantizado. capacidad de extracción. Además, hubo una fuga en el generador de vapor y toda una serie de problemas adicionales. Por ejemplo, desde el inicio de la operación hasta 1981, el sistema solo alcanzó una disponibilidad de trabajo promedio del 1988% ". (14,5)

Incluso Werner von Lensa (Vicepresidente de la Red Europea de Tecnología de Reactores de Alta Temperatura) no puede evitar admitir los problemas en Fort St. Vrain en su presentación bajo "Experiencias" hoy:

"- Cavitación (" vaciado ", HB) de las bombas de agua = retraso de un año

- Fugas en los cojinetes del ventilador de He = más retrasos

- Error en varillas de cierre (reserva)

- Derivación de helio caliente y corrosión en accionamientos de varilla de cierre

- Fluctuación del flujo central = 70% de rendimiento

- El revestimiento gotea en el soporte del núcleo "(4)

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250 empleados fueron evacuados ...

Todo esto no es nada comparado con lo que Holger Strohm investigó en su bestseller "Pacíficos en la catástrofe": "Los estadounidenses tenían grandes esperanzas y mucho dinero en el desarrollo de reactores de alta temperatura. Con la construcción del Fuerte St. Vrain Reactor de demostración Los estadounidenses también obtuvieron una ventaja inicial de 300 MWel en 1973. Sin embargo, varias toneladas de agua penetraron en el núcleo a principios de 1975, por lo que el reactor se detuvo durante varios años. un fallo de la fuente de alimentación externa como posibles causas principales de accidentes graves.

En enero de 1978 se produjo otro accidente con el reactor de alta temperatura estadounidense. A pedido del diputado Zywietz (FDP), el gobierno federal informó al Bundestag: "En la planta de energía nuclear de Fort St. Vrain, el Servicio Público de Colorado, que está equipado con un reactor de alta temperatura enfriado con helio, se inauguró el 23 de enero de 1978 alrededor de las 11.30 am (hora de la costa este de EE. UU.) Fallo del sello del eje de una válvula Se liberó helio, que estaba impregnado de yodo radiactivo, en el edificio del reactor ... Como resultado de los planes de emergencia, 250 empleados fueron evacuados al centro de información frente a la instalación y las calles aledañas fueron acordonadas en Jülich ... "(5)

Greenpeace también informó sobre otro incidente el 3 de octubre de 1987: "Planta de energía nuclear de Fort St. Vrain en Colorado: una fuga de aceite desencadena un incendio en el área de la turbina. Las líneas de la sala de control, las válvulas y los instrumentos están gravemente dañados". (6)

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Declive de una línea de reactores

Ulrich Kirchner describe el declive de esta línea de reactores en los EE. UU. En su obra estándar "El reactor de alta temperatura" de la siguiente manera: "En 1974 y 1975, las empresas de suministro de energía de los EE. UU. Retiraron todas las opciones para los reactores de alta temperatura por varias razones. Las decisiones desempeñaron un papel especial en estas decisiones Problemas e incidentes con el reactor de Fort St. Vrain, cuya exitosa puesta en servicio se consideró una 'conditio sine qua non' (condición, HB) para el lanzamiento al mercado estadounidense. la empresa operadora decidió que el reactor no debía seguir operando, aunque estaba previsto un tiempo de operación hasta el año 1989 ". (2008)

Fort St. Vrain fue demolido en 1992 y, por lo tanto, tuvo un final sin gloria. La industria nuclear estadounidense luchó y se avergonzó con Peach Bottom-1 y FSV durante 1962 años completos entre 1992 y 30. Pero nada de eso cuenta. La industria tiene sus deseos y los funcionarios gubernamentales que dependen de ella los tienen que cumplir. Es por eso que Barack Obama está gastando miles de millones de dólares en la continuación de una aventura nuclear, cuyo resultado es previsible.

Horst Blume

notas:

1. BusinessDay del 30 de marzo de 3
2. Ökoinstitut Freiburg (Frey, Fritsche, Herbert, Kohler): "El reactor de alta temperatura de torio en Hamm y las variantes previstas del reactor de alta temperatura", página 19
3. Ökoinstitut Darmstadt, ver bajo 2, páginas 2 - 4
4. Werner Lensa, "Programas de desarrollo internacional para reactores de alta temperatura", hoja 33
5. Holger Strohm: "Pacíficos en la catástrofe", 1981, página 789; Pequeña corrección en la entrada del libro: la entrada de agua tuvo lugar en 1975, no en 1973.
6. Greenpeace
7. Ulrich Kirchner: "El reactor de alta temperatura. Conflictos, intereses, decisiones", 1991, pág. 120

FORT ST. ACTUALIZACIÓN DE VRAIN

Presentado por 0. R. Lee

Conferencia de utilidades / usuarios de 1985 sobre el HTGR

Introducción

El año pasado, cuando hablé con usted, le describí una alteración de la planta que ocurrió en junio e involucró a seis pares de barras de control que no se insertan automáticamente por gravedad en el núcleo como se requiere al recibir una señal de apagado del reactor.

Iniciamos acciones para identificar la causa del evento, limpiar los seis conjuntos de transmisión de barras de control y anticipamos que la planta vuelva a funcionar en septiembre.

Sin embargo, el descubrimiento de grietas por corrosión bajo tensión en los cables de transmisión de la barra de control y la cristalización de ácido bórico en el material de parada de reserva, así como la falta de un mecanismo de falla definido que se identificó para las seis barras de control que no se insertaron en el núcleo condujeron a la decisión de renovar todas las unidades de transmisión de la barra de control y restaurarlas a una condición "como nueva".

Esta importante empresa, junto con el descubrimiento de una fuga de agua en el cojinete al interespacio en uno de los cuatro circuladores de helio y la posterior revelación de grietas por corrosión bajo tensión en los pernos de sujeción de ese circulador, prolongó el cierre y resultó en un esfuerzo de reelaboración sin precedentes en el historia de Fort St. Vrain. En consecuencia, el generador ha permanecido fuera de línea durante los últimos doce meses, revirtiendo la tendencia alcista que vimos el año pasado.

(Coloque el gráfico de generación eléctrica de Fort St. Vrain en la pantalla y analice la "tendencia")

Operaciones

Cuando nos reunimos hace un año, les informé que Fort St. Vrain había completado su tercer reabastecimiento de combustible y la planta se reinició durante la segunda semana de junio y se llevó a aproximadamente el 60% de energía hasta que una planta que se descompuso el 23 de junio terminó sus operaciones.

Daré más detalles sobre el esfuerzo de reelaboración de la transmisión de la barra de control y describiré otros problemas que encontramos y resolvimos durante este período único.

Después del evento del 23 de junio, iniciamos acciones para identificar la causa raíz de la falla y restaurar las barras de control deficientes a un estado operativo. Las seis barras de control que no se insertaron fueron las primeras en ser examinadas y reconstruidas, y luego se examinaron y reconstruyeron barras de control adicionales. No se pudo identificar una causa definitiva de la falla, pero los indicios indicaron que el desgaste de los cojinetes del motor de calce y la acumulación de escombros, que fue el principal contribuyente.

Durante el curso de nuestros esfuerzos, también se identificaron varios otros problemas no relacionados con la falla de la barra de control.

Un problema involucró anomalías en la instrumentación de la barra de control que comenzaron a manifestarse, aparentemente inducidas por el alto contenido de humedad en el refrigerante primario.

Otro consistió en una falla en el cable de suspensión de la cadena del absorbedor de la barra de control. Se evaluó el cable y se identificó el agrietamiento por corrosión bajo tensión como el mecanismo de falla.

El tercer problema se descubrió durante una prueba de una tolva de apagado de reserva de transmisión de varilla de control. Los resultados de las pruebas revelaron que solo se expulsaron de 30 a 40 de las 80 libras (nominales) de material de parada de reserva cuando se accionó la tolva. La inspección y el análisis químico del material restante en la tolva revelaron una cristalización de óxido bórico que facilitó el puenteo de las bolas de boro dentro de la tolva.

Con el fin de implementar una solución que evitaría la repetición de las fallas y problemas encontrados, el programa riguroso de renovación de la transmisión de la barra de control comenzó el 22 de febrero de 1985 e incluyó:

- Reacondicionamiento de todos los motores de calce, mandos de orificio y trenes de engranajes y sustitución de todos los cojinetes del motor por cojinetes nuevos,

- Reemplazo de toda la instrumentación de la barra de control con componentes nuevos, todos los cables de suspensión de acero inoxidable con cables de Inconel y componentes diversos con componentes similares hechos de materiales no tan susceptibles a la corrosión por tensión por cloruro.

- Reemplazo de todo el material de cierre de reserva con material que reduce significativamente la cantidad de impurezas disponibles para la conversión en cristales de ácido bórico,

- Instalación de dispositivos de control de temperatura y sellos de purga diseñados para evitar que el refrigerante primario ingrese al tren de engranajes y al área del motor.

El programa de reacondicionamiento de la barra de control se completó el 24 de junio de 1985. Treinta y siete transmisiones de la barra de control han sido completamente reacondicionadas y se encuentran en el reactor.

En septiembre de 1984, se encontró humedad en el espacio de penetración de un circulador. Se determinó que el portador era una fuga de agua del cojinete de uno de los circuladores de helio al espacio intermedio. Esto requirió la remoción del circulador para su reparación.

Durante la remodelación del circulador, se descubrió un agrietamiento por corrosión bajo tensión en los pernos de sujeción. Los pernos de acero inoxidable se reemplazaron por pernos de inconel, y se hicieron los preparativos para retirar los tres circuladores restantes para lograr el cambio de los pernos.

En junio de 1985, los cuatro circuladores de helio se habían sometido al cambio de atornillado necesario y se volvieron a instalar en el reactor.

En julio, la NRC nos informó que Fort St. Vrain podría reiniciarse. Aunque estamos limitados a niveles de potencia inferiores al 15 por ciento de la potencia térmica nominal, buscamos la autorización de la NRC para operar a plena potencia nominal.

Desarrollos regulatorios

El año pasado, noté que había habido un marcado aumento en la participación regulatoria tanto a nivel estatal como federal. Esa participación es aún más pronunciada este año y me gustaría compartir con ustedes nuestras iniciativas para abordar cuestiones seleccionadas.

- En octubre pasado, recibimos un Informe de evaluación de la NRC que incluía el requisito de que utilizáramos un grupo de consultoría externo para revisar nuestra estructura y prácticas de gestión. Para cumplir con este requisito, se contrató a un consultor para realizar un análisis de la conducta general de las operaciones en Fort St. Vrain. Después de recibir la evaluación y las recomendaciones del consultor, tomamos una serie de acciones importantes para abordar los problemas planteados en el informe del consultor y en el Informe de evaluación de la NRC anterior. En primer lugar, llevamos a cabo una importante reorganización en virtud de la cual ahora reporto directamente al presidente de nuestra empresa. Para ayudar a conservar mi tiempo, consolidamos todas las actividades de producción de fósiles bajo un nuevo puesto de gerente general que depende directamente de mí. Para mejorar nuestra interacción con la NRC, establecimos un enlace de comunicación de la alta dirección con la NRC.

- En respuesta a las recomendaciones del consultor y para abordar las inquietudes de la NRC, hemos establecido un Programa de mejora del desempeño. Como parte de ese programa, hemos identificado seis grandes proyectos con muchos subproyectos, a través de los cuales pretendemos:

1) Resolver inquietudes organizacionales.

2) Establecer una función maestra de planificación y programación para los proyectos planificados.

3) Incorporar una función de planificación y programación dentro de la función de mantenimiento preventivo existente.

4) Actualizar las políticas y procedimientos nucleares, incluido el programa de control de compromisos.

5) Mejorar la gestión y la formación del personal nuclear.

6) Mejorar la conducción de las operaciones de la planta, particularmente la observación de la NRC con respecto a nuestro incumplimiento de los procedimientos.

Estos proyectos representan un gran esfuerzo de nuestra parte para garantizar que Fort St. Vrain logre un estándar constante de excelencia.

- Desde 1979, hemos presentado información de calificación ambiental a la NRC. Basamos estas presentaciones en nuestro entendimiento de 'cómo se deben aplicar las regulaciones que tratan con la calificación ambiental de los equipos eléctricos V relacionados con la seguridad a un reactor refrigerado por gas de alta temperatura'. A lo largo de este período, la NRC proporcionó muy poca retroalimentación. En enero de 1985, recibimos una carta de la NRC solicitando información adicional para determinar el alcance de nuestro cumplimiento con las regulaciones. Después de numerosas discusiones, reuniones e intercambios de correspondencia, la NRC nos ha informado que existen deficiencias en nuestro programa y que no se nos permitirá entrar en funcionamiento a plena potencia hasta que podamos demostrar el cumplimiento de las regulaciones aplicables. Esta posición de la NRC, en efecto, podría rechazar la calificación de todos los equipos eléctricos instalados en un entorno hostil en Fort St. Vrain. Tenemos varios estudios y pruebas en curso, y estamos buscando enérgicamente una solución a este asunto.

- El año pasado, les hablé de una decisión de la PUC de Colorado en virtud de la cual seríamos penalizados por el desempeño inadecuado de Fort St. Vrain al transferir los costos excesivos de producción de energía en Fort St. Vrain de los contribuyentes a nuestros accionistas. El reembolso potencial en virtud de esta orden, que aumenta drásticamente mientras Fort St. Vrain no esté operativo, fue responsable de un cargo de 10.9 millones de dólares australianos contra los ingresos antes de impuestos durante los primeros seis meses de 1985. Aunque el Tribunal de Distrito de Denver emitió una orden de anulación la decisión de la PUC de Colorado, el asunto ahora ha sido apelado ante la Corte Suprema del Estado.

Radiológico

Una vez más, Fort St. Vrain superó al resto de la industria de la energía nuclear en todo el mundo con su exposición radiológica personal excepcionalmente baja. La exposición total recibida por el personal de Fort St. Vrain en 1984 fue de 3.11 personas rem. Esto representa un aumento de 0.95 rem por persona recibidas en 1983, pero todavía está muy por debajo del promedio de la industria para los reactores de agua ligera. Este gráfico muestra la comparación de exposiciones para PWR, BWR y Fort St. Vrain durante este período.

El aumento en 1984 en Fort St. Vrain se puede atribuir al trabajo de mantenimiento y prerreformación de la transmisión de la barra de control, reconociendo que el programa formal de renovación de la transmisión de la barra de control no se inició hasta principios de 1985.

Conclusiones

Hemos encontrado adversidades en el pasado. Actualmente está involucrado en una importante evolución en lo que respecta a las calificaciones ambientales de los equipos. Sin duda alguna, nos enfrentaremos a otros problemas igualmente desafiantes en el futuro. No obstante, Public Service Company sigue comprometida con Fort St. Vrain y con la tecnología y la experiencia que puede aportar a la industria nuclear.

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