El Reactor de Tubo Carolinas-Virginia (CVTR), también conocido como Estación Nuclear Parr , era un reactor de energía nuclear de agua pesada de tubo presurizado experimental en Parr, Carolina del Sur en el condado de Fairfield . Fue construido y operado por Carolinas Virginia Nuclear Power Associates. CVTR era un pequeño reactor de prueba, capaz de generar 17 megavatios de electricidad. Se encargó oficialmente en diciembre de 1963 y dejó de funcionar en enero de 1967.
Reactor de tubo Carolinas-Virginia | |
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![]() La planta nuclear de Parr tal como apareció cuando estuvo en funcionamiento durante la década de 1960 (esta es una imagen reflejada del diseño de la planta) | |
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País | Estados Unidos |
Localización | Condado de Fairfield , cerca de Jenkinsville, Carolina del Sur |
Coordenadas | 34 ° 15′45 ″ N 81 ° 19′45 ″ W / 34,26250 ° N 81,32917 ° WCoordenadas : 34 ° 15′45 ″ N 81 ° 19′45 ″ W / 34,26250 ° N 81,32917 ° W |
Estado | Desmantelado |
Comenzó la construcción | 1 de enero de 1960 [1] |
Fecha de comisión | 18 de diciembre de 1963 [1] |
Fecha de baja | 10 de enero de 1967 [1] |
Operador (es) | Carolinas Virginia Nuclear Power Associates |
Estación de energía nuclear | |
Tipo de reactor | PHWR |
Generación de energía | |
Unidades dadas de baja | 1 x 17 MW e |
enlaces externos | |
Los comunes | Medios relacionados en Commons |
Los reactores que utilizan agua pesada como moderador tienen una serie de ventajas debido a su economía de neutrones mejorada . Esto les permite funcionar con combustibles que no funcionan en los reactores convencionales de agua ligera . CVTR, por ejemplo, utilizó un ligero enriquecimiento , entre el 1,5 y el 2%, en comparación con el 3 al 5% de los diseños convencionales. Esto significa que los costos de combustible son más bajos, y la compensación es un mayor costo de capital debido a la necesidad de comprar agua pesada.
En términos conceptuales, CVTR es muy similar al diseño del reactor CANDU que estaba siendo perseguido por Atomic Energy of Canada Limited aproximadamente al mismo tiempo. Los dos diseños difieren en algunos detalles de diseño y que CANDU puede funcionar con uranio natural . Por lo demás, CVTR es similar en la mayoría de los aspectos, y tiene aproximadamente el mismo tamaño y potencia que la demostración de energía nuclear de 22 MWe que entró en servicio en 1962.
Fondo
Diseños de agua ligera
Los reactores de agua ligera convencionales se asemejan a una central eléctrica de carbón en su diseño general, ya que se utiliza una caldera para producir vapor que luego impulsa una turbina de vapor para producir electricidad. La caldera es la única diferencia significativa. En una planta de carbón, esto normalmente consiste en un sistema para quemar el carbón mientras el agua circula por la caldera en una serie de tubos. El agua se mantiene a presión para aumentar su punto de ebullición , lo que hace que las turbinas sean más eficientes.
En el caso de una planta nuclear, la caldera se reemplaza por el reactor, que es más complejo que una caldera de carbón por varias razones. Por un lado, el agua no solo actúa como fluido refrigerante, sino también como moderador de neutrones , lo que significa que su control es vital para el funcionamiento del sistema en su conjunto. Además, el agua tiende a recoger radiactividad de la operación del reactor, lo que genera problemas de seguridad y gastos generales de mantenimiento. Finalmente, el vapor y el agua líquida tienen diferentes cualidades moderadoras, por lo que la mayoría (pero no todos) los diseños de agua ligera mantienen el agua por debajo del punto de ebullición y utilizan un generador de vapor para alimentar las turbinas.
La principal ventaja del concepto de diseño de agua ligera es que es simple y similar a los sistemas existentes en muchos aspectos. Sin embargo, tiene una gran desventaja, que es que el agua elimina los neutrones, lo que reduce la economía neutrónica general del reactor . Esto es un efecto suficiente para que no haya suficientes neutrones de la energía adecuada para mantener la reacción en cadena en el combustible de uranio natural . Esto requiere que dichos diseños utilicen uranio enriquecido para contrarrestar este efecto, lo que aumenta el precio del combustible.
Concepto de agua pesada
El uso de uranio natural en un reactor ofrecería la ventaja de reducir los costos de combustible y mejorar la disponibilidad, ya que el suministro no depende del ciclo de enriquecimiento. Esto también ofrece cierta protección contra la proliferación nuclear . Para hacerlo, el reactor necesita utilizar alguna otra forma de moderador que mejore la economía de neutrones. Se han sugerido varios de estos moderadores, incluido el dióxido de carbono, como en el reactor avanzado refrigerado por gas del Reino Unido , metales líquidos, incluido el sodio o el plomo, como en varios reactores reproductores , y agua pesada .
De estos, el agua pesada tiene la principal ventaja de que es fácil de trabajar. La desventaja es que es caro y un recurso limitado. Esto llevó al concepto de reactor de tubo presurizado , donde la sección presurizada del sistema contiene solo suficiente refrigerante para enfriar el reactor, el resto del moderador se coloca a su alrededor en un recipiente sin presión. En el caso de un evento de pérdida de refrigerante, solo se perdería el agua en el sistema presurizado. [2]
Diseño
El diseño del CVTR comenzó alrededor de 1955. El CVTR tenía una potencia térmica de aproximadamente 65 MW th y una potencia eléctrica bruta de 19 MW. [1] La División de Energía Atómica de Westinghouse fue responsable del diseño de los sistemas nucleares [3], mientras que Stone y Webster Engineering diseñaron el resto de la planta. [4]
El reactor constaba de 36 canales de combustible de tubo en U verticales en un tanque moderador que tenía 10 pies de diámetro y 16 pies de alto. Cada pata del tubo en U contenía un conjunto de combustible compuesto por 19 barras de combustible . [3] El reactor utilizó uranio enriquecido ; 12 de los tubos contenían combustible enriquecido al 1,5% de U-235 y 24 tubos contenían combustible enriquecido al 2% de U-235. [2]
Durante la operación eléctrica, el agua pesada se hizo circular mediante bombas primarias a través de los tubos en U que contenían los conjuntos de combustible que calentaban el agua. El agua calentada luego fluyó a través de un generador de vapor de tubo en U invertido donde el calor se transfirió al agua ligera del lado secundario que se convirtió en vapor . El vapor fluía a un sobrecalentador de aceite que aumentaba la calidad del vapor antes de que entrara en la turbina que hacía girar el generador eléctrico . Después de pasar por el generador de vapor, el agua del circuito primario fue bombeada de regreso al reactor por las bombas primarias para repetir el ciclo. El agua pesada del circuito primario se presurizó para asegurar que el agua pesada permaneciera líquida y no se convirtiera en vapor en ningún punto del circuito. [2]
Los tubos de presión en forma de U que contienen el combustible se aislaron térmicamente del conjunto de combustible caliente mediante dos tubos deflectores térmicos circulares alrededor del conjunto de combustible. Esto permitió que los tubos de presión funcionaran a bajas temperaturas, esencialmente la del tanque moderador que se mantuvo a unos 155 grados F y cerca de la presión atmosférica. El tanque moderador contenía agua pesada que moderó el proceso de fisión durante el funcionamiento del reactor. [2]
El diseño de contención CVTR era un concepto nuevo en ese momento; más tarde, el diseño general se convirtió en el diseño predominante para los contenedores de reactores de agua a presión en los Estados Unidos. Diseñado por Stone y Webster Engineering, el diseño se centró en no permitir ninguna fuga de gases o materiales radiactivos después de un accidente. El diseño de contención contó con una base de hormigón plana, paredes cilíndricas y una cúpula hemisférica, todos construidos con hormigón armado . Todo el interior del edificio de contención estaba revestido con una capa hermética de placas de acero soldadas de 1/2 "o 1/4" de espesor, según la ubicación. Desde el piso del sótano hasta la superficie interior de la parte superior del domo mide 114'-2 ”. Las paredes verticales tenían 2'-0 ”de espesor, la estructura cilíndrica tenía un diámetro interior de 58'-0” y la cúpula tenía un radio interior ligeramente mayor de 29'-4 ”. [4] [5]
El reactor y las instalaciones estaban ubicadas en Parr, Carolina del Sur, justo al noreste de la presa hidroeléctrica del embalse Parr existente al otro lado del río Broad, en un acantilado alto que da a la central eléctrica de la presa. [2]
Construcción
El sitio para el CVTR fue aprobado por la Comisión de Energía Atómica ‘s Comité Asesor sobre Seguridad de Reactores en enero de 1959. [4] La construcción comenzó el 1 de enero de 1960. [1] [2]
CVRT fue el primer reactor de potencia de agua pesada de EE. UU. [3]
Operación
CVTR fue operado por Carolinas Virginia Nuclear Power Associates, que era un consorcio de las siguientes empresas de servicios públicos: Carolina Power & Light Company , Duke Power Company , South Carolina Electric & Gas Company (SCE & G) y Virginia Electric and Power Company
El reactor entró en estado crítico por primera vez el 30 de marzo de 1963. [3] El CVTR operó con éxito entre 1963 y 1967. Se cerró después de la finalización del programa de pruebas planificado. [2] Personal :
Harry Ferguson, gerente general (inicial); Mayhue Bell (más tarde) Walt Selkinghouse, Superintendente de planta Paul Barton, supervisor de operaciones Supervisores de turno: James Wright; Pete Beament; Stan Nabow; J. Ed Smith Ingenieros nucleares de turno: Sam McManus; Doug Simpson; Larry E. Smith; Joseph M. "Mack" McGough Físico de la salud: Lionel Lewis Supervisor de construcción: Bill Thomas Supervisor de ingeniería: Shep Waggoner
Uso de la instalación de prueba
Después del desmantelamiento del CVTR, la instalación se utilizó para realizar pruebas a gran escala para proporcionar información experimental sobre la respuesta de las estructuras de contención a eventos severos. A fines de la década de 1960, se llevaron a cabo tres pruebas en las que grandes volúmenes de vapor de la cercana central eléctrica de carbón se liberaron repentinamente en la Contención CVTR y se midió la respuesta de la planta. Los resultados de estos experimentos se utilizaron posteriormente para el desarrollo y validación de códigos de modelos informáticos. [5]
Desmantelamiento
El CVTR ha sido dado de baja y su licencia fue retirada. No queda combustible en el sitio. [2] Para el otoño de 2009, la demolición se completó y el sitio volvió a ser totalmente nuevo .
La estación generadora nuclear Virgil C. Summer, mucho más grande y actualmente en funcionamiento , se construyó en la década de 1970 y comenzó a funcionar en 1984, aproximadamente a tres millas al norte del CVTR.
Referencias
- ^ a b c d e . OIEA. 2013-04-13 http://www.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=600 . Consultado el 14 de abril de 2013 . Falta o vacío
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( ayuda ) - ^ a b c d e f g h "Copia archivada" (PDF) . Archivado desde el original (PDF) el 13 de abril de 2007 . Consultado el 25 de marzo de 2007 .CS1 maint: copia archivada como título ( enlace )Reactores de agua pesada: estado y desarrollo proyectado; Serie de Informes Técnicos No. 407. Organismo Internacional de Energía Atómica; Viena, 2002.
- ^ a b c d [1] [ enlace muerto permanente ] Crandall, JL et al. Estudios de celosía y experimentos críticos en sistemas moderados D2O. Actas de la Tercera Conferencia Internacional sobre los Usos Pacíficos de la Energía Atómica. Ginebra. 1964. NRC ADAMS número de ascensión ML051680328
- ^ a b c [2] [ enlace muerto permanente ] Okrent, David. Sobre la historia de la evolución de la seguridad de los reactores de agua ligera en los Estados Unidos. NRC ADAMS número de ascensión ML090630275
- ^ a b [3] [ enlace muerto permanente ] Tills, Jack, et al. SAND2008-1224 Una evaluación de MELCOR 1.8.6: Pruebas de accidentes de base de diseño de la contención del reactor de tubo Carolinas Virginia (CVTR) (incluidas las pruebas de efectos separados seleccionados); Sandia National Laboratories, febrero de 2008. NRC ADAMS número de ascensión ML080840322
enlaces externos
- Reactores de agua pesada: estado y desarrollo proyectado , Informe técnico del OIEA Nº 407 CVTR se describe en las páginas 52 a 55.
- Desmantelamiento de centrales nucleares