Estación de generación fuerte de Saint Vrain es un gas natural con alimentación eléctrica planta generadora ubicada cerca de la ciudad de Platteville en el norte de Colorado en el Estados Unidos . Actualmente tiene una capacidad de poco menos de 1000MW y es propiedad y está operado por Xcel Energy , el sucesor del fundador de la planta, Public Service Company of Colorado. Se puso en línea de esta forma en 1996.
La instalación fue construida originalmente como una planta de energía nuclear . Funcionó como planta de generación de energía nuclear desde 1979 hasta 1989. [1]
Panorama historico
La estación generadora de Fort Saint Vrain fue construida como la primera y única planta de energía nuclear de Colorado , que operó desde 1979 hasta 1989. [1] Fue uno de los dos reactores de potencia refrigerados por gas de alta temperatura ( HTGR ) en los Estados Unidos. El helio del refrigerante primario transfirió calor a un sistema de refrigerante secundario de agua para impulsar los generadores de vapor . El combustible del reactor era una combinación de uranio fisible y microesferas fértiles de torio dispersas dentro de una matriz de grafito prismático. El reactor tenía una potencia eléctrica de 330MW (330 MW e ), generada a partir de una potencia térmica de 842 MW (842 MW th ). [1]
La planta de energía HTGR de Fort St. Vrain se propuso en marzo de 1965 y su solicitud se presentó ante la Comisión de Energía Atómica en octubre de 1966. La construcción comenzó en septiembre de 1968. [1] El diseño HTGR era más seguro que los diseños típicos de agua hirviendo de la época. Estructuras de domo de contención de hormigón pretensado reforzado con acero. Solo necesitaba una estructura de contención con armazón de acero, mientras que el núcleo del reactor estaba parcialmente contenido dentro de una vasija de presión del reactor de hormigón pretensado (PCRV). El costo de construcción alcanzó los $ 200 millones, o aproximadamente $ 0,60 / vatio instalado. Las pruebas iniciales comenzaron en 1972 y la primera energía comercial se distribuyó en julio de 1979. [1]
La planta fue técnicamente exitosa, especialmente hacia el final de su vida operativa, pero fue una decepción comercial para su propietario. Como uno de los primeros diseños comerciales de HTGR, la planta fue una prueba de concepto para varias tecnologías avanzadas, pero tuvo varios problemas de adopción temprana que requirieron correcciones costosas. Los problemas de mantenimiento agravaron estos y otros problemas.
Características únicas del diseño.
El HTGR de Fort St. Vrain fue sustancialmente más eficiente que los reactores de agua ligera modernos, alcanzando una eficiencia térmica de 39-40%, excelente para una planta de energía de ciclo de vapor. La operación del diseño HTGR podría atenuarse fácilmente para seguir la carga de demanda de energía eléctrica , en lugar de tener que generar la energía de la placa de identificación todo el tiempo. El reactor también era comparativamente eficiente en el consumo de combustible, con una combustión máxima de 90.000 MW días térmicos (en comparación con los reactores de agua ligera con quemaduras de 10.000 - 40, concepto para el futuro. Sin embargo, los problemas que ocurrieron que llevaron a su depuración llevaron a su muerte temprana.
Experiencia operacional
Muchos problemas ocurrieron al principio de la experiencia operativa del HTGR de Fort St. Vrain. Aunque estos problemas nunca fueron una amenaza para la instalación o la seguridad pública, se ejerció una presión considerable sobre el personal, el equipo y las instalaciones, lo que hizo que la operación continua pareciera antieconómica para el propietario de la planta. La mayoría de los problemas pasados se habían resuelto a un costo considerable y la planta estaba comenzando a funcionar a un nivel comercialmente viable cuando una recesión económica y la historia de la planta hicieron que el propietario la cerrara aunque no había llegado al final de su vida útil. vida útil del diseño.
Se experimentaron tres categorías principales de problemas en Fort St. Vrain: primero, problemas de infiltración de agua y corrosión; segundo, problemas del sistema eléctrico; y tercero, cuestiones generales de las instalaciones.
Problemas de infiltración de agua y corrosión (circuladores de helio)
El mayor problema de Fort St. Vrain fue el circulador de helio . Las moléculas más pequeñas del helio requieren sellos muy ajustados para evitar que el gas se escape. Algunos sellos involucraron superficies móviles y se utilizó un diseño de cojinete lubricado con agua para contener el helio. Se proporcionó un sistema de limpieza de gases para eliminar los contaminantes, incluida el agua, del sistema de helio. Los problemas de diseño provocaron demasiada agua en el sistema de helio, lo que provocó corrosión.
Los diseñadores tenían la intención de que los inyectores de agua mantuvieran la presión en los cojinetes aproximadamente igual a la presión del gas en el sistema. En la práctica, la presión del gas varió más de lo esperado, permitiendo que el exceso de agua se escape al circulador.
La capacidad del sistema de limpieza de gas no tuvo en cuenta el exceso de agua de los cojinetes y asumió que las reacciones a alta temperatura en el núcleo del reactor de grafito reducirían el impacto del agua residual en el helio, basándose en la porosidad del grafito de núcleo típico. El grafito utilizado para construir el núcleo de Fort St. Vrain era de mayor calidad y menos poroso, por lo que no presentaba tanta superficie para que ocurrieran estas reacciones. [2]
Aunque la seguridad del sistema no se vio comprometida, se experimentaron frecuentes problemas de funcionamiento en todos los sistemas del reactor debido al agua y la corrosión. Se forma hielo en las unidades de enfriamiento en el sistema de limpieza de gas, lo que reduce su eficiencia. Cuando la salida del reactor se reducía y el sistema se enfriaba, el agua se condensaba en los equipos e instrumentos dentro del sistema de helio. Los accionamientos de la barra de control se oxidaron y las paradas rápidas no funcionaron correctamente. El sistema de cierre de reserva, que liberaba esferas de grafito borado en el núcleo en caso de un transitorio anticipado sin SCRAM (ATWS), a veces no estaba disponible porque el agua había lixiviado el boro para formar ácido bórico, lo que ablandó las esferas de grafito y provocó que se aglutinaran. juntos. Los "tendones" de acero dentro de la PCRV experimentaron corrosión debido a la precipitación de cloruros y se debilitaron. Las motas de óxido migraron al refrigerante y se alojaron en maquinaria crítica, incluidos los accionamientos de las barras de control. También se produjeron fugas en el generador de vapor debido a la corrosión. [2]
Los problemas de diseño que llevaron a la corrosión fueron en parte culpa de los reguladores , que se centraron en gran medida en las reacciones químicas del vapor con el grafito del núcleo de alta calidad y el impacto en el sistema de limpieza de gas. Se podía argumentar que los memorandos de Rockville, Maryland consumían recursos de ingeniería excesivos y, como resultado, se habían pasado por alto otras consideraciones de diseño. Parte de la culpa de los problemas de corrosión también recayó en el propietario de FSV y sus operaciones y procedimientos de mantenimiento. Por ejemplo, las alarmas de humedad habían generado alertas durante meses en partes críticas de la planta, pero estas fueron descartadas como defectuosas. Posteriormente, el personal enviado a retirar las alarmas de humedad supuestamente defectuosas para su reparación descubrió que las alarmas de humedad no estaban defectuosas y que a veces se liberaban cantidades sustanciales de agua cuando se sacaban los dispositivos de sus accesorios.
Finalmente, los diseñadores de la planta compartieron la responsabilidad de no dimensionar el sistema de limpieza de gases para hacer frente al exceso de agua en el sistema de helio, ya que debían haber previsto la posibilidad de una infiltración excesiva de agua. Reconocieron esto en retrospectiva: "Los circuladores FSV han 'cumplido con todas las especificaciones de diseño', sin embargo, los cojinetes, sellos y sistemas de soporte para el cojinete lubricado con agua han causado muchos problemas. Además, los circuladores emplearon un accionamiento de turbina de vapor que agrega complejidad para las operaciones del sistema. Estas características de diseño únicas dieron como resultado la entrada de agua al núcleo, la razón principal de la escasa disponibilidad de la planta ". [3]
Problemas del sistema eléctrico
El sistema eléctrico de la planta fue cuestionado en numerosas ocasiones y las resoluciones fueron frecuentemente costosas. Los transformadores experimentaron fallas. Los generadores de respaldo a veces no se activaban cuando se activaban y, en otras ocasiones, se producían problemas en el canal lateral durante el funcionamiento, lo que les impedía generar energía. La falla de la energía de respaldo también condujo a algunos de los problemas de infiltración de humedad, al interrumpir de diversas maneras la lógica de los sistemas de inyección de agua de los cojinetes y la lógica de disparo del circulador de helio. Las fallas de los transformadores y la consiguiente falla de la energía de respaldo ocurrieron en al menos una ocasión debido a la infiltración de humedad en los cables eléctricos y la subsiguiente falla a tierra cuando la planta estaba en baja potencia para eliminar el agua de problemas previos de infiltración de humedad. Se cree que esta falla eléctrica provocó una mayor infiltración de humedad. [2]
Problemas generales de las instalaciones
Los contratistas de instalaciones plantearon preocupaciones de seguridad en varias ocasiones. En uno de los incidentes más graves, el personal del contratista dañó las unidades hidráulicas, lo que permitió que el fluido hidráulico se rociara sobre los cables de control del reactor. Luego, el mismo equipo realizó operaciones de soldadura a los equipos ubicados sobre los cables de control. La escoria caliente cayó sobre el material utilizado para contener el fluido hidráulico y lo encendió, junto con el fluido de los cables de control. El incendio afectó a los cables durante cinco minutos y se dañaron 16 cables de control esenciales. El personal del contratista luego no informó al personal de la planta de la situación y el reactor estuvo en funcionamiento durante varias horas en esta condición. En otra ocasión, el personal del contratista que utilizaba aparatos de soldadura mal conectados a tierra activó los circuitos de protección de neutrones, lo que provocó un viaje molesto de toda la planta. [2]
Mejora operativa y cierre
Debido a los problemas de corrosión inducidos por el agua y los problemas eléctricos, las paradas de la planta eran comunes. Como resultado, Public Service Company of Colorado comenzó a cuestionar la economía de la operación comercial continua. Se observó un aumento en el desempeño entre 1987 y 1989, lo que sugiere que algunos de los problemas se habían resuelto en el sistema, pero el Servicio Público no fue persuadido. En 1989 Public Service indicó que se estaba considerando cerrar la planta. Más tarde, ese mismo año, se descubrió que una parte crítica del reactor presentaba corrosión a largo plazo y era necesario reemplazarla. El costo de reemplazo se consideró excesivo y la planta se cerró. El desmantelamiento y eliminación del combustible se completó en 1992. Fort St. Vrain se convirtió así en el primer reactor nuclear a escala comercial en los Estados Unidos en ser desmantelado. [4]
Análisis
Las lecciones aprendidas en Fort St. Vrain han llevado a que los diseños de reactores más recientes del tipo HTGR adopten diferentes estrategias para enfrentar los problemas que ocurrieron allí. Los diseños de HTGR más recientes han tendido a evitar núcleos grandes por unidad (a favor de unidades modulares más compactas), tendieron a evitar los recipientes a presión de los reactores de hormigón (a favor de los recipientes a presión de los reactores de acero al carbono o aleado comprobados) y tendieron a evitar los ciclos de vapor sin un circuito intermedio no basado en agua entre el núcleo y los generadores de vapor. Otros, como el motor atómico Adams (que usa nitrógeno), el Romawa Nereus (que usa helio) y General Atomics GT-MHR (que usa helio) han favorecido la simplificación del concepto de reactor refrigerado por gas de alta temperatura tanto como sea posible. a prácticamente un reactor y una turbina de gas conectados entre sí con el reactor utilizando un núcleo intrínsecamente seguro del tamaño correcto sin agua utilizada en el diseño de la planta. El GT-MHR, sin embargo, es lo suficientemente grande como para tener un sistema para eliminar el calor residual utilizando aire por convección.
El concepto de reactor de Fort St. Vrain experimentó una resurrección en forma del reactor Antares de AREVA. Este es un reactor modular refrigerado por helio de alta temperatura y, por lo tanto, es conceptualmente similar al reactor de Fort St. Vrain. El INL aprobó el reactor Allegro de AREVA como la Planta de Energía Nuclear de Próxima Generación (NGNP) elegida para ser desplegada como prototipo en 2021. [5]
Reutilización como instalación de energía de combustión
Tras la clausura del reactor, Fort St. Vrain se convirtió en una instalación de combustión. La primera turbina de combustión de gas natural se instaló en 1996. En 2001 se instalaron dos turbinas más. Los generadores de vapor de recuperación de calor (HRSG) permiten que la planta funcione en modo de ciclo combinado , en el que se utiliza el calor residual recuperado de los gases de escape de la turbina de combustión para hacer una segunda etapa de vapor capaz de impulsar la turbina y el generador de vapor originales de la instalación . A partir de 2011, la capacidad de generación nominal de la planta es de 965MW. [4]
Referencias
- ^ a b c d e "OIEA - Detalles del reactor - Fort St. Vrain" . OIEA. 2013-04-13 . Consultado el 14 de abril de 2013 .
- ^ a b c d Moisés, DL; Lanning, WD (13 de mayo de 1985). "El análisis y evaluación de la experiencia operativa reciente del HTGR de Fort St. Vrain". Reunión de especialistas en seguridad y análisis de accidentes para reactores refrigerados por gas . Viena, Austria; Oak Ridge, Tennessee, Estados Unidos; Rockville, Maryland, EE.UU .: Organismo Internacional de Energía Atómica; Laboratorio Nacional de Oak Ridge; Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. OSTI 5535126 .
- ^ Personal del programa, Proyecto 4250 (marzo de 1988). "MHTGR: Nuevo reactor de producción resumen de base de experiencia" . GA-A-19152 . San Diego, California, Estados Unidos de América: General Atomics , Inc. págs. 59 (2–40) . Consultado el 5 de noviembre de 2009 .
- ^ a b Xcel Energy (26 de marzo de 2011). "Estación de Fort St. Vrain" . Colorado, Estados Unidos. Archivado desde el original el 26 de diciembre de 2010 . Consultado el 26 de marzo de 2011 .
- ^ "INL aprueba el diseño de Allegro" .
enlaces externos
- Historia de Fort Saint Vrain
- Fort Saint Vrain - Base de datos del INSC
- Fort St. Vrain - Sitio web de Xcel Energy
- Fort St. Vrain HTGR (dibujo)
Coordenadas : 40 ° 14′40 ″ N 104 ° 52′27 ″ W / 40,24444 ° N 104,87417 ° W / 40.24444; -104.87417