Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor
Państwo | |
---|---|
Status |
Wyłączona |
Liczba bloków energetycznych |
1 |
Łączna wygen. moc elektry. |
1,29[1] TWh |
Źródła energii | |
Źródła energii: | |
- główne |
uran-235 (materiał rozszczepialny), tor-232 (materiał paliworodny) |
Kluczowe daty | |
Rozpoczęcie budowy |
1 sierpnia 1961 |
Włączenie do sieci |
17 grudnia 1967 |
Trwałe wyłączenie |
31 grudnia 1988 |
Położenie na mapie Niemiec | |
50°54′11″N 6°25′16″E/50,903056 6,421111 |
Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor (AVR; ang. Association of Experimental Reactor, pol. Grupa Robocza ds. Eksperymentalnego Reaktora) – nieczynna niemiecka doświadczalna elektrownia jądrowa z pierwszym na świecie[2] eksperymentalnym wysokotemperaturowym reaktorem jądrowym z rdzeniem usypanym (peeble bed). Działała przy centrum naukowo-badawczym Forschungszentrum Jülich w latach 1966–1988 i była obsługiwana przez konsorcjum AVR GmbH – spółkę celową powołaną przez 15 niemieckich operatorów energii elektrycznej.
Historia
[edytuj | edytuj kod]AVR był jednym z pierwszych reaktorów zbudowanych na terenie Niemiec[3]. Powstał jako reaktor eksperymentalny do badań nad reaktorami typu HTGR, różnymi paliwami jądrowymi i osprzętem reaktorów. Głównym celem było zademonstrowanie działania takiego reaktora[4]. Pomysłodawcą budowy reaktora ze „stosem Danielsa” (zaproponowanym przez Farrington Daniels), był Rudolf Schulten. Prace koncepcyjne trwały od 1957[4]. Budowa reaktora ruszyła w 1961. Po 6 latach pracy został podłączony do sieci elektrycznej. Dwa lata później, 19 maja 1969, rozpoczął pracę komercyjną. AVR został zbudowany i był eksploatowany przez konsorcjum 15 firm elektroenergetycznych. Reaktor został trwale wyłączony 31 grudnia 1988, przepracowawszy 123381 godzin[5].
Reaktor osiągnął wysoki średni stopień wypalenia paliwa, powyżej 100 GWd/tHM[4].
Awaria generatora pary
[edytuj | edytuj kod]Reaktor doświadczył tylko jednej długiej przerwy w działaniu. Podczas wyłączenia reaktora w 1978 z powodu konieczności przeprowadzenia naprawy, w generatorze pary powstał przeciek o wielkości 1-3 mm², w konsekwencji czego z generatora wyciekło ostatecznie 27 ton wody. Z uwagi na budowę (generator pary znajdował się w jednym zbiorniku z rdzeniem reaktora), woda blokowała obieg chłodziwa (hel). Reaktor nie posiadał punktu do drenażu wody, dlatego oczyszczenie układu z niej wymagało aż 15 miesięcy[3]. Woda wymyła znaczne ilości substancji promieniotwórczych. Głównie strontu-90 (1500 GBq) i trytu (105 GBq). Z powodu błędu ludzkiego cześć skażonej wody przedostała się do gruntu (aktywność strontu-90 od 1 do 1200 Bq/kg), co odkryto podczas badań w 1999[6].
W trakcie eksperymentu z utratą wymuszonego chłodzenia w 1970 roku temperatura rdzenia usypanego nie przekroczyła wartości zagrażających integralności paliwa[3][4].
Budowa i działanie
[edytuj | edytuj kod]AVR wykorzystywała reaktor wysokotemperaturowy z rdzeniem usypanym z chłodzeniem gazem. Zbiornik rdzenia reaktora, o wymiarach 2,8 metra wysokości i 3 m średnicy, zbudowany był z betonu i stali. Wkład rdzenia stanowiło ok. 100 000 kulek o średnicy 6 cm. Od 10 000 do 30 000 z nich stanowiły ceramiczne paliwo jądrowe typu TRISO-BISO, zawierające ok. 1 g uranu-235[2].
Kulki paliwa z czasem (4-40 miesięcy, średnio 6-8 miesięcy) dochodziły do wylotu na spodzie reaktora. Stamtąd trafiały na wierzch stosu. Kulki były systematycznie wyciągane z rdzenia, aby za pomocą spektrometrii gamma badać stopień ich wypalenia. Kulki o nadające się do dalszej pracy zwracano do rdzenia. Aby rozłożyć paliwo równomiernie, stare kulki trafiały na środek stosu, nowe wsypywane były na jego brzegi[2]. AVR osiągnął temperaturę paliwa 1000 °C – największą w historii w reaktorach pracujących komercyjnie[3].
Rdzeń otoczony był reflektorem z grafitu wysokiej czystości (0,5 metra grubości, masa 67 ton), otoczonym warstwą węgla (grafitu o niższej czystości; 158 ton)[5].
Podstawowe parametry pracy[3]:
- ciśnienie robocze obiegu pierwotnego: 1,1 MPa (13–15,5 kg/s)
- temperatura chłodziwa na wlocie rdzenia: 275 °C
- temperatura chłodziwa na wylocie rdzenia: 830[7]-950 °C[8]
- temperatura chłodziwa na wylocie generatora pary: 150 °C[4]
- temperatury robocze obiegu wtórnego: 115 °C/550 °C[4]
- gęstość mocy: 2,6 MW/m³
Hel, opływał rdzeń z dołu do góry, strumieniem silniejszym pośrodku rdzenia niż na brzegach.
Bezpieczeństwo
[edytuj | edytuj kod]Reaktory HTGR wykorzystujące paliwo ceramiczne uznaje się za bezpieczne z definicji. Temperatura w rdzeniu, nawet bez kontroli człowieka, nie osiągnie temperatury, która naruszyłaby integralność ceramicznych kulek paliwowych, tj. niemożliwe jest stopienie rdzenia.
Eksperyment polegający na wyłączeniu wymuszonego obiegu chłodzenia przeprowadzono w 1970. Gdy reaktor pracował z mocą 44 MWt wyłączono pompy tłoczące hel przy jednoczesnym zablokowaniu awaryjnego wyłączenia reaktora (wsunięcia prętów kontrolnych). Naturalna konwekcja helu wystarczyła by generator pary odprowadził ciepło powyłączeniowe[4].
Dane techniczne
[edytuj | edytuj kod]Nr bloku | Blok 1 |
---|---|
Typ | HTRG[1] |
Model | PBR[1] |
Status | Wyłączony |
Właściciel | Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor GmbH[1] |
Operator | Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor GmbH[1] |
Data rozpoczęcia budowy | 1 sierpnia 1961[1] |
Data osiąg. stanu kryt. | 16 sierpnia 1966[1] |
Data włączenia do sieci | 17 grudnia 1967[1] |
Data trwałego wyłączenia | 31 grudnia 1988[1] |
Moc elektryczna netto | 13[1] MW |
Moc elektryczna brutto | 15[1] MW |
Moc termiczna | 46[1] MW |
Współczynnik wydajności | 62,8%[9][10][1] |
Demontaż i likwidacja
[edytuj | edytuj kod]Około 290 000[4] elementów paliwowych jest tymczasowo składowanych w 152 pojemnikach typu CASTOR na terenie ośrodka Forschungszentrum Jülich. Aby upewnić się, że w rdzeniu nie pozostało paliwo (prócz ok. 200 kulek uwięzionych w pęknięciach)[6], dno zbiornika zostało rozwiercone i skontrolowane kamerą wideo[5]. W 2014 (list intencyjny) i 2015 rok Niemcy nawiązały współpracę z USA, które docelowo zajęłyby się zagospodarowaniem odpadów z reaktorów AVR i THTR[6].
Moormann szacuje koszty likwidacji w latach 1988–2015 na 700 mln euro, a całkowity koszt, tj. z uwzględnieniem wydatków w przyszłości, na 1,5–2,5 mld euro[6].
Maksymalne aktywności grafitu i węgla z rdzenia (1999)[5]
Izotop | Aktywność w blokach grafitu (MBq/g) |
Aktywność w blokach węgla (MBq/g) |
---|---|---|
tryt | 2 | 40 |
węgiel-14 | 0,1 | 9 |
kobalt-60 | – | 5 |
żelazo-55 | – | 3 |
Obieg pierwotny reaktora okazał się bardziej skażony promieniotwórczo niż zakładano – mogło się tam odłożyć nawet kilkanaście procent aktywności pojedynczego wkładu rdzenia (o rząd wielkości więcej niż w reaktorach typu PWR/BWR). Większość skażenia, szczególnie stront-90 i cez-137, odłożyła się w grafitowych elementach rdzenia, co oznacza, że potencjalnie mogłoby zostać ono częściowo uwolnione w przypadku utraty szczelności reaktora i jego obudowy. Z tego powodu demontaż reaktora jest kłopotliwy. W 2008 rdzeń został zalany lekkim betonem, aby związać lotne cząstki, i pozostawiony, najpewniej na ok. 60 lat[6], aby „ostygł” (zmniejszył swoją aktywność promieniotwórczą)[2].
Według Moormanna[2] może być to skutkiem bardzo wysokiej temperatury pracy reaktora. Temperatura w nim mogła przekraczać wartości wyliczone nawet o 200K, m.in. na skutek nierównomiernego generowania energii. W rdzeniu mogły się też unosić pary gazów o temperaturach przekraczających 1100 °C.
Efekt ten nie jest tak silny w nowych reaktorach HTGR z uwagi na inne niż wówczas stosowane paliwo TRISO czy HTI-BISO. W warunkach pracy reaktora AVR nowe rodzaje paliwa uwalniają od 10 do 30 razy mniej strontu-90. Moorman postuluje jednak, że czas pracy reaktorów komercyjnych liczony w dziesięcioleciach (reaktor AVR pracował w temperaturach 900 °C przez około 4 lata) może sprawić, że mimo ewolucji paliwa końcowa radioaktywność reaktorów HTGR z rdzeniem usypanym będzie podobna do reaktora AVR. Wcześniejsze badania wskazują, że to właśnie zgromadzona radioaktywność stanowi główne niebezpieczeństwo przy maksymalnej awarii projektowej.
Przypisy
[edytuj | edytuj kod]- ↑ a b c d e f g h i j k l m World Nuclear Association – AVR Juelich. World Nuclear Association. [dostęp 2017-01-24]. (ang.).
- ↑ a b c d e Rainer Moormann. A safety re-evaluation of the AVR ebble bed reactor operation and its consequences for future HTR concepts. „Berichte des Forschungszentrums Jülich”. 4275 (2008–07). Forschungszentrums Jülich. ISSN 0944-2952. (ang.).
- ↑ a b c d e 2.2 Peach Bottom Plant Description. W: B. K. Mcdowell, J. R. Nickolaus, M. R. Mitchell, G.L. Swearingen, R. Pugh: High Temperature Gas Reactors: Assessment of Applicable Codes and Standards. Richland: Pacific Northwest National Laboratory, 2011-10.
- ↑ a b c d e f g h R. Theenhaus , S. Storch , The AVR High-Temperature Reactor – Operatin Experiance, Storage And Final Disposal of Spent Fuel Elements [online] (ang.).
- ↑ a b c d B. Bisplinghoff i inni, Radiochemical characterisation of graphite from Jülich Experimental Reactor (AVR), IAEA (ang.).
- ↑ a b c d e Rainer Moormann. Decommissioning problems of German pebble bed reactors. „NURIS-1”, 2015-04-16.
- ↑ Do lutego 1974.
- ↑ Po lutym 1974.
- ↑ Średni w okresie 1971-1988.
- ↑ Współczynnik gotowości do generowania elektryczności (EAF).