Мы используем файлы cookie.
Продолжая использовать сайт, вы даете свое согласие на работу с этими файлами.
Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor

Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor

Подписчиков: 0, рейтинг: 0
AVR
Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor
Ilustracja
Państwo

 Niemcy

Status

Wyłączona

Liczba bloków energetycznych

1

Łączna wygen. moc elektry.

1,29 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
Mapa konturowa Niemiec, blisko lewej krawiędzi znajduje się punkt z opisem „AVR”
Ziemia50°54′11″N 6°25′16″E/50,903056 6,421111

Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor (AVR; ang. Association of Experimental Reactor) – nieczynna niemiecka doświadczalna elektrownia jądrowa z pierwszym na świecie 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

AVR był jednym z pierwszych reaktorów zbudowanych na terenie Niemiec. Powstał jako reaktor eksperymentalny do badań nad reaktorami typu HTGR, różnymi paliwami jądrowymi i osprzętem reaktorów. Głównym celem było zademonstrowanie działania takiego reaktora. Pomysłodawcą budowy reaktora ze „stosem Danielsa” (zaproponowanym przez Farrington Daniels), był Rudolf Schulten. Prace koncepcyjne trwały od 1957. 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.

Reaktor osiągnął wysoki średni stopień wypalenia paliwa, powyżej 100 GWd/tHM.

Awaria generatora pary

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. 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.

W trakcie eksperymentu z utratą wymuszonego chłodzenia w 1970 roku temperatura rdzenia usypanego nie przekroczyła wartości zagrażających integralności paliwa.

Budowa i działanie

Paliwo jądrowe reaktora AVR

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.

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. AVR osiągnął temperaturę paliwa 1000 °C – największą w historii w reaktorach pracujących komercyjnie.

Rdzeń otoczony był reflektorem z grafitu wysokiej czystości (0,5 metra grubości, masa 67 ton), otoczonym warstwą węgla (grafitu o niższej czystości; 158 ton).

Podstawowe parametry pracy:

  • ciśnienie robocze obiegu pierwotnego: 1,1 MPa (13–15,5 kg/s)
  • temperatura chłodziwa na wlocie rdzenia: 275 °C
  • temperatura chłodziwa na wylocie rdzenia: 830-950 °C
  • temperatura chłodziwa na wylocie generatora pary: 150 °C
  • temperatury robocze obiegu wtórnego: 115 °C/550 °C
  • gęstość mocy: 2,6 MW/m³

Hel, opływał rdzeń z dołu do góry, strumieniem silniejszym pośrodku rdzenia niż na brzegach.

Bezpieczeństwo

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.

Dane techniczne

Nr bloku Blok 1
Typ HTRG
Model PBR
Status Wyłączony
Właściciel Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor GmbH
Operator Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor GmbH
Data rozpoczęcia budowy 1 sierpnia 1961
Data osiąg. stanu kryt. 16 sierpnia 1966
Data włączenia do sieci 17 grudnia 1967
Data trwałego wyłączenia 31 grudnia 1988
Moc elektryczna netto 13 MW
Moc elektryczna brutto 15 MW
Moc termiczna 46 MW
Współczynnik wydajności 62,8%

Demontaż i likwidacja

Około 290 000 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), dno zbiornika zostało rozwiercone i skontrolowane kamerą wideo. W 2014 (list intencyjny) i 2015 rok Niemcy nawiązały współpracę z USA, które docelowo zajęłyby się zagospodarowaniem odpadów z reaktorów AVR i THTR.

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.

Maksymalne aktywności grafitu i węgla z rdzenia (1999)

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, aby „ostygł” (zmniejszył swoją aktywność promieniotwórczą).

Według Moormanna 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.


Новое сообщение