フォート・サン・ヴラン原子力発電所

フォート・サン・ヴラン原子力発電所
フォート・セント・ヴレイン発電所
国	アメリカ合衆国
位置	コロラド州プラットビル
座標	北緯40°14′40″ 西経104°52′27″ / 北緯40.24444° 西経104.87417° / 40.24444; -104.87417
状態	廃止
委託日	1979年、1996年（天然ガスとして）
廃止日	1989
原子力発電所
原子炉タイプ	高温ガス炉
発電
銘板容量	330MWe​​
外部リンク
コモンズ	コモンズの関連メディア
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フォートセント ヴレイン原子力発電所は、米国コロラド州北部のプラットビルの町の近くにある、かつての商用原子力発電所です。当初は 1979 年から 1989 年まで稼働していました。330 MWeの高温ガス炉(HTGR)を備えていました。この発電所は1989 年から 1992 年にかけて廃止されました。

1996年に従来の天然ガス発電所に転換され、2011年時点での発電能力は1000MW弱となっている。

フォート・サン・ヴレイン発電所はコロラド州で最初で唯一の原子力発電所として建設され、1979年から1989年まで稼働しました。 ^[1]発電所は、約1マイル北にあった歴史的な前線交易拠点フォート・サン・ヴレインにちなんで名付けられました。 ^[2]これは、米国にある2つの高温ガス冷却 ( HTGR ) 発電炉のうちの1つでした。一次冷却材のヘリウムは、蒸気発生器を駆動するために、二次冷却材の水に熱を伝達しました。原子炉燃料は、柱状黒鉛マトリックス内に分散した核分裂性 ウランと肥沃な トリウムの微小球の組み合わせでした。原子炉は、熱出力842 MW (842 MW _{th )から生成された330 MW (330 MW e} )の電力を出力しました。^[1]

フォートセントヴレインHTGR発電所は1965年3月に提案され、 1966年10月に原子力委員会に申請書が提出された。建設は1968年9月に始まった。^[1] HTGRの設計は、当時の一般的な沸騰水型原子炉の設計よりも安全で、鉄筋プレストレストコンクリート製のドーム構造を採用していた。必要なのは鉄骨製の格納容器だけで、原子炉の炉心はプレストレストコンクリート製の原子炉圧力容器（PCRV）内に部分的に収められていた。建設費は2億ドル、つまり設置電力1ワットあたり約0.60ドルに達した。最初のテストは1972年に始まり、最初の商用電力は1979年7月に供給された。^[1]

この発電所は技術的には成功しており、特に運転寿命の最後の方では成功していましたが、所有者にとっては商業的には失望でした。最初の商業用 HTGR 設計の 1 つとして、この発電所はいくつかの先進技術の概念実証でしたが、初期導入者には多くの問題があり、高額な修正が必要でした。メンテナンスの問題により、これらの問題やその他の問題が悪化しました。

フォートセントヴレインのHTGRは、現代の軽水炉よりも大幅に効率が高く、蒸気サイクル発電所としては優れた熱効率39～40%に達しました。HTGR設計の運転は、定格出力を常時生成する必要はなく、電力需要負荷に合わせて容易に減速できます。原子炉は燃料効率も比較的良く、最大燃焼度は重金属1トンあたり90,000MW日熱量でした（同時代の軽水炉の燃焼度は10,000～40,000MWd/tHMでした）。しかし、デバッグにつながる問題が発生し、早期に廃止されました。

フォート セント ヴレイン HTGR の運用初期には、多くの問題が発生しました。これらの問題は、重大な腐食問題によって重要な安全機能に悪影響が及ぶため、公共の安全を脅かすものでした。また、人員、機器、施設に多大な負担がかかり、プラント所有者にとって継続的な運用が不経済と映りました。過去の問題のほとんどは、かなりの費用をかけて解決され、プラントは商業的に実行可能なレベルで稼働し始めていましたが、景気低迷とプラントの履歴により、設計寿命の終わりに達していないにもかかわらず、所有者はプラントを閉鎖せざるを得ませんでした。

フォート セント ヴレインでは、3 つの主要なカテゴリーの問題が発生しました。1 つ目は浸水と腐食の問題、2 つ目は電気システムの問題、3 つ目は一般的な施設の問題です。

フォート セント ヴレインの最大の問題は、ヘリウムサーキュレーターでした。ヘリウムの分子は小さいため、ガスが漏れないように非常に密閉されたシールが必要でした。シールの中には可動面を伴うものもあり、ヘリウムを封じ込めるために水潤滑ベアリング設計が使用されました。ヘリウム システムから水などの汚染物質を除去するために、ガス洗浄システムが提供されました。設計上の問題により、ヘリウム システム内に水が多すぎて腐食が発生しました。

設計者は、水注入器がベアリング内の圧力をシステム内のガス圧力とほぼ等しく維持することを意図していました。実際には、ガス圧力が予想以上に変化し、過剰な水が循環装置に漏れ出しました。

ガス洗浄システムの容量はベアリングからの余分な水を考慮しておらず、典型的なコアグラファイトの多孔性に基づいて、グラファイト原子炉コア内の高温反応がヘリウム内の残留水の影響を軽減すると想定されていました。フォートセントヴレインのコアの構築に使用されたグラファイトは、より高品質で多孔性が低いため、これらの反応が発生する表面積がそれほど大きくありませんでした。^[3]

システムの安全性は損なわれなかったが、水と腐食により原子炉システム全体で頻繁に動作上の問題が発生した。ガス洗浄システムの冷却装置に氷が形成され、効率が低下した。原子炉の出力がサイクルダウンされ、システムが冷却されると、ヘリウムシステム内の機器や計器に水が凝縮した。制御棒駆動装置が錆び、急速停止が正しく機能しなかった。スクラムなしの予期される過渡状態(ATWS) が発生した場合にホウ素化グラファイト球を炉心に放出する予備停止システムは、水がホウ素を浸出させてホウ酸を形成し、グラファイト球を軟化させて凝集させたため、使用できないことがあった。PCRV 内の鋼鉄「腱」は塩化物の沈殿により腐食し、弱くなった。錆びの破片が冷却剤に移動し、制御棒駆動装置を含む重要な機械に詰まった。腐食により蒸気発生器の漏れも発生した。^[3]

腐食につながった設計上の問題は、蒸気と高品質の炉心黒鉛との化学反応とガス洗浄システムへの影響に重点を置いていた規制当局の責任も一部あった。原子力規制委員会の覚書が過剰なエンジニアリング資源を消費し、その結果他の設計上の考慮事項が見落とされたとも言える。腐食問題の責任の一部は、FSVの所有者とその運用および保守手順にもある。たとえば、水分警報器は発電所の重要な部分で何か月も警報を発していたが、これらは欠陥品として無視されていた。後に、欠陥があるとされた水分警報器を修理のために取り外すために派遣されたスタッフは、水分警報器は欠陥がなく、装置を取り付け具から取り外すと大量の水が漏れることがあることを発見した。

最後に、ヘリウム システムの過剰な水に対応できるガス洗浄システムのサイズ設定をしなかったことについて、プラントの設計者も責任を負っている。設計者は過剰な水が浸入する可能性を予見すべきだったのだ。彼らは後からこのことを認めた。「FSV サーキュレーターは「すべての設計仕様を満たしていた」が、水潤滑ベアリングのベアリング、シール、サポート システムが多くの問題を引き起こした。さらに、サーキュレーターは蒸気タービン ドライブを採用しており、システム操作が複雑になっている。これらの独自の設計特性により、コアへの水の浸入が発生し、プラントの可用性が低下した主な原因となった。」^[4]

工場の電気系統は何度も問題を抱え、解決には高額な費用がかかることが多かった。変圧器に障害が発生した。バックアップ発電機は起動時に作動しないことがあり、また別の場合には、運転中にサイドチャネルの問題が発生し、発電が妨げられた。バックアップ電源の故障も、ベアリング水注入システムのロジックとヘリウム循環器のトリップロジックをさまざまな方法で混乱させることで、水分浸入の問題の一部を引き起こした。変圧器の故障とそれに伴うバックアップ電源の故障は、少なくとも1回は電気ケーブルへの水分浸入と、以前の水分浸入問題から水を除去するために工場が低電力にされていたときに発生した地絡が原因で発生した。この電気的な故障がさらなる水分浸入につながったと考えられている。^[3]

施設の請負業者は、安全上の懸念を何度か持ち込んだ。より深刻な事故の 1 つでは、請負業者の作業員が油圧ユニットを損傷し、作動油が原子炉の制御ケーブルに飛び散った。同じ作業員が、制御ケーブルの上にある機器の溶接作業を行った。熱いスラグが作動油を封じ込める材料に落ち、制御ケーブル上の作動油とともに発火した。火災は 5 分間ケーブルを巻き込み、16 本の重要な制御ケーブルが損傷した。請負業者の作業員はその後、プラントの作業員に状況を報告せず、原子炉はこの状態で数時間稼働した。別の機会には、請負業者の作業員が不適切に接地された溶接装置を使用して中性子保護回路をトリップさせ、プラント全体が不意にトリップした。^[3]

水による腐食問題と電気系統の問題のため、発電所の閉鎖は頻繁に起こった。その結果、コロラド州の公共サービス会社は、商業運転を継続することの経済性に疑問を抱き始めた。1987年から1989年にかけてパフォーマンスの向上が見られ、システムの問題の一部が解決されたことを示唆したが、公共サービスは納得しなかった。1989年、公共サービスは発電所の閉鎖を検討中であると表明した。同年後半、原子炉の重要な部分に長期にわたる腐食が見られ、交換が必要であることが判明した。交換費用が高すぎると判断され、発電所は閉鎖された。燃料の撤去と廃止は1992年までに完了した。こうして、フォート・セント・ヴレインは米国で最初に 廃止された商業規模の原子炉となった。^[5]

原子炉の廃止措置後、フォート・セント・ヴレインは従来の天然ガス燃焼施設に転換された。最初の天然ガス燃焼タービンは1996年に設置され、2001年までにさらに2基のタービンが設置された 。熱回収蒸気発生器（HRSG）により、この発電所は複合サイクルモードで稼働できる。このモードでは、燃焼タービンの排気ガスから回収された廃熱を使用して、施設の元の蒸気タービンと発電機を駆動できる2段目の蒸気を生成する。2011年現在、この発電所の定格発電容量は965MWである。^[5]

• サン・ヴラン砦の歴史 (2008 年 10 月アーカイブ)
• サン・ヴラン砦 - INSC データベース (2008 年 5 月アーカイブ)
• フォート・セント・ヴレイン HTGR (図面)