Elektrownia Fort St. Vrain (ang. Fort St. Vrain Generating Station, wcześniej: Fort Saint Vrain Nuclear Generating Station) – amerykańska czynna elektrownia gazowa, a w latach 1979–1989 elektrownia jądrowa. Położona koło Platteville, na północy stanu Kolorado. Właścicielem i operatorem elektrowni jest Xcel Energy (pierwotnie: Public Service Company Of Colorado, PSC). Blok jądrowy był pierwszą w USA w pełni zdemontowaną i zlikwidowaną komercyjną elektrownią jądrową.
Elektrownia gazowa została uruchomiona w 1996. W latach 1979–1989 pracował tam jeden blok z reaktorem jądrowym, który pracę komercyjną podjął 1 lipca 1979.
Elektrownia gazowa W budynkach zlikwidowanej elektrowni jądrowej operator zbudował elektrownię termiczną na gaz ziemny. Elektrownia wyposażona jest w 6 turbin o łącznej mocy 969 MW: nr 1 o mocy 301 MW nr 2 o mocy 123 MW nr 3 i 4 o mocy po 128 MW nr 5 o mocy 145 MW nr 6 o mocy 144 MW.
Turbiny od 1 do 4 uruchomione zostały w latach 90. XX wieku. Turbiny 5 i 6 w roku 2009.
Firma Xcel Energy szacuje, że dzięki wykorzystaniu elementów z elektrowni jądrowej zaoszczędziła ok. 60 milionów USD.
Elektrownia jądrowa thumb|left|Działka na której powstała elektrownia jądrowa Fort St. Vrain Firma PSC szukała nowych źródeł energii i 13 marca 1965 ogłosiła plan budowy elektrowni jądrowej. PSC wniosło o udzielenie licencji na budowę reaktora w październiku 1966. 1 listopada 1966 PSC, Atomic Energy Commission (AEC) i firma General Atomics podpisały porozumienie trójstronne o budowie placówki. Licencję na działanie elektrowni wydała Atomic Energy Commission 21 grudnia 1973. Z uwagi na pilotażowy charakter w latach 1981–1989 na zlecenie NRC elektrownia podlegała badaniom prowadzonym przez Oak Ridge National Laboratory. Raporty z tych lat zawierają informacje o 279 incydentach w trakcie eksploatacji, w tym: 29 przecieków wody i usterek systemu detekcji wilgoci, w tym 1 incydent (23 czerwca 1984) miał bardzo duże znaczenia dla bezpieczeństwa reaktora 2 przecieki powietrza lub innych niepożądanych gazów i usterek systemu detekcji gazów 3 usterki lub anomalie dotyczące paliwa 2 usterki lub pęknięcia grafitu, orurowania lub innych komponentów reaktora 47 błędów ludzkich lub nieprawidłowości w działaniu operatora (żaden nie stanowił zagrożenia dla bezpieczeństwa) 6 błędów operatora licencjonowanego 22 błędy personelu w trakcie czynności testowych 5 błędów personelu związanego z utrzymaniem i naprawami 2 błędy personelu związane z czynnościami instalacyjnymi 2 błędy personelu związane z ochroną radiacyjną 10 błędów personelu związane z innymi czynnościami 196 innych zdarzeń lub warunków mogących mieć związek z projektem reaktora chłodzonego gazem (GCR).
Reaktor został wyłączony 18 sierpnia 1989 w celu naprawy zaczopowanego pręta kontrolnego. W czasie przeglądu odkryto jednak liczne pęknięcia w generatorze pary. Zarząd operatora uznał, że koszt napraw jest zbyt duży i 29 sierpnia wydano decyzję o trwałym wyłączeniu reaktora.
NRC zatwierdziła plany demontażu i wydała pozwolenie jego przeprowadzenie w 1992. Operację ukończono w 1998, a 5 sierpnia 1999 NRC wygasiła licencję elektrowni zdejmując z terenu wszelkie ograniczenia. Wypalone paliwo jądrowe jest przechowywane w osobnym ośrodku nieopodal elektrowni. Elektrownia jest pierwszą w USA w pełni zdemontowaną i zlikwidowaną komercyjną elektrownią jądrową.
Budowa i działanie thumb|Przeładunek paliwa w reaktorze elektrowni Fort St. Vrain (maj 1972) Blok jądrowy wykorzystywał wysokotemperaturowy reaktor chłodzony gazowym helem i moderowany grafitem (HTGR), zbudowany w oparciu o doświadczenia z budowy bloku nr 1 EJ Peach Bottom. Między reaktorami występowały jednak istotne różnice: znacznie większa moc: 330 MW (Ft. St. Vrain) wobec 40 MW (Peach Bottom) zbiornik ciśnieniowy wykonany ze sprężonego betonu (Ft. St. Vrain) a nie ze stali (Peach Bottom) elementy paliwowe z bloków grafitu pryzmatycznego (Ft. St. Vrain), a nie długie, pierścieniowe pręty z normalnego grafitu (Peach Bottom) pompy helu z turbinami parowo-wodnymi z łożyskami uszczelnianymi wodą (Ft. St. Vrain) zamiast napędzanych elektrycznie z łożyskami uszczelnianymi olejem (Peach Bottom).
Zbiornik reaktora miał przekątną 18,6 metra × 32,30 m wysokości i grubość 2,75 m. Reaktor wykorzystywał uranowo-torowy cykl paliwowy. Grafit stanowił materiał moderatora, koszulek paliwowych, rdzenia, fundamentu rdzenia i reflektora. Aktywny obszar rdzenia składał się z 1482 heksagonalnych grafitowych bloków paliwa (35,5 cm przekątnej × 79 cm wysokości) tworzących 247 kolumn, podzielonych na 37 sektorów - każdy z indywidualnie kontrolowanym przepływem chłodzenia i parą prętów kontrolnych. Samo paliwo miało formę granul z węgliku toru i węgliku uranu, złączonych węglikiem krzemu i węglem pirolitycznym.
Chłodziwem pierwotnego obiegu chłodzenia, dwupętlowego z sześcioma generatorami pary, był gazowy hel. Obieg helu wspomagany był dwoma cyrkulatorami. Cyrkulatory wypuszczały hel do wspólnego zbiornika poniżej poziomu reaktora. Następnie przepływał on w górę, aż do zbiornika z którego podawany był do rdzenia, którym spływał w dół, do generatorów pary wodnej, skąd trafiał do cyrkulatorów. Ciśnienie chłodziwa wynosiło 700 psi, a temperatura od 540 °C do 780 °C.
Dane techniczne Nr bloku Blok 1 Typ HTRG Status Zdemontowany WłaścicielXcel Energy Operator Xcel Energy Data rozpoczęcia budowy 1 września 1968 Data osiąg. stanu kryt. 31 stycznia 1974 Data włączenia do sieci 11 grudnia 1976 Data trwałego wyłączenia 29 sierpnia 1989 Moc elektryczna netto 330 MW Moc elektryczna brutto 342 MW Moc termiczna 842 MW Współczynnik wydajności 30,6%Średni w okresie 1979-1989.Współczynnik gotowości do generowania elektryczności (EAF).
Przypisy
Kategoria:Elektrownie jądrowe w Stanach Zjednoczonych Kategoria:Elektrownie w Stanach Zjednoczonych