Westinghouse TR-2
Kärnreaktorn TR-2 , även känd som Westinghouse Test Reactor eller Westinghouse Testing Reactor (WTR) var en liten forsknings- och testreaktor designad och tillverkad av Westinghouse Electric Corporation vid deras Waltz Mill-plats nära Madison, Pennsylvania , cirka 30 miles sydost om Pittsburgh . TR-2 var den första privatägda forsknings- och testreaktorn. Reaktorn råkade ut för en olycka som involverade allvarliga bränsleskador 1960.
Design
TR-2 var en heterogen, lågtrycks, låg temperatur, lätt vattenkyld och modererad, tryckvattenreaktor . Reaktorns primära funktion var att testa reaktormaterial och komponenter. Istället för att införliva ett elektriskt uppvärmt tryckkärl, vilket är vanligt i kommersiella PWRs designade sedan 1960-talet, förlitade TR-2 sig på det statiska vattentrycket som levererades av en vattentank, känd som huvudtanken, som var höjd högt över marken och ansluten till reaktorkärlet med rörledningar. Värme som genererades av reaktorn överfördes till värmeväxlare för slutlig värmeavvisning till omgivningen via ett mekaniskt dragkyltorn. Reaktorn tilläts initialt arbeta med upp till 20 megawatt termisk, även om den konstruerades och konstruerades för att möjliggöra slutlig drift vid en effektnivå på 60 termiska megawatt. Positioner för experimentella kapslar, testslingor och bränsleexperiment inkluderades i reaktordesignen; liksom en neutronstråleport. Den 8 januari 1960 Atomic Energy Commission (AEC) ändring 1 till anläggningslicensen för att tillåta drift vid upp till 60 megawatt termisk.
Reaktorn var inrymd inuti en struktur känd som ångbehållaren, som i viss litteratur kallas en inneslutningsstruktur, som utformades för att innehålla klyvningsprodukter som kan frigöras från reaktorn under en olycka. Ånginneslutningen var en höger metallcylinder ungefär 74 fot hög över den omgivande marknivån och 70 fot i inre diameter. Toppen av ångbehållaren var något rundad. Det fanns två luftslussar till ångbehållaren.
Ett mekaniskt ventilationssystem tillhandahölls till processvattentanken och processvattentanken som var förhöjd nästan 250 fot över marken på en metallstödram ungefär 500 fot öster om ångbehållaren. Tvångsluft svepte över överspänningstanken, avlägsnade de gaser som normalt produceras under reaktordrift och leds sedan till huvudtanken där gaserna släpptes ut via en ventil cirka 250 fot över den omgivande marknivån.
Det rostfria reaktorkärlet var 32 fot högt och 8 fot i diameter, med 1 tum tjocka väggar. Rektorkärlet var vertikalt orienterat och omgivet av betong för strålskärmning. Bränsleelement laddades och avlägsnades via ett diagonalt rör som sträckte sig från reaktorkärlets mitthöjd ner till en vattenfylld överföringskanal som kopplade ångskalet till de omgivande anläggningsbyggnaderna.
Typiskt för en forsknings- och testreaktor producerade den inte elektricitet.
Testreaktorn var belägen i den nordvästra delen av det utvecklade området av den större Waltz Mill-platsen. Reaktorn var belägen på östra sidan av Waltz Mill Road, cirka 2 300 fot norr om den nuvarande korsningen mellan Waltz Mill Road och Interstate 70.
Bränsle
TR-2-kärnan bestod av cylindriska bränsleelement. Bränsleelementen var mekaniska enheter inklusive flera individuella aluminiumbränslerör som innehöll uranbränslet; vissa bränsleelement inkluderade andra reaktorinstrumentering eller experimentkomponenter förutom bränslerören. Varje bränslepatron hade 200 gram höganrikat uranbränsle som en aluminium-uran-legering i väggarna på tre långa koncentriska cylindrar runt ett centralt aluminiumdornrör i vilket små konserverade exemplar kunde bestrålas. Bränslelegeringen uran-aluminium var aluminiumklädd: kapslingens tjocklek var 36 mils; bränslelegeringen, 52 mils. Bränslerören var 44 tum långa och bränslepatronens ytterdiameter var 2,5 tum. Öppningar i båda ändarna fördelade kylvätskeflödet genom kanalerna i aggregatet och gav en del av det statiska trycket som krävdes på bränslepatronerna för att förhindra kokning vid de heta punkterna.
AEC tilldelade Westinghouse för användning i driften av anläggningen 156 kg uran-235 i höganrikat uran (HEU) anrikat till cirka 93 % i isotopen uran-235.
Historia
Westinghouse ansökte om ett byggtillstånd från AEC den 29 februari 1956. Byggtillstånd nr CPRR-8 (hädanefter betecknat CPTR-l) utfärdades av AEC den 3 juli 1957. AEC utfärdade anläggningslicensnummer TR-2 den 19 juni 1959.
TR-2 nådde kritik för första gången i juli 1959. Den primära användningen av reaktorn var att testa metalliska och icke-metalliska material för lämplighet och prestanda i en kärnkraftsmiljö med hög neutronnivå, samt att testa prestandan hos nya bränslekonstruktioner , för många kommersiella, akademiska och statliga kunder.
Reaktorn råkade ut för en olycka som resulterade i bränsleskador 1960. Efter en omstart efter 1960 års olycka lades reaktorn i pension 1962 på grund av låg kundefterfrågan. Den 25 mars 1963 ändrades anläggningstillståndet för att endast tillåta innehav av speciellt kärnämne men inte reaktordrift.
Det minimalt radioaktiva reaktorkärlet skeppades från platsen den 15 maj 2000 för demontering och slutligt bortskaffande. Westinghouse tog bort TR-2-ångskalet våren 2012.
1960 olycka
En partiell härdsmälta inträffade vid reaktorn på kvällen söndagen den 3 april 1960. Ett bränsleelement smälte och frigjorde de radioaktiva gasformiga klyvningsprodukterna krypton och xenon . Överhettning och efterföljande skada på bränsleelementet rapporteras ha orsakats av en lokal brist på tillräckligt kylvätskeflöde. Olyckan fick betyget 4 på International Nuclear Event Scale , en olycka med lokala konsekvenser.
Det första meddelandet till AEC om olyckan gavs genom ett telefonsamtal från Westinghouse till AEC New York Operations Office. I en uppföljande brevrapport, uppgav Westinghouse, "Hög aktivitet i primärkylvätskan och höga strålningsnivåer på platsen orsakade avstängning av WTR och evakuering av platsen ungefär kl. 20.50 den 3 april 1960. Indikationer är att de höga nivåerna orsakades av fel i bränsleelementet."
Ett planerat experiment med reducerat kylvätskeflöde pågick vid tidpunkten för olyckan; en fem veckor lång avstängning för reaktormodifieringar var planerad att starta klockan 12:01 följande dag. Runt 19:55 Eastern Time reducerades reaktorns kylvätskeflöde gradvis till 5 250 gpm med reaktorn i drift på 30 megawatt. Klockan 20.00 höjdes reaktoreffekten till 37 megawatt och operatörerna beordrade en ökning av effekten till 40 megawatt. Klockan 20:35 sjönk reaktoreffekten snabbt till 17 megawatt, även när kontrollstavar automatiskt drogs ut från härden. Efter att ha nått 17 megawatt ökade reaktoreffekten dramatiskt till 38 megawatt. Klockan 20:40 började den första av många strålningsmonitorer i hela anläggningen larma vid höga strålningsavläsningar. Reaktorn tömdes manuellt fyra minuter senare klockan 20.44
Omedelbart efter att reaktorn löste ut beordrades anläggningsarbetare att evakuera till ett närliggande vakthus, sedan ett Westinghouse-ägt pensionat cirka 1/3 mil sydost om reaktorn, eftersom strålningsnivåerna fortsatte att stiga. Tre strålövervakningsteam med luftövervakare och geigerräknare lämnade anläggningen för att övervaka den omgivande miljön. Vid tidpunkten för olyckan blåste det i 3 mph till 5 mph från nordost, duggregn pågick och solen hade länge gått ner. Strålningsnivåerna som observerades vid huvudvägen direkt framför platsen var över 20 millirem/timme (som jämförelse är en typisk medicinsk röntgenprocedur 10 till 100 millirem). Ingen förorening av miljön identifierades av undersökningarna natten till den 3 april. Strålningsnivåerna i och utanför reaktoranläggningen minskade under de följande timmarna; personal gjorde sina första återinträde i anläggningen under de tidiga morgontimmarna måndagen den 4 april 1960.
Atomenergikommissionens utredning
AEC inledde en utredning av olyckan när skadans omfattning blev känd. Medlemmar av AEC-personalen höll ett möte med Westinghouse på Waltz Mill-platsen den 22 april 1960. I ett memo den 27 april var AEC Inspection Specialist VA Walker mycket kritisk mot Westinghouse och reaktorledningen och personalen. Walker kritiserade specifikt bristen på uppriktighet hos Westinghouse-personal under utredningsmötet. Han fann också att de skriftliga testinstruktionerna och reaktordriftsprocedurerna inte var detaljerade med avseende på åtgärder som skulle vidtas om onormala förhållanden påträffades under testet, såsom det oväntade reaktoreffektfallet. Walker avslutade sitt memo med sammanfattningen: "I allmänhet tror jag att WTR inte är välskött och att den aggressivitet de har uppvisat i utvecklingen av reaktorteknologi har varit felriktad. Det senare tillståndet kan delvis tillskrivas de tester som har genomförts. utförs på annat håll."
Den 27 maj 1960 utfärdade AEC den trettonsidiga rapporten CF-169 angående olyckan. Rapporten ger en detaljerad redogörelse för händelserna vid olyckan. Noterbart drar rapporten slutsatsen att alla strålningsvärden som registrerats av Westinghouse-personalen omedelbart efter olyckan, inklusive en observation på 200 millirem/timme vid anläggningens port runt kl. 21.00, var direkt gammastrålning från den förhöjda tanken, som innehöll frigjorda klyvningsprodukter. Doshastigheten på två meter från huvudtankens rörstrålningsmonitor (monitorn var på marknivå, långt under den förhöjda tanken) var 5000 millirem/timme. Radioaktiva klyvningsproduktgaser Xenon -133-135, Argon -41 och Krypton -85 släpptes ut genom den 250 fot höga avgasstapeln som betjänade anläggningen. Denna rapport upprepade att ingen förorening hittades utanför anläggningens strukturer och utrustning. Rapporten gav ingen definitiv orsak till olyckan samtidigt som man noterade lokala lågflödesstörningar för kylvätskan förbi bränsleelementet, skräp som blockerade flödet förbi bränsleelementet och ett antal tillverkningsdefekter för bränsleelementet (t.ex. aluminiumbeklädnad till uranbindning) ses som de mest sannolika orsakerna av Westinghouses utredningsgrupp. Den slutliga Westinghouse-rapporten som utfärdades den 7 juli 1960 drog slutsatsen att den omedelbara orsaken till olyckan inte kunde fastställas slutgiltigt, men att en redan existerande defekt i det aktuella bränsleelementet var den mest sannolika orsaken.
Efterföljande rapporter och korrespondens diskuterade olyckans inverkan på framtida reaktorinneslutningskonstruktionsöverväganden. TR-2 konstruerades med ett ångskal eller inneslutning för att förhindra fissionsprodukter från att fly till miljön under en olycka. Utformningen och driften av ventilationssystemet som betjänar olika processvattentankar gjorde det dock möjligt för fissionsgaser att strömma ut till miljön och kringgå inneslutningsbarriären via anläggningskomponenter, en så kallad "containment bypass"-händelse.
1960 återhämtning och sanering av olyckor
Ett bränsleelement smälte i två delar och flera tum saknades helt jämfört med höjden före olyckan. Den 18 april 1960 hade den övre delen av det smälta bränsleelementet avlägsnats från reaktorn, den nedre delen av bränslepatronen och skräp fanns kvar. Den smälta bränslepatronen sågades ut ur reaktorkärlet från 21 april till 25 april. Cirkulation av reaktorns kylvätskeslingor under och efter olyckan fördelade härdskräp i hela systemet och krävde mycket manuellt arbete för att avlägsna skräpet, utöver användningen av filter och jonbytare.
TR-2 förblev avstängd i åtta månader för att städa upp anläggningen och reparera och tanka reaktorn. Arbetet för saneringen bestod till stor del av Westinghouse-anställda och lokala arbetslösa kolgruvarbetare. Rengöring utfördes med vanlig industriell skyddsutrustning med hushållsrengöring och sanitetsprodukter. Inga skador eller sjukdomar orsakade av olyckan eller saneringen.
Två miljoner liter förorenat vatten genererades under olyckan och saneringen. Förorenat vatten pumpades från reaktorn till tre fodrade retentionsbassänger/laguner via en rörledning. Läckor utvecklades i lagunerna, ett tillstånd som så småningom ledde till detekterbar 90 Sr i grundvatten plus förorenad jord.
Olyckan och saneringen genererade inte mycket offentlig reaktion eller mediebevakning vid den tiden. Philadelphia Inquirer i staten hade bara en bulletin i två stycken från United Press International .
Nuvarande webbplats
De tidigare anläggningarna togs bort och äldre föroreningar från rutindriften av reaktorn och olyckan 1960 åtgärdades till belåtenhet för Pennsylvania Bureau of Radiation Protection i juli 2013.
Nuclear Regulatory Commission avslutade driftlicensen för anläggningen för TR-2-anläggningen den 19 september 2008; TR-2 ingick i NRC Docket 050-00022 och NRC Docket 070-00698.
Vidare läsning
Westinghouse Rapport WTR-49, Rapport om WTR Fuel Element Failure den 3 april 1960.
Se även
Anteckningar
- ^ a b c Westinghouse Electric Company (vals mal); https://www.nrc.gov/info-finder/decommissioning/complex/westinghouse-electric-company-waltz-mill.html
- ^ a b c d e f g Hopey, Don. "Het" kärnreaktortank på väg i Westmoreland. 15 maj 2000. Pittsburgh Post-Gazette. https://old.post-gazette.com/healthscience/20000515nuke3.asp
- ^ a b Tillägg nr. 1 till licens nr. TR-2. 8 januari 1960. NRC ADAMS accessionsnummer ML021780188.
- ^ a b Westinghouse Electric, utfärdande av licens nr. TR-2 med bifogat meddelande om utfrågning... och gottgörelseavtal. 25 juni 1959. NRC ADAMS accessionsnummer ML021780168.
- ^ a b c d Brevsändande rapport WTR-49, rapport om WTR-bränsleelementfel den 3 april 1960. 11 juli 1960. NRC ADAMS anslutningsnummer ML021780374.
- ^ a b c Tardiff, A. Nelson. "Några aspekter av WTR- och SL-1-olyckorna." IAEA symposium om reaktorsäkerhet. 14–18 maj 1962. https://www.osti.gov/servlets/purl/4828615
- ^ a b c Rev 0 till "Westinghouse Test Reactor TR-2 Final Decommissioning Plan. 25 juli 1997. NRC ADAMS anslutningsnummer ML20151K610
- ^ a b Brev Re: Utredning av strålningsincident på Westinghouse. 31 maj 1960. NRC ADAMS accessionsnummer ML021780258
- ^ Brev sändande rapport WTR-51, ändring av ventilationssystem. 8 juli 1960. NRC ADAMS accessionsnummer ML021780296
- ^ a b Pennsylvania byrå av strålningsskydd; Miljöstrålning i Pennsylvania; Årsredovisning 2013. http://www.depgreenport.state.pa.us/elibrary/PDFprovider.ashx?action=PDFStream&docID=6340&chksum=&revision=0&docName=2013+ENVIRONMENTAL+RADIATION+IN+PENNSYLVANIA+ÅRLIG+REPORT&native=PrompFalst1Saveer&native=PrompFalst1Saveer&native=PrompFalst1Saveer&native=PrompFalst1Saveer&native=mp3Falst1Saveer&9 Läge= 2&överlägg=0
- ^ a b Federal Register Notice 73 FR 55545. https://www.federalregister.gov/documents/2008/09/25/E8-22533/notice-of-license-termination-cbs-test-reactor-located-at- vals-kvarn-site-madison-pa
- ^ Hoover, H L. SM-2 REAKTORKÄRNAN OCH FARTYG GRANSKA RAPPORTEN FÖR PERIOD 15 DECEMBER 1959 TILL 18 MARS 1960. USA: N. p., 1960. Webb. doi:10.2172/4161742.
- ^ Kilp, GR, och Mitchell, P. V. STRÅLNINGSEFFEKTER PÅ TERMOELEKTRISKA MATERIAL. USA: N. p., 1961. Webb. doi:10.2172/4790249.
- ^ Thomas O'Toole; Joanne Omang; Washington Post Staff Writers (1979-04-13). "Kärnkraftsolycka förvirrade initialt NRC" . Washington Post . Washington, DC ISSN 0190-8286 . OCLC 1330888409 .
- ^ Minh Ha-Duong, V. Journé. Beräkna sannolikheter för kärnkraftsolyckor från empiriska frekvenser. Environment Systems and Decisions, Springer, 2014, 34 (2), s.249-258. ff10.1007/s10669-014-9499-0ff. ffhal-01018478v2
- ^ a b Rapportera CF-169 om undersökning av strålningsincident i Westinghouse av John Sears & Marvin Mann. 27 maj 1960. NRC ADAMS accessionsnummer ML021830506
- ^ a b c Brev Re: Rapport om frisläppande av radioaktivitet (incident). 4 april 1960. NRC ADAMS accessionsnummer ML021780208
- ^ Diskuterar initial undersökning av Westinghouses testreaktor. Enligt AEC:s åsikt utförs CMA:s lossning och sanering på ett tillfredsställande sätt utan spridning av kontaminering och ingen överexponering för personal. 15 april 1960. NRC ADAMS accessionsnummer ML20216F389
- ^ Hur mycket utsätter ett avbildningstest en person för strålning? American Cancer Society. https://www.cancer.org/treatment/understanding-your-diagnosis/tests/understanding-radiation-risk-from-imaging-tests.html
- ^ Memo Re: Personliga intryck av WTR-incidentutredningen. 27 april 1960. NRC ADAMS Accessionsnummer ML021780235.
- ^ Memo Re: Strålningsincident på Westinghouse som testar reaktorn. 18 april 1960. NRC ADAMS accessionsnummer ML021780232
- ^ a b Hopey, Don. "Kärnkraftsolyckan fick lite uppmärksamhet från media. Pittsburgh Post-Gazette. https://www.newspapers.com/clip/19532336/pittsburgh-post-gazette/
- ^ Memo angående: Westinghouse testande reaktorrapport om incidenten den 3 april 1960. NRC ADAMS anslutningsnummer ML021780214
- ^ R. Smith Ltr. RE: Uppsägning av TR-2-licensen och beviljande av ett undantag från 10 CFR 50.82(b)(6)(ii), Docket No. 50-022 (TAC No. J60621). NRC ADAMS åtkomstnummer ML081330398.