Obninsk kärnkraftverk

Från Wikipedia
Hoppa till: navigering, sök
Obninsk kärnkraftverk
Obninsk kärnkraftverk
Obninsk kärnkraftverk
Plats Obninsk
Land  Ryssland
Ägare Rosenergoatom
Drift 1 juni 1954
Togs i kommersiell drift 26 juni 1954
Stängdes 29 april 2002
Reaktorer
Stängda reaktorer 1 30 MWt/(6)5 MWe (br)net

Obninsk kärnkraftverk var ett kärnkraftverk i Ryssland, beläget i vetenskapsstaden Obninsk, 100 km sydväst om Moskva. Det byggdes av dåvarande Sovjetunionen och var världens första kommersiella kärnkraftverk.

Historik[redigera | redigera wikitext]

Byggnadsarbetena påbörjades i januari 1951 och reaktorn blev kritisk den 1 juni 1954. Den första uppkopplingen mot elnätet gjordes den 26 juni samma år. Under cirka 10 år var Obninsk den enda reaktorn för kärnkraft i Sovjetunionen. Kraftverket förblev aktivt till den 29 april 2002, då det slutligen togs ur drift.

Anläggningen[redigera | redigera wikitext]

Kärnteknisk del[redigera | redigera wikitext]

Reaktorn var en lättvattenkyld, grafitmodererad reaktor av kokartyp, en föregångare till RBMK[1]. Mängden neutronabsorberande konstruktionsmaterial hölls låg: I 151 hexagonalt anordnade kanaler i grafitmoderatorn (D 1,5m x H 1,7 m) satt 128 utbytbara bränsleelement bestående av grafitringar i vilka löpte fyra tunnväggiga (D9x0,4 mm) rostfria (CrNiTi1-18-9) rör för kylmediet. Direkt på dessa satt (5-6 %) låganrikade uranmetallringar uppträdda i direktkontakt med såväl rör som hölje (D14x0,2 mm). Dessa avgav värme huvudsakligen till det kokande kylmediet, medan varje bränsleelements centrala fallrör i direktkontakt mot väggar i nämnda grafitringar svarade för grafitmoderatorns kylning.

Utvärdering[redigera | redigera wikitext]

I samband med en relativt kortfattad rapport[2] som följde preliminära redovisningar i samband med de två första öppna atomenergikonferenserna rapporterades kring erfarenheterna av detta arrangemang: Vid full effekt låg grafittemperaturen vid ca 800 C och följde effekten i stort sett linjärt. Vid kokning av kylmediet tenderade bränsleelementen i några fall bli hydrauliskt instabila resulterande i otillräckligt flöde i något av de i varje element fyra parallellkopplade bränslerören, vilket då blev överhettat och havererade (såväl kapsling som kylvattenrör). Därvid svällde bränsleelementet som helhet och krävde därefter mycket stor kraft för att dras ur härden. Tack vare ett högt kylmedietryck (90-100 bar) och stabiliserande strypningar i inloppen till respektive bränslerör kunde dock ångbildning i bränslekanalerna i huvudsak medges. I redovisningen av erfarenheter från den praktiska driften uppges att inga besvärande stabilitetsproblem följde av detta.

Ångkraftenheten[redigera | redigera wikitext]

Turbinanläggningen bestod av en ångturbin som vid högsta reaktoreffekt (tidigast 3,5 - 4 h efter start av reaktorn) i en sekundär krets erhöll upp till 42 ton/h ånga av 12,5 atö / 260 C (helt nära bränsleelementens utloppstemperatur). Generatorn avgav då 6 MW, varav ca 5 MW kunde levereras ut på nätet[3]. Vid plötsliga lastbortfall kunde hela ångmängden dumpas i kondensorn varvid störningen ej behövde fortplanta sig in i reaktorkretsen.

Referenser[redigera | redigera wikitext]

  1. ^ B.A. Semenov, IAEA. ”Nuclear power in the Soviet Union”. http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull252/25204744759.pdf. Läst 5 mar 2011. 
  2. ^ N. A. Dollezhal et al. Operating Experience with the First Atomic Power Station in the USSR and Its Use under Boiling Conditions. Original Language: Russian. P/2183 USSR 
  3. ^ IAEA, I.S. Zhedulev, L.V. Konstantinov. ”Nuclear power in the USSR”. http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull222/22204763445.pdf. Läst 5 mar 2011. 

Se även[redigera | redigera wikitext]

Externa länkar[redigera | redigera wikitext]