Войти
Атомная генерирующая станция Халлама Халламская атомная электростанция (HNPF) в Небраске представляла собой атомную электростанцию с натриевым теплоносителем и графитовым замедлителем мощностью 75 МВт, построенную Atomics International и эксплуатируемую в Небраске. 84>
Полная мощность была достигнута в июле 1963 года. 27 сентября 1964 года установка была остановлена для решения проблем с реактором. В мае 1966 года Общественный энергетический округ потребителей отклонил свой вариант покупки объекта у Комиссии по атомной энергии (AEC). В ответ на это AEC объявила о своем плане вывести объект из эксплуатации в июне 1966 года. Объект проработал 6 271 час и произвел 192 458 000 кВт-ч электроэнергии.
Он был расположен недалеко от Халлам, примерно в 25 милях к юго-западу от Линкольн.
The Hallam Конструкция ядерного реактора Конструкция реактора с графитовым замедлителем (SGR) с натриевым теплоносителем (демонстрацией которого была HNFP) была нацелена на экономичную коммерческую ядерную энергетику. жидкометаллический хладагент позволял работать при температурах, достаточно высоких для создания условий пара, идентичных тем, которые используются на электростанциях на ископаемом топливе, повышая эффективность преобразования энергии и используя товарных паровые турбины. Это также позволяет работать при низком давлении. Графит замедлитель позволил работать с низкообогащенным ядерным топливом, а также потенциально использовать ториевый топливный цикл. Ожидалось, что эти преимущества позволят преодолеть дополнительные сложности, связанные с использованием химически реактивного теплоносителя.
Первоначально реактор был заправлен топливом из молибденового сплава с обогащением 3,6% урана-10 с оболочкой из нержавеющей стали . Графитовый замедлитель был покрыт шестиугольниками из нержавеющей стали с зубцами на каждом углу, чтобы освободить место для технологических трубок, которые содержали топливные кластеры и управляющие стержни. Три натриевых контура теплопередачи (каждый с радиоактивным первичным контуром и нерадиоактивным вторичным контуром) передавали тепло трем парогенераторам. Пар подается в общий коллектор на единственный турбогенератор. Температура первичного горячего участка составляла 945 ° F, а температура вторичного горячего участка составляла 895 ° F.
Карбид урана был выбран для второй активной зоны с обогащением 4,9%.
Частичная сборка элементов замедлителя в активной емкости 
Решетчатая пластина с замедлителем 141 может быть размещена заранее для обеспечения безопасности опор на решетчатой плите 
Корпус реактора Тип 304 SS, наблюдаемый во время рентгенографии окончательных сварных швов, показывает опорные площадки и шпоночные пазы на дне сосуда. Халлам был предложен в марте 1955 года в ответ на первый раунд приглашений, поступивших от Программы демонстрационных реакторов Комиссии по атомной энергии. В нем использовалась технология, разрабатываемая в меньшем Sodium Reactor Experiment (SRE), также построенном Atomics International. Уроки SRE, примененные к HNPF, включают:
Поскольку HNPF был более чем в десять раз больше, чем SRE, для получения окончательных проектных данных была проведена программа разработки и испытаний компонентов. Были испытаны все основные компоненты, включая топливо, регулирующие стержни, контрольно-измерительные приборы, насосы и клапаны. Машина для перекачки топлива была собрана и испытана. Масштабная модель парогенератора была испытана в натриевой петле вместе с сопутствующим оборудованием и приборами.
В 1960 году была проведена официальная программа обучения операторов, состоящая из трех занятий. Первую тренировку за шесть месяцев посетили 30 человек. Каждый человек прошел около 900 часов обучения.
Строительство началось 1 апреля 1959 года. Пиковая занятость во время строительства достигла 270 человек в марте 1961 года, и для завершения строительства потребовалось 107 600 человеко-дней. Предусматривались различные препятствия при сборке конструкции, и были закуплены подробные масштабные модели. Проблемы с рабочей силой привели к потере 1750 человеко-дней. Строительство всего объекта было завершено 30 ноября 1961 года, на 4 месяца позже первоначально запланированной даты завершения.
Первоначальная критичность была достигнута в январе 1962 года, а через шесть месяцев - критичность во влажном состоянии. Трудности, возникшие во время эксплуатации и потребовавшие остановки и устранения неисправностей, включали протечки в гильзах регулирующих стержней, заклинивание вторичных натриевых насосов, протечку контрольно-измерительных приборов парогенератора и фланцев трубопроводов, трудности с регулировкой отверстий потока топливного канала, а также отказ первичных и вторичных дроссельных заслонок натрия.
Самой серьезной проблемой были разрывы элементов модератора. В феврале 1964 г. произошел разрыв семи элементов. Разрывы и последующее поглощение натрия графитом уменьшили поток тепловых нейтронов в активной зоне и вызвали снижение локальной мощности. Вздулись и элементы замедлителя, уменьшив теплоноситель и рабочее пространство. Исследование показало, что разрушение было вызвано разрушением под напряжением с низкой пластичностью, которое привело к трещине длиной один дюйм примерно на три дюйма ниже вершины каждого элемента.
Чонси Старр, президент Atomics International, показал, что они определили и заявили, что исправили проблему с помощью модератора. Он предложил ремонтные работы, включающие прикрепление трубок к каждому баллону с замедлителем в закрытом газовом пространстве, что обойдется в 1,8 миллиона долларов и займет 6-9 месяцев. Тем не менее, AEC под руководством Милтона Шоу решила расторгнуть свой контракт с коммунальным предприятием. Потребители, в свою очередь, предпочли не покупать завод, и вместо этого он был выведен из эксплуатации с заделанными бетоном ядерными компонентами.
Единственный реактор электростанции мощностью 75 МВт e работал с 1963 года по 27 сентября 1964 года. Вывод из эксплуатации был завершен в 1969 году.
В настоящее время на объекте находится ископаемое топливо. завод, Электростанция Шелдон. Объект контролируется из 17 мониторинговых скважин, и ни в одном образце не было обнаружено радиоактивности выше фонового уровня.
Энергетический портал 
Портал ядерных технологий Координаты : 40 ° 33'33,30 ″ N 96 ° 47'04,96 ″ W / 40,5592500 ° N 96,7847111 ° W / 40,5592500; -96.7847111
