KS 150 es un reactor refrigerado por gas que utiliza agua pesada como moderador (GCHWR) del diseño del reactor nuclear . Un solo ejemplo, A-1 , se construyó en la central nuclear de Bohunice en Jaslovské Bohunice , Checoslovaquia . La central sufrió una serie de accidentes, siendo el peor un accidente el 22 de febrero de 1977 con calificación INES -4. Desde 1979, la planta se encuentra en proceso de desmantelamiento.
Historia
La decisión de construir una central nuclear en Checoslovaquia se tomó en 1956. La construcción de la A-1 en Jaslovské Bohunice ( Eslovaquia occidental ) comenzó en 1958 y tomó 16 años inesperados. A-1 fue encargado el 24 de octubre de 1972. [1]
El reactor KS 150 fue construido íntegramente en Checoslovaquia, diseñado junto con la URSS , construido por Škoda Works . [2] Una ventaja del diseño fue su capacidad para utilizar uranio no enriquecido extraído en Checoslovaquia, similar a un reactor CANDU .
Debido a su diseño experimental, la planta de energía sufrió accidentes que resultaron en más de 30 paradas no planificadas. El 5 de enero de 1976 dos trabajadores murieron debido a una fuga de dióxido de carbono , que se utilizó como refrigerante. Se produjo una falla "técnica" (¿mecánica?) Durante el reabastecimiento de combustible y se disparó un conjunto de combustible nuevo del reactor a la sala del reactor. [1] El accidente más grave de 1977 (ver más abajo) fue calificado por INES -4. El daño podría haberse reparado con una gran inversión, pero el 17 de mayo de 1979 el gobierno, descontento con los altos costos, el bajo rendimiento y los accidentes, decidió desmantelar la planta. Los planes para construir el segundo bloque del reactor A-2 fueron cancelados.
Los accidentes se mantuvieron en secreto, aunque circularon historias salvajes entre el público.
La Central Nuclear A1 estuvo en operación durante 19.261 horas en total, generó 1.464 GWh y suministró 916 GWh a la red. La potencia máxima alcanzada fue de 127 MW. [1]
El desmantelamiento, descontaminación y desmantelamiento de la planta aún continúa y se espera que esté terminado en 2033. [3]
Detalles técnicos
El KS 150 es un reactor refrigerado por gas (HWGCR), moderado por agua pesada, capaz de repostar durante el funcionamiento.
Setenta alambres de uranio metálico, cada uno revestido con un compuesto de magnesio y berilio , se agrupan para formar una barra de combustible .
La vasija de presión del reactor es de acero al carbono de 15 cm de forma cilíndrica con un diámetro de 5,1 my una altura de 20 m. Dentro del recipiente a presión (en la zona activa) hay un recipiente cilíndrico de aleación de aluminio, magnesio y silicio para el moderador de agua pesada. [4]
Los canales de combustible son verticales, cada uno de los cuales contiene una sola barra de combustible enfriada con dióxido de carbono circulante . El núcleo está en un recipiente presurizado para permitir el reabastecimiento de combustible durante la operación. El moderador de agua pesada se enfría en un circuito separado.
El gas de dióxido de carbono utilizado como refrigerante primario fluye alrededor de las barras de combustible. Después de ser calentado por las varillas, se conecta a seis generadores de vapor . El vapor resultante alimenta tres turbogeneradores .
- Combustible: uranio metálico no enriquecido, 23,1 toneladas en el reactor.
- Núcleo: 3,56 m de diámetro, 4 m de altura.
- Gas refrigerante a la salida del reactor: presión 5,4 MPa (~ 54 atm), temperatura 426 ° C.
- Eficiencia de conversión: 18,5%.
- Moderación del agua pesada: temperatura 65 ° C (Max / salida 90 ° C)
- Capacidad: 143 MWe.
Accidente de 1977
El 22 de febrero de 1977, durante un cambio de combustible, una combinación de errores humanos y problemas de diseño causó el peor accidente nuclear en la historia de Checoslovaquia. Algunas barras de combustible fueron reemplazadas mientras el reactor estaba activo en un procedimiento estándar. En este caso, sin embargo, no se eliminaron los absorbentes de humedad que cubrían las varillas, lo que provocó un sobrecalentamiento local del combustible (ya que se redujo la transmisión de calor al gas refrigerante). La zona activa resultó dañada, el agua pesada entró en contacto con el refrigerante y se contaminaron tanto el circuito primario como el secundario.
El accidente fue calificado como de nivel 4 en la Escala Internacional de Eventos Nucleares (en comparación, el accidente de Three Mile Island fue calificado como de nivel 5).
El 25% de los elementos combustibles en un reactor de potencia de 100 MW (e) moderado con agua pesada y refrigerado con dióxido de carbono se dañaron debido a un error del operador. Los operadores no eliminaron los gránulos de gel de sílice que habían caído en un nuevo elemento combustible de un paquete dañado (no había ningún procedimiento disponible para verificar el interior del elemento combustible, por lo tanto, solo se eliminaron los gránulos de la parte superior). Los paquetes de gel de sílice se utilizaron para mantener seco el combustible no utilizado durante el almacenamiento y transporte. Los gránulos de gel de sílice bloquearon el flujo del refrigerante, lo que provocó un sobrecalentamiento del combustible y del canal de presión que lo contenía. Como resultado del sobrecalentamiento del agua pesada que se filtró en la parte del reactor (el circuito de gas) donde se alojan los elementos combustibles, la vaina del combustible estuvo sujeta a corrosión y una cantidad considerable de radiactividad se filtró al circuito de enfriamiento primario ( gas CO 2 ). A través de fugas en las calderas de vapor (diseño básico similar a una planta MAGNOX o AGR ) algunas partes del circuito secundario se contaminaron. [5]
Referencias
- ^ a b c "Historia" . Archivado desde el original el 3 de octubre de 2011.
- ^ "Первая чехословацкая атомная электростанция А-1 с тяжеловодным реактором КС-150 (разработка и и консим консим)" .
- ^ "Proyecto de desmantelamiento" . Archivado desde el original el 3 de octubre de 2011 . Consultado el 11 de febrero de 2020 .
- ^ "Tecnología" . Archivado desde el original el 3 de octubre de 2011 . Consultado el 11 de febrero de 2020 .
- ^ Página 300, Radiactividad, radiación ionizante y energía nuclear, Jiŕí Hála y James D. Navratil, publicado por Konvoj (Brno) 2003, ISBN 80-7302-053-X
enlaces externos
- Historia de la central nuclear A1 en eslovaco
- Esquemas detallados de la planta de energía nuclear A-1 (basado en Flash; para funcionar, es necesario permitir scripts inseguros)
- Esquemas detallados del reactor KS-150 (basado en Flash)
- Esquemas detallados del reactor KS-150 en eslovaco (basado en Flash; para funcionar, es necesario permitir scripts inseguros)
- Desmantelamiento del reactor (informe detallado, PDF)