КС 150 представляет собой реактор с газовым охлаждением с использованием тяжелой воды в качестве замедлителя (GCHWR) ядерный реактора конструкции. Единственный пример, A-1 , был построен на АЭС Богунице в Ясловске Богунице , Чехословакия . На электростанции произошел ряд аварий, самая серьезная из которых произошла 22 февраля 1977 года с рейтингом INES- 4. С 1979 года завод выводится из эксплуатации.
История
Решение о строительстве АЭС в Чехословакии было принято в 1956 году. Строительство А-1 в Ясловских Богуницах (западная Словакия ) началось в 1958 году и заняло неожиданные 16 лет. А-1 сдан в эксплуатацию 24 октября 1972 г. [1]
Реактор KS 150 был полностью построен в Чехословакии, спроектирован совместно с СССР , построен заводом Škoda . [2] Одним из преимуществ конструкции была возможность использовать необогащенный уран, добытый в Чехословакии, аналогично реактору CANDU .
Из-за экспериментальной конструкции электростанция пострадала от аварий, в результате которых произошло более 30 внеплановых остановов. 5 января 1976 года двое рабочих погибли из-за утечки углекислого газа , который использовался в качестве теплоносителя. Во время перегрузки произошел «технический» (механический?) Отказ, и свежая тепловыделяющая сборка вылетела из реактора в реакторный зал. [1] Самая серьезная авария 1977 года (см. Ниже) получила рейтинг INES -4. Повреждения можно было исправить с помощью крупных инвестиций, но 17 мая 1979 года правительство, недовольное высокими затратами, низкой производительностью и авариями, решило вывести завод из эксплуатации. Планы строительства второго реакторного блока А-2 были отменены.
Несчастные случаи держались в секрете, хотя среди общественности ходили дикие истории.
Атомная электростанция А1 проработала 19 261 час, выработала 1 464 ГВтч и поставила в сеть 916 ГВтч. Максимальная достигнутая мощность составила 127 МВт. [1]
Вывод из эксплуатации, дезактивация и демонтаж станции все еще продолжаются и, как ожидается, будут завершены в 2033 году [3].
Технические подробности
KS 150 - реактор с тяжеловодным замедлителем и газовым охлаждением (HWGCR), способный дозаправляться во время работы.
Семьдесят металлических урановых проволок, каждая из которых покрыта соединением магния и бериллия , объединены в жгуты и образуют топливный стержень .
Корпус реактора выполнен из углеродистой стали диаметром 15 см и имеет цилиндрическую форму диаметром 5,1 м и высотой 20 м. Внутри корпуса высокого давления (в активной зоне) находится цилиндрический резервуар из сплава алюминия, магния и кремния для тяжелого водного замедлителя. [4]
Топливные каналы вертикальные, в каждом по одному топливному стержню, охлаждаемому циркулирующим диоксидом углерода . Активная зона находится в сосуде под давлением, что позволяет производить дозаправку во время работы. Тяжеловодный замедлитель охлаждается в отдельном контуре.
Углекислый газ, используемый в качестве теплоносителя первого контура, обтекает топливные стержни. После нагрева стержнями он подводится к шести парогенераторам . Образующийся пар приводит в действие три турбогенератора .
- Топливо: необогащенный металлический уран, 23,1 т в реакторе.
- Сердечник: диаметр 3,56 м, высота 4 м.
- Охлаждающий газ на выходе из реактора: давление 5,4 МПа (~ 54 атм), температура 426 ° C.
- Эффективность преобразования: 18,5%.
- Смягчение тяжелой воды: температура 65 ° C (макс. / Выход 90 ° C)
- Мощность: 143 МВт.
1977 авария
22 февраля 1977 года во время замены топлива сочетание человеческих ошибок и проблем конструкции привело к самой ужасной ядерной аварии в истории Чехословакии. Некоторые топливные стержни заменялись, пока реактор работал по стандартной схеме. Однако в этом случае поглотители влаги, покрывающие стержни, не были удалены, что привело к локальному перегреву топлива (поскольку передача тепла охлаждающему газу была уменьшена). Активная зона была повреждена, тяжелая вода вступила в контакт с теплоносителем, и оба контура были загрязнены.
Авария была оценена как 4-й уровень по Международной шкале ядерных событий (для сравнения, авария на Три-Майл-Айленде получила 5-й уровень).
25% тепловыделяющих элементов энергетического реактора мощностью 100 МВт (эл.), Охлаждаемого тяжелым водным замедлителем, диоксидом углерода, были повреждены из-за ошибки оператора. Операторам не удалось извлечь из поврежденной упаковки таблетки силикагеля , упавшие в новый топливный элемент (не было возможности проверить внутреннюю часть топливного элемента, поэтому были удалены только таблетки сверху). Пакеты с силикагелем использовались для того, чтобы неиспользованное топливо оставалось сухим во время хранения и транспортировки. Гранулы силикагеля блокировали поток охлаждающей жидкости, что приводило к перегреву топлива и удерживающего его напорного канала. В результате перегрева тяжелая вода просочилась в ту часть реактора (газовый контур), где размещены тепловыделяющие элементы, оболочка твэлов подверглась коррозии, и значительное количество радиоактивности просочилось в первый контур охлаждения ( газ CO 2 ). Из-за утечек в паровых котлах (аналогичная базовая конструкция установки MAGNOX или AGR ) некоторые части вторичного контура оказались загрязненными. [5]
Рекомендации
- ^ a b c "История" . Архивировано из оригинала на 2011-10-03.
- ^ «Первая чехословацкая атомная электростанция А-1 с тяжеловодным реактором КС-150 (разработка и конструкция)» .
- ^ «Проект вывода из эксплуатации» . Архивировано из оригинала на 2011-10-03 . Проверено 11 февраля 2020 .
- ^ «Технологии» . Архивировано из оригинала на 2011-10-03 . Проверено 11 февраля 2020 .
- ^ Страница 300, Радиоактивность, ионизирующее излучение и ядерная энергия, Джини Хала и Джеймс Д. Навратил, опубликовано Konvoj (Брно) 2003, ISBN 80-7302-053-X
Внешние ссылки
- История атомной электростанции А1 на словацком языке
- Подробные схемы АЭС А-1 (на базе Flash; для запуска необходимо разрешить небезопасные скрипты)
- Подробная схема реактора КС-150 (Flash-based)
- Подробная схема реактора КС-150 на словацком языке (на основе Flash; для запуска необходимо разрешить небезопасные скрипты)
- Вывод реактора из эксплуатации (подробный отчет, PDF)