КС 150 - KS 150

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 Ясловске Богунице (западная Словакия ) началось в 1958 году и заняло неожиданные 16 лет. А-1 сдан в эксплуатацию 24 октября 1972 года.

Реактор KS 150 был полностью построен в Чехословакии, спроектирован совместно с СССР , построен на заводе Škoda . Одним из преимуществ конструкции была возможность использовать необогащенный уран, добываемый в Чехословакии, аналогично реактору CANDU .

Из-за экспериментальной конструкции на станции произошли аварии, 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. Самая серьезная авария 1977 года (см. Ниже) получила рейтинг INES -4. Повреждения можно было устранить 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 1464 ГВтч и поставила в сеть 916 ГВтч. Максимальная достигнутая мощность составила 127 МВт.

Вывод из эксплуатации, дезактивация и демонтаж завода все еще продолжаются и, как ожидается, будут завершены в 2033 году.

Технические подробности

KS 150 - это 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 вместе, чтобы сформировать топливный стержень .

Корпус высокого давления реактора изготовлен 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.

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.

Газообразный диоксид углерода, 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 во время работы реактора по стандартной процедуре. Однако в этом случае поглотители влаги, покрывающие стержни, не были удалены, что привело к локальному перегреву топлива (поскольку передача тепла охлаждающему газу была уменьшена). Была повреждена активная зона, тяжелая вода вступила в контакт с теплоносителем, и оба контура были загрязнены.

Авария была оценена как уровень 4 по Международной шкале ядерных событий (для сравнения, авария на Три-Майл-Айленде получила оценку 5 уровня).

25% тепловыделяющих элементов в энергетическом реакторе мощностью 100 МВт (эл.), Охлаждаемом 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. Гелевые гранулы кремнезема блокировали поток охлаждающей жидкости , что приводит к перегреву топлива и канал давления удерживая ее. 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.

Рекомендации

  1. ^ a b c "История" . Архивировано из оригинала на 2011-10-03.
  2. ^ "Первая чехословацкая атомная электростанция А-1 с тяжеловодным реактором КС-150 (разработка и конструкция)" .
  3. ^ «Проект вывода из эксплуатации» . Архивировано из оригинала на 2011-10-03 . Проверено 11 февраля 2020 .
  4. ^ «Технология» . Архивировано из оригинала на 2011-10-03 . Проверено 11 февраля 2020 .
  5. ^ 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