КС 150

KS 150 — это с газовым охлаждением, использующий тяжелую воду в качестве замедлителя (GCHWR) реактор . Единственный экземпляр, А-1 , был построен на АЭС Богунице в Ясловских Богунице , Чехословакия . На электростанции произошел ряд аварий, самой серьезной из которых стала авария 22 февраля 1977 года с рейтингом INES -4. С 1979 года завод находится в стадии вывода из эксплуатации.

История

Решение о строительстве АЭС в Чехословакии было принято в 1956 году. Строительство А-1 в Ясловских Богунице (западная Словакия ) началось в 1958 году и заняло неожиданные 16 лет. А-1 вступил в строй 24 октября 1972 года. ^[1]

Реактор KS 150 был полностью построен в Чехословакии, спроектирован совместно с СССР , построен компанией Škoda Works . ^[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 незапланированных остановок. 5 января 1976 года двое рабочих погибли из-за утечки углекислого газа , который использовался в качестве охлаждающей жидкости. При перегрузке произошел «технический» (механический?) отказ, и из реактора в реакторный зал вылетела свежая тепловыделяющая сборка. ^[1]Самая серьезная авария 1977 года (см. Ниже) получила рейтинг INES -4. Ущерб можно было устранить с помощью крупных инвестиций, но 17 мая 1979 года правительство, недовольное высокими затратами, низкой производительностью и авариями, решило вывести станцию из эксплуатации. Планы строительства второго реакторного блока А-2 были отменены.

Аварии держались в секрете, хотя среди общественности ходили дикие истории.

Атомная электростанция А1 проработала в общей сложности 19 261 час, выработала 1 464 ГВтч и отдала 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 детали

KS 150 — это тяжеловодный реактор с газовым охлаждением (HWGCR), способный дозаправляться топливом во время работы.

Семьдесят металлических урановых проволок, каждая из которых покрыта соединением магния и бериллия , связаны вместе, образуя топливный стержень .

Корпус реактора выполнен из углеродистой стали толщиной 15 см и имеет цилиндрическую форму диаметром 5,1 м и высотой 20 м. Внутри корпуса (в активной зоне) расположен цилиндрический сосуд из алюминиево-магний-кремниевого сплава для тяжеловодного замедлителя. ^[4]

Топливные каналы расположены вертикально, каждый содержит один топливный стержень, охлаждаемый циркулирующим углекислым газом . Активная зона находится в резервуаре под давлением, что позволяет осуществлять дозаправку во время работы. Тяжеловодный замедлитель охлаждается в отдельном контуре.

Углекислый газ, используемый в качестве основного теплоносителя, обтекает топливные стержни. После нагрева стержнями он подается по трубопроводам к шести парогенераторам . Полученный пар приводит в действие три турбогенератора .

Топливо: необогащенный металлический уран, в реакторе 23,1 тонны.
Ядро: диаметр 3,56 м, высота 4 м.
Газ-хладагент на выходе из реактора: давление 5,4 МПа (~54 атм), температура 426 °С.
Эффективность преобразования: 18,5%.
Замедление тяжелой воды: температура 65°С (Макс/выход 90°С)
Мощность: 143 МВт.

авария 1977 года

22 февраля 1977 года во время замены топлива сочетание человеческих ошибок и конструктивных проблем привело к самой страшной ядерной аварии в истории Чехословакии. Некоторые топливные стержни заменялись во время работы реактора по стандартной процедуре. Однако в этом случае поглотители влаги, закрывающие стержни, не были удалены, что привело к локальному перегреву топлива (поскольку снизилась передача тепла газу-хладагенту). Активная зона была повреждена, тяжелая вода попала в теплоноситель, были загрязнены как первый, так и второй контуры.

Аварии был присвоен 4-й уровень по Международной шкале ядерных событий (для сравнения, авария на Три-Майл-Айленде получила 5-й уровень).

25% топливных элементов углекислым энергетического реактора мощностью 100 МВт (эл.) с тяжеловодным газом были повреждены из-за ошибки оператора. Операторам не удалось извлечь из поврежденной упаковки попавшие в новый твэл таблетки силикагеля (процедуры проверки внутренней части твэла не было, поэтому удалялись только таблетки сверху). Пакеты с силикагелем использовались для сохранения неиспользованного топлива сухим во время хранения и транспортировки. Таблетки силикагеля заблокировали поток охлаждающей жидкости, что привело к перегреву топлива и удерживающего его напорного канала. В результате перегрева тяжелая вода попала в ту часть реактора (газовый контур), где размещены твэлы, оболочка твэла подверглась коррозии и значительное количество радиоактивности попало в первый контур охлаждения ( _{CO 2} газ ). Из-за утечек в паровых котлах (аналогично базовой конструкции установок MAGNOX или AGR ) некоторые части вторичного контура оказались загрязнены. ^[5]

Ссылки

^ Перейти обратно: ^а ^б ^с «История» . Архивировано из оригинала 3 октября 2011 г.
^ "Атомная энергия. Том 36, вып. 2. – 1974 – Электронная библиотека «История Росатома»" . elib.biblioatom.ru .
^ «Проект вывода из эксплуатации» . Архивировано из оригинала 3 октября 2011 г. Проверено 11 февраля 2020 г.
^ «Технология» . Архивировано из оригинала 3 октября 2011 г. Проверено 11 февраля 2020 г.
^ Радиоактивность, ионизирующее излучение и ядерная энергия , Иржи Хала и Джеймс Д. Навратил, Опубликовано Konvoj (Брно), 2003 г., ISBN 807302053X , с. 300

Внешние ссылки

История АЭС А1 на словацком языке
Подробная схема АЭС А-1 (на основе 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 из эксплуатации реактора (подробный отчет, PDF)

[VH-1] Перейти обратно: ^а ^б ^с «История» . Архивировано из оригинала 3 октября 2011 г.

[2] "Атомная энергия. Том 36, вып. 2. – 1974 – Электронная библиотека «История Росатома»" . elib.biblioatom.ru .

[3] «Проект вывода из эксплуатации» . Архивировано из оригинала 3 октября 2011 г. Проверено 11 февраля 2020 г.

[4] «Технология» . Архивировано из оригинала 3 октября 2011 г. Проверено 11 февраля 2020 г.

[5] Радиоактивность, ионизирующее излучение и ядерная энергия , Иржи Хала и Джеймс Д. Навратил, Опубликовано Konvoj (Брно), 2003 г., ISBN 807302053X , с. 300

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]