KS 150 - KS 150

KS 150 , moderatör (GCHWR) nükleer reaktör tasarımı olarak Ağır Suyu kullanan bir Gaz Soğutmalı Reaktördür . Tek bir örnek olan A-1 , Çekoslovakya , Jaslovské Bohunice'deki Bohunice Nükleer Santrali'nde inşa edildi . Santral bir dizi kaza geçirdi, en kötüsü 22 Şubat 1977'de INES -4 olarak derecelendirilen bir kazaydı . Tesis, 1979'dan beri hizmet dışı bırakılıyor.

Tarih

Çekoslovakya'da bir nükleer enerji santrali kurma kararı 1956'da alındı. Jaslovské Bohunice'de (batı Slovakya ) A-1 inşaatı 1958'de başladı ve beklenmedik bir 16 yıl sürdü. A-1, 24 Ekim 1972'de görevlendirildi.

KS 150 reaktörü, SSCB ile birlikte tasarlanan ve Škoda Works tarafından inşa edilen tamamen Çekoslovakya'da inşa edildi . Tasarımın bir avantajı, bir CANDU reaktörüne benzer şekilde, Çekoslovakya'da çıkarılmış zenginleştirilmemiş uranyum kullanabilmesiydi .

Deneysel tasarımı nedeniyle, santral 30'dan fazla plansız kapanmaya neden olan kazalar yaşadı. 5 Ocak 1976'da soğutucu olarak kullanılan karbondioksit sızıntısı nedeniyle iki işçi öldürüldü . Yakıt ikmali sırasında 'teknik' (mekanik?) Bir arıza meydana geldi ve reaktörden reaktörün holüne yeni bir yakıt grubu fırlatıldı. 1977'deki en ciddi kaza (aşağıya bakınız) INES -4 olarak derecelendirilmiştir . Hasar büyük bir yatırımla onarılabilirdi, ancak 17 Mayıs 1979'da hükümet, yüksek maliyetler, düşük performans ve kazalardan memnun kalmadan tesisi kapatmaya karar verdi. İkinci reaktör bloğu A-2'yi inşa etme planları iptal edildi.

Kazalar, halk arasında çılgın hikayeler dolaşmasına rağmen gizli tutuldu.

A1 Nükleer Santrali toplamda 19.261 saat faaliyette idi, 1.464 GWh üretti ve şebekeye 916 GWh sağladı. Ulaşılan maksimum çıkış 127 MW idi.

Tesisin hizmetten çıkarılması, dekontaminasyonu ve sökülmesi halen devam ediyor ve 2033 yılında tamamlanması bekleniyor.

Teknik detaylar

KS 150, çalışma sırasında yakıt ikmali yapabilen, ağır su kontrollü, gaz soğutmalı bir reaktördür (HWGCR).

Her biri magnezyum ve berilyum bileşiği ile kaplanmış yetmiş metal uranyum tel, bir yakıt çubuğu oluşturmak için bir araya toplanmıştır .

Reaktörün basınç kabı, çapı 5.1 m ve yüksekliği 20 m olan silindir şeklinde 15 cm karbon çeliğinden yapılmıştır. Basınçlı kap içinde (aktif bölgede) ağır su moderatörü için silindirik alüminyum-magnezyum-silikon alaşımından bir kap bulunur.

Yakıt kanalları dikeydir ve her biri dolaşan karbondioksit ile soğutulmuş tek bir yakıt çubuğu içerir . Çekirdek, çalışma sırasında yakıt ikmaline izin vermek için basınçlı bir kap içindedir. Ağır su moderatörü ayrı bir devrede soğutulur.

Birincil soğutucu olarak kullanılan Karbondioksit gazı, yakıt çubuklarının etrafında akıtılır. Çubuklarla ısıtıldıktan sonra altı buhar jeneratörüne bağlanır . Ortaya çıkan buhar, üç türbojeneratöre güç sağlar .

  • Yakıt: zenginleştirilmemiş metal uranyum, reaktörde 23,1 ton.
  • Çekirdek: çap 3,56 m, yükseklik 4 m.
  • Reaktörden çıkışta soğutucu gaz: basınç 5,4 MPa (~ 54 atm), sıcaklık 426 ° C.
  • Dönüşüm verimliliği:% 18,5.
  • Orta derecede ağır su: sıcaklık 65 ° C (Maks / çıkış 90 ° C)
  • Kapasite: 143 MWe.

1977 kazası

22 Şubat 1977'de bir yakıt değişimi sırasında, insan hataları ve tasarım sorunlarının bir araya gelmesi, Çekoslovak tarihindeki en kötü nükleer kazaya neden oldu. Reaktör standart bir prosedürde aktifken bazı yakıt çubukları değiştiriliyordu. Ancak bu durumda, çubukları kaplayan nem emiciler çıkarılmadı ve yakıtın yerel olarak aşırı ısınmasına neden oldu (ısının soğutucu gazına iletimi azaldığından). Aktif bölge hasar gördü, soğutucuyla ağır su temas etti ve hem birincil hem de ikincil devreler kirlendi.

Kaza, Uluslararası Nükleer Olay Ölçeğinde seviye 4 olarak derecelendirildi (buna kıyasla, Three Mile Adası kazası seviye 5 olarak derecelendirildi).

Ağır su moderatörlü karbondioksit soğutmalı 100 MW (e) güç reaktöründeki yakıt elemanlarının% 25'i operatör hatası nedeniyle hasar gördü. Operatörler , hasarlı bir paketten yeni bir yakıt elemanına düşen silika jel peletlerini çıkarmada başarısız oldu (yakıt elemanının içini kontrol etmek için mevcut bir prosedür yoktu, bu nedenle sadece üstten peletler çıkarıldı). Silika jel paketleri, depolama ve nakliye sırasında kullanılmayan yakıtı kuru tutmak için kullanıldı. Silika jel topakları, soğutucunun akışını bloke ederek yakıtın ve onu tutan basınç kanalının aşırı ısınmasına neden oldu. Reaktörün yakıt elemanlarının bulunduğu kısmına (gaz devresi) sızan ağır suyun aşırı ısınması sonucu, yakıt kaplaması korozyona uğramış ve birincil soğutma devresine (CO 2 gazı) önemli miktarda radyoaktivite sızmıştır. ). Buhar kazanlarındaki sızıntılar nedeniyle (bir MAGNOX veya AGR tesisine benzer temel tasarım ) ikincil devrenin bazı kısımları kirlendi.

Referanslar

  1. ^ a b c "Tarih" . 2011-10-03 tarihinde orjinalinden arşivlendi .
  2. ^ "Первая чехословацкая атомная электростанция тяжеловодным реактором КС-150 (разработка ve конструкция)" .
  3. ^ "Hizmetten Çıkarma Projesi" . 2011-10-03 tarihinde orjinalinden arşivlendi . Erişim tarihi: 2020-02-11 .
  4. ^ "Teknoloji" . 2011-10-03 tarihinde orjinalinden arşivlendi . Erişim tarihi: 2020-02-11 .
  5. ^ Sayfa 300, Radyoaktivite, İyonlaştırıcı Radyasyon ve Nükleer Enerji, Jiŕí Hála ve James D. Navratil, Yayınlayan Konvoj (Brno) 2003, ISBN   80-7302-053-X

Dış bağlantılar