El KS 150 es un reactor nuclear refrigerado por gas que utiliza agua pesada como moderador (GCHWR) . Un único ejemplo, el 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 ocurrido el 22 de febrero de 1977, con calificación INES -4. Desde 1979 la planta está en proceso de desmantelamiento.
La decisión de construir una central nuclear en Checoslovaquia se tomó en 1956. La construcción de la A-1 en Jaslovské Bohunice (oeste de Eslovaquia ) comenzó en 1958 y tardó inesperadamente 16 años. El A-1 entró en servicio 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 central sufrió accidentes que provocaron 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 utilizaba como refrigerante. Se produjo una falla "técnica" (¿mecánica?) durante el reabastecimiento de combustible y un conjunto combustible nuevo salió disparado del reactor hacia la sala del reactor. [1] El accidente más grave ocurrido en 1977 (ver más abajo) fue clasificado INES -4. Los daños podrían 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 de reactores A-2 fueron cancelados.
Los accidentes se mantuvieron en secreto, aunque circularon historias descabelladas entre el público.
La Central Nuclear A1 estuvo en funcionamiento durante 19.261 horas en total, generó 1.464 GWh y alimentó a la red 916 GWh. La potencia máxima alcanzada fue de 127 MW. [1]
El desmantelamiento, la descontaminación y el desmantelamiento de la planta aún continúan y se espera que finalicen en 2033. [3]
El KS 150 es un reactor moderado por agua pesada y refrigerado por gas (HWGCR) capaz de reabastecerse de combustible durante la operación.
Setenta alambres metálicos de uranio , 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 y cada uno contiene una única 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 dióxido de carbono utilizado como refrigerante primario circula 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 .
El 22 de febrero de 1977, durante un cambio de combustible, una combinación de errores humanos y problemas de diseño provocaron el peor accidente nuclear en la historia de Checoslovaquia. Algunas barras de combustible fueron reemplazadas mientras el reactor estaba activo según el procedimiento estándar. En este caso, sin embargo, no se quitaron 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, agua pesada entró en contacto con el refrigerante y tanto el circuito primario como el secundario resultaron contaminados.
El accidente fue clasificado como nivel 4 en la Escala Internacional de Sucesos Nucleares (en comparación, el accidente de Three Mile Island fue clasificado como nivel 5).
El 25% de los elementos combustibles de un reactor de potencia de 100 MW(e) moderado con agua pesada y enfriado con dióxido de carbono resultaron dañados debido a un error del operador. Los operadores no pudieron retirar los gránulos de gel de sílice que habían caído en un elemento combustible nuevo de un paquete dañado (no había ningún procedimiento disponible para verificar el interior del elemento combustible, por lo tanto, solo se retiraron 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 el transporte. Las bolitas de gel de sílice bloquearon el flujo del refrigerante, lo que provocó el sobrecalentamiento del combustible y del canal de presión que lo retenía. 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 sufrió corrosión y una cantidad considerable de radioactividad se filtró en el circuito de refrigeración primario ( gas CO 2 ). A causa de fugas en las calderas de vapor (de diseño básico similar a una planta MAGNOX o AGR ) se contaminaron algunas partes del circuito secundario. [5]