El KS 150 es un reactor nuclear refrigerado por gas que utiliza agua pesada como moderador (GCHWR) . Se construyó un solo ejemplar, el A-1 , en la central nuclear de Bohunice en Jaslovské Bohunice , Checoslovaquia . La central sufrió una serie de accidentes, el peor de los cuales fue el accidente del 22 de febrero de 1977, calificado como INES -4. Desde 1979, la central ha estado en 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 duró 16 años, algo inesperado. La A-1 entró en funcionamiento el 24 de octubre de 1972. [1]
El reactor KS 150 fue construido íntegramente en Checoslovaquia, diseñado en colaboración con la URSS y construido por Škoda Works . [2] Una ventaja del diseño era su capacidad de utilizar uranio no enriquecido extraído en Checoslovaquia, similar a un reactor CANDU .
Debido a su diseño experimental, la planta de energía sufrió accidentes que resultaron en 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 usaba como refrigerante. Se produjo un fallo "técnico" (¿mecánico?) durante el reabastecimiento de combustible y un conjunto de combustible nuevo fue arrojado desde el reactor a la sala del reactor. [1] El accidente más grave de 1977 (ver más abajo) fue calificado como INES -4. El daño podría haberse reparado con una gran inversión, pero el 17 de mayo de 1979, el gobierno, insatisfecho con los altos costos, el bajo rendimiento y los accidentes, decidió desmantelar la planta. Los planes para construir el segundo bloque del reactor A-2 fueron cancelados.
Los accidentes se mantuvieron en secreto, aunque entre el público circularon historias descabelladas.
La central nuclear A1 estuvo en funcionamiento durante 19.261 horas, generó 1.464 GWh y suministró 916 GWh a la red. La potencia máxima alcanzada fue de 127 MW. [1]
Los trabajos de desmantelamiento, descontaminación y desmantelamiento de la planta aún continúan y se espera que concluyan en 2033. [3]
El KS 150 es un reactor refrigerado por gas moderado por agua pesada (HWGCR) capaz de reabastecerse de combustible durante su funcionamiento.
Setenta cables de uranio metálico , cada uno de ellos revestido de un compuesto de magnesio y berilio , se unen para formar una barra de combustible .
El recipiente de presión del reactor es de acero al carbono de 15 cm de espesor, de forma cilíndrica, con un diámetro de 5,1 m y una altura de 20 m. En el interior del recipiente de presión (en la zona activa) se encuentra 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 sola barra de combustible enfriada con dióxido de carbono circulante . El núcleo está en un recipiente presurizado para permitir el reabastecimiento durante el funcionamiento. El moderador de agua pesada se enfría en un circuito separado.
El gas de dióxido de carbono utilizado como refrigerante primario se hace circular por las barras de combustible. Después de ser calentado por las barras, se envía por tuberías 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 provocó el peor accidente nuclear de la historia de Checoslovaquia. Se estaban sustituyendo algunas barras de combustible mientras el reactor estaba activo, como se hacía habitualmente. Sin embargo, en este caso no se retiraron los absorbentes de humedad que cubrían las barras, lo que provocó un sobrecalentamiento local del combustible (ya que se redujo la transmisión de calor al gas refrigerante). La zona activa resultó dañada, el agua pesada entró en contacto con el refrigerante y se contaminaron tanto los circuitos primario como secundario.
El accidente fue calificado como nivel 4 en la Escala Internacional de Eventos Nucleares (en comparación, el accidente de Three Mile Island fue calificado como nivel 5).
El 25% de los elementos combustibles de un reactor de potencia de 100 MW(e) refrigerado por dióxido de carbono moderado por agua pesada se dañaron debido a un error del operador. Los operadores no retiraron las pastillas de gel de sílice que habían caído en un nuevo elemento combustible de un paquete dañado (no había ningún procedimiento disponible para verificar el interior del elemento combustible, por lo tanto, solo se retiraron las pastillas 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 pastillas de gel de sílice bloquearon el flujo del refrigerante, lo que provocó el sobrecalentamiento del combustible y del canal de presión que lo contenía. Como resultado del sobrecalentamiento, el agua pesada se filtró en la parte del reactor (el circuito de gas) donde se alojan los elementos combustibles, el revestimiento del combustible se sometió a corrosión y una cantidad considerable de radiactividad se filtró en el circuito de refrigeración primario (gas CO2 ) . A través de fugas en las calderas de vapor (diseño básico similar a una planta MAGNOX o AGR ) algunas partes del circuito secundario se contaminaron. [5]