KS 150

El KS 150 es un reactor nuclear refrigerado por gas que utiliza agua pesada como moderador (GCHWR) . Un único ejemplar, el A-1 , se construyó en la central nuclear de Bohunice, en Jaslovské Bohunice , Checoslovaquia . La central sufrió varios accidentes, el más grave de los cuales, el 22 de febrero de 1977, tuvo una gravedad de -4 según la escala INES . Desde 1979, la central se encuentra en proceso de desmantelamiento.

La decisión de construir una central nuclear en Checoslovaquia se tomó en 1956. La construcción de A-1 en Jaslovské Bohunice (oeste de Eslovaquia ) comenzó en 1958 y se prolongó inesperadamente durante 16 años. A-1 entró en funcionamiento el 24 de octubre de 1972. ^{[ 1 ]}

El reactor KS 150 fue construido íntegramente en Checoslovaquia, diseñado junto con la URSS y construido por Škoda Works . ^{[ 2 ]} Una ventaja del diseño fue su capacidad para utilizar uranio no enriquecido extraído en Checoslovaquia, de forma similar a un reactor CANDU .

Debido a su diseño experimental, la central eléctrica 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 utilizaba como refrigerante. Se produjo una falla "técnica" (¿mecánica?) durante el reabastecimiento de combustible y un nuevo conjunto de combustible salió disparado del reactor hacia la sala del reactor. ^{[ 1 ]} El accidente más grave de 1977 (ver más abajo) fue clasificado como INES -4. Los daños podrían 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 central. Los planes para construir el segundo bloque de reactor 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 suministró 916 GWh a la red. 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 refrigerado por gas y moderado por agua pesada (HWGCR) capaz de recargarse durante su funcionamiento.

Setenta alambres de uranio metálico , cada uno revestido con un compuesto de magnesio y berilio , se agrupan para formar una barra de combustible .

El recipiente a 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. Dentro del recipiente a presión (en la zona activa) se encuentra un recipiente cilíndrico de aleación de aluminio-magnesio-silicio para el moderador de agua pesada. ^{[ 4 ]}

Los canales de combustible son verticales y cada uno contiene una barra de combustible refrigerada con dióxido de carbono circulante . El núcleo se encuentra en un recipiente presurizado para permitir el reabastecimiento de combustible durante la operación. El moderador de agua pesada se refrigera en un circuito independiente.

El dióxido de carbono, utilizado como refrigerante principal, circula alrededor de las barras de combustible. Tras ser calentado por las barras, se canaliza a seis generadores de vapor . El vapor resultante alimenta tres turbogeneradores .

• Combustible: uranio metálico no enriquecido, 23,1 toneladas en el reactor.
• Núcleo: diámetro 3,56 m, altura 4 m.
• Gas refrigerante a la salida del reactor: presión 5,4 MPa (~54 atm), temperatura 426  °C.
• Eficiencia de conversión: 18,5%.
• Moderación de aguas pesadas: temperatura 65  °C (máx./salida 90  °C)
• Capacidad: 143 MWe.

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 reemplazando algunas barras de combustible mientras el reactor estaba en funcionamiento, siguiendo un procedimiento estándar. Sin embargo, en esta ocasión no se retiraron los absorbentes de humedad que cubrían las barras, lo que provocó un sobrecalentamiento localizado 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 tanto el circuito primario como el secundario se contaminaron.

El accidente fue clasificado como de nivel 4 en la Escala Internacional de Sucesos Nucleares (en comparación, el accidente de Three Mile Island fue clasificado como de nivel 5).

El 25 % de los elementos combustibles de un reactor de potencia de 100 MW(e) refrigerado por dióxido de carbono y moderado por agua pesada resultaron dañados debido a un error del operador. Los operadores no retiraron los gránulos de gel de sílice que habían caído en un nuevo elemento combustible de un paquete dañado (no existía un procedimiento para comprobar el interior del elemento combustible, por lo que solo se retiraron los gránulos de la parte superior). Los paquetes de gel de sílice se utilizaban para mantener seco el combustible no utilizado durante el almacenamiento y el transporte. Los gránulos 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 corroió y una cantidad considerable de radiactividad se filtró al circuito de refrigeración primario (gas CO₂ ₎ . A través de fugas en las calderas de vapor (con un diseño básico similar al de una planta MAGNOX o AGR ), algunas partes del circuito secundario se contaminaron. ^{[ 5 ]}

• Historia de la central nuclear A1 en Eslovaquia
• Esquemas detallados de la central nuclear A-1 (basados ​​en Flash; para su ejecución, es necesario habilitar scripts no seguros).
• Esquemas detallados del reactor KS-150 (de combustión instantánea).
• Esquemas detallados del reactor KS-150 en eslovaco (basado en Flash; para ejecutarlo, es necesario habilitar scripts no seguros).
• Desmantelamiento del reactor (informe detallado, PDF)