KS-150 československý těžkovodní reaktor

V souvislosti s těžkovodními reaktory je třeba zmínit i československý těžkovodní program a jediný československý těžkovodní reaktor KS-150, který bohužel neměl dlouhého trvání, ale přinesl "know how" československým inženýrům.

Jaderný reaktor KS-150 byl vystavěn v Jaslovských Bohunicích jako jaderná elektrárna A1. Původní plán byl vystavět výzkumný reaktor pro výzkum těžkovodních reaktorů, ale později se z výzkumného reaktoru stal prototyp energetický reaktor, na kterém mělo dojít k odladění technologie a zjištění ekonomických provozních možností. KS-150 byl pro tehdejší společnost velmi zajímavý projekt z důvodu využití přírodního uranu, jednalo se o reaktor I. generace. Důležitou informací je, že vývoj a výstavba neprobíhala ryze v československém tažení, inženýři úzce spolupracovali s Ruskými výzkumníky, kteří měli zkušenosti se spouštěním reaktorů VVER-210 a AMB-100, což byl předchůdce ruských kanálových, grafitem moderovaných, RBMK reaktorů.

Technické specifikace

Jaderný reaktor KS-150 byl moderován těžkou vodou, ale chlazený byl oxidem uhličitým, díky tomuto chladivu měla elektrárna na svou dobu vyšší termickou účinnost než tehdejší lehkovodní elektrárny. Celkový tepelný výkon elektrárny byl 560 MW a elektrický výkon dosahoval 127 MW. Hlavní výhodou oproti klasickým lehkovodním reaktorům byla možnost využití přírodního uranu jako paliva, tato možnost se zdála být velmi přitažlivá pro tehdejší Československo, které v té době těžilo velké množství uranové rudy. Hmotnost moderátoru v reaktoru byla 57200 kg a hmotnost paliva 24600 kg. Díky použitému chladivu (oxid uhličitý) byly teploty na vstupu / výstupu z reaktoru 112°C / 426 °C. Termická účinnost se pohybovala kolem 22 %, tlak chladiva se pohyboval kolem 5 až 6 MPa a průtok chladiva byl 1576 kg/s. Jaderný reaktor poháněl celkem 3 turbíny o celkovém výkonu 150 MW.

Mezinárodní stupnice jaderných událostí INES

Jelikož se na elektrárně A1 staly za dobu jejího provozu 2 nehody, je třeba vědět něco málo o mezinárodní stupnici jaderných událostí. INES obsahuje celkem 8 skupin nehod, seřazených do 3 částí. První část, 0. skupina, je pouze odchylkou od normálního provozu jaderného reaktoru, ve druhé části, nehody, jsou celkem 3 skupiny, a to: anomálie, nehoda a vážná nehoda. Poslední část je klasifikována jako havárie, patří do ní: havárie bez vážnějšího vlivu na okolí, havárie s rizikem vlivu na okolí, těžká havárie a velmi těžká havárie. Kompletní shrnutí mezinárodní stupnice jaderných událostí si můžete prohlédnout na obrázku.  

Historie a jaderné nehody

První rozhodnutí o výstavbě jaderné elektrárny A1 přišlo v roce 1956, bylo stanoveno místo pro výstavbu a typ reaktoru. Montážní práce na elektrárně byly ukončeny v roce 1970, první zkoušky elektrárny probíhaly v letech 1970 až 1972. Připojení k elektrické síti proběhlo 25. 12. 1972. Po dobu provozu elektrárny se vyskytovaly různé problémy. Jaderná elektrárna A1 byla primárně postavena pro výrobu elektrické energie a odladění technologie, ačkoliv v té době nebyla vystavěna v Československu základna těžkovodních reaktorů a tak se musel nezkušený personál potýkat s různými problémy, které na elektrárně vyvstaly.

K první vážné nehodě došlo v lednu 1976. Tato nehoda byla klasifikována dle INES 4. stupněm. Při výměně palivového souboru pracovníci výměny špatně uzamkli palivový soubor, který následně tlakem chladiva vyletěl do reaktorového sálu. Po uvolnění tohoto palivového souboru začalo unikat chladivo do reaktorového sálu a okolních prostor. Později se podařilo nad uvolněný kanál najet se zavážecím strojem a utěsnit tak unikající oxid uhličitý. Nehoda však nezůstala bez ztrát na životech. Při útěku před nedýchatelným oxidem uhličitým zemřeli 2 pracovníci, kteří se nedokázali evakuovat uzamčeným únikovým východem.

Nedlouho po první nehodě se v roce 1977 stala druhá nehoda, opět klasifikována dle INES 4. stupněm. Při výměně paliva a přípravy čerstvého paliva došlo k roztržení pytlíku se silikagelem, který byl používán jako ochrana souboru při transportu. Pracovníci sice odstranili silikagel ze souboru, ale pár kuliček uvízlo mezi palivovými proutky. Tyto kuličky poté znemožnily průchod chladiva přes proutky a nastalo tak částečné tavení paliva. Operátoři ignorovali výstražnou signalizaci a odstavili reaktor až po zjištění radioaktivity v parogenerátorech. Po těchto dvou událostech se společnost provozující elektrárnu A1 rozhodla o konečném vyřazení elektrárny z provozu.

Jaderná elektrárna A1 byla velmi pokrokovou záležitostí tehdejšího Československa, bohužel byla koncipována jako energetický reaktor, takže pracovníci a inženýři neměli dostatek zkušeností s novým typem reaktoru. Po mnoha odstávkách způsobených neprozkoumaným typem reaktoru a dvou haváriích se vedení usneslo, že se nevyplatí provozovat tento reaktor. Pro zajímavost, elektrárna A1 byla za svou 5 letou kariéru asi 30x neplánovaně odstavena. Nelze však říct, že jaderná elektrárna A1 byla úplná prohra. Díky zkušenostem získaným při výstavbě A1 se českoslovenští inženýři naučili konstruovat a vyrábět potřebné díly pro jaderné reaktory jako jsou parogenerátory, tlakovodní nádoby reaktoru. Díky získaným zkušenostem dokázalo Československo dodat celkem 24 vyrobených kompletů zařízení pro vývin páry pro lehkovodní reaktory. Značným přínosem bylo také zvýšení bezpečnosti a bezpečnostních systémů.

Jaderná elektrárna A1 patří do generace I, jednalo se pouze o průmyslový prototyp, který měl dokázat možnost získávat energii z jaderných reakcí a její ekonomickou způsobilost, proto nelze očekávat bezpečnostní systémy podobné dnešním. Například v reaktorech VVER-440 (Dukovany), nebo VVER-1000 (Temelín) obsahují mnohem důmyslnější bezpečnostní prvky a systémy jako jsou hydroakumulátory, bezpečnostní vstřikování vysokotlaké chladicí vody, či koncentrované kyseliny borité, která má velký účinný průřez pro absorpci neutronů. Vývoj však šel dál a s ním i generace III, potažmo III+, která přináší opětovné zvýšení bezpečnostních systémů pomocí pasivní bezpečnosti a inherentní bezpečnosti. Po nehodách spojených s tavením aktivní zóny mají reaktory generace III+ lapač roztavené aktivní zóny, či udržení roztaveného coria uvnitř nádoby reaktoru. 

Zdroj: atominfo.cz

        http://www.iaea.org

       BEČVÁŘ, Josef a kolektiv, Jaderné elektrárny, Praha 1978 : Nakladatelství technické literatury