Pondělí, Červenec 22

Jaslovské Bohunice A1

Již na začátku padesátých let minulého století bylo jasné, že v bývalém Československu nebudou stačit klasické energetické zdroje. I proto se od roku 1954 začalo uvažovat o využití energie z jádra pro energetické účely a v roce 1955 byla podepsána dohoda se Sovětským svazem o spolupráci při budování jaderného odvětví v Československu. V roce 1956 bylo rozhodnuto o výstavbě první československé elektrárny v západoslovenských Jaslovských Bohunicích.

A1_rez_reaktorem
Schéma řezu reaktorem KS-150. (Zdroj: Oblastní archiv Plzeň)

 

Tento prototyp reaktoru byl vystavěn jako jediný na světě. Elektrárna A1 bez předchozích zkušeností dokázala, že tento typ reaktoru pro výrobu elektrické energie lze využít. Tato elektrárna se však do historie zapsala i tím, že prodělala 2 jaderné havárie. Lze tak s nadsázkou říci, že již prošla (prochází) všemi možnými fázemi jaderné elektrárny- výzkumným vývojem, projektovým návrhem, výstavbou, provozem, haváriemi a nyní vyřazováním, díky čemuž přispěla k získání obrovských zkušeností pro Českou a Slovenskou jadernou sféru.

 

Lokalita

Jaderná elektrárna Jaslovské Bohunice se nachází u stejnojmenné obce v okrese Trnava ve vzdálenosti 20 km od krajského města Trnava na území Slovenské republiky v blízkosti řeky Váh. V této lokalitě byly postupně postaveny v podstatě tři jaderné elektrárny s celkem pěti reaktory. Jednotlivé části jsou označovány A-1 (jeden reaktor KS-150 – odstavený), V1 (2 reaktory VVER 440/V230 – odstavené) a V2 (2 reaktory VVER 440/V213 – v provozu). Vlastníkem Jaderných elektráren A1 a V1 je společnost JAVYS (Jadrová vyraďovacia spoločnosť, a. s.), provozovatelem JE V2 je elektrárenská společnost Slovenské elektrárne, a. s.

Obrázek č.1
Poloha Jaderné elektrárny Jaslovské Bohunice (Zdroj: Wikipedia.org)

 

 

Historie

Jaderná elektrárna v Jaslovských Bohunicích byla první jaderná elektrárna na území Československa a její provoz je tedy spojen s prvním průmyslovým využitím jaderné energie u nás. Pro tento projekt byl vybrán reaktor KS-150 využívající přírodní neobohacený uran, moderovaný těžkou vodou a chlazený oxidem uhličitým.

Reaktor byl sovětské konstrukce, vyráběný pro Bohunice kompletně v ČSR. Sovětská strana vypracovala pro tuto elektrárnu technický projekt včetně teoretického a experimentálního zdůvodnění, vyškolila československé odborníky a zajistila úplný vývoj palivových článků až do jejich dodávek, dále řídila fyzikální a částečně i energetické spouštění této elektrárny. Protože jinde na světě nebyl nikdy spuštěn stejný typ reaktoru, představovala tak A1 experimentální elektrárnu, jejímž cílem bylo ověřit provozuschopnost a výhodnost tohoto typu reaktoru. Generálním dodavatelem stavebních částí byl Hydrostav Bratislava. Technologická část elektrárny byla realizována společností Škoda Plzeň a generálním projektantem byl Energoprojekt Praha.

Za počátek výstavby se považuje rok 1958. Technický projekt byl hotov r. 1962, většina zařízení byla dodána na staveniště v letech 1965-1968 a montážní práce byly v zásadě ukončeny r. 1970. V letech 1970-1972 probíhaly neaktivní zkoušky, přifázování na elektrickou síť proběhlo 25. 12. 1972. Provoz A1 byl bohužel neustále stíhán technickými obtížemi, které s sebou nesly nezkušenosti s tímto prototypem reaktoru, reaktor musel být často odstavován a stavba tak celkově zaostávala za očekáváním, i když dokázala technickou reálnost využití přírodního uranu v těžkovodních reaktorech chlazených plynem. Jako nedostatky se např. objevily netěsnosti na parních a těžkovodních výměnících tepla, mikroskopické netěsnosti na svarech parogenerátoru (asi 130 tisíc), úniky oleje z turbokompresorů do primárního okruhu a jiné.

Cena stavby se vyšplhala na více jak 3 miliardy československých korun. V průběhu pěti let, kdy byl blok A1 v provozu, byl více než třicetkrát neplánovaně odstaven. Zlom nastal po dvou poměrně vážných haváriích v letech 1976 a 1977, kdy byl provoz elektrárny A1 v roce 1977 ukončen. Jaderná elektrárna A1 byla v provozu celkem 19 261 hodin, vyrobila 1464 GWh a dodala do sítě 916 GWh (Toto množství elektrické energie vyrobí JE Temelín za necelý měsíc).

Během výstavby a provozu bohunické A1 se vytvořila významná základna špičkových odborníků a techniků pro všechna jaderná odvětví. Nejen jejich zkušenosti a poznatky, ale také zvládnutí výroby materiálů, komponent a zařízení vhodných pro použití byly využity v budování dalších pokročilejších reaktorů VVER v Československu.

A1_srovnani
Porovnání velikosti tlakových nádob reaktorů KS-150, VVER-440 a VVER-1000. (Zdroj: Oblastní archiv Plzeň)

 

 

Technické údaje

Základní koncepce elektrárny A1 měla umožnit ekonomické využití přírodního uranu v jaderné energetice (bez dodatečného obohacení paliva o 235U). Důležitou roli při výběru typu reaktoru hrál i fakt, že Československo disponovalo dostatečnými zásobami uranových rud i zařízeními na výrobu uranového koncentrátu. Další výhodou zvoleného řešení byla kontinuální výměna paliva, nebyla tedy nutná odstávka reaktoru pro výměnu paliva. Z důvodu aby tento typ reaktoru byl kompaktnější a pracoval s vyššími parametry než v tu dobu také vyvíjený typ reaktoru Magnox, bylo využito těžké vody jako moderátoru. Těžká voda (D2O) má velmi dobré moderační účinky avšak náklady na její výrobu jsou obrovské. Z tohoto důvodu byla těžká voda použita jen jako moderátor štěpné reakce. Jako chladivo byl zvolen oxid uhličitý (CO2), který navíc dovoloval získat přehřátou páru v sekundárním okruhu. Projektovaný tepelný výkon elektrárny byl 560 MW, hrubý elektrický výkon 144 MWe, čistý 110 MWe. Pro výrobu elektrické energie sloužily 3 elektrické generátory, každý s výkonem 50 MWe.

Primární okruh
Typ reaktoru KS-150
Max. dosažený elektrický výkon 127 MW
Tepelný výkon reaktoru 560 MWt
Palivo přírodní uran
Množství paliva 24 600 kg
Moderátor D2O
Množství moderátoru 57200 kg
Počet technologických kanálů 148
Počet regulačních orgánů 40
Teplota chladiva na vstupu/výstupu 112 – 426 °C
Tlak chladiva na vstupu/výstupu 6,5 – 5,5 MPa
Průtok chladiva 1576 kg/s
Rychlost chladiva v kanále Max. 60 m/s
Sekundární okruh
Počet parogenerátorů 6
Teplota napájecí vody 97 °C
Teplota páry 256 °C
Tlak páry 4,6 MPa
Množství páry v PG 86 t/hod.
Počet a výkon generátorů 3 x 50 MWe

 

Reaktor

Nesl typové označení KS-150 (Kotěl Stancionnyj-elektrický výkon 150 MWe). Tlaková nádoba reaktoru byla válcového tvaru o průměru 5,1 m, výšce 20,1 m, tloušťce stěn 150 mm a celkové hmotnosti 705 tun (včetně víka a šroubů) svařená z kovaných dílů uhlíkové oceli. V ní byla na úrovni aktivní zóny umístěna nádoba z hliníkové slitiny na těžkou vodu, která měla průměr 4,5 m a výšku 5,8 m o celkové hmotnosti 32 tun. Aktivní zóna reaktoru byla taktéž válcová s průměrem 3,65 m a výškou 3,91 m, přičemž byla opatřena radiálním reflektorem o tloušťce 420 mm. Všech 148 vertikálních palivových kanálů bylo uspořádáno ve čtvercové mříži o rozteči 250 mm, pro lepší rozložení neutronového toku po poloměru byla aktivní zóna rozdělena na dvě pásma. Vnitřní pásmo obsahovalo 44 palivových kanálů, vnější pásmo 104 palivových kanálů.

Obrázek č.2
Řez reaktorem KS-150. (Zdroj: přednášky ČVUT Jan Zdebor)

 

 

Jaderné palivo

Jaderné palivo bylo poskládáno do palivových proutků, tak aby se dosáhlo co nejvyššího vyhoření. Jednotlivé elementy byly tvořeny drátem z kovového nelegovaného uranu o průměru 6,3 mm a délce 3,91 m, pokrytého oxidem hořčíku s přídavkem beryllia o tloušťce 0,5 mm. Na vnějším povrchu byly kvůli lepšímu odvodu tepla a snadnějšímu distancování vytvořena podélná žebra. Jelikož se jedná o kovový uran, mělo palivo nízké vyhoření (2,85 GWd/t), aby se co nejvíce omezilo jeho napuchání.

Palivové proutky byly rozmístěné v soustředných kružnicích tak, aby maximální teplota obalů jednotlivých proutků byla stejná. Pomocí mřížek ze speciální zirkoniové slitiny byla distancovaná soustava palivových proutků uvnitř v obalové trubce taktéž ze zirkoniové slitiny. Palivový článek vnitřní zóny obsahoval 75 palivových proutků a obalová trubka měla vnější průměr 114 mm, kdežto článek z vnější zóny obsahoval 63 palivových proutků s vnějším průměrem obalu 102 mm. Celková teplosměnná plocha byla 1530 m2, přičemž maximální provozní teplota obalu palivových proutků byla 500 °C.

Palivové články byly zavěšeny na dlouhých závěsných tyčích, které byly v horní části utěsněny a odstíněny, což umožňovalo v případě potřeby i za chodu reaktoru bez zvláštního zařízení velice rychle přesunout palivový článek z aktivní zóny do horní části palivového kanálu tzv. rozchlazovací zóny, kde se již článek neúčastnil štěpné reakce. Tam byl umístěn tak dlouho, dokud nebyl speciálním zavážecím strojem vyjmut z reaktoru ven.

Do elektrárny se dovážely v hotovém stavu pouze palivové elementy a konstrukční části palivových kompletů. Palivové články a komplety s vyjímatelnými částmi palivového kanálu reaktoru se skladovaly a montovaly přímo v elektrárně-v dílně palivových článků. Veškerá zařízení pro transport palivových článků byla přímo v reaktorovém sále nebo v prostorech přímo s ním souvisejících. Byl to sklad čerstvých palivových článků, dva nezávisle pracující zavážecí stroje s příslušenstvím, kdy jeden prováděl výměnu palivových kompletů v reaktoru za provozu a druhý sloužil jako záložní. Dále se s palivem manipulovalo v krátkodobém skladu vyhořelých palivových článků, v horké komoře pro mechanickou úpravu resp. pro prohlídku vyhořelých palivových článků a dlouhodobý sklad vyhořelých palivových článků. Vyhořelé a vychlazené palivové články se odvážely z elektrárny na speciálním železničním vagónu.

Obrázek č.3
Palivový článek reaktoru A1. (Zdroj: BEČVÁŘ, Jaderné elektrárny)

 

 

Chlazení primárního okruhu

Tento okruh se skládal ze šesti smyček, přičemž v každé z nich byl parogenerátor, turbokompresor, studená a chladná větev chladiva. Chladivo vstupovalo do reaktoru shora, kdy se po vstupu plyn smíchal ve směšovací komoře a odtud vstupoval do jednotlivých kanálů, kde obtékal, a tedy chladil palivové články. Po odebrání tepla z palivových článků proudil plyn do komory horkého plynu, kde se opět promíchal a z tlakové nádoby reaktoru dále postupoval do parogenerátoru, čímž na sekundární straně odpařoval lehkou vodu (H2O) a přehříval páru, která byla vedena na turbínu. Ochlazený oxid uhličitý vystupoval z parogenerátoru do sání turbokompresoru a byl vháněn zpět do reaktoru.

 

Havárie

Zlom v životním cyklu elektrárny nastal po dvou poměrně vážných haváriích v letech 1976 a 1977. V lednu 1976 došlo při výměně palivového souboru k neplnohodnotnému „uzamčení“ souboru v reaktoru, kdy byl následně tlakem chladiva soubor vystřelen do prostoru reaktorového sálu a do prostoru sálu začal unikat oxid uhličitý. Pracovník transportně technologické části Viliam Pačes a dozimetrista Milan Antolík v ochranném oděvu a s dýchacím přístrojem najeli zpět na otevřený kanál zavážecím strojem, čímž ho utěsnili a zamezili dalšímu úniku CO2. Díky tomu, že soubor byl čerstvý, nedošlo k významnějšímu úniku radioaktivních produktů štěpení. Bohužel, zemřeli jiní dva pracovníci na otravu oxidem uhličitým, kteří v tuto dobu pracovali ve spodním prostoru reaktorovny a nestačili utéct před tímto plynem.

V únoru 1977 došlo k závažnější nehodě, která byla následně ohodnocena dle mezinárodní stupnice jaderných událostí stupněm INES 4. Havárie nastala opět po výměně souboru v reaktoru. Při přípravě čerstvého palivového souboru si zaměstnanci všimli roztrhlého sáčku se silikagelem, který byl používán k absorpci vlhkosti během skladování čerstvého paliva. Silikagel odstranili, bohužel ne všechen, část uvízla uvnitř souboru v distančních mřížkách. Po zavezení tohoto souboru do reaktoru tak nemohlo chladivo volně proudit. Lokální přehřátí způsobilo roztavení palivových proutků a částečné natavení těžkovodní nádoby. Tím došlo k průniku těžké vody do primárního okruhu a následnému poškození pokrytí. Primární okruh byl silně kontaminován štěpnými produkty a díky netěsnostem na parogenerátoru byl částečně kontaminován i sekundární okruh.

Na řešení a zvládnutí obou havárií se mimo jiných významnou měrou podílel v tu dobu směnový inženýr František Hezoučký, který byl v průběhu dalších let u spouštění všech jaderných elektráren v tehdejším Československu. Po vyhodnocení havárie byl provoz elektrárny A1 v roce 1977 ukončen. Dalším důvodem pro ukončení JE A1 byl jiný, odzkoušený a spolehlivý typ reaktoru, který byl v tu dobu v Jaslovských Bohunicích již ve výstavbě JE V1 – VVER 440/V230.

Během výstavby a provozu bohunické A1 se vytvořila významná základna špičkových odborníků a techniků pro všechna jaderná odvětví. Nejen jejich zkušenosti a poznatky, ale také zvládnutí výroby materiálů, komponent a zařízení vhodných pro použití byly využity v budování dalších pokročilejších reaktorů VVER v Československu.

 

Současnost

V roce 2015 je elektrárna A1 v druhé fázi vyřazování z provozu. Proces vyřazování je rozdělen do pěti navazujících etap, začal v roce 1994 a ukončen má být v roce 2033. Veškeré jaderné palivo bylo na základě mezistátní dohody odvezeno do Ruska během první fáze vyřazování. V první fázi byly dále prováděny činnosti spojené se zpracováním a ukládáním provozních radioaktivních odpadů (RAO), výstavba zařízení na zpracování a úpravu RAO a Republikové úložiště RAO v Mochovcích.

V současnosti (2015) pokračují práce v rámci 2. etapy Projektu vyřazení JE A1 s předpokládaným ukončením v roce 2016. Jsou zaměřeny na likvidaci původních, v současnosti už neprovozovaných technologických zařízení elektrárny, likvidaci stavebních konstrukcí, zpracování a úpravu RAO produkovaných při těchto činnostech a jejich ukládání do RÚ RAO v Mochovcích. V současnosti představují největší riziko nádrže s radioaktivními kaly a pevné radioaktivní odpady.

V ČR se blíží ke konci své životnosti jaderná elektrárna Dukovany, i přes možné prodloužení licence (LTO) je třeba začít řešit otázky spojené s vyřazováním z provozu. Díky zkušenostem a získanému know-how slovenských odborníků v procesu vyřazování bohunické A1 a V1, budou tyto poznatky a řešení problémů s tím spojených jistě využity i v ČR.

A1_rez_elektrarnou_1024
Řez jadernou elektrárnou A1 (Zdroj: Oblastní archiv Plzeň)

 

 

 

Václav Písek

 

Zdroje:

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

Javys.sk

Seas.sk

Temelin.cz

 

Tento článek byl napsán ve spolupráci se studenty oboru Jaderná energetická zařízení Fakulty strojní ČVUT v Praze.

One Comment

Napsat komentář

Vaše emailová adresa nebude zveřejněna. Vyžadované informace jsou označeny *

Tato stránka používá Akismet k omezení spamu. Podívejte se, jak vaše data z komentářů zpracováváme..