Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Класс реактора РБМК
Смоленская АЭС.jpg
Вид на площадку Смоленской АЭС с тремя действующими реакторами РБМК-1000. Четвертый реактор был закрыт до завершения.
ПоколениеРеактор второго поколения
Концепция реактораЛегководный реактор с графитовым замедлителем
Линия реактораРБМК (Реактор Большой Мощности Канальный)
Типы реакторовРБМК-1000
РБМК-1500
РБМКП-2400
Положение дел26 блоков :(по состоянию на декабрь 2018 г.) [1] [2]
Основные параметры активной зоны реактора
Топливо ( делящийся материал )235 U ( NU / SEU / LEU )
Состояние топливаТвердый
Энергетический спектр нейтроновТепловой
Первичный метод контроляУправляющие стержни
Главный модераторГрафитовый
Теплоноситель первого контураЖидкость ( легкая вода )
Использование реактора
Основное использованиеПроизводство электроэнергии и производство плутония оружейного качества
Мощность (тепловая)РБМК-1000: 3200 МВт й
РБМК-1500: 4,800 МВт - й
RBMKP-2400: 6,500 МВт - й
Мощность (электрическая)РБМК-1000: 1000 МВт и
РБМК-1500: 1500 МВт и
РБМКП-2400: 2400 МВт эл.

РБМК ( русский : реактор большой мощности канальный , РБМК, Reaktor Bolshoy moshchnosti kanalnyy , «высокой мощности канального типа реактора») представляет собой класс графитовым замедлителем реактор АЭС спроектированы и построены в Советском Союзе . Название связано с его необычной конструкцией, в которой вместо большого стального резервуара высокого давления, окружающего всю активную зону, активная зона окружена цилиндрическим стальным резервуаром внутри бетонного хранилища, а каждая тепловыделяющая сборка заключена в отдельную трубу диаметром 8 см (называемую «канал»), окруженный графитом, который позволяет охлаждающей воде обтекать топливо.

РБМК - реактор раннего поколения II и старейшая промышленная конструкция реактора, до сих пор широко эксплуатируемая. Некоторые аспекты оригинальной конструкции реактора РБМК, такие как активный отвод остаточного тепла , свойства с положительным пустотным коэффициентом , графитовые вытесняющие концы регулирующих стержней 4,5 м (14 футов 9 дюймов) [3] и нестабильность на низких уровнях мощности, способствовал Чернобыльской катастрофе 1986 г., в котором РБМК испытал очень большой скачок реактивности, приведший к пароводородному взрыву, сильному пожару и последующему расплавлению. Радиоактивность была выброшена на большую часть Европы. Катастрофа побудила во всем мире призвать к полному выводу реакторов из эксплуатации; тем не менее, в России все еще существует значительная зависимость от мощностей РБМК. Большинство недостатков в конструкции реакторов РБМК-1000 были исправлены после аварии на Чернобыльской АЭС, и с тех пор около десятка реакторов эксплуатируются без серьезных происшествий более тридцати лет. [4] В то время как девять строящихся блоков РБМК были отменены после чернобыльской катастрофы , а последний из трех оставшихся блоков РБМК на Чернобыльской АЭСбыла закрыта в 2000 году, по состоянию на 2019 г. было еще 9 РБМК и три небольших ЭГП-6 графитовым замедлителем легководных реакторов , работающих в России, [1] [5] , хотя все они были модифицированы с рядом обновлений безопасности. После 1986 года были пущены только два блока РБМК: Игналина-2 и Смоленск-3 .

История [ править ]

РБМК стал кульминацией советской ядерно-энергетической программы по созданию водоохлаждаемого энергетического реактора с потенциалом двойного назначения на основе военных реакторов для производства плутония с графитовым замедлителем . Первый из них, Обнинский АМ-1 («Атом Мирный», Атом Мирный , по-русски « Атом для мира ») вырабатывал 5  МВт электроэнергии из 30 МВт тепловой мощности и снабжал Обнинск с 1954 по 1959 год. Последующими прототипами были АМБ. -100 реактора и реактора АМБ-200 , как на станции Белоярской атомной электростанции .

Используя минималистский дизайн, в котором для охлаждения использовалась обычная (легкая) вода, а для замедления - графит , можно было использовать в качестве топлива природный уран (вместо значительно более дорогого обогащенного урана ). Это позволило создать чрезвычайно большой и мощный реактор, который также был достаточно дешевым, чтобы его можно было построить в большом количестве, и достаточно простым, чтобы его обслуживал и управлял местный персонал. Например, реакторы РБМК на Игналинской АЭС в Литве были рассчитаны на мощность 1500 МВт каждый, что было очень большой мощностью для того времени и даже для начала 21 века.

Проект РБМК-1000 был окончательно доработан в 1968 году. В то время это был самый большой в мире ядерный реактор, превосходящий западные проекты и ВВЭР (более ранний советский проект реактора PWR, производные от которого используются и строятся по состоянию на 2021 год) по выходной мощности. и физический размер, который в 20 раз больше по объему, чем современные западные реакторы. Подобно реакторам CANDU, его можно было производить без тяжелой промышленности, необходимой для производства больших и толстостенных корпусов реакторов высокого давления, таких как те, которые используются в реакторах ВВЭР , тем самым увеличивая количество заводов, способных производить компоненты реактора РБМК. Опытных образцов РБМК не было построено; он был запущен прямо в серийное производство.

РБМК был провозглашен национальным реактором Советского Союза, вероятно, из-за национализма из-за его уникальной конструкции, больших размеров и выходной мощности, и тем более что ВВЭР назывался американскими реакторами его недоброжелатели в Советском Союзе, поскольку его конструкция больше похоже на реакторы западных PWR. Патент на сверхсекретное изобретение на конструкцию РБМК был подан Анатолием Александровым из Курчатовского института атомной энергии, который лично взял на себя проект реактора в Советском патентном ведомстве. Потому что здание содержаниядолжен был быть очень большим и, следовательно, дорогим (удваивающим стоимость каждой единицы) из-за большого размера РБМК, он изначально не был включен в конструкцию. Разработчики утверждали, что стратегия РБМК по размещению каждой ТВС в своем собственном канале с проточной охлаждающей водой является приемлемой альтернативой защитной оболочки.

РБМК в основном проектировался в Курчатовском институте атомной энергии и НИКИЭТ  [ ru ] , возглавляемых Анатолием Александровым и Николаем Доллежалем соответственно, с 1964 по 1966 год. Советский Союз предпочитал РБМК ВВЭР из-за простоты изготовления ( из-за отсутствия большого и толстостенного корпуса реактора высокого давления и относительно сложных связанных парогенераторов) и его большой выходной мощности, которая позволила бы Советскому правительству легко достичь своих целей центрального экономического планирования . Безопасность не придавали особого значения. [6]Недостатки в первоначальной конструкции РБМК были признаны другими, в том числе в Курчатовском институте, до того, как были построены первые блоки, но заказы на строительство первых блоков РБМК, которые находились в Ленинграде, были изданы Советом еще в 1966 году. правительство к тому времени их заботы дошли до ЦК Коммунистической партии Советского Союза и Совета Министров СССР. Это вызвало внезапный капитальный ремонт РБМК, при этом в значительной степени устранив его вторую цель производства плутония, например, путем перехода с природного урана на 1,8-процентный низкообогащенный уран, который позже будет обнаружен в Ленинграде, а также улучшил контроль. реактора по мере увеличения мощности обогащения.Производство плутония в РБМК могло быть достигнуто за счет эксплуатации реактора при особых тепловых параметрах.[7] Это был проект, который был завершен в 1968 году. Этот внезапный редизайн не устранил недостатки, которые были обнаружены только спустя годы. Строительство первого РБМК на Ленинградской АЭС началось в 1970 году. Ленинградский энергоблок №1 открыт в 1973 году.

В Ленинграде было обнаружено, что РБМК из-за его положительного парового коэффициента стало труднее контролировать, так как урановое топливо было израсходовано или сожжено, что стало непредсказуемым к моменту остановки после трех лет технического обслуживания. Это сделало управление РБМК очень трудоемкой, психологически и физически сложной задачей, требующей своевременной корректировки десятков параметров каждую минуту, круглосуточно, постоянно изнашивая переключатели, такие как те, которые используются на стержнях управления, и заставляя операторов потеть. Таким образом, процент обогащения был увеличен до 2,0%, чтобы решить эти проблемы. Некоторые в Советском Союзе считали РБМК устаревшим вскоре после ввода в эксплуатацию энергоблока №1 Чернобыльской АЭС. Александров и Доллежаль не проводили дальнейших исследований и даже не глубоко понимали проблемы в РБМК.а коэффициент пустотности не анализировался в руководствах для реактора. Инженеры энергоблока № 1 Чернобыля должны были найти решения для многих недостатков РБМК, таких как отсутствие защиты от отсутствия подачи питательной воды. В Ленинграде и на энергоблоке №1 были частичные аварии, которые рассматривались (наряду с другими ядерными авариями на электростанциях) как государственная тайна и поэтому были неизвестны даже другим рабочим на тех же станциях.

К 1980 году после завершения конфиденциального исследования НИКИЭТ осознал, что аварии с РБМК вероятны даже при нормальной эксплуатации, но не было предпринято никаких действий по исправлению недостатков РБМК, и вместо этого были пересмотрены руководства для РБМК, которых, по их мнению, было достаточно для обеспечения безопасной эксплуатации. пока за ними внимательно следили, но инструкции были расплывчатыми, и персонал советской электростанции уже имел привычку не соблюдать правила, чтобы нести ответственность перед партийными чиновниками из-за постоянно увеличивающихся производственных квот в сочетании с неадекватным или неисправным оборудованием. Например, не было четко указано, что некоторое количество регулирующих стержней должно оставаться в реакторе все время, чтобы предотвратить аварию, поскольку регулирующие стержни ограничивают эксплуатационный запас реактивности или ORM,или влияние остальных регулирующих стержней в активной зоне на реактивность реактора.[8] После аварии на Чернобыльской АЭС в диспетчерские РБМК были добавлены самописец и дисплей ORM.

Предполагается, что срок службы многих блоков составит 45 лет после капитального ремонта. [9]

Конструкция и характеристики реактора [ править ]

Корпус реактора, замедлитель и защита [ править ]

Принципиальная схема РБМК
Схема расположения активной зоны реактора РБМК, вид сбоку
Реакторный зал и трубопроводные системы реактора РБМК.

Яма или хранилище реактора сделаны из железобетона и имеют размеры 21,6 на 21,6 на 25,5 метра (71 фут × 71 фут × 84 фут). В нем находится корпус реактора, который является кольцевым, состоящим из внутренней и внешней цилиндрических стенок, а также верхней и нижней металлических пластин, которые закрывают пространство между внутренней и внешней стенками, но не закрывают пространство, окруженное корпусом. Корпус реактора представляет собой кольцевой стальной цилиндр с полыми стенками и давлением газообразного азота с внутренним диаметром и высотой 14,52 на 9,75 метра (47,6 футов на 32,0 футов) и толщиной стенок 16 мм (0,63 дюйма). Для восприятия осевых нагрузок теплового расширения он оснащен двумя сильфонными компенсаторами., один вверху, а другой внизу, в промежутках между внутренней и внешней стенками. Судно окружает штабель блоков графитового сердечника, который служит замедлителем. Графитовый пакет хранится в смеси гелия и азота для создания инертной атмосферы для графита, предотвращения его потенциальных возгораний и для переноса избыточного тепла от графита к каналам охлаждающей жидкости.

Блоки замедлителя изготовлены из ядерного графита, размеры которого составляют 25 на 25 сантиметров (9,8 дюйма × 9,8 дюйма) в плоскости, перпендикулярной каналам, и с несколькими продольными размерами от 20 сантиметров (7,9 дюйма) до 60 сантиметров (24 дюйма). ) в зависимости от расположения в стеке. На продольной оси блоков имеются отверстия диаметром 11,4 см (4,5 дюйма) для каналов подачи топлива и управления. Блоки уложены друг на друга и окружены корпусом реактора в цилиндрическую активную зону диаметром и высотой 14 на 8 метров (46 футов × 26 футов). [10] Максимально допустимая температура графита составляет до 730 ° C (1350 ° F). [11]

Реактор имеет активную зону активной зоны диаметром 11,8 метра и высотой 7 метров. В реакторе РБМК-1000 находится 1700 тонн графитовых блоков. [8] Азот под давлением в сосуде предотвращает утечку гелий-азотной смеси, используемой для охлаждения графитовой стопки.

Корпус реактора имеет на своей внешней стороне встроенный цилиндрический кольцевой резервуар для воды [12], сварную конструкцию с толщиной стенок 3 см (1,2 дюйма), внутренним диаметром 16,6 м (54 фута 6 дюймов) и внешним диаметром 19 м. (62 фута 4 дюйма), разделенный внутри на 16 вертикальных отсеков. Вода подается в отсеки снизу и удаляется сверху; воду можно использовать для аварийного охлаждения реактора. Бак содержит термопары для измерения температуры воды и ионные камеры для контроля мощности реактора. [13] Резервуар, наряду с кольцевым слоем песка между внешней стороной резервуара и внутренней стороной котлована, [8] и относительно толстый бетон котлована реактора служат боковыми биологическими экранами.

Реакторный зал РБМК-1500 Игналинской АЭС , Литва - верхний биологический щит (UBS) находится на несколько метров ниже пола реакторного зала. На топливных каналах реактора крышки каналов отсутствуют; приводы управляющих стержней находятся под цветными крышками.
Реактор РБМК с крышками топливных каналов

Верх реактора закрыт верхним биологическим экраном (UBS), также называемым «Схема E», «Пятачок», или, после взрыва (Чернобыльский реактор 4), « Елена» . UBS представляет собой цилиндрический диск размером 3 м × 17 м (9,8 футов × 55,8 футов) и массой 2000 тонн. [8] Он пронизан стояками топливных и управляющих сборок. Верх и низ покрыты стальными пластинами толщиной 4 см (1,57 дюйма), приваренными для обеспечения герметичности гелия и дополнительно соединенными конструктивными опорами. Пространство между пластинами и трубами заполняются серпентинитом , [8] камень , содержащий значительные количества связанной воды. Серпентинит обеспечивает радиационную защиту биологической защиты и применялся в виде специальной бетонной смеси. Диск опирается на 16 роликов, расположенных на верхней стороне усиленного цилиндрического резервуара для воды. Конструкция УБС поддерживает топливные каналы и каналы управления, этаж над реактором в центральном зале и пароводяные трубы. [13] [14]

Под нижней частью активной зоны реактора находится нижний биологический экран (LBS), аналогичный UBS, но размером всего 2 м × 14,5 м (6,6 футов × 47,6 футов). Он пронизан трубками для нижних концов напорных каналов и выдерживает вес графитовой стопки и впускного трубопровода охлаждающей жидкости. Стальная конструкция, две тяжелые пластины, пересекающиеся под прямым углом под центром LBS и приваренные к LBS, поддерживает LBS и передает механическую нагрузку на здание. [14] Аналогичная конструкция из пересекающихся стальных пластин находится на верхней части UBS, которая поддерживает пластину, которая поддерживает крышки каналов, которые образуют пол над реактором.

Над UBS находятся трубопроводы верхнего канала и кабели КИПиА, а над ним - верхняя защитная крышка или крышки каналов; их верхние поверхности образуют часть пола реакторного зала. Он служит частью биологической защиты и теплоизоляции реакторного пространства. Они состоят из блоков, закрывающих отдельные съемные стально-графитовые заглушки, расположенные над вершинами каналов. [14] 350-килограммовые серпентинитовые бетонные блоки, плакированные нержавеющей сталью, используются в верхней защитной крышке, которая закрывает каждую заглушку или заглушку топливных каналов в реакторе, а также составляет часть пола реакторного зала, образуя то, что напоминает круг с сетка. Таким образом, этаж над реактором известен рабочим завода РБМК как пятачок . [8]На каждую заглушку приходится одна крышка (крышка / блок) и одна заглушка на канал. Крышки располагаются на пластине, которая находится над верхним трубопроводом и кабелями КИПиА. Заглушки выступают из этой пластины.

Топливные каналы [ править ]

Топливные каналы состоят из сварных напорных трубок из циркалоя с внутренним диаметром 8 см (3,1 дюйма) и толщиной стенок 4 мм (0,16 дюйма), проходящих через каналы в центре графитовых блоков замедлителя . Верхняя и нижняя части трубок изготовлены из нержавеющей стали и соединены с центральным сегментом из циркалоя с помощью муфт из сплава циркония и стали. Напорная трубка удерживается в каналах графитовой батареи двумя чередующимися типами разрезных графитовых колец высотой 20 мм (0,79 дюйма); один находится в прямом контакте с трубкой и имеет зазор 1,5 мм (0,059 дюйма) до графитовой стопки, другой непосредственно касается графитовой стопки и имеет зазор 1,3 мм (0,051 дюйма) по отношению к трубке; этот узел снижает передачу механических нагрузок, вызванныхНабухание , вызванное нейтронами , тепловое расширение блоков и другие факторы, влияющие на напорную трубку, при одновременном облегчении передачи тепла от графитовых блоков. Напорные трубы приварены к верхней и нижней плитам корпуса реактора. [14]

Хотя большая часть тепловой энергии от процесса деления генерируется в топливных стержнях, примерно 5,5% откладывается в графитовых блоках, поскольку они замедляют быстрые нейтроны, образующиеся при делении. Эту энергию необходимо удалить, чтобы избежать перегрева графита. Около 80–85% энергии, вкладываемой в графит, удаляется каналами теплоносителя твэла за счет теплопроводности через графитовые кольца. Остальное тепло графита отводится из каналов регулирующих стержней за счет принудительной циркуляции газа через газовый контур. [15]

В активной зоне реактора РБМК первого поколения имеется 1693 топливных канала и 170 каналов регулирующих стержней. Активные зоны реакторов второго поколения (такие как Курск и Чернобыль 3/4) имеют 1661 топливный канал и 211 каналов регулирующих стержней. [16]

ТВС подвешена в топливном канале на кронштейне с заглушкой. Уплотнительная пробка имеет простую конструкцию, что облегчает ее снятие и установку с помощью заправочной машины с дистанционным управлением.

Топливные каналы могут вместо топлива содержать неподвижные поглотители нейтронов или быть полностью заполнены охлаждающей водой. Они также могут содержать заполненные кремнием трубки вместо топливной сборки с целью легирования полупроводников. Эти каналы могут быть идентифицированы соответствующими сервоприводами, которые будут заблокированы и заменены атомным символом кремния.

Небольшой зазор между напорным каналом и графитовым блоком делает графитовый сердечник восприимчивым к повреждениям. Если канал давления деформируется, например, из-за слишком высокого внутреннего давления, деформация может вызвать значительные нагрузки давления на графитовые блоки и привести к повреждению.

Топливо [ править ]

Держатель твэлов реактора РБМК 1 - дистанционная арматура; 2 - корпус твэлов; 3 - топливные таблетки.
Держатель твэлов реактора РБМК Урановые топливные таблетки, топливные трубки, дистанционная арматура, графитовые кирпичи.

Топливные таблетки изготовлены из порошка диоксида урана , спеченного с подходящим связующим в таблетки диаметром 11,5 мм (0,45 дюйма) и длиной 15 мм (0,59 дюйма). Материал может содержать добавленный оксид европия в качестве выгорающего ядерного яда для уменьшения разницы в реактивности между новой и частично отработанной тепловыделяющей сборкой. [17] Чтобы уменьшить проблемы теплового расширения и взаимодействия с оболочкой, таблетки имеют полусферические углубления. Отверстие диаметром 2 мм (0,079 дюйма), проходящее через ось таблетки, служит для снижения температуры в центре таблетки и для облегчения удаления газообразных продуктов деления. Уровень обогащениясоставляет 2% (0,4% для торцевых таблеток сборок). Максимально допустимая температура топливной таблетки составляет 2100 ° C (3810 ° F).

Топливные стержни представляют собой трубки из циркалоя (1% ниобия ) с внешним диаметром 13,6 мм (0,54 дюйма) и толщиной 0,825 мм (0,0325 дюйма). Стержни заполнены гелием при 0,5 МПа и герметично закрыты. Удерживающие кольца помогают удерживать гранулы в центре трубки и облегчают передачу тепла от гранулы к трубке. Гранулы удерживаются в осевом направлении пружиной . Каждый стержень содержит 3,5 кг (7,7 фунта) топливных таблеток. Топливные стержни имеют длину 3,64 м (11 футов 11 дюймов), из которых 3,4 м (11 футов 2 дюйма) являются активной длиной. Максимально допустимая температура топливного стержня составляет 600 ° C (1112 ° F). [15]

ТВС состоят из двух комплектов («сборок») по 18 твэлов и 1 несущий стержень. Топливные стержни расположены вдоль центрального несущего стержня, внешний диаметр которого составляет 1,3 см (0,5 дюйма). Все стержни топливной сборки удерживаются на месте с помощью 10 прокладок из нержавеющей стали, разделенных расстоянием 360 мм (14,2 дюйма). Два подузла соединены с цилиндром в центре сборки; во время работы реактора это мертвое пространство без топлива снижает поток нейтронов в центральной плоскости реактора. Полная масса урана в топливной сборке составляет 114,7 кг (253 фунта). Выгорание топлива составляет 20 МВт · сут / кг. Общая длина топливной сборки составляет 10,025 м (32 фута 10,7 дюйма) с 6,862 м (22 фута 6,2 дюйма) активной области.

Помимо штатных ТВС существуют инструментальные, содержащие детекторы нейтронного потока в центральном держателе. В этом случае стержень заменяется трубкой с толщиной стенки 2,5 мм (0,098 дюйма); и внешним диаметром 15 мм (0,6 дюйма). [18]

В отличие от прямоугольных тепловыделяющих сборок PWR / BWR или шестиугольных тепловыделяющих сборок ВВЭР, тепловыделяющая сборка РБМК имеет цилиндрическую форму для соответствия круглым напорным каналам.

Автозаправочная машина смонтирована на портальном кране и управляется дистанционно. Топливные сборки могут быть заменены без остановки реактора, что является важным фактором для производства оружейного плутония и, в гражданском контексте, для увеличения времени безотказной работы реактора. Когда необходимо заменить тепловыделяющую сборку, машина располагается над топливным каналом: затем она сопрягается с последним, выравнивает давление внутри, вытягивает стержень и вставляет новый. Затем отработанный стержень помещается в пруд-охладитель. Производительность перегрузочной машины с реактором на номинальном уровне мощности составляет две ТВС в сутки, пиковая - пять в сутки.

Общее количество топлива в стационарных условиях - 192 тонны. [16] Активная зона РБМК имеет относительно низкую удельную мощность, по крайней мере, частично из-за расстояния 25 см между каналами и, следовательно, тепловыделяющими сборками.

Управляющие стержни [ править ]

Схема расположения активной зоны реактора №4 Чернобыльской РБМК (количество стержней каждого типа в скобках):
  пусковые источники нейтронов (12)
  тяги управления (167)
  короткие регулирующие стержни снизу реактора (32)
  стержни автоматического управления (12)
 напорные трубки с топливными стержнями (1661)
Цифры на изображении указывают положение соответствующих регулирующих стержней (глубина погружения в сантиметрах) в 01:22:30, страница 119 [19] за 78 секунд до взрыва реактора.

Большинство стержней управления реактором вставлено сверху; 24 укороченных стержня вставляются снизу и используются для увеличения контроля распределения мощности по оси сердечника. За исключением 12 автоматических стержней, стержни управления имеют на конце графитовую секцию длиной 4,5 м (14 футов 9 дюймов), разделенную телескопом длиной 1,25 м (4 фута 1 дюйм) (который создает заполненное водой пространство между графит и поглотитель) и карбид борасекция поглотителя нейтронов. Роль графитовой секции, известной как «вытеснитель», заключается в увеличении разницы между уровнями ослабления нейтронного потока вставленных и втянутых стержней, поскольку графит вытесняет воду, которая в противном случае действовала бы как поглотитель нейтронов, хотя и намного слабее, чем карбид бора. ; канал стержня управления, заполненный графитом, поглощает меньше нейтронов, чем заполненный водой, поэтому разница между вставленным и втянутым стержнем управления увеличивается. Когда регулирующий стержень полностью втянут, графитовый вытеснитель находится в середине высоты активной зоны, с 1,25 м воды на каждом из его концов. Вытеснение воды в нижних 1,25 м активной зоны при движении стержня вниз вызывает локальное увеличение реактивности в нижней части активной зоны, когда графитовая часть стержня управления проходит через эту секцию. Этот "положительный эффект аварийного останова был обнаружен в 1983 г.Игналинская АЭС . Каналы управляющих стержней охлаждаются независимым водяным контуром и поддерживаются при температуре 40–70 ° C (104–158 ° F). Узкое пространство между стержнем и его каналом препятствует потоку воды вокруг стержней во время их движения и действует как гидравлический демпфер, что является основной причиной их медленного времени установки (номинально 18–21 секунда для стержней системы управления и защиты реактора, или около 0,4 м / с). После аварии на Чернобыльской АЭС сервоприводы управляющих стержней на других реакторах РБМК были заменены, чтобы обеспечить более быстрое перемещение стержней, и еще более быстрое перемещение было достигнуто за счет охлаждения каналов управляющих стержней тонким слоем воды между внутренней рубашкой и циркалоевой трубкой реактора. канал, позволяя самим стержням двигаться в газе.

Разделение стержней управления между группами ручной и аварийной защиты было произвольным; стержни можно было переназначить из одной системы в другую во время работы реактора без технических или организационных проблем.

Дополнительные статические поглотители на основе бора вставляются в активную зону, когда она загружается свежим топливом. При начальной загрузке активной зоны добавляется около 240 поглотителей. Эти поглотители постепенно удаляются по мере увеличения выгорания. Коэффициент пустотности реактора зависит от содержимого активной зоны; он колеблется от отрицательного со всеми исходными поглотителями до положительного, когда все они удалены.

Нормальный запас реактивности составляет 43–48 регулирующих стержней.

Газовый контур [ править ]

Реактор работает в гелий - азот атмосферы (70-90% He, 10-30% N 2 ). [15] Газовый контур состоит из компрессора , аэрозольного и йодного фильтров, адсорбера для углекислого газа , монооксида углерода и аммиака , резервуара для хранения, позволяющего газообразным радиоактивным продуктам распадаться перед выпуском, аэрозольного фильтра для удаления твердого распада. изделия и вентиляторная труба, культовый дымоход над пространством между реакторами в РБМК второго поколения, таких как Курск и Чернобыль 3/4, или на некотором расстоянии от реакторов в РБМК первого поколения, таких как Курск и Чернобыль 1/2. [20]Газ нагнетается в колонну активной зоны снизу с низким расходом и выходит из стояка каждого канала по отдельной трубе. Контролируется влажность и температура выходящего газа; их увеличение - показатель утечки теплоносителя. [11] Один газовый контур обслуживает два реактора РБМК-1000 или один РБМК-1500; Реакторы РБМК всегда строились попарно. Газовый контур размещен между двумя реакторами в РБМК второго поколения, таких как Чернобыль 3/4, Курск 3/4 и Смоленск 1-4.

Контуры охлаждения и пара [ править ]

Схема системы охлаждения и турбогенераторов электростанции РБМК.
Циркуляционная система РБМК с изображением сепараторов пара (красный), насосов (желтый) и трубопроводной сети.

Реактор имеет два независимых контура охлаждения, каждый из которых имеет четыре основных циркуляционных насоса (три рабочих, один резервный). Охлаждающая вода подается в реактор через нижние линии воды в общий коллектор давления ( по одному для каждого охлаждающего контура), который разделен на распределительных коллекторов 22 групп, каждая подача 38-41 каналов под давлением через ядро, где питательная кипит. Смесь пара и воды направляется по верхним паропроводам, по одному на каждый напорный канал, от верха реактора к сепараторам пара , парам толстых горизонтальных барабанов, расположенных в боковых отсеках над верхом реактора; каждая имеет диаметр 2,8 м (9 футов 2 дюйма), длину 31 м (101 фут 8 дюймов), толщину стенок 10 см (3,9 дюйма) и вес 240  т (260 коротких тонн ). [10]Пар с качеством пара около 15% отбирается из верхней части сепараторов двумя коллекторами пара на каждый сепаратор, объединяется и направляется в два турбогенератора в машинном зале, а затем в конденсаторы , где повторно нагревается до 165 ° C (329 ° F. ), и перекачивается конденсатными насосами в деаэраторы , где удаляются остатки газовой фазы и вызывающие коррозию газы. Образовавшаяся питательная вода подается в паровые сепараторы насосами питательной воды и смешивается с водой из них на их выходах. Снизу паровых сепараторов питательная вода по 12 спускным трубам (от каждого сепаратора) направляется к всасывающим коллекторам главных циркуляционных насосов и обратно в реактор.[21] Вконтур входит ионообменная система для удаления примесей из питательной воды.

Турбина состоит из одного ротора (цилиндра) высокого давления и четырех ротора низкого давления. Пять сепараторов-подогревателей низкого давления используются для нагрева пара свежим паром перед подачей на следующую ступень турбины. Неконденсированный пар подается в конденсатор, смешивается с конденсатом из сепараторов, подается конденсатным насосом первой ступени в химический (ионообменный) очиститель, затем конденсатным насосом второй ступени в четыре деаэратора, где растворяются и уносятся газы. удалены; деаэраторы также служат резервуарами для хранения питательной воды. Из деаэраторов вода перекачивается через фильтры в нижние части барабанов пароотделителя. [22]

Основные циркуляционные насосы производительностью 5 500–12 000 м 3 / ч приводятся в действие электродвигателями 6 кВ . Нормальный расход теплоносителя составляет 8000 м 3 / час на насос; это снижается регулирующими клапанами до 6000–7000 м 3 / ч, когда мощность реактора ниже 500 МВт. Каждый насос имеет клапан управления потоком и обратный клапан предотвращения обратного клапана на выходе, а также запорные клапаны на обоих входе и выходе. Каждый из напорных каналов в активной зоне имеет свой собственный регулирующий клапан, так что распределение температуры в активной зоне реактора может быть оптимизировано. На каждом канале установлен расходомер шарового типа .

Номинальный расход теплоносителя через реактор 46 000–48 000 м 3 / ч. Расход пара на полной мощности составляет 5 440–5 600 т (6 000–6 170 коротких тонн) / час. [11]

Номинальная температура охлаждающей воды на входе в реактор составляет около 265–270 ° C (509–518 ° F), а температура на выходе 284 ° C (543 ° F) при давлении в барабанном сепараторе и реакторе 6,9. мегапаскали (69 бар; 1000 фунтов на кв. дюйм). [11] [8] Давление и температура на входе определяют высоту, на которой начинается кипение в реакторе; если температура хладагента недостаточно ниже его точки кипения при давлении в системе, кипение начинается в самой нижней части реактора, а не в его более высоких частях. При небольшом количестве поглотителей в активной зоне реактора, например, во время аварии на Чернобыльской АЭС, положительный коэффициент пустотностиреактора делает реактор очень чувствительным к температуре питательной воды. Пузырьки кипящей воды приводят к повышенной мощности, что, в свою очередь, увеличивает образование пузырьков. После 1986 г. в топливную сборку были введены поглотители, постоянно обеспечивающие отрицательный коэффициент пустотности за счет более высоких требований к обогащению уранового топлива. [ необходима цитата ]

Если температура охлаждающей жидкости слишком близко к его точке кипения, кавитация может происходить в насосах и их работа может стать неустойчивой или даже остановить полностью. Температура питательной воды зависит от производства пара; часть паровой фазы направляется в турбины и конденсаторы и возвращается значительно холоднее (155–165 ° C (311–329 ° F)), чем вода, возвращающаяся непосредственно из парового сепаратора (284 ° C). Следовательно, при низкой мощности реактора температура на входе может стать опасно высокой. Температура воды поддерживается ниже температуры насыщения, чтобы предотвратить пленочное кипение и связанное с этим падение скорости теплопередачи. [10]

Реактор отключается в случае высокого или низкого уровня воды в пароотделителях (с двумя выбираемыми порогами низкого уровня); высокое давление пара; низкий расход питательной воды; потеря двух главных насосов охлаждающей жидкости с обеих сторон. Эти поездки можно отключить вручную. [13]

Уровень воды в паровых сепараторах, процентное содержание пара в напорных трубах реактора, уровень, при котором вода начинает кипеть в активной зоне реактора, поток нейтронов и распределение мощности в реакторе, а также поток питательной воды через активную зону. должны тщательно контролироваться. Уровень воды в пароотделителе в основном регулируется за счет подачи питательной воды, причем деаэраторные баки служат резервуаром для воды.

Максимально допустимая скорость нагрева реактора и теплоносителя составляет 10 ° C (18 ° F) / ч; максимальная скорость охлаждения составляет 30 ° C (54 ° F) / ч. [11]

ECCS [ править ]

Реактор оборудован системой аварийного охлаждения активной зоны (САОР), состоящей из специального резервуара для запаса воды, гидроаккумуляторов и насосов. Трубопровод САОЗ интегрирован с обычной системой охлаждения реактора. Предполагается, что в случае полной потери мощности насосы САОЗ будут приводиться в действие вращательным моментом ротора турбогенератора на время до того, как дизель-генераторы войдут в работу. Чернобыльская катастрофапроизошло во время неудачной проверки этой системы. В САОЗ есть три системы, подключенные к коллекторам системы охлаждения. В случае повреждения первая подсистема САОЗ обеспечивает охлаждение до 100 секунд поврежденной половины контура охлаждающей жидкости (другая половина охлаждается главными циркуляционными насосами), а две другие подсистемы затем обеспечивают длительное охлаждение охлаждающей жидкости. реактор. [13]

Кратковременная подсистема САОЗ состоит из двух групп по шесть аккумуляторных баков, содержащих воду, заполненную азотом под давлением 10 мегапаскалей (1500 фунтов на кв. Дюйм), соединенных быстродействующими клапанами с реактором. Каждая группа может подавать 50% максимального расхода теплоносителя в поврежденную половину реактора. Третья группа - это комплект электронасосов, забирающих воду из деаэраторов. Кратковременные насосы могут приводиться в действие от вращения основных турбогенераторов. [13]

САОЗ для длительного охлаждения поврежденного контура состоит из трех пар электронасосов, забирающих воду из бассейнов понижения давления; вода охлаждается технической водой завода с помощью теплообменников на всасывающих линиях. Каждая пара способна обеспечить половину максимального расхода теплоносителя. САОЗ для длительного охлаждения неповрежденного контура состоит из трех отдельных насосов, забирающих воду из резервуаров для хранения конденсата, каждый из которых способен обеспечить половину максимального расхода. Насосы САОЗ питаются от основных внутренних линий 6 кВ, поддерживаемых дизельными генераторами. Некоторые клапаны, требующие бесперебойного питания, также имеют резервное питание от батарей. [13]

Системы контроля / надзора за реактором [ править ]

Щит управления РБМК первого поколения на Курской АЭС
БЩУ 3-го энергоблока Чернобыльской АЭС РБМК второго поколения. Большой круглый дисплей мнемосхемы для каждого канала или основной карты находится слева.

Распределение плотности мощности в реакторе измеряется ионизационными камерами.расположен внутри и снаружи сердечника. Система управления распределением физической плотности мощности (PPDDCS) имеет датчики внутри ядра; система управления и защиты реактора (RCPS) использует датчики в активной зоне и в боковом резервуаре биологической защиты. Внешние датчики в баке расположены вокруг средней плоскости реактора, поэтому не показывают осевое распределение мощности или информацию о мощности в центральной части активной зоны. Существует более 100 радиальных и 12 осевых мониторов распределения мощности, в которых используются датчики с автономным питанием. Измерители реактивности и съемные пусковые камеры используются для контроля запуска реактора. Полная мощность реактора записывается как сумма токов боковых ионизационных камер.Влажность и температура газа, циркулирующего в каналах, контролируется системой контроля целостности напорных трубок.

Предполагается, что PPDDCS и RCPS дополняют друг друга. Система RCPS состоит из 211 подвижных стержней управления. Однако обе системы имеют недостатки, особенно заметные при низких уровнях мощности реактора. PPDDCS предназначена для поддержания распределения плотности мощности реактора от 10 до 120% от номинальных уровней и для управления общей мощностью реактора от 5 до 120% от номинальных уровней. Подсистемы RPCS LAC-LAP (местное автоматическое управление и местная автоматическая защита) основаны на ионизационных камерах внутри реактора и активны при уровнях мощности выше 10%. Ниже этих уровней автоматические системы отключены, а внутренние датчики недоступны. Без автоматических систем и полагаясь только на боковые ионизационные камеры, управление реактором становится очень трудным;операторы не имеют достаточных данных для надежного управления реактором и вынуждены полагаться на свою интуицию. Во время запуска реактора с активной зоной, не содержащей отравляющих веществ, этим недостатком информации можно управлять, поскольку реактор ведет себя предсказуемо, но неравномерно отравленная активная зона может вызвать большие неоднородности распределения мощности с потенциально катастрофическими результатами.

Система аварийной защиты реактора (САЗ) предназначена для остановки реактора при превышении его эксплуатационных параметров. В конструкции учтено схлопывание пара в активной зоне при падении температуры твэла ниже 265 ° С, испарение теплоносителя в топливных каналах в холодном состоянии реактора, а также прихват некоторых стержней аварийной защиты. Однако низкая скорость ввода регулирующих стержней вместе с их конструкцией, вызывающей локализованную положительную реактивность при перемещении вытеснителя через нижнюю часть активной зоны, создали ряд возможных ситуаций, когда включение САП само по себе могло вызвать или усугубить разгон реактора. .

Компьютерная система SKALA или SCALA для расчета запаса реактивности собирала данные примерно из 4000 источников. Его цель заключалась в том, чтобы помочь оператору в установившемся управлении реактором. На циклический просмотр всех измерений и вычисление результатов требовалось от десяти до пятнадцати минут. СКАЛА не мог управлять реактором, вместо этого он только давал рекомендации операторам, и он использовал компьютерные технологии 1960-х годов. [23]

Операторы могут отключить некоторые системы безопасности, сбросить или подавить некоторые сигналы тревоги и обойти автоматическое аварийное отключение , подключив соединительные кабели к доступным терминалам. Такая практика была разрешена при некоторых обстоятельствах.

Реактор оборудован течеискателем твэлов. Сцинтилляционный счетчик детектор, чувствительный к энергии короткоживущих продуктов деления, устанавливается на специальную тележку и перемещать по выходы топливных каналов, выдачи предупреждения , если повышенной радиоактивности обнаруживается в потоке пара-воды.

В диспетчерских РБМК есть две большие панели или мнемосхемы, представляющие вид сверху на реактор. Один дисплей состоит в основном или полностью (в РБМК первого поколения) из цветных циферблатов или индикаторов положения стержней: эти циферблаты представляют положение стержней управления внутри реактора, а цвет корпуса шкал совпадает с цветом стержней управления, цвета которых соответствуют их функциям, например, красный для стержней автоматического управления. Другой дисплей - это карта ядра или картограмма каналов ядра, он круглый, состоит из плиток и представляет каждый канал на реакторе. Каждая плитка состоит из одной световой крышки с номером канала [24]и лампа накаливания, и каждая лампочка загорается, чтобы представить параметры канала, не соответствующие спецификации (выше или ниже нормального). Операторы должны ввести количество затронутых каналов, а затем просмотреть инструменты, чтобы точно определить, какие параметры не соответствуют спецификации. На основной карте представлена ​​информация с компьютера SKALA. У каждого подразделения был свой компьютер, расположенный в отдельной комнате. В диспетчерской также есть диаграммы или регистраторы трендов. Некоторые диспетчерские РБМК были модернизированы видеостенами, которые заменяют мнемосхемы и большинство самописцев и устраняют необходимость вводить номера каналов, а вместо этого операторы наводят курсор на (теперь репрезентативный) фрагмент, чтобы показать его параметры, которые отображаются на нижняя сторона видеостены. [25] Комната управления расположена под полом деаэраторной, и обе комнаты находятся в пространстве между реакторным и турбинным корпусами.

Сдерживание [ править ]

Конструкция РБМК в первую очередь создавалась так, чтобы быть мощной, быстрой в сборке и простой в обслуживании. Конструкции полной физической защитной оболочки для каждого реактора более чем вдвое увеличили бы стоимость и время строительства каждой станции, и поскольку проект был сертифицирован советским министерством ядерной науки как изначально безопасный при эксплуатации в установленных параметрах, советские власти предполагали надлежащее соблюдение доктрина рабочих сделает невозможной любую аварию. Кроме того, реакторы РБМК были спроектированы таким образом, чтобы можно было заменять топливные стержни на полной мощности без останова (как в тяжеловодном реакторе CANDU под давлением), как для перегрузки топлива, так и для производства плутония (для ядерного оружия).). Это потребовало больших кранов над ядром. Поскольку активная зона реактора РБМК очень высока (около 7 м (23 фута 0 дюймов)), стоимость и сложность строительства тяжелой защитной оболочки не позволили построить дополнительные конструкции аварийной защитной оболочки для труб поверх активной зоны реактора. Во время аварии на Чернобыльской АЭС давление поднялось до уровня, достаточного для того, чтобы сорвать верхнюю часть реактора, что привело к разрыву топливных каналов и возникновению сильного пожара при контакте воздуха с перегретой графитовой активной зоной. После аварии на Чернобыльской АЭС некоторые реакторы РБМК были модернизированы с помощью конструкции частичной защитной оболочки (вместо здания полной защитной оболочки ), которая окружает топливные каналы водяными рубашками для улавливания любых выпущенных радиоактивных частиц.

Нижняя часть реактора заключена в герметичный отсек. Между дном реактора и полом есть пространство. Система защиты от избыточного давления в полости реактора состоит из устройств сброса пара, встроенных в пол и ведущих к коллекторам парораспределителя, покрытым разрывными дисками.и выход в коридор распределения пара под реактором на уровне +6. На полу коридора расположены входы большого количества вертикальных труб, ведущих к основанию бассейнов подавления давления (бассейнов-барботеров), расположенных на уровнях +3 и +0. В случае аварии, которая прогнозировалась как разрыв не более одного или двух напорных каналов, пар должен был барботировать через воду и конденсироваться там, уменьшая избыточное давление в герметичном отсеке. Пропускная способность труб к бассейнам ограничивала способность защиты одновременным разрывом двух напорных каналов; большее количество отказов вызовет повышение давления, достаточное для подъема крышки («Конструкция E», после взрыва по прозвищу «Елена»), перерезание остальных топливных каналов,разрушить систему ввода регулирующих стержней и, возможно, также вывести регулирующие стержни из активной зоны.[26] Защитная оболочка была спроектирована так, чтобы справляться с отказами сливных стаканов, насосов, а также распределения и входа питательной воды. Герметичные отсеки вокруг насосов выдерживают избыточное давление 0,45 МПа. Распределительные коллекторы и впускные кожухи выдерживают давление 0,08 МПа и вентилируются через обратные клапаны.в герметичный отсек. Полость реактора может выдерживать избыточное давление 0,18 МПа и вентилируется через обратные клапаны в герметичный отсек. Система подавления давления может обрабатывать выход из строя одного реактора канала, заголовок давления насоса, или заголовок распределения. Утечки в паропроводах и сепараторах не устраняются, за исключением поддержания несколько более низкого давления в галерее стояка и отсеке парового барабана, чем в реакторном зале. Эти пространства также не предназначены для выдерживания избыточного давления. В парораспределительном коридоре установлены поверхностные конденсаторы . Системы пожаротушения, работающие как в аварийном, так и в нормальном режиме, питаются от бассейнов понижения давления через теплообменники, охлаждаемые технической водой завода, и охлаждают воздух над бассейнами. Струйные охладители расположены в самых верхних частях отсеков; их роль заключается в охлаждении воздуха и удалении паров и частиц радиоактивного аэрозоля. [13]

Удаление водорода из герметичного отсека осуществляется удалением 800 м 3 / ч воздуха, его фильтрацией и сбросом в атмосферу. Удаление воздуха прекращается автоматически в случае утечки охлаждающей жидкости, и его необходимо возобновить вручную. Водород присутствует во время нормальной работы из-за утечки теплоносителя (предположительно до 2 т (2,2 коротких тонны) в час). [13]

Другие системы [ править ]

Для описанных здесь ядерных систем в качестве примера используется Чернобыльская АЭС .

Электрические системы [ править ]

Электростанция подключена к электрической сети 330 кВ и 750 кВ . В блоке два электрогенератора.подключен к сети 750 кВ одиночным генераторным трансформатором. Генераторы подключаются к общему трансформатору двумя последовательно включенными переключателями. Между ними подключены блочные трансформаторы для питания собственных систем электростанции; Таким образом, каждый генератор может быть подключен к блочному трансформатору для питания установки или к блочному трансформатору и генераторному трансформатору для подачи энергии в сеть. Линия 330 кВ обычно не используется и служит внешним источником питания, подключенным трансформатором станции к электрическим системам электростанции. Электростанция может питаться от собственных генераторов или получать электроэнергию от сети 750 кВ через генераторный трансформатор, от сети 330 кВ через трансформатор подстанции или от другого блока электростанции через две резервные шины.. В случае полной потери внешнего питания основные системы могут получать питание от дизель-генераторов . Каждый блочный трансформатор подключен к двум основным силовым щитам на 6 кВ, A и B (например, 7A, 7B, 8A, 8B для генераторов 7 и 8), питающих основные второстепенные драйверы и подключен к трансформаторам для основного питания 4 кВ и Резервная шина 4 кВ. Платы 7A, 7B и 8B также подключены к трем основным линиям электропередачи (а именно к насосам охлаждающей жидкости), каждая из которых также имеет свой собственный дизель-генератор. В случае выхода из строя контура теплоносителя с одновременным отключением внешнего питания, необходимая мощность может обеспечиваться остановившимися турбогенераторами в течение примерно 45–50 секунд, в течение которых дизель-генераторы должны запуститься. Генераторы запускаются автоматически в течение 15 секунд при отключении внешнего питания.[13]

Турбогенераторы [ править ]

Электроэнергия вырабатывается парой турбогенераторов с водородным охлаждением мощностью 500 МВт . Они расположены в машинном зале длиной 600 м (1968 футов 6 дюймов), примыкающем к зданию реактора. В турбин , почтенный пятицилиндровый К-500-65 / 3000, снабжены Харьков турбоустановки; эти электрические генераторы являются Т-500. Роторы турбины и генератора установлены на одном валу; общий вес роторов составляет почти 200 т (220 коротких тонн), а их номинальная частота вращения составляет 3000  об / мин . турбогенераторимеет длину 39 м (127 футов 11 дюймов) и общий вес 1200 т (1300 коротких тонн). Расход теплоносителя для каждой турбины составляет 82880 т (91360 коротких тонн) / час. Генератор вырабатывает переменный ток 20 кВ 50 Гц. Статор генератора охлаждается водой, а его ротор - водородом . Водород для генераторов производится электролизом на месте . [10] Конструкция и надежность турбин были отмечены Государственной премией Украины 1979 года.

Харьковский турбинный завод (ныне Турбоатом ) позже разработал новую версию турбины, К-500-65 / 3000-2, в попытке сократить использование ценного металла. Чернобыльская АЭС была оборудована обоими типами турбин; В блоке 4 были более новые.

Варианты дизайна [ править ]

РБМК-1500 [ править ]

Единственное различие между реакторами РБМК-1000 и РБМК-1500 заключается в том, что РБМК-1500 охлаждается меньшим количеством воды, который также имеет спиральный ламинарный поток вместо чисто ламинарного потока через топливные стержни и использует меньше урана. Винтовой поток создается турбулизаторами в ТВС. [27] [28] Из-за положительного коэффициента пустотности РБМК уменьшенный объем охлаждающей воды приводит к увеличению выходной мощности. Как следует из названия, он был рассчитан на выходную электрическую мощность 1500 МВт. Единственные реакторы этого типа и мощности - на Игналинской АЭС . [29]

РБМК-2000 и РБМК-3600 [ править ]

РБМК-2000 [27] и РБМК-3600 [30] были рассчитаны на выработку 2000 и 3600 МВт электроэнергии соответственно. РБМК-2000 имел бы увеличенный диаметр канала и количество твэлов на ТВС при сохранении тех же размеров активной зоны реактора, что и РБМК-1000 и РБМК-1500. РБМК-3600 предположительно, как и РБМК-1500, должен был добавить турбулизаторы к конструкции РБМК-2000 для увеличения теплоотвода.

РБМКП-2400 [ править ]

РБМКП-2400 имеет прямоугольную форму, а не цилиндрическую, и представляет собой модульную, теоретически бесконечно расширяемую в продольном направлении конструкцию с вертикальными сепараторами пара, предназначенную для изготовления секциями на заводе для сборки на месте . Он был спроектирован так, чтобы иметь выходную мощность 2400 МВт и более высокий тепловой КПД за счет перегрева пара непосредственно в активной зоне реактора в специальных топливных каналах с твэлами с оболочкой из нержавеющей стали вместо более распространенной оболочки из циркалоя для температуры на выходе пара. 450 ° С. Ни один реактор с такой выходной мощностью никогда не строился, а самым мощным в настоящее время является реактор EPR мощностью 1750 МВт ( эл .) По состоянию на 2018 год . [29]Разработка этого проекта была прекращена из-за аварии на Чернобыльской АЭС. RBMKP-4800 имел бы увеличенное количество каналов перегрева, что увеличивало бы выходную мощность. [31] [32]

Недостатки конструкции и проблемы безопасности [ править ]

Будучи реактором раннего поколения II, основанным на советской технологии 1950-х годов, конструкция РБМК была оптимизирована с учетом скорости производства над избыточностью. Он был спроектирован и изготовлен с несколькими конструктивными характеристиками, которые оказались опасно нестабильными при работе за пределами проектных спецификаций. Решение использовать графитовую активную зону с топливом из природного урана позволило производить массивную электроэнергию всего за четверть стоимости реакторов на тяжелой воде , которые требовали больших затрат на техническое обслуживание и требовали больших объемов дорогой тяжелой воды для запуска. Однако это также имело неожиданные негативные последствия, которые полностью не проявились до чернобыльской катастрофы 1986 года.

Высокий положительный коэффициент пустотности [ править ]

Легкая вода (обычная Н 2 О) является как замедлитель нейтронов и поглотитель нейтронов . Это означает, что он не только может замедлять нейтроны до скоростей, находящихся в равновесии с окружающими молекулами («термализовать» их и превращать в нейтроны низкой энергии, известные как тепловые нейтроны , которые с гораздо большей вероятностью будут взаимодействовать с ядрами урана-235, чем с ядрами урана-235. быстрые нейтроны, первоначально образующиеся при делении), но он также поглощает некоторые из них.

В реакторах серии РБМК в качестве теплоносителя используется легкая вода, а замедление в основном осуществляется графитом . Поскольку графит уже замедляет нейтроны, легкая вода оказывает меньшее влияние на их замедление, но все же может поглощать их. Это означает, что реактивность реактора (регулируемая соответствующими нейтронопоглощающими стержнями) должна учитывать нейтроны, поглощаемые легкой водой.

В случае испарения воды в пар место, занятое водой, будет занято водяным паром, плотность которого значительно ниже плотности жидкой воды (точное число зависит от давления и температуры; в стандартных условиях пар составляет около 1 / 1350 плотнее жидкой воды). Из-за этой более низкой плотности (массы и, следовательно, ядер атомов, способных поглощать нейтроны) способность легкой воды поглощать нейтроны практически исчезает при кипении. Это позволяет большему количеству нейтронов делить больше ядер U-235 и тем самым увеличивать мощность реактора, что приводит к более высоким температурам, в результате чего кипит еще больше воды, создавая петлю тепловой обратной связи .

В реакторах РБМК при образовании пара в теплоносителе на практике образуется пустота: пузырь, который не поглощает нейтроны. Снижение замедления за счет легкой воды не имеет значения, поскольку графит все еще замедляет нейтроны. Однако потеря поглощения резко меняет баланс производства нейтронов, вызывая состояние убегания, в котором производится все больше и больше нейтронов, а их плотность растет экспоненциально быстро. Такое состояние называется «положительным парным коэффициентом », и серия реакторов РБМК имеет самый высокий положительный паровой коэффициент из всех когда-либо спроектированных промышленных реакторов.

Высокий коэффициент пустотности не обязательно делает реактор небезопасным по своей сути, так как некоторые нейтроны деления испускаются с задержкой в ​​секунды или даже минуты (испускание нейтронов после деления дочерними ядрами), поэтому можно предпринять шаги для снижения скорости деления. прежде, чем он станет слишком высоким. Однако такая ситуация значительно усложняет управление реактором, особенно на малой мощности. Таким образом, системы управления должны быть очень надежными, а персонал диспетчерской должен быть тщательно обучен особенностям и ограничениям системы. Ни одного из этих требований в Чернобыле не было: поскольку фактическая конструкция реактора имела штамп Курчатовского института и считалась государственной тайной., обсуждение недостатков реактора было запрещено даже среди реального персонала, эксплуатирующего станцию. Некоторые более поздние конструкции РБМК действительно включали управляющие стержни на электромагнитных грейферах, что позволяло контролировать скорость реакции и, при необходимости, полностью ее останавливать. Однако реактор РБМК в Чернобыле имел тяги ручного управления сцеплением.

После аварии на Чернобыльской АЭС все находящиеся в эксплуатации реакторы РБМК претерпели значительные изменения, в результате чего их коэффициент полезного действия снизился с +4,7  β до +0,7 β. Это новое число снижает вероятность расплавления из-за низкого содержания охлаждающей жидкости .

Улучшения после аварии на Чернобыльской АЭС [ править ]

Первый заместитель директора Курчатовского института атомной энергии Валерий Легасов в своих посмертно опубликованных мемуарах рассказал, что ученые института давно знали о существенных конструктивных недостатках РБМК. [33] [34] Самоубийство Легасова в 1988 году, по всей видимости, в результате его горького разочарования в связи с неспособностью властей устранить недостатки, вызвало шок в советской атомной отрасли, и проблемы с конструкцией РБМК были быстро приняты. [35]

После смерти Легасова все оставшиеся реакторы РБМК были модернизированы для обеспечения безопасности . В самом крупном из этих обновлений исправлена ​​конструкция тяги управления РБМК. Управляющие стержни имеют графитовые вытеснители длиной 4,5 метра (14 футов 9 дюймов), которые предотвращают попадание охлаждающей воды в пространство, освобожденное при извлечении стержней. В первоначальной конструкции эти вытеснители, будучи короче высоты активной зоны, оставляли 1,25-метровые (4,1 фута) столбы воды внизу (и 1,25 метра [4,1 фута] вверху), когда стержни были полностью извлечены. [3]Во время введения графит сначала вытеснил бы эту нижнюю воду, локально увеличивая реактивность. Кроме того, когда стержни находились в крайнем верхнем положении, концы поглотителя находились за пределами активной зоны, что требовало относительно большого смещения для достижения значительного снижения реактивности. [36] Эти конструктивные недостатки, вероятно, были последним триггером первого взрыва Чернобыльской аварии, в результате чего нижняя часть активной зоны сразу стала критической, когда операторы попытались остановить сильно дестабилизированный реактор путем повторной вставки стержней.

Обновления:

  • Увеличение обогащения топлива с 2% до 2,4% для компенсации доработок регулирующей тяги и введения дополнительных поглотителей.
  • Количество стержней ручного управления увеличено с 30 до 45.
  • 80 дополнительных поглотителей препятствуют работе на малой мощности, где конструкция РБМК наиболее опасна.
  • Последовательность SCRAM (быстрое отключение) уменьшена с 18 до 12 секунд.
  • Меры предосторожности против несанкционированного доступа к системам аварийной безопасности.

Кроме того, модели реакторов РБМК-1500 RELAP5-3D были разработаны для использования в комплексных расчетах теплогидравлики и нейтроники для анализа конкретных переходных процессов, в которых важна нейтронно-физическая характеристика активной зоны. [37]

Блоки замедлителя из деформированного графита [ править ]

С мая 2012 года по декабрь 2013 года « Ленинград- 1» не работал, в то время как проводился ремонт деформированных графитовых блоков замедлителя. 18-месячный проект включал исследования и разработку машин для обслуживания и систем мониторинга. Аналогичная работа будет проведена и с остальными действующими РБМК. [38] Блоки графитового замедлителя в РБМК можно ремонтировать и заменять на месте, в отличие от другого современного большого реактора с графитовым замедлителем, усовершенствованного реактора с газовым охлаждением . [39]

Продольная резка в некоторых графитовых колоннах во время ремонтных работ для продления срока службы может вернуть графитовую стопку к ее первоначальной проектной геометрии. [9]

Дальнейшее развитие [ править ]

Основная статья: MKER

Постсоветский редизайн РБМК - это МКЭР (русский: МКЭР , Многопетлевой канальный энергетический реактор [Многопетлевой канальный энергетический реактор], что означает многопетлевой энергетический реактор с напорными трубами ) с повышенной безопасностью и защитной оболочкой. [40] [41] Физическим прототипом МКЭР-1000 является 5-й блок Курской АЭС . Строительство Курской 5 было отменено в 2012 году. [42] МКЭР-800, МКЭР-1000 и МКЭР-1500 планировались для Ленинградской АЭС. [43] [44] [45]

Закрытия [ править ]

Из 17 построенных РБМК (один все еще строился на Курской АЭС) все три уцелевших реактора на Чернобыльской АЭС уже закрыты (четвертый был разрушен в результате аварии, а второй вышел из строя после взрыва водорода в г. 1991). Чернобыль 5 и 6 находились в стадии строительства во время аварии в Чернобыле, но дальнейшее строительство было остановлено из-за высокого уровня загрязнения на площадке, ограничивающей ее более долгосрочное будущее. Оба реактора в Игналине в Литве также были остановлены. [46] Россия - единственная страна, где до сих пор эксплуатируются реакторы этой конструкции: Ленинград (2 РБМК-1000), Смоленск (3 РБМК-1000) и Курск (4 РБМК-1000).[47]

Список реакторов РБМК [ править ]

Цветовой ключ:

 - Действующий реактор (включая реакторы, которые сейчас отключены)    - Реактор выведен из эксплуатации - Реактор разрушен - Заброшенный или закрытый реактор
Местоположение [48]Тип реактораВ сетиПоложение делЧистая
мощность
(МВт эл. )		Полная
мощность
(МВт эл. )
Чернобыль -1РБМК-10001977 г.закрыта в 1996 году740800
Чернобыль-2РБМК-10001978 г.закрыта в 1991 году9251,000
Чернобыль-3РБМК-10001981 г.остановлен в 2000 году9251,000
Чернобыль-4РБМК-10001983 г.разрушен в результате аварии 1986 г.9251,000
Чернобыль-5РБМК-1000строительство отменено в 1988 г.9501,000
Чернобыль-6РБМК-1000строительство отменено в 1988 г.9501,000
Игналина -1РБМК-15001983 г.закрыта в 2004 году1,1851,300 [A]
Игналина-2РБМК-15001987 г.закрыта в 2009 году1,1851,300 [A]
Игналина-3РБМК-1500строительство отменено в 1988 г.1,3801,500
Игналина-4РБМК-1500план отменен в 1988 году1,3801,500
Кострома-1РБМК-1500строительство отменено в 1980-х гг.1,3801,500
Кострома-2РБМК-1500строительство отменено в 1980-х гг.1,3801,500
Курск -1РБМК-10001977 г.в эксплуатации до 2022 г. [49]9251,000
Курск-2РБМК-10001979 г.в эксплуатации до 2024 г. [49]9251,000
Курск-3РБМК-10001984в эксплуатации до 2029 г. [49]9251,000
Курск-4РБМК-10001985 г.в эксплуатации до 2030 г. [49]9251,000
Курск-5 [40]MKER

-1000 [В]

строительство отменено в 2012 году9251,000
Курск-6РБМК-1000строительство отменено в 1993 г.9251,000
Ленинград -1РБМК-10001974 г.закрыта в 2018 г. [5]9251,000
Ленинград-2РБМК-10001976 г.закрыта в 2020 году [50]9251,000
Ленинград-3РБМК-10001979 г.действует до июня 2025 г. [49]9251,000
Ленинград-4РБМК-10001981 г.действует до августа 2026 г. [49]9251,000
Смоленск -1РБМК-10001983 г.в эксплуатации до 2028 г. [49]9251,000
Смоленск-2РБМК-10001985 г.в эксплуатации до 2030 г. [49]9251,000
Смоленск-3РБМК-10001990 г.в эксплуатации до 2034 г. [49]9251,000
Смоленск-4РБМК-1000строительство отменено в 1993 г.9251,000
A Построенный сполной электрической мощностью1500 МВтэл.,Мощность РБМК-1500 была снижена до 1360 МВт после аварии на Чернобыльской АЭС.
B Курск-5 является недостроенным физическим прототипоматомных электростанций классаMKER, когда-то планируемым преемником электростанций класса РБМК. На Курске-5 активная зона реактора МКЭР находится в модифицированном здании РБМК. Ни один MKER любого типа еще не завершен.

Реактор Magnox с графитовым замедлителем существует в Северной Корее в Центре ядерных исследований Йонбёна . [51] Важно помнить, что в то время как в реакторах Magnox с газовым охлаждением, AGR и реакторах с шариковыми шариками (например, в реакторе Dragon в Уинфрите ) в качестве замедлителей используется графит, в них используются газы ( углекислый газ для Magnox и AGR, а гелий для Дракон) в качестве теплоносителя не дает им пустотного коэффициента.

См. Также [ править ]

  • Николай Доллежаль , главный конструктор РБМК

Ссылки [ править ]

  1. ^ а б https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/RDS-2-38_web.pdf
  2. ^ http://www.washingtontimes.com , The Washington Times. «Россия закрывает ядерный реактор советской постройки» . Вашингтон Таймс .
  3. ^ a b «Реакторы РБМК | Реактор большой мощности канала | Положительный паровой коэффициент - Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org .
  4. ^ Чернов Д., Сорнетт Д. Техногенные катастрофы и сокрытие информации о рисках: тематические исследования крупных катастроф и человеческой ошибки. Springer. 2015. С. 71.
  5. ^ a b «Россия закрывает советский ядерный реактор - The Washington Times» . washtontimes.com .
  6. ^ "Темная авария на Мецаморской АЭС - 1982 | Art-A-Tsolum" . allinnet.info .
  7. ^ История атомной энергетики Советского Союза и России. Выпуск 3. История РБМК. Эд. Сидоренко В.А. - М .: ИздАТ, 2003. - с . «История Росатома» ('История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 3. История РБМК. Под ред. Сидоренко В. А. - М .: ИздАТ, 2003. Электронная библиотека «История Росатома» - http: // elib.biblioatom.ru/text/istoriya-atomnoy-energetiki_v3_2003/go,0/ )
  8. ^ Б с д е е г Хиггинботов, Адам (4 февраля 2020). «Полночь в Чернобыле: невыразимая история величайшей ядерной катастрофы в мире» . Саймон и Шустер - через Google Книги.
  9. ^ a b «Россия завершает модернизацию третьего Смоленского РБМК» . Мировые ядерные новости . 28 марта 2019 . Проверено 17 июля 2019 .
  10. ^ Б с д «ОАО Концерн Энергоатом» Смоленская АЭС «О станции» Поколение» (на русском языке ). Snpp.rosenergoatom.ru. 2008-04-30 . Проверено 2010-03-22 .[ постоянная мертвая ссылка ]
  11. ^ a b c d e "Анализ аварий на атомных электростанциях с графитовыми реакторами РБМК с кипящей водой" (PDF) . Проверено 22 марта 2010 .
  12. ^ https://www.semanticscholar.org/paper/The-Chernobyl-Reactor-%3A-Design-Features-and-Reasons-Malko/025a70432d683db2981f012c8f1e5d50d85f2865/figure/1
  13. ^ a b c d e f g h i Чернобыль: техническая оценка ... - Google Книги . 1987. ISBN. 9780727703941. Проверено 22 марта 2010 .
  14. ^ a b c d "Топливный канал" . Insc.anl.gov. Архивировано из оригинала на 6 апреля 2018 года . Проверено 22 марта 2010 .
  15. ^ a b c «Информационный мост: научная и техническая информация Министерства энергетики - спонсируется OSTI» (PDF) . Osti.gov . Проверено 22 марта 2010 .
  16. ^ a b Малко, Михаил (июль 2002 г.), «Чернобыльский реактор: особенности конструкции и причины аварии» (PDF) , в Иманаке, Тецудзи (ред.), Последние исследования в связи с аварией на Чернобыльской АЭС в Беларуси, Украине и России. , Исследовательский реакторный институт, Университет Киото, стр. 11–27 , получено 10 января 2020 г.
  17. ^ ":: ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО РБМК-1000 И РБМК-1500" . Элемаш.ру. Архивировано из оригинала на 2006-10-07 . Проверено 22 марта 2010 .
  18. ^ «Топливная сборка» . Insc.anl.gov. Архивировано из оригинала на 6 апреля 2018 года . Проверено 22 марта 2010 .
  19. ^ https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub913e_web.pdf
  20. ^ «ВОЗ - Всемирная организация здравоохранения» (PDF) . whqlibdoc.who.int .
  21. ^ «Краткое описание завода» . Lei.lt . Проверено 22 марта 2010 .
  22. ^ "Принцип схемы AES" . Pavrda.cz . Проверено 22 марта 2010 .
  23. ^ "INSAG-7 Чернобыльский инцидент" (PDF) .
  24. ^ "Световое прикрытие из диспетчерской Чернобыля" . www.orau.org .
  25. ^ Модернизация БЩУ Курской АЭС (пример из практики) Октябрь 2010 г., Международная конференция по проектированию БЩУ: ICOCO 2010, Париж, Франция. DOI 10.13140 / 2.1.1412.9929
  26. ^ http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub913e_web.pdf
  27. ^ a b Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М .: Атомиздат, 1980. (Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М .: Атомиздат, 1980.)
  28. ^ Нигматулин И.Н., Нигматулин Б.И., Атомные электростанции. Учебник для вузов. М .: Энергоатомиздат, 1986. ( Нигматулин И. Н., Нигматулин Б. И. , Ядерные энергетические установки. Учебник для ВУЗов. М .: Энергоатомиздат, 1986.)
  29. ^ a b https://www.iaea.org/sites/default/files/publications/magazines/bulletin/bull22-2/22204763445.pdf
  30. ^ Атомные электростанции: Сборник статей. Вып. 8, Энергоатомиздат, 1985. (Атомные электрические станции: Сборник статей. Вып. 8, Энергоатомиздат, 1985.)
  31. ^ https://studfiles.net/preview/6328141/page:7/
  32. ↑ Н.А. Доллежаль, И.Я. Емельянов. Канальный ядерный энергетический реактор // Глава 11. Перспективы развития канальных уран-графитовых реакторов. ( http://elib.biblioatom.ru/text/dollezhal_kanalnyy-yadernyy-reaktor_1980/go,189 ), - Москва, Атомиздат, 1980. (Н. А. Доллежаль, И. Я Емельянов. Канальный ядерный энергетический реактор // Глава 11. Перспективы развития канальных уран-графитовых реакторов. - Москва: Атомиздат, 1980.)
  33. ^ "Украинский еженедельник, страница 2, воскресенье, 26 января 2003 г." (PDF) .
  34. ^ История Международного агентства по атомной энергии: первые сорок лет , страница 194, Дэвид Фишер
  35. ↑ Бюллетень ученых-атомщиков, сентябрь 1993 г., стр. 40.
  36. ^ "Чернобыльский инцидент" (PDF) .
  37. ^ "Разработка модели реактора РЕЛАП5-3Д Игналинской АЭС РБМК-1500" (PDF) . www.inl.gov . Архивировано из оригинального (PDF) 24 сентября 2012 года . Проверено 25 июня 2012 .
  38. ^ "Восстановил РБМК обратно в строй" . Мировые ядерные новости. 2 декабря 2013 . Проверено 3 декабря 2013 года .
  39. ^ «Сохраняются опасения по поводу безопасности крекинга внутри реактора в Шотландии: эксперт по ядерной безопасности» . РИА Новости . 7 октября 2014 . Проверено 10 октября 2014 года .
  40. ^ a b "Ядерный топливный цикл России - Российский ядерный топливный цикл - Мировая ядерная ассоциация" . world-nuclear.org .
  41. ^ «НИКЕТ - Отделение трубчатых энергетических реакторов» . Архивировано из оригинального 10 -го октября 2006 года.
  42. ^ "мкр1000раз" . www.lnpp.ru .
  43. ^ "мкр1000раз" . www.lnpp.ru .
  44. ^ . 11 октября 2006 г. https://web.archive.org/web/20061011003925/http://www.nikiet.ru/eng/conf/19oct2004/programme/plenary_session/03_Cherkashov_NIKIET.doc . Архивировано из оригинального 11 октября 2006 года. Отсутствует или пусто |title=( справка )
  45. ^ "Беллона - Статистика Ленинградской АЭС" . Архивировано из оригинала на 4 июля 2009 года.
  46. ^ "Архивная копия" . Архивировано из оригинала на 2005-10-24 . Проверено 31 октября 2005 .CS1 maint: archived copy as title (link)
  47. ^ [1]
  48. ^ * Чернобыль 1
    • Чернобыль 2
    • Чернобыль 3
    • Чернобыль 4
    • Чернобыль 5
    • Игналина 1
    • Игналина 2
    • Игналина 3
    • Курск 1
    • Курск 2
    • Курск 3
    • Курск 4
    • Курск 5
    • Курск 6
    • Ленинград 1
    • Ленинград 2
    • Ленинград 3
    • Ленинград 4
    • Смоленск 1
    • Смоленск 2
    • Смоленск 3
    • Смоленск 4
    • Управление строительства Костомской АЭС. Архивировано 27 сентября 2007 г. на Обратной машине (для Костромы 1 и 2).
    • Таблица 31. Технологии и доступность электроэнергии в Советском Союзе - ноябрь 1981 г. - заказ NTIS № PB82-133455 (для Игналины 4)
  49. ^ a b c d e f g h i «Атомная энергетика в России» . Всемирная ядерная ассоциация. 15 апреля 2016 . Проверено 26 апреля 2016 года .
  50. ^ "На Ленинградской АЭС после 45 лет успешной работы окончательно остановлен энергоблок № 2" . rosatom.ru .
  51. ^ Belfer центр (2013-09-10), Ядерный 101: Как ядерная бомба Работа»Часть 2/2 , извлекаться 2019-06-01 [слайд в 00:33:00]

Источники и внешние ссылки [ править ]

  • Технические данные на РБМК-1500 реактора на Игналинской АЭС - списанный реактор РБМК
  • Чернобыль - канадская перспектива - брошюра с описанием ядерных реакторов в целом и конструкции РБМК в частности, с акцентом на различиях в безопасности между ними и реакторами CANDU . Опубликовано Atomic Energy of Canada Limited.