Войти
| Класс реактора РБМК | |
|---|---|
 Вид на Смоленск Площадка АЭС с тремя действующими реакторами РБМК-1000. Четвертый реактор был остановлен до завершения строительства. | |
| Поколение | Реактор второго поколения |
| Концепция реактора | Легководный реактор с графитовым замедлителем |
| Линия реакторов | РБМК ( Реактор Большой Мощности Канального) |
| Типы реакторов | РБМК-1000. РБМК-1500. РБМКП-2400 |
| Состояние | 26 блоков :
|
| Основная параметры активной зоны реактора | |
| Топливо (делящийся материал ) | U (NU /SEU / LEU ) |
| Состояние топлива | Твердое |
| Энергетический спектр нейтронов | Тепловой |
| Основной метод управления | Управляющие стержни |
| Основной замедлитель | Графит |
| Первичный теплоноситель | Жидкость (легкая вода ) |
| Использование реактора | |
| Первичное использование | Производство электроэнергии и производство оружейного плутония |
| Мощность (тепловая) | РБМК-1000: 3200 МВт th. РБМК-1500: 4800 МВт th. РБМКП-2400: 6,50 0 МВт th |
| Мощность (электрическая) | РБМК-1000: 1000 МВт e. РБМК-1500: 1500 МВт e. РБМКП-2400: 2400 МВт e |
РБМК (Русский : реактор большой мощности канальный, РБМК; реактор большой мощности канальный, «реактор канального типа большой мощности») представляет собой класс графитового умеренного атомного энергетического реактора, спроектированного и построенного Советским Союзом. Название отсылает к его необычной конструкции, в которой вместо большого стального корпуса высокого давления , окружающего всю активную зону, каждая тепловыделяющая сборка заключена в отдельную трубу диаметром 8 см (называемую «каналом»), которая позволяет течь. охлаждающей воды вокруг топлива.
РБМК - это ранний реактор поколения II и старейшая промышленная конструкция реактора, до сих пор широко эксплуатируемая. Некоторые аспекты конструкции реактора РБМК, такие как активный отвод остаточного тепла, положительные свойства пустотного коэффициента, графитовый вытеснитель на 4,5 м (14 футов 9 дюймов) на концах регулятора. стержни и нестабильность на малых уровнях мощности способствовали чернобыльской катастрофе 1986 года , в которой РБМК испытал очень большой скачок реактивности, приведший к пароводородному взрыву, крупному 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 работают без серьезных инцидентов более тридцати лет. В то время как девять строящихся блоков РБМК были отменены после аварии на Чернобыльской АЭС, а последний из трех оставшихся блоков РБМК на Чернобыльской АЭС был остановлен в 2000 году, по состоянию на 2019 год все еще оставалось 10 реакторов РБМК и три. small EGP-6 легководные реакторы с графитовым замедлителем , работающие в России, хотя все они были модернизированы с учетом ряда обновлений безопасности. После 1986 года были запущены только два блока РБМК: Игналина-2 и Смоленск-3.
Единственное различие между реакторами РБМК-1000 и РБМК-1500 заключается в том, что РБМК-1500 охлаждается с меньшими затратами. вода (таким образом, большая часть воды превращается в пар), и при этом используется меньше урана. Единственные реакторы этого типа и мощности - на Игналинской АЭС. РБМКП-2400 имеет прямоугольную форму, а не цилиндрическую, и предназначался для изготовления секций на заводе на месте. Он был рассчитан на выходную мощность 2400 МВт. Ни один реактор с такой выходной мощностью никогда не строился, самый мощный из которых на 2018 год - 1750 МВт EPR.
РБМК стал кульминацией советской ядерной программы по созданию водо-водяного энергетического реактора двойного назначения на основе его пл. утониевые производственные военные реакторы.
Первый из них, Обнинск АМ-1 («Атом Мирный», Атом Мирный, русский язык для «Атом для мира ») произвел 5 МВт. электроэнергии от тепловой мощности 30 МВт, и поставлял Обнинск с 1954 по 1959 год. Последующими прототипами были реактор АМБ-100 и реактор АМБ-200 на Белоярской АЭС.
Используя минималистский дизайн, в котором использовалась обычная (легкая) вода для охлаждения и графит для замедления, стало возможным использовать природный уран в качестве топлива (вместо значительно дороже обогащенный уран ). Это позволило создать чрезвычайно большой и мощный реактор, который также был достаточно дешевым, чтобы строить его в больших количествах, и достаточно простым, чтобы его обслуживал и управлял местный персонал. Например, реакторы РБМК на Игналинской АЭС в Литве были рассчитаны на 1500 МВт каждый, что было очень большой мощностью для того времени и даже для начала 21 века.
Предусмотрен 45-летний срок службы многих блоков после ремонта в середине срока эксплуатации.
Принципиальная схема реактора РБМК 
Принципиальная схема активной зоны реактора РБМК 
Вид сбоку Реакторный зал и трубопроводные системы реактора РБМК. Полное видео Яма реактора сделана из железобетона и имеет размеры 21,6 на 21,6 на 25,5 метра (71 фут × 71 фут × 84 фут). В нем находится корпус реактора, состоящий из цилиндрической стенки, верхней и нижней металлических пластин. Емкость содержит графитовую батарею и заполнена гелий-азотной смесью для создания инертной атмосферы для графита и для передачи 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). и 60 сантиметров (24 дюйма) в зависимости от расположения в стопке. На продольной оси блоков имеются отверстия диаметром 11,4 см (4,5 дюйма) для каналов подачи топлива и управления. Блоки штабелируются внутри корпуса реактора в цилиндрическую активную зону диаметром и высотой 14 на 8 метров (46 футов × 26 футов). Максимально допустимая температура графита составляет до 730 ° C (1350 ° F).
Корпус реактора представляет собой стальной цилиндр диаметром и высотой 14,52 на 9,75 метра (47,6 футов на 32,0 футов), и толщиной стенки 16 мм (0,63 дюйма). Для поглощения осевых нагрузок теплового расширения он оборудован сильфонным компенсатором .
. Замедлитель окружен цилиндрическим резервуаром для воды, сварной конструкцией со стенками толщиной 3 см (1,2 дюйма)., внутренним диаметром 16,6 м (54 фута 6 дюймов) и внешним диаметром 19 м (62 фута 4 дюйма), внутренне разделенными 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. Резервуар, слой песка и бетон котлована служат дополнительными биологическими экранами.
Реакторный зал РБМК-1500 на Игналинской АЭС, Литва - верхний биологический щит (UBS) находится на несколько метров ниже пола реакторного зала. Верх реактора закрыт верхней биологической защитой (UBS), также называемой «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). В нее проникают стояки для топливных сборок и каналов управления. Верх и низ покрыты стальными пластинами толщиной 4 см (1,57 дюйма), приваренными для обеспечения герметичности гелия и дополнительно соединенными конструктивными опорами. Пространство между плитами и трубами заполнено серпентинитом, горной породой, содержащей значительные количества связанной воды. Диск опирается на 16 роликов, расположенных на верхней стороне усиленного цилиндрического резервуара для воды. Конструкция UBS поддерживает топливные каналы и каналы управления, пол над реактором в центральном зале и пароводяные трубы.
Под днищем 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 из двух тяжелых пластин, пересекающихся под прямым углом под центром LBS и приваренных к LBS, поддерживает LBS и передает механическую нагрузку на здание.
Над UBS находится верхний щит обложка; его верхняя поверхность - пол центрального зала. Он служит частью биологической защиты и теплоизоляции реакторного пространства. Его центральная область над реактором состоит из отдельных съемных стально-графитовых заглушек, расположенных над вершинами каналов.
Топливные каналы состоят из сварных циркалоя напорные трубки с внутренним диаметром 8 см (3,1 дюйма) и толщиной стенок 4 мм (0,16 дюйма), проложенные 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 цирконий-сталь. 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, вызванных нейтронно-индуцированным распуханием, тепловым расширением блоков и другими факторами, на напорную трубу, одновременно облегчая передачу тепла от графитовых блоков. Напорные трубы приварены к верхней и нижней пластинам корпуса реактора.
Хотя большая часть тепловой энергии от процесса деления вырабатывается в топливных стержнях, примерно 5,5% откладывается в графитовых блоках, когда они уменьшить быстрые нейтроны, образовавшиеся 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.
В активных зонах реакторов РБМК первого поколения 1693 топливных канала и 170 каналов регулирующих стержней. Активные зоны реакторов второго поколения (например, Чернобыль-4) имеют 1661 топливный канал и 211 канал регулирующих стержней.
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 быть заполнены кремнием для легирования.
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 их повреждению.
ТВЭЛ реактора РБМК 1 - дистанционная арматура; 2 - оболочка 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 бочки 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. 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 обогащения составляет 2% (0,4% для концевых 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. Стопорные кольца помогают удерживать гранулы в центре трубки и облегчают передачу тепла от гранулы к трубке. Таблетки 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).
Топливные сборки состоят из двух комплектов («подузлов») с 18 твэлами и 1 несущим стержнем. 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).
В отличие от прямоугольных тепловыделяющих сборок PWR / BWR, тепловыделяющая сборка РБМК является цилиндрической, чтобы соответствовать круглым напорным каналам.
Заправочная машина установлена на портальном кране и управляется дистанционно. Топливные сборки могут быть заменены без остановки реактора, что является важным фактором для производства плутония оружейного качества и, в гражданском контексте, для увеличения времени безотказной работы реактора. Когда необходимо заменить тепловыделяющую сборку, установка располагается над топливным каналом: затем она стыкуется 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 - две ТВС в сутки, пиковая - пять в сутки.
Общее количество топлива в стационарных условиях составляет 192 тонны.
Схематический вид в плане расположения активной зоны реактора №4 Чернобыльской РБМК (количество стержней каждого типа в скобки):. пусковые источники нейтронов (12). регулирующие стержни (167). короткие регулирующие стержни снизу реактора (32). стержни автоматического управления (12). напорные трубки с твэлами (1661). Цифры на изображении указывают положение соответствующих стержней управления (глубина погружения в сантиметрах) в момент Чернобыльская катастрофа.Большая часть управляющих стержней реактора вставлена 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 секцию поглотителя нейтронов из карбида бора. Роль графитовой секции, известной как «вытеснитель», заключается в увеличении разницы между уровнями ослабления нейтронного потока для 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 посередине высоты активной зоны, с 1,25 м воды на каждом из его концов. Вытеснение воды в нижних 1,25 м активной зоны по мере движения стержня вниз вызывает локальное увеличение реактивности в нижней части активной зоны, когда графитовая часть стержня управления проходит через эту секцию. Этот эффект «положительного аварийного останова» был обнаружен в 1983 году на Игналинской 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 ввода (номинально 18–21 секунда для стержней системы управления и защиты реактора, или около 0,4 м / с). После чернобыльской катастрофы 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 труб регулирующих стержней тонким слоем воды, позволяя самим стержням перемещаться в газе.
Разделение стержней управления между группами ручной и аварийной защиты было произвольным; стержни можно было переназначать из одной системы в другую во время работы реактора без технических или организационных проблем.
Дополнительные поглотители статического заряда 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 варьируется от отрицательного со всеми начальными поглотителями до положительного, когда все они удалены.
Нормальный запас реактивности составляет 43–48 регулирующих стержней.
Реактор работает в атмосфере гелия - азота (70–90% He, 10–30% N 2). Газовый контур состоит из компрессора, аэрозольного и йодного фильтров, адсорбера диоксида углерода, монооксида углерода и аммиак, сборный резервуар, позволяющий газообразным радиоактивным продуктам распадаться перед сбросом, аэрозольный фильтр для удаления твердых продуктов распада и вентиляционная труба, культовая труба над зданием завода. Газ вводится в дымовую трубу снизу с малым расходом и выходит из стояка каждого канала по отдельной трубе. Контролируется влажность и температура выходящего газа; их увеличение свидетельствует об утечке теплоносителя.
Схематический вид системы охлаждения и турбогенераторов ТЭЦ РБМК. 
Циркуляционная система РБМК с изображением пара сепараторы (красный), насосы (желтый) и трубопроводная сеть. 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 паросепараторам , 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 футов 8 дюймов), толщину стенки 10 см (3,9 дюйма) и весит 240 т (260 коротких тонн ). Пар с качеством пара около 15% отбирается из верхней части сепараторов двумя паросборниками на сепаратор, объединяется и направляется в два турбогенератора в машинном зале, затем в конденсаторы, повторно нагретые до 165 ° C (329 ° F) и перекачиваемые конденсатными насосами в деаэраторы, где остаются газообразные фазы и вызывающие коррозию газы удаляются. Образовавшаяся питательная вода направляется в паровые сепараторы с помощью насосов питательной воды и смешивается с водой из них на их выходах. Снизу пароотделителей питательная вода по 12 водосточным трубам (от каждого сепаратора) направляется к всасывающим коллекторам главных циркуляционных насосов и обратно в реактор. В контур включена система ионного обмена для удаления примесей из питательной воды.
Турбина состоит из одного ротора высокого давления и четырех ротора низкого давления. Пять сепараторов-подогревателей низкого давления используются для подогрева 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 очиститель, затем конденсатным насосом второй ступени в четыре деаэратора, где удаляются растворенные и увлеченные газы; деаэраторы также служат резервуарами для хранения питательной воды. Из деаэраторов вода перекачивается через фильтры в нижние части барабанов пароотделителя.
Основные циркуляционные насосы имеют производительность 5 500–12 000 м3 / ч и питаются от 6 кВ электродвигатели. Нормальный расход теплоносителя - 8000 м3 / ч на насос; это снижается регулирующими клапанами до 6000–7000 м3 / ч, когда мощность реактора ниже 500 МВт. Каждый насос имеет клапан регулирования потока и предотвращающий обратный поток обратный клапан на выходе и запорные клапаны как на входе, так и на выходе. Каждый из напорных каналов в активной зоне имеет свой собственный клапан регулирования потока, чтобы можно было оптимизировать распределение температуры в активной зоне реактора. В каждом канале установлен расходомер шарового типа .
. Номинальный расход теплоносителя через реактор составляет 46 000–48 000 м3 / ч. Расход пара на полной мощности составляет 5 440–5 600 т (6 000–6 170 коротких тонн) / ч.
Номинальная температура охлаждающей воды на входе в реактор составляет около 265–270 ° C (509– 518 ° F) и температура на выходе 284 ° C (543 ° F) при давлении в барабанном сепараторе 6,9 мегапаскалей (69 бар; 1000 фунтов на кв. Дюйм). Давление и температура на входе определяют высоту начала кипения 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 пустотности реактора делает реактор очень чувствительным к температуре питательной воды. Пузырьки кипящей воды приводят к увеличению мощности, что, в свою очередь, увеличивает образование пузырьков. После 1986 года в топливную сборку были введены поглотители, постоянно обеспечивающие отрицательный коэффициент пустотности за счет более высоких требований к обогащению уранового топлива.
Если температура теплоносителя слишком близка к его точке кипения, кавитация может произойти в насосах, и их работа может стать неустойчивой или даже полностью остановиться. 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). Таким образом, при низкой мощности реактора температура на входе может стать опасно высокой. Вода поддерживается ниже температуры насыщения, чтобы предотвратить пленочное кипение и связанное с этим падение скорости теплопередачи.
Реактор отключился в случаи 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 отключения можно отключить вручную.
Уровень воды в пароотделителях, процентное содержание пара в напорных трубах реактора, уровень, при котором вода начинает кипеть в активной зоне реактора, нейтронный поток и распределение мощности в реакторе и 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.
Реактор оснащен системой аварийного охлаждения активной зоны (ECCS), состоящей из специального запаса воды бак, гидроаккумуляторы и насосы. 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 включения дизель-генераторов. Чернобыльская катастрофа произошла во время неудачного тестирования этой системы. САОЗ имеет три системы, подключенные к коллекторам системы охлаждения. В случае поломки первая подсистема САОЗ обеспечивает охлаждение до 100 секунд поврежденной половине контура охлаждающей жидкости (другая половина охлаждается главными циркуляционными насосами), а две другие подсистемы затем обеспечивают длительное охлаждение
Кратковременная подсистема САОЗ состоит из двух групп по шесть аккумуляторных баков, содержащих воду, заполненную азотом под давлением 10 мегапаскалей (1500 фунт / кв. дюйм), соединенных быстродействующими клапанами с реактором. Каждая группа может подавать 50% максимального потока теплоносителя в поврежденную половину реактора. Третья группа - это комплект электронасосов, забирающих воду из деаэраторов. Кратковременные насосы могут приводиться в действие от вращения основных турбогенераторов.
САОЗ для длительного охлаждения поврежденного контура состоит из трех пар электрических насосов, 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 потока. Насосы САОЗ питаются от основных внутренних линий 6 кВ, поддерживаемых дизельными генераторами. Некоторые клапаны, которым требуется бесперебойное питание, также имеют резервное питание от батарей.
Распределение удельной мощности в реакторе измеряется с помощью ионизационные камеры, расположенные внутри и снаружи активной зоны. 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, использующих 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 энергии 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 и заедание некоторых стержней аварийной защиты. Однако низкая скорость введения регулирующих стержней вместе с их конструкцией, вызывающей локализованную положительную реактивность при перемещении вытеснителя через нижнюю часть активной зоны, создали ряд возможных ситуаций, когда инициирование САП само по себе могло вызвать или усугубить разгон реактора..
Компьютерная система для расчета запаса реактивности собирала данные примерно из 4000 источников. Его цель заключалась в том, чтобы помочь оператору в установившемся управлении реактором. Требовалось от десяти до пятнадцати минут, чтобы просмотреть все измерения и вычислить результаты.
Операторы могли отключить некоторые системы безопасности, сбросить или подавить некоторые сигналы тревоги и обойти автоматическое прерывание, используя подключение соединительных кабелей к доступным клеммам. Такая практика была разрешена при некоторых обстоятельствах.
Реактор оборудован детектором утечки твэлов. Детектор сцинтилляционного счетчика , чувствительный к энергиям короткоживущих продуктов деления, устанавливается на специальной тележке и перемещается над выходами топливных каналов, выдает предупреждение, если в пароводяном потоке обнаруживается повышенная радиоактивность. течь.
Конструкция РБМК была прежде всего 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 безопасный по своей природе 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 остановки (как в реакторе с тяжелой водой под давлением CANDU ) как для перегрузки топлива, так и для производства плутония ( для ядерного оружия ). Это потребовало больших кранов над ядром. Поскольку реактор РБМК очень высокий (около 7 м (23 фута 0 дюймов)), стоимость и сложность строительства тяжелой защитной конструкции не позволили построить дополнительные аварийные защитные конструкции для труб на верхней части реактора. Во время аварии на Чернобыльской АЭС давление поднялось до уровня, достаточного для того, чтобы оторвать верхнюю часть реактора, в результате чего были открыты топливные каналы и возник сильный пожар, когда воздух коснулся перегретой графитовой активной зоны. После аварии на Чернобыльской АЭС некоторые реакторы РБМК были модернизированы с помощью конструкции частичной защитной оболочки (вместо полной защитной оболочки ), которая окружает топливные каналы водяными рубашками для улавливания любых выбрасываемых радиоактивных частиц.
Нижняя часть реактора закрыта водонепроницаемым отсеком. 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 распределителей пара, покрытых разрывными дисками и выходящим в коридор распределения пара под реактором на уровне +6. На полу коридора расположены входы большого количества вертикальных труб, ведущих к дну 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 пройти через воду и сконденсироваться в ней, 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 («Структура E», после взрыва, прозванного «Елена»), перерезание остальных топливных каналов, разрушение системы ввода управляющих стержней и, возможно, также снятие контроля стержни из сердечника. 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. Кожухи распределительных коллекторов и входов могут выдерживать давление 0,08 МПа и сбрасываются 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 немного более низкого давления в стояке. трубной галереи и отсека парового барабана, чем в реакторном зале. Эти пространства также не предназначены для выдерживания избыточного давления. Парораспределительный коридор содержит поверхностные конденсаторы. Системы пожаротушения , работающие как в аварийном, так и в обычном режиме, питаются от бассейнов для снижения 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.
Удаление водорода из герметичного отсека осуществляется путем удаления 800 м3 / ч воздуха, его фильтрации и сброса 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).
Для ядерных систем, описанных здесь, Чернобыльская АЭС используется в качестве примера.
Электростанция подключена к электрической сети 330 кВ и 750 кВ . Блок имеет два электрогенератора, подключенных к сети 750 кВ одним трансформатором генератора. Генераторы подключаются к общему трансформатору двумя последовательными переключателями. Между ними подключены блочные трансформаторы для подачи питания в собственные системы 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 важные 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 дизельный генератор. В случае выхода из строя контура теплоносителя с одновременным отключением внешнего питания, необходимая мощность может быть обеспечена остановившимися турбогенераторами в течение примерно 45–50 секунд, в течение которых дизель-генераторы должны запуститься. Генераторы запускаются автоматически в течение 15 секунд при потере внешнего питания.
Электроэнергия вырабатывается парой 500 МВт турбогенераторов с водородным охлаждением. Они расположены в машинном зале длиной 600 м (1968 футов 6 дюймов), примыкающем к зданию реактора. турбины, маститая пятицилиндровая К-500-65 / 3000 поставляет Харьковский турбинный завод; электрогенераторы - ТВВ-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. Турбогенератор имеет длину 39 м (127 футов 11 дюймов), а его общий вес составляет 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 охлаждается водородом. Водород для генераторов производится на месте электролизом. Конструкция и надежность турбин принесли им Государственную премию Украины за 1979 год.
Харьковский турбинный завод (ныне Турбоатом ) позже разработал новую версию турбины, К-500- 65 / 3000-2, в попытке сократить использование ценного металла. На Чернобыльской АЭС были установлены турбины обоих типов; В блоке 4 были более новые.
Как ранний реактор поколения II, основанный на советских технологиях 1950-х годов, конструкция РБМК была оптимизирована для обеспечения 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 от стоимости реакторов тяжелой воды, которые были более трудоемкими в обслуживании и требовали больших объемов дорогостоящих тяжелых реакторов. вода для запуска. Однако это также имело неожиданные негативные последствия, которые полностью не проявились до чернобыльской катастрофы 1986 года.
Легкая вода (обычная H 2 O) является одновременно замедлителем нейтронов и поглотителем 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 ядер урана-235, чем быстрые нейтроны, первоначально образовавшиеся при делении), но он также поглощает некоторые из них.
В реакторах серии РБМК легкая вода выступает в качестве теплоносителя, 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 от давления и температуры; при стандартных условиях пар примерно на ⁄ 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 тепловую петлю обратной связи.
. В реакторах РБМК образование пара в теплоносителе. вода тогда на практике создала бы пустоту: пузырь, который не поглощает нейтроны. Уменьшение замедления легкой водой не имеет значения, поскольку графит все еще замедляет нейтроны. Однако потеря поглощения резко изменяет баланс производства нейтронов, вызывая состояние убегания, в котором производится все больше и больше нейтронов, а их плотность растет экспоненциально быстро. Такое состояние называется «положительным паровым 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, поскольку некоторые нейтроны деления испускаются с задержкой в секунды или даже минуты (испускание нейтронов после деления из дочерних ядер), поэтому шаги могут быть используется для уменьшения скорости деления до того, как она станет слишком высокой. 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 одно из этих требований не применялось в Чернобыле: поскольку фактическая конструкция реактора имела гриф одобрения Курчатовского института и считалась государственной тайной, обсуждение недостатков реактора было запрещено. даже среди реального персонала, работающего на заводе. 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 стержни ручного управления.
После Чернобыльской катастрофы 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 с низким содержанием теплоносителя .
В своих посмертно опубликованных мемуарах Валерий Легасов, первый заместитель директора Курчатовский институт атомной энергии выявил, что ученые института давно знали о существенных конструктивных недостатках РБМК. Самоубийство Легасова в 1988 году, по всей видимости, в результате его горького разочарования в связи с неспособностью властей устранить недостатки, вызвало потрясение в советской атомной отрасли, и проблемы с конструкцией РБМК были быстро приняты.
После смерти Легасова., все оставшиеся реакторы РБМК были модернизированы с помощью ряда обновлений для 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, которые были 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. Во время введения графит сначала вытеснил бы эту нижнюю воду, локально увеличивая реакционную способность. 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. Эти конструктивные недостатки, вероятно, были последним триггером первого взрыва в Чернобыльской аварии, в результате чего нижняя часть активной зоны сразу стала критической, когда операторы попытались остановить сильно дестабилизированный реактор путем повторной вставки стержней.
Обновления:
Кроме того, модели реакторов РБМК-1500 RELAP5-3D были разработаны для использования в комплексных теплогидравлических-нейтронно-физических расчетах для анализа конкретных переходных процессов. в котором важна нейтронно-физическая характеристика активной зоны.
С мая 2012 г. по декабрь 2013 г. Ленинград -1 не работал, в то время как проводились ремонтные работы к деформированным графитовым блокам замедлителя. Этот 18-месячный проект включал исследования и разработку машин для обслуживания и систем мониторинга. Аналогичная работа будет применена к остальным действующим РБМК. Блоки графитового замедлителя в РБМК можно ремонтировать и заменять на месте, в отличие от других современных крупных реакторов с графитовым замедлителем, Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением.
Продольная резка некоторых графитовых колонн во время ремонтных работ для продления срока службы может вернуть графитовую кучу исходную конструктивную геометрию.
Постсоветский редизайн РБМК - это MKER Mnogopetlevoy Kanalniy Энергетический реактор], который означает, что на нескольких петли трубки мощности реактора под давлением), с улучшенной безопасности и сдерживания. Физический прототип МКЭР-1000 - 5-й блок Курской АЭС. Строительство «Курска-5» было отменено в 2012 году. Для Ленинградской АЭС планировались МКЭР-800, МКЭР-1000 и МКЭР-1500.
Из 17 построенных РБМК ( один все еще строился на Курской АЭС), все три уцелевших реактора на Чернобыльской АЭС сейчас закрыты (четвертый был разрушен в результате аварии, а второй вышел из строя после взрыва водорода в 1991 году). 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 на Игналине в Литве также были остановлены. Россия - единственная страна, где до сих пор эксплуатируются реакторы этой конструкции: Ленинград (3 РБМК-1000), Смоленск (3 РБМК-1000) и Курск (4 РБМК-1000).
Цветовой код:
| – Рабочий реактор (включая реакторы, которые в настоящее время отключены) | - Реактор выведен из эксплуатации | - Реактор уничтожен | – Брошенный или списанный реактор |
| Местоположение | Тип реактора | Статус | Нетто. Мощность. ( МВт e) | Полная. Мощность. (МВт e) |
|---|---|---|---|---|
| Чернобыль -1 | РБМК-1000 | остановлен в 1996 г. | 740 | 800 |
| Чернобыль-2 | РБМК-1000 | остановлен в 1991 г. | 925 | 1000 |
| Чернобыль- 3 | РБМК-1000 | остановлено в 2000 году | 925 | 1000 |
| Чернобыль-4 | РБМК-1000 | разрушено в аварии 1986 года | 925 | 1,000 |
| Чернобыль-5 | РБМК-1000 | строительство отменено в 1988 году | 950 | 1, 000 |
| Чернобыль-6 | РБМК-1000 | строительство отменено в 1988 году | 950 | 1000 |
| Игналина -1 | РБМК-1500 | остановлено в 2004 году | 1,185 | 1,300 |
| Игналина-2 | РБМК-1500 | остановлено в 2009 году | 1,185 | 1300 |
| Игналина-3 | РБМК-1500 | строительство отменено в 1988 году | 1,380 | 1,500 |
| Игналина-4 | РБМК-1500 | план отменен в 1988 г. | 1,380 | 1,500 |
| Кострома-1 | РБМК-1500 | строительство отменено в 1980-е годы | 1,380 | 1500 |
| Кострома-2 | Строительство РБМК-1500 | отменено в 1980-е годы | 1,380 | 1,500 |
| Курск -1 | РБМК-1000 | в эксплуатации до 2022 года | 925 | 1,000 |
| Курск-2 | РБМК-1000 | в эксплуатации до 2024 года | 925 | 1000 |
| Курск-3 | РБМК-1000 | в эксплуатации до 2029 года | 925 | 1000 |
| Курск-4 | РБМК-1000 | в эксплуатации до 2030 года | 925 | 1000 |
| Курск-5 | МКЭР -1000 | строительство отменено в 2012 году | 925 | 1000 |
| Курск-6 | РБМК-1000 | строительство прекращено в 1993 году | 925 | 1000 |
| Ленинград -1 | РБМК-1000 | остановлено в 2018 году | 925 | 1000 |
| Ленинград-2 | РБМК-1000 | в эксплуатации до 2021 года | 925 | 1000 |
| Ленинград-3 | РБМК-1000 | в рабочем состоянии до июня 2025 года | 925 | 1000 |
| Ленинград-4 | РБМК-1000 | в эксплуатации до августа 2026 года | 925 | 1000 |
| Смоленск -1 | РБМК-1000 | в эксплуатации до 2028 года | 925 | 1000 |
| Смоленск-2 | РБМК-1000 | в рабочем состоянии до 2030 г. | 925 | 1000 |
| Смоленск-3 | РБМК-1000 | оперативный блок l 2034 | 925 | 1000 |
| Смоленск-4 | РБМК-1000 | строительство отменено в 1993 году | 925 | 1000 |
| РБМК-1500, построенный с общей мощностью 1500 МВт e, был снижен до 1360 МВт после аварии на Чернобыльской АЭС. |
| Курск -5 - недостроенный физический прототип атомных электростанций класса МКЭР, когда-то запланированный преемник электростанций класса РБМК. На Курске-5 активная зона реактора МКЭР находится в модифицированном здании РБМК. Никакой MKER любого типа еще не завершен. |
Реактор Magnox с графитовым замедлителем, аналогичный конструкции РБМК, существует в Северной Корее в Центре ядерных исследований в Йонбёне.
