РБМК - RBMK

Класс реактора РБМК
Вид на Смоленская АЭС площадка с тремя действующими реакторами РБМК-1000. Четвертый реактор был закрыт до завершения.
Поколение	Реактор II поколения
Концепция реактора	Графитовый замедлитель легкий водоохлаждаемый реактор
Линия реактора	РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный)
Типы реакторов	РБМК-1000 РБМК-1500 РБМКП-2400
Положение дел	26 блоков: 9 рабочих 1 уничтожен 9 отменено 8 выведены из эксплуатации 3 маленьких EGP-6 BWR с графитовым замедлителем в рабочем состоянии (по состоянию на декабрь 2018 г.)[1][2]
Основные параметры активной зоны реактора
Топливо (делящийся материал )	235U (NU /SEU /ЛЕЯ )
Состояние топлива	Твердый
Энергетический спектр нейтронов	Термический
Первичный метод контроля	Стержни управления
Главный модератор	Графитовый
Теплоноситель первого контура	Жидкость (легкая вода )
Использование реактора
Основное использование	Производство электроэнергии и производство плутония оружейного качества
Мощность (тепловая)	РБМК-1000: 3200 МВтth РБМК-1500: 4800 МВтth РБМКП-2400: 6500 МВтth
Мощность (электрическая)	РБМК-1000: 1000 МВте РБМК-1500: 1500 МВте РБМКП-2400: 2400 МВте

В РБМК (русский: реактор большой мощности канальный, РБМК; реактор большой мощности каналный, «реактор канального типа большой мощности») относится к классу с графитовым замедлителем ядерный энергетический реактор спроектирован и построен Советский союз. Название связано с его необычным дизайном, где вместо большого стального сосуд под давлением Окружая всю активную зону, каждая тепловыделяющая сборка заключена в отдельную трубу диаметром 8 см (называемую «каналом»), которая позволяет обтекать топливо охлаждающей водой.

РБМК - ранний Реактор II поколения и самый старый промышленный реактор, все еще находящийся в эксплуатации. Некоторые аспекты конструкции реактора РБМК, такие как активное удаление спад тепла, положительный коэффициент пустоты характеристики, графитовые буйки 4,5 м (14 футов 9 дюймов) на концах регулирующих стержней^[3] и нестабильность на низких уровнях мощности, что способствовало 1986 г. Чернобыльская катастрофа, 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 было исправлено после аварии на Чернобыльской АЭС, и с тех пор более тридцати лет без серьезных происшествий эксплуатируется около десятка реакторов.^[4] При этом девять строящихся блоков РБМК были отменены после аварии на Чернобыльской АЭС, а последний из трех оставшихся блоков РБМК на Чернобыльская АЭС была остановлена ​​в 2000 г., по состоянию на 2019 г. в эксплуатации оставалось 9 реакторов РБМК и три малых EGP-6 графитовый замедлитель легководные реакторы работает в России,^[1][5] хотя все они были модернизированы с помощью ряда обновлений безопасности. После 1986 года были запущены всего два блока РБМК: Игналина-2 и Смоленск-3.

Единственное различие между реакторами РБМК-1000 и РБМК-1500 заключается в том, что РБМК-1500 охлаждается меньшим количеством воды (таким образом, большая часть воды превращается в пар), и он использует меньше урана. Единственные реакторы этого типа и выходной мощности - Игналинская АЭС. РБМКП-2400 имеет прямоугольную форму, а не цилиндрическую, и предназначен для изготовления секций на заводе для сборки. 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.^[6]

История

Эта секция нуждается в расширении. Вы можете помочь добавляя к этому. (Февраль 2012 г.)

РБМК стал кульминацией Советская ядерная держава программа создания водоохлаждаемого энергетического реактора двойного назначения на основе графитового замедлителя. плутоний производственные военные реакторы.

Первый из них, Обнинск АМ-1 ("Атом Мирный", Атом Мирный, Русский язык для "Мирный атом ") сгенерировано 5МВт электроэнергии от тепловой мощности 30 МВт, и поставлено Обнинск с 1954 по 1959 год. Последующие прототипы были Реактор АМБ-100 и Реактор АМБ-200 как в Белоярская АЭС.

Используя минималистский дизайн, обычная (легкая) вода для охлаждения и графита для На модерации, можно было использовать природный уран на топливо (вместо значительно более дорогих 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 Игналинская 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 капитального ремонта.^[7]

Конструкция и характеристики реактора

Эта секция нужны дополнительные цитаты для проверка. Пожалуйста помоги улучшить эту статью к добавление цитат в надежные источники. Материал, не полученный от источника, может быть оспорен и удален. (Февраль 2020 г.) (Узнайте, как и когда удалить этот шаблон сообщения)

Корпус реактора, замедлитель и защита

Принципиальная схема РБМК

Схема активной зоны реактора РБМК, вид сбоку

Реакторный зал и трубопроводные системы реактора РБМК. Полное видео

Яма реактора сделана из железобетон и имеет размеры 21,6 на 21,6 на 25,5 метра (71 футов × 71 футов × 84 футов). В нем находится корпус реактора, состоящий из цилиндрической стенки, верхней и нижней металлических пластин. Емкость содержит графитовую батарею и заполнена гелий-азотной смесью для обеспечения инертный Атмосфера для графита и для передачи тепла от графита к каналам теплоносителя. Блоки замедлителя изготовлены из ядерный графит размеры которых 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 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).^[8] Максимально допустимая температура графита составляет до 730 ° C (1350 ° F).^[9]

Корпус реактора представляет собой стальной цилиндр диаметром и высотой 14,52 на 9,75 метра (47,6 футов на 32,0 фута) и толщиной стенок 16 мм (0,63 дюйма). Для поглощения осевого тепловое расширение нагрузки, он оборудован сильфонный компенсатор.

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) изнутри. разделен 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.^[10] Резервуар, слой песка и бетон котлована служат дополнительными биологическими экранами.

Реакторный зал РБМК-1500 на Игналинская АЭС, Литва - верхний биологический экран (УБЗ) находится на несколько метров ниже пола реакторного зала.

Верх реактора закрыт верхней биологической защитой (UBS), также называемой «Схема E», Пятачок, или, после взрыва (Чернобыльского реактора 4), Елена. UBS представляет собой цилиндрический диск размером 3 м × 17 м (9,8 футов × 55,8 футов). Он пронизан стояки для узлов топливных и управляющих каналов. Верх и низ покрыты стальными пластинами толщиной 4 см (1,57 дюйма), сваренными для обеспечения герметичности и дополнительно соединенными конструктивными опорами. Пространство между плитами и трубами заполнено серпентинит, порода, содержащая значительное количество связанная вода. Диск опирается на 16 роликов, расположенных на верхней стороне усиленного цилиндрического резервуара для воды. Конструкция УБС поддерживает каналы подачи топлива и управления, этаж над реактором в центральном зале и пароводяные трубы.^[10][11]

Ниже нижней части 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.^[11]

Над УБС находится верхняя крышка экрана; его верхняя поверхность - пол центрального зала. Он служит частью биологической защиты и теплоизоляции реакторного пространства. Его центральная часть над реактором состоит из отдельных съемных стально-графитовых заглушек, расположенных над вершинами каналов.^[11]

Топливные каналы

Топливные каналы состоят из сварных циркалой напорные трубки с внутренним диаметром 8 см (3,1 дюйма) и толщиной стенок 4 мм (0,16 дюйма), проложенные через каналы в центре графита Модератор блоки. Верхняя и нижняя части трубок выполнены из нержавеющая сталь, и соединен 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) до трубки; этот узел снижает передачу механических нагрузок, вызванных набухание, вызванное нейтронами, тепловое расширение блоков и другие факторы, влияющие на напорную трубку, при облегчении передачи тепла от графитовых блоков. Напорные трубы приварены к верхней и нижней плитам корпуса реактора.^[11]

Хотя большая часть тепловой энергии от процесса деления вырабатывается в топливных стержнях, примерно 5,5% откладывается в графитовых блоках, поскольку они замедляют быстрые нейтроны образуется в результате деления. 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.^[12]

В активной зоне реактора РБМК первого поколения имеется 1693 топливных канала и 170 каналов регулирующих стержней. Активные зоны реакторов второго поколения (например, Чернобыль-4) имеют 1661 топливный канал и 211 каналов регулирующих стержней.^[13]

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 тепловыделяющей сборки с целью допинг. 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 их повреждению.

Топливо

Держатель твэлов 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 пеллеты изготовлены из диоксид урана пудра, спеченный с подходящим связующим в бочки диаметром 11,5 мм (0,45 дюйма) и длиной 15 мм (0,59 дюйма). Материал может содержать добавленные оксид европия как выгорающий ядерный яд для снижения разницы в реактивности новой и частично отработавшей тепловыделяющих сборок.^[14] 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 облегчения удаления газообразных продуктов деления. В уровень обогащения составляет 2% (0,4% для торцевых окатышей агрегатов). Максимально допустимая температура топливной таблетки составляет 2100 ° C (3810 ° F).

Топливные стержни циркалой (1% ниобий ) трубки с внешним диаметром 13,6 мм (0,54 дюйма) и толщиной 0,825 мм (0,0325 дюйма). Стержни заполнены гелий на 0,5 МПа и герметично закрыты. Стопорные кольца помогают удерживать гранулы в центре трубки и облегчают передачу тепла от гранулы к трубке. Гранулы удерживаются в осевом направлении с помощью весна. 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).^[12]

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). Топливо сжечь 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).^[15]

В отличие от прямоугольных ТВС PWR / BWR, ТВС РБМК имеет цилиндрическую форму, подходящую для круглых напорных каналов.

Автозаправочная машина установлена ​​на портальном кране и управляется дистанционно. Замена тепловыделяющих сборок возможна без остановки реактора, что имеет большое значение для производства оружейный плутоний и, в гражданском контексте, для увеличения времени безотказной работы реактора. Когда необходимо заменить тепловыделяющую сборку, машина 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 - 192 тонны.^[13]

Стержни управления

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 твэлами (1661)
Цифры на изображении указывают положение соответствующих стержней управления (глубина погружения в сантиметрах) в 01:22:30, стр. 119^[16] 78 секунд до взрыва реактора.

Большая часть реактора стержни управления вставляются 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), а карбид бора секция поглотителя нейтронов. 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 повышение реактивности в нижней части активной зоны, когда графитовая часть стержня управления проходит через эту секцию. Этот эффект «положительного скремблирования» 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 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 движение 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 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 начальными поглотителями до положительного, когда все они удалены.

Нормальный запас реактивности составляет 43–48 регулирующих стержней.

Газовый контур

Реактор работает в гелий –азот атмосфера (70–90% He, 10–30% N₂).^[12] Газовый контур состоит из компрессор, аэрозоль и йодные фильтры, адсорбер для углекислый газ, монооксид углерода, и аммиак, сборный резервуар, позволяющий газообразным радиоактивным продуктам распадаться перед сбросом, аэрозольный фильтр для удаления твердых продуктов распада и вентиляторная труба, знаменитая труба над зданием завода.^[17] Газ вводится в дымовую трубу снизу с низким расходом и выходит из стояка каждого канала по отдельной трубе. Контролируется влажность и температура выходящего газа; их увеличение - показатель утечки теплоносителя.^[9]

Контуры охлаждения и пара

Схематический вид 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 паровые сепараторы, пары толстых горизонтальных барабанов, расположенных в боковых отсеках над крышкой реактора; каждый имеет диаметр 2,8 м (9 футов 2 дюйма), длину 31 м (101 фут 8 дюймов), толщину стенки 10 см (3,9 дюйма) и вес 240т (260 короткие тонны ).^[8] Steam, с качество пара около 15%, отбирается из верхней части сепараторов двумя коллекторами пара на сепаратор, объединенными, и направляется в два турбогенераторы в машинном зале, затем в конденсаторы, повторно нагретый до 165 ° C (329 ° F) и откачанный конденсатные насосы к деаэраторы, куда удаляются остатки газовой фазы и коррозионных газов. Результирующий питательная вода подводится к сепараторам пара насосы питательной воды и смешанный 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.^[18] Существует ионный обмен система включена в контур 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.^[19]

Основные циркуляционные насосы производительностью 5 500–12 000 м3.³/ ч и питаются от 6 кВ электродвигатели. Нормальный расход теплоносителя 8000 м³/ час на насос; это дросселируется регулирующими клапанами до 6000–7000 м³/ ч при мощности реактора ниже 500 МВт. Каждый насос имеет клапан регулирования потока и предотвращает обратный поток. обратный клапан на розетке, и запорная арматура как на входе, так и на выходе. Каждый из напорных каналов в активной зоне имеет свой управления клапаном так что распределение температуры в активной зоне реактора может быть оптимизировано. Каждый канал имеет шаровой тип расходомер.

Номинальный расход теплоносителя через реактор 46 000–48 000 м3.³/час. Расход пара на полной мощности составляет 5 440–5 600 т (6 000–6 170 коротких тонн) / час.^[9]

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 6,9 мегапаскалей ( 69 бар; 1000 фунтов на кв. Дюйм).^[9] 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 пустоты 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 г. в тепловыделяющую сборку были введены поглотители, постоянно обеспечивающие отрицательный коэффициент пустотности за счет более высоких требований к обогащению уранового топлива.^{[нужна цитата ]}

Если температура охлаждающей жидкости слишком близка к температуре кипения, кавитация могут возникать 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). Следовательно, при низкой мощности реактора температура на входе может стать опасно высокой. Вода держится ниже температура насыщения предотвращать пленочное кипячение и связанное с этим падение скорости теплопередачи.^[8]

Реактор споткнулся 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.^[10]

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, при этом 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.^[9]

ECCS

Реактор оборудован системой аварийного охлаждения активной зоны (САОР), состоящей из специального резервуара для хранения воды, гидроаккумуляторов и насосов. Трубопровод САОЗ интегрирован с обычной системой охлаждения реактора. В случае полной потери мощности насосы САОЗ должны питаться от момента вращения ротора турбогенератора на время до дизельные генераторы выйди в сеть. В Чернобыльская катастрофа произошло 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 реактор.^[10]

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.^[10]

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 потока. Насосы САОЗ питаются от основных внутренних линий 6 кВ, поддерживаемых дизельными генераторами. Некоторые клапаны, требующие бесперебойного питания, также имеют резервное питание от батарей.^[10]

Системы контроля / надзора за реактором

Распределение удельная мощность в реакторе измеряется ионизационные камеры 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. Суммарная 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 рабочих 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 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 для расчета запаса реактивности собирала данные примерно из 4000 источников. Его цель заключалась в том, чтобы помочь оператору в установившемся управлении реактором. На цикл всех измерений и вычисление результатов требовалось от десяти до пятнадцати минут.^[20]

Операторы могут отключить некоторые системы безопасности, сбросить или подавить некоторые сигналы тревоги и обойти автоматический обход. Катись, прикрепив патч-кабели доступным терминалам. Такая практика была разрешена при некоторых обстоятельствах.

Реактор оборудован течеискателем твэлов. А сцинтилляционный счетчик Детектор, чувствительный к энергиям короткоживущих продуктов деления, устанавливается на специальной тележке и перемещается над выходами топливных каналов, выдавая сигнал тревоги при обнаружении повышенной радиоактивности в пароводяном потоке.

Сдерживание

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 Министерством ядерной науки СССР 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 полную мощность без остановки (как в случае с тяжелой водой под давлением). КАНДУ реактор), как для перегрузки, так и для плутоний производство (для ядерное оружие ). 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. в Чернобыльская авария давление поднялось до уровня, достаточного для того, чтобы сдуть верхнюю часть реактора, в процессе чего были открыты топливные каналы и началось сильное возгорание при контакте воздуха с перегретой графитовой активной зоной. После аварии на Чернобыльской АЭС на некоторых реакторах РБМК была установлена ​​частичная защитная оболочка (вместо полной здание содержания ), которые окружают топливные каналы водяной рубашкой для улавливания любых выпущенных 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 парораспределителя, покрытым разрывные диски и вход в Коридор распределения пара под реактором на уровне +6. На полу коридора находятся 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 пройти через воду и сконденсироваться в ней, уменьшая избыточное давление в герметичном отсеке. Пропускная способность труб, ведущих 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.^[21] 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. Парораспределительный коридор содержит поверхностные конденсаторы. В системы пожаротушения, работающие как в аварийном, так и в обычном 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.^[10]

Удаление водорода из герметичного отсека производится удалением 800 м.³/ ч воздуха, его фильтрация и сброс в атмосферу. Удаление воздуха прекращается автоматически в случае утечки охлаждающей жидкости, и его необходимо возобновить вручную. Водород присутствует во время нормальной работы из-за утечек охлаждающей жидкости (предположительно до 2 т (2,2 коротких тонны) в час).^[10]

Другие системы

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

Электрические системы

Электростанция подключена к 330 кВ и 750 кВ. электрическая сеть. В блоке два электрические генераторы подключены 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, или от сети 330 кВ через трансформатор станции, или от другого блока электростанции через два резервных шины. В случае полной потери внешнего питания основные системы могут получать питание от дизельные генераторы. 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 отключении внешнего питания.^[10]

Турбогенераторы

Электроэнергия вырабатывается парой по 500 МВт. турбогенераторы с водородным охлаждением. Они расположены в машинном зале длиной 600 м (1968 футов 6 дюймов), примыкающем к зданию реактора. В турбины, маститые пятицилиндровые К-500-65 / 3000, поставляются Харьков турбинная установка; то электрические генераторы являются ТВВ-500. Роторы турбины и генератора установлены на одном валу; общий вес роторы составляет почти 200 т (220 коротких тонн), а их номинальная частота вращения составляет 3000об / мин. В турбогенератор имеет 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 охлаждается водой. водород. Водород для генераторов производится на заводе. электролиз.^[8] Конструкция и надежность турбин принесли им Государственную премию Украины 1979 года.

Харьковский турбинный завод (ныне Турбоатом ) позже была разработана новая версия 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.

Недостатки конструкции и проблемы безопасности

В начале Реактор II поколения Основанная на советских технологиях 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 затрат тяжелая вода реакторы, которые требовали больших затрат на обслуживание и требовали больших объемов дорогостоящих тяжелая вода для запуска. Однако это также имело неожиданные негативные последствия, которые полностью не проявились до чернобыльской катастрофы 1986 года.

Высокий положительный коэффициент пустотности

Легкая вода (обыкновенная H₂O) одновременно 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 быстрые нейтроны, первоначально образующиеся при делении), но он также поглощает некоторые из них.

В реакторах серии РБМК легкая вода выполняет функцию теплоносителя, а замедление в основном осуществляется за счет графит. 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 до пар, место, занятое водой, будет занято водяным паром, плотность которого значительно ниже, чем у жидкой воды (точное число зависит от давления и температуры; при стандартных условиях пар составляет около¹⁄₁₃₅₀ плотный, как жидкая вода). 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, таким образом, увеличивать мощность реактора, что приводит к более высоким температурам, в результате чего кипит еще больше воды, создавая тепловое Обратная связь.

В реакторах РБМК при образовании пара в теплоносителе на практике образуется пустота: пузырь, который не поглощает нейтроны. Снижение 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 коэффициент пустоты ", а серия реакторов РБМК имеет самый высокий положительный коэффициент пустого пространства среди всех когда-либо проектировавшихся промышленных реакторов.

Высокий коэффициент пустотности не обязательно делает реактор небезопасным по своей природе, 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 одно из этих требований не было выполнено в Чернобыле: поскольку фактическая конструкция реактора имела штамп одобрения Курчатовский институт и считался государственная тайна, обсуждение недостатков реактора было запрещено даже среди реального персонала, эксплуатирующего станцию. Некоторые более поздние конструкции РБМК действительно включали управляющие стержни на электромагнитных грейферах, таким образом контролируя скорость реакции и, при необходимости, полностью останавливая реакцию. Однако реактор РБМК в Чернобыле имел стержни ручного управления.

После Чернобыльская катастрофа, все находящиеся в эксплуатации реакторы РБМК претерпели существенные изменения, снизив их КПД с +4,7β до +0,7 β. Это новое число снижает вероятность низкого уровня охлаждающей жидкости. крах.

Улучшения после чернобыльской аварии

В своих посмертно опубликованных мемуарах Валерий Легасов, первый заместитель директора Курчатовский институт атомной энергии, выяснилось, что ученые института давно знали о существенных конструктивных недостатках РБМК.^[22][23] 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.^[24]

После смерти Легасова все оставшиеся реакторы РБМК были модернизированы с рядом обновлений для безопасность. 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.^[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.^[25] 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:

• 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.
• КАТИСЬ Последовательность (быстрое отключение) уменьшена с 18 до 12 секунд.
• Меры предосторожности против несанкционированного доступа к системам аварийной безопасности.

Кроме того, RELAP5-3D модели реакторов РБМК-1500 были разработаны для использования в комплексных теплогидравлических и нейтронно-физических расчетах для анализа конкретных переходных процессов, в которых важна нейтронно-физическая характеристика активной зоны.^[26]

Блоки замедлителя из деформированного графита

С мая 2012 г. по декабрь 2013 г. Ленинград -1 была отключена при ремонте деформированных графитовых блоков замедлителя. Этот 18-месячный проект включал исследования и разработку машин для обслуживания и систем мониторинга. Аналогичная работа будет применена к остальным действующим РБМК.^[27] Блоки графитового замедлителя в РБМК могут быть отремонтированы и заменены на месте, в отличие от другого современного большого реактора с графитовым замедлителем, Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением.^[28]

Продольная резка некоторых графитовых колонн во время ремонтных работ по продлению срока службы может вернуть графитовую стопку к исходной проектной геометрии.^[7]

Дальнейшее развитие

Постсоветский редизайн РБМК - это MKER (Русский: МКЭР, Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор [Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор], что означает Многоконтурный трубчатый энергетический реактор), с повышенной безопасностью и защитой.^[29][30] Физический прототип МКЭР-1000 - пятый агрегат Курская АЭС. Строительство Курской 5 отменено в 2012 году.^[31] МКЭР-800, МКЭР-1000 и МКЭР-1500 планировались для Ленинградской АЭС.^[32][33][34]

Закрытие

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). Чернобыльские 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 его долгосрочное будущее. Оба реактора на Игналина в Литва также были закрыты.^[35] Россия - единственная страна, в которой до сих пор эксплуатируются реакторы этой конструкции: Ленинград (2 РБМК-1000), Смоленск (3 РБМК-1000) и Курск (4 РБМК-1000).^[36]

Перечень реакторов РБМК

Цветовой ключ:

– Оперативный реактор (включая реакторы, которые сейчас отключены)

- реактор выведен из эксплуатации

- реактор уничтожен

– Заброшен или отменен реактор

Графитовый замедлитель Магнокс реактор, аналогичный конструкции РБМК, существует в Северная Корея на Центр ядерных исследований Йонбёна.^[40]

Смотрите также

• Николай Доллежаль, главный конструктор РБМК

Рекомендации

Источники и внешние ссылки

• Технические характеристики реактора РБМК-1500 в Игналинская АЭС - выведенный из эксплуатации реактор РБМК
• Чернобыль - канадская перспектива - Брошюра с описанием ядерных реакторов в целом и конструкции РБМК в частности, с акцентом на различия в безопасности между ними и КАНДУ реакторы. Опубликовано Atomic Energy of Canada Limited.