Лаэс исследование твс рбмк 1000. Рбмк реактор большой мощности канальный

(РБМК ) - серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Данный реактор - канальный, уран-графитовый (графито-водный по замедлителю), кипящего типа, на тепловых нейтронах; предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см?. Теплоноситель - кипящая вода.
Главный конструктор реакторной установки: НИКИЭТ, Академик Доллежаль Н. А.
Научный руководитель проекта: ИАЭ им. И. В. Курчатова, Академик Александров А. П.
Генеральный проектировщик (ЛАЭС): ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ), Гутов А. И.
Главный конструктор турбоустановки: ХТГЗ, «Турбоатом», Косяк Ю. Ф.
Разработчик металлоконструкции: ЦНИИПСК, Мельников Н. И.
Головная материаловедческая организация: «Прометей», Копырин Г. И.
Проектировщик и изготовитель электромеханического оборудования СУЗ, КТО: КБ завода «Большевик», Клаас Ю. Г.

На данный момент серия этих реакторов включает в себя три поколения.

Головной реактор серии - 1-й и 2-й блоки Ленинградской АЭС.

1 История создания и эксплуатации

2 Характеристики РБМК

3 Конструкция

3.1 РБМК-1000

3.2 5-й энергоблок Курской АЭС (РБМК-1000 3-го поколения)

3.3 РБМК-1500

3.4 РБМК-2000, РБМК-3600 РБМКП-2400, РБМКП-4800 (прежние проекты)

3.4.1 РБМК-2000, РБМК-3600

3.4.2 РБМКП-2400, РБМКП-4800

3.5 МКЭР (современные проекты)

4 Достоинства

5 Недостатки

6 Практика эксплуатации

История создания и эксплуатации

Центральный зал РБМК-1500

(Игналинская АЭС)

Реактор Первый в мире АЭС был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем АМ-1 («Атом Мирный»), установленный на Обнинской АЭС (1954 год). Отработка технологий уран-графитовых реакторов производилась на промышленных реакторах, в том числе реакторах "двойного" назначения (на которых помимо "военных" изотопов производилась электроэнергия): А (1948 год), АИ (ПО «Маяк»), И-1 (1955 год), ЭИ-2 (1958 год), серия АДЭ (Сибирский химический комбинат). С 1960-х годов в СССР начата разработка чисто энергетических реакторов типа, будущего РБМК. Некоторые конструкторские решения отрабатывались на опытных энергетических реакторах «Атом Мирный Большой»: АМБ-1 (1964 год) и АМБ-2 (1967 год), установленные на Белоярской АЭС.

Разработка собственно реакторов РБМК началась с середины 60-х годов и опиралась, в значительной мере, на большой и успешный опыт проектирования и строительства промышленных уран-графитовых реакторов. Основные преимущества реакторной установки виделись создателями в:

максимальном применении опыта уран-графитовых реакторов;

отработанных связях между заводами, налаженном выпуске основного оборудования;

состоянии промышленности и строительной индустрии СССР;

многообещающих нейтронно-физических характеристиках (малое обогащение топлива).

В целом конструктивные особенности реактора повторяли опыт предыдущих уран-графитовых реакторов. Новыми стали топливный канал, сборки тепловыделяющих элементов из новых конструкционных материалов - сплавов циркония, и с новой формой топлива - металлический уран был заменён его диоксидом, а также параметры теплоносителя. Реактор изначально проектировался как одноцелевой - для производства электрической и тепловой энергии.

Работы над проектом начались в ИАЭ (РНЦ КИ) и НИИ-8 (НИКИЭТ) в 1964 году. В 1965 году проект получил название Б-190, а его конструирование было поручено КБ завода «Большевик». В 1966 году решением министерского НТС работа над проектом была поручена НИИ-8 (НИКИЭТ), руководимому Доллежалем.

15 апреля 1966 г. главой Минсредмаша Е. П. Славским было подписано задание на проектирование Ленинградской атомной электростанции в 70 км по прямой к западу от Ленинграда в 4 км от поселка Сосновый Бор. В начале сентября 1966 г. проектное задание было закончено.

29 ноября 1966 г. Советом Министров СССР принято постановление № 800-252 о строительстве первой очереди ЛАЭС, определена организационная структура и кооперация предприятий для разработки проекта и сооружения АЭС.

Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 запущен в 1973 году на Ленинградской АЭС.

При строительстве первых энергетических АЭС в нашей стране бытовало мнение, что атомная станция является надежным источником энергии, а возможные отказы и аварии - маловероятные, или даже гипотетические события. Кроме того, первые блоки сооружались внутри системы среднего машиностроения и предполагали эксплуатацию организациями этого министерства. Правила по безопасности на момент разработки либо отсутствовали, либо были несовершенны. По этой причине на первых энергетических реакторах серий РБМК-1000 и ВВЭР-440 не было в достаточном количестве систем безопасности, что потребовало в дальнейшем серьезной модернизации таких энергоблоков. В частности, в первоначальном проекте первых двух блоков РБМК-1000 Ленинградской АЭС не было гидробаллонов системы аварийного охлаждения реактора (САОР), количество аварийных насосов было недостаточным, отсутствовали обратные клапаны (ОК) на раздаточно-групповых коллекторах (РГК) и пр. В дальнейшем, в ходе модернизации, все эти недостатки были устранены.

Дальнейшее строительство блоков РБМК предполагалось осуществлять для нужд министерства энергетики СССР. Учитывая меньший опыт работы МИНЭНЕРГО с АЭС, в проект были внесены существенные изменения, повышающие безопасность энергоблоков. Кроме того, были внесены изменения, учитывающие опыт работы первых РБМК. В том числе были применены гидробаллоны САОР, функцию аварийных электронасосов САОР стали выполнять 5 насосов, применены обратные клапаны в РГК, сделаны другие доработки. По этим проектам были построены энергоблоки 1, 2 Курской АЭС и 1, 2 Чернобыльской АЭС. На этом этапе закончилось строительство энергоблоков РБМК-1000 первого поколения (6 энергоблоков).

Дальнейшее совершенствование АЭС с РБМК началось с проработки проектов второй очереди Ленинградской АЭС (энергоблоки 3, 4). Основной причиной доработки проекта стало ужесточение правил безопасности. В частности, была внедрена система баллонной САОР, САОР длительного расхолаживания, представленная 4 аварийными насосами. Система локализации аварии была представлена не баком-барботером, как ранее, а башней локализации аварий, способной аккумулировать и эффективно препятствовать выбросу радиоактивности при авариях с повреждением трубопроводов реактора. Были сделаны другие изменения. Основной особенностью энергоблоков 3, 4 Ленинградской АЭС стало техническое решение о расположении РГК на высотной отметке, превышающей высотную отметку активной зоны. Это позволяло в случае аварийной подачи воды в РГК иметь гарантированный залив активной зоны водой. В дальнейшем это решение не применялось.

После строительства энергоблоков 3, 4 Ленинградской АЭС, находящейся в ведении министерства среднего машиностроения, началось проектирование реакторов РБМК-1000 для нужд министерства энергетики СССР. Как отмечалось выше, при разработке АЭС для МИНЭНЕРГО, в проект вносились дополнительные изменения, призванные повысить надежность и безопасность АЭС, а также увеличить ее экономический потенциал. В частности, при доработке вторых очередей РБМК был применен барабан-сепаратор (БС) большего диаметра (внутренний диаметр доведен до 2.6 м), внедрена трехканальная система САОР, первые два канала которых снабжались водой от гидробаллонов, третий - от питательных насосов. Увеличено количество насосов аварийной подачи воды в реактор до 9 штук и внесены другие изменения, существенно повысившее безопасность энергоблока (принципиально, уровень исполнения САОР удовлетворял не только документам, действовавшим в момент проектирования АЭС, но и, во многом, современным требованиям). Существенно увеличились возможности системы локализации аварий, которая была рассчитана на противодействие аварии, вызванной гильотинным разрывом трубопровода максимального диаметра (напорный коллектор главных циркуляционных насосов (ГЦН) Ду 900). Вместо баков-барботеров первых очередей РБМК и башен локализации 3,4 блоков ЛАЭС, на РБМК второго поколения МИНЭНЕРГО были применены двухэтажные бассейны-локализаторы, что существенно повысило возможности системы локализации аварий (СЛА). Отсутствие контаймента компенсировалось стратегией применения системы плотно-прочных боксов (ППБ), в которых располагались трубопроводы контура многократной принудительной циркуляции теплоносителя. Конструкция ППБ, толщина стен рассчитывались из условия сохранения целостности помещений при разрыве находящегося в нем оборудования (вплоть до напорного коллектора ГЦН Ду 900 мм). ППБ не охватывался БС и пароводяные коммуникации. Также при строительстве АЭС реакторные отделения строились дубль-блоком, что означает, что реакторы двух энергоблоков находятся по существу в одном здании (в отличие от предыдущих АЭС с РБМК, в которых каждый реактор находился в отдельном здании). Так были исполнены реакторы РБМК-1000 второго поколения: энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС, 3 и 4 Чернобыльской АЭС, 1 и 2 Смоленской АЭС (итого, вместе с 3 и 4 блоком Ленинградской АЭС, 8 энергоблоков).

В общей сложности сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с РБМК. Срок окупаемости серийных блоков второго поколения составил 4-5 лет.

Вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет порядка 50 % .

До аварии на Чернобыльской АЭС в СССР существовали обширные планы строительства таких реакторов, однако после аварии планы по сооружению энергоблоков РБМК на новых площадках были свернуты. После 1986 года были пущены два реактора РБМК: РБМК-1000 Смоленской АЭС (1990г) и РБМК-1500 Игналинской АЭС (1987). Еще один реактор РБМК-1000 5-го блока Курской АЭС находится в стадии достройки (~70-80 % готовности). После аварии на Чернобыльской АЭС были проведены дополнительные исследования и модернизация. В настоящее время реакторы РБМК не уступают по безопасности и экономическим показателям отечественным и зарубежным АЭС того же периода постройки. На сегодняшний день приемлемый уровень безопасности РБМК подтвержден на национальном уровне, а также международными экспертизами.

Развитие концепции канального уран-графитового реактора осуществляется в проектах МКЭР - Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор .

Характеристики РБМК

Характеристика	РБМК-1000	РБМК-1500	РБМКП-2400 (проект)	МКЭР-1500 (проект)
Тепловая мощность реактора, МВт	3200	4800	5400	4250
Электрическая мощность блока, МВт	1000	1500	2000	1500
К. п. д. блока, %	31,3	31,3	37,0	35,2
Давление пара перед турбиной, атм	65	65	65	65?
Температура пара перед турбиной, °С	280	280	450
Размеры активной зоны, м:
высота	7	7	7,05	7
диаметр (ширина?длина)	11,8	11,8	7,05?25,38	14
192	189	220
Обогащение, % 235U
испарительный канал	2,6-3,0	2,6-2,8	1,8	2-3,2
перегревательный канал	-	-	2,2	-
Число каналов:
испарительных	1693-1661	1661	1920	1824
перегревательных	-	-	960	-
Среднее выгорание, МВт·сут/кг:
в испарительном канале	22,5	25,4	20,2	30-45
в перегревательном канале	-	-	18,9	-
Размеры оболочки ТВЭЛа (диаметр?толщина), мм:
испарительный канал	13,5?0,9	13,5?0,9	13,5?0.9	-
перегревательный канал	-	-	10?0,3	-
Материал оболочек ТВЭЛов:
испарительный канал	Nb	Zr + 2,5 % Nb	Zr + 2,5 % Nb	-
перегревательный канал	-	-	Нерж. сталь	-

Конструкция

Схема энергоблока АЭС
с реактором типа РБМК

Одной из целей при разработке реактора РБМК было улучшение топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалах даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обогащением урана (по первоначальному проекту - 1,8 %).

РБМК-1000

Схема энергоблока АЭС
с реактором типа РБМК Тепловыделяющая сборка реактора РБМК:
1 - дистанционирущая проставка
2 - оболочка ТВЭЛ
3 - таблетки ядерного топлива

Основу активной зоны РБМК-1000 составляет графитовый цилиндр высотой 7 м и диаметром 11,8 м, сложенный из блоков меньшего размера, который выполняет роль замедлителя. Графит пронизан большим количеством вертикальных отверстий, через каждое из которых проходит труба давления (также называемая технологическим каналом (ТК)). Центральная часть трубы давления, расположенная в активной зоне, изготовлена из сплава циркония (Zr + 2,5 % Nb), обладающего высокими механическими и коррозионными свойствами, верхние и нижние части трубы давления - из нержавеющей стали. Циркониевая и стальные части трубы давления соединены сварными переходниками.

При проектировании энергоблоков РБМК, в силу несовершенства расчетных методик, был выбран не оптимальным шаг решетки каналов. В результате реактор оказался несколько перезамедлен, что приводило к положительным значениям парового коэффициента реактивности в рабочей области, превышающим долю запаздывающих нейтронов. До аварии на ЧАЭС используемая методика расчета кривой парового коэффициента реактивности (программа BMP), показывала, что несмотря на положительный ПКР в области рабочих паросодержаний, по мере роста паросодержания эта величина меняет знак, так что эффект обезвоживания оказывался отрицательным. Соответственно состав и производительность систем безопасности проектировалась с учетом этой характеристики. Однако, как оказалось после аварии на Чернобыльской АЭС, расчетное значение парового коэффициента реактивности в областях с высоким паросодержанием было получено неверно: вместо отрицательного, он оказался положительным. Для изменения парового коэффициента реактивности был выполнен ряд мероприятий, в том числе в некоторые каналы вместо топлива установлены дополнительные поглотители. В последующем, для улучшения экономических показателей энергоблоков с РБМК дополнительные поглотители извлекались, для достижения заданных нейтроно-физических характеристик стали применять топливо более высокого обогащения с дополнительным поглотителем (оксид эрбия).

В каждом топливном канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) - нижней и верхней. В каждую сборку входит 18 стержневых ТВЭЛов. Оболочка ТВЭЛа заполнена таблетками из двуокиси урана. По первоначальному проекту обогащение по урану 235 составляло 1,8 %, но по мере накопления опыта эксплуатации РБМК оказалось целесообразным повышать обогащение . Повышение обогащения в сочетании с применением выгорающего поглотителя в топливе позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 3,0 %.

Реактор РБМК работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В активной зоне вода, охлаждающая твэлы, частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы. В барабан-сепараторах происходит сепарация пара, которая поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подается в активную зону реактора. Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C) под давлением 70-65 кгс/см2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.

Реакторы РБМК-1000 установлены на Ленинградской АЭС, Курской АЭС, Чернобыльской АЭС, Смоленской АЭС.

5-й энергоблок Курской АЭС
(РБМК-1000 3-го поколения)

На строящемся 5-м блоке Курской АЭС (готовность на данный момент 70 – 80%), помимо прочих мероприятий по усовершенствованию РБМК, принципиальной новизной обладает конструкция графитовой кладки реактора, имеющей в сечении вид восьмигранника. За счет уменьшения объема графита изменяется отношение доли топлива к доле замедлителя, что имеет существенное влияние на паровой коэффициент реактивности. В результате, при гарантированном отрицательном паровом коэффициенте реактивности, реактор РБМК-1000 5-го блока Курской АЭС работает с минимальным ОЗР, что дополнительно увеличивает его экономическую эффективность. В будущем возможно рассмотреть вопрос о повышении обогащения топлива для РБМК 5-го блока Курской АЭС, что позволит еще улучшить его экономические показатели, сохраняя высокий уровень безопасности.

Данный блок формально относится к 3-му поколению РБМК (к нему относится также 3-й блок Смоленской АЭС), но, по глубине произведенных изменений, правильнее было бы отнести его к поколению «3+».

РБМК-1500

В РБМК-1500 мощность повышена за счёт увеличения удельной энергонапряжённости активной зоны путём увеличения мощности ТК в 1,5 раза при сохранении его конструкции. Это достигается интенсификацией теплосъема с ТВЭЛ при помощи применения в ТВК специальных интенсификаторов теплообмена (турбулизаторов) в верхней части обеих ТВС. Всё вместе это позволяет сохранить прежние габариты и общую конструкцию реактора.

Интенсификаторы ТВС РБМК-1500 следует отличать от дистанцирующих решеток, установленных на каждой ТВС в количестве 10шт., которые также содержат турбулизаторы.

В процессе эксплуатации выяснилось, что, из-за высоких неравномерностей энерговыделения, периодически возникающие повышенные (пиковые) мощности в отдельных каналах приводят к растрескиванию оболочек ТВЭЛ. По этой причине мощность была снижена до 1300МВт.

Данные реакторы установлены на Игналинской АЭС (Литва).

РБМК-2000, РБМК-3600
РБМКП-2400, РБМКП-4800
(прежние проекты)

В силу общей особенности конструкции реакторов РБМК, в которой активная зона, подобно кубикам, набиралась из большого числа однотипных элементов, идея дальнейшего увеличения мощности напрашивалась сама собой.

РБМК-2000, РБМК-3600

В проекте РБМК-2000 увеличение мощности планировалось за счёт увеличения диаметра топливного канала, числа ТВЭЛ-ов в кассете и шага трубной решетки ТК. При этом сам реактор оставался в прежних габаритах.

РБМК-3600 был только концептуальным проектом, о его конструктивных особенностях известно мало. Вероятно, что вопрос повышения удельной мощности в нём решался, подобно РБМК-1500, путём интенсификации теплосъёма, без изменения конструкции его основы РБМК-2000 - и, следовательно, без увеличения активной зоны.

РБМКП-2400, РБМКП-4800

МКЭР (современные проекты)

Проекты РУ МКЭР являются эволюционным развитием поколения реакторов РБМК. В них учтены новые, ужесточившиеся, требования безопасности и устранены главные недостатки прежних реакторов данного типа.

Работа МКЭР-800 и МКЭР-1000 основана на естественной циркуляции теплоносителя, интенсифицируемой водо-водяными инжекторами. МКЭР-1500 ввиду больших размеров и мощности работет с принудительной циркуляцией теплоносителя, развиваемой главными циркуляционными насосами. Реакторы серии МКЭР оснащены двойной защитной оболочкой - контайментом: первая - стальная, вторая - железобетонная без создания предварительно напряженной конструкции. Диаметр защитной оболочки МКЭР-1500 составляет 56 метров (соответствует диаметру гермооболочки Бушерской АЭС). Ввиду хорошего баланса нейтронов РУ МКЭР имеют весьма низкий расход природного урана (у МКЭР-1500 он составляет 16,7 г/МВт·ч(э) - самый низкий в мире).

Ожидаемый КПД - 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %.

Достоинства

Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР, давление воды в первом контуре;

Благодаря канальной конструкции отсутствует дорогостоящий корпус;

Нет дорогостоящих и сложных парогенераторов;

Нет принципиальных ограничений на размер активной зоны (например, она может быть в форме параллелепипеда, как в проектах РБМКП);

Независимый контур системы управления и защиты (СУЗ);

Широкие возможности осуществления регулярного контроля состояния узлов активной зоны (например, труб технологических каналов) без необходимости остановки реактора, и также

высокая ремонтопригодность;

Более легкое (по сравнению с корпусными ВВЭР протекание аварий, вызванных разгерметизацией циркуляционного контура, а также переходных режимов, вызванных отказами оборудования;

Возможность формировать оптимальные нейтронно-физические свойства активной зоны реактора (коэффициенты реактивности) на стадии проектирования;

Незначительные коэффициенты реактивности по плотности теплоносителя (современный РБМК);

Замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга (в частности, повышает КИУМ);

Возможность наработки радионуклидов технического и медицинского назначения, а также радиационного легирования различных материалов;

Отсутствие (по сравнению с корпусными ВВЭР) необходимости применения борного регулирования;

Более равномерное и глубокое (по сравнению с корпусными ВВЭР) выгорание ядерного топлива;

Возможность работы реактора с низким ОЗР - оперативным запасом реактивности (современные проекты, например, строящийся пятый энергоблок Курской АЭС);

Более дешевое топливо из-за более низкой степени обогащения, хотя загрузка топливом значительно выше (в общем топливном цикле используют переработку отработанного топлива от

Поканальное регулирование расходов теплоносителя через каналы, позволяющее контролировать теплотехническую надежность активной зоны;

Тепловая инертность активной зоны, существенно увеличивающая запасы до повреждения топлива во время возможных аварий;

Независимость петель контура охлаждения реактора (в РБМК - 2 петли), что позволяет локализовать аварии в одной петле.

Недостатки

Большое количество трубопроводов и различных вспомогательных подсистем требует наличия большого количества высококвалифицированного персонала;

Необходимость проведения поканального регулирования расходов, что может повлечь за собой аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал;

Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВЭР, связанная с большим количеством узлов (например запорно-регулирующей арматуры);

Бо"льшее количество активированных конструкционных материалов из-за больших размеров АЗ и металлоёмкости РБМК, остающихся после вывода из эксплуатации и требующих утилизации.

Практика эксплуатации

МАГАТЭ, База данных PRIS.
Кумулятивный КИУМ по всем действующим энергоблокам:
РБМК - 69,71%; ВВЭР - 71,54%.
Данные с начала ввода блока по 2008г.
Российская Федерация. Только действующие блоки.

Аварии на энергоблоках с РБМК

Наиболее серьезные инциденты на АЭС с реакторами РБМК:

1975 - разрыв одного канала на первом блоке ЛАЭС;

1982 - разрыв одного канала на первом блоке ЧАЭС;

1986 - авария с массовым разрывом каналов на четвертом блоке ЧАЭС;

1991 - пожар в машинном зале второго блока ЧАЭС;

1992 - разрыв одного канала на третьем блоке ЛАЭС;

Авария 1982 была связана с действиями оперативного персонала, грубо нарушившего технологический регламент.

В аварии 1986 года, помимо нарушений персонала, проявились опасные свойства РБМК, существенно повлиявшие на масштаб аварии. После аварии проведена большая научно-техническая работа. Проведенные мероприятия искоренили такие опасные свойства.

Авария 1991 года в машинном зале второго блока ЧАЭС была вызвана отказами оборудования, не зависящими от реакторной установки. В процессе аварии, вследствие пожара, произошло обрушение кровли машинного зала. В результате пожара и обрушения кровли были повреждены трубопроводы подпитки реактора водой, а также заблокирован в открытом положении паросбросный клапан БРУ-Б. Несмотря на многочисленные отказы систем и оборудования, сопровождавшие аварию, реактор проявил хорошие свойства самозащищенности, что предотвратило разогрев и повреждение топлива.

1992 - разрыв одного канала на третьем блоке ЛАЭС был вызван дефектом клапана.

Состояние на 2010 год

По состоянию на 2010 год эксплуатируется 11 энергоблоков с РБМК на трёх АЭС: Ленинградской, Курской, Смоленской. По политическим причинам (в соответствии с обязательствами Литвы перед Евросоюзом) остановлено два энергоблока на Игналинской АЭС, три энергоблока на Чернобыльской АЭС (ещё один прекратил существование в результате аварии). Ведётся строительство РБМК третьей очереди на пятом энергоблокеКурской АЭС.

Список сокращений, терминология РБМК

A3 - аварийная защита; активная зона
АЗМ - аварийная защита (сигнал) по превышению мощности
АЗРТ - аварийная защита реакторной установки по технологическим параметрам (cистема)
АЗС - аварийная защита (сигнал) по скорости нарастания мощности
АР - автоматический регулятор
АСКРО - автоматизированная система контроля радиационной обстановки
АЭС - атомная электростанция
БАЗ - быстродействующая аварийная защита
ББ - бассейн-барботер
БИК - боковая ионизационная камера
БОУ - блочная очистительная установка
БРУ-Д - быстродействующее редукционное устройство со сбросом в деаэратор
БРУ-К - быстродействующее редукционное устройство со сбросом в конденсатор турбины
БС - барабан-сепаратор
БЩУ - блочный щит управления
ВИК - высотная ионизационная камера
ВИУБ (СИУБ) - ведущий (старший) инженер управления блоком
ВИУР (СИУР) - ведущий (старший) инженер управления реактором
ВИУТ (СИУТ) - ведущий (старший) инженер управления турбиной
ГПК - главный предохранительный клапан
ГЦН - главный циркуляционный насос
ДКЭ (р), (в) - датчик контроля энерговыделения (радиальный), (высотный)
ДП - дополнительный поглотитель
ДРЕГ - диагностическая регистрация параметров
ЗРК - запорно-регулирующий клапан
КГО - контроль герметичности оболочки (ТВЭЛ-ов)
КД - камера деления
КИУМ - коэффициент использования установленной мощности
КМПЦ - контур многократной принудительной циркуляции
КН - конденсатный насос
КЦТК - контроль целостности технологических каналов (система)
ЛАЗ - локальная аварийная защита
ЛАР - локальный автоматический регулятор
МАГАТЭ - Международное агентство по атомной энергии
МПА - максимальная проектная авария
НВК - нижние водяные коммуникации
НК - напорный коллектор
НСБ - начальник смены блока
НСС - начальник смены станции
ОЗР - оперативный запас реактивности (условных "стержней")
ОК - обратный клапан
ОПБ - «Общие положения безопасности»
ПБЯ - «Правила ядерной безопасности»
ПВК - пароводяные коммуникации
ПН - питательный насос
ППБ - плотно-прочный бокс
ПРИЗМА - программа измерения мощности аппарата
ПЭН - питательный электронасос
РБМК - реактор большой мощности канальный (кипящий)
РГК - раздаточно-групповой коллектор
РЗМ - разгрузочно-загрузочная машина
РК СУЗ - рабочий канал системы управления и защиты
РП - реакторное пространство
РР - ручное регулирование
РУ - реакторная установка
САОР - система аварийного охлаждения реактора
СБ - системы безопасности
СЛА - система локализации аварий
СП - стержень-поглотитель
СПИР - система продувки и расхолаживания
СРК - стопорно-регулирующий клапан
СТК - система технологического контроля
СУЗ - система управления и защиты
СФКРЭ - система физического контроля распределения энерговыделения
СЦК "Скала" - система централизованного контроля (СКАЛА - система контроля аппарата Ленинградской Атомной)
ТВС - тепловыделяющая сборка
ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент
ТГ - турбогенератор
ТК - технологический канал
УСП - укороченный стержень-поглотитель (ручной)
ЯТ - ядерное топливо
ЯТЦ - ядерный топливный цикл
ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

Материалы: dic.academic.ru

В активной зоне реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500 с шагом квадратной решетки 250 мм расположены соответственно 1693 и 1661 технологических канала, вертикально пронизывающие семиметровую толщину собранного из блоков графитового замедлителя. В несущей трубе каждого канала располагаются ТВС. К канальной трубе Ø 80×4 мм из сплава Zr = 2,5 % Nb в ре-кристаллизованном состоянии диффузионной сваркой с двух сторон крепятся наконечники из стали ОХ18Н10Т, позволяющие плотно подключить каждый канал к коллектору теплоносителя. Теплоноситель — вода под давлением 8,0 МПа (8,7 МПа в случае РБМК-1500) подается в канал снизу, а через боковой штуцер в верхней части канала отводится насыщенный пар под давлением 7,3 МПа (7,5 МПа в случае РБМК-1500). Такая конструкция канала позволяет с помощью перегрузочной машины легко осуществлять загрузку и перегрузку ТВС, в том числе на работающем реакторе, по две-три штуки ежесуточно, согласно регламенту эксплуатации. Для улучшения теплоотвода от графитовой кладки на канальную трубу надеваются графитовые кольца, заполняющие газовый зазор между кладкой и каналом.

В канал реактора РБМК-1000 по существу загружается кассета, состоящая из двух отдельных ТВС, расположенных одна над Другой, связанных в единое целое полым несущим стержнем из сплава Zr = 2,5 % Nb (Ø 15×1,25 мм) и крепящихся верхней частью через переходник к подвеске из нержавеющей стали, имеющей захватное устройство для транспортировки. В полости несущего стержня в отдельной трубчатой оболочке из циркониевого сплава располагаются датчики контроля энерговыделения, либо дополнительные поглотители нейтронов, служащие для выравнивания энерговыделения в активной зоне реактора.

Каждая верхняя и нижняя ТВС образованы параллельным пучком стержневых твэлов из 18 штук, расположенных в поперечном сечении по двум концентрическим окружностям с фиксированным по радиусу шагом, что создает устойчивый теплосъем в течение всего срока службы твэлов. Фиксация твэлов обеспечивается каркасом, образованным несущим центральным стержнем и десятью дистанционирующими решетками, равномерно расположенными по высоте каждой ТВС и удерживающими в рабочих отверстиях-ячейках каждый твэл пучка. Дистанционирующие решетки собираются из отдельных фигурных ячеек, сваренных между собой в точках и скрепленных снаружи ободом. В каждой ячейке имеются внутренние выступы длиной 0,1-0,2 мм: по четыре в ячейках наружного и по пять в ячейках внутреннего ряда твэлов, прочно, с натягом фиксирующие пропущенные сквозь ячейки твэлы. Это предупреждает радиальные перемещения твэлов в ячейках, которые могут бьть возбуждены вибрацией конструкции под действием турбулентного потока теплоносителя. Таким путем исключается возникновение феттинг-коррозии в местах касания оболочек твэлов с металлом ячеек. Решетки выполнены из нержавеющей аустенитной стали (ведутся работы по замене материала циркониевым сплавом). Дистанционирующие решетки имеют свободу перемещения вместе с пучком твэлов несущего стержня, однако поворот решетки относительно оси стержня исключен.

Твэлы одним концом кольцевыми замками, обжимаемыми в вырезы фигурных наконечников, крепятся к несущей решетке. Другие концы твэлов остаются свободными. Несущая решетка -концевая, она жестко крепится к осевой половине несущего стержня. Противоположные концы несущих стержней срезаны уступом на половину диаметра, что позволяет жестко замкнуть их втулкой, исключив какое-либо взаимное перемещение, и образовать единую конструкцию из двух ТВС. При этом между двумя пучками твэлов в средней части кассеты остается исходный компенсирующий зазор, размер которого (около 20 мм) обеспечивает несмыкание пучков твэлов в процессе осевого термического расширения, пучков, термического «храповика» и встречного радиационного роста оболочек твэлов. Сборка ТВС осуществляется так, чтобы внутритвэльные газосборники примыкали к несущим решеткам и находились на границе активной зоны реактора, т.е. в нижней части нижней ТВС и в верхней части верхней ТВС. Каждая сборка из двух ТВС содержит 36 твэлов, их число во всей активной зоне около 60000. Общая длина всей сборки ТВС с подвеской около 10 м, каждой ТВС — около 3,65 м. Масса двух ТВС 185 кг, из которых 130 кг приходится на диоксид урана 2,4 %-ного обогащения по 235U.

Поступающий в технологический канал теплоноситель в однофазном состоянии движется вверх со скоростью 4-7 м/с в зависимости от профилирования расхода теплоносителя по радиусу активной зоны реактора. На экономайзерном участке канала (на уровне около 2,5 м от входа в нижнюю ТВС) теплоноситель нагревается до температуры насыщения. Выше этой области возникает развитое кипение и достигается двухфазное состояние с максимальным массовым паросодержанием на выходе из канала до 27 % (среднее значение по активной зоне 14,5 %) и максимальной скоростью движения до 20 м/с. Тепловая мощность наиболее напряженного канала составляет 3000 кВт при глубине выгорания топлива 18000 МВт*сут/т U (среднее значение по активной зоне). Длительность пребывания ТВС в активной зоне реактора 3 года.

Сборка ТВС реактора РБМК-1500 отличается от сборки ТВС реактора РБМК-1000 использованием в каркасе верхней ТВС в области двухфазного состояния теплоносителя особых дистанционирующих решеток, расположенных через одну и имеющих по внутренней поверхности крепежного обода ряд отражателей потока теплоносителя, обеспечивающих его принудительное организованное вращение, а следовательно, интенсификацию теплосъема практически при сохранении параметров теплоносителя на входе в канал. Такое решение позволило поднять энерговыделение в реакторе РБМК-1500 в полтора раза, а тепловую мощность реактора довести до 4800 МВт при максимальном массовом паросодержании теплоносителя на выходе из активной зоны реактора, достигающем 40 % (среднее значение по активной зоне 30 %), скорости его движения 25 м/с и устойчивом запасе до кризиса теплосъема. Обогащение диоксида урана по 235U в твэлах РБМК-1500 составляет 2 %.

Конструкции каналов уран-графитовых реакторов АЭС

Тепловыделяющая часть канала РБМК-1000

(рис. 2.31) состоит из двух ТВС, несущего центрального стержня, хвостовика, штанги, наконечника. ТВС собирается из 18 твэлов стержневого типа диаметром 13,5x0,9 мм, каркаса и крепежных деталей; ТВС взаимозаменяемы. Каркас состоит из центральной трубы, на которой закреплены одна концевая и десять дистанционирующих решеток. Дистанционирующие решетки служат для обеспечения требуемого
расположения твэлов в поперечном сечении ТВС и крепятся в центральной трубе. Крепление дистанционирующих решеток позволяет им смещаться вдоль оси на расстояние 3,5 м при тепловом расширении твэлов. Крайняя дистанционирующая решетка крепится на шпонке для увеличения жесткости против скручивания пучка.

Дистанционирующая решетка представляет собой сотовую конструкцию и собирается из центральной, шеста промежуточных, двенадцати периферийных ячеек и обода, соединенных между собой точечной контактной сваркой. На ободе предусмотрены дистанцио-нирующие выступы.

Рис. 2.31. ТВС РБМК-1000:
1 - подвеска; 2 - переходник; 3 - хвостовик; 4 - твэл; 5 - несущий стержень; 6 - втулка; 7 - наконечник; 8 - гайка

Центральная труба ТВС на конце имеет прямоугольный срез на половину диаметра для стыковки ТВС друг с другом в канале. При этом обеспечивается необходимая соосность твэлов двух ТВС и исключается поворот их относительно друг друга.

Твэлы жестко закреплены в концевых решетках ТВС (на верхней и нижней границах активной зоны), и при работающем реакторе зазор в центре активной зоны выбирается за счет термического расширения. Сокращение расстояния между твэлами в центре активной зоны уменьшает всплеск тепловыделения и снижает температуру топлива и конструкционного материала в зоне заглушек твэлов. Использование двух ТВС по высоте активной зоны позволяет каждой сборке работать в зоне как максимума, так и минимума энерговыделения по высоте.

Все детали ТВС кроме штанги и дистанционирующих решеток изготовляются из циркониевого сплава. Штанга, служащая для соединения сборки с подвеской, и дистанционирующие решетки выполнены из нержавеющей стали Х18Н10Т.

Анализ теплогидравлических и прочностных характеристик реактора РБМК-ЮОО выявил имеющиеся резервы по увеличению мощности установки. Увеличение критической мощности технологического канала, т. е. мощности, при которой на поверхности твэлов наступает кризис теплообмена, сопровождающийся недопустимым повышением температуры циркониевой оболочки, было достигнуто введением в тепловыделяющую сборку интенсификаторов теплообмена. Применение решеток-интенсификаторов с осевой закруткой потока теплоносителя позволило увеличить мощность технологического канала РБМК-1000 в 1,5 раза. Конструкция ТВС РБМК-1500 отличается от конструкции ТВС РБМК-1000 тем, что в верхней ТВС используются дистанционирующие рещетки-интенси-фикаторы, в остальном конструкция ТВС не имеет принципиальных отличий. Сохранение сопротивления контура циркуляции достигается снижением расхода теплоносителя.

Увеличение мощности ТВС вызывает соответствующее увеличение линейной мощности твэлов до 550 Вт/см. Отечественный и зарубежный опыт показывает, что такой уровень линейной мощности не является предельным. На ряде станций США максимальные линейные мощности составляют 570-610 вт/см.

Для монтажа и замены корпуса технологического канала в процессе эксплуатации, а также для организации надежного теплоотвода для графитовой кладки к каналу на средней части его находятся кольца «твердого контакта» (рис. 2.32). Разрезные кольца высотой 20 мм размещаются по высоте канала вплотную друг к другу таким образом, что каждое соседнее кольцо имеет надежный контакт по цилиндрической поверхности либо с трубой канала, либо с внутренней поверхностью графитового блока кладки, а также по торцу между собой. Минимально допустимые зазоры канал- кольцо и кольцо - блок определяются из условия недопустимости заклинивания канала в кладке в результате радиационной усадки графита и увеличения диаметра канала в результате

ползучести материала трубы. Незначительное увеличение зазоров приведет к ухудшению теплоотвода от графита кладки. На верхней части корпуса канала приварено несколько втулок, предназначенных для улучшения теплоотвода от металлоконструкций реактора для обеспечения радиационной безопасности и создания технологических баз при изготовлении корпуса канала.

Рис. 2.32. Установка технологического канала в графитовой кладке:
1- труба (сплав Zr+2,5 % Nb); 2 - наружное графитовое кольцо; 3 - внутреннее графитовое кольцо; 4 - графитовая кладка

Как уже отмечалось, циркониевые сплавы применяются в основном для изготовления элементов активной зоны реактора, в которых в полной мере используются их специфические свойства: нейтронная

«прозрачность», жаропрочность, коррозионная и радиационная стойкость и т. п. Для изготовления других частей реактора применяют более дешевый материал - нержавеющую сталь. Сочетание этих материалов определяется требованиями, предъявлямыми к конструкции, а также экономическими соображениями в отношении материалов и технологии. Различие физических, механических и технологических свойств циркониевых сплавов и сталей вызывает проблему их соединения.

В промышленных реакторах известны соединения стали с циркониевыми сплавами механическим способом, например в канадских реакторах «Пикеринг-2, -3 и -4» соединение канальных труб из циркониевого сплава с концевыми фиттингами из отпущенной нержавеющей стали (рис. 2.33) производилось с помощью вальцовки. Однако такие соединения удовлетворительно работают при температуре 200-250 °С. За рубежом исследовались соединения стали с цирконием сваркой плавления (аргонно-дуговой) и сваркой в твердой фазе. Аргонно-дуговая сварка проводится при более высоких температурах, чем сварка в твердой фазе, что приводит к образованию в зоне соединения прослоек хрупких интерметаллидов, отрицательно влияющих на механические и коррозионные свойства шва. Среди исследуемых методов соединения сплавов циркония со сталью в твердой фазе являются сварка взрывом, совместная ковка, штамповка, сварка давлением, совместное прессование, контактно-реактивная пайка, сварка трением и др.

Однако все эти соединения неприменимы для труб технологического канала реактора РБМК, так как все они предназначаются

для работы при других параметрах, и они не могут обеспечить необходимую плотность и прочность.

Средняя циркониевая часть канала РБМК, находящаяся в активной зоне реактора, соединяется с концевыми сборками из нержавеющей стали при помощи специальных переходников сталь- цирконий. Переходники сталь - цирконий получены методом диффузионной сварки.

Сварка осуществляется в вакуумной камере в результате сильного прижатия друг к другу нагретых до высокой температуры деталей из циркониевого сплава и нержавеющей стали. После механической обработки получается переходник, один конец которого- циркониевый сплав, другой - нержавеющая сталь. Для уменьшения напряжений, возникающих в соединении с большой разницей в коэффициентах линейных расширений циркониевого сплава (а = 5,6*10 -6 1/°С) и стали 0Х18Н10Т (а=17,2*10 -6 1/°С), применяется бандаж из биметаллических горячепрессованных труб (сталь марки 0Х18Н10Т + сталь марки 1Х17Н2) (а=11*10 -6 1/°С).

Соединение переходника с циркониевой трубой наружным диаметром 88 и толщиной стенки 4 мм осуществляется электронно-лучевой сваркой. К сварным швам предъявляются те же требования по прочности и коррозионным свойствам, что и к основной трубе. Разработанные режимы электронно-лучевой сварки, способы и режимы механической и термической обработки сварных швов и околошовных зон позволили получить надежные вакуумно-плотные сварные соединения сталь-цирконий.

Министерство образования и науки Российской Федерации Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Обнинский институт атомной энергетики

А.С. Шелегов, С.Т. Лескин, В.И. Слободчук

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ И КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА РБМК-1000

для студентов высших учебных заведений

Москва 2011

УДК 621.039.5(075) ББК 31.46я7 Ш 42

Шелегов А.С., Лескин С.Т., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора РБМК-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011, – 64 с.

Рассмотрены принципы физического проектирования, критерии обеспечения безопасности и особенности конструкции ядерного энергетического реактора типового проекта РБМК-1000. Описаны конструкция тепловыделяющих сборок и топливных каналов активной зоны, принципы и средства управления реакторной установкой.

Изложены основные особенности физики и теплогидравлики реактора РБМК-1000.

Пособие содержит основные технические характеристики реакторной установки, системы управления и защиты реактора, а также тепловыделяющих элементов и их сборок.

Представленная информация может быть использована только для обучения и предназначена для студентов специальности 140404 «Атомные электростанции и установки» при освоении дисциплины «Ядерные энергетические реакторы».

Подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.

Рецензент д-р физ.-мат. наук, проф. Н.В. Щукин

Введение

Создание атомных электростанций с канальными уранграфитовыми реакторами РБМК − национальная особенность развития отечественной энергетики. Основные характеристики энергоустановок выбирались таким образом, чтобы в максимальной степени использовать опыт разработки и сооружения промышленных реакторов, а также возможности машиностроительной промышленности и строительной индустрии. Использование одноконтурной схемы реакторной установки с кипящим теплоносителем позволяло применить освоенное тепломеханическое оборудование при относительно умеренных теплофизических параметрах.

Первый советский промышленный уран-графитовый реактор введен в эксплуатацию в 1948 г., а в 1954-м в Обнинске начал функционировать демонстрационный уран-графитовый водоохлаждаемый реактор первой в мире АЭС электрической мощностью 5 МВт.

Работы над проектом нового реактора РБМК были развернуты в ИАЭ (ныне РНЦ КИ) и НИИ-8 (ныне НИКИЭТ им. Н.А. Доллежа-

ля) в 1964 г.

Идея создания канального кипящего энергетического реактора большой мощности была организационно оформлена в 1965 г. Было принято решение о разработке технического проекта канального кипящего энергетического реактора мощностью 1000 МВт (эл.) по техническому заданию Института атомной энергии им. И.В. Курчатова (заявка на способ выработки электроэнергии и реактор РБМК-1000 с приоритетом от 6 октября 1967 г. была подана сотрудниками ИАЭ). Проект первоначально получил название Б-19), а его конструирование сначала было поручено конструкторскому бюро завода «Большевик».

В 1966 г. по рекомендации НТС министерства работа над техническим проектом реактора большой мощности канального кипящего РБМК-1000 была поручена НИКИЭТ. Постановлением Совета Министров СССР № 800-252 от 29 сентября 1966 г. было принято решение о строительстве Ленинградской АЭС в поселке Сосновый Бор Ленинградской области. В этом постановлении были определены основные разработчики проекта станции и реактора:

кАЭ − научный руководитель проекта; ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ) − генеральный проектировщик ЛАЭС; НИИ-8 (НИКИЭТ) − главный конструктор реакторной установки.

На IV Женевской конференции ООН в 1971 г. Советский Союз объявил о решении построить серию реакторов РБМК электрической мощностью 1000 МВт каждый. Первые энергоблоки были введены в эксплуатацию в 1973 и 1975 гг.

ГЛАВА 1. Некоторые аспекты концепции безопасности реакторов РБМК

1.1. Основные принципы физического проектирования

Концепция развития канальных уран-графитовых реакторов, охлаждаемых кипящей водой, основывалась на конструкторских решениях, проверенных практикой эксплуатации промышленных реакторов, и предполагала реализацию особенностей физики РБМК, которые в совокупности должны были обеспечить создание безопасных энергоблоков большой единичной мощности с высоким коэффициентом использования установленной мощности и экономичным топливным циклом.

В числе аргументов в пользу РБМК выдвигались преимущества, обусловленные лучшими физическими характеристиками активной зоны, в первую очередь лучший баланс нейтронов, обусловленный слабым поглощением графита, и возможность достичь глубокого выгорания урана благодаря непрерывным перегрузкам топлива. Расход природного урана на единицу выработанной энергии, в то время считавшийся одним из главных критериев экономичности, оказывался примерно на 25 % ниже, чем в ВВЭР.

От первоначального представления, что физические проблемы РБМК не требуют существенной корректировки развитых методов физических исследований промышленных реакторов, а связаны лишь с использованием в качестве основного конструкционного материала активной зоны циркония вместо алюминия, почти сразу пришлось отказаться. Уже первые оценки нейтронно-физических (и теплофизических) характеристик показали необходимость решения большого круга задач по оптимизации физических параметров реактора и разработки методического и программного обеспечения:

Основными проблемами при определении оптимальных физических характеристик РБМК являются безопасность и экономичность топливного цикла. Ядерная безопасность реактора обеспечивается возможностями контроля и управления реактивностью во всех режимах эксплуатации, что требует определения безопасных диапазонов изменения эффектов и коэффициентов реактивности. Особенно важны физические характеристики, которые обусловливают пассивную безопасность реакторной установки, как в

условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных и переходных режимах. Не менее важны характеристики, обеспечивающие ядерную безопасность, – это эффективность и быстродействие рабочих органов СУЗ, которые обеспечивают заглушение и удержание его в подкритическом состоянии.

Технико-экономические показатели работы реакторной установки также в значительной мере определяются такими физическими характеристиками, как выгорание и нуклидный состав выгружаемого топлива, удельные расходы природного и обогащенного урана и ТВС на единицу выработанной электроэнергии и компоненты баланса нейтронов в активной зоне.

1.2. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности

Основным принципом обеспечения безопасности, положенным в основу проекта реакторной установки РБМК-1000, является не превышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению обслуживающего персонала и населения, а также нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и рассматриваемых в проекте авариях.

Комплекс технических средств обеспечения безопасности реакторной установки РБМК-1000 осуществляет выполнение функций:

надежного контроля и управления энергораспределением по объему активной зоны;

диагностики состояния активной зоны для своевременной замены потерявших работоспособность конструктивных элементов;

автоматического снижения мощности и останова реактора в аварийных ситуациях;

надежного охлаждения активной зоны при выходе из строя различного оборудования;

аварийного охлаждения активной зоны при разрывах трубопроводов циркуляционного контура, паропроводов и питательных трубопроводов.

обеспечения сохранности конструкций реактора при любых исходных событиях;

оснащения реактора защитными, локализующими, управляющими системами безопасности и отвода выбросов теплоносителя при разгерметизации трубопроводов из реакторных помещений в систему локализации;

обеспечения ремонтопригодности оборудования в процессе эксплуатации реакторной установки и при ликвидации последствий проектных аварий.

В процессе проектирования первых реакторных установок РБМК-1000 был сформирован перечень исходных аварийных событий и проанализированы наиболее неблагоприятные пути их развития. На основе опыта эксплуатации РУ на энергоблоках Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС и по мере ужесточения требований к безопасности АЭС, которое имеет место

в мировой энергетике вообще, первоначальный перечень исходных событий значительно расширен.

Перечень исходных событий применительно к реакторным установкам РБМК-1000 последних модификаций включает более 30 аварийных ситуаций, которые могут быть разделены на четыре основных принципа:

1) ситуации с изменением реактивности;

2) аварии в системе охлаждения активной зоны;

3) аварии, вызванные разрывом трубопроводов;

4) ситуации с отключением или отказом оборудования.

В проект реакторной установки РБМК-1000 при анализе аварийных ситуаций и разработке средств обеспечения безопасности заложены в соответствии с ОПБ-82 следующие критерии безопасности:

1) в качестве максимальной проектной аварии рассматривается разрыв трубопровода максимального диаметра с беспрепятственным двухсторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности;

2) первый проектный предел повреждения твэлов для условий нормальной эксплуатации составляет: 1 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % твэлов с прямым контактом теплоносителя и топлива;

3) второй проектный предел повреждения твэлов при разрывах трубопроводов циркуляционного контура и включении системы аварийного охлаждения устанавливает:

температуру оболочек твэлов − не более 1200 °С;

локальную глубину окисления оболочек твэлов − не более 18 % первоначальной толщины стенки;

долю прореагировавшего циркония − не более 1 % массы оболочек твэлов каналов одного раздаточного коллектора;

4) должна быть обеспечена возможность выгрузки активной зоны и извлекаемость технологического канала из реактора после МПА.

1.3. Достоинства и недостатки канальных уран-графитовых энергетических реакторов

К основным достоинствам канальных энергетических реакторов, подтвержденным более чем 55-летним опытом разработки и эксплуатации их в нашей стране, можно отнести следующие.

Дезинтегрированность конструкции:

отсутствие проблем, связанных с изготовлением, транспортировкой и эксплуатацией корпуса реактора и парогенераторов;

более легкое, по сравнению с корпусными реакторами, протекание аварий при разрывах трубопроводов контура циркуляции теплоносителя;

большой объем теплоносителя в контуре циркуляции.

Непрерывная перегрузка топлива:

малый запас реактивности;

уменьшение продуктов деления, одновременно находящихся

в активной зоне;

возможность раннего обнаружения и выгрузки из реактора ТВС с негерметичными твэлами;

возможность поддержания низкого уровня активности теплоносителя.

Аккумулирование тепла в активной зоне (графитовая кладка):

возможность перетока тепла от каналов обезвоженной петли к каналам, сохранившим охлаждение, при организации «шахматного» расположения каналов различных петель;

уменьшение скорости роста температуры при авариях с обезвоживанием.

Высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя, позволяющий длительное время расхолаживать реактор при обесточивании энергоблока.

Возможность получения требуемых нейтронно-физических характеристик активной зоны.

Гибкость топливного цикла:

малое обогащение топлива;

возможность дожигать после регенерации отработанное топливо из реакторов ВВЭР;

возможность наработки широкого спектра изотопов. Недостатки канальных водографитовых реакторов:

сложность организации контроля и управления из-за больших размеров активной зоны;

наличие в активной зоне конструкционных материалов, ухудшающих баланс нейтронов;

сборка реактора на монтаже из отдельных транспортабельных узлов, что приводит к увеличению объема работ в условиях стройплощадки;

разветвленность циркуляционного контура реактора, увеличивающая объем эксплуатационного контроля основного металла и сварных швов и дозозатраты при ремонте и обслуживании;

образование за счет материала графитовой кладки дополнительных отходов при снятии реактора с эксплуатации.

ГЛАВА 2. Конструкция реактора РБМК-1000

2.1. Общее описание конструкции реактора

Реактор РБМК-1000 (рис. 2.1) тепловой мощностью 3200 МВт представляет собой систему, в которой в качестве теплоносителя используется легкая вода, а в качестве топлива − двуокись урана.

Реактор РБМК-1000 − гетерогенный, уран-графитовый, кипящего типа, на тепловых нейтронах предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см2 . Теплоноситель − кипящая вода. Основные технические характеристики реактора приведены в табл. 2.1.

Рис. 2.1. Разрез блока с реактором РБМК-1000

Комплекс оборудования, включающий в себя ядерный реактор, технические средства, обеспечивающие его работу, устройства вывода из реактора тепловой энергии и преобразования ее в другой вид энергии, как правило, называют ядерной энергетической установкой. Приблизительно 95 % энергии, выделяющейся в результате реакции деления, прямо передается теплоносителю. Около 5 % мощности реактора выделяется в графите от замедления нейтронов и поглощения гамма-квантов.

Реактор состоит из набора вертикальных каналов, вставленных в цилиндрические отверстия графитовых колонн, а также верхней и нижней защитных плит. Легкий цилиндрический корпус (кожух) замыкает полость графитовой кладки.

Кладка состоит из собранных в колонны графитовых блоков квадратного сечения с цилиндрическими отверстиями по оси. Кладка опирается на нижнюю плиту, которая передает вес реактора на бетонную шахту. Топливные каналы и каналы регулирующих стержней проходят через нижние и верхние металлоконструкции.

Научный руководитель проекта: ИАЭ им. И. В. Курчатова , Академик Александров А. П.
Генеральный проектировщик (ЛАЭС): ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ), Гутов А. И.
Главный конструктор турбоустановки: ХТГЗ, «Турбоатом» , Косяк Ю. Ф.
Разработчик металлоконструкции: ЦНИИПСК , Мельников Н. П.
Головная материаловедческая организация: «Прометей», Копырин Г. И.
Проектировщик и изготовитель электромеханического оборудования СУЗ, КТО: КБ завода «Большевик» , Клаас Ю. Г.

На данный момент серия этих реакторов включает в себя три поколения. Головной реактор серии - 1-й и 2-й блоки Ленинградской АЭС .

Энциклопедичный YouTube

1 / 5

✪ Энергетические ядерные реакторы

✪ Демонтаж ТК и каналов СУЗ

✪ Самый первый РБМК: уходит легенда

✪ Монтаж контура многократной принудительной циркуляции реактора РБМК-1000

✪ НАЭС Снятие с Эксплуатации 1го энергоблока

Субтитры

История создания и эксплуатации

Реактор первой в мире АЭС (АМ-1 («Атом Мирный»), Обнинская АЭС , 1954 год) был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем. Отработка технологий уран-графитовых реакторов производилась на промышленных реакторах, в том числе реакторах «двойного» назначения (двухцелевых реакторах), на которых, помимо «военных» изотопов, производилась электроэнергия, а тепло использовалось для отопления близлежащих городов.

Промышленные реакторы, которые были построены в СССР: А (1948 год), АИ (ПО «Маяк» в Озёрске), реакторы АД (1958 г.), АДЭ-1 (1961 г.) и АДЭ-2 (1964 г.) (Горно-химический комбинат в Железногорске), реакторы И-1 (1955 г.), ЭИ-2 (1958 г.), АДЭ-3, АДЭ-4 (1964 г.) и АДЭ-5 (1965 г.) (Сибирский химический комбинат в Северске) .

максимальном применении опыта уран-графитовых реакторов;
отработанных связях между заводами, налаженном выпуске основного оборудования;
состоянии промышленности и строительной индустрии СССР;
многообещающих нейтронно-физических характеристиках (малое обогащение топлива).

В целом конструктивные особенности реактора повторяли опыт предыдущих уран-графитовых реакторов. Новыми стали топливный канал, сборки тепловыделяющих элементов из новых конструкционных материалов - сплавов циркония , и с новой формой топлива - металлический уран был заменён его диоксидом, а также параметры теплоносителя. Реактор изначально проектировался как одноцелевой - для производства электрической и тепловой энергии.

Работы над проектом начались в ИАЭ (РНЦ КИ) и НИИ-8 (НИКИЭТ) в 1964 году . В 1965 году проект получил название Б-190, а его конструирование было поручено КБ завода «Большевик». В 1966 году решением министерского НТС работа над проектом была поручена НИИ-8 (НИКИЭТ), руководимому Доллежалем .

При строительстве первых энергетических АЭС в СССР бытовало мнение, что атомная станция является надёжным источником энергии, а возможные отказы и аварии - маловероятные или даже гипотетические события. Кроме того, первые блоки сооружались внутри системы среднего машиностроения и предполагали эксплуатацию организациями этого министерства. Правила по безопасности на момент разработки либо отсутствовали, либо были несовершенны. По этой причине на первых энергетических реакторах серий РБМК-1000 и ВВЭР-440 не было в достаточном количестве систем безопасности, что потребовало в дальнейшем серьёзной модернизации таких энергоблоков. В частности, в первоначальном проекте первых двух блоков РБМК-1000 Ленинградской АЭС не было гидробаллонов системы аварийного охлаждения реактора (САОР), количество аварийных насосов было недостаточным, отсутствовали обратные клапаны (ОК) на раздаточно-групповых коллекторах (РГК) и пр. В дальнейшем, в ходе модернизации, все эти недостатки были устранены.

Дальнейшее строительство блоков РБМК предполагалось осуществлять для нужд Министерства энергетики и электрификации СССР . Учитывая меньший опыт работы Минэнерго с АЭС, в проект были внесены существенные изменения, повышающие безопасность энергоблоков. Кроме того, были внесены изменения, учитывающие опыт работы первых РБМК. В том числе были применены гидробаллоны САОР, функцию аварийных электронасосов САОР стали выполнять 5 насосов, применены обратные клапаны в РГК, сделаны другие доработки. По этим проектам были построены энергоблоки 1, 2 Курской АЭС и 1, 2 Чернобыльской АЭС. На этом этапе закончилось строительство энергоблоков РБМК-1000 первого поколения (6 энергоблоков).

Дальнейшее совершенствование АЭС с РБМК началось с проработки проектов второй очереди Ленинградской АЭС (энергоблоки 3, 4). Основной причиной доработки проекта стало ужесточение правил безопасности. В частности, была внедрена система баллонной САОР, САОР длительного расхолаживания, представленная 4 аварийными насосами. Система локализации аварии была представлена не баком-барботером, как ранее, а башней локализации аварий, способной аккумулировать и эффективно препятствовать выбросу радиоактивности при авариях с повреждением трубопроводов реактора. Были сделаны другие изменения. Основной особенностью третьего и четвёртого энергоблоков Ленинградской АЭС стало техническое решение о расположении РГК на высотной отметке, превышающей высотную отметку активной зоны . Это позволяло в случае аварийной подачи воды в РГК иметь гарантированный залив активной зоны водой. В дальнейшем это решение не применялось.

После строительства энергоблоков 3, 4 Ленинградской АЭС, находящейся в ведении Министерства среднего машиностроения, началось проектирование реакторов РБМК-1000 для нужд Минэнерго СССР. Как отмечалось выше, при разработке АЭС для Минэнерго, в проект вносились дополнительные изменения, призванные повысить надёжность и безопасность АЭС, а также увеличить её экономический потенциал. В частности, при доработке вторых очередей РБМК был применен барабан-сепаратор (БС) большего диаметра (внутренний диаметр доведен до 2,6 м ), внедрена трёхканальная система САОР, первые два канала которых снабжались водой от гидробаллонов, третий - от питательных насосов. Увеличено количество насосов аварийной подачи воды в реактор до 9 штук и внесены другие изменения, существенно повысившие безопасность энергоблока (уровень исполнения САОР удовлетворял документам, действовавшим в момент проектирования АЭС. Существенно увеличились возможности системы локализации аварий, которая была рассчитана на противодействие аварии, вызванной гильотинным разрывом трубопровода максимального диаметра (напорный коллектор главных циркуляционных насосов (ГЦН) Ду 900). Вместо баков-барботеров первых очередей РБМК и башен локализации 3 и 4 блоков ЛАЭС, на РБМК второго поколения Минэнерго были применены двухэтажные бассейны-локализаторы, что существенно повысило возможности системы локализации аварий (СЛА). Отсутствие гермооболочки компенсировалось стратегией применения системы плотно-прочных боксов (ППБ), в которых располагались трубопроводы контура многократной принудительной циркуляции теплоносителя. Конструкция ППБ, толщина стен рассчитывались из условия сохранения целостности помещений при разрыве находящегося в нём оборудования (вплоть до напорного коллектора ГЦН Ду 900 мм). ППБ не охватывался БС и пароводяные коммуникации. Также при строительстве АЭС реакторные отделения строились дубль-блоком, что означает, что реакторы двух энергоблоков находятся по существу в одном здании (в отличие от предыдущих АЭС с РБМК, в которых каждый реактор находился в отдельном здании). Так были исполнены реакторы РБМК-1000 второго поколения: энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС, 3 и 4 Чернобыльской АЭС, 1 и 2 Смоленской АЭС (итого, вместе с 3 и 4 блоком Ленинградской АЭС, 8 энергоблоков).

Вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет порядка 50 % .

Характеристики РБМК

Характеристика	РБМК-1000	РБМК-1500	РБМКП-2400 (проект)	МКЭР-1500 (проект)
Тепловая мощность реактора, МВт	3200	4800	5400	4250
Электрическая мощность блока, МВт	1000	1500	2000	1500
КПД блока, %	31,3	31,3	37,0	35,2
Давление пара перед турбиной, атм	65	65	65	65?
Температура пара перед турбиной, °C	280	280	450
Размеры активной зоны , м:
- высота	7	7	7,05	7
- диаметр (ширина×длина)	11,8	11,8	7,05×25,38	14
Загрузка урана , т	192	189	220
Обогащение , % 235 U
- испарительный канал	2,6-3,0	2,6-2,8	1,8	2-3,2
- перегревательный канал	-	-	2,2	-
Число каналов:
- испарительных	1693-1661	1661	1920	1824
- перегревательных	-	-	960	-
Среднее выгорание, МВт·сут/кг:
- в испарительном канале	22,5	25,4	20,2	30-45
- в перегревательном канале	-	-	18,9	-
Размеры оболочки твэла (диаметр×толщина), мм:
- испарительный канал	13,5×0,9	13,5×0,9	13,5×0.9	-
- перегревательный канал	-	-	10×0,3	-
Материал оболочек твэлов:
- испарительный канал	+ 2,5 %	+ 2,5 %	+ 2,5 %	-
- перегревательный канал	-	-	Нерж. сталь	-

Конструкция

РБМК-1000

В каждом топливном канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) - нижней и верхней. В каждую сборку входит 18 стержневых твэлов . Оболочка твэла заполнена таблетками из диоксида урана . По первоначальному проекту обогащение по урану-235 составляло 1,8 %, но, по мере накопления опыта эксплуатации РБМК, оказалось целесообразным повышать обогащение . Повышение обогащения в сочетании с применением выгорающего поглотителя в топливе позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. В настоящее время осуществлён переход на топливо с обогащением 2,8 %.

Реактор РБМК работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В активной зоне вода, охлаждающая твэлы, частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы . В барабан-сепараторах происходит сепарация пара, который поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подается в активную зону реактора. Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C ) под давлением 70-65 кгс/см 2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт . Отработанный пар конденсируется , после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор , подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.

Реакторы РБМК-1000 установлены на Ленинградской АЭС , Курской АЭС , Чернобыльской АЭС , Смоленской АЭС .

Авария на ЧАЭС

РБМК-1500

В РБМК-1500 мощность повышена за счёт увеличения удельной энергонапряжённости активной зоны путём увеличения мощности ТК в 1,5 раза при сохранении его конструкции. Это достигается интенсификацией теплосъёма с твэлов при помощи применения в ТВК специальных интенсификаторов теплообмена (турбулизаторов) в верхней части обеих ТВС . Всё вместе это позволяет сохранить прежние габариты и общую конструкцию реактора.

В процессе эксплуатации выяснилось, что из-за высоких неравномерностей энерговыделения, периодически возникающие повышенные (пиковые) мощности в отдельных каналах приводят к растрескиванию оболочек твэлов. По этой причине мощность была снижена до 1300 МВт .

Данные реакторы были установлены на Игналинской АЭС (), и планировались к установке по первоначальному проекту Костромской АЭС .

РБМК-2000, РБМК-3600, РБМКП-2400, РБМКП-4800, (прежние проекты)

РБМК-2000, РБМК-3600

В проекте РБМК-2000 увеличение мощности планировалось за счёт увеличения диаметра топливного канала, числа твэлов в кассете и шага трубной решётки ТК. При этом сам реактор оставался в прежних габаритах.

РБМК-3600 был только концептуальным проектом , о его конструктивных особенностях известно мало. Вероятно, вопрос повышения удельной мощности в нём решался, подобно РБМК-1500, путём интенсификации теплосъёма, без изменения конструкции его основы РБМК-2000 - и, следовательно, без увеличения активной зоны.

РБМКП-2400, РБМКП-4800

Отличаются от всех РБМК активной зоной в форме прямоугольного параллелепипеда и наличием перегревательных каналов из нержавеющей стали. Температура пара в РБМКП-2400 и РБМКП-4800 450 градусов по цельсию [ ] .

МКЭР (современные проекты)

Ожидаемый КПД - 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %.

Достоинства

Практика эксплуатации

Авария 1982, согласно внутреннему анализу главного проектировщика (НИКИЭТ), была связана с действиями оперативного персонала, грубо нарушившего технологический регламент .

Энергоблок	Тип реактора	Состояние	Мощность (МВт)	Генерирующая мощность (МВт)
	РБМК-1000	остановлен в 1996 году	1000
	РБМК-1000	остановлен в 1991 году	1000
	РБМК-1000	остановлен в 2000 году	1000
	РБМК-1000	разрушен аварией в 1986 году		1000
	РБМК-1000	строительство остановлено в 1987 году	1000
	РБМК-1000	строительство остановлено в 1987 году	1000
	РБМК-1500	остановлен в 2004 году	1300
Игналина-2	РБМК-1500	остановлен в 2009 году	1300
Игналина-3	РБМК-1500	строительство остановлено в 1988 году	1500
Игналина-4	РБМК-1500	проект отменён в 1988 году	1500
	РБМК-1500	строительство остановлено в 1990 году	1500
Кострома-2	РБМК-1500	строительство остановлено в 1990 году	1500
	РБМК-1000	активен	1000
	РБМК-1000	активен	1000
	РБМК-1000	активен	1000
	РБМК-1000	активен	1000
	РБМК-1000	строительство остановлено в 2012 году	1000
	РБМК-1000	строительство остановлено в 1993 году	1000
	РБМК-1000	активен	1000
Ленинград-2	РБМК-1000	активен	1000
Ленинград-3	РБМК-1000	активен	1000
Ленинград-4	РБМК-1000	активен	1000
	РБМК-1000	активен	1000
Смоленск-2	РБМК-1000	активен	1000