РБМК ( русский : реа́ктор большо́й мо́щности канальный , РБМК; реактор большой мощности канальный , «реактор большой мощности канальный») — класс графитовых энергетических ядерных реакторов , спроектированных и построенных в Советском Союзе . Он чем-то похож на кипящий реактор, поскольку вода кипит в напорных трубах. Это один из двух типов энергетических реакторов, которые поступили в серийное производство в Советском Союзе в 1970-х годах, другой — реактор ВВЭР . [3] Название относится к его конструкции [3], где вместо большого стального корпуса давления, окружающего всю активную зону, активная зона окружена цилиндрическим кольцевым стальным баком внутри бетонного свода, а каждая топливная сборка заключена в отдельную трубу диаметром 8 см (внутренним) (называемую «технологическим каналом»). Каналы также содержат теплоноситель и окружены графитом.
РБМК — это ранний реактор второго поколения и старейшая конструкция коммерческого реактора, все еще находящаяся в эксплуатации. Некоторые аспекты оригинальной конструкции реактора РБМК имели несколько недостатков, [3] такие как большой положительный коэффициент пустотности , «эффект положительной остановки» регулирующих стержней [4] и нестабильность на низких уровнях мощности, что способствовало чернобыльской катастрофе 1986 года , в которой РБМК испытал неконтролируемую ядерную цепную реакцию , что привело к взрыву пара и водорода, большому пожару и последующему расплавлению активной зоны . Радиоактивные материалы были выброшены на большую часть северной и южной Европы, включая Швецию, где свидетельства ядерной катастрофы были впервые зарегистрированы за пределами Советского Союза, и до того, как Советский Союз наконец сообщил об аварии на Чернобыльской АЭС остальному миру. [5] [6] Катастрофа вызвала призывы во всем мире к полному выводу реакторов из эксплуатации; однако в России по-прежнему сохраняется значительная зависимость от установок РБМК для получения энергии. Большинство недостатков конструкции реакторов РБМК-1000 были устранены после аварии на Чернобыльской АЭС, и с тех пор около десятка реакторов работают без серьезных инцидентов уже более тридцати лет. [7]
Реакторы РБМК можно классифицировать как принадлежащие к одному из трех различных поколений в зависимости от того, когда конкретный реактор был построен и введен в эксплуатацию: [3] [8]
Девять строящихся блоков РБМК были отменены после катастрофы на Чернобыльской АЭС , а последний из трех оставшихся блоков РБМК на Чернобыльской АЭС был закрыт в 2000 году.
По состоянию на апрель 2024 года в России по-прежнему работают семь реакторов РБМК ( блоки 3 и 4 Ленинградской АЭС; блоки 1, 2, 3 Смоленской АЭС; блоки 3 и 4 Курской АЭС) и три небольших графитовых легководных реактора ЭГП-6 ( блоки 2, 3, 4 Билибинской АЭС). [1] [9] Все они были модернизированы с рядом обновлений безопасности. Только два блока РБМК были запущены после 1986 года: Игналинская АЭС-2 (расположена в Литве, в настоящее время выведена из эксплуатации) и Смоленская АЭС-3 .
РБМК был кульминацией советской ядерной энергетической программы по производству водоохлаждаемого энергетического реактора с потенциалом двойного использования на основе их военных реакторов по производству плутония с графитовым замедлителем . Первый из них, Обнинск АМ-1 («Атом Мирный», Atom Mirny , по-русски «мирный атом», аналог американского Atoms for Peace ), вырабатывал 5 МВт электроэнергии из 30 МВт тепловой мощности и снабжал Обнинск с 1954 по 1959 год. Последующие прототипы былиРеактор АМБ-100 иРеактор АМБ-200 на Белоярской АЭС .
Используя минималистский дизайн, в котором для охлаждения использовалась обычная (легкая) вода , а для замедления — графит , стало возможным использовать топливо с более низким обогащением ( уран с обогащением 1,8% вместо значительно более дорогого обогащения 4%). Это позволило создать необычайно большой и мощный реактор, который можно было быстро построить, в основном из деталей, изготовленных на месте, а не на специализированных заводах. Первоначальный проект мощностью 1000 МВт также оставлял место для разработки еще более мощных реакторов. Например, реакторы РБМК на Игналинской АЭС в Литве были рассчитаны на 1500 МВт каждый, что было очень большим размером для того времени и даже для начала 21-го века. Для сравнения, EPR имеет чистую электрическую паспортную мощность 1600 МВт (4500 МВт тепловой ) и является одним из самых мощных типов реакторов, когда-либо построенных.
Проект РБМК-1000 был завершен в 1968 году. В то время это был крупнейший в мире проект ядерного реактора, превосходящий западные проекты и ВВЭР (более ранний советский проект реактора PWR) по выходной мощности и физическим размерам, будучи в 20 раз больше по объему, чем современные западные реакторы. Подобно реакторам CANDU , его можно было производить без специализированной промышленности, требуемой большими и толстостенными корпусами реакторов высокого давления , такими как те, которые используются в реакторах ВВЭР, тем самым увеличивая количество заводов, способных изготавливать компоненты реактора РБМК. Прототипы РБМК не были построены; он был запущен непосредственно в массовое производство.
Некоторые провозгласили РБМК национальным реактором Советского Союза, вероятно, из-за национализма из-за его уникальной конструкции, больших размеров и выходной мощности. Между тем, конструкция ВВЭР была названа «американским реактором» из-за конструкции с водой под давлением (PWR), общей со многими западными реакторами. Сверхсекретный патент на изобретение для конструкции РБМК был подан Анатолием Александровым из Института атомной энергии имени Курчатова , который лично взял на себя ответственность за проект реактора, в советское патентное бюро. Поскольку здание защитной оболочки должно было быть очень большим и дорогим, удваивая стоимость каждого блока из-за большого размера РБМК, оно изначально было исключено из проекта. Его конструкторы утверждали, что стратегия РБМК, заключающаяся в том, чтобы каждая топливная сборка находилась в своем собственном канале с проточной охлаждающей водой, была приемлемой альтернативой для защитной оболочки.
РБМК в основном проектировался в Институте атомной энергии имени Курчатова и НИКИЭТ , возглавляемыми Анатолием Александровым и Николаем Доллежалем соответственно, с 1964 по 1966 год. Советский Союз отдал предпочтение РБМК по сравнению с ВВЭР из-за простоты его изготовления, отсутствия большого и толстостенного корпуса реактора и относительно сложных связанных с ним парогенераторов, а также его большой выходной мощности, что позволило бы советскому правительству легко достичь своих центральных экономических плановых показателей. [10]
Недостатки в первоначальном проекте РБМК были признаны другими, в том числе внутри Курчатовского института, до того, как были построены первые блоки, но приказы на строительство первых блоков РБМК, которые находились в Ленинграде, уже были отданы советским правительством в 1966 году к тому времени, когда их опасения достигли Центрального Комитета Коммунистической партии Советского Союза и Совета Министров СССР . Это побудило к внезапной перестройке РБМК. Производство плутония в РБМК могло быть достигнуто путем эксплуатации реактора при особых тепловых параметрах, но от этой возможности отказались на раннем этапе. [11] Это был проект, который был окончательно доработан в 1968 году. Перепроектирование не устранило дальнейших недостатков, которые были обнаружены только спустя годы. Строительство первого РБМК, который находился на Ленинградской АЭС , началось в 1970 году. Ленинградский блок 1 был открыт в 1973 году.
В Ленинграде было обнаружено, что РБМК, из-за его высокого положительного коэффициента пустотности, становилось все труднее контролировать по мере того, как урановое топливо расходовалось или сгорало, становясь непредсказуемым к моменту его остановки после трех лет на техническое обслуживание. Это делало управление РБМК очень трудоемкой, умственно и физически сложной задачей, требующей своевременной регулировки десятков параметров каждую минуту, круглосуточно, постоянно изнашивая переключатели, такие как те, которые используются для стержней управления, и заставляя операторов потеть. Процент обогащения был увеличен с 1,8% до 2,0%, чтобы смягчить эти проблемы.
Некоторые в Советском Союзе считали, что РБМК уже устарел вскоре после ввода в эксплуатацию первого блока Чернобыльской АЭС. Александров и Доллежаль не исследовали более подробно или даже не глубоко понимали проблемы РБМК, а коэффициент пустотности не анализировался в руководствах по реактору. Инженерам первого блока Чернобыльской АЭС пришлось искать решения для многих недостатков РБМК, таких как отсутствие защиты от отсутствия подачи питательной воды. На первом блоке Ленинградской и первой чернобыльской АЭС произошли частичные расплавления, которые, наряду с другими ядерными авариями на электростанциях, считались государственной тайной и поэтому были неизвестны даже другим работникам этих же станций.
К 1980 году НИКИЭТ, завершив конфиденциальное исследование, понял, что аварии с РБМК были вероятны даже при нормальной эксплуатации, но никаких действий по исправлению недостатков РБМК предпринято не было. Вместо этого были пересмотрены руководства, что, как считалось, было достаточно для обеспечения безопасной эксплуатации при условии их тщательного соблюдения. Однако руководства были расплывчатыми, и у персонала советской электростанции уже была привычка нарушать правила, чтобы достичь экономических целей, несмотря на неадекватное или неисправное оборудование. Что особенно важно, не было ясно, что некоторое количество стержней управления должно было оставаться в реакторе все время, чтобы защитить от аварии, как это примерно сформулировано параметром эксплуатационного запаса реактивности (ОЗР). [12] После Чернобыльской катастрофы в помещениях управления РБМК были добавлены регистратор и дисплей ОЗР .
Первоначально предполагалось, что срок службы составит 30 лет, позже он был продлен до 45 лет с проведением промежуточных ремонтов (таких как устранение проблемы деформации графитовой кладки), в конечном итоге для некоторых блоков, таких как Курская АЭС 1-3 и 1-4, был принят срок службы в 50 лет (дальнейшее продление не планируется из-за состояния несменных элементов). [13] [14]
Реакторная шахта или свод изготовлен из железобетона и имеет размеры 21,6 м × 21,6 м × 25,5 м. В нем размещается корпус реактора, который является кольцевым, изготовленным из внутренней и внешней цилиндрической стенки и верхней и нижней металлических пластин, которые покрывают пространство между внутренней и внешней стенками, не покрывая пространство, окруженное корпусом. Корпус реактора представляет собой кольцевой стальной цилиндр с полыми стенками, находящийся под давлением азотного газа, с внутренним диаметром и высотой 14,52 м × 9,7 м и толщиной стенки 16 мм.
Для поглощения осевых нагрузок теплового расширения он оснащен двумя сильфонными компенсаторами , один сверху, другой снизу, в пространствах между внутренней и внешней стенками. Корпус окружает графитовый блок сердечника, который служит замедлителем. Графитовый блок находится в смеси гелия и азота, что обеспечивает инертную атмосферу для графита, защищает его от возможных пожаров и облегчает передачу избыточного тепла от графита к каналам охлаждающей жидкости.
Блоки замедлителя изготовлены из ядерного графита, размеры которого составляют 25 см × 25 см в плоскости, перпендикулярной каналам, и с несколькими продольными размерами от 20 см до 60 см в зависимости от расположения в кладке. Имеются отверстия диаметром 11,4 см через продольную ось блоков для топливных и управляющих каналов. Блоки уложены, окружены корпусом реактора в цилиндрическое ядро диаметром и высотой 14 м × 8 м. [15] Максимально допустимая температура графита составляет до 730 °C. [16]
Реактор имеет активную зону диаметром 11,8 метров и высотой 7 метров. В реакторе РБМК-1000 находится 1700 тонн графитовых блоков. [12] Сжатый азот в корпусе предотвращает утечку гелиево-азотной смеси, используемой для охлаждения графитовой кладки.
Корпус реактора имеет на своей внешней стороне встроенный цилиндрический кольцевой водяной бак [17] , сварную конструкцию со стенками толщиной 3 см, внутренним диаметром 16,6 м и внешним диаметром 19 м, разделенную внутри на 16 вертикальных отсеков. Вода подается в отсеки снизу и удаляется сверху; вода может использоваться для аварийного охлаждения реактора. Бак содержит термопары для измерения температуры воды и ионные камеры для контроля мощности реактора [18] . Бак вместе с кольцевым слоем песка между внешней стороной бака и внутренней стороной ямы [12] и относительно толстым бетоном ямы реактора служат боковыми биологическими экранами.
Верхняя часть реактора покрыта верхней биологической защитой (УБЗ), также называемой «Схемой Е», или, после взрыва (чернобыльского реактора № 4), Еленой . УБЗ представляет собой цилиндрический диск размером 3 м х 17 м и весом 2000 тонн. [12] В нем пронизаны стояки для топливных и управляющих каналов. Верх и низ покрыты стальными пластинами толщиной 4 см, сваренными для обеспечения гелиенепроницаемости и дополнительно соединенными структурными опорами. Пространство между пластинами и трубами заполнено серпентинитом , [12] горной породой, содержащей значительное количество связанной воды . Серпентинит обеспечивает радиационную защиту биологической защиты и применялся в качестве специальной бетонной смеси. Диск опирается на 16 роликов, расположенных на верхней стороне усиленного цилиндрического водяного бака. Конструкция УБЗ поддерживает топливные и управляющие каналы, пол над реактором в центральном зале и пароводяные трубы. [18] [19]
Под дном активной зоны реактора находится нижняя биологическая защита (НБЗ), похожая на УБЗ, но размером всего 2 м х 14,5 м. Она пронизана трубами нижних концов каналов давления и несет вес графитовой кладки и трубопровода подачи теплоносителя. Стальная конструкция, две тяжелые пластины, пересекающиеся под прямым углом под центром НБЗ и приваренные к НБЗ, поддерживает НБЗ и передает механическую нагрузку на здание. [19]
Над УБС находится пространство с верхними трубопроводами каналов и кабелями КИПиА или контроля и мониторинга. Выше находится Сборка 11, состоящая из верхней крышки щита или крышек каналов. Их верхние поверхности образуют часть пола реакторного зала и служат частью биологической защиты и для теплоизоляции реакторного пространства. Они состоят из блоков серпентинитового бетона, которые закрывают отдельные съемные сталеграфитовые заглушки, расположенные над верхушками каналов, образуя нечто, напоминающее круг с сетчатым рисунком. [19] Таким образом, пол над реактором известен рабочим завода РБМК как пятачок , отсылая к пятикопеечной монете. [12] На каждую заглушку приходится одна крышка (блок/крышка), а на канал — одна заглушка.
Топливные каналы состоят из сварных циркалоевых напорных трубок внутренним диаметром 8 см с толщиной стенок 4 мм, проходящих через каналы в центре графитовых замедлительных блоков. Верхняя и нижняя части трубок изготовлены из нержавеющей стали и соединены с центральным циркалоевым сегментом муфтами из сплава циркония и стали. Напорная трубка удерживается в графитовых каналах кладки двумя чередующимися типами разрезных графитовых колец высотой 20 мм. Одно находится в прямом контакте с трубкой и имеет зазор 1,5 мм до графитовой кладки, другое непосредственно касается графитовой кладки и имеет зазор 1,3 мм до трубки. Такая сборка снижает передачу механических нагрузок, вызванных нейтронным разбуханием , тепловым расширением блоков и другими факторами, на напорную трубку, одновременно облегчая передачу тепла от графитовых блоков. Напорные трубки приварены к верхней и нижней пластинам корпуса реактора. [19]
В то время как большая часть тепловой энергии от процесса деления генерируется в топливных стержнях, приблизительно 5,5% откладывается в графитовых блоках, поскольку они замедляют быстрые нейтроны, образующиеся при делении. Эта энергия должна быть отведена, чтобы избежать перегрева графита. Около 80–85% энергии, отведенной в графит, отводится каналами охлаждения топливных стержней, используя проводимость через графитовые кольца. Остальное тепло графита отводится из каналов регулирующих стержней путем принудительной циркуляции газа через газовый контур. [20]
В активных зонах реакторов РБМК первого поколения имеется 1693 топливных канала и 170 каналов регулирующих стержней. Активные зоны реакторов второго поколения (такие как Курская АЭС и Чернобыльская АЭС 3/4) имеют 1661 топливный канал и 211 каналов регулирующих стержней. [21] Топливная сборка подвешена в топливном канале на кронштейне с уплотнительной заглушкой. Уплотнительная заглушка имеет простую конструкцию, что облегчает ее снятие и установку дистанционно управляемой онлайн-заправочной машиной.
Топливные каналы могут вместо топлива содержать фиксированные поглотители нейтронов или быть полностью заполнены охлаждающей водой. Они также могут содержать заполненные кремнием трубки вместо топливной сборки с целью легирования полупроводников. Эти каналы могут быть идентифицированы соответствующими им сервосчитывателями, которые будут заблокированы и заменены атомным символом кремния.
Небольшой зазор между каналом давления и графитовым блоком делает графитовый сердечник восприимчивым к повреждениям. Если канал давления деформируется, например, из-за слишком высокого внутреннего давления, деформация может вызвать значительные нагрузки давления на графитовые блоки и привести к повреждению.
Топливные таблетки изготавливаются из порошка диоксида урана , спеченного с подходящим связующим в таблетки диаметром 11,5 мм и длиной 15 мм. Материал может содержать добавленный оксид европия в качестве выгорающего ядерного яда для снижения разницы в реактивности между новой и частично отработанной топливной сборкой. [22] Для уменьшения проблем теплового расширения и взаимодействия с оболочкой таблетки имеют полусферические углубления. Отверстие диаметром 2 мм по оси таблетки служит для снижения температуры в центре таблетки и облегчает удаление газообразных продуктов деления. Уровень обогащения в 1980 году составлял 2% (0,4% для концевых таблеток сборок). Максимально допустимая температура топливной таблетки составляет 2100 °C.
Топливные стержни представляют собой трубки из циркалоя (1% ниобия ) с внешним диаметром 13,6 мм и толщиной 0,825 мм. Стержни заполнены гелием под давлением 0,5 МПа и герметично запаяны. Стопорные кольца помогают удерживать таблетки в центре трубки и облегчают передачу тепла от таблетки к трубке. Таблетки удерживаются на месте в осевом направлении пружиной . Каждый стержень содержит 3,5 кг топливных таблеток. Длина топливных стержней составляет 3,64 м, из которых 3,4 м — активная длина. Максимально допустимая температура топливного стержня составляет 600 °C. [20]
Топливные сборки состоят из двух наборов («подсборок») с 18 топливными стержнями и 1 несущим стержнем. Топливные стержни расположены вдоль центрального несущего стержня, который имеет внешний диаметр 1,3 см. Все стержни топливной сборки удерживаются на месте 10 прокладками из нержавеющей стали, разделенными расстоянием 360 мм. Две подсборки соединены цилиндром в центре сборки; во время работы реактора это мертвое пространство без топлива снижает поток нейтронов в центральной плоскости реактора. Общая масса урана в топливной сборке составляет 114,7 кг. Выгорание топлива составляет 20 МВт·сут/кг. Общая длина топливной сборки составляет 10,025 м, с 6,862 м активной области.
Помимо штатных ТВС существуют инструментированные, содержащие детекторы нейтронного потока в центральном держателе. В этом случае стержень заменяется трубкой с толщиной стенки 2,5 мм и внешним диаметром 15 мм. [23]
В отличие от прямоугольных тепловыделяющих сборок PWR/BWR или шестиугольных тепловыделяющих сборок ВВЭР, тепловыделяющая сборка РБМК имеет цилиндрическую форму, чтобы соответствовать круглым напорным каналам.
Перегрузочная машина установлена на козловом кране и управляется дистанционно. Топливные сборки можно заменять без остановки реактора, что является фактором, существенным для производства оружейного плутония, а в гражданском контексте — для повышения времени безотказной работы реактора. Когда необходимо заменить топливную сборку, машина располагается над топливным каналом: затем она сопрягается с последним, выравнивает давление внутри, вытягивает стержень и вставляет новый. Затем отработанный стержень помещается в охлаждающий бассейн. Мощность перегрузочной машины при реакторе на номинальном уровне мощности составляет две топливные сборки в сутки, при пиковой мощности — пять в сутки.
Общее количество топлива в стационарных условиях составляет 192 тонны. [21] Активная зона РБМК имеет относительно низкую удельную мощность, по крайней мере, отчасти из-за расстояния в 25 см между каналами и, следовательно, топливными сборками.
Большинство стержней управления реактором вставляются сверху; 24 укороченных стержня вставляются снизу и используются для усиления осевого управления распределением мощности активной зоны. За исключением 12 автоматических стержней, стержни управления имеют графитовую секцию длиной 4,5 м (14 футов 9 дюймов) на конце, разделенную телескопом длиной 1,25 м (4 фута 1 дюйм) (который создает заполненное водой пространство между графитом и поглотителем), и секцией поглотителя нейтронов из карбида бора . Роль графитовой секции, известной как «вытеснитель», заключается в усилении разницы между уровнями ослабления нейтронного потока вставленных и втянутых стержней, поскольку графит вытесняет воду, которая в противном случае действовала бы как поглотитель нейтронов, хотя и намного слабее карбида бора. Канал стержня управления, заполненный графитом, поглощает меньше нейтронов, чем заполненный водой, поэтому разница между вставленным и втянутым стержнем управления увеличивается.
Когда стержень управления полностью втянут, графитовый вытеснитель располагается в середине высоты активной зоны, с 1,25 м воды на каждом из его концов. Вытеснение воды в нижних 1,25 м активной зоны по мере того, как стержень движется вниз, может вызвать локальное увеличение реактивности в нижней части активной зоны, когда графитовая часть стержня управления проходит эту секцию. Этот эффект «положительного срабатывания» был обнаружен в 1983 году на Игналинской АЭС . Каналы стержней управления охлаждаются независимым водяным контуром и поддерживаются на уровне 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 демпфер жидкости, что является основной причиной их медленного времени введения (номинально 18–21 секунда для стержней системы управления и защиты реактора, или около 0,4 м/с). После Чернобыльской катастрофы сервоприводы стержней управления на других реакторах РБМК были заменены, чтобы обеспечить более быстрое движение стержней, и еще более быстрое движение было достигнуто за счет охлаждения каналов стержней управления тонким слоем воды между внутренней оболочкой и трубкой канала из циркалоя, при этом позволяя самим стержням двигаться в газе.
Разделение стержней управления на группы ручной и аварийной защиты было условным, стержни могли быть переназначены из одной системы в другую в процессе эксплуатации реактора без технических и организационных проблем.
Дополнительные статические поглотители на основе бора вводятся в активную зону при загрузке ее свежим топливом. Около 240 поглотителей добавляются во время начальной загрузки активной зоны. Эти поглотители постепенно удаляются по мере увеличения выгорания. Коэффициент пустотности реактора зависит от содержимого активной зоны; он варьируется от отрицательного при всех начальных поглотителях до положительного, когда они все удалены.
Нормальный запас реактивности составляет 43–48 регулирующих стержней.
Реактор работает в гелий - азотной атмосфере (70–90% He, 10–30% N 2 по объему). [20] Газовый контур состоит из компрессора , аэрозольных и йодных фильтров, адсорбера для углекислого газа , оксида углерода и аммиака , накопительного бака для распада газообразных радиоактивных продуктов перед их сбросом, аэрозольного фильтра для удаления твердых продуктов распада и вентиляционной трубы, знаковой дымовой трубы над пространством между реакторами во втором поколении РБМК, таких как Курск и Чернобыль 3/4, или на некотором расстоянии от реакторов в первом поколении РБМК, таких как Курск и Чернобыль 1/2. [25]
Газ впрыскивается в активную зону снизу с низкой скоростью потока и выходит из стояка каждого канала через отдельную трубу. Влажность и температура выходящего газа контролируются; их увеличение является индикатором утечки теплоносителя. [16] Один газовый контур обслуживает два реактора РБМК-1000 или один РБМК-1500; реакторы РБМК всегда строились парами. Газовый контур размещается между двумя реакторами во втором поколении РБМК, таких как Чернобыль 3/4, Курская 3/4 и Смоленск 1–4.
Реактор имеет два независимых контура охлаждения, каждый из которых имеет четыре главных циркуляционных насоса (три рабочих, один резервный), которые обслуживают одну половину реактора. Охлаждающая вода подается в реактор через нижние водяные линии в общий напорный коллектор (по одному на каждый контур охлаждения), который разделен на 22 групповых распределительных коллектора, каждый из которых питает 38–41 напорный канал через активную зону, где кипит теплоноситель. Смесь пара и воды подается по верхним паропроводам, по одному на каждый напорный канал, от верхней части реактора к паровым сепараторам , парам толстых горизонтальных барабанов, расположенных в боковых отсеках над верхней частью 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 весит 240 т (260 коротких тонн ). [15]
Пар с качеством пара около 15% отбирается из верхней части сепараторов двумя паровыми коллекторами на сепаратор, объединяется и направляется в два турбогенератора в турбинном зале, затем в конденсаторы , подогревается до 165 °C (329 °F) и перекачивается конденсатными насосами в деаэраторы , где удаляются остатки газообразной фазы и коррозионно-вызывающие газы. Полученная питательная вода подается в паровые сепараторы насосами питательной воды и смешивается с водой из них на их выходах. Из нижней части паровых сепараторов питательная вода подается по 12 спускным трубам (из каждого сепаратора) во всасывающие коллекторы главных циркуляционных насосов и обратно в реактор. [26] В контур включена система ионного обмена для удаления примесей из питательной воды .
Турбина состоит из одного ротора (цилиндра) высокого давления и четырех роторов низкого давления. Пять сепараторов-подогревателей низкого давления служат для подогрева пара свежим паром перед подачей в следующую ступень турбины. Несконденсированный пар подается в конденсатор, смешивается с конденсатом из сепараторов, подается конденсатным насосом первой ступени в химический (ионообменный) очиститель, затем конденсатным насосом второй ступени в четыре деаэратора, где удаляются растворенные и увлеченные газы; деаэраторы также служат резервуарами для хранения питательной воды. Из деаэраторов вода насосами через фильтры подается в нижние части барабанов-сепараторов пара. [27]
Главные циркуляционные насосы имеют производительность 5500–12000 м 3 /ч и приводятся в действие электродвигателями напряжением 6 кВ . Нормальный расход теплоносителя составляет 8000 м 3 /ч на насос; он снижается регулирующими клапанами до 6000–7000 м 3 /ч при мощности реактора ниже 500 МВт. Каждый насос имеет регулирующий клапан и обратный клапан, предотвращающий обратный поток , на выходе, а также запорные клапаны как на входе, так и на выходе. Каждый из напорных каналов в активной зоне имеет свой собственный регулирующий клапан , чтобы можно было оптимизировать распределение температуры в активной зоне реактора. Каждый канал имеет расходомер шарового типа .
Номинальный расход теплоносителя через реактор составляет 46 000–48 000 м 3 /ч. Расход пара на полной мощности составляет 5 440–5 600 т (6 000–6 170 коротких тонн)/ч. [16]
Номинальная температура теплоносителя на входе в реактор составляет около 265–270 °C (509–518 °F), а температура на выходе 284 °C (543 °F) при давлении в барабанном сепараторе и реакторе 6,9 мегапаскалей (69 бар; 1000 фунтов на кв. дюйм). [16] [12] Давление и температура на входе определяют высоту, на которой начинается кипение в реакторе; если температура теплоносителя 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, как, например, во время аварии на Чернобыльской АЭС, положительный коэффициент пустотности реактора делает реактор очень чувствительным к температуре питательной воды. Пузырьки кипящей воды приводят к увеличению мощности, что, в свою очередь, увеличивает образование пузырьков.
Если температура охлаждающей жидкости слишком близка к точке кипения, в насосах может возникнуть кавитация , и их работа может стать неустойчивой или даже полностью остановиться. Температура питательной воды зависит от выработки пара; часть паровой фазы направляется в турбины и конденсаторы и возвращается значительно более холодной (155–165 °C (311–329 °F)), чем вода, возвращающаяся непосредственно из паросепаратора (284 °C). Поэтому при низкой мощности реактора температура на входе может стать опасно высокой. Вода поддерживается ниже температуры насыщения , чтобы предотвратить кипение пленки и связанное с этим падение скорости теплопередачи. [15]
Реактор отключается в случаях высокого или низкого уровня воды в паровых сепараторах (с двумя выбираемыми порогами низкого уровня); высокого давления пара; низкого расхода питательной воды; потери двух главных насосов теплоносителя с каждой стороны. Эти отключения можно отключить вручную. [18]
Уровень воды в паросепараторах, процент 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 паросепараторе в основном контролируется подачей питательной воды, а баки деаэратора 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. [16]
Реактор оснащен аварийной системой охлаждения активной зоны (САОЗ), состоящей из специального резервуара для воды, гидроаккумуляторов и насосов. Трубопроводы САОЗ интегрированы с нормальной системой охлаждения реактора. САОЗ имеет три системы, подключенные к коллекторам системы охлаждения. В случае повреждения первая подсистема САОЗ обеспечивает охлаждение поврежденной половины контура охлаждения в течение 100 секунд (другая половина охлаждается главными циркуляционными насосами), а две другие подсистемы затем обеспечивают долгосрочное охлаждение реактора. [18]
Подсистема краткосрочной САОЗ состоит из двух групп по шесть аккумуляторных баков, содержащих воду, покрытую азотом под давлением 10 мегапаскалей (1500 фунтов на кв. дюйм), соединенных быстродействующими клапанами с реактором. Каждая группа может подавать 50% максимального потока теплоносителя в поврежденную половину реактора. Третья группа представляет собой набор электронасосов, откачивающих воду из деаэраторов. Краткосрочные насосы могут питаться от останова главных турбогенераторов. [18]
ECCS для долговременного охлаждения поврежденного контура состоит из трех пар электронасосов, забирающих воду из бассейнов подавления давления; вода охлаждается технической водой завода с помощью теплообменников на всасывающих линиях. Каждая пара способна подавать половину максимального расхода охлаждающей жидкости. ECCS для долговременного охлаждения неповрежденного контура состоит из трех отдельных насосов, забирающих воду из резервуаров для хранения конденсата, каждый из которых способен подавать половину максимального расхода. Насосы ECCS питаются от основных внутренних линий 6 кВ, резервируемых дизель-генераторами. Некоторые клапаны, которым требуется бесперебойное питание, также резервируются аккумуляторами. [18]
Распределение плотности мощности в реакторе измеряется ионизационными камерами, расположенными внутри и снаружи активной зоны. Система контроля распределения физической плотности мощности (СКРФП) имеет датчики внутри активной зоны; система управления и защиты реактора (СУРЗ) использует датчики в активной зоне и в боковом баке биологической защиты. Внешние датчики в баке расположены вокруг средней плоскости реактора, поэтому не показывают аксиальное распределение мощности и информацию о мощности в центральной части активной зоны.
Имеется более 100 радиальных и 12 осевых мониторов распределения мощности, использующих детекторы с автономным питанием. Для контроля запуска реактора используются измерители реактивности и съемные камеры запуска. Полная мощность реактора регистрируется как сумма токов боковых ионизационных камер. Влажность и температура газа, циркулирующего в каналах, контролируются системой контроля целостности напорных труб.
Предполагается, что PPDDCS и RCPS будут дополнять друг друга. Система RCPS состоит из 211 подвижных стержней управления. Однако обе системы имеют недостатки, наиболее заметные на низких уровнях мощности реактора. PPDDCS предназначена для поддержания распределения плотности мощности реактора между 10 и 120% от номинальных уровней и для управления общей мощностью реактора между 5 и 120% от номинальных уровней. Подсистемы RPCS LAC-LAP (локальное автоматическое управление и локальная автоматическая защита) полагаются на ионизационные камеры внутри реактора и активны на уровнях мощности выше 10%.
Ниже этих уровней автоматические системы отключаются, а датчики внутри активной зоны недоступны. Без автоматических систем и при опоре только на боковые ионизационные камеры управление реактором становится очень сложным; у операторов нет достаточных данных для надежного управления реактором, и им приходится полагаться на свою интуицию. Во время запуска реактора с активной зоной без яда этот недостаток информации можно контролировать, поскольку реактор ведет себя предсказуемо, но неравномерно отравленная активная зона может вызвать большие неоднородности распределения мощности с потенциально катастрофическими результатами.
Система аварийной защиты реактора (САЗ) была разработана для отключения реактора при превышении его эксплуатационных параметров. Проект учитывал паровой коллапс в активной зоне при падении температуры твэла ниже 265 °C, испарение теплоносителя в топливных каналах в холодном состоянии реактора и застревание некоторых стержней аварийной защиты. Однако медленная скорость ввода стержней управления в сочетании с их конструкцией, вызывающей локализованную положительную реактивность при движении вытеснителя через нижнюю часть активной зоны, создавали ряд возможных ситуаций, когда инициирование САЗ само по себе могло вызвать или усугубить разгон реактора.
Компьютерная система SKALA или SCALA для расчета запаса реактивности собирала данные из примерно 4000 источников. Ее целью было помочь оператору с стационарным управлением реактором. Для циклического прохождения всех измерений и расчета результатов требовалось от десяти до пятнадцати минут. SKALA не могла управлять реактором, вместо этого она только давала рекомендации операторам и использовала компьютерные технологии 1960-х годов. [28]
Операторы могли отключить некоторые системы безопасности, сбросить или подавить некоторые сигналы тревоги и обойти автоматическую аварийную сигнализацию , подключив соединительные кабели к доступным терминалам. Такая практика допускалась при определенных обстоятельствах.
Реактор оснащен детектором течи твэлов. Детектор сцинтилляционного счетчика , чувствительный к энергиям короткоживущих продуктов деления, установлен на специальной тележке и перемещается над выходами топливных каналов, выдавая сигнал тревоги в случае обнаружения повышенной радиоактивности в пароводяном потоке.
В помещениях управления РБМК есть две большие панели или мнемосхемы, представляющие вид сверху на реактор. Один дисплей в основном или полностью (в РБМК первого поколения) состоит из цветных циферблатов или индикаторов положения стержней: эти циферблаты отображают положение стержней управления внутри реактора, а цвет корпуса циферблатов соответствует цвету стержней управления, цвета которых соответствуют их функции, например, красный для стержней автоматического управления. Другой дисплей представляет собой карту активной зоны или картограмму каналов активной зоны и является круглым, состоит из плиток и представляет каждый канал на реакторе. Каждая плитка состоит из одного светового колпака с номером канала [29] и лампочки накаливания, и каждая лампочка загорается, чтобы отображать не соответствующие спецификации (выше или ниже нормы) параметры канала.
Операторам необходимо ввести номер затронутого канала(ов), а затем просмотреть приборы, чтобы точно определить, какие параметры не соответствуют спецификации. Основная карта представляла собой информацию с компьютера SKALA. У каждого блока был свой собственный компьютер, размещенный в отдельной комнате. В диспетчерской также есть регистраторы диаграмм или трендов. Некоторые диспетчерские РБМК были модернизированы с помощью видеостен , которые заменяют мнемосхемы и большинство регистраторов диаграмм и устраняют необходимость вводить номера каналов, а вместо этого операторы наводят курсор на (теперь представительную) плитку, чтобы увидеть ее параметры, которые отображаются на нижней стороне видеостены. [30] Диспетчерская расположена под полом деаэраторной. Обе комнаты находятся в пространстве между реакторным и турбинным зданиями.
Конструкция РБМК была разработана в первую очередь для того, чтобы быть мощной, быстрой в строительстве и простой в обслуживании. Полные физические структуры сдерживания для каждого реактора более чем удвоили бы стоимость и время строительства каждой станции, и поскольку конструкция была сертифицирована советским министерством ядерной науки как изначально безопасная при эксплуатации в установленных параметрах, советские власти предположили, что надлежащее соблюдение доктрины рабочими сделает любую аварию невозможной. Реакторы РБМК были спроектированы так, чтобы можно было заменять топливные стержни на полной мощности без остановки, как в тяжеловодном реакторе CANDU под давлением , как для заправки, так и для производства плутония для ядерного оружия . Для этого требовались большие краны над активной зоной.
Поскольку активная зона реактора РБМК очень высокая (около 7 м (23 фута 0 дюймов)), стоимость и сложность строительства тяжелой защитной конструкции не позволили построить дополнительные аварийные защитные конструкции для труб поверх активной зоны реактора. Во время аварии на Чернобыльской АЭС давление поднялось до уровня, достаточно высокого, чтобы сорвать верхнюю часть реактора, в результате чего топливные каналы были разрушены, и начался сильный пожар, когда воздух соприкоснулся с перегретым графитовым ядром. После аварии на Чернобыльской АЭС некоторые реакторы РБМК были модернизированы с использованием частичной защитной конструкции вместо здания полной защитной оболочки , которая окружает топливные каналы водяными рубашками для улавливания любых высвобождаемых радиоактивных частиц.
Нижняя часть реактора заключена в водонепроницаемый отсек. Между днищем реактора и полом имеется пространство. Система защиты полости реактора от избыточного давления состоит из узлов сброса пара, встроенных в пол и ведущих к коллекторам парораспределителя, закрытым разрывными дисками и открывающимся в парораспределительный коридор под реактором, на уровне +6. Пол коридора содержит входы большого количества вертикальных труб, ведущих к днищам бассейнов подавления давления («бассейны-барботеры»), расположенных на уровнях +3 и +0. В случае аварии, которая, как прогнозировалось, должна была быть максимум разрывом одного или двух каналов давления, пар должен был барботироваться через воду и конденсироваться там, снижая избыточное давление в герметичном отсеке. Пропускная способность труб к бассейнам ограничивала способность защиты одновременным разрывом двух каналов давления; большее количество отказов может привести к повышению давления, достаточному для того, чтобы поднять крышку (конструкция E, после взрыва получившая название «Елена», не путать с российским реактором ELENA ), разорвать остальные топливные каналы, разрушить систему ввода стержней управления и, возможно, также извлечь стержни управления из активной зоны. [31]
Защитная оболочка была спроектирована так, чтобы справляться с отказами сливных труб, насосов, а также распределения и впуска питательной воды. Герметичные отсеки вокруг насосов могут выдерживать избыточное давление 0,45 МПа (65 фунтов на кв. дюйм). Распределительные коллекторы и корпуса входов могут выдерживать 0,08 МПа (12 фунтов на кв. дюйм) и вентилируются через обратные клапаны в герметичный отсек. Реакторная полость может выдерживать избыточное давление 0,18 МПа (26 фунтов на кв. дюйм) и вентилируется через обратные клапаны в герметичный отсек. Система подавления давления может справиться с отказом одного канала реактора, коллектора давления насоса или распределительного коллектора. [18]
Утечки в паропроводах и сепараторах не устраняются, за исключением поддержания несколько более низкого давления в галерее стояков и отсеке парового барабана, чем в реакторном зале. Эти помещения также не рассчитаны на то, чтобы выдерживать избыточное давление. Коридор распределения пара содержит поверхностные конденсаторы . Системы пожаротушения , работающие как при аварии, так и при нормальной эксплуатации, питаются от бассейнов подавления давления через теплообменники, охлаждаемые технической водой станции, и охлаждают воздух над бассейнами. Струйные охладители расположены в самых верхних частях отсеков; их роль заключается в охлаждении воздуха и удалении пара и радиоактивных аэрозольных частиц. [18]
Удаление водорода из герметичного отсека осуществляется путем удаления 800 м 3 (28 000 куб. футов)/час воздуха, его фильтрации и выброса в атмосферу. Удаление воздуха автоматически прекращается в случае утечки охлаждающей жидкости и должно быть возобновлено вручную. Водород присутствует при нормальной работе из-за утечек охлаждающей жидкости (предполагается, что до 2 т (2,2 коротких тонн) в час). [18]
Для описываемых здесь ядерных систем в качестве примера используется Чернобыльская АЭС .
Электростанция подключена к электросети 330 кВ и 750 кВ . Блок имеет два электрических генератора, подключенных к сети 750 кВ одним трансформатором генератора. Генераторы подключены к их общему трансформатору двумя последовательными выключателями. Между ними подключены трансформаторы блоков для подачи питания в собственные системы электростанции; поэтому каждый генератор может быть подключен к трансформатору блока для питания станции или к трансформатору блока и трансформатору генератора для подачи питания в сеть. Линия 330 кВ обычно не используется и служит внешним источником питания, подключенным через трансформатор станции к электрическим системам электростанции. [18]
Электростанция может питаться от собственных генераторов или получать электроэнергию от сети 750 кВ через трансформатор генератора, или от сети 330 кВ через трансформатор станции, или от другого блока электростанции через две резервные шины . В случае полной потери внешнего питания основные системы могут питаться от дизель-генераторов . Каждый трансформатор блока подключен к двум основным силовым щитам 6 кВ, A и B (например, 7A, 7B, 8A, 8B для генераторов 7 и 8), питающим основные неосновные приводы, и подключенным к трансформаторам для основного питания 4 кВ и резервной шины 4 кВ. [18]
Платы 7A, 7B и 8B также подключены к трем основным линиям электропитания, а именно к насосам охлаждающей жидкости, каждая из которых также имеет свой собственный дизель-генератор. В случае отказа контура охлаждающей жидкости с одновременной потерей внешнего питания основная мощность может быть обеспечена вращающимися турбогенераторами в течение примерно 45–50 секунд, в течение которых должны запуститься дизель-генераторы. Генераторы запускаются автоматически в течение 15 секунд при потере внешнего питания. [18]
Электроэнергия вырабатывается парой 500-мегаваттных турбогенераторов с водородным охлаждением . Они расположены в машинном зале длиной 600 м (1968 футов 6 дюймов), прилегающем к зданию реактора. Турбины , почтенные пятицилиндровые К-500-65/3000, поставляются Харьковским турбинным заводом. Электрогенераторы — ТВВ-500. Роторы турбины и генератора установлены на одном валу. Общий вес роторов составляет почти 200 т (220 коротких тонн), а их номинальная скорость вращения — 3000 об/мин . [15]
Длина турбогенератора составляет 39 м (127 футов 11 дюймов), а его общий вес — 1200 т (1300 коротких тонн). Расход охлаждающей жидкости для каждой турбины составляет 82 880 т (91 360 коротких тонн)/ч. Генератор вырабатывает переменный ток напряжением 20 кВ частотой 50 Гц. Статор генератора охлаждается водой, а ротор — водородом . Водород для генераторов производится на месте методом электролиза . [15] Конструкция и надежность турбин принесли им Государственную премию Украины за 1979 год.
Харьковский турбинный завод (ныне Турбоатом ) позже разработал новую версию турбины, К-500-65/3000-2, в попытке сократить использование ценного металла. Чернобыльская АЭС была оснащена обоими типами турбин; Блок 4 имел более новые.
Основное различие между реакторами РБМК-1000 и РБМК-1500 заключается в том, что РБМК-1500 охлаждается меньшим количеством воды, которая использует винтовой ламинарный поток вместо чисто ламинарного потока через каналы. РБМК-1500 также использует меньше урана. Винтовой поток создается турбулизаторами в топливной сборке и увеличивает отвод тепла. [32] [33] Из-за положительного коэффициента пустотности РБМК уменьшенный объем охлаждающей воды приводит к более высокой выходной мощности. Как следует из названия, он был спроектирован для выходной электрической мощности 1500 МВт. Единственные реакторы этого типа и выходной мощности находятся на Игналинской АЭС . [34]
РБМК-2000 [32] и РБМК-3600 [35] были спроектированы для производства 2000 и 3600 МВт электрической мощности соответственно. РБМК-2000 имел бы увеличенный диаметр канала и количество твэлов на ТВС при сохранении тех же размеров активной зоны реактора, что и РБМК-1000 и РБМК-1500. РБМК-3600, предположительно, аналогично РБМК-1500, добавил бы турбулизаторы к конструкции РБМК-2000 для увеличения отвода тепла.
RBMKP-2400 имеет прямоугольную, а не цилиндрическую форму, и представляет собой модульную, теоретически бесконечно продольно расширяемую конструкцию с вертикальными паросепараторами, предназначенную для изготовления секциями на заводе для сборки на месте . Он был спроектирован с выходной мощностью 2400 МВт и более высоким тепловым КПД за счет перегрева пара непосредственно в активной зоне реактора в специальных топливных каналах с топливными стержнями с оболочкой из нержавеющей стали вместо более распространенной оболочки из циркалоя, для температуры пара на выходе 450 °C. Ни один реактор с такой выходной мощностью никогда не был построен, а самым мощным в настоящее время по состоянию на 2018 год является EPR мощностью 1750 МВт . [34] Разработка этой конструкции была отменена после катастрофы на Чернобыльской АЭС. RBMKP-4800 имел бы увеличенное количество испарительных и перегревательных каналов, что увеличило бы выходную мощность. [36] [37] Для Костромской АЭС планировалось два реактора РБМКП-2400 . [38]
Как ранний реактор второго поколения, основанный на советской технологии 1950-х годов, конструкция РБМК была оптимизирована для скорости производства по сравнению с избыточностью. Он был спроектирован и построен с несколькими характеристиками конструкции, которые оказались опасно нестабильными при эксплуатации за пределами их проектных спецификаций. Решение использовать графитовый сердечник с топливом из природного урана позволило производить огромную электроэнергию всего за четверть стоимости тяжеловодных реакторов, которые были более требовательны к обслуживанию и требовали больших объемов дорогой тяжелой воды для запуска. Однако это также имело неожиданные негативные последствия, которые не проявились в полной мере до чернобыльской катастрофы в 1986 году.
Легкая вода (обычная H 2 O) является как замедлителем, так и поглотителем нейтронов . Это означает, что она не только может замедлять нейтроны до скоростей, находящихся в равновесии с окружающими молекулами («термализовать» их и превратить в нейтроны с низкой энергией, известные как тепловые нейтроны , которые с гораздо большей вероятностью будут взаимодействовать с ядрами урана-235, чем быстрые нейтроны, изначально образующиеся при делении), но и поглощать некоторые из них.
В реакторах серии РБМК легкая вода выполняет функцию теплоносителя, а замедление в основном осуществляется графитом . Поскольку графит уже замедляет нейтроны, легкая вода оказывает меньший эффект на их замедление, но все еще может их поглощать. Это означает, что реактивность реактора (регулируемая соответствующими нейтронопоглощающими стержнями) должна учитывать нейтроны, поглощаемые легкой водой.
В случае испарения воды в пар место, занимаемое водой, будет занято водяным паром, плотность которого значительно ниже плотности жидкой воды (точное число зависит от давления и температуры; при стандартных условиях пар примерно в 1 ⁄ 1350 раз плотнее жидкой воды). Из-за этой более низкой плотности (массы и, следовательно, ядер атомов, способных поглощать нейтроны) способность легкой воды поглощать нейтроны практически исчезает при ее закипании. Это позволяет большему количеству нейтронов расщеплять больше ядер U-235 и тем самым увеличивать мощность реактора, что приводит к более высоким температурам, которые закипают еще больше воды, создавая тепловой контур обратной связи .
В реакторах РБМК генерация пара в охлаждающей воде на практике создаст пустоту: пузырек, который не поглощает нейтроны. Уменьшение замедления легкой водой не имеет значения, поскольку графит по-прежнему замедляет нейтроны. Однако потеря поглощения резко меняет баланс производства нейтронов, вызывая состояние неуправляемости, в котором производится все больше и больше нейтронов, и их плотность растет экспоненциально. Такое состояние называется «положительным коэффициентом пустоты », и серия реакторов РБМК имеет самый высокий положительный коэффициент пустоты среди всех когда-либо спроектированных коммерческих реакторов.
Высокий коэффициент пустотности не обязательно делает реактор изначально небезопасным, так как некоторые из нейтронов деления испускаются с задержкой в секунды или даже минуты (постделение нейтронов из дочерних ядер), и поэтому можно предпринять шаги для снижения скорости деления до того, как она станет слишком высокой. Однако эта ситуация значительно затрудняет управление реактором, особенно на низкой мощности. Таким образом, системы управления должны быть очень надежными, а персонал пункта управления должен быть тщательно обучен особенностям и ограничениям системы. Ни одно из этих требований не было выполнено в Чернобыле: поскольку фактическая конструкция реактора имела гриф утверждения Курчатовского института и считалась государственной тайной , обсуждение недостатков реактора было запрещено даже среди фактического персонала, эксплуатирующего станцию. Некоторые более поздние конструкции РБМК включали регулирующие стержни на электромагнитных захватах, таким образом контролируя скорость реакции и, при необходимости, полностью останавливая реакцию. Однако реактор РБМК в Чернобыле имел ручные регулирующие стержни сцепления.
Все реакторы РБМК претерпели значительные изменения после Чернобыльской катастрофы . Положительный коэффициент пустотности был снижен с +4,5 β до +0,7 β, [39] [40] что снизило вероятность дальнейших аварий реактивности за счет более высоких требований к обогащению уранового топлива. [41]
В своих посмертно опубликованных мемуарах Валерий Легасов , первый заместитель директора Института атомной энергии имени Курчатова , рассказал, что ученые института давно знали, что РБМК имел существенные недостатки конструкции. [42] [43] Самоубийство Легасова в 1988 году, после неудачных попыток провести реформу ядерной и промышленной безопасности, вызвало шок во всем научном сообществе. Проблемы конструкции РБМК обсуждались все более открыто. [44]
После аварии на Чернобыльской АЭС все оставшиеся реакторы РБМК были модернизированы с рядом обновлений для обеспечения безопасности . Самое крупное из этих обновлений исправило конструкцию регулирующих стержней РБМК. Регулирующие стержни имеют 4,5-метровые (14 футов 9 дюймов) графитовые вытеснители, которые предотвращают попадание охлаждающей воды в пространство, освобождаемое при извлечении стержней. В оригинальной конструкции эти вытеснители, будучи короче высоты активной зоны, оставляли 1,25-метровые (4,1 фута) столбы воды внизу (и 1,25 метра [4,1 фута] вверху) при полном извлечении стержней. [4]
Во время вставки графит сначала вытеснял нижнюю воду, локально увеличивая реактивность. Кроме того, когда стержни находились в самом верхнем положении, концы поглотителя находились снаружи активной зоны, требуя относительно большого смещения, прежде чем достигалось значительное снижение реактивности. [45] Эти недостатки конструкции, вероятно, стали последним пусковым механизмом первого взрыва Чернобыльской аварии, в результате чего нижняя часть активной зоны мгновенно стала критической, когда операторы попытались остановить сильно дестабилизированный реактор, повторно вставив стержни. Обновления таковы:
Кроме того, были разработаны модели RELAP5-3D реакторов РБМК-1500 для использования в комплексных теплогидравлических и нейтронных расчетах для анализа конкретных переходных процессов, в которых важен нейтронный отклик активной зоны. [47]
*Кнопка БАЗ предназначена в качестве упреждающей меры по снижению реактивности до активации АЗ-5, чтобы обеспечить безопасное и стабильное аварийное отключение РБМК.
С мая 2012 года по декабрь 2013 года Ленинград -1 был отключен, пока производился ремонт, связанный с деформированными графитовыми замедлительными блоками. 18-месячный проект включал исследования и разработку машин для технического обслуживания и систем мониторинга. Аналогичная работа будет применена к оставшимся действующим РБМК. [48] Графитовые замедлительные блоки в РБМК могут быть отремонтированы и заменены на месте, в отличие от другого текущего большого графитового замедлительного реактора, усовершенствованного газоохлаждаемого реактора . [49]
Продольная резка некоторых графитовых колонн во время работ по продлению срока службы может вернуть графитовую кладку к ее первоначальной проектной геометрии. [50]
Постсоветская модификация РБМК - это МКЭР (русский: МКЭР , Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор [Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор], что означает Многоконтурный энергетический реактор с напорной трубкой ) с повышенной безопасностью и защитной оболочкой. [51] [52] МКЭР-800, МКЭР-1000 и МКЭР-1500 планировались для Ленинградской АЭС. [53] [54] [55]
Из 17 построенных РБМК все три сохранившихся реактора на Чернобыльской АЭС в настоящее время закрыты. Блок 1 был закрыт в 1996 году, блок 3 в 2000 году, блок 4 был разрушен в результате аварии, а блок 2 был отключен после взрыва водорода в 1991 году. Чернобыльские АЭС 5 и 6 находились в стадии строительства во время аварии в Чернобыле, но дальнейшее строительство было остановлено из-за высокого уровня загрязнения на месте, ограничивающего его долгосрочное будущее. Оба реактора в Игналине в Литве также были закрыты. [56]
Россия — единственная страна, где до сих пор эксплуатируются реакторы этой конструкции: Ленинградская (2 РБМК-1000), Смоленская (3 РБМК-1000) и Курская (2 РБМК-1000). Курский блок 1 был остановлен с помощью ключа BSM 19 декабря 2021 года, в последний раз, когда станция работала со всеми четырьмя блоками одновременно. [57] В настоящее время в России не строится никаких реакторов РБМК. Ожидается, что последний реактор РБМК в России будет остановлен в 2034 году на Смоленской АЭС-3 .
Цветовой ключ:
Реактор Magnox с графитовым замедлителем существует в Северной Корее в Ядерном научно-исследовательском центре в Йонбёне . [61] В то время как в газоохлаждаемых реакторах Magnox, AGR и реакторах с шаровыми твэлами (таких как реактор Dragon в Уинфрите ) в качестве замедлителя используется графит, использование ими газов ( углекислого газа для Magnox и AGR и гелия для Dragon) в качестве теплоносителей приводит к тому, что у них отсутствует коэффициент пустотности.
На различных электростанциях, работающих с реактором РБМК, произошло много инцидентов. Большинство из них были скрыты правительством СССР. [ необходима цитата ] Вот некоторые из известных инцидентов на реакторах РБМК:
1. Взрыв емкости с радиоактивными газами на первом энергоблоке Ленинградской АЭС в январе 1975 года.
2. Частичная авария на первом энергоблоке Ленинградской АЭС в 1975 году.
3. Авария на Курской АЭС в 1980 году.
4. Частичная авария на первом энергоблоке Чернобыльской АЭС в 1982 году.
5. Открытие положительного эффекта аварийной остановки на первом энергоблоке Игналинской АЭС в 1983 году.
6. Перемещение бетонных ригелей на 3-м и 4-м блоках ЧАЭС в 1984 году.
7. Чернобыльская катастрофа 1986 года.
8. Пожар турбины на втором энергоблоке Чернобыльской АЭС в 1991 году, приведший к его окончательной остановке.
{{cite web}}: CS1 maint: archived copy as title (link){{cite web}}: CS1 maint: archived copy as title (link){{cite web}}: CS1 maint: archived copy as title (link)