Рбмк 1000 размеры. Реактор большой мощности канальный

Увлекаясь промышленностью как с позиции истории, так и с эстетической точки зрения, сложно не уделять внимания атомным станциям. Ну а интересуясь исследованием заброшенных промышленных объектов, практически невозможно не мечтать побывать на заброшенной АЭС.

Отрасль атомной энергетики достаточно молода, и потому найти по-настоящему заброшенную АЭС, пребывание на которой не будет опасным с позиции рисков нахватать радиации, довольно сложно, если не невозможно. Поэтому эстетам остаётся довольствоваться наследием 1990-х в лице недостроенных атомных станций, заброшенные стройплощадки которых раскиданы по просторам бывшего СССР. Благо что информация об энергоблоках, не введённых в эксплуатацию из-за прекращения строительства, открыта широкой общественности вплоть до координат и сведений о стадии готовности.

В сегодняшнем своём обзоре я покажу вам как раз одну из таких остановленных атомных строек. Эдакий безопасный Чернобыль.

Ночь - наш друг.
Темнота позволяет заметить то, на что не обратишь внимания днём.
Полная луна как будто дарит возможность видеть в этой темноте.
Ну а тёплая летняя ночь даёт возможность приготовиться к предрассветной прогулке, наблюдая с ближайшей крыши за объектом интереса - огромной и мёртвой стройкой атомной станции.

Понадобилось немало лет для того, чтобы продолжение замороженного строительства оказалось признано нецелесообразным, и недостроенная атомная станция превратилась в полноценную заброшку. Ржавый гигантский кран КП-640, аналогичный использовавшемуся на Чернобыльской АЭС, увы так и пропал без дела...

Дождавшись рассвета, заходим на заросшую кустами территорию и обходим станцию вокруг, проходя мимо огромных трансформаторов размером с товарный вагон.

Находим пустующий дверной проём и оказываемся внутри недостроя. Из окна видим действующую АЭС - хорошо охраняемую и недосягаемую.

Стадия готовности этого энергоблока, по информации из сети, достаточно высокая - реакторный и машинный залы почти готовы. Однако, всё остальное представляет из себя бесконечный лабиринт бетонных этажей, лестниц и пустых помещений с нередкими следами творчества строителей

Разнообразия бесконечному бетону добавляют защитно-герметические двери - здесь их сотни! Причем самых разных размеров, толщины и моделей

Первой задачей выбираем посещение крыши станции - отличное место, чтобы встретить рассвет

Солнце подкрашивает сквозные коридоры в ядерно-рыжий

И вот - мы на крыше.
Перед нами труба - точь в точь такая же, как возвышалась над атомной станцией в Припяти. Ту чернобыльскую трубу срезали, т.к. она мешала надвинуть новый саркофаг... А эта никому не мешает:) Было бы здорово на неё подняться, но решаем оставить эту авантюру для последователей, т.к. не хочется раньше времени быть замеченными сторожем стройплощадки.

Почти все видели фото этой трубы снаружи, но мало кто заглядывал под неё изнутри. Вот такая она - огромная вентиляционная шахта энергоблока.

Логично было бы предположить, что труба возвышается чётко над реактором, - но нет. Т.к. функция её общая для двух энергоблоков, стоит она чётко между ними, а непосредственно под собой имеет бетонную площадку технического этажа

Крыша станции - лишь одна из трёх целей этой прогулки.
Теперь наша задача отыскать в этом бетонном лабиринте способы попасть в машинный и реакторный залы.
Это оказалось непросто...

Один из залов, по размерам напоминающий заводской цех

Обширные дыры в полу, какие-то ниши и сквозные проёмы до самого нижнего уровня... Но проход к ключевым узлам станции найти никак не получается.

Переходя с этажа на этаж, из помещения в помещение, мы всё ближе приходили к пониманию, что ходим по кругу.

Нет, всё это конечно же очень впечатляет - огромные вентиляторы размером с тепловоз, высокие потолки, широкие залы и множество красивых защитных дверей

Вот здесь нам, к примеру, попался аналог ФВУ в убежищах - фильтро-вентиляционная установка. Разобранная...

И почти целая:)

Системы вентиляции на АЭС заслуживают, определённо, отдельного внимания - их много, они огромные и находятся повсюду

Агрегаты, напоминающие огромные кондиционеры

Многоэтажные и мощные лёгкие этого гиганта

Всё это здорово, конечно, но мы снова и снова возвращаемся к тому, с чего начали.

Решаем начать поиски сначала и снова выглядываем наружу. Солнце уже встало и шпарит, хотя день едва начался. Снаружи здания становится ясно, где что находится одно относительно от другого, где находимся мы и куда нам нужно

Входов и выходов много, через них можно попадать в разные участки этого ядерного комплекса, которые соединяются друг с другом различными лесенками и переходами

Некоторые лесенки совсем узкие и откровенно стрёмные, ощущение присутствия на стройке - 100%

Двери-двери-двери - огромные, разные, очень крутые.

Даже такие вот здоровенные

Находим несколько обширных залов с оборудованием высокого давления

Логика и поверхностные знания об устройстве АЭС подсказывают, что где-то рядом должен быть машинный зал

И вот, за очередным поворотом нашему взору открывается огромное пространство машинного зала! Он прекрасен

Не торопясь спускаться вниз, гуляем по мосткам и балкам у потолка, выясняя наличие жизни в этом индустриальном раю

Наконец, замечаем признаки присутствия сторожа и решаем, что рисковать и спускаться к нему не стоит - ведь реактор мы до сих пор не нашли.

Возвращаемся в бетонно-тленную часть и, наконец, на одном этажей находим схему планировки и конфигурацию помещений относительно реактора с учётом высотной отметки. Полезная находка!

Сразу многое становится ясно, и поиски перестают быть бессмысленными шатаниями из тлена в тлен

Вместо пустых помещений начинают встречаться такие вот комнаты с оборудованием

Здесь должны были появиться фоняшки, но их на станцию завезти не успели. Вероятно, это какие-то грязные трубки для грязной воды:)

Судя по количеству всех этих трубок и каналов, мы уже где-то совсем близко к цели

Нержавейка сияет в свете фонарика и выглядит впечатляюще, но недостаточно круто, чтобы удовлетворить наш интерес

Сотни трубочек изгибаются и зовут за собой, но иногда внезапно заканчиваются

За очередным поворотом попадаем в большой зал с совсем другими трубами - большими и зелёными. На стене замечаем очередной привет от строителей - нарисованную кошку(?)

В этом помещении несколько уровней, и всё вокруг зелёное!

Огромные бочки сепараторов, за которыми переход в другие помещения

Здесь становится менее просторно, но по-прежнему можно перемещаться в полный рост

Понимаем, что ходим буквально вокруг реактора!

РБМК-1000 - реактор большой мощности канальный, 1000 МВт. Каналы - как раз все эти трубы.

Спустившись вниз, попадаем в помещение за очень крутой дверью, в котором работает тепловая пушка.

К сожалению, вдоль двери лежат трубы, не позволяющие прикрыть её и оценить с обратной стороны. Но и с этого ракурса она прекрасна!

За дверью находится одно оз четырёх помещений вокруг крестовины - опоры чаши реактора

Поднявшись снова наверх, видем крышку реактора, в который сверху входят каналы ввода тепловыделяющих сборок

Здесь же находим лесенку ещё выше, которой тут же решаем воспользоваться

Поднимаясь сквозь толстую крышку защиты между реактором и реакторным залом, в щёлочку наблюдаем кирпичики свинцового настила. Достигаемая верха лесенки, отодвигаем люк...

И оказываемся в реактором зале! Вот она, наша цель!
Удивительно, но здесь горит свет. Без света фотографировать было бы сложно

Я видела чужие фотки с экскурсий в аналогичный, но действующий реакторный зал, - уверена, впечатления совсем другие:) Собственными ногами топтать эти свинцовые кирпичики - такое не забывается

Подняться выше можно несколькими способами - как по открытым лесенкам, так и за стенкой

Шахта для подъёма оборудования

Есть лифт, тоже с гермодверями, но пользоваться им не пытались:)

Мостики и переходы позволяют отснять реакторный зал с кучи ракурсов.

Всё это настолько захватывающе, что описать словами невозможно

К сожалению, не закончена сборка знаменитой разгрузочно-погрузочных машины, - агрегата, позволяющего менять отработавшие сборки без остановки реактора (основное преимущество РБМК над ВВЭР)

Зато можно заглянуть в недра бассейна для охлаждения отработавших стержней... На действующих АЭС в этом бассейне вода и знаменитое свечение:)

В общем, на этом мы закончили знакомство со станцией и отправились на выход. Благополучно вышли и довольные поехали домой.
Спасибо за просмотр:)

РБМК - тепловой одноконтурный энергетический реактор с кипящим водяным теплоносителем в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины. Замедлителем является графит. Эксплуатируются РБМК мощности 1000 и 1500 МВт. По состоянию на 2009 год эксплуатируется 12 энергоблоков с РБМК на четырёх АЭС.

Подвод теплоносителя осуществляется отдельно к каждому каналу, при этом существует возможность регулировать расход воды через канал. В связи особенностями физики реактора тепловая энергия выделяется неравномерно по объему. Проходя по каналу часть воды испаряется, в каналах с максимальной мощностью массовое паросодержание на выходе достигает 20 %, среднее паросодержание на выходе из реактора 14.5 %.

Кипящая вода из реактора пропускается через паросепараторы. Затем насыщенный пар (температура 284 °C) под давлением 65 атм поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего циркуляционные насосы подают воду на вход в реактор. Два паросепаратора РУ РБМК-1000 имеют цилиндрический горизонтальный стальной корпус длиной 30 м и диаметром 2,3 м. Пароводяная смесь со средним содержанием пара около 15 % (по массе) подводится сбоку через подающие патрубки непосредственно от каналов реактора.

Тепловая мощность реактора, МВт
Электрическая мощность реактора, МВт
Загрузка топлива в стационарном режиме, т.
Высота активной зоны, м.
Диаметр активной зоны, м.	11,8.
Средняя удельная мощность топлива на 1 кг урана, кВт/кг	16,7
Средняя температура воды в активной зоне, o С
Средняя плотность воды в активной зоне, г/см 3	0,516
Размер графитового блока, см	25х25
Плотность графита, г/см 3	1,65
Число технологических каналов
Диаметр отверстия в графитовом блоке, см.	11,4
Число ТВЭЛов в технологическом канале
Наружный диаметр ТВЭЛа, см	1,35
Толщина циркониевой оболочки ТВЭЛа, мм..	0,9
Диаметр топливной таблетки, см	1,15.
Плотность UO 2 , г/см 3	10,5

Таб. 21 Основные характеристики активной зоны РБМК-1000.

Одним из преимуществ канальных РБМК перед корпусными ВВЭР, является возможность перегрузки выгоревшего топлива без остановки реактора. Загрузка топлива в реактор осуществляется с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ ). При перегрузки канала РЗМ герметично соединяется с верхней часть канала, в ней создается такое же давление, как и в канале, отработанная ТВС извлекается в РЗМ свежая ТВС устанавливается в канал.

В начале эксплуатации реакторов РБМК-1000 использовалось топливо с обогащением 1,8% однако в дальнейшем оказалось целесообразным перейти к топливу с обогащением 2%. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 2,8%.

ТВС и ТВЭЛ реактора РБМК

К ТВЭЛам и ТВС предъявляются высокие требования по надежности в течение всего срока службы. Сложность реализации их усугубляется тем, что длина канала составляет 7000 мм при относительно небольшом его диаметре, и при этом должна быть обеспечена машинная перегрузка кассет как на остановленном, так и на работающем реакторе. Напряженные условия работы ТВС в реакторах РБМК предопределили необходимость проведения большого комплекса предреакторных и реакторных испытаний. Основные параметры, характеризующие условия работы ТВС

В активной зоне реактора РБМК-1000 находится 1693 канала с ТВС, а в РБМК-1500 - 1661 канал. ТВС в процессе эксплуатации в реакторе неподвижны. Регулирование ядерной реакции, поддержания заданной мощности реактора, переход с одного уровня мощности на другой и остановка реактора осуществляются вертикальным перемещением органов регулирование системы управления и защиты в активной зоне.

В реакторах РБМК-1000 и РБМК-1500 применяется два типа ТВС: ТВС рабочая и ТВС рабочая под гамма камеру. ТВС разных типов имеют некоторые конструктивные отличия.

Конструкция ТВС РБМК-1000 и РБМК-1500 с выгорающим поглотителем, и с дистанционирующими решетками из циркониевых сплавов имеет геометрическую стабильность при выгораниях 30 -35 МВт сут/кг урана, обеспечивает высокую безопасность и хорошие экономические показатели активных зон реакторов РБМК. В ТВС РБМК-1000, как правило, используется регенерированное топливо.

В состав ТВС входят два пучка ТВЭЛов, два хвостовика, стержень центральный со штангой (для ТВС рабочей) или труба несущая с центральной полостью для расположения датчиков (для ТВС рабочей под гамма камеру), крепежные и фиксирующие детали.

В ТВС верхний пучок ТВЭЛов соединяется с нижним с помощью стержня центрального со штангой или трубы несущей и крепежных деталей. Общая длина ТВС РБМК составляет 10 м с топливной частью 7 м, в сечении ТВС имеет форму круга диаметром 79 мм, масса ТВС около 185 кг. ТВС РБМК - безчехловая ТВС.

Пучок ТВЭЛов состоит из 18 ТВЭЛов, каркаса с дистанционирующими решетками и 18 обжимных колец, предназначенных для крепления ТВЭЛов в концевой решетке ТВС.

ТВЭЛы - главные функциональные элементы ТВС, одним концом крепятся к концевой решетке, другой конец остается свободным. ТВЭЛы конструктивно представляют собой трубки из сплава циркония, заполненные таблетками спеченного диоксида урана с оксидом эрбия, герметизированные заглушками посредством сварки. Применение ТВЭЛов с оксидом эрбия, интегрированным в топливо, позволило улучшить энергораспределение по реактору, повысить безопасность и технико-экономические характеристики активных зон реакторов РБМК.

Составные части ТВС РБМК-1500 те же, что и ТВС РБМК-1000. Отличие состоит в том, что с целью турбулизации потока теплоносителя и интенсификации теплосъема с ТВЭЛов на верхнем пучке ТВЭЛов дополнительно установлены 18 решеток интенсификаторов теплообмена.

7.3 PWR (Pressurized Water Reactor). Российский аналог (ВВЭР).

PWR - реактор корпусного типа, работающий под высоким давлением водного теплоносителя, некипящий, двухконтурный. PWR самый распространенный тип реактора в мире.

Реактор PWR состоит из корпуса толщиной 150 мм. с внутренним диаметром 5 м, снабженного четырьмя подводящими и четырьмя отводящими патрубками, расположенными в верхней части корпуса на одном уровне. Диаметр патрубков и трубопроводов первого контура 750 мм. Внутренняя поверхность всего первого контура, включая съемную сферическую крышку, плакирована слоем аустенитной нержавеющей стали.

Активная зона набрана из квадратных ТВС, содержащих пучок стержневых ТВЭЛов с диоксидом обогащенного урана. ТВС бесчехловая, она включает в себя наряду с пучком ТВЭЛов и подвижные поглощающие элементы (ПЭЛ).

Перегрузка топлива в реакторах PWR, как и в реакторах ВВЭР, осуществляется при полном сбросе нагрузки и со съемом крышки. Загрузка топлива при каждой частичной перегрузке ведется ТВС с обогащением урана 3,4% в периферийную область активной зоны. Выгрузка отработавших свой ресурс ТВС осуществляется из центральной зоны.

Теплоноситель первого контура находится под давление 150 атм. Температура на выходе из активной зоны реактора 315 ° C, на входе около 275 ° C. Теплоносителя прокачивается вокруг первичного контура мощными насосами, которые могут потреблять до 6 МВт каждая.

Разогретый теплоноситель первого контура поступает в парогенератор, где тепло передается к нижней среднее давление охлаждающей жидкости, которая испаряется с давлением пара. Передача тепла осуществляется через парогенератор, без смешения двух жидкостей, что является желательным, поскольку главная теплоносителя может стать радиоактивными.

Реакторы PWR имеют отрицательный температурный коэффициент реактивности, поэтому в случае аварии и превышения критичности реактора, снижение мощности реактора происходит автоматически.

В СУЗ для поддержания критичности реактора кроме раствора бора и поглощающих стержней используют возможности управления мощностью с помощью контроля отвода тепла. Увеличение температуры в петле первого контура приводит к уменьшению мощности и наоборот. При незапланированном росте мощности оператор может добавить борную кислоту или уменьшить мощность насоса для повышения температуры теплоносителя первого контура.

Преимущества:

• отрицательный мощностный коэффициент реактивности.
• низкая стоимость теплоносителя и замедлителя.
• теплоноситель второго контура не загрязняется РАО.

Недостатки:

• Повышенные требования к прочности корпуса, и конструктивных материалов в связи с высоким давлением в нутрии первого контура.
• Высокая стоимость парогенератора.
• Пароциркониевая реакция с выделением водорода.

Примечание: Самая крупная авария после аварии на ЧАЭС 1986 года (уровень 7 INES), произошла с реактором PWR в 1979 году на АЭС «Три-Майл Айленд» США (уровень 5 INES).

Вторая жизнь реакторов канального типа

В следующем году исполнится 70 лет с момента пуска первой реакторной установки канального направления. Почему сегодня технологии отказано в развитии и кто с этим не согласен? Объясняет и отвечает главный конструктор энергетических канальных реакторных установок, директор отделения АО «НИКИЭТ» Алексей Слободчиков.

Для начала несколько слов об истории канальных реакторов. Их появление было тесно связано с зарождением самой атомной отрасли, как военно-промышленного комплекса, так и энергетического.

Первый канальный реактор был запущен 19 июня 1948 года в Челябинской области. Разработкой промышленного реактора А занимался главный конструктор Николай Антонович Доллежаль, а руководил научным проектом Игорь Васильевич Курчатов. Безусловно, основным предназначением реактора была наработка оружейного плутония, и первый этап развития канального направления реакторостроения неразрывно связан именно с оборонной тематикой.

Первые реакторы были сугубо утилитарными. В их основе - проточная схема и отсутствие замкнутого контура. В процессе отработки эксплуатационных решений появилась возможность перейти к использованию реактора в классическом промышленном понимании - как части энергетического комплекса. Первым реализовал эту задачу реактор Сибирской атомной станции, построенный в 1958 году. В тот период начали открываться перспективы использования ядерной энергии в мирных целях.

Первая АЭС с канальным уран-графитовым реактором была построена в Обнинске. Реактор АМ по энергетическим меркам обладал невысокой мощностью - всего 5 МВт. Но тем не менее его создание, проектирование и эксплуатация (во многом в исследовательском режиме) позволили решить вопросы, связанные с изучением материалов и их поведения при выработке ядерным реактором электроэнергии.

Точка отсчета
После ввода АЭС в Обнинске следующий этап - Белоярская станция. Этот проект стал смелым не только для своего времени, но и вообще для реакторостроения. На Белоярской АЭС была реализована технология ядерного перегрева пара, что позволило существенно повысить КПД энергоустановки и приблизиться к тем показателям, которые характерны для электростанций с органическим топливом. После этого, на рубеже 1960–1970-х годов появилась возможность вплотную приступить к разработке и строительству реактора РБМК‑1000.

Пуск реактора РБМК‑1000 стал точкой отсчета для крупномасштабного применения атомной энергии в народном хозяйстве. Это был первый блок-миллионник, который достаточно долго оставался единственным с такой мощностью.

Первый энергоблок с реакторами РБМК был запущен в декабре 1973 года на Ленинградской атомной станции. Затем, на протяжении 1970–1980-х годов, последовательно были введены в строй 17 энергоблоков с реакторами РБМК.

Сегодня в России эксплуатируются 11 таких энергоблоков на площадках Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. Четыре энергоблока были построены на Украине, и еще два - на территории Литовской ССР. Мощность последних была увеличена в 1,5 раза - до 1500 МВт (номинальная электрическая мощность). Эти энергоблоки были самыми мощными в то время, и в обозримой перспективе для российской атомной отрасли они пока остаются пределом по мощности отдельного энергоблока.

Биография

Алексей Владимирович СЛОБОДЧИКОВ
родился в 1972 году. Окончил МГТУ им. Н. Э. Баумана по специальности «Ядерные энергетические установки».

С 1995 года работает в АО «НИКИЭТ». Сейчас занимает должность главного конструктора энергетических канальных реакторных установок, директора отделения.

За вклад в работу по восстановлению ресурсных характеристик реакторов РБМК А. Слободчиков в составе авторского коллектива удостоен Премии Правительства Российской Федерации. Создание и промышленное внедрение этой уникальной технологии, разработанной НИКИЭТом совместно с ведущими предприятиями отрасли, российской науки и промышленности, позволяют сохранить АЭС с такими реакторами в единой энергосистеме России до ввода замещающих мощностей.

О настоящем, прошлом и будущем РБМК
Если говорить о доле в энергобалансе реакторов РБМК, то эта цифра в зависимости от года колеблется в районе 39–41%. Пока продолжают эксплуатироваться только блоки, построенные в 1970–1980-х годах. Первый из них был пущен в 1973 году, а самый молодой - третий блок Смоленской станции - в 1990 году. С учетом опыта эксплуатации уран-графитовых реакторов, еще на этапе проектирования был определен срок службы РБМК - 30 лет.

Здесь стоит сделать маленькую ремарку. История развития всего канального направления - если говорить конкретно о реакторах РБМК - это процесс его совершенствования и модернизации в соответствии с последним словом техники на определенный момент. Например, нельзя сравнить техническое состояние реактора 1973 года (такого, как на Ленинградской АЭС) с тем, что мы имеем сегодня. За 40 с лишним лет произошли значительные изменения в системах управления, безопасности, непосредственно в топливном цикле и физике активной зоны.

Черной страницей в истории развития как канального, так и вообще мирового реакторостроения стала чернобыльская авария. Но после нее были сделаны соответствующие выводы. Сейчас реактор РБМК называют «реактором чернобыльского типа», но это не совсем корректное определение. Сравнивать то, что было, с тем, что мы имеем сегодня, нельзя. Непрерывный процесс модернизации, о котором я говорил, позволил поставить на рубеже 1990–2000-х годов вопрос о продлении срока службы реакторов до 45 лет. Таким образом, продленный срок службы первого блока ЛАЭС завершится в 2018 году, а эксплуатация третьего блока Смоленской станции закончится в 2035 году.

О графитовых элементах и прогнозировании искривлений
Существуют разные виды канальных реакторов. Например, в Канаде основу атомной энергетики составляют реакторы CANDU с тяжелой водой. В нашей стране эксплуатируются только уран-графитовые канальные реакторы. Графит - это нетривиальный материал, он не похож по своим свойствам на сталь или бетон. Изучение графита как элемента активной зоны началось с первого дня эксплуатации промышленных аппаратов.

Уже тогда было понятно, что под влиянием высокой температуры и высокоэнергетических потоков этот материал подвержен деградации. При этом изменения физико-механических свойств графита, его геометрии отражаются на состоянии активной зоны в целом. Изучением этого вопроса подробно занимались не только советские ученые. Изменения состояний графита интересовали также наших американских коллег.

Одна из основных проблем - изменение геометрии графитовых элементов. Активная зона реактора РБМК состоит из графитовых колонн. Каждая колонна имеет высоту 8 метров и состоит из 14 графитовых блоков - параллелепипедов высотой 600 мм и сечением 250×250 мм. Всего таких колонн 2,5 тыс.

Сама же активная зона имеет высоту 7 метров, длина тепловыделяющей сборки, которая находится в ней, - также 7 метров, а общая длина топливного модуля - 16 метров.

Нужно понимать, что активная зона представляет собой единое целое, поэтому изменения одного элемента по цепочке - кумулятивным эффектом - передаются сначала на близлежащие области, а впоследствии могут охватить всю геометрию активной зоны. Один из самых негативных факторов изменений графитовых блоков - искривление колонн и, как следствие, прогибы топливных каналов и каналов СУЗ.

При монтаже все колонны, разумеется, вертикальны, но в процессе эксплуатации эта вертикальность теряется. Если снова обратиться к истории, то можно увидеть, что для промышленных аппаратов и первых уран-графитовых реакторов этот процесс начался в первые годы эксплуатации. Тогда же были поняты механизмы этого явления. При разработке реактора РБМК часть процессов удалось предотвратить конструкторскими решениями.

Полностью избавиться от изменений невозможно. Прогнозировать их появление сложно. При 45-летнем сроке службы реактора предполагалось, что процесс изменений войдет в активную фазу на рубеже 43–44-го годов. Но получилось, что с проблемой мы столкнулись на рубеже 40-го года эксплуатации. То есть погрешность прогнозирования составила порядка трех лет.

В 2011 году на первом энергоблоке Ленинградской станции были зафиксированы изменения геометрии: искривление технологических каналов (в них устанавливается ядерное топливо - тепловыделяющие сборки), каналов стержней управления и защиты. Я хотел бы обратить ваше внимание на то, что эксплуатация РБМК предполагает постоянный контроль параметров, определяющих безопасность. С помощью ультразвукового контроля ведется наблюдение за диаметром каналов и искривлением, целостностью, взаимным состоянием элементов, которые определяют работоспособность при различных (как номинальных, так и переходных) режимах. Когда при плановом контроле было обнаружено начало процесса изменений, стало понятно: раз процесс начался, то его скорость будет достаточно высока; эксплуатация реакторной установки в таких условиях требует дополнительных решений.

Основные показатели реакторов РБМК

Поиск правильных решений
При искривлении технологических каналов и каналов СУЗ в первую очередь необходимо обеспечить безоговорочную работоспособность исполнительных механизмов систем управления и защиты, а также тепловыделяющих сборок в условиях изменяющейся геометрии.

Также требуется подтвердить способность технологических каналов, работающих в условиях прогиба, сохранять прочностные свойства. На первом блоке Ленинградской станции количество технологических каналов - 1693, и ни один из них при эксплуатации в условиях искривления не находится в зоне риска с точки зрения его работоспособности.

Еще один важный момент: должны быть обеспечены все технологические операции, связанные с загрузкой и выгрузкой тепловыделяющих сборок. Отличительная черта, она же преимущество, реактора РБМК - возможность его эксплуатации в условиях непрерывных перегрузок. Конструкция позволяет проводить перегрузку при эксплуатации непосредственно на мощности. Это обеспечивает гибкий топливный цикл, формирует активную зону и увеличивает выгорание. Собственно, это и определяет экономику: реактор не работает кампаниями, он работает в режиме постоянных перегрузок.

В 2011 году на Ленинградской станции был выполнен ряд работ, подтвердивших работоспособность элементов реакторной установки в условиях прогиба до 100 мм. После этого первый энергоблок ЛАЭС на короткое время ввели в эксплуатацию под усиленным контролем параметров. Спустя семь месяцев его повторно остановили для расширенного контроля геометрии: было зафиксировано развитие процесса, связанного с изменением формы графитовой кладки. Тогда стало ясно, что дальнейшая работа реактора невозможна. В мае 2012 года первый энергоблок Ленинградской станции остановили.

Одновременно начало изменений было зафиксировано на втором энергоблоке ЛАЭС и на втором энергоблоке Курской атомной станции. Выявленные прогибы говорили о том, что процесс приближается к активной фазе.

Требовалось решение, применимое для всех энергоблоков Ленинградской, Курской и Смоленской атомных станций с реакторами РБМК. Рассматривалось несколько путей. Можно было использовать пассивный метод управления искривлениями, но стало очевидно, что процессы деградации графита и, как следствие, формоизменения связаны с уровнем повреждающих факторов. В первую очередь, с температурой и потоком быстрых нейтронов.

Соответственно, пассивные методы управления этим процессом могли быть таковы: радикальное, до 50%, снижение мощности энергоблоков, для того чтобы появился значимый эффект; или их эксплуатация в сезонном режиме. То есть четыре месяца блок эксплуатируется, потом несколько месяцев стоит. Но эти методы подходили только для тех реакторов, где процесс изменений не зашел далеко.

Второе направление - активное, как тогда мы его называли, - это разработка и внедрение ремонтных технологий. Их периодическое применение позволило бы эксплуатировать реакторную установку дольше.

Почему вообще зашла речь о возможности ремонта? Отвечая на этот вопрос, нужно вернуться к опыту промышленных аппаратов, так как для них проблема формоизменения существовала многие десятилетия. Значительные прогибы каналов были зафиксированы в реакторе Сибирской атомной электростанции ЭИ‑2. Если для реактора РБМК прогиб составлял 100 мм, то прогибы технологических каналов в реакторе ЭИ‑2 достигали 400 мм.

С помощью различных технологических приемов на примере промышленных аппаратов была показана возможность частичного ремонта графитовой кладки. Даже сам опыт реактора РБМК говорил о том, что графитовая кладка - элемент сложный, большой, но в какой-то мере ремонтопригодный. На каждом энергоблоке с РБМК проводились замены технологических каналов - это, в числе прочего, связано с воздействием на графитовую кладку.

Большой опыт, накопленный в проектных институтах и непосредственно на станциях в области ремонта в активной зоне, позволил создать и реализовать новые технологии ремонта.

Анализ технологических приемов, использовавшихся на промышленных аппаратах, показал, что для реактора РБМК их применение невозможно по разным причинам. Часть операций неэффективны в условиях РБМК; другие невозможны с точки зрения конструктивных особенностей. Инженеры и конструкторы стали искать новые решения. Требовалась технология, которая позволила бы воздействовать непосредственно на причину формоизменения и изменения геометрии отдельного графитового блока, то есть уменьшала бы его поперечный размер.

Масштаб проблемы предполагал последовательное выведение реакторов РБМК из эксплуатации. В 2012 году - первого, в 2013 году - второго блока Ленинградской станции; в 2012 году - второго блока Курской станции; в течение 2012–2014 годов должна была быть выведена половина реакторов РБМК - 20–25% всей атомной генерации России!

Большинство специалистов понимали, что методы, применимые для промышленных аппаратов, не дадут нужного эффекта в случае с реакторами в силу различных особенностей.

Выручка АЭС с РБМК по годам

Накопленная выручка АЭС с РБМК (2014–2035 гг.)

Определяющее решение
Наконец в июне 2012 года появилось интересное техническое предложение. А спустя месяц, в июле, на Ленинградской АЭС прошло совещание под руководством Сергея Владиленовича Кириенко, в результате которого было принято решение о разработке и внедрении проекта ремонтной программы.

На тот момент гарантий успеха никто дать не мог. Предложенный технологический прием был сложен; в первую очередь, это было связано с тем, что все работы должны были выполняться робототехническими комплексами на глубине порядка 18 метров, в отверстии диаметром 113 мм. Плюс производился ремонт не одной конкретной колонны, а всего реактора.

Работы на первом энергоблоке Ленинградской станции начались в первой декаде января 2013 года.

Получается, что за полгода был продуман весь комплекс операций. Это была напряженная и многофакторная работа, в которой были задействованы три альтернативных разработчика технического комплекса: АО «НИКИМТ-Атомстрой» и две организации вне контура Росатома.

Разработка технических средств стала началом решения проблемы. Параллельно проводился целый комплекс расчетных, научных, экспериментальных работ по подтверждению и изучению возможностей эксплуатации всех элементов активной зоны в условиях искривления, в сочетании с воздействием ремонтной технологии.

Прежде чем выйти на реакторную установку, даже для опытной эксплуатации разрабатываемых устройств, требовалось проведение широкомасштабных испытаний технологии. Безусловно, приоритетным принципом был «не навреди», потому что любое действие было необратимо. Поэтому необходимо было выверить каждый шаг еще на стадии разработки как технологии, так и оснастки.

В научно-исследовательском институте ЭНИЦ, в Электрогорске, на стенде, созданном ранее для других испытаний, прошли полномасштабные испытания оснастки как для резки графитовых колонн, так и для силового воздействия на элементы графитовой кладки. Особое внимание уделялось вопросам обеспечения радиационной безопасности. При проведении любых механических операций по удалению графита (являющегося радиоактивным материалом) нужно учитывать, что он не должен контактировать с окружающей средой.

Все это досконально проверялось в условиях стендовой базы. Еще раз подчеркну: опыта таких работ у нас не было, поэтому все подготовительные процессы велись постепенно. Все технические материалы проходили тщательную экспертизу в Ростехнадзоре. При необходимости проводилась корректировка, вносились дополнения. Только после всех этих процедур мы получили разрешение и начали работы на Ленинградской станции. Они проводились в несколько этапов: первые девять ячеек, один ряд, потом - три ряда, пять рядов, и лишь после этого было принято решение об эффективности технологии и возможности ее применения для всего аппарата.

Технология, как она есть
Первопричина формоизменения графитовой кладки - изменение геометрии графитового блока. После длительной эксплуатации графит переходит в так называемую стадию «распухания»: его слои, наиболее подверженные воздействию температуры и флюенса, увеличивают плотность. А внешние слои графитового блока продолжают усадку. Возникает внутреннее напряжение, приводящее к образованию трещин.

Ширина вертикальной трещины в графитовом блоке со временем увеличивается. Таким образом, геометрические размеры графитового блока, первоначально составлявшие 250×250 мм, увеличиваются до 255×257 мм. Поскольку в кладке тысячи контактирующих между собой графитовых блоков, то возникновение большого количества трещин в них и увеличение их геометрических размеров приводят к тому, что они начинают расталкивать друг друга и постепенно перемещаются от центра к периферии, определяя изменения геометрии.

Появление искривлений также связано с нейтронным потоком, который выглядит как полка со спадом на периферии. Собственно, вся эта полка ведет себя одинаково. В одном ряду находятся 24 графитовых блока, и каждый отталкивает соседа: допустим, первый блок толкнул на 2 мм, следующий - еще на 2, все это суммируется, и в результате получаются достаточно высокие стрелы прогиба на периферии.

Механика этого процесса была подтверждена при измерениях первого энергоблока Ленинградской станции, что и позволило разработать технологию ремонта. Расталкивание, связанное с образованием трещин, и увеличение геометрии - это первопричины формоизменения всей графитовой кладки. Отсюда вывод: в качестве купирующей меры необходимо уменьшить поперечные размеры графитового блока.

Вся технология строится на том, что если негативный фактор - это увеличение размера, то позитивным будет его уменьшение. Такая технология включает, если не останавливаться на промежуточных стадиях, три операции для одной ячейки, которые на первый взгляд выглядят достаточно просто. Первая: с помощью режущего инструмента производится вертикальная резка графитовых блоков. Ширина реза последовательно меняется от 12 до 36 мм - графитовый блок режется с двух сторон, в процессе удаляется «излишек». Вторая операция - сближение разрезанных графитовых блоков, которые подверглись механической обработке. Третья операция - восстановление отверстия.

Для восстановления геометрии реактора в целом разрабатывается схема, учитывающая влияние ячеек, находящихся на периферии, на центр, и наоборот. Это взаимовлияние -определяющий фактор при выборе схемы ремонта, которая в свою очередь влияет на объем работ. Так, для первого блока Ленинградской станции объем ремонта в 2013 году составил 300 ячеек из общего количества - 1693.

Основные принципы технологии ремонта

Для ремонта выбираются схема и геометрическое положение тех ячеек, которые уменьшат общее искривление, что позволит эксплуатировать реактор дальше.

Наряду с проработкой технологии ремонта и ее внедрением выполняется целый научно-технический и расчетный комплекс мероприятий по подтверждению возможности эксплуатации всех элементов реакторной установки после выполнения работ и в условиях продолжающегося формоизменения.

В работах по обоснованию возможности эксплуатации реакторной установки после ремонта участвовали многие предприятия отрасли: НИКИЭТ, ВНИИАЭС, ВНИИЭФ, ОКБМ им. И. И. Африкантова, ЭНИЦ, НИКИМТ.

Общую координацию проводил НИКИЭТ. Он также выполнял функции генподрядчика в сфере разработки, обоснования и выполнения ремонта энергоблока Ленинградской атомной станции.

Общая задача
При таком большом количестве участников процесса не возникало проблем во взаимодействии между ними. Работа на Ленинградской атомной станции стала одним из ярких примеров общего дела, достижения результата, сформулированного следующим образом: разработать и внедрить технологию, выполнить ремонт и обосновать возможность дальнейшей эксплуатации, определить оптимальные условия. При выполнении всех операций также учитывались дальнейшая деградация графита и последующие формоизменения.

Пуск первого блока Ленинградской станции состоялся в ноябре 2013 года. Между моментом принятия решения и пуском энергоблока прошло чуть больше года. В результате мы разработали техническое решение, позволяющее восстанавливать работоспособность графитовой кладки и продлевать срок службы реактора путем повторного проведения аналогичной операции.

Еще одна особенность процедуры восстановления ресурсных характеристик (именно так называется такой ремонт) состоит в том, что невозможно с помощью этой операции сделать из реактора новый. То есть процесс формоизменения будет продолжаться: режется ограниченное количество ячеек, при этом остаются ячейки, которые ремонту не подвергаются, поэтому процесс формоизменения и, соответственно, искривления будет продолжаться. Его скорость фиксируется посредством последовательного контроля.

Методология подразумевает следующее: при контролируемом процессе, его численном прогнозировании определяются время ремонта, периодичность его выполнения и межремонтные интервалы эксплуатации. Безусловно, этот процесс должен циклически повторяться. На сегодня восстановление ресурсных характеристик графитовых кладок выполнено на двух энергоблоках Ленинградской станции: первом и втором - и на первой очереди Курской станции (также первый и второй энергоблоки).

С 2013 по 2017 год технология значительно модернизировалась. Например, сокращено время выполнения работ, оптимизированы технологические операции, существенно сокращена стоимость - практически кратно, по сравнению с энергоблоками Ленинградской АЭС. Можно говорить о том, что технология внедрена в промышленную эксплуатацию.

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.

В нашей стране разработаны и успешно эксплуатируются три типа энергетических реакторов:

канальный водографитовый реактор РБМК–1000 (РБМК–1500);

корпусной реактор с водой под давлением ВВЭР–1000 (ВВЭР–440);

реактор на быстрых нейтронах БН–600.

В других странах разработаны и эксплуатируются следующие типы энергетических реакторов:

корпусной реактор с водой под давлением PWR;

корпусной реактор с кипящей водой BWR;

канальный тяжеловодный реактор CANDU;

газо-графитовый корпусной реактор AGR.

Количество твэлов, загружаемых в активную зону реактора достигает 50 000 штук. Для удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и организации охлаждения твэлы всех энергетических реакторов объединены в тепловыделяющие сборки - ТВС. Для надежного охлаждения твэлы в ТВС отделены друг от друга дистанционирующими элементами.

Твэл и твс реакторов рбмк–1000 и рбмк–1500

В активной зоне реакторов РБМК–1000 и РБМК–1500 с шагом квадратной решетки 250 мм расположены 1693 и 1661 технологических канала. В несущей трубе каждого канала располага­ются ТВС. К канальной трубе Ф 80x4 мм из сплаваZr+ 2,5 %Nbв ре-кристаллизованном состоянии диффузионной сваркой с двух сторон крепятся наконечники из стали ОХ18Н10Т, позволяющие плотно подключить каждый канал к коллектору теплоносителя.

Такая конструкция канала позволяет с помощью перегрузочной машины легко осу­ществлять загрузку и перегрузку ТВС, в том числе на работающем реакторе. В канал реактора РБМК-1000 загружается кассе­та, состоящая из двух отдельных ТВС, расположенных одна над другой, связанных в единое целое полым несущим стержнем из сплава Zr+ 2,5 % Nb(ф 15x1,25 мм). 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.

Рис.1. ТВС реактора РБМК–1000

Каждая верхняя и нижняя ТВС (рис.1) образованы параллельным пучком стержневых твэлов из 18 штук, расположенных 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. 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 быть возбуждены вибрацией конструкции под действием турбулентного потока теплоносителя. Таким путем исключается возникновение фреттинг-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) жестко крепится к осевой половине несущего стержня.

Общий вид твэла представлен на рис.2. Общая длина твэла составляет 3644мм, длина топливного сердечника - 3430 мм.

Материал оболоч­ки и концевых деталей твэлов является сплав Zr+1%Nbв рекристаллизованном состоянии. Диа­метр оболочек 13,6 мм, толщина стенки 0,9мм. Топливом являются таблетки из спеченной двуокиси урана с высотой близкой к их диаметру, имеющие лунки на торцах.

Средняя масса топливного столба составляет 3590 г при минимальной плотности 10,4 г/см 3 .

Разброс диаметрального зазора таблетка - оболочка составляет 0,18-0,36мм. В оболочке топливные таблетки сжаты витой пружиной, расположенной в газосборнике, снижающем давление газообразных продуктов делении. Отношение свободного объема под оболочкой к общему объему при средних геометрических параметрах составляет 0,09.

Рис.2. Твэл реактора РБМК: 1 - заглушка, 2 - топливная таблетка, 3 - оболочка, 4 - пружина, 5 - втулка, 6 - наконечник