Acasă Incalzire calorifere Dimensiuni Rbmk 1000. Reactor cu canal de mare putere

Dimensiuni Rbmk 1000. Reactor cu canal de mare putere

Fiind pasionat de industrie atat din punct de vedere istoric cat si estetic, este greu sa nu fii atent la centralele nucleare. Ei bine, interesat de studiul abandonaților instalații industriale, este aproape imposibil să nu visezi să vizitezi o centrală nucleară abandonată.

Industria energiei nucleare este destul de tânără și, prin urmare, este destul de greu, dacă nu imposibil, să găsești o centrală nucleară cu adevărat abandonată, șederea la care să nu fie periculoasă din punct de vedere al riscului de captare a radiațiilor. Prin urmare, esteții se pot mulțumi doar cu moștenirea anilor 1990 sub forma unor centrale nucleare neterminate, ale căror șantiere abandonate sunt împrăștiate pe întinderile fostei URSS. Din fericire, informațiile despre unitățile de putere care nu au fost puse în funcțiune din cauza încetării construcției sunt deschise publicului larg, până la coordonate și informații despre stadiul de pregătire.

În recenzia de astăzi vă voi arăta doar unul dintre aceste proiecte de construcție nucleară oprite. Un fel de Cernobîl sigur.

Noaptea este prietena noastră.
Întunericul vă permite să observați lucruri la care nu le-ați acorda atenție în timpul zilei.
Luna plină pare să ofere ocazia de a vedea în acest întuneric.
Ei bine, o noapte caldă de vară vă oferă ocazia să vă pregătiți pentru o plimbare înainte de zori, urmărind de pe cel mai apropiat acoperiș obiectul de interes - șantierul imens și mort al unei centrale nucleare.

A fost nevoie de mulți ani pentru ca continuarea construcției înghețate să fie considerată nepotrivită, iar centrala nucleară neterminată s-a transformat într-un abandon cu drepturi depline. Macara uriașă ruginită KP-640, similară cu cea folosită la centrala nucleară de la Cernobîl, a dispărut din păcate...

După ce așteptăm zorii, intrăm într-o zonă plină de tufișuri și ocolim gara, trecând pe lângă transformatoare uriașe de mărimea unui vagon.

Găsim o ușă goală și ne găsim în interiorul clădirii neterminate. Din fereastră vedem o centrală nucleară în funcțiune - bine păzită și inaccesibilă.

Etapa de pregătire a acestei unități de putere, conform informațiilor din rețea, este destul de ridicată - camerele reactorului și turbinelor sunt aproape gata. Totuși, totul este un labirint nesfârșit de pardoseli de beton, scări și încăperi goale, cu urme frecvente ale creativității constructorilor.

Ușile ermetice de securitate adaugă varietate betonului nesfârșit - sunt sute! Și cel mai mult marimi diferite, grosime si modele

Prima noastră sarcină este să vizităm acoperișul gării - un loc grozav pentru a vedea răsăritul soarelui

Soarele nuanțează coridoarele prin roșu nuclear

Și iată-ne pe acoperiș.
În fața noastră este o țeavă - exact aceeași cu cea care se ridica deasupra centralei nucleare din Pripyat. Acea conductă de la Cernobîl a fost tăiată pentru că... a interferat cu împingerea unui nou sarcofag... Dar acesta nu deranjează pe nimeni :) Ar fi grozav să-l urcăm, dar decidem să lăsăm această aventură pentru adepți, pentru că... Nu doriți să fiți observat din timp de paznicul șantierului.

Aproape toată lumea a văzut o fotografie a acestei țevi din exterior, dar puțini s-au uitat dedesubt din interior. Cam așa este - un arbore uriaș de ventilație al unității de alimentare.

Ar fi logic să presupunem că conducta se ridică clar deasupra reactorului, dar nu. Deoarece funcția sa este comună pentru două unități de putere, se află clar între ele, iar direct dedesubt are o platformă din beton pentru podeaua tehnică

Acoperișul gării este doar unul dintre cele trei obiective ale acestei plimbări.
Acum, sarcina noastră este să găsim în acest labirint de beton căi de a intra în camerele mașinilor și reactorului.
S-a dovedit a fi dificil...

Una dintre hale, asemănătoare ca mărime cu un atelier de fabrică

Găuri extinse în podea, câteva nișe și deschideri de trecere până la nivelul cel mai de jos... Dar trecerea către componentele cheie ale stației nu se găsește.

Trecând din etaj în etaj, din cameră în cameră, ne-am apropiat din ce în ce mai mult de înțelegerea că mergeam în cerc.

Nu, toate acestea sunt, desigur, foarte impresionante - ventilatoare uriașe de dimensiunea unei locomotive diesel, tavane înalte, holuri largi și multe uși frumoase de securitate

Aici, de exemplu, am dat peste un analog al FVU în adăposturi - o unitate de filtru și ventilație. Dezasamblat...

Și aproape întreg :)

Sistemele de ventilație de la centralele nucleare merită cu siguranță o atenție specială - sunt multe dintre ele, sunt uriașe și se găsesc peste tot

Unități care seamănă cu uriașe aparate de aer condiționat

Plămânii puternici și cu mai multe etaje ai acestui gigant

Toate acestea sunt grozave, desigur, dar iar și iar ne întoarcem de unde am început.

Ne hotărâm să începem căutarea din nou și să ne uităm din nou afară. Soarele a răsărit deja și strălucește, deși ziua abia a început. Din exteriorul clădirii devine clar unde totul este relativ unul față de celălalt, unde suntem și unde trebuie să mergem.

Există multe intrări și ieșiri; prin ele puteți ajunge în diferite părți ale acestui complex nuclear, care sunt conectate între ele prin diferite scări și pasaje.

Unele dintre scări sunt foarte înguste și de-a dreptul înfricoșătoare, senzația de a fi la un șantier este 100%

Uși-uși-uși - uriașe, diferite, foarte cool.

Chiar și cei atât de puternici

Găsim mai multe hale mari cu echipamente de înaltă presiune

Logica și cunoștințele superficiale ale structurii centralelor nucleare sugerează că ar trebui să existe o cameră cu turbine undeva în apropiere

Și așa, în jurul următoarei viraj, spațiul imens al sălii mașinilor se deschide ochilor noștri! El este frumos

Făcându-ne timp să coborâm, mergem de-a lungul alei și grinzilor de lângă tavan, aflând dacă există viață în acest paradis industrial

În cele din urmă, observăm semne ale prezenței unui paznic și decidem că nu merită riscul de a merge la el - la urma urmei, încă nu am găsit reactorul.

Revenim la partea de degradare a betonului și, în final, la un etaj găsim o diagramă de amplasare și configurația localului în raport cu reactorul, ținând cont de cotă. Descoperire utilă!

Multe devin imediat clare, iar căutarea încetează să mai fie o rătăcire fără sens de la decădere în decădere

În loc de camere goale, încep să apară încăperi de genul acesta cu echipament

Lanternele trebuiau să apară aici, dar nu au avut timp să le livreze la gară. Acestea sunt probabil niște tuburi murdare pentru apă murdară :)

Judecând după numărul tuturor acestor tuburi și canale, suntem deja undeva foarte aproape de obiectiv

Oțelul inoxidabil strălucește în lanternă și arată impresionant, dar nu suficient de cool pentru a ne satisface interesul

Sute de tuburi se îndoaie și le cheamă, dar uneori se termină brusc

În jurul virajului următor ne găsim într-o sală mare cu țevi complet diferite - mari și verzi. Pe perete observăm un alt salut din partea constructorilor - o pisică desenată(?)

Această cameră are mai multe niveluri, iar totul în jur este verde!

Butoaie uriașe de separatoare, în spatele cărora există o tranziție către alte încăperi

Aici devine mai puțin spațioasă, dar vă puteți deplasa la înălțimea maximă

Înțelegem că ne plimbăm literalmente în jurul reactorului!

RBMK-1000 - reactor de mare putere canal, 1000 MW. Canalele sunt doar toate aceste conducte.

Coborând, ne aflăm într-o cameră în spatele unei uși foarte abrupte, în care funcționează un pistol termic.

Din păcate, de-a lungul ușii există țevi, ceea ce face imposibilă acoperirea și evaluarea acesteia din spate. Dar și din acest unghi este frumoasă!

În spatele ușii se află una dintre cele patru încăperi din jurul crucii - suportul vasului reactorului

Urcând din nou la etaj, vedem capacul reactorului, în care intră de sus canalele de intrare a ansamblurilor de combustibil.

Aici găsim o scară și mai sus, pe care ne hotărâm imediat să o folosim

Ridicându-ne prin capacul gros de protecție dintre reactor și sala reactorului, vedem cărămizi de pardoseală de plumb printr-o crăpătură. Ajunși în vârful scării, mișcăm trapa...

Și ne găsim în sala reactorului! Acesta este scopul nostru!
În mod surprinzător, lumina este aprinsă aici. Fără lumină ar fi greu de fotografiat

Am văzut fotografiile altor oameni de la excursii la o hală de reactor similară, dar funcțională - sunt sigur că impresiile sunt complet diferite :) Călcarea acestor cărămizi de plumb cu propriile tale picioare este ceva ce nu vei uita niciodată

Puteți urca mai sus în mai multe moduri - atât de-a lungul scărilor deschise, cât și în spatele unui perete

Arbore pentru echipament de ridicat

Există un lift, de asemenea cu uși sub presiune, dar nu am încercat să-l folosim :)

Podurile și pasajele vă permit să filmați sala reactorului din mai multe unghiuri.

Toate acestea sunt atât de interesante încât este imposibil de descris în cuvinte.

Din păcate, asamblarea celebrei mașini de descărcare și încărcare nu a fost finalizată - o unitate care vă permite să schimbați ansamblurile uzate fără a opri reactorul (principalul avantaj al RBMK față de VVER)

Dar te poți uita în adâncurile piscinei pentru răcirea tijelor uzate... La centralele nucleare care funcționează în această piscină există apă și faimoasa strălucire :)

În general, aici am încheiat cunoștințele noastre cu stația și am plecat. Am ieșit în siguranță și am plecat fericiți acasă.
Mulțumim pentru vizionare:)

RBMK este un reactor termic de putere cu un singur circuit, cu lichid de răcire cu apă clocotită în canale și alimentare directă cu abur saturat la turbine. Moderatorul este grafit. Sunt operate RBMK-uri cu capacități de 1000 și 1500 MW. Începând cu 2009, 12 unități de putere cu RBMK sunt în funcțiune la patru centrale nucleare.

Lichidul de răcire este furnizat separat fiecărui canal și este posibilă reglarea debitului de apă prin canal. Datorită particularităților fizicii reactorului, energia termică este eliberată neuniform în volum. Trecând prin canal, o parte din apă se evaporă, în canale cu putere maxima conținutul de vapori în masă la ieșire ajunge la 20%, conținutul mediu de vapori la ieșirea din reactor este de 14,5%.

Apa clocotită din reactor este trecută prin separatoare de abur. Apoi, abur saturat (temperatura 284 °C) sub o presiune de 65 atm este furnizat la două turbogeneratoare putere electrica 500 MW fiecare. Aburul de evacuare se condensează, după care pompe de circulatie apă este furnizată la intrarea în reactor. Două separatoare de abur ale centralei reactoare RBMK-1000 au un corp cilindric orizontal din oțel, lungime de 30 m și diametru de 2,3 m. Un amestec de abur-apă cu un conținut mediu de abur de aproximativ 15% (în greutate) este furnizat din lateral prin alimentare. conducte direct din canalele reactorului.

Putere termala reactor, MW
Puterea electrică a reactorului, MW
Încărcarea combustibilului în modul staționar, de ex.
Înălțimea miezului, m.
Diametrul miezului, m.	11,8.
Puterea specifică medie a combustibilului la 1 kg de uraniu, kW/kg	16,7
Temperatura medie a apei în miez, o C
Densitatea medie a apei din miez, g/cm3	0,516
Dimensiunea blocului de grafit, cm	25x25
Densitatea grafitului, g/cm3	1,65
Numărul de canale tehnologice
Diametrul orificiului blocului de grafit, cm.	11,4
Numărul de bare de combustibil în canalul de proces
Diametrul exterior al tijei de combustibil, cm	1,35
Grosimea carcasei din zirconiu a elementului de combustibil, mm..	0,9
Diametru pelete de combustibil, cm	1,15.
Densitatea UO2, g/cm3	10,5

Tab. 21 Principalele caracteristici ale nucleului RBMK-1000.

Unul dintre avantajele RBMK-urilor de canal față de VVER-urile de tip vas este capacitatea de a reîncărca combustibilul ars fără a opri reactorul. Combustibilul este încărcat în reactor folosind o mașină de încărcare și descărcare ( REM). Când canalul este supraîncărcat REM sigilat cu top parte canal, se creează aceeași presiune în el ca și în canal, ansamblul combustibil uzat este îndepărtat în REM și ansamblul combustibil proaspăt este instalat în canal.

La începutul funcționării reactoarelor RBMK-1000, s-a folosit combustibil cu o îmbogățire de 1,8%, dar ulterior s-a dovedit a fi recomandabil să treceți la combustibil cu o îmbogățire de 2%. În prezent, este în desfășurare o tranziție la combustibil cu o îmbogățire de 2,8%.

FA și barele de combustibil ale reactorului RBMK

Tijele de combustibil și ansamblurile de combustibil sunt supuse unor cerințe de înaltă fiabilitate pe toată durata de viață. Complexitatea implementării lor este agravată de faptul că lungimea canalului este de 7000 mm cu un diametru relativ mic și, în același timp, trebuie asigurată supraîncărcarea mașinii a casetelor atât la oprirea reactorului, cât și la oprirea reactorului. alergare. Condițiile intense de funcționare ale ansamblurilor de combustibil din reactoarele RBMK au predeterminat necesitatea efectuării unui complex mare de teste pre-reactor și reactor. Parametri principali care caracterizează condițiile de funcționare a ansamblurilor combustibile

În miezul reactorului RBMK-1000 există 1693 de canale cu ansambluri de combustibil, iar în RBMK-1500 există 1661 de canale. Ansamblurile de combustibil sunt staționare în timpul funcționării în reactor. Regulament reacție nucleară, menținerea unei puteri date a reactorului, trecerea de la un nivel de putere la altul și oprirea reactorului se efectuează prin mișcarea verticală a organelor de reglementare ale sistemului de control și protecție din miez.

Reactoarele RBMK-1000 și RBMK-1500 utilizează două tipuri de ansambluri de combustibil: ansambluri de combustibil de lucru și ansambluri de combustibil de lucru pentru camera gamma. TVS tipuri diferite au unele diferențe de design.

Designul ansamblurilor de combustibil RBMK-1000 și RBMK-1500 cu un absorbant ardebil și cu grile distanțiere din aliaje de zirconiu are stabilitate geometrică cu o ardere de 30 -35 MW zi/kg de uraniu, asigură o siguranță ridicată și o bună funcționare. indicatori economici zonele active ale reactoarelor RBMK. Ansamblurile de combustibil RBMK-1000, de regulă, folosesc combustibil regenerat.

Ansamblul de combustibil include două mănunchiuri de tije de combustibil, două tije, o tijă centrală cu o tijă (pentru un ansamblu de combustibil funcțional) sau o țeavă de transport cu o cavitate centrală pentru amplasarea senzorilor (pentru un ansamblu de combustibil funcțional pentru o cameră gamma) , piese de fixare si fixare.

Într-un ansamblu de combustibil, mănunchiul superior de tije de combustibil este conectat la cel inferior folosind o tijă centrală cu o tijă sau o țeavă de transport și elemente de fixare. Lungimea totală a ansamblului de combustibil RBMK este de 10 m cu o parte de combustibil de 7 m; în secțiune transversală, ansamblul de combustibil are forma unui cerc cu un diametru de 79 mm; masa ansamblului de combustibil este de aproximativ 185 kg. RBMK FA este un FA fără giulgi.

Pachetul de tije de combustibil este format din 18 tije de combustibil, un cadru cu grile de distanțiere și 18 inele de sertizare destinate prinderii tijelor de combustibil în grila de capăt a ansamblului combustibil.

Tijele de combustibil sunt principalele elemente funcționale ale unui ansamblu de combustibil; un capăt este atașat de grila de capăt, celălalt capăt rămâne liber. Barele de combustibil sunt tuburi structurale din aliaj de zirconiu, umplute cu pelete de dioxid de uraniu sinterizat cu oxid de erbiu, sigilate cu dopuri prin sudare. Utilizarea barelor de combustibil cu oxid de erbiu integrat în combustibil a făcut posibilă îmbunătățirea distribuției energiei în întregul reactor, creșterea siguranței și a caracteristicilor tehnice și economice ale miezurilor reactoarelor RBMK.

Componentele ansamblului de combustibil RBMK-1500 sunt aceleași cu ansamblul de combustibil RBMK-1000. Diferența este că, pentru a turbuliza fluxul de lichid de răcire și pentru a intensifica îndepărtarea căldurii de la barele de combustibil, 18 grile de intensificare a transferului de căldură sunt instalate suplimentar pe pachetul superior de bare de combustibil.

7.3 PWR (Reactor cu apă sub presiune). Analog rusesc (VVER).

PWR este un reactor de tip vas, care funcționează sub lichid de răcire cu apă de înaltă presiune, fără fierbere, cu dublu circuit. PWR este cel mai comun tip de reactor din lume.

Reactorul PWR este format dintr-o carcasă de 150 mm grosime. cu diametrul interior de 5 m, echipat cu patru conducte de admisie si patru de evacuare situate in partea superioara a corpului la acelasi nivel. Diametrul conductelor și conductelor circuitului primar este de 750 mm. Suprafața internă a întregului circuit primar, inclusiv capacul sferic detașabil, este placată cu un strat de oțel inoxidabil austenitic.

Miezul este compus din ansambluri de combustibil pătrate care conțin un mănunchi de bare de combustibil cu dioxid de uraniu îmbogățit. Ansamblul combustibil este fără carcasă; acesta include, împreună cu un pachet de bare de combustibil, elemente de absorbție mobile (PEL).

Alimentarea cu combustibil în reactoarele PWR, ca și în reactoarele VVER, se efectuează cu descărcarea completă a sarcinii și îndepărtarea capacului. În timpul fiecărei realimentări parțiale, combustibilul este încărcat cu ansambluri de combustibil cu îmbogățire cu uraniu de 3,4% în regiunea periferică a miezului. Descărcarea ansamblurilor de combustibil uzat se efectuează din zona centrală.

Lichidul de răcire primar este sub o presiune de 150 atm. Temperatura la ieșirea din miezul reactorului este de 315 ° C, la intrare de aproximativ 275 ° C. Lichidul de răcire este pompat în jurul circuitului primar de pompe puternice care pot consuma până la 6 MW fiecare.

Lichidul de răcire primar încălzit intră în generatorul de abur, unde căldura este transferată la lichidul de răcire cu presiune medie inferioară, care se evaporă cu presiunea aburului. Transferul de căldură se realizează printr-un generator de abur, fără amestecarea celor două lichide, ceea ce este de dorit deoarece lichidul de răcire principal poate deveni radioactiv.

Reactoarele PWR au un coeficient de reactivitate de temperatură negativ, astfel încât în cazul unui accident și criticitatea reactorului este depășită, puterea reactorului este redusă automat.

Pentru a menține criticitatea reactorului, pe lângă soluția de bor și tijele absorbante, sistemul de control folosește capabilități de control al puterii prin controlul eliminării căldurii. O creștere a temperaturii în bucla primară duce la o scădere a puterii și invers. Dacă există o creștere neplanificată a puterii, operatorul poate adăuga acid boric sau reduceți puterea pompei pentru a crește temperatura lichidului de răcire primar.

Avantaje:

coeficient de putere negativ de reactivitate .
cost redus de lichid de răcire și moderator .
lichidul de răcire din circuitul secundar nu este contaminat cu deșeuri radioactive.

Defecte:

Cerințe crescute pentru rezistența carcasei și a materialelor structurale datorită presiunii ridicate din interiorul circuitului primar.
Costul ridicat al generatorului de abur.
Reacția abur-zirconiu cu degajare de hidrogen.

Notă: Cel mai mare accident de la accidentul de la Cernobîl din 1986 (INES Nivelul 7) a avut loc cu un reactor PWR în 1979 la Centrala Nucleară din Three Mile Island din SUA (INES Nivelul 5).

A doua viață a reactoarelor de tip canal

Anul viitor se vor împlini 70 de ani de la lansarea primei centrale cu reactoare de tip canal. De ce tehnologiei i se refuză dezvoltarea astăzi și cine nu este de acord cu asta? Alexey Slobodchikov, proiectant-șef al centralelor de reactoare cu canal de energie, director de departament al JSC NIKIET, explică și răspunde.

În primul rând, câteva cuvinte despre istoria reactoarelor de canal. Apariția lor a fost strâns legată de apariția industriei nucleare în sine, atât complexul militar-industrial, cât și sectorul energetic.

Primul reactor cu canal a fost lansat pe 19 iunie 1948 în regiunea Chelyabinsk. Dezvoltarea reactorului industrial A a fost realizată de designerul șef Nikolai Antonovich Dollezhal și a fost condusă de proiect științific Igor Vasilievici Kurchatov. Desigur, scopul principal al reactorului a fost de a produce plutoniu de calitate pentru arme, iar prima etapă de dezvoltare a industriei reactoarelor cu canal este indisolubil legată de problemele de apărare.

Primele reactoare au fost pur utilitare. La baza lor - Diagrama fluxuluiși lipsa unei bucle închise. În procesul de dezvoltare a soluțiilor operaționale, a devenit posibilă trecerea la utilizarea reactorului în sensul industrial clasic - ca parte a unui complex energetic. Reactorul centralei nucleare din Siberia, construit în 1958, a fost primul care a realizat această sarcină. În acea perioadă, au început să se deschidă perspectivele de utilizare a energiei nucleare în scopuri pașnice.

Prima centrală nucleară cu un reactor de canal uraniu-grafit a fost construită la Obninsk. După standardele energetice, reactorul AM avea o putere scăzută - doar 5 MW. Dar, cu toate acestea, crearea, proiectarea și funcționarea sa (în mare parte într-un mod de cercetare) a făcut posibilă rezolvarea problemelor legate de studiul materialelor și comportamentul acestora în timpul generării de energie electrică de către un reactor nuclear.

Punct de start
După punerea în funcțiune a centralei nucleare din Obninsk, următoarea etapă este stația Beloyarsk. Acest proiect a fost îndrăzneț nu numai pentru timpul său, ci și pentru ingineria reactorului în general. La CNE Beloyarsk a fost implementată tehnologia supraîncălzirii cu abur nuclear, ceea ce a făcut posibilă creșterea semnificativă a eficienței centralei electrice și apropierea de acei indicatori tipici pentru centralele electrice cu combustibili fosili. După aceasta, la începutul anilor 1960-1970, a apărut oportunitatea de a începe dezvoltarea și construcția reactorului RBMK-1000.

Lansarea reactorului RBMK-1000 a devenit punctul de plecare pentru utilizarea pe scară largă a energiei nucleare în economie nationala. A fost primul bloc de peste un milion, care a rămas destul de mult timp singurul cu o asemenea capacitate.

Prima unitate de putere cu reactoare RBMK a fost lansată în decembrie 1973 la Centrala Nucleară Leningrad. Apoi, de-a lungul anilor 1970–1980, au fost puse în funcțiune succesiv 17 unități de putere cu reactoare RBMK.

Astăzi, în Rusia, există 11 astfel de unități de energie în funcțiune pe amplasamentele centralelor nucleare din Leningrad, Kursk și Smolensk. Patru unități de putere au fost construite în Ucraina și alte două pe teritoriul RSS Lituaniei. Puterea acestuia din urmă a fost mărită de 1,5 ori - până la 1500 MW (putere electrică nominală). Aceste unități de putere erau cele mai puternice la acea vreme, iar în viitorul previzibil pentru industria nucleară rusă rămân încă limita puterii unei unități de putere individuale.

Biografie

Alexei Vladimirovici SLOBODCHIKOV
născut în 1972. Absolvent al Universității Tehnice de Stat din Moscova. N. E. Bauman cu o diplomă în Centrale Nucleare.

Din 1995 lucrează la SA NIKIET. În prezent ocupă funcția de proiectant șef al centralelor de reactoare cu canal de energie, director al departamentului.

Pentru contribuția sa la lucrările de restabilire a caracteristicilor de viață de serviciu ale reactoarelor RBMK, A. Slobodchikov, ca parte a echipei de autori, a primit Premiul Guvernului Federația Rusă. Crearea și implementarea industrială a acestei tehnologii unice, dezvoltată de NIKIET împreună cu întreprinderi de vârf din industrie, știință și industrie rusă, fac posibilă menținerea centralelor nucleare cu astfel de reactoare în sistemul energetic unificat al Rusiei până la punerea în funcțiune a capacităților de înlocuire.

Despre prezentul, trecutul și viitorul RBMK
Dacă vorbim despre ponderea reactoarelor RBMK în balanța energetică, atunci această cifră, în funcție de an, fluctuează în jurul valorii de 39–41%. Până acum, doar unitățile construite în anii 1970-1980 continuă să fie utilizate. Primul dintre ele a fost lansat în 1973, iar cel mai tânăr - al treilea bloc al stației Smolensk - în 1990. Luând în considerare experiența de operare a reactoarelor cu uraniu-grafit, durata de viață a RBMK a fost determinată în faza de proiectare - 30 de ani.

Merită să faceți o mică notă aici. Istoria dezvoltării întregului sector de canale - vorbind în special despre reactoarele RBMK - este un proces de îmbunătățire și modernizare a acestuia în conformitate cu cea mai recentă tehnologie la un moment dat. De exemplu, este imposibil să comparăm starea tehnică a unui reactor din 1973 (cum ar fi la Centrala Nucleară Leningrad) cu cea pe care o avem astăzi. De-a lungul a peste 40 de ani, au avut loc schimbări semnificative în sistemele de control, siguranță, ciclul combustibilului în sine și fizica nucleului.

Accidentul de la Cernobîl a devenit o pagină neagră în istoria dezvoltării atât a construcției de reactoare de canal, cât și a lumii în general. Dar după aceasta, s-au tras concluziile adecvate. Acum, reactorul RBMK se numește „reactor de tip Cernobîl”, dar aceasta nu este o definiție complet corectă. Este imposibil să comparăm ceea ce a fost cu ceea ce avem astăzi. Procesul de modernizare continuă despre care am vorbit a făcut posibilă la începutul anilor 1990-2000 să se ridice problema prelungirii duratei de viață a reactoarelor la 45 de ani. Astfel, durata de viață extinsă a primei unități a CNE Leningrad se va încheia în 2018, iar funcționarea celei de-a treia unități a stației Smolensk se va încheia în 2035.

Despre elementele de grafit și predicția curburii
Exista tipuri diferite reactoare cu canal. De exemplu, în Canada, baza energiei nucleare sunt reactoarele CANDU cu apă grea. În țara noastră se operează doar reactoare cu canal uraniu-grafit. Grafitul este un material non-trivial; proprietățile sale nu sunt similare cu oțelul sau betonul. Studiul grafitului ca element al zonei active a început încă din prima zi de funcționare a dispozitivelor industriale.

Chiar și atunci era clar că sub influența temperaturilor ridicate și a fluxurilor de energie ridicată, acest material a fost supus degradării. În același timp, modificările proprietăților fizice și mecanice ale grafitului și ale geometriei acestuia afectează starea miezului în ansamblu. Nu numai oamenii de știință sovietici au studiat această problemă în detaliu. Modificările stărilor de grafit au fost, de asemenea, de interes pentru colegii noștri americani.

Una dintre principalele probleme este schimbarea geometriei elementelor de grafit. Miezul reactorului RBMK este format din coloane de grafit. Fiecare coloană are 8 metri înălțime și este formată din 14 blocuri de grafit - paralelipipedi cu o înălțime de 600 mm și o secțiune transversală de 250x250 mm. Există 2,5 mii astfel de coloane în total.

Miezul în sine are o înălțime de 7 metri, lungimea ansamblului de combustibil care se află în el este de asemenea de 7 metri, iar lungimea totală a modulului de combustibil este de 16 metri.

Este necesar să înțelegem că zona activă este un singur întreg, prin urmare modificările unui element de-a lungul lanțului - ca efect cumulativ - sunt mai întâi transmise în zonele din apropiere și, ulterior, pot acoperi întreaga geometrie a zonei active. Unul dintre cei mai negativi factori în modificările blocurilor de grafit este curbura coloanelor și, în consecință, deviațiile canalelor de combustibil și ale canalelor tijei de control.

În timpul instalării, toate coloanele sunt, desigur, verticale, dar în timpul funcționării această verticalitate se pierde. Dacă ne întoarcem din nou la istorie, putem observa că pentru dispozitivele industriale și primele reactoare uraniu-grafit acest proces a început în primii ani de funcționare. În același timp, s-au înțeles și mecanismele acestui fenomen. În timpul dezvoltării reactorului RBMK, unele procese au fost prevenite prin soluții de proiectare.

Este imposibil să scapi complet de schimbări. Este greu de prezis aspectul lor. Cu o durată de viață a reactorului de 45 de ani, sa presupus că procesul de schimbare va intra într-o fază activă la sfârșitul anilor 43-44. Dar s-a dovedit că am întâmpinat o problemă la împlinirea celui de-al 40-lea an de funcționare. Adică eroarea de prognoză a fost de aproximativ trei ani.

În 2011, la prima unitate de putere a stației Leningrad, au fost înregistrate modificări ale geometriei: curbura canalelor de proces (combustibil nuclear - ansambluri de combustibil sunt instalate în ele), canale de control și tije de protecție. Aș dori să vă atrag atenția asupra faptului că funcționarea RBMK necesită monitorizarea constantă a parametrilor care determină siguranța. Cu ajutorul testării cu ultrasunete, sunt monitorizate diametrul canalelor și curbura, integritatea și starea reciprocă a elementelor, care determină performanța în diferite moduri (atât nominale, cât și tranzitorii). Când, în timpul monitorizării planificate, a fost descoperit începutul procesului de schimbare, a devenit clar: odată ce procesul a început, viteza acestuia va fi destul de mare; exploatarea unei centrale reactoare în astfel de condiții necesită soluții suplimentare.

Principalii indicatori ai reactoarelor RBMK

Căutare decizii corecte
Când canalele de proces și tijele de control sunt îndoite, este mai întâi necesar să se asigure operabilitatea necondiționată a actuatoarelor sistemelor de control și protecție, precum și a ansamblurilor de combustibil în condiții de schimbare a geometriei.

De asemenea, este necesar să se confirme capacitatea canalelor tehnologice care funcționează în condiții de deformare de a menține proprietățile de rezistență. La primul bloc al stației Leningradskaya, numărul de canale tehnologice este de 1693 și nici unul dintre ele, atunci când funcționează în condiții de curbură, nu este în pericol din punctul de vedere al performanței sale.

Un alt punct important: trebuie asigurate toate operațiunile tehnologice asociate cu încărcarea și descărcarea ansamblurilor combustibile. O caracteristică distinctivă, care reprezintă și un avantaj, a reactorului RBMK este capacitatea de a-l opera în condiții de suprasarcină continuă. Designul permite supraîncărcarea în timpul funcționării direct la putere. Acest lucru oferă un ciclu flexibil al combustibilului, modelarea miezului și o ardere crescută. De fapt, asta determină economia: reactorul nu funcționează în campanii, funcționează în regim de suprasarcină constantă.

În 2011, la stația Leningrad au fost efectuate o serie de lucrări care au confirmat funcționalitatea elementelor centralei reactorului în condiții de deformare de până la 100 mm. După aceasta, prima unitate de putere a CNE din Leningrad a fost pusă în funcțiune pentru o perioadă scurtă de timp sub control sporit al parametrilor. Șapte luni mai târziu, a fost oprită din nou pentru un control extins al geometriei: a fost înregistrată dezvoltarea unui proces asociat cu o schimbare a formei stivei de grafit. Apoi a devenit clar că funcționarea ulterioară a reactorului era imposibilă. În mai 2012, prima unitate electrică a stației Leningrad a fost oprită.

În același timp, începutul schimbărilor a fost înregistrat la a doua unitate de putere a CNE Leningrad și la a doua unitate de putere a centralei nucleare Kursk. Deviațiile identificate au indicat că procesul se apropia de faza activă.

Era necesară o soluție care să fie aplicabilă tuturor unităților de energie ale centralelor nucleare din Leningrad, Kursk și Smolensk cu reactoare RBMK. Au fost luate în considerare mai multe moduri. A fost posibil să se utilizeze o metodă pasivă de control al curburilor, dar a devenit evident că procesele de degradare a grafitului și, în consecință, modificările formei sunt asociate cu nivelul factorilor dăunători. În primul rând, cu temperatură și flux rapid de neutroni.

În consecință, metodele pasive de control al acestui proces ar putea fi următoarele: o reducere radicală, până la 50%, a puterii unităților de putere pentru a apărea un efect semnificativ; sau funcționarea acestora în regim sezonier. Adică unitatea este în funcțiune timp de patru luni, apoi stă câteva luni. Dar aceste metode erau potrivite doar pentru acele reactoare în care procesul de schimbare nu a mers departe.

A doua direcție - activă, așa cum am numit-o atunci - este dezvoltarea și implementarea tehnologiilor de reparații. Utilizarea lor periodică ar face posibilă funcționarea centralei reactorului mai mult timp.

De ce am vorbit chiar despre posibilitatea reparației? Răspunzând la această întrebare, trebuie să revenim la experiența dispozitivelor industriale, deoarece pentru ele problema schimbării formei există de multe decenii. Deviații semnificative ale canalului au fost înregistrate în reactorul centralei nucleare din Siberia EI-2. Dacă pentru reactorul RBMK devierea a fost de 100 mm, atunci deviațiile canalelor de proces din reactorul EI-2 au ajuns la 400 mm.

Folosind diverse tehnici tehnologice, folosind exemplul dispozitivelor industriale, s-a arătat posibilitatea reparării parțiale a zidăriei din grafit. Chiar și experiența reactorului RBMK în sine a indicat că stiva de grafit este un element complex, mare, dar într-o oarecare măsură reparabil. La fiecare unitate de putere cu RBMK au fost înlocuite canale tehnologice - acest lucru, printre altele, s-a datorat impactului asupra zidăriei de grafit.

Experiența vastă acumulată în institutele de proiectare și direct la uzinele din domeniul reparațiilor din nucleu a făcut posibilă crearea și implementarea de noi tehnologii de reparații.

O analiză a metodelor tehnologice utilizate pe dispozitivele industriale a arătat că utilizarea lor pentru reactorul RBMK este imposibilă din diverse motive. Unele operațiuni sunt ineficiente în condițiile RBMK; altele sunt imposibile din punct de vedere caracteristici de proiectare. Inginerii și proiectanții au început să caute soluții noi. Era necesară o tehnologie care să facă posibilă influențarea directă a cauzei schimbării formei și a modificării geometriei unui bloc de grafit individual, adică să reducă dimensiunea transversală a acestuia.

Amploarea problemei a necesitat dezafectarea treptată a reactoarelor RBMK. În 2012 - primul, în 2013 - al doilea bloc al gării Leningrad; în 2012 - al doilea bloc al stației Kursk; În perioada 2012–2014, jumătate dintre reactoarele RBMK urmau să fie dezafectate - 20–25% din toată generarea de energie nucleară din Rusia!

Majoritatea experților au înțeles că metodele aplicabile dispozitivelor industriale nu ar da efectul dorit în cazul reactoarelor din cauza diverselor caracteristici.

Venituri ale centralelor nucleare cu RBMK pe an

Venituri cumulate ale centralelor nucleare cu RBMK (2014–2035)

Decizie determinantă
În cele din urmă, în iunie 2012, a apărut o propunere tehnică interesantă. O lună mai târziu, în iulie, a avut loc o întâlnire la NPP din Leningrad sub conducerea lui Serghei Vladilenovich Kiriyenko, în urma căreia a fost luată decizia de a dezvolta și implementa un proiect de program de reparații.

La acea vreme, nimeni nu putea da garanții de succes. Metoda tehnologică propusă a fost complexă; În primul rând, acest lucru s-a datorat faptului că toate lucrările trebuiau efectuate prin sisteme robotizate la o adâncime de aproximativ 18 metri, într-o gaură cu diametrul de 113 mm. În plus, s-au făcut reparații nu la o coloană anume, ci la întregul reactor.

Lucrările la prima unitate de putere a stației Leningrad au început în primele zece zile ale lunii ianuarie 2013.

Rezultă că în șase luni a fost gândit întreg complexul de operațiuni. A fost o muncă intensă și multifactorială, în care au fost implicați trei dezvoltatori alternativi ai complexului tehnic: JSC NIKIMT-Atomstroy și două organizații din afara Rosatom.

Dezvoltarea mijloacelor tehnice a fost începutul rezolvării problemei. În paralel, a fost efectuat un întreg complex de lucrări computaționale, științifice și experimentale pentru a confirma și studia posibilitățile de operare a tuturor elementelor miezului în condiții de curbură, în combinație cu influența tehnologiei de reparație.

Înainte de a intra în instalația reactorului, chiar și pentru operarea de probă a dispozitivelor în curs de dezvoltare, a fost necesară testarea la scară largă a tehnologiei. Desigur, principiul priorității era „nu face rău”, deoarece orice acțiune era ireversibilă. Prin urmare, a fost necesar să se verifice fiecare pas în stadiul de dezvoltare atât a tehnologiei, cât și a echipamentelor.

La Institutul de Cercetare ENITs, din Elektrogorsk, pe un stand creat anterior pentru alte teste, au fost efectuate teste la scară reală ale echipamentelor atât pentru tăierea coloanelor de grafit, cât și pentru aplicarea forței elementelor de zidărie din grafit. Atentie speciala concentrat pe asigurarea securității radiațiilor. La efectuarea oricăror operații mecanice de îndepărtare a grafitului (care este un material radioactiv), trebuie avut în vedere faptul că acesta nu trebuie să intre în contact cu mediul.

Toate acestea au fost testate temeinic în condițiile bancului de testare. Permiteți-mi să subliniez încă o dată: nu aveam experiență în astfel de muncă, așa că toate procesele pregătitoare s-au desfășurat treptat. Toate materialele tehnice au fost supuse unei examinări amănunțite de către Rostechnadzor. Dacă era necesar, s-au făcut ajustări și s-au făcut completări. Abia după toate aceste proceduri am primit permisiunea și am început lucrul la gara Leningrad. Ele au fost efectuate în mai multe etape: primele nouă celule, un rând, apoi trei rânduri, cinci rânduri și numai după aceea s-a luat o decizie cu privire la eficacitatea tehnologiei și la posibilitatea aplicării acesteia pentru întregul aparat.

Tehnologia așa cum este
Cauza principală a modificării formei zidăriei de grafit este o modificare a geometriei blocului de grafit. După o utilizare prelungită, grafitul intră în așa-numita etapă de „umflare”: straturile sale, cele mai expuse temperaturii și fluentei, cresc densitatea. Și straturile exterioare ale blocului de grafit continuă să se micșoreze. Apare stresul intern, care duce la formarea de fisuri.

Lățimea unei fisuri verticale într-un bloc de grafit crește în timp. Astfel, dimensiunile geometrice ale blocului de grafit, inițial 250x250 mm, cresc la 255x257 mm. Deoarece există mii de blocuri de grafit în contact unele cu altele, apariția unui număr mare de fisuri în ele și o creștere a dimensiunilor lor geometrice duc la faptul că încep să se împingă unul pe celălalt și să se deplaseze treptat din centru spre periferie. , determinând modificări ale geometriei.

Apariția curburilor este asociată și cu fluxul de neutroni, care arată ca un raft cu o scădere la periferie. De fapt, tot acest raft se comportă la fel. Există 24 de blocuri de grafit într-un rând și fiecare își împinge vecinul: să spunem primul bloc împins cu 2 mm, următorul cu alți 2, toate acestea se adună, iar rezultatul sunt săgeți de deviere destul de mari la periferie.

Mecanica acestui proces a fost confirmată în timpul măsurătorilor primei unități de putere a stației Leningrad, ceea ce a făcut posibilă dezvoltarea unei tehnologii de reparații. Repulsia asociată cu formarea de fisuri și creșterea geometriei sunt cauzele fundamentale ale modificărilor de formă a întregii zidării din grafit. De aici concluzia: ca măsură de relief, este necesară reducerea dimensiunilor transversale ale blocului de grafit.

Întreaga tehnologie se bazează pe faptul că, dacă un factor negativ este o creștere a dimensiunii, atunci un factor pozitiv va fi reducerea acestuia. Această tehnologie include, fără a se opri la etapele intermediare, trei operații pentru o celulă, care la prima vedere par destul de simple. În primul rând: folosind o unealtă de tăiere, blocurile de grafit sunt tăiate vertical. Lățimea de tăiere se modifică succesiv de la 12 la 36 mm - blocul de grafit este tăiat pe ambele părți, iar „excesul” este îndepărtat în acest proces. A doua operație este reunirea blocurilor de grafit tăiate care au fost prelucrate. A treia operațiune este refacerea găurii.

Pentru a restabili geometria reactorului în ansamblu, se dezvoltă o schemă care ține cont de influența celulelor situate la periferie asupra centrului și invers. Această influență reciprocă este factorul determinant atunci când alegeți o schemă de reparații, care, la rândul său, afectează cantitatea de muncă. Astfel, pentru primul bloc al stației Leningradskaya, volumul reparațiilor în 2013 a fost de 300 de celule dintr-un număr total de 1.693.

Principii de bază ale tehnologiei reparațiilor

Pentru reparații, se selectează designul și poziția geometrică a acelor celule care vor reduce curbura generală, ceea ce va permite reactorului să continue să funcționeze.

Odată cu dezvoltarea tehnologiei de reparații și implementarea acesteia, se realizează un întreg set de măsuri științifice, tehnice și computaționale pentru a confirma posibilitatea de funcționare a tuturor elementelor centralei reactorului după finalizarea lucrărilor și în condiții de deformare continuă.

Multe întreprinderi din industrie au participat la lucrările de fundamentare a posibilității de funcționare a centralei reactorului după reparații: NIKIET, VNIIAES, VNIIEF, OKBM im. I. I. Afrikantova, ENITs, NIKIMT.

Coordonarea generală a fost efectuată de NIKIET. De asemenea, a lucrat ca antreprenor general în dezvoltarea, studiul de fezabilitate și repararea unității de energie a centralei nucleare Leningrad.

Sarcina generală
Cu un număr atât de mare de participanți la proces, nu au existat probleme în interacțiunea dintre ei. Munca la Centrala Nucleară Leningrad a devenit una dintre exemple strălucitoare cauza comună, obținerea unui rezultat formulat astfel: dezvoltarea și implementarea tehnologiei, efectuarea reparațiilor și justificarea posibilității de funcționare ulterioară, determinarea condițiilor optime. La efectuarea tuturor operațiunilor, s-a luat în considerare degradarea ulterioară a grafitului și modificările ulterioare de formă.

Lansarea primului bloc al gării Leningrad a avut loc în noiembrie 2013. A trecut puțin peste un an între momentul în care s-a luat decizia și punerea în funcțiune a unității de alimentare. Drept urmare, ne-am dezvoltat solutie tehnica, ceea ce face posibilă restabilirea funcționalității stivei de grafit și extinderea duratei de viață a reactorului prin repetarea unei operații similare.

O altă caracteristică a procedurii de restabilire a caracteristicilor resurselor (așa se numesc astfel de reparații) este că este imposibil să se realizeze un nou reactor din această operațiune. Adică procesul de modelare va continua: un număr limitat de celule sunt tăiate, lăsând celule care nu pot fi reparate, astfel încât procesul de modelare și, în consecință, curbura va continua. Viteza sa este fixată prin control secvenţial.

Metodologia presupune următoarele: cu un proces controlat se determină predicția numerică a acestuia, timpul de reparație, frecvența implementării acestuia și intervalele de service între reparații. Desigur, acest proces trebuie repetat ciclic. Până în prezent, restaurarea caracteristicilor resurselor zidăriei de grafit a fost efectuată la două unități de putere ale stației Leningrad: prima și a doua - și în prima etapă a stației Kursk (de asemenea, prima și a doua unitate de putere).

Din 2013 până în 2017, tehnologia a fost modernizată semnificativ. De exemplu, timpul necesar pentru finalizarea lucrării a fost redus, operațiunile tehnologice au fost optimizate, iar costul a fost redus semnificativ - aproape de mai multe ori în comparație cu unitățile de alimentare ale CNE Leningrad. Putem spune că tehnologia a fost introdusă în exploatare industrială.

Ministerul Educației și Științei al Federației Ruse Universitatea Națională de Cercetare Nucleară „MEPhI” Institutul de Energie Nucleară din Obninsk

LA FEL DE. Shelegov, S.T. Leskin, V.I. Slobodchuk

CARACTERISTICI FIZICE ȘI PROIECTAREA REACTORULUI RBMK-1000

Pentru studenții universitari

Moscova 2011

UDC 621.039.5(075) BBK 31.46ya7 Sh 42

Shelegov A.S., Leskin S.T., Slobodchuk V.I. Caracteristicile fizice și proiectarea reactorului RBMK-1000: Tutorial. M.: Universitatea Națională de Cercetare Nucleară MEPhI, 2011, – 64 p.

Sunt luate în considerare principiile proiectării fizice, criteriile de siguranță și caracteristicile de proiectare ale unui reactor nuclear de putere din proiectarea standard RBMK-1000. Sunt descrise proiectarea ansamblurilor de combustibil și a canalelor centrale de combustibil, principiile și comenzile centralei reactoare.

Sunt prezentate principalele caracteristici ale fizicii și hidraulicii termice a reactorului RBMK-1000.

Manualul conține elemente de bază specificații instalarea reactorului, sistemele de control și protecție a reactorului, precum și elementele de combustibil și ansamblurile acestora.

Informațiile prezentate pot fi folosite doar pentru instruire și sunt destinate studenților specialității 140404 „Centrale și Instalații Nucleare” la însușirea disciplinei „Reactoare Nucleare”.

Întocmită în cadrul Programului de creare și dezvoltare a Universității Naționale de Cercetare Nucleară MEPhI.

Revizor: Dr. Phys.-Math. științe, prof. N.V. Şciukin

Introducere

Crearea de centrale nucleare cu reactoare de uraniu-grafit cu canal RBMK este o caracteristică națională a dezvoltării energiei interne. Principalele caracteristici ale centralelor electrice au fost alese astfel încât să se valorifice la maximum experiența în dezvoltarea și construcția de reactoare industriale, precum și capacitățile industriilor de inginerie mecanică și construcții. Utilizarea unui design cu un singur circuit a unei instalații de reactor cu un lichid de răcire în fierbere a făcut posibilă utilizarea echipamentelor termomecanice stăpânite cu parametri termofizici relativ moderati.

Primul reactor industrial sovietic uraniu-grafit a fost pus în funcțiune în 1948, iar în 1954, un reactor demonstrativ de uraniu-grafit răcit cu apă al primei centrale nucleare din lume cu o capacitate electrică de 5 MW a început să funcționeze la Obninsk.

Lucrările la proiectul noului reactor RBMK au fost lansate la Institutul de Energie Atomică (acum RRC KI) și NII-8 (acum NIKIET numit după N.A. Dollezha-

la) în 1964

Ideea creării unui reactor de energie de fierbere cu canal de mare putere a fost instituționalizată în 1965. S-a decis dezvoltarea unui proiect tehnic pentru un reactor de energie de fierbere cu canal de 1000 MW(e), conform specificațiilor tehnice ale Institutului de Atomi. Energie numită după. I.V. Kurchatov (cererea pentru o metodă de generare a energiei electrice și a reactorului RBMK-1000 cu prioritate din 6 octombrie 1967 a fost depusă de angajații IAE). Proiectul s-a numit inițial B-19), iar construcția sa a fost încredințată mai întâi biroului de proiectare al uzinei bolșevice.

În 1966, la recomandarea ministerului NTS, se lucrează la proiect tehnic reactorul cu apă clocotită cu canal de mare putere RBMK-1000 a fost încredințat NIKIET. Prin Rezoluția Consiliului de Miniștri al URSS nr. 800-252 din 29 septembrie 1966, a fost luată decizia de a construi Centrala Nucleară Leningrad în satul Sosnovy Bor, Regiunea Leningrad. Această rezoluție a identificat principalii dezvoltatori ai proiectului centralei și reactorului:

KAE – director științific al proiectului; GSPI-11 (VNIPIET) – proiectant general al LNPP; NII-8 (NIKIET) – proiectant șef al centralei de reactoare.

La a IV-a Conferință ONU de la Geneva din 1971. Uniunea Sovietică a anunțat decizia de a construi o serie de reactoare RBMK cu o putere electrică de 1000 MW fiecare. Primele unități de putere au fost puse în funcțiune în 1973 și 1975.

CAPITOLUL 1. Câteva aspecte ale conceptului de siguranță al reactoarelor RBMK

1.1. Principii de bază ale designului fizic

Conceptul de dezvoltare a reactoarelor de uraniu-grafit cu canale răcite cu apă clocotită s-a bazat pe soluții de proiectare dovedite prin practica de operare a reactoarelor industriale și a presupus implementarea caracteristicilor fizice RBMK, care împreună ar trebui să asigure crearea de energie sigură. unități cu capacitate unitară mare, cu un factor de utilizare mare al capacității instalate și ciclu economic al combustibilului.

Argumentele în favoarea RBMK au inclus avantaje datorate caracteristicilor fizice mai bune ale miezului, în primul rând un echilibru mai bun al neutronilor din cauza absorbției slabe a grafitului și capacitatea de a realiza arderea profundă a uraniului datorită realimentării continue cu combustibil. Consumul de uraniu natural pe unitatea de energie generată, care la acea vreme era considerat unul dintre principalele criterii de eficiență, a fost cu aproximativ 25% mai mic decât în VVER.

Ideea inițială că problemele fizice ale RBMK nu necesitau ajustări semnificative la metodele dezvoltate de cercetare fizică a reactoarelor industriale, ci erau asociate doar cu utilizarea zirconiului în loc de aluminiu ca principal material structural al miezului, trebuia să fie abandonat aproape imediat. Deja primele evaluări ale caracteristicilor neutronice (și termofizice) au arătat necesitatea rezolvării unei game largi de probleme pentru optimizarea parametrilor fizici ai reactorului și dezvoltarea metodologică și software:

Principalele probleme în determinarea caracteristicilor fizice optime ale RBMK sunt siguranța și eficiența ciclului combustibilului. Securitatea nucleară a unui reactor este asigurată de capacitatea de a monitoriza și controla reactivitatea în toate modurile de funcționare, ceea ce necesită determinarea intervalelor de siguranță pentru modificările efectelor și coeficienților de reactivitate. Deosebit de importante sunt caracteristicile fizice care determină siguranța pasivă a instalației reactorului, ca în

condiții de funcționare normală, precum și în modurile de urgență și tranzitorii. Caracteristici nu mai puțin importante care asigură securitatea nucleară sunt eficiența și viteza pieselor de lucru ale sistemului de control al siguranței, care asigură amortizarea și menținerea acestuia în stare subcritică.

Performanța tehnică și economică a unei instalații de reactor este, de asemenea, determinată în mare măsură de caracteristici fizice precum arderea și compoziția de nuclizi a combustibilului evacuat, consumul specific de uraniu natural și îmbogățit și de ansambluri de combustibil pe unitatea de energie electrică generată și componentele echilibrul neutronilor în miez.

1.2. Principii și criterii de bază pentru asigurarea siguranței

Principiul principal de siguranță care stă la baza proiectării centralei reactorului RBMK-1000 este de a nu depăși dozele stabilite pentru expunerea internă și externă a personalului de exploatare și a populației, precum și standardele pentru conținutul de produse radioactive în mediu inconjurator in timpul functionarii normale si accidentelor avute in vedere in proiect.

Setul de mijloace tehnice pentru asigurarea securității instalației reactorului RBMK-1000 îndeplinește următoarele funcții:

controlul și managementul fiabil al distribuției energiei pe întregul volum de bază;

diagnosticarea stării miezului pentru înlocuirea la timp a elementelor structurale care și-au pierdut funcționalitatea;

reducerea automată a puterii și oprirea reactorului în situații de urgență;

răcire fiabilă a miezului în cazul defecțiunii diferitelor echipamente;

răcirea de urgență a miezului în cazul rupturii conductelor bucle de circulație, conductelor de abur și conductelor de alimentare.

asigurarea securității structurilor reactoarelor în timpul oricăror evenimente inițiale;

dotarea reactorului cu sisteme de protecție, localizare, control pentru siguranță și eliminarea emisiilor de lichid de răcire în cazul depresurizării conductelor de la incinta reactorului la sistemul de localizare;

asigurarea menținabilității echipamentelor în timpul funcționării centralei reactorului și în timpul lichidării consecințelor accidentelor bazate pe proiect.

În timpul procesului de proiectare a primelor centrale de reactoare RBMK-1000, a fost întocmită o listă a evenimentelor inițiale de urgență și au fost analizate cele mai nefavorabile căi ale dezvoltării acestora. Pe baza experienței în exploatarea centralelor de reactoare la unitățile de energie ale centralelor nucleare Leningrad, Kursk și Cernobîl și pe măsură ce cerințele pentru siguranța centralelor nucleare devin mai stricte, ceea ce are loc

V energia mondială în general, lista inițială a evenimentelor inițiale a fost extinsă semnificativ.

Lista evenimentelor de inițiere în legătură cu instalațiile reactoarelor RBMK-1000 cu cele mai recente modificări include mai mult de 30 de situații de urgență, care pot fi împărțite în patru principii principale:

1) situații cu modificări ale reactivității;

2) accidente în sistemul de răcire centrală;

3) accidente cauzate de ruperea conductelor;

4) situații care implică oprirea sau defecțiunea echipamentului.

Proiectarea centralei reactorului RBMK-1000, la analizarea situațiilor de urgență și la dezvoltarea mijloacelor de siguranță, include următoarele criterii de siguranță în conformitate cu OPB-82:

1) ruperea unei conducte de diametru maxim cu flux nestingherit de lichid de răcire în două sensuri atunci când reactorul funcționează la puterea nominală este considerată ca un accident de proiectare maximă;

2) Prima limită de proiectare pentru deteriorarea tijei de combustibil în condiții normale de funcționare este: 1% din tije de combustibil cu defecte precum scurgeri de gaz și 0,1% din tije de combustibil cu contact direct cu lichidul de răcire și combustibil;

3) A doua limită de proiectare pentru deteriorarea barelor de combustibil în caz de ruptură în conductele circuitului de circulație și activarea sistemului de răcire de urgență setează:

temperatura capacului combustibilului− nu mai mult de 1200 °C;

adâncimea locală a oxidării stratului de combustibil− nu mai mult de 18% din grosimea originală a peretelui;

proporția de zirconiu reacţionat− nu mai mult de 1% din masa învelișului elementului de combustibil a canalelor unei galerii de distribuție;

4) trebuie asigurată posibilitatea de descărcare a miezului și detașarea canalului de proces din reactor după MPA.

1.3. Avantajele și dezavantajele canalului reactoare de putere cu uraniu-grafit

Principalele avantaje ale reactoarelor de putere cu canal, confirmate de o experiență de peste 55 de ani în dezvoltarea și funcționarea lor în țara noastră, includ următoarele.

Dezintegrarea structurii:

absența problemelor asociate cu fabricarea, transportul și funcționarea vasului reactorului și a generatoarelor de abur;

accidente mai usoare in cazul rupturii conductelor circuitului de circulatie a lichidului de racire in comparatie cu reactoarele din vase sub presiune;

volum mare de lichid de răcire în circuitul de circulație.

Alimentare continuă:

marjă mică de reactivitate;

reducerea produselor de fisiune prezente simultan

în miez;

posibilitatea de detectare și descărcare timpurie a ansamblurilor de combustibil cu scurgeri de bare de combustibil din reactor;

capacitatea de a menține un nivel scăzut de activitate a lichidului de răcire.

Depozitarea căldurii în miez (stiva de grafit):

posibilitatea fluxului de căldură de la canalele buclei deshidratate către canalele care au păstrat răcirea, atunci când se organizează un aranjament „tabla de șah” a canalelor diferitelor bucle;

reducerea ratei de creștere a temperaturii în timpul accidentelor de deshidratare.

Un nivel ridicat de circulație naturală a lichidului de răcire, care permite o perioadă lungă de timp pentru a răci reactorul atunci când unitatea de alimentare este dezactivată.

Posibilitatea de a obține caracteristicile neutronice necesare ale miezului.

Flexibilitatea ciclului combustibilului:

îmbogățire scăzută a combustibilului;

capacitatea de a arde combustibilul uzat din reactoarele VVER după regenerare;

posibilitatea producerii unei game largi de izotopi. Dezavantajele reactoarelor cu canal apă-grafit:

complexitatea organizării controlului şi managementului datorită dimensiunii mari a zonei active;

prezența în miez a materialelor structurale care înrăutățesc echilibrul neutronilor;

asamblarea reactorului pe instalație din unități transportabile separate, ceea ce duce la creșterea volumului de lucru pe șantier;

ramificarea circuitului de circulație a reactorului, ceea ce mărește sfera controlului operațional al metalului de bază și al sudurilor și costurile de dozare în timpul reparațiilor și întreținerii;

generarea de deșeuri suplimentare din cauza materialului stivei de grafit atunci când reactorul este scos din funcțiune.

CAPITOLUL 2. Proiectarea reactorului RBMK-1000

2.1. Descrierea generală a proiectării reactorului

Reactorul RBMK-1000 (Fig. 2.1) cu o putere termică de 3200 MW este un sistem care utilizează apă ușoară ca lichid de răcire și dioxid de uraniu drept combustibil.

Reactorul RBMK-1000 este un reactor cu neutroni termici, heterogen, cu uraniu-grafit, de tip fierbere, conceput pentru a produce abur saturat cu o presiune de 70 kg/cm2. Lichidul de răcire este apă clocotită. Principalele caracteristici tehnice ale reactorului sunt prezentate în tabel. 2.1.

Orez. 2.1. Secțiunea blocului cu reactorul RBMK-1000

Un set de echipamente, inclusiv un reactor nuclear, mijloace tehnice dispozitivele care asigură funcționarea acestuia, dispozitivele pentru îndepărtarea energiei termice din reactor și transformarea acesteia într-un alt tip de energie, sunt de obicei numite nucleare centrală electrică. Aproximativ 95% din energia eliberată ca urmare a reacției de fisiune este transferată direct în lichidul de răcire. Aproximativ 5% din puterea reactorului este eliberată în grafit de la moderarea neutronilor și absorbția razelor gamma.

Reactorul constă dintr-un set de canale verticale introduse în găurile cilindrice ale coloanelor de grafit, precum și plăci de protecție superioare și inferioare. Un corp cilindric ușor (carcasa) închide cavitatea stivei de grafit.

Zidăria este formată din blocuri de grafit de secțiune transversală pătrată asamblate în coloane cu găuri cilindrice de-a lungul axei. Zidăria se sprijină pe o placă inferioară, care transferă greutatea reactorului către puțul de beton. Canalele de combustibil și tije de control trec prin structurile metalice inferioare și superioare.

Au fost dezvoltate trei tipuri de reactoare de putere și funcționează cu succes în țara noastră:

reactor canal apă-grafit RBMK-1000 (RBMK-1500);

reactor pentru vas sub presiune cu apă sub presiune VVER-1000 (VVER-440);

reactor rapid cu neutroni BN-600.

Următoarele tipuri de reactoare de putere au fost dezvoltate și operate în alte țări:

Reactor cu apă sub presiune PWR;

Reactor cu apă clocotită sub presiune BWR;

reactor de canal cu apă grea CANDU;

reactor cu vas gaz-grafit AGR.

Numărul de bare de combustibil încărcate în miezul reactorului ajunge la 50.000 de bucăți. Pentru ușurința instalării, reîncărcării, transportului și răcirii, barele de combustibil ale tuturor reactoarelor de putere sunt combinate în ansambluri de combustibil - FA. Pentru o răcire fiabilă, barele de combustibil dintr-un ansamblu de combustibil sunt separate unele de altele prin elemente distanțiere.

Elemente de combustibil și ansambluri de combustibil ale reactoarelor RBMK-1000 și RBMK-1500

În miezul reactoarelor RBMK-1000 și RBMK-1500 cu un pas al grilei pătrate de 250 mm, există 1693 și 1661 de canale de proces. Ansamblurile de combustibil sunt amplasate în conducta de susținere a fiecărui canal. Pentru canalizarea conductei F 80x4 mm din aliaj Zr+ 2,5% Nb în stare recristalizată, vârfurile din oțel OKH18N10T sunt atașate pe ambele părți prin sudare prin difuzie, permițând fiecărui canal să fie strâns conectat la colectorul de lichid de răcire.

Acest design de canal face posibilă încărcarea și reîncărcarea cu ușurință a ansamblurilor de combustibil folosind o mașină de reîncărcare, inclusiv atunci când reactorul funcționează. În canalul reactorului RBMK-1000 este încărcată o casetă, constând din două ansambluri combustibile separate, situate unul deasupra celuilalt, conectate într-un singur întreg printr-o tijă de susținere goală din aliaj Zr+ 2,5% Nb ( f 15x1,25 mm). În cavitatea tijei de susținere, într-o carcasă tubulară separată din aliaj de zirconiu, sunt amplasați senzori de monitorizare a eliberării de energie sau absorbanți suplimentari de neutroni, care servesc la nivelarea eliberării de energie în miezul reactorului.

Fig.1. FA reactorului RBMK-1000

Fiecare ansamblu de combustibil superior și inferior (Fig. 1) este format dintr-un mănunchi paralel de tije de combustibil din 18 bucăți, dispuse în cercuri concentrice cu o treaptă de rază fixă, care creează o îndepărtare stabilă a căldurii pe toată durata de viață a tijei de combustibil. . Fixarea tijelor de combustibil este asigurată de un cadru format dintr-o tijă centrală de susținere și zece grile distanțiere distanțate uniform de-a lungul înălțimii fiecărui ansamblu combustibil. Grilele de distanțiere sunt asamblate din celule cu formă individuală, sudate între ele în puncte și fixate la exterior cu o jantă. Fiecare celulă are proeminențe interne de 0,1 - 0,2 mm lungime: patru în celulele rândului exterior și cinci în celulele rândului interior de bare de combustibil, ferm, cu tensiune, fixând tijele de combustibil trecute prin celule. Acest lucru previne mișcările radiale ale elementelor de combustibil din celule, care pot fi excitate de vibrația structurii sub influența fluxului turbulent de lichid de răcire. În acest fel, este eliminată apariția coroziunii prin fretting în locurile în care placarea elementului de combustibil atinge metalul celulelor. Gratarele sunt realizate din otel inoxidabil austenitic (se lucreaza la inlocuirea materialului cu un aliaj de zirconiu). Grilele distanțiere au libertate de mișcare împreună cu pachetul de tije de combustibil al tijei de sprijin, dar rotația grilei în raport cu axa tijei este exclusă.

Tijele de combustibil sunt atașate la un capăt de grila de susținere folosind încuietori inele, sertizate în decupările vârfurilor modelate. Celelalte capete ale tijelor de combustibil rămân libere. Grila de susținere (capătul) este atașată rigid de jumătatea axială a tijei de susținere.

O vedere generală a tijei de combustibil este prezentată în Fig. 2. Lungimea totală a tijei de combustibil este de 3644 mm, lungimea miezului de combustibil este de 3430 mm.

Materialul placajului și părților de capăt ale barelor de combustibil este un aliaj Zr+1% Nb în stare recristalizată. Diametrul carcasei 13,6 mm, grosimea peretelui 0,9 mm. Combustibilul este pelete de dioxid de uraniu sinterizat cu o înălțime apropiată de diametrul lor și având orificii la capete.

Masa medie a coloanei de combustibil este de 3590 g cu o densitate minimă de 10,4 g/cm 3 .

Răspândirea spațiului diametral dintre tabletă și carcasă este de 0,18-0,36 mm. În carcasă, peleții de combustibil sunt comprimați de un arc elicoidal situat într-un colector de gaz, care reduce presiunea produselor de fisiune gazoasă. Raportul dintre volumul liber sub carcasă și volumul total la parametri geometrici medii este 0,09.