РБМК

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до: навігація, пошук
Центральна зала РБМК-1000
(Ленінградська АЕС)

РБМК — (рос. Реактор Большой Мощности Канальный) — енергетичний реактор великої потужності канальний; двоцільовий канальний киплячий графіто-водний ядерний реактор.

Цей реактор — канальний, гетерогенний, уран-графітовий (графіто-водний за сповільнювачем), киплячого типу, на теплових нейтронах; призначений для вироблення пари тиском 70 кгс/см². Теплоносій — кипляча вода.

Конструкція[ред.ред. код]

Однією з цілей при розробці реактора РБМК було поліпшення паливного циклу. Вирішення цієї проблеми пов'язане з розробкою конструкційних матеріалів,що слабко поглинають нейтрони і які мало відрізняються за своїми механічними властивостями від нержавіючої сталі. Зниження поглинання нейтронів в конструкційних матеріалах дає можливість використовувати більш дешеве ядерне паливо з низьким збагаченням урану (за первинним проектом — 1,8%).

РБМК — 1000[ред.ред. код]

Схема енергоблоку АЕС
з реактором типа РБМК

Основу активної зони РБМК-1000 становить графітовий циліндр заввишки 7 м і діаметром 11,8 м, складений з блоків меншого розміру, який виконує роль сповільнювача. Графіт пронизаний великою кількістю вертикальних отворів, через кожний з яких проходить труба тиску (також звана технологічним каналом (ТК)). Центральна частина труби тиску, яка розташована в активній зоні, виготовлена зі сплаву цирконію з ніобієм (Zr + 2,5% Nb), який має високі механічні та корозієстійкі властивості; верхні і нижні частини труби тиску — з нержавіючої сталі. Цирконієва і сталеві частини труби тиску з'єднані зварними перехідниками.

При проектуванні енергоблоків РБМК, через недосконалість розрахункових методик, був обраний не оптимальний крок решітки каналів. У результаті реактор виявився дещо переуповільненим, що призводило до позитивних значень парового коефіцієнта реактивності в робочій області, що перевищує частку запізнілих нейтронів. До аварії на Чорнобильській АЕС використовувана методика розрахунку кривої парового коефіцієнта реактивності (програма BMP), показувала, що незважаючи на позитивний ПКР в області робочих паровміст, у міру зростання вмісту пари ця величина змінює знак, так що ефект зневоднення опинявся негативним. Відповідно склад і продуктивність систем безпеки проектувалася з урахуванням цієї характеристики. Однак, як виявилося після аварії на Чорнобильській АЕС, розрахункове значення парового коефіцієнта реактивності в областях з високим паровміст було отримано неправильно: замість негативного, він виявився позитивним. Для зміни парового коефіцієнта реактивності був виконаний ряд заходів, в тому числі в деякі канали замість палива встановлені додаткові поглиначі. У подальшому, для поліпшення економічних показників енергоблоків із РБМК додаткові поглиначі витягувалися, для досягнення заданих нейтроно-фізичних характеристик стали застосовувати паливо більш високого збагачення з додатковим поглиначем (оксид ербію).

У кожному паливному каналі встановлена касета, що складається з двох тепловиділяючих збірок (ТВЗ) — нижньої і верхньої. У кожну збірку входить 18 стрижневих твелів. Оболонка твела заповнена таблетками з двоокису урану. За первинним проектом збагачення по урану-235 становило 1,8%, але, у міру накопичення досвіду експлуатації РБМК, виявилося доцільним підвищувати збагачення. Підвищення збагачення в поєднанні із застосуванням вигоряючого поглинача в паливі дозволило збільшити керованість реактора, підвищити безпеку і поліпшити його економічні показники. В наш час[Коли?] здійснюється перехід на паливо із збагаченням 3,0%.

Реактор РБМК працює за одноконтурною схемою. Циркуляція теплоносія здійснюється в контурі багаторазової примусової циркуляції (КМПЦ). В активній зоні вода, що охолоджує твели, частково випаровується і утворена пароводяна суміш надходить в барабани-сепаратори. У барабан-сепараторах відбувається сепарація пари, яка надходить на турбоагрегат. Вода, що залишається, змішується з живильною водою і за допомогою головних циркуляційних насосів (ГЦН) подається в активну зону реактора. Відсепарований насичений пар (температура ~ 284 °C) під тиском 70-65 кгс/см2 надходить на два турбогенератори електричною потужністю по 500 МВт. Відпрацьована пара конденсується, після чого, пройшовши через регенеративні підігрівачі і деаератор, подається за допомогою живильних насосів (ПЕН) у КМПЦ.

Реактори РБМК-1000 встановлені на Ленінградській АЕС, Курській АЕС, Чорнобильській АЕС, Смоленській АЕС.

Характеристика реакторів[ред.ред. код]

Тепловиділяюча збірка реактора РБМК:
1 — дистанціонуюча проставка
2 — оболонка твел
3 — таблетки ядерного палива
Характеристика РБМК-1000 РБМК-1500 РБМКП-2400
(проект)
МКЭР-1500
(проект)
Теплова потужність реактора, МВт 3200 4800 5400 4250
Електрична потужність блока, МВт 1000 1500 2000 1500
К. к. д. блока, % 31,3 31,3 37,0 35,2
Тиск пари перед турбіною, атм 65 65 65 65?
Температура пари перед турбіною, °C 280 280 450
Розміри активної зони, м:        
    висота 7 7 7,05 7
    діаметр (ширина×довжина) 11,8 11,8 7,05×25,38 14
Завантаження урану, т 192 189 220
Збагачення, % 235U        
    випаровувальний канал 2,6-3,0 2,6-2,8 1,8 2-3,2
    перегріваючий канал 2,2
Кількість каналів:        
    випаровувальних 1693-1661[1] 1661 1920 1824
    перегріваючих 960
Середнє вигоряння, МВт·доба/кг:        
    в випаровувальному каналі 22,5 25,4 20,2 30-45
    в перегріваючому каналі 18,9
Розміри оболонки твела (діаметр×товщина), мм:        
    випаровувальний канал 13,5×0,9 13,5×0,9 13,5×0.9 -
    перегріваючий канал 10×0,3
Матеріал оболонок твелів:        
    випаровувальний канал Zr + 2,5 % Nb Zr + 2,5 % Nb Zr + 2,5 % Nb -
    перегріваючий канал Нержавіюча сталь

5-й енергоблок Курської АЕС
(РБМК-1000 3-го покоління)
[ред.ред. код]

На 5-му блоці Курської АЕС, який будується (готовність на 2009 рік 70 — 80%), крім інших заходів щодо удосконалення РБМК, принципову новизну має конструкція графітової кладки реактора, що має в перетині вид восьмигранника. За рахунок зменшення обсягу графіту змінюється відношення частки палива до частки сповільнювача, що робить істотний вплив на паровий коефіцієнт реактивності. У результаті, при гарантованому негативному паровому коефіцієнті реактивності, реактор РБМК-1000 5-го блоку Курської АЕС може працювати з мінімальним ОЗР, що додатково збільшує його економічну ефективність. У майбутньому можливо розглянути питання про підвищення збагачення палива для РБМК 5-го блоку Курської АЕС, що дозволить поліпшити його економічні показники, зберігаючи високий рівень безпеки.

Цей блок формально відноситься до 3-го покоління РБМК (до нього відноситься також 3-й блок Смоленської АЕС), але, за глибиною проведених змін, правильніше було б віднести його до покоління «3+»

РБМК-1500[ред.ред. код]

У РБМК-1500 потужність підвищена за рахунок збільшення питомої енергонапруженості активної зони шляхом збільшення потужності ТК в 1,5 рази при збереженні його конструкції. Це досягається інтенсифікацією теплозняття з ТВЕЛ за допомогою застосування в ТВК спеціальних інтенсифікаторів теплообміну (турбулізаторів) у верхній частині обох ТВЗ. Все разом це дозволяє зберегти колишні габарити і загальну конструкцію реактора.

Інтенсифікатори ТВЗ РБМК-1500 слід відрізняти від дистанціонуючих решіток, встановлених на кожній ТВЗ в кількості 10 шт., які також містять турбулізатори. У процесі експлуатації з'ясувалося, що через високі нерівномірності енерговиділення періодично виникають підвищені (пікові) навантаження в окремих каналах, які призводять до розтріскування оболонок ТВЕЛ. З цієї причини потужність була знижена до 1300МВт.

Дані реактори встановлені на Ігналінській АЕС (Литва).

РБМК-2000, РБМК-3600[ред.ред. код]

У проекті РБМК-2000 збільшення потужності планувалося за рахунок збільшення діаметра паливного каналу, числа ТВЕЛ-ів в касеті і кроку трубної решітки ТК. При цьому сам реактор залишався в колишніх габаритах.

РБМК-3600 був тільки концептуальним проектом, про його конструктивні особливості відомо мало. Ймовірно, що питання підвищення питомої потужності в ньому вирішувалося, так само як і в РБМК-1500, шляхом інтенсифікації теплозняття, без зміни конструкції його основи РБМК-2000 — і, отже, без збільшення активної зони.

РБМКП-2400, РБМКП-4800
МКЕР (сучасні проекти)
[ред.ред. код]

Проекти РУ МКЕР (з рос. Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор) є еволюційним розвитком покоління реакторів РБМК. У них враховані нові посилені вимоги безпеки і усунені головні недоліки колишніх реакторів такого типу.

Робота МКЕР-800 і МКЕР-1000 заснована на природній циркуляції теплоносія, інтенсифікованій водо-водяними інжекторами. МКЕР-1500 з огляду на великі розміри і потужності працює з примусовою циркуляцією теплоносія, що розвивається головними циркуляційними насосами. Реактори серії МКЕР оснащені подвійною захисною оболонкою — контейнментом: перша — сталева, друга — залізобетонна без створення попередньо напруженої конструкції. Діаметр захисної оболонки МКЕР-1500 становить 56 метрів (відповідає діаметру гермооболонки Бушерської АЕС).

Через хороший баланс нейтронів РУ МКЕР мають дуже низьку витрату природного урану (у МКЕР-1500 він становить 16,7 г / МВт • год (е) — найнижчий у світі). Очікуваний ККД — 35,2%, термін служби 50 років, збагачення 2,4%

Переваги[ред.ред. код]

  • Знижений, в порівнянні з корпусними ВВЕР, тиск води в першому контурі;
  • Завдяки канальній конструкції відсутній дорогий корпус;
  • Немає дорогих і складних парогенераторів;
  • Немає принципових обмежень на розмір і форму активної зони (наприклад, вона може бути у формі паралелепіпеда, як у проектах РБМКП);
  • Незалежний контур системи управління і захисту (СУЗ);
  • Широкі можливості здійснення регулярного контролю стану вузлів активної зони (наприклад, труб технологічних каналів) без необхідності зупинки реактора, і також

висока ремонтопридатність;

  • Мале «паразитне» поглинання нейтронів в активній зоні (сприятливіший нейтронний баланс), як наслідок — повніше використання ядерного палива;
  • Більш легке (в порівнянні з корпусними ВВЕР) протікання аварій, викликаних розгерметизацією циркуляційного контуру, а також перехідних режимів, викликаних відмовами обладнання;
  • Можливість формувати оптимальні нейтронно-фізичні властивості активної зони реактора (коефіцієнти реактивності) на стадії проектування;
  • Незначні коефіцієнти реактивності по щільності теплоносія (сучасний РБМК);
  • Заміна палива без зупинки реактора завдяки незалежності каналів один від одного (зокрема, підвищує КВВП);
  • Можливість напрацювання радіонуклідів технічного та медичного призначення, а також радіаційного легування різних матеріалів;
  • Відсутність (у порівнянні з корпусними ВВЕР) необхідності застосування борного регулювання;
  • Більш рівномірне і глибоке (в порівнянні з корпусними ВВЕР) вигоряння ядерного палива;
  • Можливість роботи реактора з низьким ОЗР — оперативним запасом реактивності (сучасні проекти, наприклад, що будується п'ятий енергоблок Курської АЕС);
  • Більш дешеве паливо через нижчий ступінь збагачення, хоча забезпечення паливом значно вище (в загальному паливному циклі використовують переробку відпрацьованого палива від ВВЕР);
  • Поканальное регулювання витрат теплоносія через канали, що дозволяє контролювати теплотехнічну надійність активної зони;
  • Теплова інертність активної зони, яка істотно збільшує запас до пошкодження палива під час можливих аварій;
  • Незалежність петель контуру охолодження реактора (в РБМК — 2 петлі), що дозволяє локалізувати аварії у одній петлі.

Недоліки[ред.ред. код]

  • Велика кількість трубопроводів і різних допоміжних підсистем вимагає наявності великої кількості висококваліфікованого персоналу;
  • Необхідність проведення поканального регулювання витрат, що може спричинити за собою аварії, пов'язані з припиненням витрати теплоносія через канал;
  • Більш високе навантаження на оперативний персонал в порівнянні з ВВЕР, пов'язана з великою кількістю вузлів (наприклад запірно-регулюючої арматури);
  • Більша кількість активованих конструкційних матеріалів через великі розміри АЗ(активної зони) і металоємність РБМК, що залишаються після виведення з експлуатації та потребують утилізації.

Аварії на енергоблоках із РБМК[ред.ред. код]

Найсерйозніші інциденти на АЕС з реакторами РБМК:

  • 1975 — розрив одного каналу на першому блоці ЛАЕС;
  • 1982 — розрив одного каналу на першому блоці ЧАЕС;
  • 1986 — аварія з масовим розривом каналів на четвертому блоці ЧАЕС;
  • 1991 — пожежа в машинному залі другого блоку ЧАЕС;
  • 1992 — розрив одного каналу на третьому блоці ЛАЕС;

Аварія 1982 була пов'язана з діями оперативного персоналу, який грубо порушив технологічний регламент. В аварії 1986 року, крім порушень персоналу, проявилися недоліки конструкції РБМК, які істотно вплинули на масштаб аварії. Після аварії проведена велика науково-технічна робота. Проведені заходи дозволили частково усунути недоліки конструкції.

Аварія 1991 року в машинному залі другого блоку ЧАЕС була викликана відмовами обладнання, що не залежать від реакторної установки. У процесі аварії, внаслідок пожежі, сталося обвалення покрівлі машинного залу. У результаті пожежі і обвалення покрівлі були пошкоджені трубопроводи підживлення реактора водою, а також заблокований у відкритому положенні пароскидальний клапан БРУ-Б. Незважаючи на численні відмови систем і устаткування, що супроводжували аварію, реактор проявив хороші властивості самозахищенності, що запобігло розігріву і пошкодженню палива.

1992 — розрив одного каналу на третьому блоці ЛАЕС був викликаний дефектом клапана.

Стан на 2011 рік[ред.ред. код]

Станом на 2011 рік експлуатується 11 енергоблоків із РБМК на трьох АЕС: Ленінградській, Курській, Смоленській. З політичних причин (відповідно до зобов'язань перед Євросоюзом Литви) зупинено два енергоблоки на Ігналінської АЕС. Також з політичних причин зупинено три енергоблоки (№ 1-3) на Чорнобильській АЕС; ще один блок (№ 4) ЧАЕС був зруйнований в результаті аварії 26 квітня 1986.

У наш час будується РБМК на 5-му енергоблоці Курської АЕС. Закладання нових блоків РБМК в Росії поки не планується. Наприклад, прийнято рішення про повну зміну проекту споруджуваної Костромської АЕС із РБМК, замість якої буде побудована абсолютно нова Центральна АЕС з використанням ВВЕР-1200. Також ставиться під сумнів доцільність добудови 5-го енергоблоку Курської АЕС, попри те, що в цей час енергоблок вже має високу ступінь готовності — обладнання реакторного цеху змонтовано на 70%, основне обладнання реактора РБМК — на 95%, турбінного цеху — на 90%.

Енергоблок[2] Тип реактора Стан Потужність
(МВт)
Генеруюча
потужність (МВт)
Україна Україна Чорнобиль-1 РБМК-1000 зупинений в 1996 740 800
Україна Україна Чорнобиль-2 РБМК-1000 зупинений в 1991 925 1 000
Україна Україна Чорнобиль-3 РБМК-1000 зупинений в 2000 925 1 000
Україна Україна Чорнобиль-4 РБМК-1000 зруйнований в 1986 925 1 000
Україна Україна Чорнобиль-5 РБМК-1000 будівництво зупинене в 1988 950 1 000
Україна Україна Чорнобиль-6 РБМК-1000 будівництво зупинене в 1988 950 1 000
Литва Литва Ігналіна-1 РБМК-1500 зупинений в 2004 1 185 1 300
Литва Литва Ігналіна-2 РБМК-1500 зупинений в 2009 1 185 1 300
Литва Литва Ігналіна-3 РБМК-1500 Будівництво зупинене в 1988 1 380 1 500
Литва Литва Ігналіна-4 РБМК-1500 проект скасований в 1988 1 380 1 500
Росія Росія Курск-1 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курск-2 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курск-3 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курск-4 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курск-5 РБМК-1000 будується з 1986, рішення про остаточну добудову буде прийнято в 2012 році 925 1 000
Росія Росія Курск-6 РБМК-1000 будівництво зупинено в 1993 925 1 000
Росія Росія Ленинград-1 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Ленинград-2 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Ленинград-3 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Ленинград-4 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленск-1 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленск-2 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленск-3 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленск-4 РБМК-1000 Будівництво зупинене в 1993 925 1 000

Примітки[ред.ред. код]

  1. Залежить від модифікації.

Література[ред.ред. код]

  • Абрамов М. А., Авдеев В. И., Адамов Е. О. и др. Под общей редакцией Черкашова Ю. М. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. — М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. 632 с.