РБМК

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до навігації Перейти до пошуку
РБМК
{{{Назва реактора}}}
RIAN archive 305011 Leningrad nuclear power plant.jpg
Центральна зала РВПК-1000 Ленінградської АЕС
Призначення реактора електроенергетика
Технічні характеристики
Робочий тиск {{{Робочий тиск}}}
Робоча температура {{{Робоча температура}}}
Електрична потужність {{{Електрична потужність}}}
Сейсмостійкість {{{Сейсмостійкість}}}
CMNS: РБМК у Вікісховищі

РБМК — Реактор великої потужності канальний — 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]

Одним з завдань під час розробки реактора РБМК, було покращення паливного циклу. Розв'язання цієї проблеми пов'язане з розробкою конструкційних матеріалів, що слабко поглинають нейтрони і які мало відрізняються за своїми механічними властивостями від неіржавної сталі. Зниження поглинання нейтронів в конструкційних матеріалах дає можливість використовувати більш дешеве ядерне паливо з низьким збагаченням урану (за первинним проектом — 1,8%).

РВПК — 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, крізь 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 неіржавної сталі. Цирконієва і сталеві частини труби тиску з'єднано зварними перехідниками.

При проектуванні енергоблоків РВПК, через недосконалість розрахункових методик, був обраний не оптимальний крок решітки каналів. Через це 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 робочих областях з паровмістом, у міру зростання вмісту пари ця величина змінює знак, так що ефект зневоднення ставав 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 паровмістом 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 РВПК додаткові поглиначі витягувалися, для досягнення заданих нейтронно-фізичних характеристик стали застосовувати паливо більш високого збагачення з додатковим поглиначем (оксид ербію).

У кожному паливному каналі встановлена касета, що складається з двох тепловидільних 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. З початку 2000 років, здійснюється перехід на паливо зі збагаченням 3,0 %.

Реактор РВПК 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. Відсепарована насичена пара (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 РВПК-1000 встановлено на Ленінградській АЕС, Курській АЕС, Чорнобильській АЕС, Смоленській АЕС.

Характеристика реакторів[ред. | ред. код]

Тепловидільна збірка реактора РБМК:
1 — віддаляюча 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 Неіржавна сталь

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

Блок №5 Курської АЕС будувався з 1985 по 2012 роки, коли будівництво було зупинено (на 2009 рік готовність блоку становила 70 — 80%). На даному блоці принципову новизну мала конструкція графітової кладки реактора, що у перетині мала вигляд восьмигранника. Завдяки зменшенню обсягу графіту, змінюється відношення частки палива до частки сповільнювача, що робить істотний вплив на паровий коефіцієнт реактивності. У підсумку, при гарантованому негативному паровому коефіцієнті реактивності, реактор РВПК-1000 5-го блоку Курської АЕС міг працювати з мінімальним ОЗР, що додатково збільшувало його економічну ефективність.

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

РВПК-1500[ред. | ред. код]

У РВПК-1500 потужність підвищена завдяки збільшенню питомої енергонапруженості активної зони шляхом збільшення потужності ТК в 1,5 рази за збереження його будови. 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 РВПК-1500 слід відрізняти від дистанціонуючих решіток, встановлених на кожній ТВЗ в кількості 10 шт., які також містять турбулізатори. У ході 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).

РВПК-2000, РВПК-3600[ред. | ред. код]

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

РВПК-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 РВПК-1500, шляхом інтенсифікації теплозняття, без зміни конструкції його основи РВПК-2000 — і, отже, без збільшення активної зони.

РВПКП-2400, РВПКП-4800 БКЕР (сучасні проекти)[ред. | ред. код]

Проекти РУ БКЕР - Багаторічний канальний енергетичний реактор - є еволюційним розвитком покоління реакторів РВПК. У них враховано нові посилені вимоги безпеки і усунені головні недоліки колишніх реакторів такого типу.

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

Через хороший баланс нейтронів, РУ БКЕР мають дуже низьку витрату природного урану (у БКЕР-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 РВПКП);
  • Незалежний контур системи керування і захисту (СКЗ);
  • Широкі можливості здійснення регулярного контролю стану вузлів активної зони (наприклад, труб технологічних каналів) без потреби зупинки реактора, і також

висока ремонтопридатність;

  • Мале «паразитне» поглинання нейтронів в активній зоні (сприятливіший нейтронний баланс), як наслідок — повніше використання ядерного палива;
  • Легше (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 РВПК);
  • 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 (порівняно з корпусними ВВЕР) необхідності застосування борного регулювання;
  • Рівномірніше і глибше (порівняно 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);
  • Дешевше паливо через нижчий ступінь збагачення, хоча забезпечення паливом значно вище (в загальному паливному циклі використовують переробку відпрацьованого палива від ВВЕР);
  • Поканальне регулювання витрат теплоносія крізь 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 РВМК — 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;
  • Потреба проведення поканального регулювання витрат, що може спричинити за собою аварії, пов'язані з припиненням витрати теплоносія через канал;
  • Вище навантаження на оперативний персонал порівняно з ВВЕР, пов'язана з великою кількістю вузлів (наприклад запірно-регулювальної 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 РВПК:

  • 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 вади конструкції РВПК, 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. Попри 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.

РВПК у пострадянських країнах[ред. | ред. код]

Станом на 2011 рік експлуатується 11 енергоблоків із РВПК на трьох АЕС: Ленінградській, Курській, Смоленській. З політичних причин (відповідно до зобов'язань перед Євросоюзом Литви) зупинено два енергоблоки на Ігналінській АЕС. Також з політичних причин зупинено три енергоблоки (№ 1-3) на Чорнобильській АЕС; ще один блок (№ 4) ЧАЕС було зруйновано через катастрофу 26 квітня 1986.

Закладання нових блоків РВПК Росії поки не планується. Наприклад, прийнято рішення про повну зміну проекту споруджуваної Костромської АЕС із РВПК, 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 високий ступінь готовності — обладнання реакторного цеху змонтовано на 70%, основне обладнання реактора РВПК — на 95%, турбінного цеху — на 90%.

Енергоблок[2] Тип реактора Стан Потужність
(МВт)
Генеруюча
потужність (МВт)
Україна Україна Чорнобиль-1[3] РВПК-1000 зупинений 30 листопада 1996 740 800
Україна Україна Чорнобиль-2[4] РВПК-1000 зупинений 11 жовтня 1991 925 1 000
Україна Україна Чорнобиль-3[5] РВПК-1000 зупинений 15 грудня 2000 925 1 000
Україна Україна Чорнобиль-4[6] РВПК-1000 зруйнований 26 квітня 1986 925 1 000
Україна Україна Чорнобиль-5 РВПК-1000 будівництво зупинене в 1988 950 1 000
Україна Україна Чорнобиль-6 РВПК-1000 будівництво зупинене в 1988 950 1 000
Литва Литва Ігналіна-1 РВПК-1500 зупинений в 2004 1 185 1 300
Литва Литва Ігналіна-2 РВПК-1500 зупинений в 2009 1 185 1 300
Литва Литва Ігналіна-3 РВПК-1500 Будівництво зупинене в 1988 1 380 1 500
Литва Литва Ігналіна-4 РВПК-1500 проект скасований в 1988 1 380 1 500
Росія Росія Курськ-1 РВПК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курськ-2 РВПК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курськ-3 РВПК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курськ-4 РВПК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курськ-5 РВПК-1000 будується з 1986, будівництво зупинене у 2012 925 1 000
Росія Росія Курськ-6 РВПК-1000 будівництво зупинено в 1993 925 1 000
Росія Росія Ленінград-1 РВПК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Ленінград-2 РВПК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Ленінград-3 РВПК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Ленінград-4 РВПК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленськ-1 РВПК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленськ-2 РВПК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленськ-3 РВПК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленськ-4 РВПК-1000 Будівництво зупинене в 1993 925 1 000

Примітки[ред. | ред. код]

  1. Залежить від модифікації.
  2. CHERNOBYL-1 // PRIS — Інформаційна система з енергетичних реакторів (МАГАТЕ). — Дата звернення: 29.05.2019. (англ.)
  3. CHERNOBYL-2 // PRIS — Інформаційна система з енергетичних реакторів (МАГАТЕ). — Дата звернення: 30.05.2019. (англ.)
  4. CHERNOBYL-3 // PRIS — Інформаційна система з енергетичних реакторів (МАГАТЕ). — Дата звернення: 30.05.2019. (англ.)
  5. CHERNOBYL-4 // PRIS — Інформаційна система з енергетичних реакторів (МАГАТЕ). — Дата звернення: 30.05.2019. (англ.)

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.