РБМК

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до навігації Перейти до пошуку
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]

Одним з завдань під час розробки реактора РБМК, було покращення 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, 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 нержавіючої сталі. Цирконієва і сталеві частини труби тиску з'єднано зварними перехідниками.

При проектуванні енергоблоків РБМК, 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 зневажаючи 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 РБМК 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 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 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 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. 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 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 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 РБМК-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).

РБМК-2000, РБМК-3600[ред. | ред. код]

У проекті РБМК-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.

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 враховано 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 — вміщувачем: перша — сталева, друга — залізобетонна без створення попередньо напруженої конструкції. Діаметр захисної оболонки МКЕР-1500 становить 56 метрів (відповідає діаметру непроникної оболонки 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 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 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 (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 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;
  • 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 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 вади 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. 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.

РБМК у пострадянських країнах[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 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 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[3] РБМК-1000 зупинений 30 листопада 1996 740 800
Україна Україна Чорнобиль-2[4] РБМК-1000 зупинений 11 жовтня 1991 925 1 000
Україна Україна Чорнобиль-3[5] РБМК-1000 зупинений 15 грудня 2000 925 1 000
Україна Україна Чорнобиль-4[6] РБМК-1000 зруйнований 26 квітня 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 Курськ-1 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курськ-2 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курськ-3 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курськ-4 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Курськ-5 РБМК-1000 будується з 1986, будівництво зупинене у 2012 925 1 000
Росія Росія Курськ-6 РБМК-1000 будівництво зупинено в 1993 925 1 000
Росія Росія Ленінград-1 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Ленінград-2 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Ленінград-3 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Ленінград-4 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленськ-1 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленськ-2 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленськ-3 РБМК-1000 активний 925 1 000
Росія Росія Смоленськ-4 РБМК-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.