Ölkəmizdə üç növ enerji reaktoru hazırlanmış və uğurla fəaliyyət göstərir:

kanal su-qrafit reaktoru RBMK-1000 (RBMK-1500);

təzyiqli su təzyiqli gəmi reaktoru VVER-1000 (VVER-440);

sürətli neytron reaktoru BN-600.

Digər ölkələrdə aşağıdakı güc reaktorları hazırlanmış və istismar edilmişdir:

PWR təzyiqli su reaktoru;

təzyiqli qaynar su reaktoru BWR;

kanal ağır su reaktoru CANDU;

qaz-qrafit gəmi reaktoru AGR.

Reaktorun nüvəsinə yüklənən yanacaq çubuqlarının sayı 50.000 ədədə çatır. Quraşdırma, yenidən yükləmə, daşıma və soyutma asanlığı üçün bütün güc reaktorlarının yanacaq çubuqları yanacaq birləşmələrinə - FA-lara birləşdirilir. Etibarlı soyutma üçün yanacaq qurğusunda yanacaq çubuqları bir-birindən spacer elementləri ilə ayrılır.

RBMK-1000 və RBMK-1500 reaktorlarının yanacaq elementləri və yanacaq birləşmələri

RBMK-1000 və RBMK-1500 reaktorlarının nüvəsində 250 mm kvadrat şəbəkə meydançası ilə 1693 və 1661 proses kanalı var. Yanacaq qurğuları hər bir kanalın dəstək borusunda yerləşir. Kanal borusuna F Yenidən kristallaşmış vəziyyətdə Zr+ 2,5% Nb ərintisindən hazırlanmış 80x4 mm, OKH18N10T poladdan hazırlanmış uclar hər iki tərəfdən diffuziya qaynağı ilə bərkidilir və bu, hər bir kanalın soyuducu kollektoruna möhkəm bağlanmasına imkan verir.

Bu kanal dizaynı reaktor işlədiyi zaman da daxil olmaqla, yenidən yükləmə maşını ilə yanacaq birləşmələrini asanlıqla yükləməyə və yenidən yükləməyə imkan verir. RBMK-1000 reaktorunun kanalına bir-birinin üstündə yerləşən, Zr+ 2,5% Nb ərintisindən hazırlanmış içi boş dayaq çubuqla vahid bütöv birləşdirilmiş iki ayrı yanacaq qurğusundan ibarət kaset yüklənir. f 15x1,25 mm). Dəstək çubuğunun boşluğunda, sirkonium ərintisindən hazırlanmış ayrı bir boru qabığında, reaktorun nüvəsindəki enerji buraxılışını bərabərləşdirməyə xidmət edən enerji buraxılışının monitorinqi sensorları və ya əlavə neytron absorberləri yerləşir.

Şəkil 1. RBMK-1000 reaktorunun FA

Hər bir yuxarı və aşağı yanacaq məclisi (şəkil 1) sabit radius pilləsi ilə konsentrik dairələrdə yerləşdirilmiş 18 ədəd yanacaq çubuq çubuqlarının paralel dəstəsi ilə formalaşır və bu, yanacaq çubuqlarının bütün xidmət müddəti ərzində sabit istilik çıxarılmasını yaradır. . Yanacaq çubuqlarının fiksasiyası dəstəkləyici mərkəzi çubuq və hər bir yanacaq qurğusunun hündürlüyü boyunca bərabər məsafədə yerləşən on aralıq torları ilə formalaşmış çərçivə ilə təmin edilir. Spacer ızgaraları fərdi formalı hüceyrələrdən yığılır, nöqtələrdə bir-birinə qaynaqlanır və kənardan bir halqa ilə bərkidilir. Hər bir hüceyrənin 0,1 - 0,2 mm uzunluğunda daxili çıxıntıları var: xarici cərgənin hüceyrələrində dördü və yanacaq çubuqlarının daxili cərgəsinin hüceyrələrində beş, möhkəm, gərginliklə, hüceyrələrdən keçən yanacaq çubuqlarını düzəldir. Bu, turbulent soyuducu axınının təsiri altında strukturun titrəməsi ilə həyəcanlana bilən hüceyrələrdə yanacaq elementlərinin radial hərəkətlərinin qarşısını alır. Beləliklə, yanacaq elementi örtüyünün hüceyrələrin metalına toxunduğu yerlərdə sürtünmə korroziyasının baş verməsi aradan qaldırılır. Barmaqlıqlar paslanmayan poladdan hazırlanır ostenitik polad(materialın sirkonium ərintisi ilə əvəz edilməsi üzrə işlər aparılır). Aralıq torları dəstək çubuğunun yanacaq çubuğu dəsti ilə birlikdə hərəkət azadlığına malikdir, lakin çubuq oxuna nisbətən şəbəkənin fırlanması istisna olunur.

Yanacaq çubuqları bir ucunda formalı ucların kəsiklərinə bükülmüş halqa qıfıllarından istifadə edərək dəstəkləyici şəbəkəyə bərkidilir. Yanacaq çubuqlarının digər ucları sərbəst qalır. Dəstəkləyici şəbəkə (ucu) dəstəkləyici çubuğun eksenel yarısına sərt şəkildə bağlanır.

Yanacaq elementinin ümumi görünüşü Şəkil 2-də göstərilmişdir. Yanacaq çubuğunun ümumi uzunluğu 3644 mm, yanacaq nüvəsinin uzunluğu 3430 mm-dir.

Yanacaq çubuqlarının üzlük və son hissələrinin materialı yenidən kristallaşmış vəziyyətdə Zr+1% Nb ərintisidir. Qabıq diametri 13,6 mm, divar qalınlığı 0,9 mm. Yanacaq, hündürlüyü diametrinə yaxın olan və uclarında deşiklər olan sinterlənmiş uran dioksidin qranullarıdır.

Yanacaq sütununun orta kütləsi minimum sıxlığı 10,4 q/sm 3 olan 3590 g təşkil edir.

Tablet və qabıq arasında diametrik boşluğun yayılması 0,18-0,36 mm-dir. Qabıqda yanacaq qranulları qaz kollektorunda yerləşən qıvrılmış yay ilə sıxılır, bu da qaz parçalanma məhsullarının təzyiqini azaldır. Qabığın altındakı sərbəst həcmin orta həndəsi parametrlərdə ümumi həcmə nisbəti 0,09-dur.

Şəkil 2. RBMK reaktorunun yanacaq çubuğu: 1 - tıxac, 2 - yanacaq qabığı, 3 - qabıq, 4 - yay, 5 - kol, 6 - uc

(RBMK) - enerji silsiləsi nüvə reaktorları, Sovet İttifaqında inkişaf etdirilmişdir. Bu reaktor kanal, uran-qrafit (qrafit-su moderator), qaynama tipli, istilik neytron reaktorudur; 70 kq/sm təzyiqli doymuş buxar istehsal etmək üçün nəzərdə tutulmuşdur?. Soyuducu qaynar sudur.
Reaktor zavodunun baş konstruktoru: NIKIET, akademik Dollezhal N.A.
Layihənin elmi direktoru: IAE im. I. V. Kurçatova, akademik Aleksandrov A. P.
Baş dizayner (LNPP): GSPI-11 (VNIPIET), Qutov A.I.
Turbin qurğusunun baş konstruktoru: KhTGZ, "Turboatom", Kosyak Yu.
Metal konstruksiya tərtibatçısı: TsNIIPSK, Melnikov N.I.
Aparıcı materialşünaslıq təşkilatı:"Prometey", Kopyrin G.I.
Nəzarət və idarəetmə sistemləri üçün elektromexaniki avadanlıqların dizayneri və istehsalçısı, ÜST: Bolşevik Zavodunun Dizayn Bürosu, Klaas Yu.

Hazırda bu reaktorların seriyasına üç nəsil daxildir.

Serialın əsas reaktoru- Leninqrad AES-in 1 və 2-ci blokları.

1 Yaradılış və fəaliyyət tarixi 2 RBMK-nın xüsusiyyətləri 3 Tikinti 3.1 RBMK-1000 3.2 Kursk AES-in 5-ci bloku (3-cü nəsil RBMK-1000) 3.3 RBMK-1500 3.4 RBMK-2000, RBMK-3600 RBMKP-2400, RBMKP-4800 (keçmiş layihələr) 3.4.1 RBMK-2000, RBMK-3600 3.4.2 RBMKP-2400, RBMKP-4800 3.5 MKER ( müasir layihələr) 4 Üstünlüklər 5 Mənfi cəhətləri 6 Əməliyyat təcrübəsi

Yaradılış və fəaliyyət tarixi

RBMK-1500-ün mərkəzi zalı

(İqnalina AES)

Reaktor Dünyanın ilk atom elektrik stansiyası Obninsk AES-də quraşdırılmış su soyuducu AM-1 (Atom Mirnı) ilə uran-qrafit kanal reaktoru idi (1954). Uran-qrafit reaktoru texnologiyalarının inkişafı sənaye reaktorlarında, o cümlədən “ikili” təyinatlı reaktorlarda (“hərbi” izotoplara əlavə olaraq elektrik enerjisi istehsal edən) həyata keçirilmişdir: A (1948), AI (PO Mayak), I-1 (1955). il), EI-2 (1958), ADE seriyası (Sibir Kimya Zavodu). 1960-cı illərdən etibarən SSRİ gələcək RBMK kimi sırf güc reaktorlarını inkişaf etdirməyə başladı. Bəzi dizayn həlləri "Atom Mirnıy Bolşoy" eksperimental güc reaktorlarında sınaqdan keçirildi: Beloyarsk AES-də quraşdırılmış AMB-1 (1964) və AMB-2 (1967).

RBMK reaktorlarının inkişafı 60-cı illərin ortalarında başlamışdır və əsasən sənaye uran-qrafit reaktorlarının layihələndirilməsi və tikintisi sahəsində geniş və uğurlu təcrübəyə əsaslanırdı. Reaktor qurğusunun əsas üstünlükləri yaradıcılar tərəfindən aşağıdakı kimi görüldü:

uran-qrafit reaktorlarının təcrübəsindən maksimum istifadə;

fabriklər arasında yaxşı qurulmuş əlaqələr, əsas avadanlıqların istehsalı;

SSRİ sənayesinin və tikinti sənayesinin vəziyyəti;

perspektivli neytronik xüsusiyyətləri (aşağı yanacaq zənginləşdirilməsi).

Ümumiyyətlə, reaktorun dizayn xüsusiyyətləri əvvəlki uran-qrafit reaktorlarının təcrübəsini təkrarladı. Yanacaq kanalı, yeni konstruktiv materiallardan - sirkonium ərintilərindən hazırlanmış yanacaq elementlərinin birləşmələri və yeni forma yanacaq - uran metalı onun dioksidi, eləcə də soyuducu parametrləri ilə əvəz edilmişdir. Reaktor əvvəlcə birməqsədli reaktor kimi - elektrik və istilik enerjisi istehsalı üçün nəzərdə tutulmuşdu.

Layihə üzərində iş 1964-cü ildə Atom Enerjisi İnstitutunda (RRC KI) və NII-8-də (NIKIET) başladı. 1965-ci ildə layihə B-190 adlandırıldı və onun tikintisi Bolşevik zavodunun konstruktor bürosuna həvalə edildi. 1966-cı ildə NTS nazirliyinin qərarı ilə layihə üzərində iş Dollezhalın rəhbərlik etdiyi NII-8 (NIKIET)-ə həvalə edildi.

15 aprel 1966-cı ildə Orta Maşınqayırma Nazirliyinin rəhbəri E.P.Slavski Leninqraddan 70 km qərbdə, Sosnovı Bor kəndindən 4 km məsafədə yerləşən Leninqrad Atom Elektrik Stansiyasının layihələndirilməsi üçün tapşırıq imzaladı. . 1966-cı il sentyabrın əvvəlində dizayn tapşırığı tamamlandı.

1966-cı il noyabrın 29-da SSRİ Nazirlər Soveti Leninqrad AES-in birinci növbəsinin tikintisi haqqında 800-252 nömrəli qərar qəbul etdi və AES-in layihələndirilməsi və tikintisinin işlənib hazırlanması üzrə müəssisələrin təşkilati strukturunu və kooperasiyasını müəyyən etdi. atom elektrik stansiyası.

RBMK-1000 tipli reaktoru olan ilk enerji bloku 1973-cü ildə Leninqrad AES-də işə salınıb.

Ölkəmizdə ilk atom elektrik stansiyalarının tikintisi zamanı belə bir fikir var idi ki Nüvə stansiyası etibarlı enerji mənbəyidir və mümkün uğursuzluqlar və qəzalar çətin, hətta hipotetik hadisələrdir. Bundan əlavə, ilk qurğular orta mühəndislik sistemi çərçivəsində tikilib və bu nazirliyin təşkilatları tərəfindən istismar edilməsi nəzərdə tutulub. İnkişaf zamanı təhlükəsizlik qaydaları ya yox idi, ya da qeyri-kamil idi. Bu səbəbdən, RBMK-1000 və VVER-440 seriyalarının ilk güc reaktorlarında kifayət qədər sayda təhlükəsizlik sistemləri yox idi ki, bu da sonradan belə enerji bloklarının ciddi modernləşdirilməsini tələb etdi. Xüsusilə, Leninqrad AES-in ilk iki RBMK-1000 qurğusunun ilkin layihəsində qəza reaktorunun soyutma sistemi (ECCS) üçün hidrosilindrlər yox idi, qəza nasoslarının sayı kifayət qədər deyildi, yoxlama klapanları(OK) paylayıcı qrup kollektorlarında (RGK) və s. Sonralar modernləşdirmə zamanı bütün bu çatışmazlıqlar aradan qaldırıldı.

RBMK qurğularının sonrakı tikintisi SSRİ Energetika Nazirliyinin ehtiyacları üçün aparılmalı idi. Energetika Nazirliyinin atom elektrik stansiyaları ilə bağlı təcrübəsinin az olduğunu nəzərə alaraq, enerji bloklarının təhlükəsizliyini artırmaq üçün layihəyə əhəmiyyətli dəyişikliklər edilib. Bundan əlavə, ilk RBMK-lərin təcrübəsini nəzərə almaq üçün dəyişikliklər edildi. Digər şeylər arasında ECCS hidravlik silindrlərindən istifadə edildi, 5 nasos ECCS qəza elektrik nasoslarının funksiyasını yerinə yetirməyə başladı, RGK-da çek klapanlardan istifadə edildi və digər təkmilləşdirmələr edildi. Bu layihələr əsasında Kursk AES-in 1 və 2, Çernobıl AES-in 1 və 2 enerji blokları tikilib. Bu mərhələdə birinci nəsil RBMK-1000 enerji bloklarının (6 enerji bloku) tikintisi başa çatdırılmışdır.

RBMK ilə atom elektrik stansiyalarının daha da təkmilləşdirilməsi Leninqrad AES-in ikinci mərhələsi (enerji blokları 3, 4) üçün layihələrin hazırlanması ilə başladı. Layihənin yekunlaşdırılmasının əsas səbəbi təhlükəsizlik qaydalarının sərtləşdirilməsi olub. Xüsusilə, 4 qəza nasosu ilə təmsil olunan balon ECCS sistemi, uzunmüddətli soyuducu ECCS sistemi təqdim edilmişdir. Qəzanın lokallaşdırılması sistemi əvvəlki kimi qabarcıq çəni ilə deyil, reaktor boru kəmərlərinin zədələnməsi ilə nəticələnən qəzalarda radioaktivliyin toplanması və yayılmasının effektiv qarşısını almağa qadir olan qəza lokalizasiya qülləsi ilə təmsil olunurdu. Digər dəyişikliklər edildi. Leninqrad AES-in 3 və 4-cü enerji bloklarının əsas xüsusiyyəti RGC-nin nüvənin hündürlüyündən daha yüksək bir hündürlükdə yerləşdirilməsinin texniki həlli idi. Bu, RGC-yə təcili su təchizatı halında, nüvənin su ilə təmin edilməsinə imkan verdi. Bu qərar sonradan tətbiq edilmədi.

Orta Mühəndislik Nazirliyinin tabeliyində olan Leninqrad AES-in 3 və 4 nömrəli enerji blokları tikildikdən sonra SSRİ Energetika Nazirliyinin ehtiyacları üçün RBMK-1000 reaktorlarının layihələndirilməsinə başlanıldı. Yuxarıda qeyd edildiyi kimi, Energetika Nazirliyi üçün atom elektrik stansiyası hazırlanarkən, AES-in etibarlılığını və təhlükəsizliyini artırmaq, habelə iqtisadi potensialını artırmaq üçün nəzərdə tutulmuş layihəyə əlavə dəyişikliklər edilmişdir. Xüsusilə, RBMK-nın ikinci mərhələlərini tamamlayarkən, daha böyük diametrli bir baraban separatorundan (DS) istifadə edildi (daxili diametri 2,6 m-ə qədər artırıldı), üç kanallı ECCS sistemi tətbiq edildi, ilk iki kanalı hidravlik silindrlərdən, üçüncüsü - yem nasoslarından su ilə təmin edilir. Reaktora təcili su təchizatı nasoslarının sayı 9-a çatdırıldı və enerji blokunun təhlükəsizliyini əhəmiyyətli dərəcədə artıran digər dəyişikliklər edildi (əsasən, ECCS-nin işləmə səviyyəsi nəinki reaktor zamanı qüvvədə olan sənədləri qane etdi. atom elektrik stansiyasının dizaynı, həm də bir çox cəhətdən müasir tələblər). Maksimum diametrli boru kəmərinin (əsas dövriyyə nasoslarının təzyiq manifoldu (MCP) DN 900) gilyotinin qopması nəticəsində yaranan qəzanın qarşısını almaq üçün nəzərdə tutulmuş qəzanın lokallaşdırılması sisteminin imkanları əhəmiyyətli dərəcədə artmışdır. RBMK-nın birinci pillələrinin qabarcıq çənləri və Leninqrad AES-in 3 və 4-cü bloklarının lokalizasiya qüllələri əvəzinə ikinci nəsil RBMK MINENERGO qəza lokalizasiya sisteminin (ALS) imkanlarını əhəmiyyətli dərəcədə artıran iki mərtəbəli lokalizator hovuzlarından istifadə etdi. ). Saxlamanın olmaması, soyuducu suyun çoxlu məcburi dövriyyə dövrəsinin boru kəmərlərinin yerləşdiyi sıx davamlı qutular (TPB) sistemindən istifadə strategiyası ilə kompensasiya edildi. PPB-nin dizaynı və divarların qalınlığı, içərisində olan avadanlığın qırılması halında (MCP DN 900 mm-nin təzyiq manifolduna qədər) binaların bütövlüyünü qorumaq şərti əsasında hesablanmışdır. PPB BS və buxar-su kommunikasiyalarını əhatə etmirdi. Həmçinin, atom elektrik stansiyalarının tikintisi zamanı reaktor bölmələri ikiqat blok şəklində tikilmişdir, bu o deməkdir ki, iki enerji blokunun reaktorları mahiyyətcə bir binadadır (əvvəlki RBMK ilə nüvə elektrik stansiyalarından fərqli olaraq, hər bir reaktor bir yerdə yerləşirdi). ayrı bina). İkinci nəsil RBMK-1000 reaktorları belə quruldu: Kursk AES-in 3 və 4-cü enerji blokları, Çernobıl AES-in 3 və 4-ü, Smolensk AES-in 1 və 2-si (cəmi, Leninqradın 3 və 4-cü blokları ilə birlikdə). AES, 8 enerji bloku).

Ümumilikdə 17 RBMK enerji bloku istismara verilib. İkinci nəsil seriya qurğularının geri qaytarılma müddəti 4-5 il idi.

RBMK reaktorları olan atom elektrik stansiyalarının Rusiyadakı bütün atom elektrik stansiyaları tərəfindən ümumi elektrik istehsalına töhfəsi təxminən 50% təşkil edir.

SSRİ-də Çernobıl AES-də qəzadan əvvəl belə reaktorların tikintisi üçün geniş planlar var idi, lakin qəzadan sonra yeni obyektlərdə RBMK enerji bloklarının tikintisi planları məhdudlaşdırıldı. 1986-cı ildən sonra iki RBMK reaktoru işə salındı: Smolensk AES-də RBMK-1000 (1990) və İqnalina AES-də RBMK-1500 (1987). Kursk AES-in 5-ci blokunun daha bir RBMK-1000 reaktoru tamamlanma mərhələsindədir (~70-80% hazırlıq). Çernobıl AES-də baş verən qəzadan sonra əlavə tədqiqatlar və modernləşdirmə işləri aparılıb. Hal-hazırda RBMK reaktorları təhlükəsizlik və iqtisadi göstəricilərə görə eyni tikinti dövründəki yerli və xarici atom elektrik stansiyalarından geri qalmır. Bu günə qədər RBMK təhlükəsizliyinin məqbul səviyyəsi milli səviyyədə, eləcə də beynəlxalq ekspertizalarla təsdiq edilmişdir.

Kanal uran-qrafit reaktoru konsepsiyasının hazırlanması MKER layihələrində - Çoxdövrəli Kanal Enerji Reaktorunda həyata keçirilir.

RBMK-nın xüsusiyyətləri

Xarakterik	RBMK-1000	RBMK-1500	RBMKP-2400 (layihə)	MKER-1500 (layihə)
Reaktorun istilik gücü, MVt	3200	4800	5400	4250
Qurğunun elektrik gücü, MVt	1000	1500	2000	1500
Blok səmərəliliyi, %	31,3	31,3	37,0	35,2
Turbinin qarşısında buxar təzyiqi, atm	65	65	65	65?
Turbinin qarşısında buxar temperaturu, °C	280	280	450
Əsas ölçülər, m:
hündürlük	7	7	7,05	7
diametri (en? uzunluq)	11,8	11,8	7,05?25,38	14
192	189	220
Zənginləşdirmə, % 235U
buxarlanma kanalı	2,6-3,0	2,6-2,8	1,8	2-3,2
kanalın həddindən artıq istiləşməsi	-	-	2,2	-
Kanalların sayı:
buxarlandırıcı	1693-1661	1661	1920	1824
həddindən artıq istiləşmə	-	-	960	-
Orta yanma, MW gün/kq:
buxarlanma kanalında	22,5	25,4	20,2	30-45
super qızdırma kanalında	-	-	18,9	-
Yanacaq çubuğunun qabığının ölçüləri (diametri? qalınlığı), mm:
buxarlanma kanalı	13,5?0,9	13,5?0,9	13,5?0.9	-
kanalın həddindən artıq istiləşməsi	-	-	10?0,3	-
Yanacaq çubuğu qabıqlarının materialı:
buxarlanma kanalı	Nb	Zr + 2,5% Nb	Zr + 2,5% Nb	-
kanalın həddindən artıq istiləşməsi	-	-	Paslanmaz polad polad	-

Dizayn

AES-in güc blokunun diaqramı
RBMK tipli reaktorla

RBMK reaktorunun hazırlanmasında məqsədlərdən biri yanacaq dövriyyəsini yaxşılaşdırmaq idi. Bu problemin həlli neytronları zəif udan və öz xüsusiyyətlərinə görə az fərqlənən struktur materialların inkişafı ilə bağlıdır. Mexaniki xüsusiyyətləri-dən paslanmayan poladdan. Struktur materiallarda neytron udulmasının azaldılması uranın az zənginləşdirilməsi ilə daha ucuz nüvə yanacağından istifadə etməyə imkan verir (orijinal dizayna görə 1,8%).

RBMK-1000

AES-in güc blokunun diaqramı
RBMK reaktoru ilə RBMK reaktorunun yanacaq qurğusu:
1 - boşluq
2 - TVEL qabığı
3 - nüvə yanacağı qranulları

RBMK-1000 nüvəsinin əsasını hündürlüyü 7 m və diametri 11,8 m olan, daha kiçik bloklardan ibarət olan və moderator rolunu oynayan qrafit silindr təşkil edir. Qrafit keçir böyük məbləğşaquli deliklər, hər birindən təzyiq borusu keçir (həmçinin adlanır texnoloji kanal(TK)). Təzyiqli borunun özəkdə yerləşən mərkəzi hissəsi yüksək mexaniki və korroziya xüsusiyyətlərinə malik sirkonium ərintisi (Zr + 2,5% Nb), təzyiq borunun yuxarı və aşağı hissələri paslanmayan poladdan hazırlanır. Təzyiq borusunun sirkonium və polad hissələri qaynaqlı adapterlərlə birləşdirilir.

RBMK enerji bloklarının layihələndirilməsi zamanı hesablama metodlarının qeyri-kamilliyinə görə kanalların şəbəkələrarası məsafəsi qeyri-optimal seçilib. Nəticədə, reaktor bir qədər ləngidi ki, bu da iş bölgəsində buxar reaktivlik əmsalının gecikmiş neytronların nisbətini aşaraq müsbət qiymətlərinə səbəb oldu. Çernobıl qəzasından əvvəl, reaktivlik əyrisinin buxar əmsalını hesablamaq üçün istifadə edilən üsul (BMP proqramı) göstərdi ki, işləyən buxarın tərkibi sahəsində müsbət RCC-yə baxmayaraq, buxar miqdarı artdıqca, bu dəyər işarəni dəyişir, beləliklə dehidrasiya təsiri mənfi idi. Müvafiq olaraq, təhlükəsizlik sistemlərinin tərkibi və performansı bu xüsusiyyət nəzərə alınmaqla tərtib edilmişdir. Lakin Çernobıl AES-də baş verən qəzadan sonra məlum olduğu kimi, tərkibində buxarın çox olduğu ərazilərdə buxarın reaktivlik əmsalının hesablanmış qiyməti səhv alınıb: mənfi əvəzinə müsbət olub. Reaktivliyin buxar əmsalını dəyişdirmək üçün bir sıra tədbirlər həyata keçirilib, o cümlədən bəzi kanallarda yanacaq əvəzinə əlavə absorberlər quraşdırılıb. Sonradan, RBMK-lı güc bloklarının iqtisadi göstəricilərini yaxşılaşdırmaq üçün müəyyən edilmiş neytron-fiziki xüsusiyyətlərə nail olmaq üçün əlavə absorberlər çıxarıldı, əlavə bir absorber (erbium oksidi) ilə daha yüksək zənginləşdirici yanacaq istifadə edilməyə başlandı;

Hər yanacaq kanalında ikidən ibarət bir kaset var yanacaq birləşmələri(TVS) - aşağı və yuxarı. Hər bir montaja 18 yanacaq çubuğu daxildir. Yanacaq çubuğunun qabığı uran dioksid qranulları ilə doldurulur. İlkin layihəyə görə, uran 235 üçün zənginləşdirmə 1,8% təşkil edirdi, lakin RBMK-nın istismarında təcrübə toplandıqca, zənginləşdirmənin artırılması məqsədəuyğun oldu. Yanacaqda yandırıla bilən uducunun istifadəsi ilə birlikdə zənginləşdirmənin artırılması reaktorun idarəolunmasını artırmağa, təhlükəsizliyini artırmağa və onu təkmilləşdirməyə imkan verdi. iqtisadi göstəricilər. Hazırda 3,0% zənginləşdirmə ilə yanacağa keçid davam edir.

RBMK reaktoru bir dövrəli konstruksiyaya uyğun işləyir. Soyuducu çoxlu məcburi dövriyyə dövrəsində (MCPC) dövr edir. Özəkdə yanacaq elementlərini soyudan su qismən buxarlanır və yaranan buxar-su qarışığı separator barabanlarına daxil olur. Baraban separatorlarında buxar ayrılır və turbin qurğusuna verilir. Qalan su yem suyu ilə qarışdırılır və əsas sirkulyasiya nasoslarından (MCP) istifadə edərək reaktorun nüvəsinə verilir. Ayrılmış doymuş buxar (temperatur ~284 °C) 70-65 kqf/sm2 təzyiq altında hər birinin elektrik gücü 500 MVt olan iki turbogeneratora verilir. Egzoz buxarı kondensasiya olunur, bundan sonra regenerativ qızdırıcılardan və deaeratordan keçdikdən sonra yem nasoslarından (FEN) istifadə edərək CMP-yə verilir.

RBMK-1000 reaktorları Leninqrad AES, Kursk AES, Çernobıl AES və Smolensk AES-də quraşdırılır.

Kursk AES-in 5-ci enerji bloku
(RBMK-1000 3-cü nəsil)

Kursk AES-in tikilməkdə olan 5-ci blokunda (hazırda 70-80% tamamlanıb), RBMK-nın təkmilləşdirilməsi üzrə digər tədbirlərə əlavə olaraq, səkkizbucaqlı en kəsiyi olan reaktorun qrafit astarının dizaynı əsaslı şəkildə yenidir. Qrafitin həcmini azaltmaqla yanacaq fraksiyasının moderator fraksiyasına nisbəti dəyişir, bu da reaktivliyin buxar əmsalına əhəmiyyətli dərəcədə təsir göstərir. Nəticədə, zəmanətli mənfi buxar reaktivlik əmsalı ilə Kursk AES-in 5-ci blokunun RBMK-1000 reaktoru minimal ORM ilə işləyir ki, bu da onun iqtisadi səmərəliliyini daha da artırır. Gələcəkdə Kursk AES-in RBMK 5-ci bloku üçün yanacağın zənginləşdirilməsinin artırılması məsələsinə baxmaq olar ki, bu da yüksək təhlükəsizlik səviyyəsini saxlamaqla onun iqtisadi göstəricilərini daha da yaxşılaşdıracaq.

Bu bölmə rəsmi olaraq RBMK-nin 3-cü nəslinə aiddir (Smolensk AES-in 3-cü bloku da ona aiddir), lakin edilən dəyişikliklərin dərinliyinə görə onu "3+" nəsil kimi təsnif etmək daha düzgün olardı. .

RBMK-1500

RBMK-1500-də konstruksiyası saxlanılmaqla yanacaq kompleksinin gücünü 1,5 dəfə artırmaqla nüvənin xüsusi enerji intensivliyini artırmaqla güc artırılır. Bu, hər iki yanacaq qurğusunun yuxarı hissəsindəki yanacaq birləşmələrində xüsusi istilik ötürücü gücləndiricilərdən (turbulatorlardan) istifadə etməklə yanacaq çubuqlarından istiliyin çıxarılmasını gücləndirməklə əldə edilir. Hamısı birlikdə bu, reaktorun eyni ölçülərini və ümumi dizaynını saxlamağa imkan verir.

RBMK-1500 FA gücləndiriciləri hər bir FA-da 10 ədəd həcmində quraşdırılmış spacer torlarından fərqləndirilməlidir ki, onların tərkibində də turbulatorlar var.

Əməliyyat zamanı məlum oldu ki, enerjinin sərbəst buraxılmasının yüksək qeyri-bərabərliyi səbəbindən, ayrı-ayrı kanallarda vaxtaşırı baş verən artan (pik) güclər yanacaq çubuğunun örtüyünün çatlamasına səbəb olur. Bu səbəbdən güc 1300 MVta endirilib.

Bu reaktorlar İqnalina AES-də (Litva) quraşdırılır.

RBMK-2000, RBMK-3600
RBMKP-2400, RBMKP-4800
(keçmiş layihələr)

sayəsində ümumi xüsusiyyət nüvənin kublar kimi ibarət olduğu RBMK reaktorlarının dizaynı çox sayda eyni tipli elementlər, gücü daha da artırmaq ideyası özünü təklif etdi.

RBMK-2000, RBMK-3600

Layihədə RBMK-2000 gücün artırılması yanacaq kanalının diametrini, kasetdəki yanacaq çubuqlarının sayını və yanacaq borusu təbəqəsinin addımını artırmaqla planlaşdırılırdı. Eyni zamanda, reaktorun özü də eyni ölçülərdə qaldı.

RBMK-3600 yalnız konseptual layihə idi, onun dizayn xüsusiyyətləri haqqında az şey məlumdur. Çox güman ki, enerji sıxlığının artırılması məsələsi, RBMK-1500 kimi, istilik çıxarılmasını gücləndirməklə, RBMK-2000 bazasının dizaynını dəyişdirmədən və buna görə də nüvəni artırmadan həll edildi.

RBMKP-2400, RBMKP-4800

MKER (müasir layihələr)

MKER reaktor qurğuları RBMK nəsil reaktorlarının təkamül inkişafıdır. Onlar yeni, daha sərt təhlükəsizlik tələblərini nəzərə alır və bu tip əvvəlki reaktorların əsas çatışmazlıqlarını aradan qaldırır.

MKER-800 və MKER-1000-in işləməsi əsaslanır təbii dövriyyə su-su injektorları ilə gücləndirilmiş soyuducu. Böyük ölçüsü və gücü sayəsində MKER-1500, əsas dövriyyə nasosları tərəfindən hazırlanmış soyuducu suyun məcburi dövriyyəsi ilə işləyir. MKER seriyasının reaktorları ikiqat qoruyucu qabıqla təchiz edilmişdir - qoruyucu: birincisi polad, ikincisi əvvəlcədən gərginləşdirilmiş struktur yaratmadan dəmir-betondur. MKER-1500 saxlama mərmisinin diametri 56 metrdir (Buşəhr AES-in qoruyucu mərmisinin diametrinə uyğundur). Neytronların yaxşı balansına görə, MKER reaktorları təbii uranın çox aşağı istehlakına malikdir (MKER-1500 üçün bu, 16,7 q/MWh(e) - dünyada ən aşağı göstəricidir).

Gözlənilən səmərəlilik - 35,2%, xidmət müddəti 50 il, zənginləşdirmə 2,4%.

Üstünlüklər

Gəmi tipli VVER-lərlə müqayisədə ilkin dövrədə suyun təzyiqi azaldılıb;

Kanal dizaynı sayəsində bahalı mənzil yoxdur;

Bahalı və mürəkkəb buxar generatorları yoxdur;

Nüvənin ölçüsündə heç bir əsas məhdudiyyət yoxdur (məsələn, RBMKP layihələrində olduğu kimi paralelepiped şəklində ola bilər);

Müstəqil idarəetmə və mühafizə sistemi (CPS) sxemi;

Reaktorun bağlanmasına ehtiyac olmadan əsas komponentlərin (məsələn, texnoloji kanal borularının) vəziyyətinin müntəzəm monitorinqi üçün geniş imkanlar, həmçinin

yüksək davamlılıq;

Daha asan (gəmi tipli VVER-lərlə müqayisədə) sirkulyasiya dövrəsinin təzyiqsizləşməsi nəticəsində yaranan qəzaların, eləcə də avadanlıqların nasazlığı nəticəsində yaranan keçici vəziyyətlərin baş verməsi;

Dizayn mərhələsində reaktor nüvəsinin optimal neytronik xassələrini (reaktivlik əmsallarını) formalaşdırmaq imkanı;

Soyuducu sıxlığına əsaslanan əhəmiyyətsiz reaktivlik əmsalları (müasir RBMK);

Kanalların bir-birindən müstəqilliyinə görə reaktoru dayandırmadan yanacağın dəyişdirilməsi (xüsusilə, tutum əmsalını artırır);

Texniki və tibbi məqsədlər üçün radionuklidlərin istehsalı, habelə müxtəlif materialların radiasiya dopinqi imkanları;

Bor tənzimləməsindən istifadə ehtiyacının olmaması (damar tipli VVER-lərlə müqayisədə);

Nüvə yanacağının daha vahid və daha dərin (gəmi tipli VVER ilə müqayisədə) yanması;

Aşağı ORM ilə reaktorun istismarı imkanı - əməliyyat reaktivliyi marjası (müasir layihələr, məsələn, tikilməkdə olan Kursk AES-in beşinci enerji bloku);

Yanacaq yükü daha yüksək olsa da, aşağı zənginləşdirmə sayəsində daha ucuz yanacaq (ümumi yanacaq dövrü işlənmiş yanacağın təkrar emalından istifadə edir.

Kanallar vasitəsilə soyuducu axınının sürətinin kanal-kanal tənzimlənməsi, nüvənin istilik etibarlılığına nəzarət etməyə imkan verir;

Mümkün qəzalar zamanı yanacağın zədələnməsindən əvvəl ehtiyatları əhəmiyyətli dərəcədə artıran nüvənin termal inertiyası;

Reaktorun soyutma dövrəsinin döngələrinin müstəqilliyi (RBMK-da 2 döngə var), bu da qəzaları bir döngədə lokallaşdırmağa imkan verir.

Qüsurlar

Çoxlu sayda boru kəmərləri və müxtəlif köməkçi alt sistemlər çoxlu sayda yüksək ixtisaslı kadr tələb edir;

Kanal vasitəsilə soyuducu axınının dayandırılması ilə əlaqəli qəzalara səbəb ola biləcək kanal-kanal axınına nəzarət ehtiyacı;

Çox sayda komponentlə (məsələn, bağlama və idarəetmə klapanları) əlaqəli VVER ilə müqayisədə əməliyyat heyətinə daha yüksək yük;

Nüvənin böyük ölçüsünə və RBMK-nın metal tərkibinə görə, istismardan çıxarıldıqdan sonra daha böyük miqdarda aktivləşdirilmiş konstruksiya materialları qalır və utilizasiya tələb olunur.

Əməliyyat təcrübəsi

IAEA, PRIS verilənlər bazası.
Bütün işləyən güc blokları üçün məcmu tutum əmsalı:
RBMK - 69,71%; VVER - 71,54%.
Blok girişinin əvvəlindən 2008-ci ilə qədər olan məlumatlar.
Rusiya Federasiyası. Yalnız aktiv bloklar.

RBMK ilə enerji bloklarında qəzalar

RBMK reaktorları ilə atom elektrik stansiyalarında ən ciddi hadisələr:

1975 - Leninqrad AES-in birinci blokunda bir kanalın qırılması;

1982 - Çernobıl AES-in birinci blokunda bir kanalın qırılması;

1986 - Çernobıl Atom Elektrik Stansiyasının dördüncü blokunda kanalların kütləvi qırılması ilə qəza;

1991 - Çernobıl Atom Elektrik Stansiyasının ikinci blokunun turbin otağında yanğın;

1992 - Leninqrad AES-in üçüncü blokunda bir kanalın qırılması;

1982-ci ildə baş vermiş qəza texnoloji qaydaları kobud şəkildə pozan əməliyyat heyətinin hərəkətləri ilə bağlı idi.

1986-cı il qəzasında, kadr pozuntularına əlavə olaraq, RBMK-nın təhlükəli xüsusiyyətləri də özünü göstərdi ki, bu da qəzanın miqyasına əhəmiyyətli dərəcədə təsir etdi. Qəzadan sonra çoxlu elmi-texniki işlər aparılıb. Görülən tədbirlər belə təhlükəli xüsusiyyətlərin kökünü kəsib.

1991-ci ildə Çernobıl Atom Elektrik Stansiyasının ikinci blokunun turbin otağında baş vermiş qəza reaktor stansiyasından asılı olmayaraq avadanlıqların nasazlığı nəticəsində baş vermişdi. Qəza zamanı yanğın nəticəsində turbin otağının damı uçub. Yanğın və damın uçması nəticəsində reaktorun su təchizatı boruları sıradan çıxmış, BRU-B buxar çıxarıcı klapan açıq vəziyyətdə bloklanmışdır. Qəza ilə müşayiət olunan sistem və avadanlıqların çoxsaylı nasazlıqlarına baxmayaraq, reaktor yaxşı özünümüdafiə xüsusiyyətləri göstərdi ki, bu da qızmanın və yanacağın zədələnməsinin qarşısını aldı.

1992 - Leninqrad AES-in üçüncü blokunda bir kanalın qırılması klapan qüsuru səbəbindən baş verdi.

2010-cu il üçün status

2010-cu ilə qədər RBMK ilə 11 enerji bloku üç atom elektrik stansiyasında işləyir: Leninqrad, Kursk və Smolensk. Siyasi səbəblərə görə (Litvanın Avropa İttifaqı qarşısında götürdüyü öhdəliklərə uyğun olaraq) İqnalina Atom Elektrik Stansiyasında iki enerji bloku və Çernobıl Atom Elektrik Stansiyasında üç enerji bloku dayandırıldı (daha biri qəza nəticəsində fəaliyyətini dayandırdı) . Kursk AES-in beşinci enerji blokunda RBMK-nın üçüncü mərhələsinin tikintisi davam edir.

İxtisarların siyahısı, RBMK terminologiyası

A3 - təcili mühafizə; əsas
AZM - həddindən artıq güc üçün fövqəladə mühafizə (siqnal).
AZRT - texnoloji parametrlərə (sistem) uyğun olaraq reaktor qurğusunun fövqəladə mühafizəsi
Yanacaqdoldurma məntəqəsi - gücün artım sürətinə əsaslanan fövqəladə mühafizə (siqnal).
AR - avtomatik tənzimləyici
ASKRO - radiasiya vəziyyətinin monitorinqi üçün avtomatlaşdırılmış sistem
AES - atom elektrik stansiyası
BAZ - tez fəaliyyət göstərən fövqəladə mühafizə
BB - bubbler hovuzu
NIR - yan ionlaşma kamerası
BOU - blok təmizləyici qurğu
BRU-D - deaeratora axıdılması ilə yüksək sürətli azaldıcı cihaz
BRU-K - turbin kondensatoruna axıdılması ilə yüksək sürətli reduksiya cihazı
BS - baraban ayırıcı
İdarəetmə otağı - blok idarəetmə paneli
VIC - yüksək hündürlükdə ionlaşma kamerası
VIUB (SIUB) - aparıcı (böyük) bölməyə nəzarət mühəndisi
VIUR (SIUR) - aparıcı (böyük) reaktorun idarə edilməsi üzrə mühəndis
VIUT (SIUT) - aparıcı (böyük) turbin idarəetmə mühəndisi
GPK - əsas təhlükəsizlik klapan
MCP - əsas dövriyyə nasosu
DKE (r), (v) - enerji buraxılmasına nəzarət sensoru (radial), (yüksəklik)
DP - əlavə absorber
DREG - diaqnostik qeydiyyat parametrlər
ZRK - bağlama və idarəetmə klapan
KGO - qabığın sıxlığına nəzarət (TVELs)
CD - parçalanma kamerası
KIUM - quraşdırılmış gücün istifadəsi əmsalı
KMPC - çoxlu məcburi dövriyyə dövrəsi
KN - kondensat nasosu
KCTK - texnoloji kanalların (sistem) bütövlüyünün monitorinqi
LAZ - yerli fövqəladə mühafizə
LAR - yerli avtomatik tənzimləyici
MAQATE - Beynəlxalq Atom Enerjisi Agentliyi
MPA - maksimum dizayn əsaslı qəza
NVK - aşağı su kommunikasiyaları
NK - təzyiq manifoldu
NSB - blok növbəsinin nəzarətçisi
NSS - stansiya növbəsi nəzarətçisi
ORM - əməliyyat reaktivlik ehtiyatı (şərti "çubuqlar")
OK - klapan yoxlayın
OPB - " Ümumi müddəalar təhlükəsizlik"
PNY - "Nüvə Təhlükəsizliyi Qaydaları"
PVK - buxar-su rabitəsi
PN - yem nasosu
PPB - sıx və davamlı qutu
PRISMA - cihazın gücünü ölçmə proqramı
PEN - elektrik qidalandırıcı nasos
RBMK - yüksək güclü kanal reaktoru (qaynama)
RGK - paylama qrupu manifoldu
RZM - yükləmə-boşaltma maşını
RK CPS - nəzarət və mühafizə sisteminin işçi kanalı
RP - reaktor sahəsi
PP - əl ilə tənzimləmə
RU - reaktor zavodu
ECCS - təcili reaktor soyutma sistemi
SB - təhlükəsizlik sistemləri
SLA - qəza lokalizasiya sistemi
SP - absorber çubuğu
SPIR - təmizləmə və soyutma sistemi
SRK - dayandırma və idarəetmə klapan
STK - prosesə nəzarət sistemi
CPS - nəzarət və mühafizə sistemi
SFKRE - enerji paylanmasına fiziki nəzarət sistemi
SCS "Skala" - mərkəzləşdirilmiş idarəetmə sistemi (SKALA - Leninqrad Atom Zavodu aparatının idarəetmə sistemi)
FA - yanacaq yığılması
TVEL - yanacaq elementi
TG - turbogenerator
TK - texnologiya kanalı
USP - qısaldılmış uducu çubuğu (əl ilə)
NF - nüvə yanacağı
NFC - nüvə yanacaq dövrü
NEU - atom elektrik stansiyası

Materiallar: dic.academic.ru

Reaktor 21,6 x 21,6 x 25,5 m ölçüdə olan kvadrat kəsikli beton şaftda yerləşir.

Mərkəzi zonanın hər iki tərəfində, reaktorun mərkəzindən keçən və sərf edilmiş hovuza doğru istiqamətlənmiş şaquli müstəviyə simmetrik olaraq, əsas avadanlıqlar üçün otaqlar var: əsas sirkulyasiya nasosunun ilmələri, nasos stansiyası, enmə boru valları, əsas nasosun başlıq otaqları. .

Buxar kollektorları separatorların üstündə yerləşir. PVC boru kəməri kommunikasiyaları plitə döşəməsinin altında yerləşir.

NVK boru kəmərləri RGK-nın binalarında və "OR" sxemi altında yerləşir.

Reaktorun daxili komponentlərinin, birləşmələrinin və kommunikasiyalarının ağırlığından qüvvələrin betona ötürülməsi, həmçinin reaktorun daxili boşluğunun möhürlənməsi eyni vaxtda reaktor rolunu yerinə yetirən qaynaqlanmış MC-lərdən istifadə etməklə həyata keçirilir. bioloji müdafiə. Metal konstruksiyalara aşağıdakı struktur elementlər daxildir: Sxemlər "C", "OR", "KZh", "L" və "D", "E", "G", plitə döşəmələri, "E". Yuxarıda göstərilən bütün diaqramlar reaktorun uzununa bölməsində təqdim olunur (bax. Şəkil 1.4).

"C" sxeminin metal strukturu

“C” sxeminin metal strukturu (bax. Şəkil 1.5) “OR” sxemi üçün əsas dəstəkləyici metal konstruksiyadır. 5,3 m hündürlüyündə iki plitədən xaç şəklində hazırlanmış, şaquli bərkidicilərlə gücləndirilmişdir. Ağırlığı "OR" sxeminin aşağı metal strukturundan, qrafit hörgüdən və NVC-dən xaç formasının quraşdırılmış hissələrinə köçürür. təməl plitəsi+11,21 m yüksəklikdə istiliyədavamlı dəmir-betondan hazırlanmışdır.

İki müstəqil rəf yanal bioloji müdafiə üçün dayaq rolunu oynayır.

düyü. 1.3. RBMK-1000 reaktoru

düyü. 1.4. RBMK-1000 reaktorunun uzununa bölməsi

düyü. 1.5. "C" sxeminin metal quruluşu

"C" sxemi, çarpaz şəklində iki qarşılıqlı perpendikulyar təyyarə boyunca yerləşən 5 m hündürlüyündə şüa raflarından flanşlı boltli birləşmələrdən istifadə edərək yığılır.

"C" dövrəsinin yuxarı hissəsi çıxıntılara malikdir və "OR" dövrəsinin aşağı lövhəsi ilə təmas səthinə uyğun gəlir.

Bütün hissələr 10HSND poladdan hazırlanır, səthlər alüminiumla (0,15-0,25 mm) metallaşdırılır və orqanosilikat örtüklə boyanır.

Ətraf mühit - nisbi rütubəti 80% -ə qədər və temperaturu 270 ° C-ə qədər olan hava.

"OR" dövrəsinin metal quruluşu

"OR" sxeminin metal strukturu (bax. Şəkil 1.6) boru plitələrindən və qabıqdan yığılmış diametri 14,5 m və hündürlüyü 2 m olan baraban şəklində hazırlanır. Qrafit hörgü, “KZh” sxemi və reaktorun dibinin kommunikasiyaları üçün dəstək rolunu oynayır və reaktorun aşağı bioloji müdafiəsidir. Mərkəzi xaçı təşkil edən sərtləşən qabırğalar MK sxeminin "C" oxşar qabırğaları ilə üst-üstə düşür.

düyü. 1.6. "OR" dövrəsinin metal quruluşu

"OR" dövrəsinin metal konstruksiyası, strukturların istilik genişlənməsini və N 2 -He və N 2 boşluqlarının sıxlığını kompensasiya edən iki (yuxarı və aşağı) körüklü kompensatorlar ilə yanal biomühafizə korpusuna bağlanır.

"OR" dövrəsinin MK-da bunlar var:

texnoloji və xüsusi kanalların aşağı yolları;

MK termocüt qolları;

Azot-helium qarışığının reaktorun daxili boşluğuna verilməsi üçün borular;

ASG-nin reaktor boşluğundan boşaldılması üçün borular;

Üst plitədən drenaj boruları;

"OR" sxeminin MK-nın daxili boşluğundan 2 nömrəli giriş və çıxış boruları.

“OR” dövrəsinin bütün MK hissələri 10HSND poladdan hazırlanır.

MK-nın iş şəraiti:

Alt plitənin temperaturu - 270 ° C-ə qədər;

Üst plitənin temperaturu - 380 ° C-ə qədər yerli istiliklə 350 ° C-ə qədər;

Alt lövhə üçün mühit nisbi rütubəti 80%-ə qədər olan havadır, üst lövhə üçün – N 2 - Qarışıq deyil.

"L" və "D" sxemlərinin metal konstruksiyaları

“L” və “D” sxemlərinin metal konstruksiyaları reaktor üçün yanal biomühafizə rolunu oynayır və mədənin betonuna radiasiya axınını azaldır; istilik qoruyucusu kimi xidmət edir; reaktor korpusunun soyudulmasına töhfə verir. “L” dövrəsinin metal strukturu (bax. Şəkil 1.7) həm də “E” dövrəsi üçün dəstəkləyici strukturdur.

düyü. 1.7. "L" diaqramının metal quruluşu

"L" və "D" sxemlərinin metal konstruksiyaları su ilə doldurulmuş və arakəsmələrlə 16 bölməyə bölünmüş içi boş halqalı çənlər şəklindədir. “D” sxeminin metal konstruksiyası (bax. Şəkil 1.8) biomühafizənin yuxarı hissəsidir və “L” sxeminin metal konstruksiyasına əsaslanır.

düyü. 1.8. "L" və "D" sxemlərinin metal konstruksiyaları

Xarici diametri"L" və "D" sxemlərinin blokları - 19 m.

“L” sxeminin bloklarının daxili diametri 16,6 m-dir.

“D” sxeminin MK bloklarının daxili diametri 17,8 m-dir.

“L” sxeminin MK bloklarının hündürlüyü 11,05 m-dir.

“D” sxeminin MK bloklarının hündürlüyü 3,2 m-dir.

"L" və "D" sxemlərinin bütün MK elementləri 10HSND poladdan hazırlanır.

"L" və "D" dövrələrinin metal konstruksiyaları işçi və başlanğıc ionlaşma kameralarının (RIC və PIK) kanallarını, eləcə də suyun temperaturunu ölçmək üçün drenaj borularını və termocüt qollarını (hər bölmə üçün bir) ehtiva edir. bölmələr.

MK-nın su həcmləri bir-birinə bağlıdır, soyuducu su “L” sxeminin MK bloklarının aşağı hissəsinə verilir, çıxış isə “D” sxeminin MK bloklarının yuxarı hissəsindəndir. “L” sxeminin MK-nın daxili silindri ilə “KZh” sxeminin MK-sı arasındakı boşluq azotla doldurulur. MK "L" və "D" sxemlərinin xarici silindrindən və reaktor şaftından əmələ gələn quraşdırma sahəsi əlavə biomühafizə rolunu oynayan qumla doldurulur. Alt hissə Qumun DN 150 drenaj borusunun deliklərinə daxil olmaması üçün quraşdırma sahəsi çınqıl (200-400 mm) ilə doldurulur.

MK-nın iş şəraiti:

MC sxemlərində suyun temperaturu 60 ° C-ə qədər, lakin 90 ° C-dən çox deyil;

"KZh" sxeminin MK tərəfdən mühiti nisbi rütubəti 80% -dən çox olmayan azotdur;

Reaktor şaftının yan tərəfindəki mühit nisbi rütubəti 80% -dən çox olmayan havadır.

"KZh" sxeminin metal quruluşu

“KZh” dövrəsinin metal konstruksiyası (bax. Şəkil 1.9), “E” dövrəsinin aşağı lövhəsi və “OR” dövrəsinin yuxarı lövhəsi ilə birlikdə reaktor hörgü ətrafında möhürlənmiş boşluq əmələ gətirir - reaktor sahəsi, N 2 saxlanılır - Qarışıq deyil.

düyü. 1.9. "KZh" sxeminin metal quruluşu

"KZh" sxeminin dizaynı qalınlığı 16 mm olan eyni poladdan hazırlanmış 4 halqa kompensatoru olan St. 10HSND haddelenmiş təbəqə poladdan diametri 14,5 m olan silindrik qaynaqlı korpus şəklində hazırlanmışdır. 8 mm. Üzük bərkidiciləri korpusun xarici səthi boyunca qaynaqlanır. Reaktorun işləməsi zamanı kompensatorlardakı gərginliyi azaltmaq üçün "KZh" dövrəsi "E" dövrəsinin alt lövhəsinə və "OR" dövrəsinin yuxarı lövhəsinə əvvəlcədən yükləmə ilə qaynaqlanır.

MK-nın iş şəraiti:

Korpusun temperaturu - 350 °C-ə qədər;

Daxili mühit N 2 - Təzyiq 150 mm.su sütunu olan qarışıq deyil, xaricində – 200-250 mm.su sütunu təzyiqi ilə N 2.

"E" sxeminin metal strukturu

“E” diaqramının metal konstruksiyası (bax. Şəkil 1.10) reaktorun yuxarı bioloji mühafizəsi və TC üçün dayaq kimi xidmət edir, xüsusi. reaktorun yuxarı hissəsinin kanalları, plitə döşəmələri və kommunikasiya boru kəmərləri. "E" sxemi diametri 17 m, hündürlüyü 3 m olan bir barabandır və silindrik bir qabıq və daxili şaquli bərkidicilər, 40 mm qalınlığında üst və alt lövhələr ilə birləşdirilmiş boru lövhələrindən yığılmışdır. MK materialı - polad 10HSND.

düyü. 1.10. "E" sxeminin metal strukturu

"E" diaqramının metal konstruksiyasına aşağıdakılar qaynaqlanır:

1. texnoloji və xüsusi kanalların traktlarının yuxarı hissələri (RIK və PİK kanalları istisna olmaqla);

2. televiziya kamerası yolları;

3. MK termocüt qolları;

4. ASG-nin reaktorun daxili boşluğundan çıxarılması üçün borular;

5. Azotun tədarükü və axıdılması boruları.

Daxili boşluq serpentenit dolğusu (çəki ilə 60%) və çınqıllarla (40%) doldurulur. MK dövrəsi MK cx-nin yan biomühafizəsində 16 diyircəkli dayaq tərəfindən dəstəklənir. Hər biri 750 ton yük üçün nəzərdə tutulmuş "L" və "D". MK "E" sxeminə N 2 -He və N 2 boşluqlarının sıxlığını qoruyarkən istilik genişlənməsini təmin edən yuxarı və aşağı üfüqi kompensatorlar da daxildir. "E" MK sxeminin daxili boşluğunun sıxlığı qaynaq və tikişlərin sıxlığını yoxlamaqla təmin edilir.

MK-nın iş şəraiti:

Alt lövhənin temperaturu 350 °C-ə qədər, yerli isitmə 370 °C-ə qədər,

Üst lövhənin temperaturu - 290 °C-ə qədər,

Üst boşqabın üstündəki mühit rütubəti 80%-ə qədər olan havadır, alt lövhənin altında N 2 - Qarışıq deyil.

"G" sxeminin metal quruluşu

“G” diaqramının metal konstruksiyası (bax. Şəkil 1.11) reaktorun yuxarı kommunikasiyalarından ionlaşdırıcı şüalanmadan mərkəzi zonanın bioloji mühafizəsi kimi xidmət edən 35,5 m işarəsində plitələrdən və döşəmə kanallarından ibarətdir.

Diaqramın 70 sm qalınlığında aşağı hissəsi, serpantinit galls (çəki 14%) və polad atış (86%) qarışığı ilə doldurulmuş 10HSND poladdan hazırlanmış metal qutular şəklində hazırlanmışdır.

Dövrənin yuxarı hissəsi 10 sm qalınlığında karbon polad lövhələrdən hazırlanır, mərkəzi tərəfdən korroziyaya davamlı 0Х18Н10Т 5 mm qalınlığında polad təbəqə ilə astarlanır. Dövrənin şüaları və qutuları, doldurucunun atmosferlə əlaqə saxlaması və doldurucuda partlayıcı qazın əmələ gəlməsinin qarşısını almaq üçün M-24 nəfəs alma boltlarına malikdir.

düyü. 1.11. “G” diaqramının metal konstruksiyaları və döşəmə döşəməsi

Başlama və işləyən ionlaşma kameralarının kanallarının üstündəki açılışlarda çıxarıla bilən lövhələr var. Qutular və plitələr arasındakı boşluqda KSUZ, DKE, KD, PIK, RIK servolarından, hörgüdə, dayaq və qoruyucu lövhələrdə və MK diaqramının "L" bölmələrində yerləşən termocütlərdən və "diaqramın" drenaj borularından gələn kabellər var. G”. Dövrənin şüalarının və qutularının xarici səthləri iki təbəqədə 0,15-0,25 mm-lik bir alüminosilikat örtüyü ilə metallaşdırılır.

"G" dövrəsinin metal strukturu işləyir mühit 80%-ə qədər nisbi rütubətlə. Şüaların və qutuların temperaturu 250 ° C-ə qədər, polad plitələr 100 ° C-ə qədər, örtük 50 ° C-ə qədər çatır.

Aşağıdakıları başa düşmək üçün ümumiyyətlə nüvə reaktorunun və xüsusilə RBMK reaktorunun nə olduğunu qısaca təsvir etmək lazımdır.

Elektrik stansiyalarının nüvə reaktoru konvertasiya üçün bir cihazdır atom Enerjisi istilik üçün. Reaktorların böyük əksəriyyətində yanacaq zəif zənginləşdirilmiş urandır. Təbiətdə uran kimyəvi elementi onun iki izotopundan ibarətdir: 0,7%-i atom çəkisi 235, qalanı isə 238 atom çəkisi olan izotopdur.Yanacaq kimi yalnız uran-235 izotopu istifadə olunur. Bir neytron uran-235 nüvəsi tərəfindən tutulduqda (udulduqda) qeyri-sabit olur və gündəlik standartlara görə, böyük miqdarda enerjinin ayrılması ilə dərhal iki, əsasən qeyri-bərabər hissəyə parçalanır. Nüvə parçalanmasının hər bir aktında neft və ya qaz molekulunun yanması zamanı enerjidən milyonlarla dəfə çox enerji ayrılır. Çernobıl kimi böyük bir reaktorda, tam gücdə işləyərkən gündə təxminən dörd kiloqram uran "yanır".

Uran nüvəsinin hər bir parçalanması zamanı ayrılan enerji aşağıdakı kimi həyata keçirilir: əsas hissə parçalanma "parçalarının" kinetik enerjisi şəklindədir, tormozlama zamanı onun demək olar ki, hamısını reaktorun yanacaq çubuğuna və onun struktur üzlük. Qabığı tərk edən fraqmentlərin hər hansı nəzərə çarpan hissəsi qəbuledilməzdir. Dövri cədvələ nəzər salsaq görərik ki, parçalanma fraqmenti nüvələrində sabit olmaq üçün açıq-aydın çox sayda neytron var. Buna görə də, partlayış zamanı yanacaq çubuqlarının məhv edilməsi və buraxılmasından sonra qəza zamanı ərazinin radiasiya ilə çirklənməsi zəncirləri nəticəsində.

Zəncirvari reaksiya dayandıqdan sonra, reaktor bağlandıqda, parçalanma məhsullarının parçalanmasından yaranan qalıq istilik yanacaq çubuqlarını uzun müddət soyumağa məcbur edir.

Uran nüvəsinin hər parçalanması ilə iki və ya üç, orta hesabla iki yarım, neytronlar buraxılır. Onların kinetik enerjisi moderator, yanacaq və reaktorun struktur elementləri tərəfindən udulur, sonra soyuducuya ötürülür.

Məhz neytronlar uran-235 nüvələrinin parçalanmasının zəncirvari reaksiyasını həyata keçirməyə imkan verir. Hər parçalanmadan bir neytron yeni parçalanmaya səbəb olarsa, reaksiyanın intensivliyi eyni səviyyədə qalacaqdır.

Əksər neytronlar nüvənin parçalanması zamanı dərhal buraxılır. Bunlar operativ neytronlardır. Kiçik bir hissə, təxminən 0,7%, qısa müddətdən sonra, saniyələr və onlarla saniyə sonra, gecikmiş neytronlardır. Onlar uranın parçalanma reaksiyasının intensivliyinə nəzarət etməyə və reaktorun gücünü tənzimləməyə imkan verir. Əks halda, enerji reaktorlarının mövcudluğu problemli olacaq - yalnız aton görünür.

Bir qayda olaraq, enerji reaktorları təbii deyil, izotop-235 ilə bir qədər zənginləşdirilmiş urandan istifadə edir. Ancaq yenə də əksəriyyəti uran-238-dir və buna görə də uran-235 kimi termal neytronları udarkən əhəmiyyətli dərəcədə parçalanma qabiliyyətinə malikdir. Plutoniumun yanacaq kimi xassələri urandan fərqlənir və əgər o, reaktorun uzunmüddətli istismarından sonra kifayət qədər toplanırsa, reaktorun fizikasını bir qədər dəyişir. Qəza zamanı buraxılan plutonium da ərazinin çirklənməsinə kömək edir. Üstəlik, onun çürüməsinə heç bir ümid yoxdur (plutonium-239-un yarı ömrü 24 min ildən çoxdur), yalnız yerin dərinliyinə miqrasiya. Plutoniumun digər izotopları da mövcuddur. Uran-235-in xüsusiyyətləri:

– termal (aşağı enerjili) neytron nüvəsi tərəfindən udulduğu zaman parçalanma;

- eyni zamanda vurğulayın çoxlu sayda enerji;

- parçalanma zamanı özünü təmin edən reaksiya üçün lazım olan neytronları buraxır.

Uran-235 nüvə reaktorlarının yaradılması üçün əsasdır.

Atom elektrik stansiyasının demək olar ki, bütün reaktorları istilik neytronlarında işləyir, yəni. kiçik olan neytronlar kinetik enerji. Uran və ya plutoniumun parçalanmasından sonra neytronlar moderasiya, diffuziya və yanacaq və struktur materialların nüvələri tərəfindən tutulma mərhələlərindən keçir. Bəzi neytronlar nüvədən kənarda uçur - sızma. Çox sayda parçalanma eyni vaxtda baş verir və buna görə də işləyən reaktorda həmişə neytron axını, neytron sahəsini təşkil edən çoxlu sayda neytron var. Yanacaq nüvələrinin yanması yavaş-yavaş baş verir və buna görə də kifayət qədər uzun müddət ərzində reaktorda yanacağın miqdarı sabit hesab edilə bilər. O zaman yanacaq tərəfindən udulan neytronların sayı və eyni zamanda parçalanmış nüvələrin sayı və alınan enerjinin miqdarı nüvədəki neytron axını ilə düz mütənasib olacaqdır. Əslində, operatorların vəzifəsi gücün saxlanması tələblərinə uyğun olaraq neytron axınının ölçülməsi və saxlanması ilə azaldılır.

Əgər parçalanma neytronlarını şərti olaraq ardıcıl nəsillərə bölsək (konvensiya belədir - parçalanma koordinasiyasız baş verdiyi üçün bu, ordu sütununun addımları deyil, qeyri-mütəşəkkil kütlənin hərəkətinə bənzəyir) №1 neytronların sayı ilə, № 2 və s., onda hər nəslin neytronlarının sayı bərabər olarsa, reaktorun gücü sabit olacaq, belə bir reaktor kritik və neytronların sayının nisbətinə bərabər olan neytron vurma əmsalı adlanacaqdır. sonrakı nəslin əvvəlki ilə, birliyə bərabərdir. Çarpma faktoru birlikdən çox olduqda, neytronların sayı və güc davamlı olaraq artır - reaktor superkritikdir. Çarpma əmsalı nə qədər çox olarsa, gücün artım sürəti bir o qədər çox olar və güc zamanla xətti deyil, eksponensial olaraq artır. Əməliyyat işində istifadə olunan dəqiqlik (K-1) bərabər görünür. Normal təcrübədə operator superkritikliyi və ya müsbət reaktivliyi faizin onda birindən çox olmayan reaktorla məşğul olur. Daha yüksək reaktivlik ilə güc artımı sürəti çox yüksək olur, reaktorun və xidmət sistemlərinin bütövlüyü üçün təhlükəlidir. Bütün güc reaktorlarında reaktoru gücün yüksək artım sürəti ilə bağlayan avtomatik AZ var. RBMK reaktorunda AZ 20 saniyə ərzində gücün ikiqat artması sürəti ilə işə salındı.

Ən vacib məqam. Uran nüvəsinin parçalanması zamanı neytronların təxminən 0,7%-i parçalanma zamanı əmələ gəlmir, lakin müəyyən gecikmə ilə əmələ gəlir. Onlar müəyyən bir nəslin neytronlarının ümumi sayına daxil edilir və bununla da neytron nəslinin ömrünü artırır. Gecikmiş neytronların fraksiyası adətən p ilə işarələnir. Həddindən artıq (müsbət) reaktivlik p dəyərinə çatarsa ​​(və ya artıq olarsa), reaktor yalnız operativ neytronlarla kritik hala gəlir, onların yaranma sürəti yüksəkdir - neytronların yavaşlaması və diffuziya vaxtı ilə müəyyən edilir və buna görə də artım sürəti. gücü çox yüksəkdir. Bu vəziyyətdə heç bir qorunma yoxdur - yalnız reaktorun məhv edilməsi zəncirvari reaksiyanı kəsə bilər. Bu, 1986-cı il aprelin 26-da Çernobıl Atom Elektrik Stansiyasının dördüncü blokunda baş verdi. Əslində, nüvədə plutonium istehsalı və reaktorda tez və gecikmiş neytronların xüsusiyyətlərindəki fərqə görə

RBMK-1000 reaktoru kanal tipli reaktor, neytron moderatoru qrafit, soyuducu isə adi sudur. Yanacaq kaseti üç yarım metr uzunluğunda 36 yanacaq çubuğundan ibarətdir. Yanacaq çubuqları mərkəzi dəstək çubuğuna sabitlənmiş boşluq ızgaralarından istifadə edərək iki dairəyə yerləşdirilir: daxili hissədə 6 ədəd və xaricində 12 ədəd.

Hər bir kaset hündürlüyündə iki pillədən ibarətdir. Beləliklə, nüvənin hündürlüyü yeddi metrdir. Hər bir yanacaq elementi sirkonium-niobium ərintisindən hazırlanmış möhürlənmiş boruya yerləşdirilən UO 2 qranullarından yığılır. Bütün yanacaq kasetlərinin tam işləmə təzyiqi üçün nəzərdə tutulmuş ümumi korpusda yerləşdiyi təzyiqli gəmi reaktorlarından fərqli olaraq, RBMK reaktorunda hər bir kaset 80 mm diametrli boru olan ayrıca texnoloji kanalda yerləşdirilir.

Hündürlüyü 7 m və diametri 11,8 m olan RBMK reaktorunun nüvəsi kanalların quraşdırıldığı hər birində mərkəzi deşiklər olan 1888 qrafit sütundan ibarətdir. Bu saydan 1661-i yanacaq kasetləri olan texnoloji kanallar, qalanları 211 neytron uducu çubuq və 16 idarəetmə sensorunun yerləşdiyi CPS kanallarıdır. CPS kanalları radial və azimutal istiqamətlərdə nüvə boyunca bərabər paylanmışdır.

Soyuducu aşağıdan texnoloji kanallara verilir - yüksək təzyiq altında adi su, yanacaq çubuqlarının soyudulması. Su qismən buxarlanır və buxar-su qarışığı şəklində yuxarıdan separator tamburuna axıdılır, burada buxar ayrılaraq turbinlərə verilir. Əsas sirkulyasiya nasosundan istifadə edərək, baraban separatorlarından su yenidən texnoloji kanalların girişinə verilir. Buxar turbinlərdə tükəndikdən sonra kondensasiya olunur və soyuducu dövrəsinə qayıdır. Beləliklə, su dövriyyəsi dövranı bağlanır.

Əgər nüvənin dizaynını verilmiş kimi qəbul etsək, parçalanma neytronlarının hara getdiyini görək. Bəzi neytronlar nüvəni tərk edir və geri dönməz şəkildə itirilir. Neytronların bir hissəsi moderator, soyuducu, struktur materialları və yanacaq nüvələrinin parçalanma məhsulları tərəfindən udulur. Bu, faydasız neytron itkisidir. Qalanı yanacaq tərəfindən udulur. Sabit gücü saxlamaq üçün yanacaq tərəfindən udulmuş neytronların sayı da sabit qalmalıdır. Nəticə etibarilə, yanacaq nüvəsinin hər parçalanması zamanı buraxılan iki yarım (orta hesabla) neytrondan bir yarım neytronu sızma və parçalanmayan materiallar tərəfindən tutulmaq üçün itirə bilərik. Bu kritik reaktor olacaq.

Belə bir reaktor yalnız aşağıdakı səbəbdən işləyə bilməz: uranın parçalanması zamanı müxtəlif kimyəvi elementlərin nüvələri əmələ gəlir və onların arasında çox böyük bir neytron olan 135 atom çəkisi olan əhəmiyyətli miqdarda ksenon var. udma kəsiyi. Güc artdıqca ksenon əmələ gəlməyə başlayır və reaktor dayanacaq. İlk Amerika reaktoru ilə belə oldu. E. Fermi neytronun ksenon nüvəsi tərəfindən tutulması üçün kəsiyi hesablamış və zarafatla nüvənin portağal ölçüsündə olduğunu söyləmişdir.

Bu və digər təsirləri kompensasiya etmək üçün reaktora yanacaq həddindən artıq yüklənir ki, bu da neytronların daimi sızması və parçalanmayan materiallar tərəfindən udulması ilə yanacaq tərəfindən udulmanın payını artırır. Belə bir reaktorun gücünün daimi artmasının qarşısını almaq üçün nüvəyə neytronları intensiv şəkildə udan materialları ehtiva edən reaktivliyə təsir edən orqanlar daxil edilir. Kompensasiya üsulları fərqli ola bilər, biz onları yalnız RBMK nümunəsindən istifadə edərək nəzərdən keçirəcəyik.

Tərkibində güclü neytron uducu bor olan çubuqlar idarəetmə çubuqlarının kanallarına yerləşdirilir, onların köməyi ilə neytronların lazımi balansı və nəticədə reaktorun gücü saxlanılır. Gücü artırmaq lazımdırsa, çubuqların bir hissəsi nüvədən tamamilə və ya qismən çıxarılır, bunun nəticəsində yanacaq tərəfindən udulan neytronların nisbəti artır, güc artır və çubuqlar lazımi gücə çatdıqda səviyyədə, nüvəyə yenidən daxil edilir. Bir qayda olaraq, idarəetmə çubuqlarının yeni mövqeyi orijinal ilə eyni deyil - güc dəyişdikdə nüvənin reaktivliyinin dəyişməsindən - reaktivliyin güc əmsalından asılıdır. Gücü azaltmaq lazımdırsa, çubuqlar nüvəyə daxil edilir, yəni. mənfi reaktivlik tətbiq edilir, reaktor subkritik olur və güc azalmağa başlayır. Yeni səviyyədə çubuqların mövqeyini dəyişdirərək güc sabitləşir. Bütün bunları AR həyata keçirir. Operator, bir düyməni basaraq, göstərilən gücün səviyyəsini dəyişir, qalanı isə tənzimləyicidən asılıdır. Düzdür, RBMK reaktoru vəziyyətində bu tamamilə doğru deyil və bəzən heç də doğru deyil - operator öz müdaxiləsi ilə tənzimləyicinin işini düzəltməyə, əsasən birində və ya birində enerji buraxılmasını təyin etməyə məcbur olur. zonanın başqa bir hissəsi.

Yeni tikilmiş reaktorda texnoloji kanallar təzə, yanmamış yanacaq kasetləri ilə yüklənir. Əgər 1661 kanalın hamısı kasetlərlə yüklənirsə, onda vurma əmsalı o qədər yüksək olacaq ki, mövcud idarəetmə çubuqları ilə onu sıxışdırmaq mümkün olmayacaq. Buna görə də, 240-a yaxın texnoloji kanal, yanacaq kasetləri əvəzinə, xüsusi neytron absorber çubuqları ilə yüklənir. Və yanacaq kasetlərinin mərkəzi dayaq çubuqlarının deşiklərinə daha bir neçə yüz uducu yerləşdirilir. Yanacağın yanması ilə bu absorberlər tədricən çıxarılır və yanacaq kasetləri ilə əvəz olunur. Bütün absorberlər çıxarıldıqda, ən çox yanmış kasetləri təzələri ilə əvəz etməklə nüvənin tələb olunan reaktivliyi saxlanılır. Stasionar həddindən artıq yüklənmə rejimi işə düşür.

RBMK reaktorunda reaktor xüsusi boşaltma və yükləmə maşını ilə güclə işləyərkən yanacaq kasetləri dəyişdirilir. Bu zaman aktiv zonada tamamilə yanmış, təzə və aralıq tükənmiş kasetlər var. Nəzarət və qoruyucu çubuqların sayı məhz bu rejim üçün nəzərdə tutulmuşdur.

Hər bir idarəetmə çubuğu zonada yerləşməsindən və neytron sahəsinin formasından asılı olaraq müəyyən reaktivlik təqdim edir. RBMK reaktorunda reaktivlik adətən çubuqlarda ölçülür; bir çubuqun səmərəliliyi şərti olaraq 0,05% kimi qəbul edilir. Artıq izah edildiyi kimi, reaktorun gücünün artım sürəti nə qədər böyükdürsə, onun müsbət reaktivliyi də bir o qədər böyükdür. Gücün azalması sürəti daha çox mənfi reaksiya ilə daha böyükdür.

Rejimlərin pozulması və sistemlərdə yaranan nasazlıqlar nəticəsində zədələnməmək üçün reaktoru tez bir zamanda dayandırmaq zərurəti yaranır. Buna görə də, reaktoru tələb olunan subkritikliyə malik vəziyyətə gətirmək üçün nəzarət çubuqlarının sayı həmişə artıq olmalıdır. Reaktor kritik vəziyyətdə olduqda (kritik fəlakət demək deyil, onun çoxalma əmsalı 1-ə bərabərdir və müvafiq olaraq reaktivlik sıfırdır), nüvədən çıxarılan və işləməyə hazır olan ən azı müəyyən sayda çubuq olmalıdır. parçalanma zəncirvari reaksiyasını dayandırmaq üçün dərhal zonaya daxil edilməsi. Və nüvədən nə qədər çox çubuq çıxarılsa, lazım gələrsə, reaktorun yüksək subkritikliklə tez bağlanacağına inam bir o qədər çox olar. Bu, təhlükəsizlik qaydalarına riayət etmək üçün nəzərdə tutulmuş bütün reaktorlara aiddir.

Bütün reaktorlarda bu və ya digər şəkildə reaktivliyə təsir edən orqanların bir hissəsi reaktora daxil edilir - bu manevr gücü üçün lazımdır. Məsələn, gücün məcburi qismən azalması ilə ksenonun miqdarı müvəqqəti olaraq artır (reaktorun ksenonla zəhərləndiyi deyilir, neytron uducunun miqdarının artması tez çıxarılan absorberin bir hissəsinin çıxarılması ilə kompensasiya edilməlidir); zona. Əks halda, reaktor bağlanmalı və ksenonun çürüməsini gözləməli olacaq.

RBMK reaktorunda, əməliyyat zamanı idarəetmə çubuqlarının bir hissəsi qismən və ya tamamilə nüvədə yerləşir və bəzi artıq reaktivliyi sıxışdırır (kompensasiya edir). İndi ORM anlayışını müəyyən edək.

Əməliyyat reaktivliyi marjası bütün idarəetmə çubuqları çıxarıldıqda reaktorun malik olacağı müsbət reaktivlikdir.

Normal reaktorlar kimi, RBMK reaktoru da gücünü manevr etmək üçün reaktivlik ehtiyatına ehtiyac duyur. 1975-ci ildə Leninqrad Atom Elektrik Stansiyasının birinci blokunda baş vermiş qəzadan sonra belə, nüvədə enerji buraxılışını tənzimləmək ehtiyacına əsaslanaraq, RBMK üçün minimum 15 çubuq reaktivlik marjası müəyyən edilmişdir. Çernobıl qəzasından sonra isə tam vəhşilik və absurd tapıldı - kiçik bir ehtiyatla AZ reaktoru basdırmır, əksinə sürətləndirir. Reaktivlik marjası nə qədər aşağı olarsa, RBMK bir o qədər nüvə təhlükəlidir?! Bizimkini bil!.. Biz başqaları kimi deyilik.

Belə xüsusiyyətlərə malik başqa reaktorlar yoxdur. Başa düşmək olar ki, AZ reaktoru dayandırmağın öhdəsindən gələ bilməzdi, lakin onun üçün reaktoru sürətləndirmək kabusda təsəvvür olunmayacaq bir şeydir.

ORR kimi, mətn tez-tez reaktivliyin buxar effektinə və reaktivliyin güc əmsalına istinad edəcəkdir. Gəlin anlayışları aydınlaşdıraq.

Reaktorun sabit bir soyuducu axını sürəti ilə müəyyən bir gücdə işləməsinə icazə verin. Texnoloji kanalda su bir qaynağa qədər qızdırılır və buxar görünür. Kanalda hərəkət etdikcə, yanacaq çubuqlarından istilik alaraq getdikcə daha çox su buxara çevrilir. Beləliklə, stasionar rejimdə nüvənin içərisində müəyyən miqdarda buxar var. İndi reaktorun gücünü artıraq. İstiliyin miqdarı artır və buna görə də nüvədə daha çox su buxarı olacaqdır. Bunun nüvənin reaktivliyinə necə təsir edəcəyi - azalma və ya artım istiqamətində - zonadakı moderator nüvələrinin və yanacağın nisbətindən asılıdır. Su da qrafit kimi neytron moderatorudur və buxarın miqdarı artdıqca nüvədə daha az su olur. Dizaynerlər, görünür, iqtisadi mülahizələrə əsaslanaraq, RBMK-da moderator nüvələrinin və yanacağın nisbətini elə seçdilər ki, suyun buxarla tam dəyişdirilməsi reaktivliyin beş-altı r artmasına səbəb olsun.

Bu niyə qorxuludur? Məsələn, 800 mm diametrli bir soyuducu borusu qırılırsa, susuzlaşdırma bir neçə saniyə ərzində baş verir və aşağı sürətli nüvə sərbəst buraxılan reaktivliyin öhdəsindən gələ bilməyəcəkdir. Partlayış, 26 aprel kimi. Bu hamısı deyil. Güc artdıqca, yanacağın temperaturu həmişə artır və bu, reaktivliyin azalmasına səbəb olur. RBMK reaktorunda güc dəyişdikdə, reaktivliyə əsasən iki amil təsir edir: yanacağın mənfi temperatur təsiri və müsbət buxar effekti. Onlar reaktivliyin sürətli güc əmsalını - gücün bir meqavat (və ya kilovat) dəyişməsi ilə reaktivliyin dəyişməsini təşkil edirlər. Gücdən asılı olaraq reaktivliyin dəyişməsinin digər təsirləri: reaktorun qrafit və ksenon zəhərlənməsinin temperatur effekti, əhəmiyyətli olsa da, böyük gecikmə ilə ortaya çıxır və dinamikaya təsir göstərmir. Düzgün dizayn edilmiş reaktorun mənfi güc əmsalı olmalıdır. Bu o deməkdir ki, hər hansı bir pozulma ilə reaktivlik artır, onunla güc artmağa başlayır və bu, reaktivliyin azalmasına gətirib çıxarır və daha yüksək səviyyədə olsa da, güc sabitləşir. yüksək səviyyə. RBMK reaktoru tənzimləmə tələblərini pozaraq geniş güc diapazonunda müsbət güc əmsalına malik idi. Bu, aprelin 26-da baş verən qəzaya birbaşa təsir edib.

250 mm kvadrat qəfəs meydançası olan RBMK-1000 və RBMK-1500 reaktorlarının nüvəsində bloklardan yığılmış qrafit moderatorun yeddi metr qalınlığına şaquli şəkildə nüfuz edən müvafiq olaraq 1693 və 1661 texnoloji kanal var. Yanacaq qurğuları hər bir kanalın dəstək borusunda yerləşir. Yenidən kristallaşmış vəziyyətdə Zr = 2,5% Nb ərintisindən hazırlanmış Ø 80×4 mm kanal borusuna OKH18N10T poladdan hazırlanmış uclar hər iki tərəfdən diffuziya qaynağı ilə bərkidilir və bu, hər bir kanalın soyuducu kollektoruna möhkəm bağlanmasına imkan verir. Soyuducu - 8,0 MPa təzyiq altında su (RBMK-1500 vəziyyətində 8,7 MPa) aşağıdan kanala verilir və doymuş buxar 7,3 təzyiqdə kanalın yuxarı hissəsindəki yan fitinq vasitəsilə axıdılır. MPa (RBMK -1500 halda 7,5 MPa). Kanalın bu dizaynı təkrar doldurma maşınından istifadə edərək, istismar qaydalarına uyğun olaraq hər gün iki və ya üç ədəd işləyən reaktor daxil olmaqla yanacaq birləşmələrini asanlıqla yükləməyə və yenidən yükləməyə imkan verir. Qrafit hörgüdən istiliyin çıxarılmasını yaxşılaşdırmaq üçün kanal borusuna qrafit üzüklər qoyulur, hörgü ilə kanal arasındakı qaz boşluğunu doldurur.

Bir kaset mahiyyətcə RBMK-1000 reaktorunun kanalına yüklənir, biri digərinin üstündə yerləşən, Zr = 2,5% Nb ərintisindən (Ø 15 × Ø 15 ×) hazırlanmış içi boş dayaq çubuqla bir bütöv birləşmiş iki ayrı yanacaq qurğusundan ibarətdir. 1,25 mm) və yuxarı hissəyə qismən adapter vasitəsilə daşınmaq üçün tutma qurğusu olan paslanmayan poladdan asqıya bərkidilir. Dəstək çubuğunun boşluğunda, sirkonium ərintisindən hazırlanmış ayrı bir boru qabığında, reaktorun nüvəsindəki enerji buraxılışını bərabərləşdirməyə xidmət edən enerji buraxılışının monitorinqi sensorları və ya əlavə neytron absorberləri yerləşir.

Hər bir yuxarı və aşağı yanacaq qurğusu, yanacaq çubuqlarının bütün xidmət müddəti ərzində sabit istilik çıxarılmasını yaradan, sabit bir radius meydançası olan iki konsentrik dairə boyunca kəsişmədə yerləşən 18 yanacaq çubuğu çubuğunun paralel dəstəsi ilə formalaşır. Yanacaq elementlərinin bərkidilməsi, hər bir yanacaq qurğusunun hündürlüyü boyunca bərabər məsafədə yerləşən və dəstənin hər bir yanacaq elementini işləyən boşluq-hüceyrələrdə tutan dayaq mərkəzi çubuqdan və on aralıq tordan formalaşmış çərçivə ilə təmin edilir. Spacer ızgaraları fərdi formalı hüceyrələrdən yığılır, nöqtələrdə bir-birinə qaynaqlanır və kənardan bir halqa ilə bərkidilir. Hər bir hüceyrənin 0,1-0,2 mm uzunluğunda daxili çıxıntıları var: xarici cərgənin hüceyrələrində dördü və yanacaq çubuqlarının daxili cərgəsinin hüceyrələrində beşi, möhkəm, gərginliklə, hüceyrələrdən keçən yanacaq çubuqlarını düzəldir. Bu, turbulent soyuducu axınının təsiri altında strukturun titrəməsi ilə həyəcanlana bilən hüceyrələrdə yanacaq elementlərinin radial hərəkətlərinin qarşısını alır. Beləliklə, yanacaq elementi örtüyünün hüceyrələrin metalına toxunduğu yerlərdə korroziya meydana gəlməsi aradan qaldırılır. Barmaqlıqlar paslanmayan austenitik poladdan hazırlanır (materialın sirkonium ərintisi ilə əvəz edilməsi üzrə işlər aparılır). Aralıq torları dəstək çubuğunun yanacaq çubuğu dəsti ilə birlikdə hərəkət azadlığına malikdir, lakin çubuq oxuna nisbətən şəbəkənin fırlanması istisna olunur.

Yanacaq çubuqları bir ucunda formalı ucların kəsiklərinə bükülmüş halqa qıfıllarından istifadə edərək dəstəkləyici şəbəkəyə bərkidilir. Yanacaq çubuqlarının digər ucları sərbəst qalır. Dəstəkləyici şəbəkə sondur, dəstəkləyici çubuğun eksenel yarısına sərt şəkildə yapışdırılır. Dəstəkləyici çubuqların əks ucları yarım diametrli bir çiyin ilə kəsilir ki, bu da onları hər hansı bir qarşılıqlı hərəkəti aradan qaldıraraq bir kol ilə sərt şəkildə bağlamağa və iki yanacaq qurğusunun vahid strukturunu yaratmağa imkan verir. Bu vəziyyətdə, kasetin orta hissəsindəki iki yanacaq çubuqları arasında ilkin kompensasiya boşluğu qalır, ölçüsü (təxminən 20 mm) eksenel istilik prosesində yanacaq çubuqlarının bağlanmamasını təmin edir. yanacaq çubuğunun örtüyünün genişlənməsi, dəstələri, termal "ratchet" və əks radiasiya artımı. Yanacaq qurğularının yığılması elə həyata keçirilir ki, yanacaqdaxili qaz kollektorları dəstəkləyici şəbəkələrə bitişik olsun və reaktor nüvəsinin sərhədində yerləşsin, yəni. aşağı yanacaq qurğusunun aşağı hissəsində və yuxarı yanacaq qurğusunun yuxarı hissəsində. İki yanacaq qurğusunun hər birində 36 yanacaq çubuqları var, onların sayı bütün nüvədə təxminən 60.000-dir, asma ilə bütün yanacaq qurğusunun ümumi uzunluğu təxminən 10 m, hər yanacaq qurğusunun kütləsi təxminən 3,65 m-dir 185 kq-dır, bunun 130 kq-ı 2,4% 235U ilə zənginləşdirilmiş uran dioksididir.

Bir fazalı vəziyyətdə texnoloji kanala daxil olan soyuducu reaktorun nüvəsinin radiusu boyunca soyuducu axınının sürətinin profilindən asılı olaraq 4-7 m / s sürətlə yuxarıya doğru hərəkət edir. Kanalın ekonomizer bölməsində (aşağı yanacaq qurğusunun girişindən təxminən 2,5 m səviyyəsində) soyuducu doyma temperaturuna qədər qızdırılır. Bu bölgənin üstündə inkişaf etmiş qaynama baş verir və kanalın çıxışında maksimum kütlə buxarının miqdarı 27% -ə qədər (nüvə üçün orta dəyər 14,5%) və maksimum hərəkət sürəti ilə iki fazalı vəziyyət əldə edilir. 20 m/s-ə qədər. Ən sıx kanalın istilik gücü 18000 MW*gün/t U (nüvə üçün orta dəyər) yanacaq yanması ilə 3000 kVt-dır. Yanacaq qurğularının reaktorun nüvəsində qalma müddəti 3 ildir.

RBMK-1500 reaktorunun yanacaq aqreqatlarının yığılması RBMK-1000 reaktorunun yanacaq dəstlərinin yığılmasından, soyuducu suyun ikifazalı vəziyyəti bölgəsində yuxarı yanacaq qurğusunun çərçivəsində istifadəsi ilə fərqlənir. bir vasitəsilə yerləşdirilən və montaj halqasının daxili səthi boyunca bir sıra soyuducu axını əks etdirən, onun məcburi mütəşəkkil fırlanmasını təmin edən və nəticədə kanalın girişində soyuducu suyun parametrlərini saxlamaqla praktik olaraq istiliyin çıxarılmasının intensivləşdirilməsini təmin edən xüsusi ayırıcı torlar. . Bu həll RBMK-1500 reaktorunda enerji buraxılışını bir yarım dəfə artırmağa və reaktordan çıxışda soyuducu suyun maksimum buxar kütləsi ilə reaktorun istilik gücünü 4800 MVt-a çatdırmağa imkan verdi. nüvə, 40%-ə çatır (nüvə üçün orta qiymət 30%), onun hərəkət sürəti 25 m/s və istilik aradan qaldırılması böhranından əvvəl sabit marja. RBMK-1500 yanacaq çubuqlarında uran dioksidin 235U-da zənginləşdirilməsi 2% təşkil edir.