В нашей стране разработаны и успешно эксплуатируются три типа энергетических реакторов:

канальный водографитовый реактор РБМК–1000 (РБМК–1500);

корпусной реактор с водой под давлением ВВЭР–1000 (ВВЭР–440);

реактор на быстрых нейтронах БН–600.

В других странах разработаны и эксплуатируются следующие типы энергетических реакторов:

корпусной реактор с водой под давлением PWR;

корпусной реактор с кипящей водой BWR;

канальный тяжеловодный реактор CANDU;

газо-графитовый корпусной реактор AGR.

Количество твэлов, загружаемых в активную зону реактора достигает 50 000 штук. Для удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и организации охлаждения твэлы всех энергетических реакторов объединены в тепловыделяющие сборки - ТВС. Для надежного охлаждения твэлы в ТВС отделены друг от друга дистанционирующими элементами.

Твэл и твс реакторов рбмк–1000 и рбмк–1500

В активной зоне реакторов РБМК–1000 и РБМК–1500 с шагом квадратной решетки 250 мм расположены 1693 и 1661 технологических канала. В несущей трубе каждого канала располага­ются ТВС. К канальной трубе Ф 80x4 мм из сплаваZr+ 2,5 %Nbв ре-кристаллизованном состоянии диффузионной сваркой с двух сторон крепятся наконечники из стали ОХ18Н10Т, позволяющие плотно подключить каждый канал к коллектору теплоносителя.

Такая конструкция канала позволяет с помощью перегрузочной машины легко осу­ществлять загрузку и перегрузку ТВС, в том числе на работающем реакторе. В канал реактора РБМК-1000 загружается кассе­та, состоящая из двух отдельных ТВС, расположенных одна над другой, связанных в единое целое полым несущим стержнем из сплава Zr+ 2,5 % Nb(ф 15x1,25 мм). В полости несущего стержня в отдельной трубчатой оболочке из циркониевого сплава располагаются датчики конт­роля энерговыделения, либо дополнительные поглотители нейт­ронов, служащие для выравнивания энерговыделения в активной зоне реактора.

Рис.1. ТВС реактора РБМК–1000

Каждая верхняя и нижняя ТВС (рис.1) образованы параллельным пучком стержневых твэлов из 18 штук, расположенных концентрическим окружностям с фиксиро­ванным по радиусу шагом, что создает устойчивый теплосъем в течение всего срока службы твэлов. Фиксация твэлов обеспе­чивается каркасом, образованным несущим центральным стерж­нем и десятью дистанционирующими решетками, равномерно расположенными по высоте каждой ТВС. Дистанционирующие решетки собираются из отдельных фигурных ячеек, сваренных между собой в точках и скрепленных снаружи обо­дом. В каждой ячейке имеются внутренние выступы длиной 0,1 - 0,2 мм: по четыре в ячейках наружного и по пять в ячейках внутреннего ряда твэлов, прочно, с натягом фиксирующие про­пущенные сквозь ячейки твэлы. Это предупреждает радиальные перемещения твэлов в ячейках, которые могут быть возбуждены вибрацией конструкции под действием турбулентного потока теплоносителя. Таким путем исключается возникновение фреттинг-коррозии в местах касания оболочек твэлов с металлом ячеек. Решетки выполнены из нержавеющей аустенитной стали (ведутся работы по замене материала циркониевым сплавом). Дистанционирующие решетки имеют свободу перемещения вмес­те с пучком твэлов несущего стержня, однако поворот решетки относительно оси стержня исключен.

Твэлы одним концом кольцевыми замками, обжимаемыми в вырезы фигурных наконечников, крепятся к несущей решетке. Другие концы твэлов остаются свободными. Несущая решетка (концевая) жестко крепится к осевой половине несущего стержня.

Общий вид твэла представлен на рис.2. Общая длина твэла составляет 3644мм, длина топливного сердечника - 3430 мм.

Материал оболоч­ки и концевых деталей твэлов является сплав Zr+1%Nbв рекристаллизованном состоянии. Диа­метр оболочек 13,6 мм, толщина стенки 0,9мм. Топливом являются таблетки из спеченной двуокиси урана с высотой близкой к их диаметру, имеющие лунки на торцах.

Средняя масса топливного столба составляет 3590 г при минимальной плотности 10,4 г/см 3 .

Разброс диаметрального зазора таблетка - оболочка составляет 0,18-0,36мм. В оболочке топливные таблетки сжаты витой пружиной, расположенной в газосборнике, снижающем давление газообразных продуктов делении. Отношение свободного объема под оболочкой к общему объему при средних геометрических параметрах составляет 0,09.

Рис.2. Твэл реактора РБМК: 1 - заглушка, 2 - топливная таблетка, 3 - оболочка, 4 - пружина, 5 - втулка, 6 - наконечник

(РБМК ) - серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Данный реактор - канальный, уран-графитовый (графито-водный по замедлителю), кипящего типа, на тепловых нейтронах; предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см?. Теплоноситель - кипящая вода.
Главный конструктор реакторной установки: НИКИЭТ, Академик Доллежаль Н. А.
Научный руководитель проекта: ИАЭ им. И. В. Курчатова, Академик Александров А. П.
Генеральный проектировщик (ЛАЭС): ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ), Гутов А. И.
Главный конструктор турбоустановки: ХТГЗ, «Турбоатом», Косяк Ю. Ф.
Разработчик металлоконструкции: ЦНИИПСК, Мельников Н. И.
Головная материаловедческая организация: «Прометей», Копырин Г. И.
Проектировщик и изготовитель электромеханического оборудования СУЗ, КТО: КБ завода «Большевик», Клаас Ю. Г.

На данный момент серия этих реакторов включает в себя три поколения.

Головной реактор серии - 1-й и 2-й блоки Ленинградской АЭС.

1 История создания и эксплуатации 2 Характеристики РБМК 3 Конструкция 3.1 РБМК-1000 3.2 5-й энергоблок Курской АЭС (РБМК-1000 3-го поколения) 3.3 РБМК-1500 3.4 РБМК-2000, РБМК-3600 РБМКП-2400, РБМКП-4800 (прежние проекты) 3.4.1 РБМК-2000, РБМК-3600 3.4.2 РБМКП-2400, РБМКП-4800 3.5 МКЭР (современные проекты) 4 Достоинства 5 Недостатки 6 Практика эксплуатации

История создания и эксплуатации

Центральный зал РБМК-1500

(Игналинская АЭС)

Реактор Первый в мире АЭС был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем АМ-1 («Атом Мирный»), установленный на Обнинской АЭС (1954 год). Отработка технологий уран-графитовых реакторов производилась на промышленных реакторах, в том числе реакторах "двойного" назначения (на которых помимо "военных" изотопов производилась электроэнергия): А (1948 год), АИ (ПО «Маяк»), И-1 (1955 год), ЭИ-2 (1958 год), серия АДЭ (Сибирский химический комбинат). С 1960-х годов в СССР начата разработка чисто энергетических реакторов типа, будущего РБМК. Некоторые конструкторские решения отрабатывались на опытных энергетических реакторах «Атом Мирный Большой»: АМБ-1 (1964 год) и АМБ-2 (1967 год), установленные на Белоярской АЭС.

Разработка собственно реакторов РБМК началась с середины 60-х годов и опиралась, в значительной мере, на большой и успешный опыт проектирования и строительства промышленных уран-графитовых реакторов. Основные преимущества реакторной установки виделись создателями в:

максимальном применении опыта уран-графитовых реакторов;

отработанных связях между заводами, налаженном выпуске основного оборудования;

состоянии промышленности и строительной индустрии СССР;

многообещающих нейтронно-физических характеристиках (малое обогащение топлива).

В целом конструктивные особенности реактора повторяли опыт предыдущих уран-графитовых реакторов. Новыми стали топливный канал, сборки тепловыделяющих элементов из новых конструкционных материалов - сплавов циркония, и с новой формой топлива - металлический уран был заменён его диоксидом, а также параметры теплоносителя. Реактор изначально проектировался как одноцелевой - для производства электрической и тепловой энергии.

Работы над проектом начались в ИАЭ (РНЦ КИ) и НИИ-8 (НИКИЭТ) в 1964 году. В 1965 году проект получил название Б-190, а его конструирование было поручено КБ завода «Большевик». В 1966 году решением министерского НТС работа над проектом была поручена НИИ-8 (НИКИЭТ), руководимому Доллежалем.

15 апреля 1966 г. главой Минсредмаша Е. П. Славским было подписано задание на проектирование Ленинградской атомной электростанции в 70 км по прямой к западу от Ленинграда в 4 км от поселка Сосновый Бор. В начале сентября 1966 г. проектное задание было закончено.

29 ноября 1966 г. Советом Министров СССР принято постановление № 800-252 о строительстве первой очереди ЛАЭС, определена организационная структура и кооперация предприятий для разработки проекта и сооружения АЭС.

Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 запущен в 1973 году на Ленинградской АЭС.

При строительстве первых энергетических АЭС в нашей стране бытовало мнение, что атомная станция является надежным источником энергии, а возможные отказы и аварии - маловероятные, или даже гипотетические события. Кроме того, первые блоки сооружались внутри системы среднего машиностроения и предполагали эксплуатацию организациями этого министерства. Правила по безопасности на момент разработки либо отсутствовали, либо были несовершенны. По этой причине на первых энергетических реакторах серий РБМК-1000 и ВВЭР-440 не было в достаточном количестве систем безопасности, что потребовало в дальнейшем серьезной модернизации таких энергоблоков. В частности, в первоначальном проекте первых двух блоков РБМК-1000 Ленинградской АЭС не было гидробаллонов системы аварийного охлаждения реактора (САОР), количество аварийных насосов было недостаточным, отсутствовали обратные клапаны (ОК) на раздаточно-групповых коллекторах (РГК) и пр. В дальнейшем, в ходе модернизации, все эти недостатки были устранены.

Дальнейшее строительство блоков РБМК предполагалось осуществлять для нужд министерства энергетики СССР. Учитывая меньший опыт работы МИНЭНЕРГО с АЭС, в проект были внесены существенные изменения, повышающие безопасность энергоблоков. Кроме того, были внесены изменения, учитывающие опыт работы первых РБМК. В том числе были применены гидробаллоны САОР, функцию аварийных электронасосов САОР стали выполнять 5 насосов, применены обратные клапаны в РГК, сделаны другие доработки. По этим проектам были построены энергоблоки 1, 2 Курской АЭС и 1, 2 Чернобыльской АЭС. На этом этапе закончилось строительство энергоблоков РБМК-1000 первого поколения (6 энергоблоков).

Дальнейшее совершенствование АЭС с РБМК началось с проработки проектов второй очереди Ленинградской АЭС (энергоблоки 3, 4). Основной причиной доработки проекта стало ужесточение правил безопасности. В частности, была внедрена система баллонной САОР, САОР длительного расхолаживания, представленная 4 аварийными насосами. Система локализации аварии была представлена не баком-барботером, как ранее, а башней локализации аварий, способной аккумулировать и эффективно препятствовать выбросу радиоактивности при авариях с повреждением трубопроводов реактора. Были сделаны другие изменения. Основной особенностью энергоблоков 3, 4 Ленинградской АЭС стало техническое решение о расположении РГК на высотной отметке, превышающей высотную отметку активной зоны. Это позволяло в случае аварийной подачи воды в РГК иметь гарантированный залив активной зоны водой. В дальнейшем это решение не применялось.

После строительства энергоблоков 3, 4 Ленинградской АЭС, находящейся в ведении министерства среднего машиностроения, началось проектирование реакторов РБМК-1000 для нужд министерства энергетики СССР. Как отмечалось выше, при разработке АЭС для МИНЭНЕРГО, в проект вносились дополнительные изменения, призванные повысить надежность и безопасность АЭС, а также увеличить ее экономический потенциал. В частности, при доработке вторых очередей РБМК был применен барабан-сепаратор (БС) большего диаметра (внутренний диаметр доведен до 2.6 м), внедрена трехканальная система САОР, первые два канала которых снабжались водой от гидробаллонов, третий - от питательных насосов. Увеличено количество насосов аварийной подачи воды в реактор до 9 штук и внесены другие изменения, существенно повысившее безопасность энергоблока (принципиально, уровень исполнения САОР удовлетворял не только документам, действовавшим в момент проектирования АЭС, но и, во многом, современным требованиям). Существенно увеличились возможности системы локализации аварий, которая была рассчитана на противодействие аварии, вызванной гильотинным разрывом трубопровода максимального диаметра (напорный коллектор главных циркуляционных насосов (ГЦН) Ду 900). Вместо баков-барботеров первых очередей РБМК и башен локализации 3,4 блоков ЛАЭС, на РБМК второго поколения МИНЭНЕРГО были применены двухэтажные бассейны-локализаторы, что существенно повысило возможности системы локализации аварий (СЛА). Отсутствие контаймента компенсировалось стратегией применения системы плотно-прочных боксов (ППБ), в которых располагались трубопроводы контура многократной принудительной циркуляции теплоносителя. Конструкция ППБ, толщина стен рассчитывались из условия сохранения целостности помещений при разрыве находящегося в нем оборудования (вплоть до напорного коллектора ГЦН Ду 900 мм). ППБ не охватывался БС и пароводяные коммуникации. Также при строительстве АЭС реакторные отделения строились дубль-блоком, что означает, что реакторы двух энергоблоков находятся по существу в одном здании (в отличие от предыдущих АЭС с РБМК, в которых каждый реактор находился в отдельном здании). Так были исполнены реакторы РБМК-1000 второго поколения: энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС, 3 и 4 Чернобыльской АЭС, 1 и 2 Смоленской АЭС (итого, вместе с 3 и 4 блоком Ленинградской АЭС, 8 энергоблоков).

В общей сложности сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с РБМК. Срок окупаемости серийных блоков второго поколения составил 4-5 лет.

Вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет порядка 50 % .

До аварии на Чернобыльской АЭС в СССР существовали обширные планы строительства таких реакторов, однако после аварии планы по сооружению энергоблоков РБМК на новых площадках были свернуты. После 1986 года были пущены два реактора РБМК: РБМК-1000 Смоленской АЭС (1990г) и РБМК-1500 Игналинской АЭС (1987). Еще один реактор РБМК-1000 5-го блока Курской АЭС находится в стадии достройки (~70-80 % готовности). После аварии на Чернобыльской АЭС были проведены дополнительные исследования и модернизация. В настоящее время реакторы РБМК не уступают по безопасности и экономическим показателям отечественным и зарубежным АЭС того же периода постройки. На сегодняшний день приемлемый уровень безопасности РБМК подтвержден на национальном уровне, а также международными экспертизами.

Развитие концепции канального уран-графитового реактора осуществляется в проектах МКЭР - Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор .

Характеристики РБМК

Характеристика	РБМК-1000	РБМК-1500	РБМКП-2400 (проект)	МКЭР-1500 (проект)
Тепловая мощность реактора, МВт	3200	4800	5400	4250
Электрическая мощность блока, МВт	1000	1500	2000	1500
К. п. д. блока, %	31,3	31,3	37,0	35,2
Давление пара перед турбиной, атм	65	65	65	65?
Температура пара перед турбиной, °С	280	280	450
Размеры активной зоны, м:
высота	7	7	7,05	7
диаметр (ширина?длина)	11,8	11,8	7,05?25,38	14
192	189	220
Обогащение, % 235U
испарительный канал	2,6-3,0	2,6-2,8	1,8	2-3,2
перегревательный канал	-	-	2,2	-
Число каналов:
испарительных	1693-1661	1661	1920	1824
перегревательных	-	-	960	-
Среднее выгорание, МВт·сут/кг:
в испарительном канале	22,5	25,4	20,2	30-45
в перегревательном канале	-	-	18,9	-
Размеры оболочки ТВЭЛа (диаметр?толщина), мм:
испарительный канал	13,5?0,9	13,5?0,9	13,5?0.9	-
перегревательный канал	-	-	10?0,3	-
Материал оболочек ТВЭЛов:
испарительный канал	Nb	Zr + 2,5 % Nb	Zr + 2,5 % Nb	-
перегревательный канал	-	-	Нерж. сталь	-

Конструкция

Схема энергоблока АЭС
с реактором типа РБМК

Одной из целей при разработке реактора РБМК было улучшение топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалах даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обогащением урана (по первоначальному проекту - 1,8 %).

РБМК-1000

Схема энергоблока АЭС
с реактором типа РБМК Тепловыделяющая сборка реактора РБМК:
1 - дистанционирущая проставка
2 - оболочка ТВЭЛ
3 - таблетки ядерного топлива

Основу активной зоны РБМК-1000 составляет графитовый цилиндр высотой 7 м и диаметром 11,8 м, сложенный из блоков меньшего размера, который выполняет роль замедлителя. Графит пронизан большим количеством вертикальных отверстий, через каждое из которых проходит труба давления (также называемая технологическим каналом (ТК)). Центральная часть трубы давления, расположенная в активной зоне, изготовлена из сплава циркония (Zr + 2,5 % Nb), обладающего высокими механическими и коррозионными свойствами, верхние и нижние части трубы давления - из нержавеющей стали. Циркониевая и стальные части трубы давления соединены сварными переходниками.

При проектировании энергоблоков РБМК, в силу несовершенства расчетных методик, был выбран не оптимальным шаг решетки каналов. В результате реактор оказался несколько перезамедлен, что приводило к положительным значениям парового коэффициента реактивности в рабочей области, превышающим долю запаздывающих нейтронов. До аварии на ЧАЭС используемая методика расчета кривой парового коэффициента реактивности (программа BMP), показывала, что несмотря на положительный ПКР в области рабочих паросодержаний, по мере роста паросодержания эта величина меняет знак, так что эффект обезвоживания оказывался отрицательным. Соответственно состав и производительность систем безопасности проектировалась с учетом этой характеристики. Однако, как оказалось после аварии на Чернобыльской АЭС, расчетное значение парового коэффициента реактивности в областях с высоким паросодержанием было получено неверно: вместо отрицательного, он оказался положительным. Для изменения парового коэффициента реактивности был выполнен ряд мероприятий, в том числе в некоторые каналы вместо топлива установлены дополнительные поглотители. В последующем, для улучшения экономических показателей энергоблоков с РБМК дополнительные поглотители извлекались, для достижения заданных нейтроно-физических характеристик стали применять топливо более высокого обогащения с дополнительным поглотителем (оксид эрбия).

В каждом топливном канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) - нижней и верхней. В каждую сборку входит 18 стержневых ТВЭЛов. Оболочка ТВЭЛа заполнена таблетками из двуокиси урана. По первоначальному проекту обогащение по урану 235 составляло 1,8 %, но по мере накопления опыта эксплуатации РБМК оказалось целесообразным повышать обогащение . Повышение обогащения в сочетании с применением выгорающего поглотителя в топливе позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 3,0 %.

Реактор РБМК работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В активной зоне вода, охлаждающая твэлы, частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы. В барабан-сепараторах происходит сепарация пара, которая поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подается в активную зону реактора. Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C) под давлением 70-65 кгс/см2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.

Реакторы РБМК-1000 установлены на Ленинградской АЭС, Курской АЭС, Чернобыльской АЭС, Смоленской АЭС.

5-й энергоблок Курской АЭС
(РБМК-1000 3-го поколения)

На строящемся 5-м блоке Курской АЭС (готовность на данный момент 70 – 80%), помимо прочих мероприятий по усовершенствованию РБМК, принципиальной новизной обладает конструкция графитовой кладки реактора, имеющей в сечении вид восьмигранника. За счет уменьшения объема графита изменяется отношение доли топлива к доле замедлителя, что имеет существенное влияние на паровой коэффициент реактивности. В результате, при гарантированном отрицательном паровом коэффициенте реактивности, реактор РБМК-1000 5-го блока Курской АЭС работает с минимальным ОЗР, что дополнительно увеличивает его экономическую эффективность. В будущем возможно рассмотреть вопрос о повышении обогащения топлива для РБМК 5-го блока Курской АЭС, что позволит еще улучшить его экономические показатели, сохраняя высокий уровень безопасности.

Данный блок формально относится к 3-му поколению РБМК (к нему относится также 3-й блок Смоленской АЭС), но, по глубине произведенных изменений, правильнее было бы отнести его к поколению «3+».

РБМК-1500

В РБМК-1500 мощность повышена за счёт увеличения удельной энергонапряжённости активной зоны путём увеличения мощности ТК в 1,5 раза при сохранении его конструкции. Это достигается интенсификацией теплосъема с ТВЭЛ при помощи применения в ТВК специальных интенсификаторов теплообмена (турбулизаторов) в верхней части обеих ТВС. Всё вместе это позволяет сохранить прежние габариты и общую конструкцию реактора.

Интенсификаторы ТВС РБМК-1500 следует отличать от дистанцирующих решеток, установленных на каждой ТВС в количестве 10шт., которые также содержат турбулизаторы.

В процессе эксплуатации выяснилось, что, из-за высоких неравномерностей энерговыделения, периодически возникающие повышенные (пиковые) мощности в отдельных каналах приводят к растрескиванию оболочек ТВЭЛ. По этой причине мощность была снижена до 1300МВт.

Данные реакторы установлены на Игналинской АЭС (Литва).

РБМК-2000, РБМК-3600
РБМКП-2400, РБМКП-4800
(прежние проекты)

В силу общей особенности конструкции реакторов РБМК, в которой активная зона, подобно кубикам, набиралась из большого числа однотипных элементов, идея дальнейшего увеличения мощности напрашивалась сама собой.

РБМК-2000, РБМК-3600

В проекте РБМК-2000 увеличение мощности планировалось за счёт увеличения диаметра топливного канала, числа ТВЭЛ-ов в кассете и шага трубной решетки ТК. При этом сам реактор оставался в прежних габаритах.

РБМК-3600 был только концептуальным проектом, о его конструктивных особенностях известно мало. Вероятно, что вопрос повышения удельной мощности в нём решался, подобно РБМК-1500, путём интенсификации теплосъёма, без изменения конструкции его основы РБМК-2000 - и, следовательно, без увеличения активной зоны.

РБМКП-2400, РБМКП-4800

МКЭР (современные проекты)

Проекты РУ МКЭР являются эволюционным развитием поколения реакторов РБМК. В них учтены новые, ужесточившиеся, требования безопасности и устранены главные недостатки прежних реакторов данного типа.

Работа МКЭР-800 и МКЭР-1000 основана на естественной циркуляции теплоносителя, интенсифицируемой водо-водяными инжекторами. МКЭР-1500 ввиду больших размеров и мощности работет с принудительной циркуляцией теплоносителя, развиваемой главными циркуляционными насосами. Реакторы серии МКЭР оснащены двойной защитной оболочкой - контайментом: первая - стальная, вторая - железобетонная без создания предварительно напряженной конструкции. Диаметр защитной оболочки МКЭР-1500 составляет 56 метров (соответствует диаметру гермооболочки Бушерской АЭС). Ввиду хорошего баланса нейтронов РУ МКЭР имеют весьма низкий расход природного урана (у МКЭР-1500 он составляет 16,7 г/МВт·ч(э) - самый низкий в мире).

Ожидаемый КПД - 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %.

Достоинства

Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР, давление воды в первом контуре;

Благодаря канальной конструкции отсутствует дорогостоящий корпус;

Нет дорогостоящих и сложных парогенераторов;

Нет принципиальных ограничений на размер активной зоны (например, она может быть в форме параллелепипеда, как в проектах РБМКП);

Независимый контур системы управления и защиты (СУЗ);

Широкие возможности осуществления регулярного контроля состояния узлов активной зоны (например, труб технологических каналов) без необходимости остановки реактора, и также

высокая ремонтопригодность;

Более легкое (по сравнению с корпусными ВВЭР протекание аварий, вызванных разгерметизацией циркуляционного контура, а также переходных режимов, вызванных отказами оборудования;

Возможность формировать оптимальные нейтронно-физические свойства активной зоны реактора (коэффициенты реактивности) на стадии проектирования;

Незначительные коэффициенты реактивности по плотности теплоносителя (современный РБМК);

Замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга (в частности, повышает КИУМ);

Возможность наработки радионуклидов технического и медицинского назначения, а также радиационного легирования различных материалов;

Отсутствие (по сравнению с корпусными ВВЭР) необходимости применения борного регулирования;

Более равномерное и глубокое (по сравнению с корпусными ВВЭР) выгорание ядерного топлива;

Возможность работы реактора с низким ОЗР - оперативным запасом реактивности (современные проекты, например, строящийся пятый энергоблок Курской АЭС);

Более дешевое топливо из-за более низкой степени обогащения, хотя загрузка топливом значительно выше (в общем топливном цикле используют переработку отработанного топлива от

Поканальное регулирование расходов теплоносителя через каналы, позволяющее контролировать теплотехническую надежность активной зоны;

Тепловая инертность активной зоны, существенно увеличивающая запасы до повреждения топлива во время возможных аварий;

Независимость петель контура охлаждения реактора (в РБМК - 2 петли), что позволяет локализовать аварии в одной петле.

Недостатки

Большое количество трубопроводов и различных вспомогательных подсистем требует наличия большого количества высококвалифицированного персонала;

Необходимость проведения поканального регулирования расходов, что может повлечь за собой аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал;

Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВЭР, связанная с большим количеством узлов (например запорно-регулирующей арматуры);

Бо"льшее количество активированных конструкционных материалов из-за больших размеров АЗ и металлоёмкости РБМК, остающихся после вывода из эксплуатации и требующих утилизации.

Практика эксплуатации

МАГАТЭ, База данных PRIS.
Кумулятивный КИУМ по всем действующим энергоблокам:
РБМК - 69,71%; ВВЭР - 71,54%.
Данные с начала ввода блока по 2008г.
Российская Федерация. Только действующие блоки.

Аварии на энергоблоках с РБМК

Наиболее серьезные инциденты на АЭС с реакторами РБМК:

1975 - разрыв одного канала на первом блоке ЛАЭС;

1982 - разрыв одного канала на первом блоке ЧАЭС;

1986 - авария с массовым разрывом каналов на четвертом блоке ЧАЭС;

1991 - пожар в машинном зале второго блока ЧАЭС;

1992 - разрыв одного канала на третьем блоке ЛАЭС;

Авария 1982 была связана с действиями оперативного персонала, грубо нарушившего технологический регламент.

В аварии 1986 года, помимо нарушений персонала, проявились опасные свойства РБМК, существенно повлиявшие на масштаб аварии. После аварии проведена большая научно-техническая работа. Проведенные мероприятия искоренили такие опасные свойства.

Авария 1991 года в машинном зале второго блока ЧАЭС была вызвана отказами оборудования, не зависящими от реакторной установки. В процессе аварии, вследствие пожара, произошло обрушение кровли машинного зала. В результате пожара и обрушения кровли были повреждены трубопроводы подпитки реактора водой, а также заблокирован в открытом положении паросбросный клапан БРУ-Б. Несмотря на многочисленные отказы систем и оборудования, сопровождавшие аварию, реактор проявил хорошие свойства самозащищенности, что предотвратило разогрев и повреждение топлива.

1992 - разрыв одного канала на третьем блоке ЛАЭС был вызван дефектом клапана.

Состояние на 2010 год

По состоянию на 2010 год эксплуатируется 11 энергоблоков с РБМК на трёх АЭС: Ленинградской, Курской, Смоленской. По политическим причинам (в соответствии с обязательствами Литвы перед Евросоюзом) остановлено два энергоблока на Игналинской АЭС, три энергоблока на Чернобыльской АЭС (ещё один прекратил существование в результате аварии). Ведётся строительство РБМК третьей очереди на пятом энергоблокеКурской АЭС.

Список сокращений, терминология РБМК

A3 - аварийная защита; активная зона
АЗМ - аварийная защита (сигнал) по превышению мощности
АЗРТ - аварийная защита реакторной установки по технологическим параметрам (cистема)
АЗС - аварийная защита (сигнал) по скорости нарастания мощности
АР - автоматический регулятор
АСКРО - автоматизированная система контроля радиационной обстановки
АЭС - атомная электростанция
БАЗ - быстродействующая аварийная защита
ББ - бассейн-барботер
БИК - боковая ионизационная камера
БОУ - блочная очистительная установка
БРУ-Д - быстродействующее редукционное устройство со сбросом в деаэратор
БРУ-К - быстродействующее редукционное устройство со сбросом в конденсатор турбины
БС - барабан-сепаратор
БЩУ - блочный щит управления
ВИК - высотная ионизационная камера
ВИУБ (СИУБ) - ведущий (старший) инженер управления блоком
ВИУР (СИУР) - ведущий (старший) инженер управления реактором
ВИУТ (СИУТ) - ведущий (старший) инженер управления турбиной
ГПК - главный предохранительный клапан
ГЦН - главный циркуляционный насос
ДКЭ (р), (в) - датчик контроля энерговыделения (радиальный), (высотный)
ДП - дополнительный поглотитель
ДРЕГ - диагностическая регистрация параметров
ЗРК - запорно-регулирующий клапан
КГО - контроль герметичности оболочки (ТВЭЛ-ов)
КД - камера деления
КИУМ - коэффициент использования установленной мощности
КМПЦ - контур многократной принудительной циркуляции
КН - конденсатный насос
КЦТК - контроль целостности технологических каналов (система)
ЛАЗ - локальная аварийная защита
ЛАР - локальный автоматический регулятор
МАГАТЭ - Международное агентство по атомной энергии
МПА - максимальная проектная авария
НВК - нижние водяные коммуникации
НК - напорный коллектор
НСБ - начальник смены блока
НСС - начальник смены станции
ОЗР - оперативный запас реактивности (условных "стержней")
ОК - обратный клапан
ОПБ - «Общие положения безопасности»
ПБЯ - «Правила ядерной безопасности»
ПВК - пароводяные коммуникации
ПН - питательный насос
ППБ - плотно-прочный бокс
ПРИЗМА - программа измерения мощности аппарата
ПЭН - питательный электронасос
РБМК - реактор большой мощности канальный (кипящий)
РГК - раздаточно-групповой коллектор
РЗМ - разгрузочно-загрузочная машина
РК СУЗ - рабочий канал системы управления и защиты
РП - реакторное пространство
РР - ручное регулирование
РУ - реакторная установка
САОР - система аварийного охлаждения реактора
СБ - системы безопасности
СЛА - система локализации аварий
СП - стержень-поглотитель
СПИР - система продувки и расхолаживания
СРК - стопорно-регулирующий клапан
СТК - система технологического контроля
СУЗ - система управления и защиты
СФКРЭ - система физического контроля распределения энерговыделения
СЦК "Скала" - система централизованного контроля (СКАЛА - система контроля аппарата Ленинградской Атомной)
ТВС - тепловыделяющая сборка
ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент
ТГ - турбогенератор
ТК - технологический канал
УСП - укороченный стержень-поглотитель (ручной)
ЯТ - ядерное топливо
ЯТЦ - ядерный топливный цикл
ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

Материалы: dic.academic.ru

Реактор размещен в бетонной шахте квадратного сечения размером 21,6´21,6´25,5 м. На рисунках 1.3 и 1.4 показаны металлоконструкции реактора РБМК-1000, которые расположены в бетонной шахте.

По обе стороны ЦЗ симметрично вертикальной плоскости, проходящей через центр реактора и направленной в сторону БВ, расположены помещения основного оборудования: петель ГЦН, БС, шахты опускных трубопроводов, помещения коллекторов ГЦН.

Над сепараторами размещены паровые коллекторы. Под плитным настилом расположены коммуникации трубопроводов ПВК.

Трубопроводы НВК размещены в помещениях РГК и под схемой «ОР».

Передача усилий от веса внутренних узлов, сборок и коммуникаций реактора на бетон, а также герметизация внутренней полости реактора осуществляется с помощью сварных МК, одновременно выполняющих роль биологической защиты . К металлоконструкциям относятся следующие конструктивные элементы: Схемы «С», «ОР», «КЖ», «Л» и «Д», «Е», «Г», плитный настил, «Э». Все перечисленные схемы представлены на продольном разрезе реактора (см. на рис. 1.4).

Металлоконструкция схемы «С»

Металлоконструкция схемы «С» (см. рис. 1.5) является основной опорной металлоконструкцией для схемы «ОР». Выполнена в виде креста из двух плит высотой 5,3 м, усиленных вертикальными ребрами жесткости. Передает вес от нижней металлоконструкции схемы «ОР», графитовой кладки и НВК на закладные части крестообразной фундаментной плиты из жаропрочного железобетона на отметке +11,21 м.

Две отдельно стоящие стойки служат опорами боковой биологической защиты.

Рис. 1.3. Реактор РБМК-1000

Рис. 1.4. Продольный разрез реактора РБМК-1000

Рис. 1.5. Металлоконструкция схемы «С»

Схема «С» собирается с помощью фланцевых болтовых соединений из балок-стоек высотой 5 м, расположенных по двум взаимно перпендикулярным плоскостям в виде креста.

Верхняя часть схемы «С» имеет выступы и подогнана по поверхности контакта с нижней плитой схемы «ОР».

Все детали изготовлены из стали 10ХСНД, поверхности металлизированы алюминием (0,15¸0,25 мм.) и окрашиваются органосиликатным покрытием.

Окружающая среда – воздух с относительной влажностью до 80%, и температурой до 270°С.

Металлоконструкция схемы «ОР»

Металлоконструкция схемы «ОР» (см. рис. 1.6) выполнена в виде барабана диаметром 14,5 м и высотой 2 м, собрана из трубных плит и обечайки. Служит опорой для графитовой кладки, схемы «КЖ» и коммуникаций низа реактора, является нижней биологической защитой реактора. Ребра жесткости образующие центральный крест совпадают с аналогичными ребрами МК схемы «С».

Рис. 1.6. Металлоконструкция схемы «ОР»

Металлоконструкция схемы «ОР» соединена с корпусом боковой биозащиты двумя (верхним и нижним) сильфонными компенсаторами, обеспечивающими компенсацию температурных расширений конструкций и герметичность N 2 -Не и N 2 полостей.

В МК схемы «ОР» расположены:

Нижние тракты технологических и специальных каналов;

Гильзы термопар МК;

Трубы подвода азотно-гелиевой смеси во внутреннюю полость реактора;

Трубы отвода ПГС из полости реактора;

Дренажные трубы с верхней плиты;

Трубы подвода и отвода N 2 из внутренней полости МК схемы "ОР".

Все детали МК схемы «ОР» изготовлены из стали 10ХСНД.

Условия работы МК:

Температура нижней плиты - до 270 °С;

Температура верхней плиты - до 350 °С с местным нагревом до 380 °С;

Окружающая среда для нижней плиты воздух с относительной влажностью до 80%, для верхней плиты – N 2 -Не смесь.

Металлоконструкции схем «Л» и «Д»

Металлоконструкции схем «Л» и «Д» являются боковой биозащитой реактора, снижают потоки излучения на бетон шахты; служат тепловым экраном; способствуют охлаждению кожуха реактора. Металлоконструкция схемы «Л» (см. рис. 1.7) является также опорной конструкцией для схемы «Е».

Рис. 1.7. Металлоконструкция схемы «Л»

Металлоконструкции схем «Л» и «Д» имеют форму полых кольцевых резервуаров, заполненных водой и разделенных перегородками на 16 отсеков. Металлоконструкция схемы «Д» (см. рис. 1.8) является верхней частью биозащиты и опирается на металлоконструкцию схемы «Л».

Рис. 1.8. Металлоконструкции схем «Л» и «Д»

Наружный диаметр блоков схем «Л» и «Д» - 19 м.

Внутренний диаметр блоков схемы «Л» - 16,6 м.

Внутренний диаметр блоков МК схемы «Д» - 17,8 м.

Высота блоков МК схемы «Л» - 11,05 м.

Высота блоков МК схемы «Д» - 3,2 м.

Все элементы МК схемы «Л» и «Д» изготовлены из стали 10ХСНД.

В металлоконструкциях схем «Л» и «Д» размещены каналы рабочих и пусковых ионизационных камер (РИК и ПИК), а также дренажные трубы и гильзы термопар (по одной на каждый отсек) для замера температуры воды в отсеках.

Водные объемы МК связаны между собой, подвод охлаждающей воды производится в нижнюю часть блоков МК схемы «Л», а отвод - из верхней части блоков МК схемы «Д». Пространство между внутренним цилиндром МК схемы «Л» и МК схемы «КЖ» заполнено азотом. Монтажное пространство, образованное внешним цилиндром МК схем «Л» и «Д» и шахтой реактора заполнено песком, который служит дополнительной биозащитой. Нижняя часть монтажного пространства заполнена щебнем (200¸400 мм) для исключения попадания песка в отверстия дренажной трубы Ду 150.

Условия работы МК:

Температура воды в МК схем - до 60 °С, но не более 90 °С;

Окружающая среда со стороны МК схемы «КЖ» - азот с относительной влажностью не более 80%;

Окружающая среда со стороны шахты реактора - воздух с относительной влажностью не более 80%.

Металлоконструкция схемы «КЖ»

Металлоконструкция схемы «КЖ» (см. рис. 1.9) вместе с нижней плитой схемы «Е» и верхней плитой схемы «ОР» образуют вокруг кладки реактора герметичную полость - реакторное пространство, в котором удерживается N 2 -Не смесь.

Рис. 1.9. Металлоконструкция схемы «КЖ»

Конструкция схемы «КЖ» выполнена в виде цилиндрического сварного кожуха диаметром 14,5 м из листового проката ст.10ХСНД толщиной 16 мм с 4-мя кольцевыми компенсаторами из той же стали толщиной 8 мм. По наружной поверхности кожуха приварены кольцевые ребра жесткости. Для уменьшения напряжения в компенсаторах при работе реактора схема «КЖ» приварена к нижней плите схемы «Е» и верхней плите схемы «ОР» с предварительным натягом.

Условия работы МК:

Температура кожуха - до 350 °С;

Окружающая среда внутри – N 2 -Не смесь с давлением 150 мм.вод.ст., снаружи – N 2 с давлением 200¸250 мм.вод.ст.

Металлоконструкция схемы «Е»

Металлоконструкция схемы «Е» (см. рис. 1.10) служит верхней биологической защитой реактора и опорой для ТК, спец. каналов, плитного настила и трубопроводов коммуникаций верха реактора. Схема «Е» представляет собой барабан диаметром 17м, высотой 3м, и собрана из трубных плит объединенных цилиндрической обечайкой и внутренними вертикальными ребрами жесткости, верхней и нижней плит толщиной 40 мм. Материал МК - сталь 10ХСНД.

Рис. 1.10. Металлоконструкция схемы «Е»

В металлоконструкцию схемы «Е» вварены:

1. верхние части трактов технологических и специальных каналов (кроме каналов РИК и ПИК);

2. тракты телевизионных камер;

3. гильзы термопар МК;

4. трубы отвода ПГС из внутренней полости реактора;

5. трубы подвода и отвода азота.

Внутренняя полость заполнена серпентенитовой засыпкой (60% по массе) и гали (40%). МК схемы опирается с помощью 16 катковых опор на боковую биозащиту МК сх. «Л» и «Д», каждая из которых рассчитана на нагрузку 750 тонн. К МК схемы «Е» относятся также верхний и нижний горизонтальные компенсаторы, обеспечивающие температурные расширения при сохранении герметичности N 2 -Не и N 2 полостей. Герметичность внутренней полости МК схемы «Е» обеспечивается сваркой с проверкой швов на плотность.

Условия работы МК:

Температура нижней плиты до 350 °С с местным нагревом до 370 °С,

Температура верхней плиты - до 290 °С,

Окружающая среда над верхней плитой - воздух влажностью до 80%, под нижней плитой – N 2 -Не смесь.

Металлоконструкция схемы «Г»

Металлоконструкция схемы «Г» (см. рис. 1.11) представляет собой плиты и короба перекрытия на отметке 35,5 м, которые служат биологической защитой ЦЗ от ионизирующих излучений верхних коммуникаций реактора.

Нижняя часть схемы, толщиной 70 см, выполнена в виде металлических коробов из стали 10ХСНД, заполненных смесью из серпентинитовой гали (14% по массе) и стальной дроби (86%).

Верхняя часть схемы выполнена из плит углеродистой стали толщиной 10 см, облицованных со стороны ЦЗ коррозионно-стойкой листовой сталью 0Х18Н10Т толщиной 5 мм. Балки и короба схемы имеют дыхательные болты М-24 для сообщения засыпки с атмосферой и исключения образования в засыпке гремучего газа.

Рис. 1.11. Металлоконструкция схемы «Г» и плитный настил

Проемы над каналами пусковых и рабочих ионизационных камер имеют съемные плиты. В пространстве между коробами и плитами размещены кабели идущих от сервоприводов КСУЗ, ДКЭ, КД, ПИК, РИК, от термопар расположенных в кладке, опорных и защитных плитах и отсеках МК схемы «Л» и дренажные трубы схемы «Г». Наружные поверхности балок и коробов схемы металлизированы алюмосиликатным покрытием 0,15¸0,25 мм в два слоя.

Металлоконструкция схемы «Г» работает в окружающей среде с относительной влажностью до 80%. Температура балок и коробов достигает до 250 °С, стальных плит до 100 °С, облицовки до 50 °С.

Необходимо для понимания дальнейшего коротко рассказать, что такое атомный реактор вообще и реактор РБМК в частности.

Атомный реактор электростанций – это аппарат для преобразования ядерной энергии в тепловую. Топливом в подавляющем большинстве реакторов служит слабообогащенный уран. В природе химический элемент уран состоит из двух его изотопов: 0,7 % изотоп с атомным весом 235, остальное – изотоп с атомным весом 238. Топливом является только изотоп урана-235. При захвате (поглощении) нейтрона ядром урана-235 оно становиться неустойчивым и по житейским меркам мгновенно распадается на две, в основном неравные, части с выделением большого количества энергии. В каждом акте деления ядра энергии выделяется в миллионы раз больше, чем при сгорании молекулы нефти или газа. В таком большом реакторе, как Чернобыльский, при работе на полной мощности «сгорает» около четырех килограммов урана за сутки.

Выделяемая при каждом делении ядра урана энергия реализуется следующим образом: основная часть – в виде кинетической энергии «осколков» деления, которые в процессе торможения передают её практически всю в твэле реактора и в его конструктивной оболочке. Выход за оболочку сколько-нибудь заметной части осколков недопустим. Если посмотрим на таблицу Менделеева, то увидим, что ядра осколков деления имеют явный избыток нейтронов для того, чтобы быть стабильными. Поэтому в результате цепочк радиационного загрязнения территории при аварии после разрушения и выброса при взрыве твэлов.

После прекращения цепной реакции, при остановке реактора, остаточные тепловыделения от распада продуктов деления ещё длительное время вынуждают охлаждать твэлы.

При каждом делении ядра урана испускается два-три, в среднем около двух с половиной, нейтрона. Их кинетическая энергия поглощается замедлителем, топливом и конструктивными элементами реактора, затем передаётся теплоносителю.

Как раз нейтроны-то и делают возможным осуществлять цепную реакцию деления ядер урана-235. Если один нейтрон от каждого деления вызовет новое деление, то интенсивность реакции сохранится на одном уровне.

Большая часть нейтронов испускается немедленно при делении ядра. Это мгновенные нейтроны. Малая часть, около 0,7 %, через небольшой промежуток времени, через секунды и десятки секунд, – запаздывающие нейтроны. Они позволяют управлять интенсивностью реакции деления урана и регулировать мощность реактора. В противном случае существование энергетических реакторов становилось бы проблематичным – только атоне видим.

Обычно в энергетических реакторах используют не природный, а несколько обогащённый изотопом-235 уран. Но всё-таки большая часть – это уран-238 и потому значительное ккже способный делиться при поглощении тепловых нейтронов, как и уран-235. Свойства плутония как топлива отличаются от урана и при достаточном его накоплении после длительной работы реактора несколько изменяют физику реактора. Выброшенный при аварии плутоний также вносит свою лепту в загрязнение территории. Причём надежды на его распад нет никакой (период полураспада плутония-239 более 24 тыс. лет), только миграция вглубь земли. Присутствуют и другие изотопы плутония. Свойства урана-235:

– делиться при поглощении его ядром теплового (с малой энергией) нейтрона;

– выделять при этом большое количество энергии;

– испускать при делении нейтроны, необходимые для самоподдерживающейся реакции.

Уран-235 является основой создания атомных энергетических реакторов.

Почти все реакторы АЭС работают на тепловых нейтронах, т.е. нейтронах с малой кинетической энергией. Нейтроны после деления урана или плутония претерпевают стадии замедления, диффузии и захвата ядрами топлива и конструктивных материалов. Часть нейтронов вылетает за пределы активной зоны – утечка. Одновременно происходит большое количество делений, и, следовательно, в работающем реакторе всегда в наличии большое количество нейтронов, составляющих нейтронный поток, нейтронное поле. Выгорание ядер топлива происходит медленно, и поэтому в достаточно длительный промежуток времени количество топлива в реакторе можно считать неизменным. Тогда число поглощённых топливом нейтронов, а при этом и число разделившихся ядер и количество получаемой энергии, будет прямо пропорционально нейтронному потоку в активной зоне. Фактически задача операторов сводится к измерению и поддержанию нейтронного потока согласно требованиям по поддержанию мощности.

Если условно разбить нейтроны деления на последовательные поколения (условность в следующем – поскольку деление происходит несогласованно, то это аналогично движению неорганизованной толпы, а не шагам армейской колонны) с количеством нейтронов № 1, № 2 и так далее, то при равенстве числа нейтронов каждого поколения мощность реактора будет постоянной, такой реактор будет называться критичным и коэффициент размножения нейтронов, равный отношению числа нейтронов последующего поколения к предыдущему, равен единице. При коэффициенте размножения больше единицы число нейтронов и мощность непрерывно возрастают – реактор надкритичный. Чем больше коэффициент размножения, тем больше скорость нарастания мощности, причём мощность нарастает со временем не линейно, а по экспоненте. В оперативной работе пользуютсяой точностью представляется равной (К-1). В обычной практике оператор имеет дело с реактором, надкритичность или положительная реактивность которого составляет не более одной десятой процента. При большей реактивности скорость нарастания мощности становится слишком большой, опасной для целостности реактора и обслуживающих систем. Все энергетические реакторы имеют автоматическую АЗ, глушащую реактор при большой скорости увеличения мощности. На реакторе РБМК АЗ срабатывала при скорости возрастания мощности в два раза за время 20 с.

Важнейший момент. При делении ядра урана примерно 0,7 % нейтронов рождаются не при делении, а с некоторым запаздыванием. Они входят в общее число нейтронов данного поколения и тем самым увеличивают время жизни поколения нейтронов. Доля запаздывающих нейтронов обычно обозначается р. Если избыточная (положительная) реактивность достигает (и больше) величины р, то реактор становится критичным только на мгновенных нейтронах, скорость сменяемости поколений которых велика – определяется временем замедления и диффузии нейтронов, и поэтому скорость увеличения мощности очень большая. Защиты в этом случае нет – только разрушение реактора может прервать цепную реакцию. Так было 26 апреля 1986 г. на четвёртом блоке Чернобыльской АЭС. Фактически из-за наработки в активной зоне плутония и различия в свойствах мгновенных и запаздывающих нейтронов в реакторе

Реактор РБМК-1000 – это реактор канального типа, замедлитель нейтронов – графит, теплоноситель – обычная вода. Топливная кассета набирается из 36 твэлов по три с половиной метра длиной. Твэлы с помощью дистанционирующих решёток, закреплённых на центральном несущем стержне, размещаются на двух окружностях: на внутренней 6 штук и на внешней 12 штук.

Каждая кассета состоит из двух ярусов по высоте. Таким образом, активная зона имеет высоту семь метров. Каждый твэл набирается из таблеток UO 2 размещённых в герметичной трубе из сплава циркония с ниобием. В отличие от корпусных реакторов, где все топливные кассеты располагаются в общем корпусе, рассчитанном на полное рабочее давление, в реакторе РБМК каждая кассета размещена в отдельном технологическом канале, представляющем собой трубу диаметром 80 мм.

Активная зона реактора РБМК высотой 7 и диаметром 11,8 м набрана из 1 888 графитовых колонн с центральными отверстиями каждая, куда установлены каналы. Из этого числа 1 661 – технологические каналы с топливными кассетами, остальные – каналы СУЗ, где размещены 211 поглощающих нейтроны стержней и 16 датчиков контроля. Каналы СУЗ равномерно распределены по активной зоне в радиальном и азимутальном направлениях.

Снизу к технологическим каналам подводится теплоноситель – обычная вода под высоким давлением, охлаждающая твэлы. Вода частично испаряется и в виде пароводяной смеси сверху отводится в барабан-сепараторы, где пар отделяется и поступает на турбины. Вода из барабан-сепараторов при помощи ГЦН вновь подаётся на вход в технологические каналы. Пар после отработки в турбинах конденсируется и возвращается в контур теплоносителя. Таким образом, замыкается контур циркуляции воды.

Если принять конструкцию активной зоны заданной, посмотрим куда деваются нейтроны деления. Часть нейтронов уходит за пределы активной зоны и теряется безвозвратно. Часть нейтронов поглощается замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления топливных ядер. Это бесполезная утрата нейтронов. Остальные поглощаются топливом. Для поддержания постоянной мощности количество поглощаемых топливом нейтронов также должно быть неизменным. Следовательно, из испускаемых при каждом делении топливного ядра двух с половиной (в среднем) нейтронов на утечку и захват неделящимися материалами мы можем терять полтора нейтрона. Это будет критичный реактор.

Такой реактор работать не может, хотя бы по следующей причине: при делении урана образуются ядра различных химических элементов и среди них в значительном количестве ксенон с атомным весом 135, обладающий очень большим сечением поглощения нейтронов. При подъёме мощности начинает образовываться ксенон, и реактор заглохнет. Так и было с первым американским реактором. Э. Ферми посчитал сечение захвата нейтронов ядром ксенона и в шутку сказал, что ядро получается величиной с апельсин.

Для компенсации этого и других эффектов топливо в реактор загружают с избытком, что при постоянной утечке нейтронов и поглощении их неделящимися материалами увеличивает долю поглощения топливом. Чтобы не происходило постоянного наращивания мощности такого реактора, в активную зону вводят так называемые органы воздействия на реактивность, содержащие материалы, интенсивно поглощающие нейтроны. Методы компенсации могут быть различные, мы рассмотрим их только на примере РБМК.

В каналах СУЗ размещаются стержни, содержащие сильный поглотитель нейтронов – бор, с помощью которого и поддерживается нужный баланс нейтронов и, следовательно, мощность реактора. При необходимости увеличения мощности часть стержней выводится полностью или частично из активной зоны, в результате чего увеличивается доля нейтронов, поглощаемых топливом, мощность возрастает и стержни по достижении нужного уровня мощности вновь вводятся в активную зону. Как правило, новое положение стержней управления не идентично исходному – это зависит от изменения реактивности активной зоны при изменении мощности – от мощностного коэффициента реактивности. При необходимости уменьшения мощности в активную зону вводят стержни, т.е. вводят отрицательную реактивность, реактор становится подкритичным и мощность начинает уменьшаться. На новом уровне мощность стабилизируется изменением положения стержней. Всё это осуществляется АР. Оператор нажатием кнопки изменяет уровень заданной мощности, а остальное – дело регулятора. Правда, в случае с реактором РБМК это не совсем так, а иногда и совсем не так, – оператор вынужден своим вмешательством корректировать работу регулятора в основном по установлению энерговыделения в той или иной части зоны.

Во вновь построенном реакторе технологические каналы загружаются свежими невыгоревшими топливными кассетами. Если все 1 661 канал загрузить кассетами, то коэффициент размножения будет столь велик, что погасить его имеющимися стержнями управления будет невозможно. Поэтому около 240 технологических каналов вместо топливных кассет загружаются специальными стержнями-поглотителями нейтронов. И ещё несколько сотен поглотителей размещаются в отверстиях центральных несущих стержней топливных кассет. По мере выгорания топлива эти поглотители постепенно извлекаются и заменяются топливными кассетами. При извлечении всех поглотителей поддержание нужной реактивности активной зоны осуществляется заменой наиболее выгоревших кассет свежими. Наступает режим стационарных перегрузок.

В реакторе РБМК топливные кассеты заменяются при работе реактора на мощности специальной разгрузочно-загрузочной машиной. В это время активная зона содержит полностью выгоревшие кассеты, свежие и с промежуточным выгоранием. Вот на этот режим и рассчитано количество стержней управления и защиты.

Каждый стержень СУЗ вносит какую-то реактивность, что зависит от его местоположения в зоне и формы нейтронного поля. В реакторе РБМК реактивность принято измерять в стержнях, эффективность одного стержня условно принята 0,05 %. Как уже пояснялось, скорость увеличения мощности реактора тем больше, чем больше его положительная реактивность. Скорость уменьшения мощности также больше при большей внесённой отрицательной реактивности.

В результате нарушений режима и неисправностей в системах возникает необходимость во избежание повреждений быстро заглушить реактор. Поэтому количество стержней СУЗ всегда должно быть с избытком для приведения реактора в состояние с нужной подкритичностью. Когда реактор находится в критическом состоянии (критическое значит не катастрофическое, а что его коэффициент размножения равен единице и, соответственно, реактивность равна нулю), обязательно должно быть не менее какого-то количества стержней выведено из активной зоны и готово к немедленному вводу в зону для прекращения цепной реакции деления. И чем больше стержней выведено из активной зоны, тем больше уверенности, что реактор при необходимости будет заглушён быстро, с большой подкритичностью. Это верно для всех реакторов, спроектированных согласно требованиям норм и правил безопасности.

Во всех реакторах тем или иным путём часть органов воздействия на реактивность введена в реактор – это необходимо для маневрирования мощностью. К примеру, при вынужденном частичном снижении мощности временно увеличивается количество ксенона (говорят, что реактор отравлен ксеноном), увеличение количества поглотителя нейтронов нужно скомпенсировать выводом из зоны части оперативно извлекаемого поглотителя. Иначе реактор придётся заглушить и ждать распада ксенона.

В реакторе РБМК при работе часть стержней СУЗ находится частично или полностью в активной зоне и подавляет (компенсирует) какую-то избыточную реактивность. Теперь определимся с понятием ОЗР.

Оперативный запас реактивности – это положительная реактивность, которую реактор имел бы при всех извлечённых стержнях СУЗ.

Как и нормальным реакторам, реактору РБМК запас реактивности также необходим для манёвра мощностью. Ещё после аварии в 1975 г. на первом блоке Ленинградской АЭС для РБМК был определён минимальный запас реактивности в 15 стержней исходя из необходимости регулирования энерговыделения в активной зоне. А после чернобыльской аварии была найдена совершённая дикость, абсурд – при малом запасе АЗ не глушит, а разгоняет реактор. Чем меньше запас реактивности, тем более ядерноопасен РБМК?! Знай наших!.. Мы не как другие прочие.

Ещё реакторов с такими свойствами нет. Можно понять, что АЗ не справилась с глушением реактора, но чтобы сама разгоняла реактор – такого и в кошмарном сне не привидится.

Как и ОЗР, в тексте часто будут упоминаться паровой эффект реактивности и мощностной коэффициент реактивности. Уясним понятия.

Пусть реактор работает на какой-то мощности при неизменном расходе теплоносителя. В технологическом канале вода нагревается до кипения и появляется пар. По мере продвижения в канале всё больше воды, отбирающей тепло у твэлов, превращается в пар. Таким образом, в стационарном режиме имеем в пределах активной зоны какое-то количество пара. Теперь увеличим мощность реактора. Количество тепла возрастает и, следовательно, будет в активной зоне больше водяного пара. Каким образом это повлияет на реактивность активной зоны – в сторону уменьшения или увеличения – зависит от соотношения в зоне ядер замедлителя и топлива. Вода также является замедлителем нейтронов, как и графит, и с увеличением количества пара в активной зоне становится меньше воды. Проектанты, видимо, исходя из экономических соображений, выбрали соотношение ядер замедлителя и топлива в РБМК таким, чтобы полная замена воды паром вела к увеличению реактивности на пять-шесть р.

Чем это страшно? К примеру, при разрыве трубы теплоносителя диаметром 800 мм обезвоживание наступает через несколько секунд и тихоходная АЗ не справилась бы с выделившейся реактивностью. Взрыв, как и 26 апреля. Это не всё. При увеличении мощности температура топлива всегда возрастает и это ведёт к уменьшению реактивности. В реакторе РБМК при изменении мощности, в основном, два фактора влияют на реактивность: отрицательный температурный эффект топлива и положительный паровой эффект. Они и составляют быстрый мощностной коэффициент реактивности – изменение реактивности при изменении мощности на один мегаватт (или киловатт). Другие эффекты изменения реактивности в зависимости от мощности: температурный эффект графита и отравление реактора ксеноном, хотя и имеют существенную величину, проявляются с большим запаздыванием и на динамику не влияют. У правильно сконструированного реактора мощностной коэффициент должен быть отрицательным. Это означает, что при каком-либо возмущении возрастает реактивность, с ней начинает увеличиваться мощность, а это ведёт к уменьшению реактивности и мощность стабилизируется, хотя и на более высоком уровне. У реактора РБМК мощностной коэффициент был положительным в большом диапазоне мощностей – в нарушение требований нормативных документов. Это прямо повлияло на возникновение аварии 26 апреля.

В активной зоне реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500 с шагом квадратной решетки 250 мм расположены соответственно 1693 и 1661 технологических канала, вертикально пронизывающие семиметровую толщину собранного из блоков графитового замедлителя. В несущей трубе каждого канала располагаются ТВС. К канальной трубе Ø 80×4 мм из сплава Zr = 2,5 % Nb в ре-кристаллизованном состоянии диффузионной сваркой с двух сторон крепятся наконечники из стали ОХ18Н10Т, позволяющие плотно подключить каждый канал к коллектору теплоносителя. Теплоноситель — вода под давлением 8,0 МПа (8,7 МПа в случае РБМК-1500) подается в канал снизу, а через боковой штуцер в верхней части канала отводится насыщенный пар под давлением 7,3 МПа (7,5 МПа в случае РБМК-1500). Такая конструкция канала позволяет с помощью перегрузочной машины легко осуществлять загрузку и перегрузку ТВС, в том числе на работающем реакторе, по две-три штуки ежесуточно, согласно регламенту эксплуатации. Для улучшения теплоотвода от графитовой кладки на канальную трубу надеваются графитовые кольца, заполняющие газовый зазор между кладкой и каналом.

В канал реактора РБМК-1000 по существу загружается кассета, состоящая из двух отдельных ТВС, расположенных одна над Другой, связанных в единое целое полым несущим стержнем из сплава Zr = 2,5 % Nb (Ø 15×1,25 мм) и крепящихся верхней частью через переходник к подвеске из нержавеющей стали, имеющей захватное устройство для транспортировки. В полости несущего стержня в отдельной трубчатой оболочке из циркониевого сплава располагаются датчики контроля энерговыделения, либо дополнительные поглотители нейтронов, служащие для выравнивания энерговыделения в активной зоне реактора.

Каждая верхняя и нижняя ТВС образованы параллельным пучком стержневых твэлов из 18 штук, расположенных в поперечном сечении по двум концентрическим окружностям с фиксированным по радиусу шагом, что создает устойчивый теплосъем в течение всего срока службы твэлов. Фиксация твэлов обеспечивается каркасом, образованным несущим центральным стержнем и десятью дистанционирующими решетками, равномерно расположенными по высоте каждой ТВС и удерживающими в рабочих отверстиях-ячейках каждый твэл пучка. Дистанционирующие решетки собираются из отдельных фигурных ячеек, сваренных между собой в точках и скрепленных снаружи ободом. В каждой ячейке имеются внутренние выступы длиной 0,1-0,2 мм: по четыре в ячейках наружного и по пять в ячейках внутреннего ряда твэлов, прочно, с натягом фиксирующие пропущенные сквозь ячейки твэлы. Это предупреждает радиальные перемещения твэлов в ячейках, которые могут бьть возбуждены вибрацией конструкции под действием турбулентного потока теплоносителя. Таким путем исключается возникновение феттинг-коррозии в местах касания оболочек твэлов с металлом ячеек. Решетки выполнены из нержавеющей аустенитной стали (ведутся работы по замене материала циркониевым сплавом). Дистанционирующие решетки имеют свободу перемещения вместе с пучком твэлов несущего стержня, однако поворот решетки относительно оси стержня исключен.

Твэлы одним концом кольцевыми замками, обжимаемыми в вырезы фигурных наконечников, крепятся к несущей решетке. Другие концы твэлов остаются свободными. Несущая решетка -концевая, она жестко крепится к осевой половине несущего стержня. Противоположные концы несущих стержней срезаны уступом на половину диаметра, что позволяет жестко замкнуть их втулкой, исключив какое-либо взаимное перемещение, и образовать единую конструкцию из двух ТВС. При этом между двумя пучками твэлов в средней части кассеты остается исходный компенсирующий зазор, размер которого (около 20 мм) обеспечивает несмыкание пучков твэлов в процессе осевого термического расширения, пучков, термического «храповика» и встречного радиационного роста оболочек твэлов. Сборка ТВС осуществляется так, чтобы внутритвэльные газосборники примыкали к несущим решеткам и находились на границе активной зоны реактора, т.е. в нижней части нижней ТВС и в верхней части верхней ТВС. Каждая сборка из двух ТВС содержит 36 твэлов, их число во всей активной зоне около 60000. Общая длина всей сборки ТВС с подвеской около 10 м, каждой ТВС — около 3,65 м. Масса двух ТВС 185 кг, из которых 130 кг приходится на диоксид урана 2,4 %-ного обогащения по 235U.

Поступающий в технологический канал теплоноситель в однофазном состоянии движется вверх со скоростью 4-7 м/с в зависимости от профилирования расхода теплоносителя по радиусу активной зоны реактора. На экономайзерном участке канала (на уровне около 2,5 м от входа в нижнюю ТВС) теплоноситель нагревается до температуры насыщения. Выше этой области возникает развитое кипение и достигается двухфазное состояние с максимальным массовым паросодержанием на выходе из канала до 27 % (среднее значение по активной зоне 14,5 %) и максимальной скоростью движения до 20 м/с. Тепловая мощность наиболее напряженного канала составляет 3000 кВт при глубине выгорания топлива 18000 МВт*сут/т U (среднее значение по активной зоне). Длительность пребывания ТВС в активной зоне реактора 3 года.

Сборка ТВС реактора РБМК-1500 отличается от сборки ТВС реактора РБМК-1000 использованием в каркасе верхней ТВС в области двухфазного состояния теплоносителя особых дистанционирующих решеток, расположенных через одну и имеющих по внутренней поверхности крепежного обода ряд отражателей потока теплоносителя, обеспечивающих его принудительное организованное вращение, а следовательно, интенсификацию теплосъема практически при сохранении параметров теплоносителя на входе в канал. Такое решение позволило поднять энерговыделение в реакторе РБМК-1500 в полтора раза, а тепловую мощность реактора довести до 4800 МВт при максимальном массовом паросодержании теплоносителя на выходе из активной зоны реактора, достигающем 40 % (среднее значение по активной зоне 30 %), скорости его движения 25 м/с и устойчивом запасе до кризиса теплосъема. Обогащение диоксида урана по 235U в твэлах РБМК-1500 составляет 2 %.