Причины повреждения твс рбмк при эксплуатации. Рбмк реактор большой мощности канальный. Металлоконструкция схемы «ОР»
Министерство образования и науки Российской Федерации Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Обнинский институт атомной энергетики
А.С. Шелегов, С.Т. Лескин, В.И. Слободчук
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ И КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА РБМК-1000
для студентов высших учебных заведений
Москва 2011
УДК 621.039.5(075) ББК 31.46я7 Ш 42
Шелегов А.С., Лескин С.Т., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора РБМК-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011, – 64 с.
Рассмотрены принципы физического проектирования, критерии обеспечения безопасности и особенности конструкции ядерного энергетического реактора типового проекта РБМК-1000. Описаны конструкция тепловыделяющих сборок и топливных каналов активной зоны, принципы и средства управления реакторной установкой.
Изложены основные особенности физики и теплогидравлики реактора РБМК-1000.
Пособие содержит основные технические характеристики реакторной установки, системы управления и защиты реактора, а также тепловыделяющих элементов и их сборок.
Представленная информация может быть использована только для обучения и предназначена для студентов специальности 140404 «Атомные электростанции и установки» при освоении дисциплины «Ядерные энергетические реакторы».
Подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.
Рецензент д-р физ.-мат. наук, проф. Н.В. Щукин
Введение
Создание атомных электростанций с канальными уранграфитовыми реакторами РБМК − национальная особенность развития отечественной энергетики. Основные характеристики энергоустановок выбирались таким образом, чтобы в максимальной степени использовать опыт разработки и сооружения промышленных реакторов, а также возможности машиностроительной промышленности и строительной индустрии. Использование одноконтурной схемы реакторной установки с кипящим теплоносителем позволяло применить освоенное тепломеханическое оборудование при относительно умеренных теплофизических параметрах.
Первый советский промышленный уран-графитовый реактор введен в эксплуатацию в 1948 г., а в 1954-м в Обнинске начал функционировать демонстрационный уран-графитовый водоохлаждаемый реактор первой в мире АЭС электрической мощностью 5 МВт.
Работы над проектом нового реактора РБМК были развернуты в ИАЭ (ныне РНЦ КИ) и НИИ-8 (ныне НИКИЭТ им. Н.А. Доллежа-
ля) в 1964 г.
Идея создания канального кипящего энергетического реактора большой мощности была организационно оформлена в 1965 г. Было принято решение о разработке технического проекта канального кипящего энергетического реактора мощностью 1000 МВт (эл.) по техническому заданию Института атомной энергии им. И.В. Курчатова (заявка на способ выработки электроэнергии и реактор РБМК-1000 с приоритетом от 6 октября 1967 г. была подана сотрудниками ИАЭ). Проект первоначально получил название Б-19), а его конструирование сначала было поручено конструкторскому бюро завода «Большевик».
В 1966 г. по рекомендации НТС министерства работа над техническим проектом реактора большой мощности канального кипящего РБМК-1000 была поручена НИКИЭТ. Постановлением Совета Министров СССР № 800-252 от 29 сентября 1966 г. было принято решение о строительстве Ленинградской АЭС в поселке Сосновый Бор Ленинградской области. В этом постановлении были определены основные разработчики проекта станции и реактора:
кАЭ − научный руководитель проекта; ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ) − генеральный проектировщик ЛАЭС; НИИ-8 (НИКИЭТ) − главный конструктор реакторной установки.
На IV Женевской конференции ООН в 1971 г. Советский Союз объявил о решении построить серию реакторов РБМК электрической мощностью 1000 МВт каждый. Первые энергоблоки были введены в эксплуатацию в 1973 и 1975 гг.
ГЛАВА 1. Некоторые аспекты концепции безопасности реакторов РБМК
1.1. Основные принципы физического проектирования
Концепция развития канальных уран-графитовых реакторов, охлаждаемых кипящей водой, основывалась на конструкторских решениях, проверенных практикой эксплуатации промышленных реакторов, и предполагала реализацию особенностей физики РБМК, которые в совокупности должны были обеспечить создание безопасных энергоблоков большой единичной мощности с высоким коэффициентом использования установленной мощности и экономичным топливным циклом.
В числе аргументов в пользу РБМК выдвигались преимущества, обусловленные лучшими физическими характеристиками активной зоны, в первую очередь лучший баланс нейтронов, обусловленный слабым поглощением графита, и возможность достичь глубокого выгорания урана благодаря непрерывным перегрузкам топлива. Расход природного урана на единицу выработанной энергии, в то время считавшийся одним из главных критериев экономичности, оказывался примерно на 25 % ниже, чем в ВВЭР.
От первоначального представления, что физические проблемы РБМК не требуют существенной корректировки развитых методов физических исследований промышленных реакторов, а связаны лишь с использованием в качестве основного конструкционного материала активной зоны циркония вместо алюминия, почти сразу пришлось отказаться. Уже первые оценки нейтронно-физических (и теплофизических) характеристик показали необходимость решения большого круга задач по оптимизации физических параметров реактора и разработки методического и программного обеспечения:
Основными проблемами при определении оптимальных физических характеристик РБМК являются безопасность и экономичность топливного цикла. Ядерная безопасность реактора обеспечивается возможностями контроля и управления реактивностью во всех режимах эксплуатации, что требует определения безопасных диапазонов изменения эффектов и коэффициентов реактивности. Особенно важны физические характеристики, которые обусловливают пассивную безопасность реакторной установки, как в
условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных и переходных режимах. Не менее важны характеристики, обеспечивающие ядерную безопасность, – это эффективность и быстродействие рабочих органов СУЗ, которые обеспечивают заглушение и удержание его в подкритическом состоянии.
Технико-экономические показатели работы реакторной установки также в значительной мере определяются такими физическими характеристиками, как выгорание и нуклидный состав выгружаемого топлива, удельные расходы природного и обогащенного урана и ТВС на единицу выработанной электроэнергии и компоненты баланса нейтронов в активной зоне.
1.2. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности
Основным принципом обеспечения безопасности, положенным в основу проекта реакторной установки РБМК-1000, является не превышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению обслуживающего персонала и населения, а также нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и рассматриваемых в проекте авариях.
Комплекс технических средств обеспечения безопасности реакторной установки РБМК-1000 осуществляет выполнение функций:
надежного контроля и управления энергораспределением по объему активной зоны;
диагностики состояния активной зоны для своевременной замены потерявших работоспособность конструктивных элементов;
автоматического снижения мощности и останова реактора в аварийных ситуациях;
надежного охлаждения активной зоны при выходе из строя различного оборудования;
аварийного охлаждения активной зоны при разрывах трубопроводов циркуляционного контура, паропроводов и питательных трубопроводов.
обеспечения сохранности конструкций реактора при любых исходных событиях;
оснащения реактора защитными, локализующими, управляющими системами безопасности и отвода выбросов теплоносителя при разгерметизации трубопроводов из реакторных помещений в систему локализации;
обеспечения ремонтопригодности оборудования в процессе эксплуатации реакторной установки и при ликвидации последствий проектных аварий.
В процессе проектирования первых реакторных установок РБМК-1000 был сформирован перечень исходных аварийных событий и проанализированы наиболее неблагоприятные пути их развития. На основе опыта эксплуатации РУ на энергоблоках Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС и по мере ужесточения требований к безопасности АЭС, которое имеет место
в мировой энергетике вообще, первоначальный перечень исходных событий значительно расширен.
Перечень исходных событий применительно к реакторным установкам РБМК-1000 последних модификаций включает более 30 аварийных ситуаций, которые могут быть разделены на четыре основных принципа:
1) ситуации с изменением реактивности;
2) аварии в системе охлаждения активной зоны;
3) аварии, вызванные разрывом трубопроводов;
4) ситуации с отключением или отказом оборудования.
В проект реакторной установки РБМК-1000 при анализе аварийных ситуаций и разработке средств обеспечения безопасности заложены в соответствии с ОПБ-82 следующие критерии безопасности:
1) в качестве максимальной проектной аварии рассматривается разрыв трубопровода максимального диаметра с беспрепятственным двухсторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности;
2) первый проектный предел повреждения твэлов для условий нормальной эксплуатации составляет: 1 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % твэлов с прямым контактом теплоносителя и топлива;
3) второй проектный предел повреждения твэлов при разрывах трубопроводов циркуляционного контура и включении системы аварийного охлаждения устанавливает:
температуру оболочек твэлов − не более 1200 °С;
локальную глубину окисления оболочек твэлов − не более 18 % первоначальной толщины стенки;
долю прореагировавшего циркония − не более 1 % массы оболочек твэлов каналов одного раздаточного коллектора;
4) должна быть обеспечена возможность выгрузки активной зоны и извлекаемость технологического канала из реактора после МПА.
1.3. Достоинства и недостатки канальных уран-графитовых энергетических реакторов
К основным достоинствам канальных энергетических реакторов, подтвержденным более чем 55-летним опытом разработки и эксплуатации их в нашей стране, можно отнести следующие.
Дезинтегрированность конструкции:
отсутствие проблем, связанных с изготовлением, транспортировкой и эксплуатацией корпуса реактора и парогенераторов;
более легкое, по сравнению с корпусными реакторами, протекание аварий при разрывах трубопроводов контура циркуляции теплоносителя;
большой объем теплоносителя в контуре циркуляции.
Непрерывная перегрузка топлива:
малый запас реактивности;
уменьшение продуктов деления, одновременно находящихся
в активной зоне;
возможность раннего обнаружения и выгрузки из реактора ТВС с негерметичными твэлами;
возможность поддержания низкого уровня активности теплоносителя.
Аккумулирование тепла в активной зоне (графитовая кладка):
возможность перетока тепла от каналов обезвоженной петли к каналам, сохранившим охлаждение, при организации «шахматного» расположения каналов различных петель;
уменьшение скорости роста температуры при авариях с обезвоживанием.
Высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя, позволяющий длительное время расхолаживать реактор при обесточивании энергоблока.
Возможность получения требуемых нейтронно-физических характеристик активной зоны.
Гибкость топливного цикла:
малое обогащение топлива;
возможность дожигать после регенерации отработанное топливо из реакторов ВВЭР;
возможность наработки широкого спектра изотопов. Недостатки канальных водографитовых реакторов:
сложность организации контроля и управления из-за больших размеров активной зоны;
наличие в активной зоне конструкционных материалов, ухудшающих баланс нейтронов;
сборка реактора на монтаже из отдельных транспортабельных узлов, что приводит к увеличению объема работ в условиях стройплощадки;
разветвленность циркуляционного контура реактора, увеличивающая объем эксплуатационного контроля основного металла и сварных швов и дозозатраты при ремонте и обслуживании;
образование за счет материала графитовой кладки дополнительных отходов при снятии реактора с эксплуатации.
ГЛАВА 2. Конструкция реактора РБМК-1000
2.1. Общее описание конструкции реактора
Реактор РБМК-1000 (рис. 2.1) тепловой мощностью 3200 МВт представляет собой систему, в которой в качестве теплоносителя используется легкая вода, а в качестве топлива − двуокись урана.
Реактор РБМК-1000 − гетерогенный, уран-графитовый, кипящего типа, на тепловых нейтронах предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см2 . Теплоноситель − кипящая вода. Основные технические характеристики реактора приведены в табл. 2.1.
Рис. 2.1. Разрез блока с реактором РБМК-1000
Комплекс оборудования, включающий в себя ядерный реактор, технические средства, обеспечивающие его работу, устройства вывода из реактора тепловой энергии и преобразования ее в другой вид энергии, как правило, называют ядерной энергетической установкой. Приблизительно 95 % энергии, выделяющейся в результате реакции деления, прямо передается теплоносителю. Около 5 % мощности реактора выделяется в графите от замедления нейтронов и поглощения гамма-квантов.
Реактор состоит из набора вертикальных каналов, вставленных в цилиндрические отверстия графитовых колонн, а также верхней и нижней защитных плит. Легкий цилиндрический корпус (кожух) замыкает полость графитовой кладки.
Кладка состоит из собранных в колонны графитовых блоков квадратного сечения с цилиндрическими отверстиями по оси. Кладка опирается на нижнюю плиту, которая передает вес реактора на бетонную шахту. Топливные каналы и каналы регулирующих стержней проходят через нижние и верхние металлоконструкции.
Общее устройство реактора РБМК-1000
"Сердце" атомной электростанции - реактор, в активной зоне которого поддерживается цепная реакция деления ядер урана. РБМК - канальный водографитовый реактор на медленных (тепловых) нейтронах. Основным теплоносителем в нем является вода, а замедлителем нейтронов - графитовая кладка реактора. Кладка набрана из 2488 вертикальных графитовых колонн, с основанием 250x250 мм и внутренним отверстием диаметром 114 мм. 1661 колонны предназначены для установки в них топливных каналов, 211 - для каналов СУЗ (системы управления и защиты) реактора, а остальные являются боковым отражателем.Реактор одноконтурный, с кипением теплоносителя в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины.
Активная зона, ТВЭЛы и топливные кассеты
Топливом в РБМК является двуокись урана-235 U0 2 , степень обогащения топлива по U-235 - 2.0 - 2.4%. Конструктивно топливо находится в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), представляющих собой стержни из циркониевого сплава, наполненные таблетками спеченной двуокиси урана. Высота ТВЭЛа - примерно 3.5 м, диаметр 13.5 мм. ТВЭЛы упаковываются в тепловыделяюие сборки (ТВС), содержащие по 18 ТВЭЛов каждая. Две соединенные последовательно тепловыделяющие сборки образуют топливную кассету, высота которой составляет 7 м.Вода подается в каналы снизу, омывает ТВЭЛы и нагревается, причем часть ее при этом превращается в пар. Образующаяся пароводяная смесь отводится из верхней части канала. Для регулирования расхода воды на входе в каждый канал предусмотрены запорно-регулирующие клапаны.
Итого, диаметр активной зоны ~12 м, высота ~7 м. В ней находиться около 200 тонн урана-235.
СУЗ
Стержни СУЗ предназначены для регулирования радиального поля энерговыделения (PC), автоматического регулирования мощности (АР), быстрой остановки реактора (A3) и регулирования высотного поля энерговыделения (УСП), причем стержни УСП длиной 3050 мм выводятся из активной зоны вниз, а все остальные длиной 5120 мм, вверх.Для контроля за энергораспределением по высоте активной зоны предусмотрено 12 каналов с семисекционными детекторами, которые установлены равномерно в центральной части реактора вне сетки топливных каналов и каналов СУЗ. Контроль за энергораспределением по радиусу активной зоны производится с помощью детекторов, устанавливаемых в центральные трубки ТВС в 117 топливных каналах. На стыках графитовых колонн кладки реактора предусмотрено 20 вертикальных отверстий диаметром 45 мм, в которых устанавливаются трехзонные термометры для контроля за температурой графита.
Управление реактором осуществляется равномерно распределенными по реактору стержнями, содержащими поглощающий нейтроны элемент - бор. Стержни перемещаются индивидуальными сервоприводами в специальных каналах, конструкция которых аналогична технологическим. Стержни имеют собственный водяной контур охлаждения с температурой 40-70°С. Использование стержней различной конструкции обеспечивает возможность регулирования энерговыделения по всему объему реактора и его быстрое заглушение при необходимости.
На стержни АЗ - аварийной зашиты - в РБМК приходится 24 штуки. Стержней автоматического регулирования - 12 штук. Стержней локального автоматического регулирования - 12 штук, стержней ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП).
1. Активная зона 2. Пароводяные трубопроводы 3. Барабан-сепаратор 4. Главные циркуляционные насосы 5. Раздаточные групповые коллекторы 6. Водные трубопроводы 7. Верхняя биологическая защита 8. Разгрузочно-загрузочная машина 9. Нижняя биологическая защита.
Контур многократной принудительной циркуляции
Это контур отвода тепла из активной зоны реактора. Основное движение воды в нем обеспечивается главными циркуляционными насосами (ГЦН). Всего в контуре имеется 8 ГЦН, разделенных на 2 группы. Один насос из каждой группы - резервный. Производительность главного циркуляционного насоса - 8000 м 3 /ч, напор - 200 м водного столба, мощность двигателя - 5,5 МВт, тип насоса - центробежный, подводимое напряжение - 6000 В.
Кроме ГЦН имеются питательные, конденсатные насосы и насосы систем безопасности.
Турбина
В турбине рабочее тело - насыщенный пар расширяясь, совершает работу. Реактор РБМК-1000 питает паром 2 турбины по 500 МВт каждая. В свою очередь, каждая турбина состоит из одного цилиндра высокого давления и четырех цилиндров низкого давления.На входе в турбину давление около 60 атмосфер - на выходе из турбины пар находится при давлении меньше атмосферного. Расширение пара ведет к тому, что проходное сечения канала, должно увеличиваться для этого высота лопаток по ходу движения пара в турбине возрастает от ступени к ступени. Так как, пар поступает в турбину насыщенным то, расширяясь в турбине, он быстро увлажняется. Предельно допустимая влажность пара обычно не должна превышать 8-12% во избежание интенсивного эрозионного износа лопаточного аппарата каплями воды и снижения КПД.
При достижении предельной влажности весь пар выводится из цилиндра высокого давления и пропускается через сепаратор – пароподогреватель (СПП), где он осушается и нагревается. Для подогрева основного пара до температуры насыщения используется пар первого отбора турбины, для перегрева используется острый пар (пар из барабан-сепаратора), дренаж греющего пара сливается в деаэратор.
После сепаратора – пароподогревателя пар поступает в цилиндр низкого давления. Здесь пар в процессе расширения снова увлажняется до предельно допустимой влажности и поступает в конденсатор (К). Стремление получить от каждого килограмма пара возможно большую работу и тем самым повысить КПД заставляет поддерживать в конденсаторе возможно более глубокий вакуум. В связи с этим конденсатор и большая часть цилиндра низкого давления турбины находятся под разрежением.
Турбина имеет семь отборов пара, первый применяется в сепараторе-пароперегревателе для подогрева основного пара до температуры насыщения, второй отбор используется для подогрева воды в деаэраторе, а отборы 3 – 7 используются для подогрева основного потока конденсата в, соответственно, ПНД-5 - ПНД-1 (подогреватели низкого давления).
Топливные кассеты
К твэлам и ТВС предъявляются высокие требования по надежности в течение всего срока службы. Сложность реализации их усугубляется тем, что длина канала составляет 7000 мм при относительно небольшом его диаметре, и при этом должна быть обеспечена машинная перегрузка кассет как на остановленном, так и на работающем реакторе.
|
||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
Разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ)
Отличительной особенностью РБМК является возможность перезагрузки топливных кассет без остановки реактора при номинальной мощности. Фактически, это штатная операция и производится она практически ежедневно.Установка машины над соответствующим каналом производится по координатам, а точное наведение на канал с помощью оптико-телевизионной системы, через которую можно наблюдать головку пробки канала, или с помощью контактной системы, в которой возникает сигнал при касании детектора с боковой поверхностью верха стояка канала.
В РЗМ имеется окруженный биологической защитой (контейнером) герметичный пенал-скафандр, снабженный поворотным магазином с четырьмя гнездами для ТВС и других устройств. Скафандр оборудован специальными механизмами для выполнения работ по перегрузке.
При перегрузке топлива скафандр уплотняется по наружной поверхности стояка канала, и в нем создается давление воды, равное давлению теплоносителя в каналах. В таком состоянии разуплотняется запорная пробка, извлекается отработавшая ТВС с подвеской, устанавливается новая ТВС и уплотняется пробка. Во время всех этих операций вода из РЗМ поступает в верхнюю часть канала и, смешиваясь с основным теплоносителем, выводится из канала по отводящему трубопроводу. Таким образом, при перегрузке топлива обеспечивается непрерывная циркуляция теплоносителя через перегружаемый канал, при этом вода из канала не попадает в РЗМ.
РБМК - тепловой одноконтурный энергетический реактор с кипящим водяным теплоносителем в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины. Замедлителем является графит. Эксплуатируются РБМК мощности 1000 и 1500 МВт. По состоянию на 2009 год эксплуатируется 12 энергоблоков с РБМК на четырёх АЭС.
Подвод теплоносителя осуществляется отдельно к каждому каналу, при этом существует возможность регулировать расход воды через канал. В связи особенностями физики реактора тепловая энергия выделяется неравномерно по объему. Проходя по каналу часть воды испаряется, в каналах с максимальной мощностью массовое паросодержание на выходе достигает 20 %, среднее паросодержание на выходе из реактора 14.5 %.
Кипящая вода из реактора пропускается через паросепараторы. Затем насыщенный пар (температура 284 °C) под давлением 65 атм поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего циркуляционные насосы подают воду на вход в реактор. Два паросепаратора РУ РБМК-1000 имеют цилиндрический горизонтальный стальной корпус длиной 30 м и диаметром 2,3 м. Пароводяная смесь со средним содержанием пара около 15 % (по массе) подводится сбоку через подающие патрубки непосредственно от каналов реактора.
| Тепловая мощность реактора, МВт | |
| Электрическая мощность реактора, МВт | |
| Загрузка топлива в стационарном режиме, т. | |
| Высота активной зоны, м. | |
| Диаметр активной зоны, м. | 11,8. |
| Средняя удельная мощность топлива на 1 кг урана, кВт/кг | 16,7 |
| Средняя температура воды в активной зоне, o С | |
| Средняя плотность воды в активной зоне, г/см 3 | 0,516 |
| Размер графитового блока, см | 25х25 |
| Плотность графита, г/см 3 | 1,65 |
| Число технологических каналов | |
| Диаметр отверстия в графитовом блоке, см. | 11,4 |
| Число ТВЭЛов в технологическом канале | |
| Наружный диаметр ТВЭЛа, см | 1,35 |
| Толщина циркониевой оболочки ТВЭЛа, мм.. | 0,9 |
| Диаметр топливной таблетки, см | 1,15. |
| Плотность UO 2 , г/см 3 | 10,5 |
Таб. 21 Основные характеристики активной зоны РБМК-1000.
Одним из преимуществ канальных РБМК перед корпусными ВВЭР, является возможность перегрузки выгоревшего топлива без остановки реактора. Загрузка топлива в реактор осуществляется с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ ). При перегрузки канала РЗМ герметично соединяется с верхней часть канала, в ней создается такое же давление, как и в канале, отработанная ТВС извлекается в РЗМ свежая ТВС устанавливается в канал.
В начале эксплуатации реакторов РБМК-1000 использовалось топливо с обогащением 1,8% однако в дальнейшем оказалось целесообразным перейти к топливу с обогащением 2%. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 2,8%.
ТВС и ТВЭЛ реактора РБМК
К ТВЭЛам и ТВС предъявляются высокие требования по надежности в течение всего срока службы. Сложность реализации их усугубляется тем, что длина канала составляет 7000 мм при относительно небольшом его диаметре, и при этом должна быть обеспечена машинная перегрузка кассет как на остановленном, так и на работающем реакторе. Напряженные условия работы ТВС в реакторах РБМК предопределили необходимость проведения большого комплекса предреакторных и реакторных испытаний. Основные параметры, характеризующие условия работы ТВС
В активной зоне реактора РБМК-1000 находится 1693 канала с ТВС, а в РБМК-1500 - 1661 канал. ТВС в процессе эксплуатации в реакторе неподвижны. Регулирование ядерной реакции, поддержания заданной мощности реактора, переход с одного уровня мощности на другой и остановка реактора осуществляются вертикальным перемещением органов регулирование системы управления и защиты в активной зоне.
В реакторах РБМК-1000 и РБМК-1500 применяется два типа ТВС: ТВС рабочая и ТВС рабочая под гамма камеру. ТВС разных типов имеют некоторые конструктивные отличия.
Конструкция ТВС РБМК-1000 и РБМК-1500 с выгорающим поглотителем, и с дистанционирующими решетками из циркониевых сплавов имеет геометрическую стабильность при выгораниях 30 -35 МВт сут/кг урана, обеспечивает высокую безопасность и хорошие экономические показатели активных зон реакторов РБМК. В ТВС РБМК-1000, как правило, используется регенерированное топливо.
В состав ТВС входят два пучка ТВЭЛов, два хвостовика, стержень центральный со штангой (для ТВС рабочей) или труба несущая с центральной полостью для расположения датчиков (для ТВС рабочей под гамма камеру), крепежные и фиксирующие детали.
В ТВС верхний пучок ТВЭЛов соединяется с нижним с помощью стержня центрального со штангой или трубы несущей и крепежных деталей. Общая длина ТВС РБМК составляет 10 м с топливной частью 7 м, в сечении ТВС имеет форму круга диаметром 79 мм, масса ТВС около 185 кг. ТВС РБМК - безчехловая ТВС.
Пучок ТВЭЛов состоит из 18 ТВЭЛов, каркаса с дистанционирующими решетками и 18 обжимных колец, предназначенных для крепления ТВЭЛов в концевой решетке ТВС.
ТВЭЛы - главные функциональные элементы ТВС, одним концом крепятся к концевой решетке, другой конец остается свободным. ТВЭЛы конструктивно представляют собой трубки из сплава циркония, заполненные таблетками спеченного диоксида урана с оксидом эрбия, герметизированные заглушками посредством сварки. Применение ТВЭЛов с оксидом эрбия, интегрированным в топливо, позволило улучшить энергораспределение по реактору, повысить безопасность и технико-экономические характеристики активных зон реакторов РБМК.
Составные части ТВС РБМК-1500 те же, что и ТВС РБМК-1000. Отличие состоит в том, что с целью турбулизации потока теплоносителя и интенсификации теплосъема с ТВЭЛов на верхнем пучке ТВЭЛов дополнительно установлены 18 решеток интенсификаторов теплообмена.
7.3 PWR (Pressurized Water Reactor). Российский аналог (ВВЭР).
PWR - реактор корпусного типа, работающий под высоким давлением водного теплоносителя, некипящий, двухконтурный. PWR самый распространенный тип реактора в мире.
Реактор PWR состоит из корпуса толщиной 150 мм. с внутренним диаметром 5 м, снабженного четырьмя подводящими и четырьмя отводящими патрубками, расположенными в верхней части корпуса на одном уровне. Диаметр патрубков и трубопроводов первого контура 750 мм. Внутренняя поверхность всего первого контура, включая съемную сферическую крышку, плакирована слоем аустенитной нержавеющей стали.
Активная зона набрана из квадратных ТВС, содержащих пучок стержневых ТВЭЛов с диоксидом обогащенного урана. ТВС бесчехловая, она включает в себя наряду с пучком ТВЭЛов и подвижные поглощающие элементы (ПЭЛ).
Перегрузка топлива в реакторах PWR, как и в реакторах ВВЭР, осуществляется при полном сбросе нагрузки и со съемом крышки. Загрузка топлива при каждой частичной перегрузке ведется ТВС с обогащением урана 3,4% в периферийную область активной зоны. Выгрузка отработавших свой ресурс ТВС осуществляется из центральной зоны.
Теплоноситель первого контура находится под давление 150 атм. Температура на выходе из активной зоны реактора 315 ° C, на входе около 275 ° C. Теплоносителя прокачивается вокруг первичного контура мощными насосами, которые могут потреблять до 6 МВт каждая.
Разогретый теплоноситель первого контура поступает в парогенератор, где тепло передается к нижней среднее давление охлаждающей жидкости, которая испаряется с давлением пара. Передача тепла осуществляется через парогенератор, без смешения двух жидкостей, что является желательным, поскольку главная теплоносителя может стать радиоактивными.
Реакторы PWR имеют отрицательный температурный коэффициент реактивности, поэтому в случае аварии и превышения критичности реактора, снижение мощности реактора происходит автоматически.
В СУЗ для поддержания критичности реактора кроме раствора бора и поглощающих стержней используют возможности управления мощностью с помощью контроля отвода тепла. Увеличение температуры в петле первого контура приводит к уменьшению мощности и наоборот. При незапланированном росте мощности оператор может добавить борную кислоту или уменьшить мощность насоса для повышения температуры теплоносителя первого контура.
Преимущества:
- отрицательный мощностный коэффициент реактивности.
- низкая стоимость теплоносителя и замедлителя.
- теплоноситель второго контура не загрязняется РАО.
Недостатки:
- Повышенные требования к прочности корпуса, и конструктивных материалов в связи с высоким давлением в нутрии первого контура.
- Высокая стоимость парогенератора.
- Пароциркониевая реакция с выделением водорода.
Примечание: Самая крупная авария после аварии на ЧАЭС 1986 года (уровень 7 INES), произошла с реактором PWR в 1979 году на АЭС «Три-Майл Айленд» США (уровень 5 INES).
Недостатки Реактора РБМК-1000:
Большое количество трубопроводов и различных вспомогательных подсистем, что 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 большими размерами активной зоны и постоянно ведущимися перегрузками топлива в каналах.
Положительный паровой коэффициент реактивности. Во время работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Реактор имел положительный паровой коэффициент реактивности, т. е. чем больше пара, тем больше мощность, выделяющаяся за счёт ядерных реакций. На малой мощности, на которой работал энергоблок во время эксперимента, воздействие положительного парового коэффициента не компенсировалось другими явлениями, влияющими на реактивность, и реактор имел положительный мощностный коэффициент реактивности.
Это значит, что существовала положительная обратная связь - рост мощности вызывал такие процессы в активной зоне, которые приводили к ещё большему росту мощности. Это делало реактор нестабильным и опасным. Кроме того, операторы не были проинформированы о том, что на низких мощностях может возникнуть положительная обратная связь. «Концевой эффект».
Ещё более опасной была ошибка в конструкции управляющих стержней. Для управления мощностью ядерной реакции в активную зону вводятся стержни, содержащие вещество, поглощающее нейтроны. Когда стержень выведен из активной зоны, в канале остаётся вода, которая тоже поглощает нейтроны. Для того, чтобы устранить нежелательное влияние этой воды, в РБМК под стержнями были помещены вытеснители из непоглощающего материала (графита).
Но при полностью поднятом стержне под вытеснителем оставался столб воды высотой 1,5 метра. При движении стержня из верхнего положения, в верхнюю часть зоны входит поглотитель и вносит отрицательную реактивность, а в нижней части канала графитовый вытеснитель замещает воду и вносит положительную реактивность. В момент аварии нейтронное поле имело провал в середине активной зоны и два максимума - в верхней и нижней её части.
При таком распределении поля, суммарная реактивность, вносимая стержнями, в течение первых трёх секунд движения была положительной. Это так называемый «концевой эффект», вследствие которого срабатывание аварийной защиты в первые секунды увеличивало мощность, вместо того чтобы немедленно остановить реактор. (Концево́й эффе́кт в РБМК - явление, заключающееся в кратковременном увеличении реактивности ядерного реактора (вместо ожидаемого снижения), наблюдавшееся на реакторах РБМК-1000 при опускании стержней системы управления и защиты (СУЗ) из крайнего верхнего (или близкого к нему) положения. Эффект был вызван неудачной конструкцией стержней.
Увлекаясь промышленностью как с позиции истории, так и с эстетической точки зрения, сложно не уделять внимания атомным станциям. Ну а интересуясь исследованием заброшенных промышленных объектов, практически невозможно не мечтать побывать на заброшенной АЭС.
Отрасль атомной энергетики достаточно молода, и потому найти по-настоящему заброшенную АЭС, пребывание на которой не будет опасным с позиции рисков нахватать радиации, довольно сложно, если не невозможно. Поэтому эстетам остаётся довольствоваться наследием 1990-х в лице недостроенных атомных станций, заброшенные стройплощадки которых раскиданы по просторам бывшего СССР. Благо что информация об энергоблоках, не введённых в эксплуатацию из-за прекращения строительства, открыта широкой общественности вплоть до координат и сведений о стадии готовности.
В сегодняшнем своём обзоре я покажу вам как раз одну из таких остановленных атомных строек. Эдакий безопасный Чернобыль.
Ночь - наш друг.
Темнота позволяет заметить то, на что не обратишь внимания днём.
Полная луна как будто дарит возможность видеть в этой темноте.
Ну а тёплая летняя ночь даёт возможность приготовиться к предрассветной прогулке, наблюдая с ближайшей крыши за объектом интереса - огромной и мёртвой стройкой атомной станции.
Понадобилось немало лет для того, чтобы продолжение замороженного строительства оказалось признано нецелесообразным, и недостроенная атомная станция превратилась в полноценную заброшку. Ржавый гигантский кран КП-640, аналогичный использовавшемуся на Чернобыльской АЭС, увы так и пропал без дела...
Дождавшись рассвета, заходим на заросшую кустами территорию и обходим станцию вокруг, проходя мимо огромных трансформаторов размером с товарный вагон.
Находим пустующий дверной проём и оказываемся внутри недостроя. Из окна видим действующую АЭС - хорошо охраняемую и недосягаемую.
Стадия готовности этого энергоблока, по информации из сети, достаточно высокая - реакторный и машинный залы почти готовы. Однако, всё остальное представляет из себя бесконечный лабиринт бетонных этажей, лестниц и пустых помещений с нередкими следами творчества строителей
Разнообразия бесконечному бетону добавляют защитно-герметические двери - здесь их сотни! Причем самых разных размеров, толщины и моделей
Первой задачей выбираем посещение крыши станции - отличное место, чтобы встретить рассвет
Солнце подкрашивает сквозные коридоры в ядерно-рыжий
И вот - мы на крыше.
Перед нами труба - точь в точь такая же, как возвышалась над атомной станцией в Припяти. Ту чернобыльскую трубу срезали, т.к. она мешала надвинуть новый саркофаг... А эта никому не мешает:) Было бы здорово на неё подняться, но решаем оставить эту авантюру для последователей, т.к. не хочется раньше времени быть замеченными сторожем стройплощадки.
Почти все видели фото этой трубы снаружи, но мало кто заглядывал под неё изнутри. Вот такая она - огромная вентиляционная шахта энергоблока.
Логично было бы предположить, что труба возвышается чётко над реактором, - но нет. Т.к. функция её общая для двух энергоблоков, стоит она чётко между ними, а непосредственно под собой имеет бетонную площадку технического этажа
Крыша станции - лишь одна из трёх целей этой прогулки.
Теперь наша задача отыскать в этом бетонном лабиринте способы попасть в машинный и реакторный залы.
Это оказалось непросто...
Один из залов, по размерам напоминающий заводской цех
Обширные дыры в полу, какие-то ниши и сквозные проёмы до самого нижнего уровня... Но проход к ключевым узлам станции найти никак не получается.
Переходя с этажа на этаж, из помещения в помещение, мы всё ближе приходили к пониманию, что ходим по кругу.
Нет, всё это конечно же очень впечатляет - огромные вентиляторы размером с тепловоз, высокие потолки, широкие залы и множество красивых защитных дверей
Вот здесь нам, к примеру, попался аналог ФВУ в убежищах - фильтро-вентиляционная установка. Разобранная...
И почти целая:)
Системы вентиляции на АЭС заслуживают, определённо, отдельного внимания - их много, они огромные и находятся повсюду
Агрегаты, напоминающие огромные кондиционеры
Многоэтажные и мощные лёгкие этого гиганта
Всё это здорово, конечно, но мы снова и снова возвращаемся к тому, с чего начали.
Решаем начать поиски сначала и снова выглядываем наружу. Солнце уже встало и шпарит, хотя день едва начался. Снаружи здания становится ясно, где что находится одно относительно от другого, где находимся мы и куда нам нужно
Входов и выходов много, через них можно попадать в разные участки этого ядерного комплекса, которые соединяются друг с другом различными лесенками и переходами
Некоторые лесенки совсем узкие и откровенно стрёмные, ощущение присутствия на стройке - 100%
Двери-двери-двери - огромные, разные, очень крутые.
Даже такие вот здоровенные
Находим несколько обширных залов с оборудованием высокого давления
Логика и поверхностные знания об устройстве АЭС подсказывают, что где-то рядом должен быть машинный зал
И вот, за очередным поворотом нашему взору открывается огромное пространство машинного зала! Он прекрасен
Не торопясь спускаться вниз, гуляем по мосткам и балкам у потолка, выясняя наличие жизни в этом индустриальном раю
Наконец, замечаем признаки присутствия сторожа и решаем, что рисковать и спускаться к нему не стоит - ведь реактор мы до сих пор не нашли.
Возвращаемся в бетонно-тленную часть и, наконец, на одном этажей находим схему планировки и конфигурацию помещений относительно реактора с учётом высотной отметки. Полезная находка!
Сразу многое становится ясно, и поиски перестают быть бессмысленными шатаниями из тлена в тлен
Вместо пустых помещений начинают встречаться такие вот комнаты с оборудованием
Здесь должны были появиться фоняшки, но их на станцию завезти не успели. Вероятно, это какие-то грязные трубки для грязной воды:)
Судя по количеству всех этих трубок и каналов, мы уже где-то совсем близко к цели
Нержавейка сияет в свете фонарика и выглядит впечатляюще, но недостаточно круто, чтобы удовлетворить наш интерес 
Сотни трубочек изгибаются и зовут за собой, но иногда внезапно заканчиваются
За очередным поворотом попадаем в большой зал с совсем другими трубами - большими и зелёными. На стене замечаем очередной привет от строителей - нарисованную кошку(?)
В этом помещении несколько уровней, и всё вокруг зелёное!
Огромные бочки сепараторов, за которыми переход в другие помещения
Здесь становится менее просторно, но по-прежнему можно перемещаться в полный рост
Понимаем, что ходим буквально вокруг реактора!
РБМК-1000 - реактор большой мощности канальный, 1000 МВт. Каналы - как раз все эти трубы.
Спустившись вниз, попадаем в помещение за очень крутой дверью, в котором работает тепловая пушка.
К сожалению, вдоль двери лежат трубы, не позволяющие прикрыть её и оценить с обратной стороны. Но и с этого ракурса она прекрасна!
За дверью находится одно оз четырёх помещений вокруг крестовины - опоры чаши реактора
Поднявшись снова наверх, видем крышку реактора, в который сверху входят каналы ввода тепловыделяющих сборок
Здесь же находим лесенку ещё выше, которой тут же решаем воспользоваться
Поднимаясь сквозь толстую крышку защиты между реактором и реакторным залом, в щёлочку наблюдаем кирпичики свинцового настила. Достигаемая верха лесенки, отодвигаем люк...
И оказываемся в реактором зале! Вот она, наша цель!
Удивительно, но здесь горит свет. Без света фотографировать было бы сложно
Я видела чужие фотки с экскурсий в аналогичный, но действующий реакторный зал, - уверена, впечатления совсем другие:) Собственными ногами топтать эти свинцовые кирпичики - такое не забывается
Подняться выше можно несколькими способами - как по открытым лесенкам, так и за стенкой
Шахта для подъёма оборудования
Есть лифт, тоже с гермодверями, но пользоваться им не пытались:)
Мостики и переходы позволяют отснять реакторный зал с кучи ракурсов.
Всё это настолько захватывающе, что описать словами невозможно
К сожалению, не закончена сборка знаменитой разгрузочно-погрузочных машины, - агрегата, позволяющего менять отработавшие сборки без остановки реактора (основное преимущество РБМК над ВВЭР)
Зато можно заглянуть в недра бассейна для охлаждения отработавших стержней... На действующих АЭС в этом бассейне вода и знаменитое свечение:)
В общем, на этом мы закончили знакомство со станцией и отправились на выход. Благополучно вышли и довольные поехали домой.
Спасибо за просмотр:)
