что такое суз в реакторе
Образовательный блог — всё для учебы
Каждый реактор имеет независимую СУЗ, причем иногда есть ее дубликат.
Задачи СУЗ:
• Компенсировать избыточную реактивность
• Обеспечение пуска и останова реактора,
• Изменение мощности
• Компенсация малых, но быстро возникающих колебаний теплоносителя.
• Обеспечение безопасности работы реактора (возможность останова реактора при появлении необратимых процессов)
Основным органом являются рабочие стержни. Их механизм действия на процесс:
• Снижение потока тепловых нейтронов (поглощение нейтронов за счет реакций (n,α)(n,γ), достигается за счет материалов, активно поглощающих нейтронов (бор, кадмий).
• Изменение утечки нейтронов (из-за размещения поглотителей в АЗ)
Компенсация избыточной реактивности:
• Использование выгорающих поглотителей
• Использование борного регулирования (борной кислоты H3BO3)
• Использования стержней СУЗ
• Влияние на изменение коэффициента размножения глубины погружения ПС в АЗ.
→ Глубина загрузки оказывает влияние на эффективность его поглощения. Наибольшая эффективность наблюдается, когда ПС приближается к середине АЗ, где …, и меньшее влияние оказывает на краях. Этот фактор учитывает СУЗ. Нелинейность зависимость связана с неравномерным распределением Ф по высоте АЗ. Обычно используется большое количество ПС – в этом случае можно считать, что ПС образуют равномерную решетку в АЗ и их влияние на изменение kэф учитывается с помощью
θp = Δθ/θ = (доля нейтронов поглощенная в ПС)/(общая доля нейтронов, поглощенных горючим)
Δθ — рассчитывается по методикам для коэффициента теплового использования
Содержание материала
ГЛАВА ЧЕТВЕРТАЯ
СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ
4.1 ТРЕБОВАНИЯ, ПРЕДЪЯВЛЯЕМЫЕ К СИСТЕМАМ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ
Системой управления и защиты (СУЗ) ядерного реактора называется многофункциональная подсистема АСУ ТП блока, предназначенная для контроля мощности реактора, управления и быстрого гашения цепной реакции во всех режимах работы, а также поддержания реактора в подкритическом состоянии. Пуск и работа реактора без системы СУЗ запрещаются.
Основным требованием, предъявляемым к СУЗ, является обеспечение безопасности работы АЭС (см. § 1.1). Для обеспечения этого требования все устройства СУЗ должны обладать высокой надежностью, например для наиболее ответственных устройств вероятность отказа за кампанию (7000 ч) не должна превышать 0,0002. Кроме того, СУЗ должна обладать высокой живучестью, т. е. обеспечивать выполнение наиболее ответственных функций (гашение цепной реакции) даже при наиболее тяжелых авариях на блоке (полное обесточивание станции, пожары в помещении БЩУ
и на кабельных трассах). Важным требованием является обеспечение защиты «в глубину», при котором последствия отказов одной подсистемы СУЗ воспринимаются и ликвидируются другой независимой подсистемой. Например, устройство подсистем дистанционного управления и автоматического регулирования исключает возможность ввода в реактор большой положительной реактивности. Однако, если в результате наложения ряда маловероятных событий реактивность будет введена, это воспринимается подсистемой защиты, которая вводит отрицательную реактивность.
По мере роста удельного веса АЭС в производстве электроэнергии все большее значение приобретает экономичность работы реактора. Это требует от СУЗ высокой статической и динамической точности ведения процессов, сокращения времени проведения таких операций, как перегрузки, пуски и остановы блока. Другим примером стремления к повышению экономичности АЭС является изменение подхода к аварийной защите. В первых системах гашение цепной реакции производилось при многочисленных, иногда и не слишком опасных нарушениях в технологическом процессе, что вызывало частые остановы блоков и большие экономические потери. В настоящее время вместо полного останова по многим из этих сигналов производится некоторое снижение мощности (см. гл. 7), а многие из таких сигналов вообще не приводят к срабатыванию защит.
Как и все устройства АСУ ТП, СУЗ должны обладать высокими эксплуатационными характеристиками, т. е. быть простыми и безопасными в обслуживании, быстро ремонтироваться и допускать замену отказавших устройств, в том числе и при работе реактора на мощности. Учитывая возрастающую сложность управления блоком, к современным СУЗ предъявляются и эргономические требования. Информация, передаваемая оператору устройствами СУЗ, должна быть наглядной и легко воспринимаемой. Органы, с помощью которых оператор управляет реактором, должны располагаться на пультах и щитах так, чтобы обеспечить максимальное удобство управления и уменьшить вероятность неправильных действий. Все устройства, размещаемые на пультах и щитах, должны быть по возможности компактными.
Система электропитания СУЗ должна обеспечивать электроснабжение не только в нормальных, но и в аварийных режимах, например при полном обесточивании блока, а также при авариях в самой системе питания.
4.2 ФУНКЦИИ И ПОДСИСТЕМЫ СУЗ
Системы управления и защиты ядерных энергетических реакторов выполняют следующие функции:
Существующие энергетические ядерные реакторы отличаются друг от друга по своей технологии, но даже для реакторов одного типа объем функций, выполняемых с помощью СУЗ, меняется. Часть перечисленных функций может быть передана другим П0дсистема1м АСУ (например, УВС). Объем выполняемых функций зависит также от режима, в котором работает реактор. Ниже мы рассмотрим особенности выполнения перечисленных функций для различных реакторов в зависимости от их режима.
Оптимизация размещения органов СУЗ в исследовательском реакторе на быстрых нейтронах
Редакция не в полной мере согласна с выводами, сделанных автором, однако полагает полезным привлечь внимание «быстрого» сообщества к точке зрения специалиста-практика.
Статья публикуется с любезного разрешения автора и с незначительными сокращениями.
Размещение органов СУЗ в РБН
Размещение органов СУЗ в ядерном реакторе оказывает существенное влияние на его характеристики и поэтому должно отвечать основным целям и задачам реактора. Традиционно при размещении органов СУЗ в активной зоне (а.з.) реактора на быстрых нейтронах (РБН) выполняются следующие основные требования [1]:
1) для увеличения эффективности органов и уменьшения потерь в воспроизводстве ядерного топлива органы СУЗ следует располагать ближе к центру а.з.;
2) для обеспечения лучшего радиального выравнивания поля энерговыделения в а.з. органы СУЗ должны располагаться симметрично в центральной части а.з.;
3) для обеспечения размещения приводов органов СУЗ на крышке РБН нельзя помещать их в соседние или близко расположенные ячейки;
4) отсутствие значительной отрицательной интерференции, т.е. эффективность каждого органа не должна существенно уменьшаться с введением в а.з. остальных органов СУЗ, следовательно, они должны быть удалены друг от друга на достаточное расстояние.
В результате, стремление удовлетворить всем этим требованиям приводит к равномерному и симметричному размещению органов СУЗ в пределах а.з., а часто и в центральной части а.з. РБН [2, 3].
Фактически так расположены органы СУЗ во всех энергетических (см. Рис.1, 2) и исследовательских (см. Рис.3, 4) РБН. Однако цели и задачи, стоящие перед энергетическими и исследовательскими РБН, принципиально отличаются.
Рис.1. Картограмма загрузки реактора БН-350.
Все органы СУЗ размещены в центре а.з.
Кроме того, наиболее востребованными и ценными являются ЭИ с контролем параметров облучения, которые проводятся в специальных экспериментальных каналах (ЭК).
Многолетний (40 лет) опыт эксплуатации и экспериментальных исследований, выполненных на реакторе БОР-60, показал, что наиболее ценными и соответственно востребованными являются ячейки а.з. и первого ряда бокового экрана, инструментованные ячейки и ячейки со специально созданными условиями облучения (например, с измененным спектром нейтронов).
Ячейки рядом со стержнями СУЗ, особенно с теми, которые расположены в а.з. во время работы реактора, практически не использовались для проведения ЭИ.
Таким образом, очевидно, что размещение органов СУЗ в центральной части а.з. исследовательского РБН не целесообразно. В этом случае наиболее ценная область РБН с высокой плотностью потока нейтронов (Fn) занимается органами СУЗ, которые вносят существенные искажения в пространственное распределение нейтронно-физических характеристик (НФХ). К тому же, вносимые возмущения изменяются во времени по мере извлечения органа СУЗ в процессе работы реактора.
Рядом с ячейками, занятыми органами СУЗ, невозможно разместить ЭК и проводить ЭИ, а также затрудненно проведение облучательных программ (наработка радиоизотопов, облучение конструкционных материалов и т.д.) из-за нестабильности Fn и существенной неравномерности НФХ.
В исследовательских РБН органы СУЗ для целей регулирования режима испытаний в экспериментальных устройствах, как правило, не используются.
Оптимизации размещения органов СУЗ в исследовательском РБН
При оптимизации размещения органов СУЗ в исследовательском РБН необходимо учитывать их влияние на НФХ реактора во время его работы на мощности:
1) стержни аварийной защиты (АЗ) и компенсации температурного и мощностного эффектов реактивности (КО) обычно извлечены из а.з., следовательно, практически не оказывают влияние на распределение НФХ;
2) компенсирующие стержни (КС) находятся в а.з. и постепенно, по мере выгорания топлива (потери запаса реактивности), извлекаются из а.з., следовательно, оказывают существенное влияние на распределение НФХ;
3) стержни автоматического регулирования (АР или РС) находятся в постоянном движении вблизи центральной плоскости а.з., следовательно, оказывают существенное влияние на распределение НФХ.
Следует отметить, что за годы эксплуатации в исследовательском РБН могут происходить существенные изменения:
— числа ТВС в а.з. и их конструкции;
— типа топлива, его обогащения и среднего выгорания;
— размеров и состава а.з. и бокового экрана, числа экспериментальных и нетопливных сборок в реакторе;
— конструкции поглощающей части органов СУЗ и типа поглотителя.
Однако расположение органов СУЗ в реакторе изменить практически не возможно. Поэтому оптимальному размещению органов СУЗ на стадии проектирования исследовательского РБН необходимо уделять особое внимание.
На основе вышесказанного предлагается следующий способ размещения органов СУЗ в исследовательском РБН, который в наибольшей степени отвечает целям исследовательских реакторов.
1) Органы АЗ, как наиболее ответственные за безопасность реактора, размещаются симметрично в центральной части а.з. В результате их эффективность(Δρ, %Δk/k) получается высокой, а число органов АЗ может быть небольшим.
Стержни АЗ во время работы реактора извлечены из а.з., поэтому не оказывают заметного влияния на НФХ, особенно в случае, если хвостовиком стержня служит топливная часть ТВС. В центральной части а.з. могут быть размещены и КО, которые во время работы реактора также извлечены из а.з.
2) Органы АР (РС) и КС, которые во время работы РБН находятся в а.з. и перемещаются, располагаются на периферии а.з.
Необходимый вес (Δρ) стержней может быть достигнут за счёт увеличения их числа (на периферии а.з. обеспечить легче) и увеличения массы поглотителя в стержне (увеличение обогащения, доли поглотителя, его плотности).
В результате такого размещения органов СУЗ в исследовательском РБН:
— большая часть а.з. будет доступна для проведения ЭИ;
— ЭК можно будет расположить в центральной части а.з.;
— отсутствие поглотителей в центральной части а.з. обеспечит более высокие значения Fn;
— обеспечивается стабильность поля нейтронов во время работы реактора, а также меньшая аксиальная неравномерность распределения НФХ.
В случае размещения органов СУЗ в центральной части а.з. все приводы органов СУЗ проходят через МПП. В результате такого размещения различные группы органов СУЗ (АЗ, АР, КС) нельзя считать полностью независимыми, так как их работоспособность зависит от работоспособности МПП.
В предлагаемом способе размещения органов СУЗ часть из них может быть размещена в МПП (АЗ, КО), а другая часть в БПП (КС, АР), что обеспечивает дополнительную независимость функционирования органов СУЗ.
Таким образом, предложенный способ размещения органов СУЗ в исследовательском РБН позволит расширить экспериментальные возможности, улучшить параметры реактора (Fn, стабильность НФХ) и повысить надежность СУЗ.
Следует отметить, что в некоторых первых исследовательских РБН часть органов СУЗ размещалась за пределами а.з. и даже за корпусом реактора [2, 3]. Так в реакторе DFR все органы СУЗ были размещены на периферии а.з., а приводы органов располагались снаружи МПП. В БР-5 компенсирующие органы располагались за корпусом реактора.
Однако в этом случае невозможно обеспечить высокую эффективность органов СУЗ и такое их размещение возможно только в РБН с малыми размерами корпуса, т.е. в реакторах с большой утечкой нейтронов.
Далее приведены примеры оптимизации размещения органов СУЗ в реакторах БОР-60 и CEFR. Расчеты НФХ реактора БОР-60 выполнены по комплексам программ TRIGEX и КАР [4, 5].
Следует отметить, что в реакторе БОР-60 предлагаемые изменения размещения органов СУЗ реализовать на практике уже не возможно, а в реакторе CEFR еще вполне осуществимо.
Изначально реактор БОР-60 проектировался как опытный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Однако уже через несколько лет эксплуатации он фактически стал исследовательским реактором, на котором проводится большой объём фундаментальных и прикладных исследований, массовые испытания конструкционных материалов и ядерного топлива, а также наработка радиоизотопов.
Размещение в центральной ячейке реактора БОР-60 органа КС (см. Рис.3) привело к тому, что семь центральных ячеек с наиболее высокой Fn стали практически не пригодны для проведения ЭИ. Эксплуатация реактора в течение 40 лет показала, что ячейки вокруг центрального КС практически не использовались для ЭИ.
Вариант оптимизации размещения органов СУЗ в а.з. реактора БОР-60 приведен на Рис.5.
Замена одного центрального КС на два КС, расположенных на периферии а.з., а также симметричное размещение органов СУЗ (двух АР, трех АЗ и одного КС, выполняющего роль КО) в реакторе позволили бы:
— увеличить Fn в центре а.з. (Рис.6, 7);
— повысить стабильность НФХ в центре а.з. во время работы реактора (см. Рис.6, 7);
— получить симметричное распределение НФХ по а.з.;
— повысить безопасность реактора за счет замены одного высокоэффективного КС (Δρ = 1,9-2,2 %Δk/k или 2,7-3,2 βэфф) на два КС такой же суммарной эффективности;
— переместить в центр а.з. инструментованную ячейку (в реакторе БОР-60 она размещена в 5-м ряду), что повысило бы в ней Fn, существенно уменьшило радиальную неравномерность распределения НФХ по ячейке (с 1,10 до 1,02 отн.ед.) и соответственно повысило бы её привлекательность для ЭИ.
Рис. 7. Аксиальное распределение плотности потока нейтронов в центре а.з. (1-й ряд ТВС).
Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах (CEFR) c натриевым теплоносителем построен и готовится к пуску с помощью российских организаций и специалистов.
Реактор CEFR изначально проектировался как экспериментальный реактор, предназначенный для использования в качестве объекта исследований с целью получения данных по физике и технологии РБН. Поэтому органы СУЗ в реакторе CEFR были размещены как в энергетическом РБН.
Поле нейтронов в центре а.з. и соответственно другие НФХ имеют существенные неравномерности, которые к тому же во время работы реактора изменяются. В ходе кампании перемещение КС из нижнего рабочего положения в верхнее приводит к изменению аксиального и радиального распределения НФХ в соседних ячейках.
Кроме того, два РС находятся на одной линии с двумя КС и все 4 органа (2 КС и 2 РС) расположены в левой половине картограммы реактора, что ведет к дополнительной неравномерности в распределении НФХ.
Замена мест размещения трех КС и трех АЗ (см. Рис.4) между собой могла бы существенно исправить отмеченные выше недостатки расположения органов СУЗ в CEFR. В результате центральная область а.з. была бы доступна для ЭИ, повысилась Fn в данной области и её стабильность, что увеличило бы экспериментальные и облучательные возможности реактора.
Предложенный способ размещения органов СУЗ учитывает особенности и цели исследовательского РБН, позволяет повысить плотность потока нейтронов и его стабильность в наиболее ценной области активной зоны реактора, обеспечивает большую функциональную независимость органов СУЗ.
Следует отметить, что провести оптимизацию размещения органов СУЗ в уже действующих реакторах практически не возможно. Поэтому на стадии проектирования исследовательского РБН необходимо уделять повышенное внимание оптимизации размещения органов СУЗ.
[3] Fast reactor database 2006 update/ IAEA, Austria, Vienna, 2006 P.441.
[5] Жемков И.Ю. Комплекс автоматизированного расчета характеристик реакторов на быстрых нейтронах. Сб. научных трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 1996. Вып.4. С. 55-67.
Чернобыль ч.1. РБМК-1000
Автор: Александр Старостин
Авария на Чернобыльской атомной электростанции, произошедшая в 1 час 23 минуты 47 секунд 26 апреля 1986 года, стала одной из крупнейших техногенных катастроф в истории человечества. Порядка 115 тысяч человек было выселено из зоны отчуждения. Более 600 тысяч человек приняли участие в ликвидации аварии. Загрязнено более 200 тысяч квадратных километров, из оборота были выведены 5 миллионов гектаров земель. Значительному загрязнению подверглись территории Украины, Белоруссии (по некоторым данным, загрязнению подверглось 20% площади этой страны), России. Кроме того, чернобыльская радиация была обнаружена в северной и западной Европе, а также у берегов Северной Америки. Масштабы аварии повергают в шок.
Записано множество воспоминаний, издано огромное количество книг, многие из них описывают чуть ли не поминутно последний день четвёртого энергоблока ЧАЭС. И тем не менее далеко не все готовы изучать или систематизировать огромный объём информации о том, что же происходило в те жуткие весенние дни, а также на протяжении следующих нескольких лет. Прошло уже 35 лет с момента аварии, а потому мне кажется, что стоит собрать всю имеющуюся информацию в едином цикле, дабы позволить читателю ознакомиться с хронологией тех уже почти забытых событий, а также с их контекстом.
Это первая часть цикла, в которой описывается устройство, принцип работы и особенности внедрения реакторов «чернобыльского типа».
Кратко о цепной атомной реакции
Итак, в силу своих свойств ряд тяжёлых элементов стремится к радиоактивному распаду, то есть изменению состава или внутреннего строения атомного ядра. Для выработки энергии необходимо, чтобы при распаде производилось больше энергии, чем раньше. При распаде ядро испускает некоторое количество нейтронов, которые при этом получают кинетическую энергию и летят в разные стороны. При этом нейтроны могут выделяться как сразу после начала деления (мгновенные нейтроны), так и с задержкой от нескольких миллисекунд до нескольких секунд (запаздывающие нейтроны). Как только они сталкиваются с другим ядром, происходит инициация реакции деления, и ядро испускает нейтроны.
Примерно так это и работает, да
Краткая история мирного атома в СССР
Первая в мире атомная электростанция была пущена в 1954 году в городе Обнинске Калужской области. Она успешно и безаварийно проработала вплоть до 29 апреля 2002 года, то есть 48 лет (на 30 лет больше запланированного). Реактор вобрал в себя все имевшиеся на тот момент наработки в области создания и использования реакторов двойного назначения. Например, на заводе Маяк реактор не только производил оружейный плутоний, но также электроэнергию и тепло для близлежащих городов. АМ-1 (Атом Мирный – именно такой индекс получил реактор на станции) представлял собой уран-графитовый реактор с водой в качестве охладителя и теплоносителя. Электрическая мощность реактора составляла 5 МВт
Частично открытый АМ-1 и реакторный зал. Фото Варламова из 2009 года
Спустя 10 лет в работу были пущены реакторы типа АМБ (Атом Мирный Большой) в составе Белоярской АЭС. Это уже были реакторы электрической мощностью 100 МВт. В целом реакторы показали себя не очень надёжными, на всём протяжении их эксплуатации неоднократно происходили различные аварии, причём нередко – достаточно серьёзные. Например, в течение первых десяти лет эксплуатации не один раз происходило разрушение тепловыделяющих сборок на первом энергоблоке. Тем не менее, первый и второй блок доработали до полной выработки ресурса, после чего были выведены из эксплуатации. На данный момент ведётся разборка этих реакторов. Сейчас на Белоярской АЭС эксплуатируются два реактора на быстрых нейтронах.
БАЭС
Одновременно с запуском в эксплуатацию БАЭС началось проектирование нового мощного реактора канального типа. Работы велись в Научно-исследовательском и Конструкторском Институте ЭнергоТехники (НИКИЭТ) под руководством академика Николая Антоновича Доллежаля. Научной частью заведовал Институт Атомной Энергии (ИАЭ) им. Курчатова (директор – академик Анатолий Петрович Александров). Вообще, работа в области атомной энергетики в частности и атомной промышленности велась и управлялась ведущими советскими учёными. Тот же Александров в 1975 году стал президентом Академии наук СССР.
Николай Антонович Доллежаль 
Анатолий Петрович Александров
Анатомия гиганта
Что же представлял из себя новый реактор, получивший поначалу обозначение Э-7? Театр начинается с вешалки, а реактор – с тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ). ТВЭЛ – это трубка из циркониевого сплава, толщина которой 0.9 мм, а диаметр – 13.6 мм. Оставшиеся 11.5 мм занимают спрессованные таблетки диоксида урана UO2. Изначально степень обогащения урана-235 составляла 2%, однако по мере модернизации реакторов её увеличивали. 18 таких ТВЭЛов объединены в тепловыделяющую сборку (ТВС). Внутри неё помимо самих ТВЭЛов находится несущий стержень из оксида ниобия NbO2, крепёжные детали из циркониевого сплава, а также каналы для теплоносителя, то есть воды. Высота одной сборки – 3.5 метра. Последовательное соединение двух ТВС называется тепловыделяющей кассетой (ТВК), её высота – 7 метров. Высота ТВК соответствует высоте всей активной зоны.
ТВС РБМК-1000: 1 — подвеска; 2 — переходник; 3 — хвостовик; 4 — твэл; 5 — несущий стержень; 6 — втулка; 7 — наконечник; 8 — гайка
Сама активная зона представляет из себя графитовую кладку, состоящую из графитовых колонн. Каждая колонна собрана из прямоугольных блоков, длина и ширина которых составляет по 250 мм, а высота может составлять 200, 300, 500 или 600 мм. Всего колонн 2488, в каждой просверлен канал диаметром 114 мм. В этом канале может размещаться одна из 1693 топливных кассет либо один из 179 стержней Системы управления и защиты реактора (СУЗ). Остальные колонны являются боковыми отражателями нейтронов, защищающими окружающую среду от этих самых нейтронов. Размеры кладки: эквивалентный диаметр – 13.8 метра, из которых на активную зону приходится 11.8 метра, а толщина отражателя – 1 метр; высота кладки – 8 метров, из которых 7 – активная зона, а ещё по полметра сверху и снизу – отражатель. Благодаря такой схеме реактор и получил наименование РБМК – Реактор Большой Мощности Канальный.
Всё это добро уютно расположилось в шахте размерами 21.6х21.6х25.5 метров. В самом низу шахты находится бетонное основание. На нём покоится крестообразная металлоконструкция (схема С), соединяющая бетонное основание с нижней плитой реактора (схемой ОР). Толщина этой плиты – 2 метра, диаметр – 14.5 метров. Она состоит из цилиндрической обечайки, заполненной серпентинитом и проходками для топливных каналов и каналов управления, а также двух листов, в которые вварены герметично эти каналы.
Сверху расположена аналогичная по конструкции плита (схема Е), только её размеры иные – толщина 3 метра, диаметр – 17.5 метров. Она установлена на кольцевом баке с водой (схема Л), исполняющем роль боковой биологической защиты. Внешний диаметр бака – 19 метров, а внутренний на высоте 11 метров – 16.6 метров. Бак от бетона боковых стен отделяет засыпка песка. Между внутренней стенкой и активной зоной находится герметичный кожух реактора, имеющий также обозначение «схема КЖ» (металлопрокат, толщина – 16 мм), соединяющий верхнюю и нижнюю плиты. Между кожухом и внутренней стенкой бака присутствует полость, заполненная азотом под давлением более высоким, чем давление азотно-гелиевой смеси внутри кожуха. Таким образом, исключается утечка газа из полости реактора. Азотно-гелиевая смесь предотвращает выгорание гелия.
На полу реакторного зала лежит плитный настил, который вместе с дополнительной биологической защитой (схема Г) обеспечивает высокий общий уровень биологической защиты. По этому настилу можно ходить во время работы реактора, он же обеспечивает перегрузку (то есть замену топлива) реактора. Такая конструкция реактора позволяет перегружать тепловыделяющие кассеты без остановки реактора с помощью разгрузочно-загрузочной машины.
Плитный настил, кажется на ЛАЭС. Мерные люди на фоне
Итак, как же работает реактор РБМК? С помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) вода через трубопроводы подаётся непосредственно в ТВК. В них за счёт повышенного давления (7 МПа или 70 атмосфер) температура кипения воды повышается до 284 градусов по Цельсию. Проходя через них, она нагревается и частично испаряется. Сверху (вода подаётся в активную зону снизу) находятся трубопроводы, подводящие образовавшуюся пароводяную смесь к барабан-сепараторам. Их задача – отделить пар, содержание которого в смеси в среднем 14.5% от воды. Пар идёт на турбины, а вода снова подаётся в реактор. Таким образом, реактор РБМК является одноконтурным по теплоносителю.
Однако на деле не всё так однозначно, так как на самом деле структура единственного контура РБМК напоминает восьмёрку. Дело в том, что в верхней части этой восьмёрки (нижняя часть — это контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), его я только что и описал) есть ещё ряд систем. Этот ряд включает в себя турбину, генератор, конденсатор, насос и барабан-сепаратор. Пришедшая из реактора в барабан-сепаратор пароводяная смесь разделяется на воду и пар. Пар температурой 284 градуса под давлением в 7 МПа приходит на турбину и вращает её, преобразуя тепловую энергию в кинетическую. Эту энергию турбина передаёт на генератор, вырабатывающий электроэнергию. Из турбины сильно охладившийся пар (до 30 градусов при давлении в 0.004 МПа или 0.04 атмосферы) попадает в конденсатор. Там пар передаёт свою тепловую энергию воде, забираемой из пруда-охладителя станции. На выходе из конденсатора мы получаем воду, с параметрами близким к параметрам пара, которая является «холодным» теплоносителем для второго теплового контура. Эта вода, пройдя через несколько вспомогательных устройств, становится питательной водой и с помощью питательного насоса подается в барабан-сепаратор. Там она смешивается с водой из пароводяной смеси, пришедшей из активной зоны, после чего уходит в реактор. Так замыкается восьмёрка.
Разрез блока с РБМК. Надеюсь, читабельный. 
А это схема работы РБМК
Общая тепловая мощность реактора РБМК-1000 – 3200 МВт, из которых только 1000 МВт – электрическая мощность, остальное тратится на обогрев атмосферы и пруда-охладителя. На случай, если нужно уменьшить мощность, заглушить реактор или же что-то пойдёт не так, предусмотрен целый ряд систем защиты, ведущую роль в котором играют Стержни Управления и Защиты (СУЗ), запомните их, они нам вспомнятся ещё не раз. В первых реакторах стержней было 179, позже их стало 211. По своему назначению они делятся на стержни аварийной защиты (24 штуки), стержни автоматического регулирования (12), стержни локального автоматического регулирования (12), стержни ручного регулирования (131) и 32 укороченных стержня-поглотителя (УСП), предназначенные для локального регулирования мощности (появились после аварии на ЛАЭС в 1975 году). При необходимости, стержни вводятся в активную зону или выводятся из неё, тем самым уменьшая или увеличивая мощность соответственно. Введение всех стержней глушит реактор. Все стержни за исключением УСП, вводятся в реактор сверху.
Что из себя по конструкции представлял стержень-поглотитель реактора РБМК? При полностью выведенном из реактора стержне в активной зоне оставался графитовый вытеснитель длиной 4.5 м, а также по 1.25 м воды сверху и снизу. При подаче сигнала на введение в активную зону вытеснитель вытесняет воду снизу и выходит из зоны, а его место занимает соединённый с ним «телескопом» стержень-поглотитель из бора. Его задача – поглотить нейтроны, инициирующие цепную ядерную реакцию.
Отличий в конструкции РБМК от конструкции другого широко распространённого в России реактора типа ВВЭР много, но ключевых два. Во-первых, из-за циклопических размеров РБМК невозможно «запаковать» в герметичный корпус, который бы защитил окружающую среду в случае взрыва реактора. Во-вторых, в реакторе типа ВВЭР два герметичных контура теплоносителя, которые изолированы друг от друга. Первый – вода под высоким давлением, идущая непосредственно в активную зону. Там она нагревается и идёт в теплообменник, передавая свою тепловую энергию воде второго контура, которая в виде пара уже вращает турбину.
В принципе, реактор ВВЭР безопаснее, чем РБМК, однако РБМК давал весьма заметные экономические выгоды. Во-первых, в нём можно использовать менее обогащённое топливо (на ранних этапах считалось, что канальный реактор спокойно может работать на топливе со степенью обогащения 2%, в то время как корпусный требовал степени обогащения 4-5%). Более того, РБМК может работать на отработанном топливе реактора ВВЭР. При этом выгорание топлива в РБМК более равномерное, то есть реактор расходует его более экономно. Во-вторых, как уже говорилось, в РБМК можно менять топливные кассеты без остановки реактора, в то время как для перегрузки топлива реактор типа ВВЭР подвергается разгерметизации корпуса, что сопряжено с большим объёмом работы. В-третьих, при всех своих огромных размерах РБМК проще в строительстве, так как не требует трудоёмкого создания герметичного корпуса, что облегчает как производство, так и установку реактора на месте.
РБМК распространяется
Строительство первой атомной станции, оснащённой реактором РБМК-1000 (то есть Реактор Большой Мощности Канальный электрической мощностью 1000 МВт) началось в 1967 году в 4 км от посёлка Сосновый бор, что в 70 км от исторического центра Санкт-Петербурга. В 1974 году в эксплуатацию ввели первый энергоблок, спустя два года – второй. Здесь нужно отметить, что реально реактор подключают к сети раньше, чем официально вводят в эксплуатацию.
ЛАЭС сейчас
После этого реакторы РБМК были дооснащены дополнительными поглощающими стержнями (добавилось 32 укороченных стрежня), целым рядом систем, направленных на повышение безопасности реактора (например, системой аварийного охлаждения реактора (САОР), системой локальной автоматической защиты (ЛАЗ) и системой локального автоматического регулирования мощности реактора (ЛАР)), повысили степень обогащения урана до 2.4%, а также были внесены множественные уточнения в инструкции персонала и проекты будущих энергоблоков.
Ленинградская АЭС, подведомственная Министерству среднего машиностроения, проектировалась его организациями, под его заводы, оснащенные современным оборудованием. Курская и Чернобыльская станции принадлежали Министерству энергетики и электрификации. В правительственном Постановлении было указано, что нестандартное оборудование для четырех блоков первых очередей этих станций будет изготовлено теми же заводами, что и для Ленинградской. Но для Минсредмаша правительственное Постановление не указ даже и в то время, когда еще немного слушались правительства. Говорят, у вас есть свои заводы, вот и делайте, чертежи дадим. Был я на некоторых заводах вспомогательного оборудования Минэнерго — оснащение на уровне плохоньких мастерских. Поручать им изготовление оборудования для реакторного цеха все равно, что плотника заставлять делать работу столяра. Так и мучились с изготовлением на каждый блок. Что-то удавалось сделать, чего-то так и не было. Характерно, вот уж поистине застой, Минэнерго за несколько лет так ни одного своего завода и не модернизировало, чтобы был способен изготавливать не столь уж сложное оборудование.
Между тем, продолжалось строительство энергоблоков с реакторами РБМК-1000 первого поколения. К ним также относились 1 и 2 блоки Курской (начало строительства – 1972 и 1973 года, ввод в эксплуатацию – 1977 и 1979 года соответственно) и Чернобыльской АЭС (начало строительства – 1970 и 1973, ввод в эксплуатацию – 1978 и 1979 года соответственно). А дальше началось проектирование и строительство энергоблоков с реакторами РБМК второго поколения.
В чём отличия от поколений 1 и 1+? Во-первых, увеличенный барабан-сепаратор. Во-вторых, трёхканальная САОР, которая теперь снабжала аварийный реактор водой не только из гидробаллонов, но и через питательные насосы. В-третьих, теперь для локализации радиоактивных веществ, выброс которых нельзя было допустить в атмосферу в случае аварии, были предусмотрены двухэтажные бассейны-локализаторы, которые должны были эти радиоактивные вещества аккумулировать. Ну и наконец, теперь реакторные отделения строились дубль-блоком, иными словами, они составляли одно здание, хотя блоки и были разделены. Ранее каждый реактор строился в своём здании.
Панорама Курской АЭС, вид со стороны машзала. Видны и два первых блока (ближние, с кучей труб), и третий с четвёртым, размещённые в дубль-блоке (дальние, с большой трубой как на ЧАЭС)
К реакторам нового типа с повышенным уровнем безопасности относились энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС (начало строительства – 1978 и 1981 года, ввод в эксплуатацию – 1984 и 1986 соответственно), 3 и 4 Чернобыльской АЭС (начало строительства – 1972 и 1971 года, ввод в эксплуатацию – 1982 и 1984 соответственно), 1 и 2 Смоленской АЭС (начало строительства – 1975 и 1976 года, ввод в эксплуатацию – 1983 и 1985 соответственно). Кроме того, сюда же относят и 3 и 4 энергоблоки Ленинградской АЭС (начало строительства – 1973 и 1975 года, ввод в эксплуатацию – 1980 и 1981 соответственно), но они были промежуточными, отличаясь устройством ряда систем как от более ранних, так и более поздних энергоблоков.
Игналинская АЭС
Отдельно следует упомянуть об Игналинской АЭС. Её оснастили модифицированной версией реактора – РБМК-1500. Как можно догадаться из индекса, электрическая мощность данного реактора составляла 1500 МВт. Достигалось увеличение путём интенсификации теплообмена в ТВК при сохранении размеров реактора. Однако реальная мощность составляла 1300 МВт, так как на номинале и повышенной мощности происходило неравномерное выгорание топлива и растрескивание оболочек ТВЭлов. До аварии на ЧАЭС в 1986 году успели сдать в эксплуатацию один блок (начало строительства – 1975, ввод в эксплуатацию – 1984 год). Ещё один блок должны были пустить в 1986 году, однако из-за аварии на ЧАЭС пуск и ввод в эксплуатацию перенесли на год (начало строительства – 1978, ввод в эксплуатацию – 1987 год). Также после аварии заработал третий блок Смоленской АЭС с реактором РБМК-1000 (начало строительства – 1984, ввод в эксплуатацию – 1990 год). Все остальные достраивавшиеся блоки (КАЭС-5 (строительство остановлено в 2012 на степени готовности 85%), ЧАЭС-5 и 6 (строительство остановлено в 1986 году), САЭС-4 (строительство остановлено в 1993 году), ИАЭС-3 (строительство остановлено в 1988 году)) были законсервированы.
В дальнейшем планировалось ещё увеличить мощность реактора за счёт увеличения диаметра топливных каналов и других ухищрений с топливными кассетами (РБМК-2000 и РБМК-3600), использования перегретого пара (проекты РБМКП-2400 и РБМКП-4800). Кроме того, существовал более поздний проект МКЭР, который предполагалось оснащать двойной защитной оболочкой, четырёхконтурной системой принудительной циркуляции воды против двухконтурной у РБМК, а также рядом новшеств, направленных на снижение расхода топлива и повышение КПД. Тем не менее, ни один из этих проектов дальнейшего развития не получил.
Подводя итог. Реактор большой мощности канальный электрической мощностью 1000 МВт (или РБМК-1000) представляет из себя циклопическое сооружение, которое массово распространилось по АЭС Советского союза и на протяжении многих лет являлось флагманом отечественной атомной индустрии. При этом большинство энергоблоков с этим реактором до сих эксплуатируются, хоть и с условием постоянной модернизации для повышения безопасности. О недостатках машины (в том числе и критических) мы поговорим в одной из следующих частей цикла (причём ближе к концу). А в следующей части — о ЧАЭС, Припяти и Чернобыльском крае.
Автор: Александр Старостин