Графітова кладка технологічні канали РБМК 1000 креслення. Реактор великої канальної потужності. Виручка АЕС з РБМК за роками

Друге життя реакторів канального типу

Наступного року виповниться 70 років з моменту запуску першої реакторної установки канального спрямування. Чому сьогодні технології відмовлено у розвитку та хто з цим не згоден? Пояснює та відповідає головний конструктор енергетичних канальних реакторних установок, директор відділення АТ «НІКІЕТ» Олексій Слобідчиков.

Спочатку кілька слів про історію канальних реакторів. Їхня поява була тісно пов'язана із зародженням самої атомної галузі, як військово-промислового комплексу, так і енергетичного.

Перший канальний реактор було запущено 19 червня 1948 року у Челябінській області. Розробкою промислового реактора А займався головний конструктор Микола Антонович Доллежаль, а керував науковим проектомІгор Васильович Курчатов. Безумовно, основним призначенням реактора було напрацювання збройового плутонію, і перший етап розвитку канального напряму реакторобудування нерозривно пов'язаний саме з оборонною тематикою.

Перші реактори були суто утилітарними. В їх основі - проточна схема та відсутність замкнутого контуру. У процесі відпрацювання експлуатаційних рішень з'явилася можливість перейти до використання реактора у класичному промисловому розумінні – як частині енергетичного комплексу. Першим реалізував це завдання реактор Сибірської атомної станції, побудований 1958 року. У той період почали відкриватися перспективи використання ядерної енергії у мирних цілях.

Перша АЕС із канальним уран-графітовим реактором була побудована в Обнінську. Реактор АМ за енергетичними мірками мав невисоку потужність - всього 5 МВт. Проте його створення, проектування та експлуатація (багато в чому в дослідному режимі) дозволили вирішити питання, пов'язані з вивченням матеріалів та їх поведінки при виробленні ядерним реактором електроенергії.

Точка відліку
Після введення АЕС в Обнінську наступний етап – Білоярська станція. Цей проект став сміливим не лише для свого часу, а й загалом для реакторобудування. На Білоярській АЕС було реалізовано технологію ядерного перегріву пари, що дозволило суттєво підвищити ККД енергоустановки та наблизитися до тих показників, які характерні для електростанцій з органічним паливом. Після цього, на рубежі 1960-1970-х років з'явилася можливість приступити до розробки та будівництва реактора РБМК-1000.

Пуск реактора РБМК-1000 став точкою відліку для великомасштабного застосування атомної енергії у народному господарстві. Це був перший блок-мільйонник, який досить довго залишався єдиним із такою потужністю.

Перший енергоблок із реакторами РБМК було запущено у грудні 1973 року на Ленінградській атомній станції. Потім, протягом 1970-1980-х років, послідовно було введено в дію 17 енергоблоків з реакторами РБМК.

Сьогодні в Росії експлуатуються 11 таких енергоблоків на майданчиках Ленінградської, Курської та Смоленської АЕС. Чотири енергоблоки було збудовано в Україні, і ще два – на території Литовської РСР. Потужність останніх була збільшена в 1,5 рази – до 1500 МВт (номінальна електрична потужність). Ці енергоблоки були найпотужнішими на той час, і в найближчій перспективі для російської атомної галузі вони поки що залишаються межею за потужністю окремого енергоблоку.

Біографія

Олексій Володимирович СЛОБОДЧИКОВ
народився 1972 року. Закінчив МДТУ ім. Н. Е. Баумана за спеціальністю "Ядерні енергетичні установки".

З 1995 року працює у АТ «НІКІЕТ». Наразі обіймає посаду головного конструктора енергетичних канальних реакторних установок, директора відділення.

За внесок у роботу з відновлення ресурсних характеристик реакторів РБМК А. Слобідчик у складі авторського колективу удостоєний Премії Уряду Російської Федерації. Створення та промислове впровадження цієї унікальної технології, розробленої НІКІЕТом спільно з провідними підприємствами галузі, російської науки і промисловості, дозволяють зберегти АЕС з такими реакторами в єдиній енергосистемі Росії до введення потужностей, що заміщають.

Про сьогодення, минуле та майбутнє РБМК
Якщо говорити про частку в енергобалансі реакторів РБМК, то ця цифра, залежно від року, коливається в районі 39–41%. Поки що продовжують експлуатуватися лише блоки, збудовані у 1970–1980-х роках. Перший був пущений 1973 року, а наймолодший - третій блок Смоленської станції - 1990 року. З урахуванням досвіду експлуатації уран-графітових реакторів, ще на етапі проектування було визначено термін служби РБМК – 30 років.

Тут варто зробити маленьку ремарку. Історія розвитку всього канального спрямування - якщо говорити конкретно про реактори РБМК - це процес його вдосконалення та модернізації відповідно до останнього слова техніки на певний момент. Наприклад, не можна порівняти технічний стан реактора 1973 (такого, як на Ленінградській АЕС) з тим, що ми маємо сьогодні. За 40 з лишком років відбулися значні зміни в системах управління, безпеки, безпосередньо в паливному циклі та фізиці активної зони.

Чорною сторінкою в історії розвитку як канального, так і загалом світового реакторобудування стала чорнобильська аварія. Але після неї було зроблено відповідні висновки. Наразі реактор РБМК називають «реактором чорнобильського типу», але це не зовсім коректне визначення. Порівнювати те, що було з тим, що ми маємо сьогодні, не можна. Безперервний процес модернізації, про який я говорив, дозволив поставити на рубежі 1990–2000 років питання про продовження терміну служби реакторів до 45 років. Таким чином, продовжений термін служби першого блоку ЛАЕС завершиться у 2018 році, а експлуатація третього блоку Смоленської станції закінчиться у 2035 році.

Про графітові елементи та прогнозування викривлень
Існують різні види канальних реакторів. Наприклад, у Канаді основу атомної енергетики становлять реактори CANDU із важкою водою. У нашій країні експлуатуються лише уран-графітові канальні реактори. Графіт - це нетривіальний матеріал, він не схожий своїми властивостями на сталь або бетон. Вивчення графіту як елемента активної зони розпочалося із першого дня експлуатації промислових апаратів.

Вже тоді було зрозуміло, що під впливом високої температури та високоенергетичних потоків цей матеріал схильний до деградації. У цьому зміни фізико-механічних властивостей графіту, його геометрії відбиваються стані активної зони загалом. Вивченням цього питання докладно займалися як радянські вчені. Зміни стану графіту цікавили також наших американських колег.

Одна з основних проблем – зміна геометрії графітових елементів. Активна зона реактора РБМК складається з графітових колон. Кожна колона має висоту 8 метрів і складається з 14 графітових блоків – паралелепіпедів висотою 600 мм та перетином 250×250 мм. Усього таких колон 2,5 тис.

А сама активна зона має висоту 7 метрів, довжина тепловиділяючої збірки, що у ній, - також 7 метрів, а загальна довжина паливного модуля - 16 метрів.

Потрібно розуміти, що активна зона є єдиним цілим, тому зміни одного елемента по ланцюжку - кумулятивним ефектом - передаються спочатку на прилеглі області, а згодом можуть охопити всю геометрію активної зони. Один із найбільш негативних факторів змін графітових блоків - викривлення колон і, як наслідок, прогини паливних каналів та каналів СУЗ.

При монтажі всі колони, очевидно, вертикальні, але в процесі експлуатації ця вертикальність втрачається. Якщо знову звернутися до історії, то можна побачити, що для промислових апаратів та перших уран-графітових реакторів цей процес розпочався у перші роки експлуатації. Тоді ж було зрозуміло механізми цього явища. При розробці реактора РБМК частину процесів вдалося запобігти конструкторськими рішеннями.

Цілком позбутися змін неможливо. Прогнозувати їхню появу складно. За 45-річного терміну служби реактора передбачалося, що процес змін увійде в активну фазу на рубежі 43–44 років. Але вийшло, що із проблемою ми зіткнулися на рубежі 40-го року експлуатації. Тобто похибка прогнозування склала близько трьох років.

У 2011 році на першому енергоблоці Ленінградської станції було зафіксовано зміни геометрії: викривлення технологічних каналів (у них встановлюється ядерне паливо – тепловиділяючі зборки), каналів стрижнів управління та захисту. Я хотів би звернути вашу увагу, що експлуатація РБМК передбачає постійний контроль параметрів, що визначають безпеку. За допомогою ультразвукового контролю ведеться спостереження за діаметром каналів та викривленням, цілісністю, взаємним станом елементів, які визначають працездатність при різних (як номінальних, так і перехідних) режимах. Коли при плановому контролі було виявлено початок процесу змін, стало зрозуміло: якщо процес розпочався, його швидкість буде досить висока; експлуатація реакторної установки за таких умов потребує додаткових рішень.

Основні показники реакторів РБМК

Пошук правильних рішень
При викривленні технологічних каналів і каналів СУЗ насамперед необхідно забезпечити беззастережну працездатність виконавчих механізмів систем управління та захисту, а також тепловиділяючих збірок в умовах геометрії, що змінюється.

Також потрібно підтвердити здатність технологічних каналів, що працюють в умовах прогину, зберігати властивості міцності. На першому блоці Ленінградської станції кількість технологічних каналів - 1693 р., і жоден з них при експлуатації в умовах викривлення не знаходиться в зоні ризику з точки зору його працездатності.

Ще один важливий момент: мають бути забезпечені всі технологічні операції, пов'язані із завантаженням та вивантаженням тепловиділяючих збірок. Відмінна риса, вона ж перевага реактора РБМК - можливість його експлуатації в умовах безперервних перевантажень. Конструкція дозволяє проводити навантаження при експлуатації безпосередньо на потужності. Це забезпечує гнучкий паливний цикл, формує активну зону та збільшує вигоряння. Власне, це визначає економіку: реактор не працює кампаніями, він працює в режимі постійних перевантажень.

У 2011 році на Ленінградській станції було виконано низку робіт, що підтвердили працездатність елементів реакторної установки в умовах прогину до 100 мм. Після цього перший енергоблок ЛАЕС на короткий час увели в експлуатацію під посиленим контролем параметрів. Через сім місяців його знову зупинили для розширеного контролю геометрії: було зафіксовано розвиток процесу, пов'язаного зі зміною форми графітової кладки. Тоді зрозуміли, що подальша робота реактора неможлива. У травні 2012 року перший енергоблок Ленінградської станції зупинили.

Одночасно початок змін було зафіксовано на другому енергоблоці ЛАЕС та на другому енергоблоці Курської атомної станції. Виявлені прогини говорили про те, що процес наближається до активної фази.

Потрібно було рішення, яке застосовується для всіх енергоблоків Ленінградської, Курської та Смоленської атомних станцій з реакторами РБМК. Розглядалося кілька шляхів. Можна було використовувати пасивний метод управління викривленнями, але стало очевидним, що процеси деградації графіту і, як наслідок, формозміни пов'язані з рівнем факторів, що ушкоджують. В першу чергу, з температурою та потоком швидких нейтронів.

Відповідно, пасивні методи управління цим процесом могли бути такі: радикальне, до 50%, зниження потужності енергоблоків, щоб з'явився значний ефект; або їх експлуатація у сезонному режимі. Тобто, чотири місяці блок експлуатується, потім кілька місяців стоїть. Але ці методи підходили лише тих реакторів, де процес змін не зайшов далеко.

Другий напрямок – активний, як тоді ми його називали, – це розробка та впровадження ремонтних технологій. Їхнє періодичне застосування дозволило б експлуатувати реакторну установку довше.

Чому взагалі мова зайшла про можливість ремонту? Відповідаючи це питання, треба повернутися до досвіду промислових апаратів, оскільки їм проблема формозміни існувала багато десятиліть. Значних прогинів каналів було зафіксовано в реакторі Сибірської атомної електростанції ЕІ-2. Якщо для реактора РБМК прогин становив 100 мм, прогини технологічних каналів в реакторі ЕІ-2 досягали 400 мм.

За допомогою різних технологічних прийомів з прикладу промислових апаратів було показано можливість часткового ремонту графітової кладки. Навіть сам досвід реактора РБМК говорив про те, що графітова кладка - елемент складний, великий, але певною мірою ремонтопридатний. На кожному енергоблоці з РБМК проводилися заміни технологічних каналів - це, зокрема, пов'язано з впливом на кладку графіту.

Великий досвід, накопичений у проектних інститутах та безпосередньо на станціях у галузі ремонту в активній зоні, дозволив створити та реалізувати нові технології ремонту.

Аналіз технологічних прийомів, що використовуються на промислових апаратах, показав, що для реактора РБМК їх застосування неможливе з різних причин. Частина операцій неефективні за умов РБМК; інші неможливі з погляду конструктивних особливостей. Інженери та конструктори почали шукати нові рішення. Потрібна була технологія, яка дозволила б впливати безпосередньо на причину формозміни та зміни геометрії окремого графітового блоку, тобто зменшувала б його поперечний розмір.

Масштаб проблеми передбачав послідовне виведення реакторів РБМК із експлуатації. У 2012 році – першого, у 2013 році – другого блоку Ленінградської станції; у 2012 році – другого блоку Курської станції; протягом 2012-2014 років мала бути виведена половина реакторів РБМК - 20-25% всієї атомної генерації Росії!

Більшість фахівців розуміли, що методи, які застосовуються для промислових апаратів, не дадуть потрібного ефекту у випадку з реакторами в силу різних особливостей.

Виторг АЕС з РБМК за роками

Накопичений виторг АЕС з РБМК (2014–2035 рр.)

Визначальне рішення
Нарешті у червні 2012 року з'явилася цікава технічна пропозиція. А через місяць, у липні, на Ленінградській АЕС відбулася нарада під керівництвом Сергія Владиленовича Кирієнка, в результаті якої було ухвалено рішення щодо розробки та впровадження проекту ремонтної програми.

На той момент гарантії успіху ніхто дати не міг. Запропонований технологічний прийом був складним; насамперед, це було з тим, що це роботи мали виконуватися робототехнічними комплексами на глибині близько 18 метрів, в отворі діаметром 113 мм. Плюс провадився ремонт не однієї конкретної колони, а всього реактора.

Роботи на першому енергоблоці Ленінградської станції розпочалися у першій декаді січня 2013 року.

Виходить, що за півроку було продумано весь комплекс операцій. Це була напружена і багатофакторна робота, в якій були задіяні три альтернативні розробники технічного комплексу: АТ «НІКІМТ-Атомбуд» та дві організації поза контуром Росатома.

Розробка технічних засобів стала початком вирішення проблеми. Паралельно проводився цілий комплекс розрахункових, наукових, експериментальних робіт із підтвердження та вивчення можливостей експлуатації всіх елементів активної зони в умовах викривлення, у поєднанні з впливом ремонтної технології.

Перш ніж вийти на реакторну установку, навіть для дослідної експлуатації пристроїв, що розроблялися, потрібно проведення широкомасштабних випробувань технології. Безумовно, пріоритетним принципом був «не нашкодь», бо будь-яка дія була незворотною. Тому необхідно було вивірити кожен крок на стадії розробки як технології, і оснащення.

У науково-дослідному інституті ЕНІЦ, в Електрогорську, на стенді, створеному раніше для інших випробувань, пройшли повномасштабні випробування оснастки як для різання графітових колон, так і для силового впливу на елементи кладки графіту. Особлива увага приділялася питанням забезпечення радіаційної безпеки. Під час проведення будь-яких механічних операцій із видалення графіту (що є радіоактивним матеріалом) слід враховувати, що він повинен контактувати з довкіллям.

Усе це досконально перевірялося за умов стендової бази. Ще раз наголошу: досвіду таких робіт у нас не було, тож усі підготовчі процеси велися поступово. Усе технічні матеріалипроходили ретельну експертизу у Ростехнагляді. За потреби проводилось коригування, вносилися доповнення. Тільки після всіх цих процедур ми отримали дозвіл та розпочали роботи на Ленінградській станції. Вони проводилися кілька етапів: перші дев'ять осередків, один ряд, потім - три ряди, п'ять рядів, і лише після цього було прийнято рішення про ефективність технології та можливості її застосування для всього апарату.

Технологія, як вона є
Причина формозміни графітової кладки – зміна геометрії графітового блоку. Після тривалої експлуатації графіт переходить у так звану стадію «розпухання»: його шари, найбільш схильні до впливу температури і флюенсу, збільшують щільність. А зовнішні шари графітового блоку продовжують усадку. Виникає внутрішня напруга, що веде до утворення тріщин.

Ширина вертикальної тріщини у графітовому блоці з часом збільшується. Таким чином, геометричні розміри графітового блоку, що спочатку становили 250×250 мм, збільшуються до 255×257 мм. Оскільки в кладці тисячі контактуючих між собою графітових блоків, виникнення великої кількості тріщин в них і збільшення їх геометричних розмірів призводять до того, що вони починають розштовхувати один одного і поступово переміщаються від центру до периферії, визначаючи зміни геометрії.

Поява викривлень також пов'язана з нейтронним потоком, що виглядає як полиця зі спадом на периферії. Власне, вся ця полка поводиться однаково. В одному ряді знаходяться 24 графітові блоки, і кожен відштовхує сусіда: припустимо, перший блок штовхнув на 2 мм, наступний - ще на 2, все це підсумовується, і в результаті виходять досить високі стріли прогину на периферії.

Механіка цього процесу була підтверджена під час вимірювань першого енергоблоку Ленінградської станції, що дозволило розробити технологію ремонту. Розштовхування, пов'язане з утворенням тріщин, і збільшення геометрії - це причини формозміни всієї графітової кладки. Звідси висновок: як міру, що купує, необхідно зменшити поперечні розміри графітового блоку.

Вся технологія будується у тому, що й негативний чинник - це збільшення розміру, то позитивним буде його зменшення. Така технологія включає, якщо не зупинятися на проміжних стадіях, три операції для одного осередку, які виглядають на перший погляд досить просто. Перша: за допомогою ріжучого інструментупроводиться вертикальне різання графітових блоків. Ширина різу послідовно змінюється від 12 до 36 мм - графітовий блок ріжеться з двох сторін, у процесі видаляється «надлишок». Друга операція - зближення розрізаних графітових блоків, які зазнали механічної обробки. Третя операція – відновлення отвору.

Для відновлення геометрії реактора в цілому розробляється схема, що враховує вплив осередків, що знаходяться на периферії, на центр і навпаки. Це взаємовплив - визначальний чинник під час виборів схеми ремонту, що у своє чергу впливає обсяг робіт. Так, для першого блоку Ленінградської станції обсяг ремонту у 2013 році становив 300 осередків із загальної кількості – 1693.

Основні принципи технології ремонту

Для ремонту вибираються схема та геометричне положення тих осередків, які зменшать загальне викривлення, що дозволить експлуатувати реактор далі.

Поряд з опрацюванням технології ремонту та її впровадженням виконується цілий науково-технічний та розрахунковий комплекс заходів щодо підтвердження можливості експлуатації всіх елементів реакторної установки після виконання робіт та в умовах продовження формозміни.

У роботах з обґрунтування можливості експлуатації реакторної установки після ремонту брали участь багато підприємств галузі: НІКІЕТ, ВНДІАЕС, ВНДІЕФ, ОКБМ ім. І. І. Африкантова, ЕНІЦ, НІКІМТ.

Загальну координацію проводив НІКІЕТ. Він також виконував функції генпідрядника у сфері розробки, обґрунтування та виконання ремонту енергоблоку Ленінградської атомної станції.

Загальне завдання
За такої великої кількості учасників процесу не виникало проблем у взаємодії між ними. Робота на Ленінградській атомній станції стала одним із яскравих прикладів загальної справи, досягнення результату, сформульованого наступним чином: розробити та впровадити технологію, виконати ремонт та обґрунтувати можливість подальшої експлуатації, визначити оптимальні умови. При виконанні всіх операцій також враховувалися подальша деградація графіту та подальші формозміни.

Пуск першого блоку Ленінградської станції відбувся у листопаді 2013 року. Між моментом ухвалення рішення та пуском енергоблоку пройшло трохи більше року. В результаті ми розробили технічне рішення, що дозволяє відновлювати працездатність кладки графіту і продовжувати термін служби реактора шляхом повторного проведення аналогічної операції.

Ще одна особливість процедури відновлення ресурсних характеристик (саме так називається такий ремонт) у тому, що неможливо за допомогою цієї операції зробити з реактора новий. Тобто процес формозміни триватиме: ріжеться обмежена кількість осередків, при цьому залишаються комірки, які ремонту не піддаються, тому процес формозміни і, відповідно, викривлення триватиме. Його швидкість фіксується у вигляді послідовного контролю.

Методологія має на увазі наступне: при контрольованому процесі, його чисельному прогнозуванні визначаються час ремонту, періодичність його виконання та міжремонтні інтервали експлуатації. Безумовно, цей процес має циклічно повторюватись. На сьогодні відновлення ресурсних характеристик графітових кладок виконано на двох енергоблоках Ленінградської станції: першому та другому – і на першій черзі Курської станції (також перший та другий енергоблоки).

З 2013 до 2017 року технологія значно модернізувалася. Наприклад, скорочено час виконання робіт, оптимізовано технологічні операції, суттєво скорочено вартість – практично кратно, порівняно з енергоблоками Ленінградської АЕС. Можна говорити, що технологія впроваджена в промислову експлуатацію.

У нашій країні розроблено та успішно експлуатуються три типи енергетичних реакторів:

канальний водографітовий реактор РБМК-1000 (РБМК-1500);

корпусний реактор з водою під тиском ВВЕР-1000 (ВВЕР-440);

реактор на швидких нейтронах БН-600

В інших країнах розроблені та експлуатуються такі типи енергетичних реакторів:

корпусний реактор із водою під тиском PWR;

корпусний реактор із киплячою водою BWR;

канальний важководний реактор CANDU;

газографітовий корпусний реактор AGR.

Кількість твелів, що завантажуються в активну зону реактора, досягає 50 000 штук. Для зручності монтажу, перевантаження, транспортування та організації охолодження твели всіх енергетичних реакторів об'єднані в тепловиділяючі зборки – ТВС. Для надійного охолодження твели в ТВС відокремлені один від одного елементами, що дистанціюють.

Твел і ТВС реакторів РБМК-1000 і РБМК-1500

В активній зоні реакторів РБМК-1000 і РБМК-1500 з кроком квадратних ґрат 250 мм розташовані 1693 і 1661 технологічних каналу. У несучій трубі кожного каналу розташовуються ТВС. До канальної труби Ф 80x4 мм із сплаву Zr+ 2,5 %Nbв рекристалізованому стані дифузійним зварюванням з двох сторін кріпляться наконечники зі сталі ОХ18Н10Т, що дозволяють щільно підключити кожен канал до колектора теплоносія.

Така конструкція каналу дозволяє за допомогою перевантажувальної машини легко здійснювати завантаження та перевантаження ТВС, у тому числі на реакторі, що працює. У канал реактора РБМК-1000 завантажується касета, що складається з двох окремих ТВС, розташованих одна над іншою, пов'язаних в єдине ціле порожнистим стрижнем, що несе, зі сплаву Zr+ 2,5 % Nb( ф 15x1,25 мм). У порожнині несучого стрижня в окремій трубчастій оболонці з цирконієвого сплаву розташовуються датчики контролю енерговиділення або додаткові поглиначі нейтронів, що служать для вирівнювання енерговиділення в активній зоні реактора.

Рис.1. ТВС реактора РБМК-1000

Кожна верхня та нижня ТВС (рис.1) утворені паралельним пучком стрижневих твелів з 18 штук, розташованих концентричним колам з фіксованим по радіусу кроком, що створює стійке теплознімання протягом усього терміну служби твелів. Фіксація твелів забезпечується каркасом, утвореним центральним стрижнем, що несе, і десятьма дистанційними решітками, рівномірно розташованими по висоті кожної ТВС. Дистанційні грати збираються з окремих фігурних осередків, зварених між собою в точках і скріплених зовні ободом. У кожному осередку є внутрішні виступи довжиною 0,1 - 0,2 мм: по чотири в осередках зовнішнього і по п'ять в осередках внутрішнього ряду твэлов, міцно, з натягом фіксують пропущені крізь осередки твели. Це попереджає радіальні переміщення твелів у осередках, які можуть бути збуджені вібрацією конструкції під впливом турбулентного потоку теплоносія. Таким шляхом виключається виникнення фреттинг-корозії у місцях торкання оболонок твелів із металом осередків. Грати виконані з нержавіючої аустенітної сталі (ведуться роботи із заміни матеріалу цирконієвим сплавом). Дистанційні грати мають свободу переміщення разом з пучком твелів несучого стрижня, проте поворот решітки щодо осі стрижня виключений.

Твели одним кінцем кільцевими замками, що обтискаються у вирізи фігурних наконечників, кріпляться до несучих ґрат. Інші кінці твелів залишаються вільними. Решітка (кінцева), що несе, жорстко кріпиться до осьової половини несучого стрижня.

Загальний вигляд твела представлений на рис.2. Загальна довжина твела становить 3644мм, довжина паливного осердя - 3430 мм.

Матеріал оболонки та кінцевих деталей твелів є сплав Zr+1%Nbв рекристалізованому стані. Діаметр оболонок 13,6 мм, товщина стінки 0,9 мм. Паливом є таблетки із спеченого двоокису урану з висотою близькою до їх діаметру, що мають лунки на торцях.

Середня маса паливного стовпа становить 3590 г за мінімальної щільності 10,4 г/см 3 .

Розкид діаметрального зазору таблетка – оболонка становить 0,18-0,36мм. В оболонці паливні таблетки стиснуті кручений пружиною, розташованої в газозбірнику, що знижує тиск газоподібних продуктів поділу. Відношення вільного об'єму під оболонкою до загального об'єму середніх геометричних параметрах становить 0,09.

Рис.2. Твел реактора РБМК: 1 - заглушка, 2 - паливна таблетка, 3 - оболонка, 4 - пружина, 5 - втулка, 6 - наконечник

Необхідно розуміння подальшого коротко розповісти, що таке атомний реактор взагалі і реактор РБМК зокрема.

Атомний реактор електростанцій – це апарат перетворення ядерної енергії на теплову. Паливом у переважній більшості реакторів служить слабозбагачений уран. У природі хімічний елемент уран і двох його ізотопів: 0,7 % ізотоп з атомною вагою 235, решта – ізотоп з атомною вагою 238. Паливом є лише ізотоп урану-235. При захопленні (поглинанні) нейтрона ядром урану-235 воно стає нестійким і за життєвими мірками миттєво розпадається на дві, переважно нерівні, частини з виділенням великої кількості енергії. У кожному акті розподілу ядра енергії виділяється у мільйони разів більше, ніж при згорянні молекули нафти чи газу. У такому великому реакторі, як Чорнобильський, під час роботи на повній потужності «згоряє» близько чотирьох кілограмів урану за добу.

Виділювана при кожному розподілі ядра урану енергія реалізується наступним чином: основна частина – у вигляді кінетичної енергії «уламків» поділу, які в процесі гальмування передають її практично всю в твелі реактора та його конструктивної оболонці. Вихід за оболонку скільки-небудь помітної частини уламків неприпустимий. Якщо подивимося на таблицю Менделєєва, то побачимо, що ядра уламків поділу мають явний надлишок нейтронів у тому, щоб бути стабільними. Тому в результаті ланцюжок радіаційного забруднення території під час аварії після руйнування та викиду під час вибуху твелів.

Після припинення ланцюгової реакції, при зупинці реактора, залишкові тепловиділення від розпаду продуктів поділу ще тривалий час змушують охолоджувати твели.

При кожному розподілі ядра урану випускається два-три, загалом близько двох із половиною, нейтрону. Їхня кінетична енергія поглинається сповільнювачем, паливом і конструктивними елементами реактора, потім передається теплоносію.

Саме нейтрони і роблять можливим здійснювати ланцюгову реакцію поділу ядер урану-235. Якщо один нейтрон від кожного поділу викличе новий поділ, інтенсивність реакції збережеться одному рівні.

Більшість нейтронів випускається негайно при розподілі ядра. Це миттєві нейтрони. Мала частина, близько 0,7%, через невеликий проміжок часу, через секунди і десятки секунд, - нейтрони, що запізнюються. Вони дозволяють керувати інтенсивністю реакції розподілу урану та регулювати потужність реактора. Інакше існування енергетичних реакторів ставало б проблематичним – лише атоне бачимо.

Зазвичай в енергетичних реакторах використовують не природний, а збагачений ізотопом-235 уран. Але все-таки більша частина - це уран-238 і тому значне ккже здатний ділитися при поглинанні теплових нейтронів, як і уран-235. Властивості плутонію як палива відрізняються від урану і при достатньому його накопиченні після тривалої роботи реактора дещо змінюють фізику реактора. Викинутий при аварії плутоній також робить свій внесок у забруднення території. Причому надії з його розпад немає ніякої (період напіврозпаду плутонію-239 понад 24 тис. років), лише міграція вглиб землі. Є й інші ізотопи плутонію. Властивості урану-235:

– ділитися під час поглинання його ядром теплового (з малою енергією) нейтрону;

- Виділяти при цьому велика кількість енергії;

- Випускати при розподілі нейтрони, необхідні для самопідтримується реакції.

Уран-235 є основою створення атомних енергетичних реакторів.

Майже всі реактори АЕС працюють теплових нейтронах, тобто. нейтрони з малою кінетичною енергією. Нейтрони після поділу урану або плутонію зазнають стадії уповільнення, дифузії та захоплення ядрами палива та конструктивних матеріалів. Частина нейтронів вилітає межі активної зони – витік. Одночасно відбувається велика кількість поділів, і, отже, у працюючому реакторі завжди є велика кількість нейтронів, що складають нейтронний потік, нейтронне поле. Вигоряння ядер палива відбувається повільно, і тому досить тривалий проміжок часу кількість палива в реакторі можна вважати незмінним. Тоді число поглинених паливом нейтронів, а при цьому і кількість ядер, що розділилися, і кількість одержуваної енергії, буде прямо пропорційно нейтронному потоку в активній зоні. Фактично завдання операторів зводиться до вимірювання та підтримки нейтронного потоку згідно з вимогами щодо підтримки потужності.

Якщо умовно розбити нейтрони поділу на послідовні покоління (умовність у наступному – оскільки розподіл відбувається неузгоджено, то це аналогічно руху неорганізованого натовпу, а не крокам армійської колони) з кількістю нейтронів № 1, № 2 і так далі, то за рівності числа нейтронів кожного потужність реактора буде постійною, такий реактор буде називатися критичним і коефіцієнт розмноження нейтронів, що дорівнює відношенню числа нейтронів наступного покоління до попереднього, дорівнює одиниці. При коефіцієнті розмноження більше одиниці число нейтронів та потужність безперервно зростають – реактор надкритичний. Чим більший коефіцієнт розмноження, тим більша швидкість наростання потужності, причому потужність наростає з часом не лінійно, а за експонентом. В оперативній роботі користуються точністю представляється рівною (К-1). У звичайній практиці оператор має справу з реактором, надкритичність або позитивна реактивність якого становить не більше однієї десятої відсотка. При більшій реактивності швидкість наростання потужності стає занадто великою, небезпечною цілісності реактора та обслуговуючих систем. Всі енергетичні реактори мають автоматичну АЗ, що глушить реактор при великій швидкості збільшення потужності. На реакторі РБМК АЗ спрацьовувала за швидкості зростання потужності вдвічі за час 20 с.

Найважливіший момент. При розподілі ядра урану приблизно 0,7% нейтронів народжуються не при розподілі, а з деяким запізненням. Вони входять у загальне число нейтронів цього покоління і збільшують час життя покоління нейтронів. Частка нейтронів, що запізнюються, зазвичай позначається р. Якщо надмірна (позитивна) реактивність досягає (і більше) величини р, то реактор стає критичним лише на миттєвих нейтронах, швидкість змінності поколінь яких велика – визначається часом уповільнення та дифузії нейтронів, і тому швидкість збільшення потужності дуже велика. Захисту в цьому випадку немає – лише руйнація реактора може перервати ланцюгову реакцію. Так було 26 квітня 1986 р. на четвертому блоці Чорнобильської АЕС. Фактично через напрацювання в активній зоні плутонію та відмінності у властивостях миттєвих та запізнювальних нейтронів у реакторі

Реактор РБМК-1000 – це реактор канального типу, сповільнювач нейтронів – графіт, теплоносій – звичайна вода. Паливна касета набирається з 36 твелів по три з половиною метри завдовжки. Твели за допомогою дистанційних грат, закріплених на центральному стрижні, що несе, розміщуються на двох колах: на внутрішній 6 штук і на зовнішній 12 штук.

Кожна касета складається із двох ярусів за висотою. Таким чином, активна зона має висоту сім метрів. Кожен твэл набирається з таблеток UO 2 розміщених у герметичній трубі зі сплаву цирконію з ніобієм. На відміну від корпусних реакторів, де всі паливні касети розташовуються в загальному корпусі, розрахованому на повний робочий тиск, в реакторі РБМК кожна касета розміщена в окремому технологічному каналі, що є трубою діаметром 80 мм.

Активна зона реактора РБМК висотою 7 і діаметром 11,8 м набрана з 1888 графітових колон з центральними отворами кожна, куди встановлені канали. З цього числа 1661 – технологічні канали з паливними касетами, інші – канали СУЗ, де розміщено 211 поглинаючих нейтрони стрижнів і 16 датчиків контролю. Канали СУЗ рівномірно розподілені по активній зоні в радіальному та азимутальному напрямках.

Знизу до технологічних каналів підводиться теплоносій – звичайна вода під високим тиском, що охолоджує твели. Вода частково випаровується і у вигляді пароводяної суміші зверху відводиться в барабан-сепаратори, де пара відокремлюється і надходить на турбіни. Вода із барабан-сепараторів за допомогою ГЦН знову подається на вхід у технологічні канали. Пара після відпрацювання в турбінах конденсується і повертається в контур теплоносія. Таким чином замикається контур циркуляції води.

Якщо прийняти конструкцію активної зони заданої, подивимося куди діваються нейтрони поділу. Частина нейтронів йде за межі активної зони і втрачається безповоротно. Частина нейтронів поглинається сповільнювачем, теплоносієм, конструкційними матеріалами та продуктами розподілу паливних ядер. Це марна втрата нейтронів. Інші поглинаються паливом. Для підтримки постійної потужності кількість нейтронів, що поглинаються паливом, також повинна бути незмінною. Отже, з розподілених при кожному розподілі паливного ядра двох з половиною (в середньому) нейтронів на витік і захоплення матеріалами, що не діляться, ми можемо втрачати півтора нейтрони. Це буде критичний реактор.

Такий реактор працювати не може, хоча б з наступної причини: при розподілі урану утворюються ядра різних хімічних елементіві серед них у значній кількості ксенон з атомною вагою 135, що має дуже великий переріз поглинання нейтронів. При підйомі потужності починає утворюватися ксенон і реактор заглухне. Так було з першим американським реактором. Е. Фермі порахував перетин захоплення нейтронів ядром ксенону і жартома сказав, що ядро ​​виходить величиною з апельсин.

Для компенсації цього та інших ефектів паливо в реактор завантажують з надлишком, що при постійному витоку нейтронів і поглинанні їх матеріалами, що не діляться, збільшує частку поглинання паливом. Щоб не відбувалося постійного нарощування потужності такого реактора, активну зону вводять так звані органи впливу на реактивність, що містять матеріали, що інтенсивно поглинають нейтрони. Методи компенсації може бути різні, ми розглянемо їх лише з прикладі РБМК.

У каналах СУЗ розміщуються стрижні, що містять сильний поглинач нейтронів – бор, за допомогою якого підтримується потрібний баланс нейтронів і, отже, потужність реактора. При необхідності збільшення потужності частина стрижнів виводиться повністю або частково з активної зони, в результаті чого збільшується частка нейтронів, що поглинаються паливом, потужність зростає і стрижні після досягнення потрібного рівня потужності знову вводяться в активну зону. Як правило, нове положення стрижнів управління не ідентичне вихідному - це залежить від зміни реактивності активної зони при зміні потужності - від коефіцієнта потужності реактивності. За необхідності зменшення потужності активну зону вводять стрижні, тобто. вводять негативну реактивність, реактор стає підкритичним та потужність починає зменшуватися. На новому рівні потужність стабілізується зміною положення стрижнів. Усе це здійснюється АР. Оператор натисканням кнопки змінює рівень заданої потужності, а решта – справа регулятора. Щоправда, у випадку з реактором РБМК це не зовсім так, а іноді й зовсім не так – оператор змушений своїм втручанням коригувати роботу регулятора в основному щодо встановлення енерговиділення у тій чи іншій частині зони.

У новозбудованому реакторі технологічні канали завантажуються свіжими невигорілими паливними касетами. Якщо всі 1661 канал завантажити касетами, то коефіцієнт розмноження буде настільки великий, що погасити його наявними стрижнями управління буде неможливо. Тому близько 240 технологічних каналів замість паливних касет завантажуються спеціальними стрижнями-поглиначами нейтронів. І ще кілька сотень поглиначів розміщуються в отворах центральних несучих стрижнів паливних касет. У міру вигоряння палива ці поглиначі поступово виймаються та замінюються паливними касетами. При вилученні всіх поглиначів підтримання потрібної реактивності активної зони здійснюється заміною касет, що найбільш вигоріли, свіжими. Настає режим стаціонарних навантажень.

У реакторі РБМК паливні касети замінюються під час роботи реактора на потужності спеціальною розвантажувально-завантажувальною машиною. У цей час активна зона містить касети, що повністю вигоріли, свіжі і з проміжним вигорянням. Ось на цей режим і розраховано кількість стрижнів керування та захисту.

Кожен стрижень СУЗ вносить якусь реактивність, що залежить від його розташування в зоні та форми нейтронного поля. У реакторі РБМК реактивність прийнято вимірювати у стрижнях, ефективність одного стрижня умовно прийнята 0,05%. Як пояснювалося, швидкість збільшення потужності реактора тим більше, що більше його позитивна реактивність. Швидкість зменшення потужності також більша за більшої внесеної негативної реактивності.

Внаслідок порушень режиму та несправностей у системах виникає необхідність, щоб уникнути пошкоджень, швидко заглушити реактор. Тому кількість стрижнів СУЗ завжди має бути з надлишком для приведення реактора у стан із потрібною підкритичністю. Коли реактор знаходиться в критичному стані (критичне означає не катастрофічне, а що його коефіцієнт розмноження дорівнює одиниці і, відповідно, реактивність дорівнює нулю), обов'язково має бути не менше якоїсь кількості стрижнів виведено з активної зони і готове до негайного введення в зону припинення ланцюгової реакції поділу. І чим більше стрижнів виведено з активної зони, тим більша впевненість, що реактор при необхідності буде заглушений швидко, з великою підкритичністю. Це вірно для всіх реакторів, спроектованих згідно з вимогами норм та правил безпеки.

У всіх реакторах тим чи іншим шляхом частина органів на реактивність введена в реактор – це необхідно для маневрування потужністю. Наприклад, при вимушеному частковому зниженні потужності тимчасово збільшується кількість ксенону (кажуть, що реактор отруєний ксеноном), збільшення кількості поглинача нейтронів необхідно компенсувати виведенням із зони частини оперативно видобутого поглинача. Інакше реактор доведеться заглушити і чекати на розпад ксенону.

У реакторі РБМК під час роботи частина стрижнів СУЗ перебуває частково чи повністю у активній зоні і пригнічує (компенсує) якусь надмірну реактивність. Тепер визначимося із поняттям ОЗР.

Оперативний запас реактивності – це позитивна реактивність, яку реактор мав би за всіх витягнутих стрижнях СУЗ.

Як і нормальним реакторам, реактору РБМК запас реактивності також необхідний маневру потужністю. Ще після аварії в 1975 р. на першому блоці Ленінградської АЕС для РБМК було визначено мінімальний запас реактивності в 15 стрижнів, виходячи з необхідності регулювання енерговиділення в активній зоні. А після чорнобильської аварії було знайдено вчинене дикість, абсурд – при малому запасі АЗ не глушить, а розганяє реактор. Чим менший запас реактивності, тим більше ядерно-небезпечний РБМК?! Знай наших!.. Ми не як інші.

Ще реакторів із такими властивостями немає. Можна зрозуміти, що АЗ не впоралася з глушінням реактора, але щоб сама розганяла реактор – такого й у кошмарному сні не привидиться.

Як і ОЗР, у тексті часто будуть згадуватися паровий ефект реактивності та потужний коефіцієнт реактивності. Уяснимо поняття.

Нехай реактор працює на якійсь потужності за постійної витрати теплоносія. У технологічному каналі вода нагрівається до кипіння та з'являється пара. У міру просування в каналі все більше води, що відбирає тепло у твелів, перетворюється на пару. Таким чином, у стаціонарному режимі маємо у межах активної зони якусь кількість пари. Тепер збільшимо потужність реактора. Кількість тепла зростає і, отже, буде в активній зоні більше водяної пари. Як це вплине на реактивність активної зони – у бік зменшення чи збільшення – залежить від співвідношення в зоні ядер сповільнювача та палива. Вода також є сповільнювачем нейтронів, як і графіт, і зі збільшенням кількості пари в активній зоні стає менше води. Проектанти, мабуть, виходячи з економічних міркувань, вибрали співвідношення ядер сповільнювача та палива в РБМК таким, щоб повна заміна води пором вела до реактивності на п'ять-шість р.

Чим це страшно? Наприклад, при розриві труби теплоносія діаметром 800 мм зневоднення настає через кілька секунд і тихохідна АЗ не впоралася б з реактивністю, що виділилася. Вибух, як і 26 квітня. Це не все. У разі збільшення потужності температура палива завжди зростає і це веде до зменшення реактивності. У реакторі РБМК при зміні потужності в основному два фактори впливають на реактивність: негативний температурний ефект палива та позитивний паровий ефект. Вони і становлять швидкий коефіцієнт потужності реактивності - зміна реактивності при зміні потужності на один мегават (або кіловат). Інші ефекти зміни реактивності залежно від потужності: температурний ефект графіту та отруєння реактора ксеноном, хоч і мають суттєву величину, виявляються з великим запізненням і на динаміку не впливають. У правильно сконструйованого реактора потужний коефіцієнт повинен бути негативним. Це означає, що з будь-якому обуренні зростає реактивність, із нею починає збільшуватися потужність, але це веде до зменшення реактивності і потужність стабілізується, хоча й більш рівні. У реактора РБМК потужнісний коефіцієнт був позитивним у великому діапазоні потужностей – порушуючи вимоги нормативних документів. Це вплинуло на виникнення аварії 26 квітня.

Захоплюючись промисловістю як з позиції історії, так і з естетичного погляду, складно не приділяти уваги атомним станціям. Ну а цікавлячись дослідженням занедбаних промислових об'єктів практично неможливо не мріяти побувати на покинутій АЕС.

Галузь атомної енергетики досить молода, тому знайти по-справжньому покинуту АЕС, перебування на якій не буде небезпечним з позиції ризиків нахопити радіації, досить складно, якщо не неможливо. Тому естетам залишається задовольнятися спадщиною 1990-х в особі недобудованих атомних станцій, покинуті будмайданчики яких розкидані просторами колишнього СРСР. Добре, що інформація про енергоблоки, не введені в експлуатацію через припинення будівництва, відкрита широкому загалу аж до координат і відомостей про стадію готовності.

У сьогоднішньому огляді я покажу вам якраз одну з таких зупинених атомних будівництв. Такий собі безпечний Чорнобиль.

Ніч – наш друг.
Темрява дозволяє помітити те, на що не звернеш уваги вдень.
Повний місяць ніби дарує можливість бачити в цій темряві.
Ну а тепла літня ніч дає можливість приготуватися до передсвітанної прогулянки, спостерігаючи з найближчого даху за об'єктом інтересу - величезним і мертвим будівництвом атомної станції.

Знадобилося чимало років для того, щоб продовження замороженого будівництва виявилося недоцільним, і недобудована атомна станція перетворилася на повноцінну занедбаність. Іржавий гігантський кран КП-640, аналогічний тому, що використовувався на Чорнобильській АЕС, на жаль так і зник без діла.

Дочекавшись світанку, заходимо на зарослу кущами територію і обходимо станцію навколо, проходячи повз величезні трансформатори розміром з товарний вагон.

Знаходимо порожній дверний отвір і опиняємося всередині недобудови. З вікна бачимо діючу АЕС - добре охоронювану та недосяжну.

Стадія готовності цього енергоблоку, за інформацією з мережі, досить висока - реакторна та машинна зали майже готові. Проте, решта являє собою нескінченний лабіринт бетонних поверхів, сходів і порожніх приміщень з нерідкими слідами творчості будівельників.

Розмаїття нескінченного бетону додають захисно-герметичні двері – тут їх сотні! Причому різних розмірів, товщини і моделей

Першим завданням вибираємо відвідування даху станції - чудове місце, щоб зустріти світанок

Сонце підфарбовує наскрізні коридори в ядерно-рудий

І ось – ми на даху.
Перед нами труба - точнісінько така сама, як височіла над атомною станцією в Прип'яті. Ту чорнобильську трубу зрізали, т.к. вона заважала насунути новий саркофаг... А ця нікому не заважає:) Було б чудово на неї піднятися, але вирішуємо залишити цю авантюру для послідовників, т.к. не хочеться раніше бути поміченими сторожем будмайданчика.

Багато хто бачив фото цієї труби зовні, але мало хто заглядав під неї зсередини. Ось така вона – величезна вентиляційна шахта енергоблоку.

Логічно було б припустити, що труба височить чітко над реактором, але немає. Т.к. функція її загальна для двох енергоблоків, вона стоїть чітко між ними, а безпосередньо під собою має бетонний майданчик технічного поверху

Дах станції – лише одна з трьох цілей цієї прогулянки.
Тепер наше завдання відшукати в цьому бетонному лабіринті способи потрапити до машинного та реакторного залів.
Це виявилося непросто...

Один із залів, що за розмірами нагадує заводський цех

Великі дірки в підлозі, якісь ніші та наскрізні отвори до найнижчого рівня... Але прохід до ключових вузлів станції знайти ніяк не виходить.

Переходячи з поверху на поверх, із приміщення до приміщення, ми все ближче приходили до розуміння, що ходимо по колу.

Ні, все це звичайно дуже вражає - величезні вентилятори розміром з тепловоз, високі стелі, широкі зали і безліч красивих захисних дверей

Ось тут нам, наприклад, попався аналог ФВУ у сховищах – фільтро-вентиляційна установка. Розібрана...

І майже ціла:)

Системи вентиляції на АЕС заслуговують, безумовно, на окрему увагу - їх багато, вони величезні і знаходяться всюди

Агрегати, що нагадують величезні кондиціонери

Багатоповерхові та потужні легені цього гіганта

Все це чудово, звичайно, але ми знову і знову повертаємось до того, з чого почали.

Вирішуємо розпочати пошуки спочатку і знову видивляємося назовні. Сонце вже встало і шпарить, хоч день ледве почався. Зовні будівлі стає зрозуміло, де що одне одне від іншого, де ми і куди нам потрібно

Входів та виходів багато, через них можна потрапляти в різні ділянки цього ядерного комплексу, які з'єднуються один з одним різними драбинками та переходами

Деякі драбинки дуже вузькі і відверто стрімкі, відчуття присутності на будівництві - 100%

Двері-двері-двері - величезні, різні, дуже круті.

Навіть такі ось здоровенні

Знаходимо кілька залів з обладнанням високого тиску

Логіка та поверхневі знання про влаштування АЕС підказують, що десь поруч має бути машинний зал

І ось, за черговим поворотом нашому погляду відкривається величезний простір машинного залу! Він прекрасний

Не поспішаючи спускатися вниз, гуляємо мостками і балками біля стелі, з'ясовуючи наявність життя в цьому індустріальному раю.

Зрештою, помічаємо ознаки присутності сторожа і вирішуємо, що ризикувати та спускатися до нього не варто – адже реактор ми досі не знайшли.

Повертаємося в бетонно-тлінну частину і, нарешті, на одному поверхах знаходимо схему планування та конфігурацію приміщень щодо реактора з урахуванням висотної позначки. Корисна знахідка!

Відразу багато що стає зрозумілим, і пошуки перестають бути безглуздими хитаннями з тліну в тлін.

Замість порожніх приміщень починають зустрічатися такі кімнати з обладнанням

Тут мали з'явитися фоняшки, але їх на станцію завезти не встигли. Ймовірно, це якісь брудні трубки для брудної води:)

Судячи з кількості всіх цих трубок та каналів, ми вже десь зовсім близько до мети

Нержавіюча свічка у світлі ліхтарика і виглядає вражаюче, але недостатньо круто, щоб задовольнити наш інтерес

Сотні трубочок згинаються і звуть за собою, але іноді раптово закінчуються

За черговим поворотом потрапляємо у великий зал із зовсім іншими трубами – великими та зеленими. На стіні помічаємо чергове привітання від будівельників - намальовану кішку(?)

У цьому приміщенні кілька рівнів і все навколо зелене!

Величезні бочки сепараторів, за якими перехід до інших приміщень

Тут стає менш просторо, але, як і раніше, можна переміщатися на повний зріст

Розуміємо, що ходимо буквально довкола реактора!

РБМК-1000 – реактор великої потужності канальний, 1000 МВт. Канали – якраз усі ці труби.

Спустившись вниз, потрапляємо в приміщення за дуже крутими дверима, в яких працює теплова гармата.

На жаль, уздовж дверей лежать труби, що не дозволяють прикрити її та оцінити зі зворотного боку. Але і з цього ракурсу вона чудова!

За дверима знаходиться одне оз чотирьох приміщень навколо хрестовини - опори чаші реактора

Піднявшись знову нагору, бачимо кришку реактора, в який зверху входять канали введення тепловиділяючих збірок

Тут же знаходимо драбинку ще вище, якою відразу вирішуємо скористатися

Піднімаючись крізь товсту кришку захисту між реактором і реакторною залою, в лужку спостерігаємо цеглу свинцевого настилу. Досягається верху драбинки, відсуваємо люк.

І опиняємось у реакторному залі! Ось вона, наша ціль!
Дивно, але тут світиться. Без світла фотографувати було б складно

Я бачила чужі фотки з екскурсій в аналогічну, але діючу реакторну залу, - впевнена, враження зовсім інші:) Власними ногами топтати цю свинцеву цеглу - таке не забувається

Піднятися вище можна кількома способами - як по відкритих драбинках, так і за стінкою

Шахта для підйому обладнання

Є ліфт, теж із гермодверями, але користуватися ним не намагалися:)

Містки та переходи дозволяють відзняти реакторний зал з купи ракурсів.

Все це настільки захоплююче, що описати словами неможливо

На жаль, не закінчено складання знаменитої розвантажувально-навантажувальної машини, - агрегату, що дозволяє міняти відпрацьовані збірки без зупинки реактора (основна перевага РБМК над ВВЕР)

Зате можна заглянути в надра басейну для охолодження стрижнів, що відпрацювали... На діючих АЕС у цьому басейні вода і знамените свічення:)

Загалом на цьому ми закінчили знайомство зі станцією і вирушили на вихід. Благополучно вийшли та задоволені поїхали додому.
Спасибі за перегляд:)

РБМК - тепловий одноконтурний енергетичний реактор з киплячим водяним теплоносієм у каналах та прямою подачею насиченої пари в турбіни. Уповільнювачем є графіт. Експлуатуються РБМК потужності 1000 та 1500 МВт. Станом на 2009 рік експлуатується 12 енергоблоків із РБМК на чотирьох АЕС.

Підведення теплоносія здійснюється окремо до кожного каналу, при цьому існує можливість регулювати витрати води через канал. У зв'язку з особливостями фізики реактора теплова енергія виділяється нерівномірно за обсягом. Проходячи по каналу частина води випаровується, в каналах з максимальною потужністю масовий вміст на виході досягає 20%, середній вміст на виході з реактора 14.5%.

Кипляча вода з реактора пропускається через паросепаратори. Потім насичена пара (температура 284 °C) під тиском 65 атм надходить на два турбогенератори електричною потужністю по 500 МВт. Відпрацьована пара конденсується, після чого циркуляційні насоси подають воду на вхід у реактор. Два паросепаратори РУ РБМК-1000 мають циліндричний горизонтальний сталевий корпус довжиною 30 м і діаметром 2,3 м. Пароводяна суміш із середнім вмістом пари близько 15 % (за масою) підводиться збоку через патрубки, що подають безпосередньо від каналів реактора.

Таб. 21Основні характеристики активної зони РБМК-1000

Однією з переваг канальних РБМК перед корпусними ВВЕР є можливість перевантаження палива, що вигоріло, без зупинки реактора. Завантаження палива в реактор здійснюється за допомогою розвантажувально-завантажувальної машини ( РЗМ). При перевантаженні каналу РЗМгерметично з'єднується з верхньою частиною каналу, в ній створюється такий же тиск, як і в каналі, відпрацьована ТВС витягується в РЗМ свіжа ТВС встановлюється в канал.

На початку експлуатації реакторів РБМК-1000 використовувалося паливо зі збагаченням 1,8%, проте надалі виявилося доцільним перейти до палива зі збагаченням 2%. В даний час здійснюється перехід на паливо зі збагаченням 2,8%.

ТВС та ТВЕЛ реактора РБМК

До ТВЕЛ і ТВС висуваються високі вимоги щодо надійності протягом усього терміну служби. Складність реалізації їх погіршується тим, що довжина каналу становить 7000 мм при відносно невеликому діаметрі, і при цьому повинна бути забезпечена машинна навантаження касет як на зупиненому, так і на працюючому реакторі. Напружені умови роботи ТВС у реакторах РБМК визначили необхідність проведення великого комплексу передреакторних та реакторних випробувань. Основні параметри, що характеризують умови роботи ТВС

В активній зоні реактора РБМК-1000 знаходиться 1693 канали з ТВС, а РБМК-1500 - 1661 канал. ТВС у процесі експлуатації в реакторі нерухомі. Регулювання ядерної реакції, підтримання заданої потужності реактора, перехід з одного рівня потужності на інший та зупинка реактора здійснюються вертикальним переміщенням органів регулювання системи управління та захисту в активній зоні.

У реакторах РБМК-1000 та РБМК-1500 застосовується два типи ТВС: ТВС робоча та ТВС робоча під гама камеру. ТВС різних типів мають деякі конструктивні відмінності.

Конструкція ТВС РБМК-1000 і РБМК-1500 з поглиначем, що вигорає, і з дистанціонуючими гратами з цирконієвих сплавів має геометричну стабільність при вигораннях 30 -35 МВт сут/кг урану, забезпечує високу безпеку і хороші економічні показники. У ТВС РБМК-1000 зазвичай використовується регенероване паливо.

До складу ТВС входять два пучки ТВЕЛів, два хвостовики, стрижень центральний зі штангою (для ТВС робочої) або труба несуча з центральною порожниною для розташування датчиків (для ТВС робочої під гамма камеру), кріпильні та фіксуючі деталі.

У ТВС верхній пучок ТВЕЛів з'єднується з нижнім за допомогою стрижня центрального зі штангою або труби несучої та кріпильних деталей. Загальна довжина ТВС РБМК становить 10 м з паливною частиною 7 м, у перерізі ТВС має форму кола діаметром 79 мм, маса ТВС близько 185 кг. ТВС РБМК - безчохлова ТВС.

Пучок ТВЕЛ складається з 18 ТВЕЛ, каркаса з дистанційними решітками і 18 обтискних кілець, призначених для кріплення ТВЕЛ в кінцевій решітці ТВС.

ТВЕЛи - головні функціональні елементи ТВС, одним кінцем кріпляться до кінцевих ґрат, інший кінець залишається вільним. ТВЕЛи конструктивно являють собою трубки зі сплаву цирконію, заповнені таблетками спеченого діоксиду урану з оксидом ербію, герметизовані заглушками за допомогою зварювання. Застосування ТВЕЛів з оксидом ербію, інтегрованим у паливо, дозволило покращити енергорозподіл по реактору, підвищити безпеку та техніко-економічні характеристики активних зон реакторів РБМК.

Складові частини ТВС РБМК-1500 ті ж, що і ТВС РБМК-1000. Відмінність полягає в тому, що з метою турбулізації потоку теплоносія та інтенсифікації теплознімання з ТВЕЛ на верхньому пучку ТВЕЛ додатково встановлені 18 решіток інтенсифікаторів теплообміну.

7.3 PWR (Pressurized Water Reactor). Російський аналог (ВВЕР).

PWR - реактор корпусного типу, що працює під високим тиском водного теплоносія, не киплячий, двоконтурний. PWR найпоширеніший тип реактора у світі.

Реактор PWR складається із корпусу товщиною 150 мм. з внутрішнім діаметром 5 м, забезпеченого чотирма підвідними і чотирма патрубками, що відводять, розташованими у верхній частині корпусу на одному рівні. Діаметр патрубків та трубопроводів першого контуру 750 мм. Внутрішня поверхня всього першого контуру, включаючи сферичну кришку, що знімається, плакована шаром аустенітної нержавіючої сталі.

Активна зона набрана з квадратних ТВС, що містять пучок стрижневих ТВЕЛ з діоксидом збагаченого урану. ТВС безчохлова, вона включає поряд з пучком ТВЕЛів і рухливі поглинаючі елементи (ПЕЛ).

Перевантаження палива в реакторах PWR, як і в реакторах ВВЕР, здійснюється при повному скиданні навантаження та зі зніманням кришки. Завантаження палива при кожному частковому навантаженні ведеться ТВС зі збагаченням урану 3,4% в периферійну область активної зони. Вивантаження відпрацювали свій ресурс ТВС здійснюється із центральної зони.

Теплоносій першого контуру перебуває під тиском 150 атм. Температура на виході з активної зони реактора 315 ° C, на вході близько 275 ° C. Теплоносія прокачується навколо первинного контуру потужними насосами, які можуть споживати до 6 МВт кожна.

Розігрітий теплоносій першого контуру надходить у парогенератор, де тепло передається до нижньої середньої тиск охолоджуючої рідини, яка випаровується з тиском пари. Передача тепла здійснюється через парогенератор без змішування двох рідин, що є бажаним, оскільки головна теплоносія може стати радіоактивними.

Реактори PWR мають негативний температурний коефіцієнтреактивності, тому у разі аварії та перевищення критичності реактора, зниження потужності реактора відбувається автоматично.

У СУЗ підтримки критичності реактора крім розчину бору і поглинаючих стрижнів використовують можливості управління потужністю з допомогою контролю відведення тепла. Збільшення температури в петлі першого контуру призводить до зменшення потужності та навпаки. При незапланованому зростанні потужності оператор може додати борну кислоту або зменшити потужність насоса для підвищення температури теплоносія першого контуру.

Переваги:

• негативний потужний коефіцієнт реактивності .
• низька вартість теплоносія та сповільнювача .
• теплоносій другого контуру не забруднюється РАВ.

Недоліки:

• Підвищені вимоги до міцності корпусу та конструктивних матеріалів у зв'язку з високим тиском усередині першого контуру.
• Висока вартість парогенератора.
• Пароцирконієва реакція з виділенням водню.

Примітка:Найбільша аварія після аварії на ЧАЕС 1986 року (рівень 7 INES) сталася з реактором PWR у 1979 році на АЕС «Три-Майл Айленд» США (рівень 5 INES).