Реактор на канал с висока мощност
| канал, хетерогенен, уран-графит (графитно-воден модератор), тип кипене, термичен неутрон |
| електроенергийната индустрия |
| вода |
| уранов диоксид, ниско обогатен 235 U (обогатяване от 1,8% до 3,6%) |
| ИАЕ им. И. В. Курчатова |
| НИКИЕТ |
| Долежал Н. А. |
| 1973 до днес |
| 17 |
Главен конструктор на реакторната централа: НИКИЕТ, академик Долежал Н.А. И. В. Курчатова, академик Александров А. П. Генерален конструктор (LAES): GSPI-11 (VNIPIET), Гутов А. И. Главен конструктор на турбинния завод: KhTGZ, Turboatom, Косяк Ю. И. Конструктор и производител на електромеханично оборудване на CPS, СЗО: Конструкторско бюро на завода Болшевик, Клаас Ю. Г.
В момента серията от тези реактори включва три поколения. Водещият реактор от серията е 1-ви и 2-ри блок на Ленинградската АЕЦ.
Съдържание
Реакторът на първата в света атомна електроцентрала (АМ-1 ("Атом Мирни"), Обнинска АЕЦ, 1954 г.) беше урано-графитен канален реактор с воден охладител. Разработването на технологии за урано-графитни реактори се извършва в промишлени реактори, включително реактори с „двойно предназначение“ (реактори с двойно предназначение), които освен „военни“ изотопи произвеждат електричество, а топлината се използва заотопление на близките градове.
Индустриални реактори, построени в СССР: А (1948 г.), AI (ПО Маяк в Озерск), AD (1958), ADE-1 (1961) и ADE-2 (1964) (Минно-химически комбинат в Железногорск), I-1 (1955), EI-2 (1958), ADE-3, ADE-4 (1964) и ADE-5 (1965) ( Сибирски химически комбинат в Северск) [1] .
От 60-те години на миналия век в СССР започва разработването на чисто енергийни реактори от бъдещия тип РБМК. Някои конструктивни решения бяха тествани на експериментални енергийни реактори "Атом Мирни Болшой": AMB-1 (1964) и AMB-2 (1967), инсталирани в Белоярската АЕЦ.
Разработването на самите реактори RBMK започва в средата на 60-те години на миналия век и се основава до голяма степен на обширния и успешен опит в проектирането и изграждането на промишлени уран-графитни реактори. Основните предимства на реакторната инсталация се виждат от създателите в:
- максимално прилагане на опита от урано-графитните реактори;
- добре установени връзки между фабриките, добре установено производство на основно оборудване;
- състоянието на промишлеността и строителната индустрия на СССР;
- обещаващи неутронни характеристики (ниско обогатяване на гориво).
Като цяло конструктивните характеристики на реактора повториха опита от предишните урано-графитни реактори. Горивният канал стана нов, възли от горивни елементи от нови структурни материали - циркониеви сплави, а с нова форма на гориво - метален уран беше заменен от неговия диоксид, както и параметрите на охлаждащата течност. Реакторът първоначално е проектиран като реактор с едно предназначение - за производство на електрическа и топлинна енергия.
Работата по проекта започва в IAE (RRC KI) и NII-8 (NIKIET) през 1964 г. През 1965 г. проектът е наречен B-190, а дизайнът му е поверен на Конструкторското бюрозавод "Болшевик". През 1966 г. с решение на министерския НТС работата по проекта е поверена на НИИ-8 (НИКИЕТ), ръководен от Долежал.
Първият енергоблок с реактор тип РБМК-1000 е пуснат през 1973 г. в Ленинградската АЕЦ.
По време на изграждането на първите атомни електроцентрали в СССР имаше мнение, че атомната електроцентрала е надежден източник на енергия и възможните повреди и аварии са малко вероятни или дори хипотетични събития. Освен това първите блокове са построени в системата на средното машиностроене и е трябвало да бъдат експлоатирани от организации на това министерство. Правилата за безопасност по време на разработката или не съществуват, или са несъвършени. Поради тази причина първите енергийни реактори от сериите РБМК-1000 и ВВЕР-440 нямаха достатъчен брой системи за безопасност, което изискваше по-нататъшна сериозна модернизация на такива енергийни блокове. По-специално, в първоначалния проект на първите два блока РБМК-1000 на Ленинградската АЕЦ нямаше хидроцилиндри на системата за аварийно охлаждане на реактора (ECCS), броят на аварийните помпи беше недостатъчен, нямаше възвратни клапани (ОК) на колекторите на разпределителната група (RGK) и т.н. По-късно, по време на модернизацията, всички тези недостатъци бяха отстранени.
По-нататъшното изграждане на блокове RBMK трябваше да се извърши за нуждите на Министерството на енергетиката и електрификацията на СССР. Като се има предвид по-малкият опит на Министерството на енергетиката с атомните електроцентрали, бяха направени значителни промени в проекта, които повишават безопасността на енергийните блокове. Освен това бяха направени промени, за да се вземе предвид опитът от първите RBMK. Наред с други неща, бяха използвани хидроцилиндри ECCS, 5 помпи започнаха да изпълняват функцията на аварийни електрически помпи ECCS, в RGK бяха използвани възвратни клапани и бяха направени други подобрения. Според тези проекти енергоблокове 1, 2 на Курската АЕЦ и 1, 2АЕЦ Чернобил. На този етап е завършено изграждането на енергоблокове РБМК-1000 от първо поколение (6 енергоблока).
По-нататъшното усъвършенстване на АЕЦ с РБМК започна с разработването на проекти за втория етап на Ленинградската АЕЦ (блокове 3, 4). Основната причина за финализирането на проекта беше затягането на правилата за сигурност. По-специално, беше въведена система от балонни ECCS, ECCS за дългосрочно охлаждане, представена от 4 аварийни помпи. Системата за локализиране на аварии беше представена не от барботиращ резервоар, както преди, а от кула за локализиране на аварии, способна да натрупва и ефективно да предотвратява изпускането на радиоактивност в случай на аварии с повреда на тръбопроводите на реактора. Направени са и други промени. Основната характеристика на трети и четвърти енергоблок на Ленинградската АЕЦ беше техническото решение за разполагане на RGC на надморска височина, по-висока от надморската височина на активната зона. Това даде възможност да има гарантирано запълване на активната зона с вода в случай на аварийно водоснабдяване на RGC. Впоследствие това решение не е приложено.
След изграждането на енергоблокове 3, 4 на Ленинградската АЕЦ, която е под юрисдикцията на Министерството на средното машиностроене, започва проектирането на реактори РБМК-1000 за нуждите на Министерството на енергетиката на СССР. Както беше отбелязано по-горе, при разработването на атомна електроцентрала за Министерството на енергетиката бяха направени допълнителни промени в проекта, предназначени да повишат надеждността и безопасността на атомните електроцентрали, както и да увеличат неговия икономически потенциал. По-специално, при финализирането на вторите етапи на RBMK е използван барабан-сепаратор (BS) с по-голям диаметър (вътрешен диаметър, доведен до 2,6 m), въведена е триканална система ECCS, чиито първи два канала се захранват с вода от хидравлични цилиндри, третият - от захранващи помпи. Броят на помпите за аварийно водоснабдяване на реактора е увеличен на 9 броя и са направени други промени,значително повиши безопасността на енергоблока (нивото на изпълнение на ECCS съответства на документите, които са в сила по време на проектирането на АЕЦ. Възможностите на системата за локализиране на аварии, която е предназначена да противодейства на авария, причинена от разкъсване на гилотина на тръбопровод с максимален диаметър (напорен колектор на главните циркулационни помпи (MCP) Du 900), бяха значително увеличени. Във второто поколение на Министерството на енергетиката, двуетажен ограничител бяха използвани ментални басейни, които значително увеличиха възможностите на системата за локализиране на аварии (ALS). Липсата на херметизация беше компенсирана от стратегията за използване на система от плътно здрави кутии (PPB), в която бяха разположени тръбопроводите на многократната принудителна циркулация на охлаждащата течност. Дизайнът на PPB, дебелината на стените бяха изчислени от условието за запазване на целостта на помещенията в случай на разрушаване на оборудването, разположено в него (до колектор под налягане на MCP DN 900 mm). PPB не беше покрит от BS и комуникации пара-вода. Също така при строителството на АЕЦ реакторните отделения са изградени в двоен блок, което означава, че реакторите на двата енергоблока са по същество в една сграда (за разлика от предишните АЕЦ с РБМК, в които всеки реактор беше в отделна сграда). Така бяха направени реакторите РБМК-1000 от второ поколение: енергоблокове 3 и 4 на Курската АЕЦ, 3 и 4 на Чернобилската АЕЦ, 1 и 2 на Смоленската АЕЦ (заедно с 3 и 4 блок на Ленинградската АЕЦ, 8 енергоблока).
Пуснати са в експлоатация общо 17 енергоблока с РБМК. Периодът на изплащане на серийните блокове от второ поколение беше 4-5 години.
Приносът на АЕЦ с реактори РБМК в общото производство на електроенергия от всички АЕЦ в България е около 50% [1].
Преди аварията в ЧернобилАтомните електроцентрали в СССР имаше обширни планове за изграждане на такива реактори, но след аварията плановете за изграждане на енергийни блокове RBMK на нови обекти бяха ограничени. След 1986 г. са пуснати в експлоатация два реактора РБМК: РБМК-1000 в Смоленската АЕЦ (1990 г.) и РБМК-1500 в Игналинската АЕЦ (1987 г.). Още един реактор РБМК-1000 на 5-ти блок на Курската АЕЦ беше в процес на завършване и до 2012 г. достигна
85% завършен, но строителството беше окончателно спряно.
Развитието на концепцията за канален уран-графитен реактор се извършва в проектите на MKER - Многоконтурен канален енергиен реактор [2] .
| Топлинна мощност на реактора, MW | 3200 | 4800 | 5400 | 4250 |
| Електрическа мощност на блока, MW | 1000 | 1500 | 2000 г | 1500 |
| Ефективност на блока, % | 31.3 | 31.3 | 37,0 | 35.2 |
| Налягане на парата пред турбината, атм | 65 | 65 | 65 | 65? |
| Температура на парата пред турбината, °C | 280 | 280 | 450 | |
| Размери на ядрото, m: | ||||
| - височина | 7 | 7 | 7.05 | 7 |
| – диаметър (ширина × дължина) | 11.8 | 11.8 | 7,05×25,38 | 14 |
| Зареждане с уран, t | 192 | 189 | 220 | |
| Обогатяване, % 235 U | ||||
| - изпарителен канал | 2,6-3,0 | 2,6-2,8 | 1.8 | 2-3.2 |
| - канал за прегряване | — | — | 2.2 | — |
| Брой канали: | ||||
| – изпарителен | 1693-1661 [3] | 1661 | 1920 г | 1824 г |
| - прегряване | — | — | 960 | — |
| Средно изгаряне, MW ден/kg: | ||||
| - в изпарителния канал | 22.5 | 25.4 | 20.2 | 30-45 |
| - в канала за прегряване | — | — | 18.9 | — |
| Размери на обвивката на горивото (диаметър × дебелина), mm: | ||||
| - изпарителен канал | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | - |
| - канал за прегряване | — | — | 10×0,3 | — |
| Материал на обвивката на горивото: | ||||
| - изпарителен канал | Zr + 2,5% Nb | Zr + 2,5% Nb | Zr + 2,5% Nb | - |
| - канал за прегряване | — | — | неръждаема стомана стомана | — |
| Брой TVEL в касета (FA) | 18 | 18 | ||
| Брой касети (TVS) | 1693 г | 1661 |
Една от целите при разработването на реактора RBMK беше подобряването на горивния цикъл. Решението на този проблем е свързано с разработването на структурни материали, които слабо абсорбират неутрони и малко се различават по механичните си свойства от неръждаемата стомана. Намаляването на поглъщането на неутрони в конструкционните материали дава възможност да се използва по-евтино ядрено гориво с ниско обогатяване на уран (според първоначалния проект - 1,8%). По-късно степента на обогатяване на урана беше увеличена.