2.4.3. Аэс с реактором рбмк-1000

Аббревиатура РБМК-1000 расшифровывается так - Реактор Большой Мощности Канальный с электрической мощностью в 1000 МегаВатт. Это энергетический ядерный реактор, канальный, гетерогенный, уран-графитовый (графито-водный по замедлителю), кипящего типа, на тепловых нейтронах; предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см². Теплоноситель — кипящая вода.

Рис. 7.1. Вид на Центральный зал реактора РБМК-1500 (Игналинская АЭС)

АЭС на уран-графитовых реакторах. Реактор первой в мире Обнинской АЭС (1954 г.) был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем. Но он был маломощным, всего 5000 килоВатт. Дальнейшая отработка технологий уран-графитовых реакторов производилась на промышленных реакторах, в том числе реакторах "двойного" назначения, на которых, помимо "военных" изотопов, производилась электроэнергия.

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

- максимальном применении опыта уран-графитовых реакторов;

- отработанных связях между заводами;

- налаженном производстве основного оборудования;

- состоянии промышленности и строительной индустрии;

- многообещающих нейтронно-физических характеристиках

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

В целом конструктивные особенности реактора повторяли опыт предыдущих уран-графитовых реакторов. Новыми стали топливный канал, сборки тепловыделяющих элементов из новых конструкционных материалов — сплавов циркония, и с новой формой топлива — металлический уран был заменён его диоксидом, а также параметры теплоносителя. Реактор изначально проектировался только для производства электрической и тепловой энергии. Работы над проектом начались в ИАЭ (РНЦ КИ) и НИИ-8 (НИКИЭТ) в 1964 году. В 1966 году она была поручена НИИ-8 (НИКИЭТ), руководимому Доллежалем.

Первый энергоблок с реактором РБМК-1000 был запущен в 1973 году на Ленинградской АЭС. При строительстве первых энергетических АЭС в нашей стране бытовало мнение, что атомная станция является надежным источником энергии, а возможные отказы и аварии — маловероятные или даже гипотетические события. Кроме того, первые блоки сооружались внутри системы министерства среднего машиностроения, при этом предполагалось, что их постоянная эксплуатация будет выполняться высококвалифицированными организациями этого министерства.

Однако неизвестно по каким причинам это весьма ответственное и ядерно-опасное занятие было передано в Министерство энергетики. Учитывая отсутствие у его сотрудников опыта работы на ядерно-опасных объектах вообще и на АЭС, в частности, в проект реактора РБМК были внесены существенные изменения, повышающие безопасность энергоблоков. Кроме того, были внесены изменения, учитывающие опыт работы первых реакторов РБМК. По этим проектам были построены 1-й и 2-й энергоблоки Курской АЭС, а также 1-й и 2-й энергоблоки Чернобыльской АЭС. На этом этапе закончилось строительство энергоблоков РБМК-1000 первого поколения. Всего их было построено 6 штук.

Ужесточение правил ядерной и общей безопасности АЭС подтолкнуло дальнейшее совершенствование и АЭС с реакторами типа РБМК. В частности, при доработке вторых очередей реакторов РБМК был применен барабан-сепаратор (БС) большего диаметра (внутренний диаметр доведен до 2.6 м), внедрена трехканальная система САОР, первые два канала которых снабжались водой от гидробаллонов, третий — от питательных насосов. Увеличено количество насосов аварийной подачи воды в реактор до 9 штук и внесены другие изменения, существенно повысившие безопасность энергоблока (принципиально, уровень исполнения САОР удовлетворял не только документам, действовавшим в момент проектирования АЭС, но и, во многом, современным требованиям).

Существенно увеличились возможности системы локализации аварий, которая была рассчитана на противодействие аварии, вызванной гильотинным разрывом трубопровода максимального диаметра (напорный коллектор главных циркуляционных насосов (ГЦН) Ду-900). Отсутствие контаймента компенсировалось стратегией применения системы плотно-прочных боксов (ППБ), в которых располагались трубопроводы контура многократной принудительной циркуляции теплоносителя. Конструкция плотно-прочных боксов, толщина стен рассчитывались из условия сохранения целостности помещений при разрыве находящегося в нем оборудования. Плотно-прочными боксами не охватывался барабан-сепаратор (БС) и пароводяные коммуникации.

При строительстве АЭС реакторные отделения строились дубль-блоком, что означает, что реакторы двух энергоблоков находятся по существу в одном здании. В отличие от предыдущих АЭС с РБМК, в которых каждый реактор находился в отдельном здании. На рисунке 7.2. приводится общий вид на конструкцию реактора РБМК-1000

Рис.7.2. Общий вид на конструкцию реактора РБМК-1000

Реакторы РБМК-1000 второго поколения были построены на 3-м и 4-м энергоблоках Курской АЭС, на 3-м и 4-м энергоблоках Чернобыльской АЭС, на 1-м и 2-м энергоблоках Смоленской АЭС, на 3-м и 4-м энергоблоках Ленинградской АЭС. Всего было построено 8 таких энергоблоков.

А в общей сложности за все прошедшие десятилетия было сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с реакторами РБМК. Срок окупаемости серийных блоков второго поколения составил 4-5 лет. А вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми АЭС составляет порядка 50 %.

В СССР до аварии на Чернобыльской АЭС существовали обширные планы строительства АЭС с реакторами РБМК-1000 на новых площадках. Однако после неё эти планы были свернуты, в основном, по политическим причинам. Тем не менее, после 1986 года были пущены два реактора - РБМК-1000 на Смоленской АЭС (1990 год) и РБМК-1500 на Игналинской АЭС (1987 год), так как к моменту аварии их строительство было почти завершено. Такова история создания и развития реакторов типа РБМК.

После аварии на Чернобыльской АЭС были проведены дополнительные исследования и модернизация реакторов этого типа. В настоящее время реакторы РБМК не уступают по безопасности и экономическим показателям отечественным и зарубежным АЭС того же периода постройки. На сегодняшний день приемлемый уровень безопасности РБМК подтверждён на национальном уровне, а также международными экспертизами.

Дальнейшее развитие концепции канального уран-графитового реактора осуществляется в проектах Многопетлевого Канального Энергетического Реактора (МКЭР). Но об этом проекте расскажем позже. А пока в таблице 7.1. приводятся основные характеристики реакторов РБМК

Табл. 7.1. Основные характеристики реакторов РБМК

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

Активная зона. Основу активной зоны РБМК-1000 составляет графитовый цилиндр высотой 7 м и диаметром 11,8 м, сложенный из блоков меньшего размера, который играет роль замедлителя (см. Рис.7.2 и 7.3).

Рис. 7.3. Схема энергоблока АЭС с реактором типа РБМК-1000

Графит пронизан большим количеством вертикальных отверстий. Через каждое из них проходит труба давления, которая называется технологическим каналом (ТК)). Центральная часть трубы давления, расположенная в активной зоне, изготовлена из сплава циркония (Zr + 2,5 % Nb), обладающего высокими механическими и коррозионными свойствами. При этом верхние и нижние части трубы давления — из нержавеющей стали. Циркониевая и стальные части трубы давления соединены сварными переходниками.

В каждом топливном канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) — нижней и верхней. Каждая ТВС состоит из 18 стержневых ТВЭЛов. Каждый ТВЭЛ – это трубка из цирконий-ниобиевого сплава, заполненная таблетками из двуокиси урана. Они охлаждаются теплоносителем. По первоначальному проекту обогащение ядерного топлива по урану-235 составляло 1,8 %. По мере накопления опыта эксплуатации РБМК оказалось, что целесообразно повысить его до 2%. В современных проектах обогащение топлива доведено до 3,6%. Увеличение обогащения ядерного топлива и применение выгорающего поглотителя позволили увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели.

Рабочий цикл. Реактор РБМК-1000 работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В нём по 836 трубам диаметром 50 мм, называемыми нижними водяными коммуникациями (НВК), вода-теплоноситель направляется в активную зону реактора.

Там происходит интенсивное парообразование. В результате объемы теплоносителя на выходе заметно возрастают. Поэтому от диаметра 50 мм каждый канал переходит к диаметру 70 мм. По этим трубам, которые официально называются пароводяными коммуникациями (ПВК), пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы. В барабан-сепараторах происходит сепарация пара от воды, Отсепарированный насыщенный пар при температуре ~284°C под давлением 70-65 кгс/см² поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. А оставшаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) снова подается в активную зону реактора. Кратность циркуляции k=6÷7, то есть среднее массовое паросодержание на входе в барабан-сепаратор — 1/k — составляет около 14 %. Отработанный пар конденсируется, после чего он проходит через регенеративные подогреватели и деаэратор. А далее он подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.

Основные преимущества реактора РБМК-1000:

- пониженное, по сравнению с ВВЭР, давление воды в первом контуре;

- благодаря канальной конструкции отсутствует дорогостоящий корпус;

- нет дорогостоящих и сложных парогенераторов;

- нет принципиальных ограничений на размер активной зоны;

- независимый контур системы управления и защиты (СУЗ);

- регулярный контроль узлов активной зоны без остановки реактора;

- высокая ремонтопригодность;

- высокая ремонтопригодность;

- малое «паразитное» поглощение нейтронов в активной зоне

- более полное использование ядерного топлива;

- небольшие коэффициенты реактивности по плотности теплоносителя;

- замена топлива без остановки реактора;

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

- отсутствие необходимости применения борного регулирования;

- более равномерное и глубокое выгорание ядерного топлива;

- возможность работы с низким оперативным запасом реактивности;

- более дешевое топливо из-за более низкой степени обогащения;

- поканальное регулирование расходов теплоносителя через каналы;

- тепловая инертность активной зоны;

- независимость петель контура охлаждения реактора.

Основные недостатки реактораРБМК-1000:

- большое количество трубопроводов и др. вспомогательных подсистем;

- необходимость проведения поканального регулирования расходов;

- более высокая нагрузка на оперативный;

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

По состоянию на 2010 год в эксплуатации находятся 11 энергоблоков с реакторами РБМК на Ленинградской АЭС, Курской АЭС и Смоленской АЭС. По политическим причинам остановлены два энергоблока на Игналинской АЭС, а также три энергоблока (№№1-3) на Чернобыльской АЭС. Ещё один блок (№4) ЧАЭС был разрушен в результате аварии 26 апреля 1986 г. Ведётся строительство РБМК 3-й очереди на 5-м энергоблоке Курской АЭС.

Аварийность. Конечно, рассказывая о реакторах РБМК нельзя обойти и такую сторону их работы, как аварийность. Вот список наиболее серьезных инцидентов:

- 1975 — разрыв одного канала на 1-м блоке ЛАЭС;

- 1982 — разрыв одного канала на 1-м блоке ЧАЭС;

- 1986 — авария с массовым разрывом каналов на 4-м блоке ЧАЭС;

- 1991 — пожар в машинном зале 2-го блока ЧАЭС;

- 1992 — разрыв одного канала на 3-м блоке ЛАЭС.

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

В аварии 1986 года явно проявился «низкий уровень профессиональной культуры операторов, руководства станции и Министерства энергетики и электрификации СССР в области безопасности АЭС»! Это официальные, но весьма дипломатичные выводы «Национального доклада-2006».

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

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

Перспективные проекты. В настоящее время перспективными проектами реакторов типа РБМК являются проекты РБМК-1500, РБМК-2000, РБМК-3600, РБМКП-2400, РБМКП-4800. Скажем несколько слов и о них.

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

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

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

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

Проекты МКЭР – это самые современные проекты уран-графитовых реакторов. В них воплощаются все самые современные идеи, связанные с достижением максимальной эффективности и максимальной безопасности АЭС. Но, по сути, они являются эволюционным развитием поколения реакторов РБМК. В них учтены новые, ужесточившиеся требования безопасности и устранены главные недостатки прежних реакторов данного типа, выявленные в процессе их 30-летней эксплуатации.

Работа МКЭР-800 и МКЭР-1000 основана на естественной циркуляции теплоносителя, интенсифицируемой водо-водяными инжекторами. МКЭР-1500 ввиду больших размеров и мощности работает с принудительной циркуляцией теплоносителя, развиваемой главными циркуляционными насосами. Реакторы серии МКЭР оснащены двойной защитной оболочкой — контайментом: первая — стальная, вторая — железобетонная без создания предварительно напряженной конструкции. Диаметр защитной оболочки МКЭР-1500 составляет 56. Ввиду хорошего баланса нейтронов реакторная установка МКЭР имеют весьма низкий расход природного урана (у МКЭР-1500 он составляет 16,7 г/МВт·ч(э) - самый низкий в мире). Ожидаемый КПД — 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %.