Шелегов Физические особенности и конструкция Реактора РБМК-1000 2007

Министерство образования и науки Российской Федерации Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Обнинский институт атомной энергетики

А.С. Шелегов, С.Т. Лескин, В.И. Слободчук

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ И КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА РБМК-1000

Рекомендовано УМО «Ядерные физика и технологии» в качестве учебного пособия

для студентов высших учебных заведений

Москва 2011

УДК 621.039.5(075) ББК 31.46я7 Ш 42

Шелегов А.С., Лескин С.Т., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора РБМК-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011, – 64 с.

Рассмотрены принципы физического проектирования, критерии обеспечения безопасности и особенности конструкции ядерного энергетического реактора типового проекта РБМК-1000. Описаны конструкция тепловыделяющих сборок и топливных каналов активной зоны, принципы и средства управления реакторной установкой.

Изложены основные особенности физики и теплогидравлики реактора РБМК-1000.

Пособие содержит основные технические характеристики реакторной установки, системы управления и защиты реактора, а также тепловыделяющих элементов и их сборок.

Представленная информация может быть использована только для обучения и предназначена для студентов специальности 140404 «Атомные электростанции и установки» при освоении дисциплины «Ядерные энергетические реакторы».

Подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.

Рецензент д-р физ.-мат. наук, проф. Н.В. Щукин

2

Введение

Создание атомных электростанций с канальными уранграфитовыми реакторами РБМК − национальная особенность развития отечественной энергетики. Основные характеристики энергоустановок выбирались таким образом, чтобы в максимальной степени использовать опыт разработки и сооружения промышленных реакторов, а также возможности машиностроительной промышленности и строительной индустрии. Использование одноконтурной схемы реакторной установки с кипящим теплоносителем позволяло применить освоенное тепломеханическое оборудование при относительно умеренных теплофизических параметрах.

Первый советский промышленный уран-графитовый реактор введен в эксплуатацию в 1948 г., а в 1954-м в Обнинске начал функционировать демонстрационный уран-графитовый водоохлаждаемый реактор первой в мире АЭС электрической мощностью 5 МВт.

Работы над проектом нового реактора РБМК были развернуты в ИАЭ (ныне РНЦ КИ) и НИИ-8 (ныне НИКИЭТ им. Н.А. Доллежа-

ля) в 1964 г.

Идея создания канального кипящего энергетического реактора большой мощности была организационно оформлена в 1965 г. Было принято решение о разработке технического проекта канального кипящего энергетического реактора мощностью 1000 МВт (эл.) по техническому заданию Института атомной энергии им. И.В. Курчатова (заявка на способ выработки электроэнергии и реактор РБМК-1000 с приоритетом от 6 октября 1967 г. была подана сотрудниками ИАЭ). Проект первоначально получил название Б-19), а его конструирование сначала было поручено конструкторскому бюро завода «Большевик».

В 1966 г. по рекомендации НТС министерства работа над техническим проектом реактора большой мощности канального кипящего РБМК-1000 была поручена НИКИЭТ. Постановлением Совета Министров СССР № 800-252 от 29 сентября 1966 г. было принято решение о строительстве Ленинградской АЭС в поселке Сосновый Бор Ленинградской области. В этом постановлении были определены основные разработчики проекта станции и реактора:

3

кАЭ − научный руководитель проекта; ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ) − генеральный проектировщик ЛАЭС; НИИ-8 (НИКИЭТ) − главный конструктор реакторной установки.

На IV Женевской конференции ООН в 1971 г. Советский Союз объявил о решении построить серию реакторов РБМК электрической мощностью 1000 МВт каждый. Первые энергоблоки были введены в эксплуатацию в 1973 и 1975 гг.

4

условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных и переходных режимах. Не менее важны характеристики, обеспечивающие ядерную безопасность, – это эффективность и быстродействие рабочих органов СУЗ, которые обеспечивают заглушение и удержание его в подкритическом состоянии.

Технико-экономические показатели работы реакторной установки также в значительной мере определяются такими физическими характеристиками, как выгорание и нуклидный состав выгружаемого топлива, удельные расходы природного и обогащенного урана и ТВС на единицу выработанной электроэнергии и компоненты баланса нейтронов в активной зоне.

1.2. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности

Основным принципом обеспечения безопасности, положенным в основу проекта реакторной установки РБМК-1000, является не превышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению обслуживающего персонала и населения, а также нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и рассматриваемых в проекте авариях.

Комплекс технических средств обеспечения безопасности реакторной установки РБМК-1000 осуществляет выполнение функций:

•надежного контроля и управления энергораспределением по объему активной зоны;

•диагностики состояния активной зоны для своевременной замены потерявших работоспособность конструктивных элементов;

•автоматического снижения мощности и останова реактора в аварийных ситуациях;

•надежного охлаждения активной зоны при выходе из строя различного оборудования;

•аварийного охлаждения активной зоны при разрывах трубопроводов циркуляционного контура, паропроводов и питательных трубопроводов.

•обеспечения сохранности конструкций реактора при любых исходных событиях;

6

•оснащения реактора защитными, локализующими, управляющими системами безопасности и отвода выбросов теплоносителя при разгерметизации трубопроводов из реакторных помещений в систему локализации;

•обеспечения ремонтопригодности оборудования в процессе эксплуатации реакторной установки и при ликвидации последствий проектных аварий.

В процессе проектирования первых реакторных установок РБМК-1000 был сформирован перечень исходных аварийных событий и проанализированы наиболее неблагоприятные пути их развития. На основе опыта эксплуатации РУ на энергоблоках Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС и по мере ужесточения требований к безопасности АЭС, которое имеет место

вмировой энергетике вообще, первоначальный перечень исходных событий значительно расширен.

Перечень исходных событий применительно к реакторным установкам РБМК-1000 последних модификаций включает более 30 аварийных ситуаций, которые могут быть разделены на четыре основных принципа:

1)ситуации с изменением реактивности;

2)аварии в системе охлаждения активной зоны;

3)аварии, вызванные разрывом трубопроводов;

4)ситуации с отключением или отказом оборудования.

В проект реакторной установки РБМК-1000 при анализе аварийных ситуаций и разработке средств обеспечения безопасности заложены в соответствии с ОПБ-82 следующие критерии безопасности:

1)в качестве максимальной проектной аварии рассматривается разрыв трубопровода максимального диаметра с беспрепятственным двухсторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности;

2)первый проектный предел повреждения твэлов для условий нормальной эксплуатации составляет: 1 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % твэлов с прямым контактом теплоносителя и топлива;

3)второй проектный предел повреждения твэлов при разрывах трубопроводов циркуляционного контура и включении системы аварийного охлаждения устанавливает:

7

•температуру оболочек твэлов − не более 1200 °С;

•локальную глубину окисления оболочек твэлов − не более 18 % первоначальной толщины стенки;

•долю прореагировавшего циркония − не более 1 % массы оболочек твэлов каналов одного раздаточного коллектора;

4) должна быть обеспечена возможность выгрузки активной зоны и извлекаемость технологического канала из реактора после МПА.

1.3.Достоинства и недостатки канальных уран-графитовых энергетических реакторов

К основным достоинствам канальных энергетических реакторов, подтвержденным более чем 55-летним опытом разработки и эксплуатации их в нашей стране, можно отнести следующие.

Дезинтегрированность конструкции:

•отсутствие проблем, связанных с изготовлением, транспортировкой и эксплуатацией корпуса реактора и парогенераторов;

•более легкое, по сравнению с корпусными реакторами, протекание аварий при разрывах трубопроводов контура циркуляции теплоносителя;

•большой объем теплоносителя в контуре циркуляции.

Непрерывная перегрузка топлива:

•малый запас реактивности;

•уменьшение продуктов деления, одновременно находящихся

вактивной зоне;

•возможность раннего обнаружения и выгрузки из реактора ТВС с негерметичными твэлами;

•возможность поддержания низкого уровня активности теплоносителя.

Аккумулирование тепла в активной зоне (графитовая кладка):

•возможность перетока тепла от каналов обезвоженной петли к каналам, сохранившим охлаждение, при организации «шахматного» расположения каналов различных петель;

•уменьшение скорости роста температуры при авариях с обезвоживанием.

8

Высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя, позволяющий длительное время расхолаживать реактор при обесточивании энергоблока.

Возможность получения требуемых нейтронно-физических характеристик активной зоны.

Гибкость топливного цикла:

•малое обогащение топлива;

•возможность дожигать после регенерации отработанное топливо из реакторов ВВЭР;

•возможность наработки широкого спектра изотопов. Недостатки канальных водографитовых реакторов:

•сложность организации контроля и управления из-за больших размеров активной зоны;

•наличие в активной зоне конструкционных материалов, ухудшающих баланс нейтронов;

•сборка реактора на монтаже из отдельных транспортабельных узлов, что приводит к увеличению объема работ в условиях стройплощадки;

•разветвленность циркуляционного контура реактора, увеличивающая объем эксплуатационного контроля основного металла и сварных швов и дозозатраты при ремонте и обслуживании;

•образование за счет материала графитовой кладки дополнительных отходов при снятии реактора с эксплуатации.

ГЛАВА 2. Конструкция реактора РБМК-1000

2.1. Общее описание конструкции реактора

Реактор РБМК-1000 (рис. 2.1) тепловой мощностью 3200 МВт представляет собой систему, в которой в качестве теплоносителя используется легкая вода, а в качестве топлива − двуокись урана.

Реактор РБМК-1000 − гетерогенный, уран-графитовый, кипящего типа, на тепловых нейтронах предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см2. Теплоноситель − кипящая вода. Основные технические характеристики реактора приведены в табл. 2.1.

9