1.2. Аэс России

С момента пуска первой в стране (и в мире, если подразумевается включение реактора в энергосистему) АЭС, состоявшегося в 1954 году под Москвой в городе Обнинске, прошло 60 лет. За это время ядерная энергетика России нарастила установленную мощность с 5 до 27 900 МВт-эл.

В 2017 году в России действовали 10 АЭС, эксплуатирующих 35 энергоблоков суммарной установленной мощностью 27 900 МВт-эл. Состав этих АЭС приведен в нижеследующей таблице:

ВВЭР-440	ВВЭР-1000, ВВЭР-1200	РБМК-1000
Кольская АЭС: 4 блока Нововоронежская АЭС: 1 блок	Балаковская АЭС: 4 блока Калининская АЭС: 4 блока Ростовская АЭС: 3 блока Нововоронежская АЭС: 1 блок с ВВЭР-1000 1 блок с ВВЭР-1200	Ленинградская АЭС: 4 блока Курская АЭС: 4 блока Смоленская АЭС: 3 блока
Белоярская АЭС: 1 блок с реактором БН-600 и 1 блок с реактором БН-800 Билибинская АЭС: 4 блока с реактором ЭГП-6

По установленной мощности наибольшая доля в атомной электроэнергетике России приходится на реакторы ВВЭР – 55,4%, далее следуют РБМК – 39,4%, БН - 5% и ЭГП-6 - 0,2%.

По информации пресс-центра концерна Росэергоатом [3], атомные станции России выработали в 2017 году 202,9 млрд. кВт∙ч, что составило 18,9% от выработки общей электроэнергии в России (следует отметить, что в международном справочнике [1] приведены более низкие цифры: 190,2 млрд. кВт∙ч и 17,8%). Доля атомной генерации в РФ к 2030 году может вырасти до 21%. В 2017 году консолидированный КИУМ (коэффициент использования установленной мощности) составил 83,29% [3].

Таким образом, АЭС являются хоть и не главным вкладчиком в электроэнергетику нашей страны, но занимают в ней заметное место. Значение куда выше вносимых процентов, т.к. производство электричества на АЭС позволяет сэкономить нефть и газ для других целей, а также уменьшить выброс парниковых газов в атмосферу. Это вполне актуально на фоне всеобщей тревоги по поводу глобального потепления и связанных с ним катастрофических природных явлений. В пересчете на природный газ российские АЭС за год экономят ~ 60 млрд. м3, что эквивалентно 10,8 млрд. долларов США при экспортной цене на газ 180 долл. США/1000 м3. Благодаря работе российских АЭС ежегодно предотвращается выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа.

Количество нарушений в работе АЭС постоянно снижается, причем, нарушений, классифицируемых по Международной шкале ядерных событий (ИНЕС) выше уровня 1, не было уже в течение последних 17 лет [4].

2. Конструкции и параметры отечественных реакторов

2.1. Конструкция и параметры реакторов рбмк

Реактор РБМК, общий вид которого представлен на рис.1, является продолжением линии советских канальных водографитовых промышленных реакторов, созданных для наработки оружейного плутония. Принципиальная схема канального водографитового реактора показана на рис. 2. Корпус реактора образован несущими металлоконструкциями для составных частей реактора и состоит из нижней и верхней плит, соединённых кожухом с компенсатором разности температурных расширений. В нём размещаются замедлитель нейтронов в виде графитовой кладки и отражатели [5].

В отличие от корпусных реакторов давление теплоносителя в этих реакторах воспринимается не корпусом реактора, а сотнями топливных каналов небольшого диаметра, изготовленных в виде сварной трубной конструкции, средняя часть которой выполнена из циркониевого сплава, а верхняя и нижняя – из коррозионно-стойкой стали. Отсутствие корпуса большого диаметра под давлением снижает опасность быстрой потери теплоносителя, которая могла бы иметь место при разрыве корпуса.

Важной особенностью канальных реакторов является возможность выгрузки и загрузки топлива при работе реактора на мощности, т.е. на ходу. Для этого используют разгрузочно-загрузочную машину (РЗМ), расположенную в центральном зале. Каждые сутки перегружаются одна - две тепловыделяющие кассеты.

Поперечный разрез РБМК-1000 показан на рис. 3. Активная зона состоит из графитовой кладки с внутриреакторными устройствами, топливных (технологических) и специальных каналов и ТВС.

Графитовая кладка выполняет функции замедлителя и отражателя. Она имеет форму цилиндра диаметром 18 м и высотой 8 м, составленного из 2488 графитовых колонн, которые набраны из графитовых блоков квадратного сечения 250 х 250 мм и высотой 600 мм. Осевые отверстия колонн активной зоны служат для установки топливных каналов, каналов системы и управления (СУЗ) и каналов охлаждения отражателя.

Всего в РБМК-1000 имеется 1693 вертикальных топливных канала, а в РБМК-1500 их несколько меньше – 1661, однако в топливных каналах РБМК-1500 мощность тепловыделяющих кассет в полтора раза выше, чем и объясняется увеличение мощности РБМК на 50%.

Регулирование расхода теплоносителя через активную зону осуществляется поканально с помощью запорно-регулирующих клапанов (ЗРК), причем, вода подается снизу, а образующаяся пароводяная смесь отводится сверху и поступает в барабан-сепараторы. Здесь происходит сепарация пара и воды, после чего насыщенный пар подают на две турбины мощностью по 500 МВт∙(эл) в энергоблоках с РБМК-1000 и по 750 МВт∙(эл) – с РБМК-1500. Отсепарированную циркуляционную воду смешивают с питательной водой, поступающей в барабан-сепараторы от турбоустановок, и затем с помощью главных циркуляционных насосов (ГНЦ) подают на вход топливных каналов.

К основным системам нормальной эксплуатации, важным для безопасности, относят: контур многократной принудительной циркуляции, контур охлаждения каналов СУЗ и охлаждения отражателя (КОО), систему экологического контроля реактора.

К системам безопасности РБМК относят: систему управления и защиты (реализует несколько видов автоматических защит: быстрая аварийная защита, АЗ-1, АЗ-3, АЗ-4, ЛАЗ), систему аварийного охлаждения реактора и систему защиты реактора от превышения давления в межканальном реакторном пространстве. Система аварийного охлаждения реактора состоит из двух подсистем: основной (кратковременного действия) и подсистемы длительного расхолаживания.

На российских АЭС установлены одиннадцать РБМК мощностью по 1000 МВт-эл, а в Литве на Игналинской АЭС до недавнего времени (до декабря 2009 года) успешно работали два реактора РБМК мощностью по 1500 МВт-эл, которые были выведены из эксплуатации не по техническим причинам, а в качестве чисто политического условия для приёма в Евросоюз. В табл. 7 приведены основные характеристики отечественных уран-графитовых водоохлаждаемых реакторов. Полуторакратное увеличение мощности РБМК достигнуто, в основном, благодаря интенсификации теплообмена за счет турбулизаторов потока. В обоих типах РБМК к.п.д. составляет 31,3%, давление пара 6,5 МПа и температура 280°С (насыщенный пар).

Преимущества РБМК:

- отсутствие корпуса большого диаметра под давлением;

- отсутствие парогенератора;

- меньшее обогащение топлива по урану-235;

- перегрузка топлива на ходу;

- возможность перегрева пара;

- живучесть реактора (поканальное регулирование расхода, замена на ходу, негерметичность ТВС).

Недостатки РБМК:

- большие габариты;

- слишком развитая система трубопроводов;

- положительный паровой эффект реактивности;

- сложная система стабилизации;

- большое количество тепловой энергии, аккумулированной в графите, в металлоконструкциях;

- радиоактивный пар на турбине;

- деформация графитовой кладки вследствие радиационного распухания графита.

Следует отметить, что из-за деформации графитовой кладки и соответствующего опасного искривления технологических каналов была временно прекращена в 2012 году эксплуатация первого блока Ленинградской АЭС. В течение 2012-2013 гг. был успешно выполнен комплекс работ по восстановлению работоспособности графитовой кладки этого реактора. В декабре 2013 г. эксплуатация энергоблока была возобновлена. Эти работы выполняются по мере необходимости и на остальных более молодых энергоблоках с РБМК.