Рбмк-1500

В РБМК-1500 мощность повышена за счёт увеличения удельной энергонапряжённости активной зоны путём увеличения мощности ТК в 1,5 раза при сохранении его конструкции. Это достигается интенсификацией теплосъема с твэлов при помощи применения в ТВК специальных интенсификаторов теплообмена (турбулизаторов)^[7] в верхней части обеих ТВС. Всё вместе это позволяет сохранить прежние габариты и общую конструкцию реактора.^[5][8]

В процессе эксплуатации выяснилось, что из-за высоких неравномерностей энерговыделения, периодически возникающие повышенные (пиковые) мощности в отдельных каналах приводят к растрескиванию оболочек твэлов. По этой причине мощность была снижена до 1300 МВт.

Данные реакторы установлены на Игналинской АЭС (Литва).

Рбмк-2000, рбмк-3600, рбмкп-2400, рбмкп-4800, (прежние проекты)

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

Рбмк-2000, рбмк-3600

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.^[5]

РБМК-3600 был только концептуальным проектом^[9], о его конструктивных особенностях известно мало. Вероятно, 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.

Рбмкп-2400, рбмкп-4800 мкэр (современные проекты)

Проекты РУ МКЭР являются эволюционным развитием поколения реакторов РБМК. В них учтены новые, ужесточившиеся требования безопасности и устранены главные недостатки прежних реакторов данного типа.

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 —гермооболочкой: первая — стальная, вторая — железобетонная без создания предварительно напряжённой конструкции. Диаметр защитной оболочки МКЭР-1500 составляет 56 метров(соответствует диаметру гермооболочки Бушерской АЭС). Ввиду хорошего баланса нейтронов РУ МКЭР имеют весьма низкий расход природного урана (у МКЭР-1500 он составляет16,7 г/МВт·ч (э) — самый низкий в мире)^[10].

Ожидаемый КПД — 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %.

Достоинства

• Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР, давление воды в первом контуре;

• Благодаря канальной конструкции отсутствует дорогостоящий корпус;

• Нет дорогостоящих и сложных парогенераторов;

• Нет принципиальных ограничений на размер и форму активной зоны (например, она может быть в форме параллелепипеда, как в проектах РБМКП);

• Независимый контур системы управления и защиты (СУЗ);

• Широкие возможности осуществления регулярного контроля состояния узлов активной зоны (например, труб технологических каналов) без необходимости остановки реактора, и также

  • высокая ремонтопригодность;

• Малое «паразитное» поглощение нейтронов в активной зоне (более благоприятный нейтронный баланс), как следствие — более полное использование ядерного топлива;

• Более легкое (по сравнению с корпусными ВВЭР) протекание аварий, вызванных разгерметизацией циркуляционного контура, а также переходных режимов, вызванных отказами оборудования;

• Возможность формировать оптимальные нейтронно-физические свойства активной зоны реактора (коэффициенты реактивности) на стадии проектирования;

• Незначительные коэффициенты реактивности по плотности теплоносителя (современный РБМК);

• Замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга (в частности, повышает коэффициент использования установленной мощности);

• Возможность наработки радионуклидов технического и медицинского назначения, а также радиационного легирования различных материалов;

• Отсутствие (по сравнению с корпусными ВВЭР) необходимости применения борного регулирования;

• Более равномерное и глубокое (по сравнению с корпусными ВВЭР) выгорание ядерного топлива;

• Возможность работы реактора с низким ОЗР — оперативным запасом реактивности (современные проекты, например, строящийся пятый энергоблок Курской АЭС);

• Более дешёвое топливо из-за более низкой степени обогащения, хотя загрузка топливом значительно выше (в общем топливном цикле используют переработку отработанного топлива отВВЭР);

• Поканальное регулирование расходов теплоносителя через каналы, позволяющее контролировать теплотехническую надежность активной зоны;

• Тепловая инертность активной зоны, существенно увеличивающая запасы до повреждения топлива во время возможных аварий;

• Независимость петель контура охлаждения реактора (в РБМК — 2 петли), что позволяет локализовать аварии в одной петле.