Атомные станции с реаторами РБМК-1000

Атомные станции с реакторами РБМК-1000
  • Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК
  • Конструкция реактора РБМК-1000
  • ТВС
  • Запорно - регулирующий клапан
  • Тепловыделяющие сборки
  • Результаты исследования защиты и радиационной
    безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000
  •  МКЭР — Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор
  • 5-й энергоблок Курской АЭС (РБМК-1000 3-го поколения)
  • Аварии на энергоблоках с РБМК
  • Особенности атомной энергетики
  • Выбросы и сбросы вредных веществ при эксплуатации АС
  •  

    5-й энергоблок Курской АЭС (РБМК-1000 3-го поколения)

    В проекте строившегося 5-ого блока Курской АЭС, принципиальной новизной обладала конструкция графитовой кладки реактора, имеющей в сечении вид восьмигранника. За счет уменьшения объема графита изменяется отношение доли топлива к доле замедлителя, что оказывает существенное влияние на паровой коэффициент реактивности. В результате, при гарантированном отрицательном паровом коэффициенте реактивности, реактор РБМК-1000 3-го поколения может работать с минимальным ОЗР, что дополнительно увеличивает его экономическую эффективность.

    В марте 2012 было официально озвучено решение, что энергоблок №5 в рамках устаревшего проекта РБМК-1000 достраиваться не будет [7]

    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)[8] в верхней части обеих ТВС. Всё вместе это позволяет сохранить прежние габариты и общую конструкцию реактора.

    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 были установлены на Игналинской АЭС (Литва), и планировались к установке по первоначальному проекту Костромской АЭС.

    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.

    РБМК-3600 был только концептуальным проектом[10], 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.

    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 составляет 16,7 г/МВт·ч (э) — самый низкий в мире)

    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 конструктивно 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, так и не достроенный 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 от ВВЭР);

                        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.

    Недостатки

                        Большое количество трубопроводов и различных вспомогательных подсистем требует наличия большого количества высококвалифицированного персонала;

                        Необходимость проведения поканального регулирования расходов, что может повлечь за собой аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал;

                        Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВЭР, связанная с большим количеством узлов (например, запорно-регулирующей арматуры), а также

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

                        Недостаток конструкции замедляющих модулей (графитовых блоков);

                        Недостаточная система управления тепловыделением в слоях реактора (корректная процедура управления искривлением поля тепловыделения по слоям появилась в 1995 году - введение полнодлинных стерженей управляющей группы СУЗ (управления слоями тепловыделения) без концевого вытеснителя);

                        Недостаточная система контроля нейтронного потока (штатные приборы по КНИ были и так ненадёжны, но никто не принял во внимание систему контроля, предложенную Курчатовским институтом - чуть позже она сыграла серьёзную роль в организации системы пуска ряда реакторов на штатном топливе)

    Практика эксплуатации

    Согласно базе данных PRIS МАГАТЭ, кумулятивный КИУМ по всем действующим энергоблокам составляет для РБМК — 69,71 %; для ВВЭР — 71,54 % (данные по Российской Федерации с начала ввода блока по 2008 г.; учтены только действующие блоки).

    Турбины тепловых и атомных электростанций