РВПК: відмінності між версіями

ОднієюОдним з цілейзавдань припід розробцічас розробки реактора РБМК, було покращення паливного циклу. Вирішення цієї проблеми пов'язане з розробкою конструкційних матеріалів,що слабко поглинають нейтрони і які мало відрізняються за своїми [[Механічні властивості матеріалу|механічними властивостями]] від нержавіючої сталі. Зниження поглинання нейтронів в конструкційних матеріалах дає можливість використовувати більш дешеве ядерне паливо з низьким збагаченням урану (за первинним проектом — 1,8%).

Основу активної зони РБМК-1000 становить графітовий циліндр заввишки 7 м і діаметром 11,8 м, складений з блоків меншого розміру, який виконує роль сповільнювача. Графіт пронизаний великою кількістю вертикальних отворів, черезкрізь кожний з яких проходить труба тиску (також звана технологічним каналом (ТК)). Центральна частина труби тиску, яка розташована в активній зоні, виготовлена зі сплаву [[Цирконій|цирконію]] з [[Ніобій|ніобієм]] (Zr + 2,5% Nb), який має високі механічні та [[Корозійна стійкість|корозієстійкі]] властивості; верхні і нижні частини труби тиску — з нержавіючої сталі. Цирконієва і сталеві частини труби тиску з'єднанієднано зварними перехідниками.

При проектуванні енергоблоків РБМК, через недосконалість розрахункових методик, був обраний не оптимальний крок решітки каналів. УЧерез результатіце реактор виявився дещо переуповільненим, що призводило до позитивних значень парового коефіцієнта реактивності в робочій області, що перевищує частку запізнілих нейтронів. До аварії на Чорнобильській АЕС використовувана методика розрахунку кривої парового коефіцієнта реактивності (програма BMP), показувала, що незважаючи напопри позитивний ПКР в області робочих паровмістобластях з паровмістом, у міру зростання вмісту пари ця величина змінює знак, так що ефект зневоднення опинявсяставав негативним. Відповідно склад і продуктивність систем безпеки проектувалася з урахуванням цієї характеристики. Однак, як виявилося після [[Чорнобильська катастрофа|аварії на Чорнобильській АЕС]], розрахункове значення парового коефіцієнта реактивності в областях з високим паровмістом було отримано неправильно: замість негативного, він виявився позитивним. Для зміни парового коефіцієнта реактивності був виконаний ряд заходів, в тому числі в деякі канали замість палива встановлені додаткові поглиначі. У подальшому, для поліпшення економічних показників енергоблоків із РБМК додаткові поглиначі витягувалися, для досягнення заданих нейтрононейтронно-фізичних характеристик стали застосовувати паливо більш високого збагачення з додатковим поглиначем (оксид ербію).

У кожному паливному каналі встановлена касета, що складається з двох тепловиділяючихтепловидільних збірок (ТВЗ) — нижньої і верхньої. У кожну збірку входить 18 стрижневих твелів. Оболонка твела заповнена таблетками з [[Оксид урану(IV)|двоокису урану]]. За первинним проектом, збагачення по урану-235 становило 1,8%, але, у міру накопичення досвіду експлуатації РБМК, виявилося доцільним підвищувати збагачення. Підвищення збагачення в поєднанні із застосуванням вигоряючого поглинача в паливі, дозволило збільшити керованість реактора, підвищити безпеку і поліпшити його економічні показники. ВЗ нашпочатку час{{коли}}2000 років, здійснюється перехід на паливо іззі збагаченням 3,0%.

Реактор РБМК працює за одноконтурною схемою. Циркуляція [[теплоносій|теплоносія]] здійснюється в контурі багаторазової примусової циркуляції (КМПЦ). В активній зоні вода, що охолоджує твели, частково випаровується і утворена пароводяна суміш надходить в барабани-сепаратори. У барабан-сепараторах відбувається [[сепарація]] пари, яка надходить на турбоагрегат. Вода, що залишається, змішується з живильною водою і за допомогою головних циркуляційних насосів (ГЦН) подається в активну зону реактора. Відсепарований насичений пар (температура ~ 284 °C) під тиском 70-65 кгс/см2 надходить на два турбогенератори електричною потужністю по 500 МВт. Відпрацьована пара [[Конденсація|конденсується]], після чого, пройшовши через регенеративні підігрівачі і деаератор, подається за допомогою живильних насосів (ПЕН) у КМПЦ.

Реактори РБМК-1000 встановленівстановлено на Ленінградській АЕС, Курській АЕС, Чорнобильській АЕС, Смоленській АЕС.

[[Файл:Rbmk fuel rods holder.png|thumb|200px|ТепловиділяючаТепловидільна збірка реактора РБМК:<br />1&nbsp;— дистанціонуючавіддаляюча проставка<br />2&nbsp;— оболонка твел<br />3&nbsp;— таблетки ядерного палива]]

На 5-му блоці Курської АЕС, який будується (готовність на 2009 рік 70&nbsp;— 80%), крім інших заходів щодо удосконалення РБМК, принципову новизну має конструкція графітової кладки реактора, що має в перетині вид [[Октаедр|восьмигранника]]. ЧерезЗавдяки зменшеннязменшенню обсягу графіту, змінюється відношення частки палива до частки сповільнювача, що робить істотний вплив на паровий коефіцієнт реактивності. У результатіпідсумку, при гарантованому негативному паровому коефіцієнті реактивності, реактор РБМК-1000 5-го блоку Курської АЕС може працювати з мінімальним ОЗР, що додатково збільшує його економічну ефективність. У майбутньому можливо розглянути питання про підвищення збагачення палива для РБМК 5-го блоку [[Курська АЕС|Курської АЕС]], що дозволить поліпшити його економічні показники, зберігаючи високий рівень безпеки.

Цей блок формально відноситься до 3-го покоління РБМК (до нього відноситься також 3-й блок [[Смоленська АЕС|Смоленської АЕС]]), але, за глибиною проведених змін, правильніше було б віднести його до покоління «3+»

У РБМК-1500 потужність підвищена завдяки збільшенню питомої енергонапруженості активної зони шляхом збільшення потужності ТК в 1,5 рази приза збереженнізбереження його конструкціїбудови. Це досягається інтенсифікацією теплозняття з ТВЕЛ за допомогою застосування в ТВК спеціальних інтенсифікаторів теплообміну (турбулізаторів) у верхній частині обох ТВЗ. Все разом це дозволяє зберегти колишні габарити і загальну конструкцію реактора.

У процесіході експлуатації з'ясувалося, що через високі нерівномірності енерговиділення, періодично виникають підвищені (пікові) навантаження в окремих каналах, які призводять до розтріскування оболонок ТВЕЛ. З цієї причини потужність була знижена до 1300МВт.

Дані реактори встановлені на [[Ігналінська АЕС|Ігналінській АЕС]] (Литва).

Проекти РУ МКЕР (з рос. ''Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор'') є еволюційним розвитком покоління реакторів РБМК. У них врахованівраховано нові посилені вимоги безпеки і усунені головні недоліки колишніх реакторів такого типу.

Робота МКЕР-800 і МКЕР-1000 заснована на природній циркуляції теплоносія, інтенсифікованій водо-водяними інжекторами. МКЕР-1500 з огляду на великі розміри і потужності працює з примусовою циркуляцією теплоносія, що розвивається головними циркуляційними насосами. Реактори серії МКЕР оснащені подвійною захисною оболонкою&nbsp;— вміщувачем: перша&nbsp;— сталева, друга&nbsp;— залізобетонна без створення попередньо напруженої конструкції. Діаметр захисної оболонки МКЕР-1500 становить 56 метрів (відповідає діаметру гермооболонкинепроникної оболонки [[Бушерська АЕС|Бушерської АЕС]]).

Через хороший баланс нейтронів, РУ МКЕР мають дуже низьку витрату природного урану (у МКЕР-1500 він становить 16,7 г / МВт • год (е)&nbsp;— найнижчий у світі).

Очікуваний [[Коефіцієнт корисної дії|ККД&nbsp;]] — 35,2%, термін служби 50 років, збагачення 2,4%

* Немає принципових обмежень на розмір і форму активної зони (наприклад, вона може бути у формі [[Паралелепіпед|паралелепіпеда]], як у проектах РБМКП);

* Незалежний контур системи управліннякерування і захисту (СУЗСКЗ);

* Широкі можливості здійснення регулярного контролю стану вузлів активної зони (наприклад, труб технологічних каналів) без необхідностіпотреби зупинки реактора, і також

* Відсутність (у порівнянніпорівняно з корпусними ВВЕР) необхідності застосування борного регулювання;

* Рівномірніше і глибше (в порівнянніпорівняно з корпусними ВВЕР) вигоряння ядерного палива;

* Поканальне регулювання витрат теплоносія черезкрізь канали, що дозволяє контролювати теплотехнічну надійність активної зони;

* НеобхідністьПотреба проведення поканального регулювання витрат, що може спричинити за собою аварії, пов'язані з припиненням витрати теплоносія через канал;

* Вище навантаження на оперативний персонал в порівнянніпорівняно з ВВЕР, пов'язана з великою кількістю вузлів (наприклад запірно-регулюючоїрегулювальної арматури);

* Більша кількість активованих конструкційних матеріалів через великі розміри АЗ (активної зони) і металоємність РБМК, що залишаються після виведення з експлуатації та потребують утилізації.

В аварії 1986 року, крім порушень персоналу, проявилися недолікивади конструкції РБМК, які істотно вплинули на масштаб аварії. Після аварії проведена велика науково-технічна робота. Проведені заходи дозволили частково усунути недоліки конструкції.

Аварія [[1991]] року в машинному залі другого блоку ЧАЕС була викликана відмовами обладнання, що не залежать від реакторної установки. У процесі аварії, внаслідок пожежі, сталося обвалення покрівлі машинного залу. У результаті пожежі і обвалення покрівлі були пошкоджені трубопроводи підживлення реактора водою, а також заблокований у відкритому положенні пароскидальний клапан БРУ-Б. Незважаючи наПопри численні відмови систем і устаткування, що супроводжували аварію, реактор проявив хороші властивості самозахищенності, що запобігло розігріву і пошкодженню палива.

Станом на [[2011]] рік експлуатується 11 енергоблоків із РБМК на трьох АЕС: [[Ленінградська АЕС|Ленінградській]], Курській, Смоленській. З політичних причин (відповідно до зобов'язань перед Євросоюзом Литви) зупинено два енергоблоки на ІгналінськоїІгналінській АЕС. Також з політичних причин зупинено три енергоблоки (№&nbsp;1-3) на Чорнобильській АЕС; ще один блок (№&nbsp;4) ЧАЕС був зруйнованийбуло взруйновано результатічерез аваріїкатастрофу [[26 квітня]] [[1986]].