Реактор Большой Мощности Канальный

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск
РБМК
Тип реактора

канальный, гетерогенный, уран-графитовый (графито-водный по замедлителю), кипящего типа, на тепловых нейтронах

Назначение реактора

электроэнергетика

Технические параметры
Теплоноситель

вода

Топливо

двуокись урана, низкообогащённая 235U (обогащение от 1,8% до 3%)

Разработка
Научная часть

ИАЭ им. И. В. Курчатова

Предприятие-разработчик

НИКИЭТ

Конструктор

Доллежаль Н. А.

Эксплуатация

с 1973 г. по настоящее время

Построено реакторов

17

Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) — серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Реактор РБМК канальный, гетерогенный, графито-водный, кипящего типа, на тепловых нейтронах. Теплоноситель — кипящая вода.

Главный конструктор реакторной установки: НИКИЭТ, Академик Доллежаль Н. А.
Научный руководитель проекта: ИАЭ им. И. В. Курчатова, Академик Александров А. П.
Генеральный проектировщик (ЛАЭС): ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ), Гутов А. И.
Главный конструктор турбоустановки: ХТГЗ, «Турбоатом», Косяк Ю. Ф.
Разработчик металлоконструкции: ЦНИИПСК, Мельников Н. П.
Головная материаловедческая организация: «Прометей», Копырин Г. И.
Проектировщик и изготовитель электромеханического оборудования СУЗ, КТО: КБ завода «Большевик», Клаас Ю. Г.

На данный момент серия этих реакторов включает в себя три поколения.

Головной реактор серии — 1-й и 2-й блоки Ленинградской АЭС.

История создания и эксплуатации[править | править исходный текст]

Центральный зал РБМК-1000
(Ленинградская АЭС).

Реактор первой в мире АЭС (АМ-1 («Атом Мирный»), Обнинская АЭС, 1954 год) был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем. Отработка технологий уран-графитовых реакторов производилась на промышленных реакторах, в том числе реакторах «двойного» назначения (двухцелевых реакторах), на которых, помимо «военных» изотопов, производилась электроэнергия, а тепло использовалось для отопления близлежащих городов.

Промышленные реакторы, которые были построены в СССР: А (1948 год), АИ (ПО «Маяк» в Озёрске), реакторы АД (1958 г.), АДЭ-1 (1961 г.) и АДЭ-2 (1964 г.) (Горно-химический комбинат в Железногорске), реакторы И-1 (1955 г.), ЭИ-2 (1958 г.), АДЭ-3, АДЭ-4 (1964 г.) и АДЭ-5 (1965 г.) (Сибирский химический комбинат в Северске)[1].

С 1960-х годов в СССР начата разработка чисто энергетических реакторов типа будущего РБМК. Некоторые конструкторские решения отрабатывались на опытных энергетических реакторах «Атом Мирный Большой»: АМБ-1 (1964 год) и АМБ-2 (1967 год), установленных на Белоярской АЭС.

Разработка собственно реакторов РБМК началась с середины 60-х годов и опиралась, в значительной мере, на большой и успешный опыт проектирования и строительства промышленных уран-графитовых реакторов. Основные преимущества реакторной установки виделись создателями в:

  • максимальном применении опыта уран-графитовых реакторов;
  • отработанных связях между заводами, налаженном выпуске основного оборудования;
  • состоянии промышленности и строительной индустрии СССР;
  • многообещающих нейтронно-физических характеристиках (малое обогащение топлива).

В целом конструктивные особенности реактора повторяли опыт предыдущих уран-графитовых реакторов. Новыми стали топливный канал, сборки тепловыделяющих элементов из новых конструкционных материалов — сплавов циркония, и с новой формой топлива — металлический уран был заменён его диоксидом, а также параметры теплоносителя. Реактор изначально проектировался как одноцелевой — для производства электрической и тепловой энергии.

Работы над проектом начались в ИАЭ (РНЦ КИ) и НИИ-8 (НИКИЭТ) в 1964 году. В 1965 году проект получил название Б-190, а его конструирование было поручено КБ завода «Большевик». В 1966 году решением министерского НТС работа над проектом была поручена НИИ-8 (НИКИЭТ), руководимому Доллежалем.

15 апреля 1966 года главой Минсредмаша Е. П. Славским было подписано задание на проектирование Ленинградской атомной электростанции в 70 км по прямой к западу от Ленинграда в 4 км от поселка Сосновый Бор. В начале сентября 1966 года проектное задание было закончено.

29 ноября 1966 года Советом Министров СССР принято постановление № 800—252 о строительстве первой очереди ЛАЭС, определена организационная структура и кооперация предприятий для разработки проекта и сооружения АЭС.

Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 запущен в 1973 году на Ленинградской АЭС.

При строительстве первых энергетических АЭС в СССР бытовало мнение, что атомная станция является надёжным источником энергии, а возможные отказы и аварии — маловероятные или даже гипотетические события. Кроме того, первые блоки сооружались внутри системы среднего машиностроения и предполагали эксплуатацию организациями этого министерства. Правила по безопасности на момент разработки либо отсутствовали, либо были несовершенны. По этой причине на первых энергетических реакторах серий РБМК-1000 и ВВЭР-440 не было в достаточном количестве систем безопасности, что потребовало в дальнейшем серьёзной модернизации таких энергоблоков. В частности, в первоначальном проекте первых двух блоков РБМК-1000 Ленинградской АЭС не было гидробаллонов системы аварийного охлаждения реактора (САОР), количество аварийных насосов было недостаточным, отсутствовали обратные клапаны (ОК) на раздаточно-групповых коллекторах (РГК) и пр. В дальнейшем, в ходе модернизации, все эти недостатки были устранены.

Дальнейшее строительство блоков РБМК предполагалось осуществлять для нужд Министерства энергетики и электрификации СССР. Учитывая меньший опыт работы Минэнерго с АЭС, в проект были внесены существенные изменения, повышающие безопасность энергоблоков. Кроме того, были внесены изменения, учитывающие опыт работы первых РБМК. В том числе были применены гидробаллоны САОР, функцию аварийных электронасосов САОР стали выполнять 5 насосов, применены обратные клапаны в РГК, сделаны другие доработки. По этим проектам были построены энергоблоки 1, 2 Курской АЭС и 1, 2 Чернобыльской АЭС. На этом этапе закончилось строительство энергоблоков РБМК-1000 первого поколения (6 энергоблоков).

Дальнейшее совершенствование АЭС с РБМК началось с проработки проектов второй очереди Ленинградской АЭС (энергоблоки 3, 4). Основной причиной доработки проекта стало ужесточение правил безопасности. В частности, была внедрена система баллонной САОР, САОР длительного расхолаживания, представленная 4 аварийными насосами. Система локализации аварии была представлена не баком-барботером, как ранее, а башней локализации аварий, способной аккумулировать и эффективно препятствовать выбросу радиоактивности при авариях с повреждением трубопроводов реактора. Были сделаны другие изменения. Основной особенностью третьего и четвёртого энергоблоков Ленинградской АЭС стало техническое решение о расположении РГК на высотной отметке, превышающей высотную отметку активной зоны. Это позволяло в случае аварийной подачи воды в РГК иметь гарантированный залив активной зоны водой. В дальнейшем это решение не применялось.

После строительства энергоблоков 3, 4 Ленинградской АЭС, находящейся в ведении Министерства среднего машиностроения, началось проектирование реакторов РБМК-1000 для нужд Минэнерго СССР. Как отмечалось выше, при разработке АЭС для Минэнерго, в проект вносились дополнительные изменения, призванные повысить надежность и безопасность АЭС, а также увеличить её экономический потенциал. В частности, при доработке вторых очередей РБМК был применен барабан-сепаратор (БС) большего диаметра (внутренний диаметр доведен до 2,6 м), внедрена трехканальная система САОР, первые два канала которых снабжались водой от гидробаллонов, третий — от питательных насосов. Увеличено количество насосов аварийной подачи воды в реактор до 9 штук и внесены другие изменения, существенно повысившие безопасность энергоблока (принципиально, уровень исполнения САОР удовлетворял не только документам, действовавшим в момент проектирования АЭС, но и, во многом, современным требованиям). Существенно увеличились возможности системы локализации аварий, которая была рассчитана на противодействие аварии, вызванной гильотинным разрывом трубопровода максимального диаметра (напорный коллектор главных циркуляционных насосов (ГЦН) Ду 900). Вместо баков-барботеров первых очередей РБМК и башен локализации 3 и 4 блоков ЛАЭС, на РБМК второго поколения Минэнерго были применены двухэтажные бассейны-локализаторы, что существенно повысило возможности системы локализации аварий (СЛА). Отсутствие гермооболочки компенсировалось стратегией применения системы плотно-прочных боксов (ППБ), в которых располагались трубопроводы контура многократной принудительной циркуляции теплоносителя. Конструкция ППБ, толщина стен рассчитывались из условия сохранения целостности помещений при разрыве находящегося в нём оборудования (вплоть до напорного коллектора ГЦН Ду 900 мм). ППБ не охватывался БС и пароводяные коммуникации. Также при строительстве АЭС реакторные отделения строились дубль-блоком, что означает, что реакторы двух энергоблоков находятся по существу в одном здании (в отличие от предыдущих АЭС с РБМК, в которых каждый реактор находился в отдельном здании). Так были исполнены реакторы РБМК-1000 второго поколения: энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС, 3 и 4 Чернобыльской АЭС, 1 и 2 Смоленской АЭС (итого, вместе с 3 и 4 блоком Ленинградской АЭС, 8 энергоблоков).

В общей сложности сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с РБМК. Срок окупаемости серийных блоков второго поколения составил 4-5 лет.

Вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет порядка 50 % [1].

До аварии на Чернобыльской АЭС в СССР существовали обширные планы строительства таких реакторов, однако после аварии планы по сооружению энергоблоков РБМК на новых площадках были свернуты. После 1986 года были введены в эксплуатацию два реактора РБМК: РБМК-1000 Смоленской АЭС (1990 год) и РБМК-1500 Игналинской АЭС (1987 год). Ещё один реактор РБМК-1000 5-го блока Курской АЭС находится в стадии достройки (~70-80 % готовности). После аварии на Чернобыльской АЭС были проведены дополнительные исследования и модернизация. В настоящее время реакторы РБМК не уступают по безопасности и экономическим показателям другим АЭС того же периода постройки. На сегодняшний день приемлемый уровень безопасности РБМК подтверждён международными экспертизами.[источник не указан 291 день]

Развитие концепции канального уран-графитового реактора осуществляется в проектах МКЭР — Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор[2].

Характеристики РБМК[править | править исходный текст]

Характеристика РБМК-1000 РБМК-1500 РБМКП-2400
(проект)
МКЭР-1500
(проект)
Тепловая мощность реактора, МВт 3200 4800 5400 4250
Электрическая мощность блока, МВт 1000 1500 2000 1500
КПД блока, % 31,3 31,3 37,0 35,2
Давление пара перед турбиной, атм 65 65 65 65?
Температура пара перед турбиной, °C 280 280 450
Размеры активной зоны, м:        
    высота 7 7 7,05 7
    диаметр (ширина×длина) 11,8 11,8 7,05×25,38 14
Загрузка урана, т 192 189 220
Обогащение, % 235U        
    испарительный канал 2,6-3,0 2,6-2,8 1,8 2-3,2
    перегревательный канал 2,2
Число каналов:        
    испарительных 1693-1661[3] 1661 1920 1824
    перегревательных 960
Среднее выгорание, МВт·сут/кг:        
    в испарительном канале 22,5 25,4 20,2 30-45
    в перегревательном канале 18,9
Размеры оболочки твэла (диаметр×толщина), мм:        
    испарительный канал 13,5×0,9 13,5×0,9 13,5×0.9 -
    перегревательный канал 10×0,3
Материал оболочек твэлов:        
    испарительный канал Zr + 2,5 % Nb Zr + 2,5 % Nb Zr + 2,5 % Nb -
    перегревательный канал Нерж. сталь

Конструкция[править | править исходный текст]

Одной из целей при разработке реактора РБМК было улучшение топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалах даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обогащением урана (по первоначальному проекту — 1,8 %).

РБМК-1000[править | править исходный текст]

Схема энергоблока АЭС
с реактором типа РБМК
Тепловыделяющая сборка реактора РБМК:
1 — дистанционирущая проставка
2 — оболочка твэл
3 — таблетки ядерного топлива

Основу активной зоны РБМК-1000 составляет графитовый цилиндр высотой 7 м и диаметром 11,8 м, сложенный из блоков меньшего размера, который выполняет роль замедлителя. Графит пронизан большим количеством вертикальных отверстий, через каждое из которых проходит труба давления (также называемая технологическим каналом (ТК)). Центральная часть трубы давления, расположенная в активной зоне, изготовлена из сплава циркония с ниобием (Zr + 2,5 % Nb), обладающего высокими механическими и коррозионными свойствами, верхние и нижние части трубы давления — из нержавеющей стали. Циркониевая и стальные части трубы давления соединены сварными переходниками.

При проектировании энергоблоков РБМК, в силу несовершенства расчетных методик, был выбран неоптимальный шаг решетки каналов. В результате реактор оказался несколько перезамедлен, что приводило к положительным значениям парового коэффициента реактивности в рабочей области, превышающим долю запаздывающих нейтронов. До аварии на Чернобыльской АЭС используемая методика расчета кривой парового коэффициента реактивности (программа BMP), показывала, что несмотря на положительный ПКР в области рабочих паросодержаний, по мере роста паросодержания эта величина меняет знак, так что эффект обезвоживания оказывался отрицательным. Соответственно состав и производительность систем безопасности проектировалась с учетом этой характеристики. Однако, как оказалось после аварии на Чернобыльской АЭС, расчетное значение парового коэффициента реактивности в областях с высоким паросодержанием было получено неверно: вместо отрицательного, он оказался положительным[4]. Для изменения парового коэффициента реактивности был выполнен ряд мероприятий, в том числе в некоторые каналы вместо топлива установлены дополнительные поглотители. В последующем, для улучшения экономических показателей энергоблоков с РБМК дополнительные поглотители извлекались, для достижения заданных нейтроно-физических характеристик стали применять топливо более высокого обогащения с выгорающим поглотителем (оксид эрбия).

В каждом топливном канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) — нижней и верхней. В каждую сборку входит 18 стержневых твэлов. Оболочка твэла заполнена таблетками из двуокиси урана. По первоначальному проекту обогащение по урану-235 составляло 1,8 %, но, по мере накопления опыта эксплуатации РБМК, оказалось целесообразным повышать обогащение[5][6]. Повышение обогащения в сочетании с применением выгорающего поглотителя в топливе позволило увеличить управляемость реактора, повысило его безопасность, однако ухудшило его экономические показатели. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 3,0 %.

Реактор РБМК работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В активной зоне вода, охлаждающая твэлы, частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы. В барабан-сепараторах происходит сепарация пара, который поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подается в активную зону реактора. Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C) под давлением 70—65 кгс/см2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор, подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.

Реакторы РБМК-1000 установлены на Ленинградской АЭС, Курской АЭС, Чернобыльской АЭС, Смоленской АЭС.

5-й энергоблок Курской АЭС (РБМК-1000 3-го поколения)[править | править исходный текст]

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[править | править исходный текст]

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.[5][9]

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)[править | править исходный текст]

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[править | править исходный текст]

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[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.

РБМКП-2400, РБМКП-4800[править | править исходный текст]

МКЭР (современные проекты)[править | править исходный текст]

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)[11].

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

Достоинства[править | править исходный текст]

  • 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[править | править исходный текст]

  • 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[12][13][14][15][16][17];
  • 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[править | править исходный текст]

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).

Аварии на энергоблоках с РБМК[править | править исходный текст]

Наиболее серьезные инциденты на АЭС с реакторами РБМК:

  • 1975 — разрыв одного канала на первом блоке ЛАЭС;
  • 1982 — разрыв одного канала на первом блоке ЧАЭС;
  • 1986 — авария с массовым разрывом каналов на четвертом блоке ЧАЭС;
  • 1991 — пожар в машинном зале второго блока ЧАЭС - авария связана только с нештатной ситуацией на турбогенераторе;
  • 1992 — разрыв одного канала на третьем блоке ЛАЭС;

Авария 1982 носила локальный характер и была связана с действиями оперативного персонала[источник не указан 1372 дня], грубо нарушившего технологический регламент.

Авария 1975 носила серьезный характер, при этом, благодаря оператору блока, удалось избежать фатальных последствий. Считается, что авария на ЛАЭС 1975 г. стала прообразом аварии 1986 г. на ЧАЭС.

В аварии 1986 года проявились критические недостатки РБМК, ставшие, по мнению некоторых специалистов, причиной аварии. После аварии была проведена большая научно-техническая работа по устранению недостатков конструкции РБМК. Проведенные мероприятия в некоторой степени устранили эти недостатки. Действия персонала, ведомого руководителем, при проведении испытаний нарушили регламент проведения эксперимента. Несмотря на ряд ограничений, нарушение в регламенте было списано на недостаток в конструкции.

Авария 1991 года в машинном зале второго блока ЧАЭС была вызвана отказами оборудования, не зависящими от реакторной установки. В процессе аварии вследствие пожара произошло обрушение кровли машинного зала. В результате пожара и обрушения кровли были повреждены трубопроводы подпитки реактора водой, а также заблокирован в открытом положении паросбросный клапан БРУ-Б. Несмотря на многочисленные отказы систем и оборудования, сопровождавшие аварию, реактор проявил хорошие свойства самозащищенности, что предотвратило разогрев и повреждение топлива.

1992 — разрыв одного канала на третьем блоке ЛАЭС был вызван дефектом клапана.

Состояние на 2013 год[править | править исходный текст]

По состоянию на 2013 год эксплуатируется 11 энергоблоков с РБМК на трёх АЭС: Ленинградской, Курской, Смоленской. По политическим причинам (в соответствии с обязательствами Литвы перед Евросоюзом) остановлено два энергоблока на Игналинской АЭС. Также остановлено три энергоблока (№ 1-3) на Чернобыльской АЭС[18]; ещё один блок (№ 4) ЧАЭС был разрушен в результате аварии 26 апреля 1986 г.

Закладка новых или достройка существующих недостроенных блоков РБМК в России в настоящее время не планируется. Например, принято решение о строительстве Центральной АЭС с использованием ВВЭР-1200[19] на месте Костромской АЭС, на которой изначально планировалось установить РБМК. Также по «психологическим»[20] причинам было принято решение не достраивать 5-й энергоблок Курской АЭС, несмотря на то, что он уже имел высокую степень готовности — оборудование реакторного цеха смонтировано на 70 %, основное оборудование реактора РБМК — на 95 %, турбинного цеха — на 90 %[21].

Энергоблок[22] Тип реактора Состояние Мощность
(МВт)
Генерирующая
мощность (МВт)
Украина Чернобыль-1 РБМК-1000 остановлен в 1996 году 740 800
Украина Чернобыль-2 РБМК-1000 остановлен в 1991 году 925 1000
Украина Чернобыль-3 РБМК-1000 остановлен в 2000 году 925 1000
Украина Чернобыль-4 РБМК-1000 разрушен аварией в 1986 году 925 1000
Украина Чернобыль-5 РБМК-1000 строительство остановлено в 1987 году 950 1000
Украина Чернобыль-6 РБМК-1000 строительство остановлено в 1987 году 950 1000
Литва Игналина-1 РБМК-1500 остановлен в 2004 году 1185 1300
Литва Игналина-2 РБМК-1500 остановлен в 2009 году 1185 1300
Литва Игналина-3 РБМК-1500 строительство остановлено в 1988 году 1380 1500
Литва Игналина-4 РБМК-1500 проект отменён в 1988 году 1380 1500
Россия Кострома-1 РБМК-1500 строительство остановлено в 1990 году 1380 1500
Россия Кострома-2 РБМК-1500 строительство остановлено в 1990 году 1380 1500
Россия Курск-1 РБМК-1000 активен 925 1000
Россия Курск-2 РБМК-1000 активен 925 1000
Россия Курск-3 РБМК-1000 активен 925 1000
Россия Курск-4 РБМК-1000 активен 925 1000
Россия Курск-5 РБМК-1000 строительство остановлено в 2012 году[20] 925 1000
Россия Курск-6 РБМК-1000 строительство остановлено в 1993 году 925 1000
Россия Ленинград-1 РБМК-1000 активен 925 1000
Россия Ленинград-2 РБМК-1000 активен 925 1000
Россия Ленинград-3 РБМК-1000 активен 925 1000
Россия Ленинград-4 РБМК-1000 активен 925 1000
Россия Смоленск-1 РБМК-1000 активен 925 1000
Россия Смоленск-2 РБМК-1000 активен 925 1000
Россия Смоленск-3 РБМК-1000 активен 925 1000
Россия Смоленск-4 РБМК-1000 строительство остановлено в 1993 году 925 1000

Список сокращений, терминология РБМК[править | править исходный текст]

A3 — аварийная защита; активная зона
АЗМ — аварийная защита (сигнал) по превышению мощности
АЗРТ — аварийная защита реакторной установки по технологическим параметрам (система)
АЗС — аварийная защита (сигнал) по скорости нарастания мощности
АР — автоматический регулятор
АСКРО — автоматизированная система контроля радиационной обстановки
АЭС — атомная электростанция
БАЗ — быстродействующая аварийная защита
ББ — бассейн-барботер
БИК — боковая ионизационная камера
БОУ — блочная очистительная установка
БРУ-Д — быстродействующее редукционное устройство со сбросом в деаэратор
БРУ-К — быстродействующее редукционное устройство со сбросом в конденсатор турбины
БРУ-Б — быстродействующее редукционное устройство со сбросом в барботер
БС — барабан-сепаратор
БЩУ — блочный щит управления
ВИК — высотная ионизационная камера
ВИУБ (СИУБ) — ведущий (старший) инженер управления блоком
ВИУР (СИУР) — ведущий (старший) инженер управления реактором
ВИУТ (СИУТ) — ведущий (старший) инженер управления турбиной
ГПК — главный предохранительный клапан
ГЦН — главный циркуляционный насос
ДКЭ (р), (в) — датчик контроля энерговыделения (радиальный), (высотный)
ДП — дополнительный поглотитель
ДРЕГ — диагностическая регистрация параметров
ЗРК — запорно-регулирующий клапан
КГО — контроль герметичности оболочки (твэлов)
КД — камера деления
КИУМ — коэффициент использования установленной мощности
КМПЦ — контур многократной принудительной циркуляции
КН — конденсатный насос
КЦТК — контроль целостности технологических каналов (система)
ЛАЗ — локальная аварийная защита
ЛАР — локальный автоматический регулятор
МАГАТЭ — Международное агентство по атомной энергии
МПА — максимальная проектная авария
НВК — нижние водяные коммуникации
НК — напорный коллектор
НСБ — начальник смены блока
НСС — начальник смены станции
ОЗР — оперативный запас реактивности (условных «стержней»)
ОК — обратный клапан
ОПБ — «Общие положения безопасности»
ПБЯ — «Правила ядерной безопасности»
ПВК — пароводяные коммуникации
ПН — питательный насос
ППБ — плотно-прочный бокс
ПРИЗМА — программа измерения мощности аппарата
ПЭН — питательный электронасос
РБМК — реактор большой мощности канальный (кипящий)
РГК — раздаточно-групповой коллектор
РЗМ — разгрузочно-загрузочная машина
РК СУЗ — рабочий канал системы управления и защиты
РП — реакторное пространство
РР — ручное регулирование
РУ — реакторная установка
САОР — система аварийного охлаждения реактора
СБ — системы безопасности
СЛА — система локализации аварий
СП — стержень-поглотитель
СПИР — система продувки и расхолаживания
СРК — стопорно-регулирующий клапан
СТК — система технологического контроля
СУЗ — система управления и защиты
СФКРЭ — система физического контроля распределения энерговыделения
СЦК «Скала» — система централизованного контроля (СКАЛА — система контроля аппарата Ленинградской Атомной)
ТВС — тепловыделяющая сборка
твэл — тепловыделяющий элемент
ТГ — турбогенератор
ТК — технологический канал
УСП — укороченный стержень-поглотитель (ручной)
ЯТ — ядерное топливо
ЯТЦ — ядерный топливный цикл
ЯЭУ — ядерная энергетическая установка

Ссылки[править | править исходный текст]

Литература[править | править исходный текст]

  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
  • Абрамов М. А., Авдеев В. И., Адамов Е. О. и др. Под общей редакцией Черкашова Ю. М. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. — М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. 632 с.
  • Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. — М.: Атомиздат, 1980.
  • Емельянов И. Я., Михан В. И., Солонин В. И., под общ. ред. акад. Доллежаля Н. А. Конструирование ядерных реакторов. — М.: Энергоатомиздат, 1982.

Примечания[править | править исходный текст]

  1. Достижения НИКИЭТ.
  2. Ю. Черкашов: Есть негласное решение останавливать направление РБМК.
  3. Зависит от модификации.
  4. «Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и её последствиях, подготовленная для МАГАТЭ». Журнал «Атомная энергия», т. 61, вып. 5, ноябрь 1986 г.
  5. 1 2 3 Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. — М.: Атомиздат, 1980.
  6. В. Ф. Украинцев, Эффекты реактивности в энергетических реакторах. Учебное пособие, Обнинск, 2000
  7. Решение не строить пятый энергоблок Курской АЭС - логичное - 06.03.2012
  8. Интенсификаторы ТВС РБМК-1500 следует отличать от дистанцирующих решеток, установленных на каждой ТВС в количестве 10 шт., которые также содержат турбулизаторы.
  9. Нигматулин И. Н., Нигматулин Б. И., Ядерные энергетические установки. Учебник для ВУЗов. М.: Энергоатомиздат, 1986.
  10. Атомные электрические станции: Сборник статей. Вып. 8, Энергоатомиздат, 1985.
  11. Описание реактора МКЭР-1500
  12. О. Э. Муратов, М. Н. Тихонов. Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения.
  13. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ, 2007, № 2. Серия: Термоядерный синтез, с. 10-17.
  14. Сборник тезисов докладов XII международной молодежной научной конференции «Полярное сияние 2009. Ядерное будущее: технологии, безопасность и экология», Санкт-Петербург, 29 января — 31 января 2009 года, с. 49—52.
  15. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ, 2005, № 3. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (86), с. 179—181.
  16. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ, 2002, № 6. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (82), с. 19-28.
  17. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2007, № 1, с. 23-32.
  18. Меморандум про взаєморозуміння між Урядом України і Урядами країн "Великої сімки" та Комісією Європейського Співтовариства щодо закриття Чорнобильської АЕС (укр.) (20 декабря 1995). Проверено 17 марта 2013.
  19. Центральная АЭС. — 04.02.2011
  20. 1 2 Российское Атомное Сообщество
  21. 5-й блок Курской АЭС: БЫТЬ или НЕ БЫТЬ… — 22.01.2007