Графитовая кладка технологические каналы рбмк 1000 чертеж. Рбмк реактор большой мощности канальный. Металлоконструкция схемы «КЖ»

В активной зоне реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500 с шагом квадратной решетки 250 мм расположены соответственно 1693 и 1661 технологических канала, вертикально пронизывающие семиметровую толщину собранного из блоков графитового замедлителя. В несущей трубе каждого канала располагаются ТВС. К канальной трубе Ø 80×4 мм из сплава Zr = 2,5 % Nb в ре-кристаллизованном состоянии диффузионной сваркой с двух сторон крепятся наконечники из стали ОХ18Н10Т, позволяющие плотно подключить каждый канал к коллектору теплоносителя. Теплоноситель — вода под давлением 8,0 МПа (8,7 МПа в случае РБМК-1500) подается в канал снизу, а через боковой штуцер в верхней части канала отводится насыщенный пар под давлением 7,3 МПа (7,5 МПа в случае РБМК-1500). Такая конструкция канала позволяет с помощью перегрузочной машины легко осуществлять загрузку и перегрузку ТВС, в том числе на работающем реакторе, по две-три штуки ежесуточно, согласно регламенту эксплуатации. Для улучшения теплоотвода от графитовой кладки на канальную трубу надеваются графитовые кольца, заполняющие газовый зазор между кладкой и каналом.

В канал реактора РБМК-1000 по существу загружается кассета, состоящая из двух отдельных ТВС, расположенных одна над Другой, связанных в единое целое полым несущим стержнем из сплава Zr = 2,5 % Nb (Ø 15×1,25 мм) и крепящихся верхней частью через переходник к подвеске из нержавеющей стали, имеющей захватное устройство для транспортировки. В полости несущего стержня в отдельной трубчатой оболочке из циркониевого сплава располагаются датчики контроля энерговыделения, либо дополнительные поглотители нейтронов, служащие для выравнивания энерговыделения в активной зоне реактора.

Каждая верхняя и нижняя ТВС образованы параллельным пучком стержневых твэлов из 18 штук, расположенных в поперечном сечении по двум концентрическим окружностям с фиксированным по радиусу шагом, что создает устойчивый теплосъем в течение всего срока службы твэлов. Фиксация твэлов обеспечивается каркасом, образованным несущим центральным стержнем и десятью дистанционирующими решетками, равномерно расположенными по высоте каждой ТВС и удерживающими в рабочих отверстиях-ячейках каждый твэл пучка. Дистанционирующие решетки собираются из отдельных фигурных ячеек, сваренных между собой в точках и скрепленных снаружи ободом. В каждой ячейке имеются внутренние выступы длиной 0,1-0,2 мм: по четыре в ячейках наружного и по пять в ячейках внутреннего ряда твэлов, прочно, с натягом фиксирующие пропущенные сквозь ячейки твэлы. Это предупреждает радиальные перемещения твэлов в ячейках, которые могут бьть возбуждены вибрацией конструкции под действием турбулентного потока теплоносителя. Таким путем исключается возникновение феттинг-коррозии в местах касания оболочек твэлов с металлом ячеек. Решетки выполнены из нержавеющей аустенитной стали (ведутся работы по замене материала циркониевым сплавом). Дистанционирующие решетки имеют свободу перемещения вместе с пучком твэлов несущего стержня, однако поворот решетки относительно оси стержня исключен.

Твэлы одним концом кольцевыми замками, обжимаемыми в вырезы фигурных наконечников, крепятся к несущей решетке. Другие концы твэлов остаются свободными. Несущая решетка -концевая, она жестко крепится к осевой половине несущего стержня. Противоположные концы несущих стержней срезаны уступом на половину диаметра, что позволяет жестко замкнуть их втулкой, исключив какое-либо взаимное перемещение, и образовать единую конструкцию из двух ТВС. При этом между двумя пучками твэлов в средней части кассеты остается исходный компенсирующий зазор, размер которого (около 20 мм) обеспечивает несмыкание пучков твэлов в процессе осевого термического расширения, пучков, термического «храповика» и встречного радиационного роста оболочек твэлов. Сборка ТВС осуществляется так, чтобы внутритвэльные газосборники примыкали к несущим решеткам и находились на границе активной зоны реактора, т.е. в нижней части нижней ТВС и в верхней части верхней ТВС. Каждая сборка из двух ТВС содержит 36 твэлов, их число во всей активной зоне около 60000. Общая длина всей сборки ТВС с подвеской около 10 м, каждой ТВС — около 3,65 м. Масса двух ТВС 185 кг, из которых 130 кг приходится на диоксид урана 2,4 %-ного обогащения по 235U.

Поступающий в технологический канал теплоноситель в однофазном состоянии движется вверх со скоростью 4-7 м/с в зависимости от профилирования расхода теплоносителя по радиусу активной зоны реактора. На экономайзерном участке канала (на уровне около 2,5 м от входа в нижнюю ТВС) теплоноситель нагревается до температуры насыщения. Выше этой области возникает развитое кипение и достигается двухфазное состояние с максимальным массовым паросодержанием на выходе из канала до 27 % (среднее значение по активной зоне 14,5 %) и максимальной скоростью движения до 20 м/с. Тепловая мощность наиболее напряженного канала составляет 3000 кВт при глубине выгорания топлива 18000 МВт*сут/т U (среднее значение по активной зоне). Длительность пребывания ТВС в активной зоне реактора 3 года.

Сборка ТВС реактора РБМК-1500 отличается от сборки ТВС реактора РБМК-1000 использованием в каркасе верхней ТВС в области двухфазного состояния теплоносителя особых дистанционирующих решеток, расположенных через одну и имеющих по внутренней поверхности крепежного обода ряд отражателей потока теплоносителя, обеспечивающих его принудительное организованное вращение, а следовательно, интенсификацию теплосъема практически при сохранении параметров теплоносителя на входе в канал. Такое решение позволило поднять энерговыделение в реакторе РБМК-1500 в полтора раза, а тепловую мощность реактора довести до 4800 МВт при максимальном массовом паросодержании теплоносителя на выходе из активной зоны реактора, достигающем 40 % (среднее значение по активной зоне 30 %), скорости его движения 25 м/с и устойчивом запасе до кризиса теплосъема. Обогащение диоксида урана по 235U в твэлах РБМК-1500 составляет 2 %.

Реактор размещен в бетонной шахте квадратного сечения размером 21,6´21,6´25,5 м. На рисунках 1.3 и 1.4 показаны металлоконструкции реактора РБМК-1000, которые расположены в бетонной шахте.

По обе стороны ЦЗ симметрично вертикальной плоскости, проходящей через центр реактора и направленной в сторону БВ, расположены помещения основного оборудования: петель ГЦН, БС, шахты опускных трубопроводов, помещения коллекторов ГЦН.

Над сепараторами размещены паровые коллекторы. Под плитным настилом расположены коммуникации трубопроводов ПВК.

Трубопроводы НВК размещены в помещениях РГК и под схемой «ОР».

Передача усилий от веса внутренних узлов, сборок и коммуникаций реактора на бетон, а также герметизация внутренней полости реактора осуществляется с помощью сварных МК, одновременно выполняющих роль биологической защиты . К металлоконструкциям относятся следующие конструктивные элементы: Схемы «С», «ОР», «КЖ», «Л» и «Д», «Е», «Г», плитный настил, «Э». Все перечисленные схемы представлены на продольном разрезе реактора (см. на рис. 1.4).

Металлоконструкция схемы «С»

Металлоконструкция схемы «С» (см. рис. 1.5) является основной опорной металлоконструкцией для схемы «ОР». Выполнена в виде креста из двух плит высотой 5,3 м, усиленных вертикальными ребрами жесткости. Передает вес от нижней металлоконструкции схемы «ОР», графитовой кладки и НВК на закладные части крестообразной фундаментной плиты из жаропрочного железобетона на отметке +11,21 м.

Две отдельно стоящие стойки служат опорами боковой биологической защиты.

Рис. 1.3. Реактор РБМК-1000

Рис. 1.4. Продольный разрез реактора РБМК-1000

Рис. 1.5. Металлоконструкция схемы «С»

Схема «С» собирается с помощью фланцевых болтовых соединений из балок-стоек высотой 5 м, расположенных по двум взаимно перпендикулярным плоскостям в виде креста.

Верхняя часть схемы «С» имеет выступы и подогнана по поверхности контакта с нижней плитой схемы «ОР».

Все детали изготовлены из стали 10ХСНД, поверхности металлизированы алюминием (0,15¸0,25 мм.) и окрашиваются органосиликатным покрытием.

Окружающая среда – воздух с относительной влажностью до 80%, и температурой до 270°С.

Металлоконструкция схемы «ОР»

Металлоконструкция схемы «ОР» (см. рис. 1.6) выполнена в виде барабана диаметром 14,5 м и высотой 2 м, собрана из трубных плит и обечайки. Служит опорой для графитовой кладки, схемы «КЖ» и коммуникаций низа реактора, является нижней биологической защитой реактора. Ребра жесткости образующие центральный крест совпадают с аналогичными ребрами МК схемы «С».

Рис. 1.6. Металлоконструкция схемы «ОР»

Металлоконструкция схемы «ОР» соединена с корпусом боковой биозащиты двумя (верхним и нижним) сильфонными компенсаторами, обеспечивающими компенсацию температурных расширений конструкций и герметичность N 2 -Не и N 2 полостей.

В МК схемы «ОР» расположены:

Нижние тракты технологических и специальных каналов;

Гильзы термопар МК;

Трубы подвода азотно-гелиевой смеси во внутреннюю полость реактора;

Трубы отвода ПГС из полости реактора;

Дренажные трубы с верхней плиты;

Трубы подвода и отвода N 2 из внутренней полости МК схемы "ОР".

Все детали МК схемы «ОР» изготовлены из стали 10ХСНД.

Условия работы МК:

Температура нижней плиты - до 270 °С;

Температура верхней плиты - до 350 °С с местным нагревом до 380 °С;

Окружающая среда для нижней плиты воздух с относительной влажностью до 80%, для верхней плиты – N 2 -Не смесь.

Металлоконструкции схем «Л» и «Д»

Металлоконструкции схем «Л» и «Д» являются боковой биозащитой реактора, снижают потоки излучения на бетон шахты; служат тепловым экраном; способствуют охлаждению кожуха реактора. Металлоконструкция схемы «Л» (см. рис. 1.7) является также опорной конструкцией для схемы «Е».

Рис. 1.7. Металлоконструкция схемы «Л»

Металлоконструкции схем «Л» и «Д» имеют форму полых кольцевых резервуаров, заполненных водой и разделенных перегородками на 16 отсеков. Металлоконструкция схемы «Д» (см. рис. 1.8) является верхней частью биозащиты и опирается на металлоконструкцию схемы «Л».

Рис. 1.8. Металлоконструкции схем «Л» и «Д»

Наружный диаметр блоков схем «Л» и «Д» - 19 м.

Внутренний диаметр блоков схемы «Л» - 16,6 м.

Внутренний диаметр блоков МК схемы «Д» - 17,8 м.

Высота блоков МК схемы «Л» - 11,05 м.

Высота блоков МК схемы «Д» - 3,2 м.

Все элементы МК схемы «Л» и «Д» изготовлены из стали 10ХСНД.

В металлоконструкциях схем «Л» и «Д» размещены каналы рабочих и пусковых ионизационных камер (РИК и ПИК), а также дренажные трубы и гильзы термопар (по одной на каждый отсек) для замера температуры воды в отсеках.

Водные объемы МК связаны между собой, подвод охлаждающей воды производится в нижнюю часть блоков МК схемы «Л», а отвод - из верхней части блоков МК схемы «Д». Пространство между внутренним цилиндром МК схемы «Л» и МК схемы «КЖ» заполнено азотом. Монтажное пространство, образованное внешним цилиндром МК схем «Л» и «Д» и шахтой реактора заполнено песком, который служит дополнительной биозащитой. Нижняя часть монтажного пространства заполнена щебнем (200¸400 мм) для исключения попадания песка в отверстия дренажной трубы Ду 150.

Условия работы МК:

Температура воды в МК схем - до 60 °С, но не более 90 °С;

Окружающая среда со стороны МК схемы «КЖ» - азот с относительной влажностью не более 80%;

Окружающая среда со стороны шахты реактора - воздух с относительной влажностью не более 80%.

Металлоконструкция схемы «КЖ»

Металлоконструкция схемы «КЖ» (см. рис. 1.9) вместе с нижней плитой схемы «Е» и верхней плитой схемы «ОР» образуют вокруг кладки реактора герметичную полость - реакторное пространство, в котором удерживается N 2 -Не смесь.

Рис. 1.9. Металлоконструкция схемы «КЖ»

Конструкция схемы «КЖ» выполнена в виде цилиндрического сварного кожуха диаметром 14,5 м из листового проката ст.10ХСНД толщиной 16 мм с 4-мя кольцевыми компенсаторами из той же стали толщиной 8 мм. По наружной поверхности кожуха приварены кольцевые ребра жесткости. Для уменьшения напряжения в компенсаторах при работе реактора схема «КЖ» приварена к нижней плите схемы «Е» и верхней плите схемы «ОР» с предварительным натягом.

Условия работы МК:

Температура кожуха - до 350 °С;

Окружающая среда внутри – N 2 -Не смесь с давлением 150 мм.вод.ст., снаружи – N 2 с давлением 200¸250 мм.вод.ст.

Металлоконструкция схемы «Е»

Металлоконструкция схемы «Е» (см. рис. 1.10) служит верхней биологической защитой реактора и опорой для ТК, спец. каналов, плитного настила и трубопроводов коммуникаций верха реактора. Схема «Е» представляет собой барабан диаметром 17м, высотой 3м, и собрана из трубных плит объединенных цилиндрической обечайкой и внутренними вертикальными ребрами жесткости, верхней и нижней плит толщиной 40 мм. Материал МК - сталь 10ХСНД.

Рис. 1.10. Металлоконструкция схемы «Е»

В металлоконструкцию схемы «Е» вварены:

1. верхние части трактов технологических и специальных каналов (кроме каналов РИК и ПИК);

2. тракты телевизионных камер;

3. гильзы термопар МК;

4. трубы отвода ПГС из внутренней полости реактора;

5. трубы подвода и отвода азота.

Внутренняя полость заполнена серпентенитовой засыпкой (60% по массе) и гали (40%). МК схемы опирается с помощью 16 катковых опор на боковую биозащиту МК сх. «Л» и «Д», каждая из которых рассчитана на нагрузку 750 тонн. К МК схемы «Е» относятся также верхний и нижний горизонтальные компенсаторы, обеспечивающие температурные расширения при сохранении герметичности N 2 -Не и N 2 полостей. Герметичность внутренней полости МК схемы «Е» обеспечивается сваркой с проверкой швов на плотность.

Условия работы МК:

Температура нижней плиты до 350 °С с местным нагревом до 370 °С,

Температура верхней плиты - до 290 °С,

Окружающая среда над верхней плитой - воздух влажностью до 80%, под нижней плитой – N 2 -Не смесь.

Металлоконструкция схемы «Г»

Металлоконструкция схемы «Г» (см. рис. 1.11) представляет собой плиты и короба перекрытия на отметке 35,5 м, которые служат биологической защитой ЦЗ от ионизирующих излучений верхних коммуникаций реактора.

Нижняя часть схемы, толщиной 70 см, выполнена в виде металлических коробов из стали 10ХСНД, заполненных смесью из серпентинитовой гали (14% по массе) и стальной дроби (86%).

Верхняя часть схемы выполнена из плит углеродистой стали толщиной 10 см, облицованных со стороны ЦЗ коррозионно-стойкой листовой сталью 0Х18Н10Т толщиной 5 мм. Балки и короба схемы имеют дыхательные болты М-24 для сообщения засыпки с атмосферой и исключения образования в засыпке гремучего газа.

Рис. 1.11. Металлоконструкция схемы «Г» и плитный настил

Проемы над каналами пусковых и рабочих ионизационных камер имеют съемные плиты. В пространстве между коробами и плитами размещены кабели идущих от сервоприводов КСУЗ, ДКЭ, КД, ПИК, РИК, от термопар расположенных в кладке, опорных и защитных плитах и отсеках МК схемы «Л» и дренажные трубы схемы «Г». Наружные поверхности балок и коробов схемы металлизированы алюмосиликатным покрытием 0,15¸0,25 мм в два слоя.

Металлоконструкция схемы «Г» работает в окружающей среде с относительной влажностью до 80%. Температура балок и коробов достигает до 250 °С, стальных плит до 100 °С, облицовки до 50 °С.

Необходимо для понимания дальнейшего коротко рассказать, что такое атомный реактор вообще и реактор РБМК в частности.

Атомный реактор электростанций – это аппарат для преобразования ядерной энергии в тепловую. Топливом в подавляющем большинстве реакторов служит слабообогащенный уран. В природе химический элемент уран состоит из двух его изотопов: 0,7 % изотоп с атомным весом 235, остальное – изотоп с атомным весом 238. Топливом является только изотоп урана-235. При захвате (поглощении) нейтрона ядром урана-235 оно становиться неустойчивым и по житейским меркам мгновенно распадается на две, в основном неравные, части с выделением большого количества энергии. В каждом акте деления ядра энергии выделяется в миллионы раз больше, чем при сгорании молекулы нефти или газа. В таком большом реакторе, как Чернобыльский, при работе на полной мощности «сгорает» около четырех килограммов урана за сутки.

Выделяемая при каждом делении ядра урана энергия реализуется следующим образом: основная часть – в виде кинетической энергии «осколков» деления, которые в процессе торможения передают её практически всю в твэле реактора и в его конструктивной оболочке. Выход за оболочку сколько-нибудь заметной части осколков недопустим. Если посмотрим на таблицу Менделеева, то увидим, что ядра осколков деления имеют явный избыток нейтронов для того, чтобы быть стабильными. Поэтому в результате цепочк радиационного загрязнения территории при аварии после разрушения и выброса при взрыве твэлов.

После прекращения цепной реакции, при остановке реактора, остаточные тепловыделения от распада продуктов деления ещё длительное время вынуждают охлаждать твэлы.

При каждом делении ядра урана испускается два-три, в среднем около двух с половиной, нейтрона. Их кинетическая энергия поглощается замедлителем, топливом и конструктивными элементами реактора, затем передаётся теплоносителю.

Как раз нейтроны-то и делают возможным осуществлять цепную реакцию деления ядер урана-235. Если один нейтрон от каждого деления вызовет новое деление, то интенсивность реакции сохранится на одном уровне.

Большая часть нейтронов испускается немедленно при делении ядра. Это мгновенные нейтроны. Малая часть, около 0,7 %, через небольшой промежуток времени, через секунды и десятки секунд, – запаздывающие нейтроны. Они позволяют управлять интенсивностью реакции деления урана и регулировать мощность реактора. В противном случае существование энергетических реакторов становилось бы проблематичным – только атоне видим.

Обычно в энергетических реакторах используют не природный, а несколько обогащённый изотопом-235 уран. Но всё-таки большая часть – это уран-238 и потому значительное ккже способный делиться при поглощении тепловых нейтронов, как и уран-235. Свойства плутония как топлива отличаются от урана и при достаточном его накоплении после длительной работы реактора несколько изменяют физику реактора. Выброшенный при аварии плутоний также вносит свою лепту в загрязнение территории. Причём надежды на его распад нет никакой (период полураспада плутония-239 более 24 тыс. лет), только миграция вглубь земли. Присутствуют и другие изотопы плутония. Свойства урана-235:

– делиться при поглощении его ядром теплового (с малой энергией) нейтрона;

– выделять при этом большое количество энергии;

– испускать при делении нейтроны, необходимые для самоподдерживающейся реакции.

Уран-235 является основой создания атомных энергетических реакторов.

Почти все реакторы АЭС работают на тепловых нейтронах, т.е. нейтронах с малой кинетической энергией. Нейтроны после деления урана или плутония претерпевают стадии замедления, диффузии и захвата ядрами топлива и конструктивных материалов. Часть нейтронов вылетает за пределы активной зоны – утечка. Одновременно происходит большое количество делений, и, следовательно, в работающем реакторе всегда в наличии большое количество нейтронов, составляющих нейтронный поток, нейтронное поле. Выгорание ядер топлива происходит медленно, и поэтому в достаточно длительный промежуток времени количество топлива в реакторе можно считать неизменным. Тогда число поглощённых топливом нейтронов, а при этом и число разделившихся ядер и количество получаемой энергии, будет прямо пропорционально нейтронному потоку в активной зоне. Фактически задача операторов сводится к измерению и поддержанию нейтронного потока согласно требованиям по поддержанию мощности.

Если условно разбить нейтроны деления на последовательные поколения (условность в следующем – поскольку деление происходит несогласованно, то это аналогично движению неорганизованной толпы, а не шагам армейской колонны) с количеством нейтронов № 1, № 2 и так далее, то при равенстве числа нейтронов каждого поколения мощность реактора будет постоянной, такой реактор будет называться критичным и коэффициент размножения нейтронов, равный отношению числа нейтронов последующего поколения к предыдущему, равен единице. При коэффициенте размножения больше единицы число нейтронов и мощность непрерывно возрастают – реактор надкритичный. Чем больше коэффициент размножения, тем больше скорость нарастания мощности, причём мощность нарастает со временем не линейно, а по экспоненте. В оперативной работе пользуютсяой точностью представляется равной (К-1). В обычной практике оператор имеет дело с реактором, надкритичность или положительная реактивность которого составляет не более одной десятой процента. При большей реактивности скорость нарастания мощности становится слишком большой, опасной для целостности реактора и обслуживающих систем. Все энергетические реакторы имеют автоматическую АЗ, глушащую реактор при большой скорости увеличения мощности. На реакторе РБМК АЗ срабатывала при скорости возрастания мощности в два раза за время 20 с.

Важнейший момент. При делении ядра урана примерно 0,7 % нейтронов рождаются не при делении, а с некоторым запаздыванием. Они входят в общее число нейтронов данного поколения и тем самым увеличивают время жизни поколения нейтронов. Доля запаздывающих нейтронов обычно обозначается р. Если избыточная (положительная) реактивность достигает (и больше) величины р, то реактор становится критичным только на мгновенных нейтронах, скорость сменяемости поколений которых велика – определяется временем замедления и диффузии нейтронов, и поэтому скорость увеличения мощности очень большая. Защиты в этом случае нет – только разрушение реактора может прервать цепную реакцию. Так было 26 апреля 1986 г. на четвёртом блоке Чернобыльской АЭС. Фактически из-за наработки в активной зоне плутония и различия в свойствах мгновенных и запаздывающих нейтронов в реакторе

Реактор РБМК-1000 – это реактор канального типа, замедлитель нейтронов – графит, теплоноситель – обычная вода. Топливная кассета набирается из 36 твэлов по три с половиной метра длиной. Твэлы с помощью дистанционирующих решёток, закреплённых на центральном несущем стержне, размещаются на двух окружностях: на внутренней 6 штук и на внешней 12 штук.

Каждая кассета состоит из двух ярусов по высоте. Таким образом, активная зона имеет высоту семь метров. Каждый твэл набирается из таблеток UO 2 размещённых в герметичной трубе из сплава циркония с ниобием. В отличие от корпусных реакторов, где все топливные кассеты располагаются в общем корпусе, рассчитанном на полное рабочее давление, в реакторе РБМК каждая кассета размещена в отдельном технологическом канале, представляющем собой трубу диаметром 80 мм.

Активная зона реактора РБМК высотой 7 и диаметром 11,8 м набрана из 1 888 графитовых колонн с центральными отверстиями каждая, куда установлены каналы. Из этого числа 1 661 – технологические каналы с топливными кассетами, остальные – каналы СУЗ, где размещены 211 поглощающих нейтроны стержней и 16 датчиков контроля. Каналы СУЗ равномерно распределены по активной зоне в радиальном и азимутальном направлениях.

Снизу к технологическим каналам подводится теплоноситель – обычная вода под высоким давлением, охлаждающая твэлы. Вода частично испаряется и в виде пароводяной смеси сверху отводится в барабан-сепараторы, где пар отделяется и поступает на турбины. Вода из барабан-сепараторов при помощи ГЦН вновь подаётся на вход в технологические каналы. Пар после отработки в турбинах конденсируется и возвращается в контур теплоносителя. Таким образом, замыкается контур циркуляции воды.

Если принять конструкцию активной зоны заданной, посмотрим куда деваются нейтроны деления. Часть нейтронов уходит за пределы активной зоны и теряется безвозвратно. Часть нейтронов поглощается замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления топливных ядер. Это бесполезная утрата нейтронов. Остальные поглощаются топливом. Для поддержания постоянной мощности количество поглощаемых топливом нейтронов также должно быть неизменным. Следовательно, из испускаемых при каждом делении топливного ядра двух с половиной (в среднем) нейтронов на утечку и захват неделящимися материалами мы можем терять полтора нейтрона. Это будет критичный реактор.

Такой реактор работать не может, хотя бы по следующей причине: при делении урана образуются ядра различных химических элементов и среди них в значительном количестве ксенон с атомным весом 135, обладающий очень большим сечением поглощения нейтронов. При подъёме мощности начинает образовываться ксенон, и реактор заглохнет. Так и было с первым американским реактором. Э. Ферми посчитал сечение захвата нейтронов ядром ксенона и в шутку сказал, что ядро получается величиной с апельсин.

Для компенсации этого и других эффектов топливо в реактор загружают с избытком, что при постоянной утечке нейтронов и поглощении их неделящимися материалами увеличивает долю поглощения топливом. Чтобы не происходило постоянного наращивания мощности такого реактора, в активную зону вводят так называемые органы воздействия на реактивность, содержащие материалы, интенсивно поглощающие нейтроны. Методы компенсации могут быть различные, мы рассмотрим их только на примере РБМК.

В каналах СУЗ размещаются стержни, содержащие сильный поглотитель нейтронов – бор, с помощью которого и поддерживается нужный баланс нейтронов и, следовательно, мощность реактора. При необходимости увеличения мощности часть стержней выводится полностью или частично из активной зоны, в результате чего увеличивается доля нейтронов, поглощаемых топливом, мощность возрастает и стержни по достижении нужного уровня мощности вновь вводятся в активную зону. Как правило, новое положение стержней управления не идентично исходному – это зависит от изменения реактивности активной зоны при изменении мощности – от мощностного коэффициента реактивности. При необходимости уменьшения мощности в активную зону вводят стержни, т.е. вводят отрицательную реактивность, реактор становится подкритичным и мощность начинает уменьшаться. На новом уровне мощность стабилизируется изменением положения стержней. Всё это осуществляется АР. Оператор нажатием кнопки изменяет уровень заданной мощности, а остальное – дело регулятора. Правда, в случае с реактором РБМК это не совсем так, а иногда и совсем не так, – оператор вынужден своим вмешательством корректировать работу регулятора в основном по установлению энерговыделения в той или иной части зоны.

Во вновь построенном реакторе технологические каналы загружаются свежими невыгоревшими топливными кассетами. Если все 1 661 канал загрузить кассетами, то коэффициент размножения будет столь велик, что погасить его имеющимися стержнями управления будет невозможно. Поэтому около 240 технологических каналов вместо топливных кассет загружаются специальными стержнями-поглотителями нейтронов. И ещё несколько сотен поглотителей размещаются в отверстиях центральных несущих стержней топливных кассет. По мере выгорания топлива эти поглотители постепенно извлекаются и заменяются топливными кассетами. При извлечении всех поглотителей поддержание нужной реактивности активной зоны осуществляется заменой наиболее выгоревших кассет свежими. Наступает режим стационарных перегрузок.

В реакторе РБМК топливные кассеты заменяются при работе реактора на мощности специальной разгрузочно-загрузочной машиной. В это время активная зона содержит полностью выгоревшие кассеты, свежие и с промежуточным выгоранием. Вот на этот режим и рассчитано количество стержней управления и защиты.

Каждый стержень СУЗ вносит какую-то реактивность, что зависит от его местоположения в зоне и формы нейтронного поля. В реакторе РБМК реактивность принято измерять в стержнях, эффективность одного стержня условно принята 0,05 %. Как уже пояснялось, скорость увеличения мощности реактора тем больше, чем больше его положительная реактивность. Скорость уменьшения мощности также больше при большей внесённой отрицательной реактивности.

В результате нарушений режима и неисправностей в системах возникает необходимость во избежание повреждений быстро заглушить реактор. Поэтому количество стержней СУЗ всегда должно быть с избытком для приведения реактора в состояние с нужной подкритичностью. Когда реактор находится в критическом состоянии (критическое значит не катастрофическое, а что его коэффициент размножения равен единице и, соответственно, реактивность равна нулю), обязательно должно быть не менее какого-то количества стержней выведено из активной зоны и готово к немедленному вводу в зону для прекращения цепной реакции деления. И чем больше стержней выведено из активной зоны, тем больше уверенности, что реактор при необходимости будет заглушён быстро, с большой подкритичностью. Это верно для всех реакторов, спроектированных согласно требованиям норм и правил безопасности.

Во всех реакторах тем или иным путём часть органов воздействия на реактивность введена в реактор – это необходимо для маневрирования мощностью. К примеру, при вынужденном частичном снижении мощности временно увеличивается количество ксенона (говорят, что реактор отравлен ксеноном), увеличение количества поглотителя нейтронов нужно скомпенсировать выводом из зоны части оперативно извлекаемого поглотителя. Иначе реактор придётся заглушить и ждать распада ксенона.

В реакторе РБМК при работе часть стержней СУЗ находится частично или полностью в активной зоне и подавляет (компенсирует) какую-то избыточную реактивность. Теперь определимся с понятием ОЗР.

Оперативный запас реактивности – это положительная реактивность, которую реактор имел бы при всех извлечённых стержнях СУЗ.

Как и нормальным реакторам, реактору РБМК запас реактивности также необходим для манёвра мощностью. Ещё после аварии в 1975 г. на первом блоке Ленинградской АЭС для РБМК был определён минимальный запас реактивности в 15 стержней исходя из необходимости регулирования энерговыделения в активной зоне. А после чернобыльской аварии была найдена совершённая дикость, абсурд – при малом запасе АЗ не глушит, а разгоняет реактор. Чем меньше запас реактивности, тем более ядерноопасен РБМК?! Знай наших!.. Мы не как другие прочие.

Ещё реакторов с такими свойствами нет. Можно понять, что АЗ не справилась с глушением реактора, но чтобы сама разгоняла реактор – такого и в кошмарном сне не привидится.

Как и ОЗР, в тексте часто будут упоминаться паровой эффект реактивности и мощностной коэффициент реактивности. Уясним понятия.

Пусть реактор работает на какой-то мощности при неизменном расходе теплоносителя. В технологическом канале вода нагревается до кипения и появляется пар. По мере продвижения в канале всё больше воды, отбирающей тепло у твэлов, превращается в пар. Таким образом, в стационарном режиме имеем в пределах активной зоны какое-то количество пара. Теперь увеличим мощность реактора. Количество тепла возрастает и, следовательно, будет в активной зоне больше водяного пара. Каким образом это повлияет на реактивность активной зоны – в сторону уменьшения или увеличения – зависит от соотношения в зоне ядер замедлителя и топлива. Вода также является замедлителем нейтронов, как и графит, и с увеличением количества пара в активной зоне становится меньше воды. Проектанты, видимо, исходя из экономических соображений, выбрали соотношение ядер замедлителя и топлива в РБМК таким, чтобы полная замена воды паром вела к увеличению реактивности на пять-шесть р.

Чем это страшно? К примеру, при разрыве трубы теплоносителя диаметром 800 мм обезвоживание наступает через несколько секунд и тихоходная АЗ не справилась бы с выделившейся реактивностью. Взрыв, как и 26 апреля. Это не всё. При увеличении мощности температура топлива всегда возрастает и это ведёт к уменьшению реактивности. В реакторе РБМК при изменении мощности, в основном, два фактора влияют на реактивность: отрицательный температурный эффект топлива и положительный паровой эффект. Они и составляют быстрый мощностной коэффициент реактивности – изменение реактивности при изменении мощности на один мегаватт (или киловатт). Другие эффекты изменения реактивности в зависимости от мощности: температурный эффект графита и отравление реактора ксеноном, хотя и имеют существенную величину, проявляются с большим запаздыванием и на динамику не влияют. У правильно сконструированного реактора мощностной коэффициент должен быть отрицательным. Это означает, что при каком-либо возмущении возрастает реактивность, с ней начинает увеличиваться мощность, а это ведёт к уменьшению реактивности и мощность стабилизируется, хотя и на более высоком уровне. У реактора РБМК мощностной коэффициент был положительным в большом диапазоне мощностей – в нарушение требований нормативных документов. Это прямо повлияло на возникновение аварии 26 апреля.

РБМК - тепловой одноконтурный энергетический реактор с кипящим водяным теплоносителем в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины. Замедлителем является графит. Эксплуатируются РБМК мощности 1000 и 1500 МВт. По состоянию на 2009 год эксплуатируется 12 энергоблоков с РБМК на четырёх АЭС.

Подвод теплоносителя осуществляется отдельно к каждому каналу, при этом существует возможность регулировать расход воды через канал. В связи особенностями физики реактора тепловая энергия выделяется неравномерно по объему. Проходя по каналу часть воды испаряется, в каналах с максимальной мощностью массовое паросодержание на выходе достигает 20 %, среднее паросодержание на выходе из реактора 14.5 %.

Кипящая вода из реактора пропускается через паросепараторы. Затем насыщенный пар (температура 284 °C) под давлением 65 атм поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего циркуляционные насосы подают воду на вход в реактор. Два паросепаратора РУ РБМК-1000 имеют цилиндрический горизонтальный стальной корпус длиной 30 м и диаметром 2,3 м. Пароводяная смесь со средним содержанием пара около 15 % (по массе) подводится сбоку через подающие патрубки непосредственно от каналов реактора.

Таб. 21 Основные характеристики активной зоны РБМК-1000.

Одним из преимуществ канальных РБМК перед корпусными ВВЭР, является возможность перегрузки выгоревшего топлива без остановки реактора. Загрузка топлива в реактор осуществляется с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ ). При перегрузки канала РЗМ герметично соединяется с верхней часть канала, в ней создается такое же давление, как и в канале, отработанная ТВС извлекается в РЗМ свежая ТВС устанавливается в канал.

В начале эксплуатации реакторов РБМК-1000 использовалось топливо с обогащением 1,8% однако в дальнейшем оказалось целесообразным перейти к топливу с обогащением 2%. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 2,8%.

ТВС и ТВЭЛ реактора РБМК

К ТВЭЛам и ТВС предъявляются высокие требования по надежности в течение всего срока службы. Сложность реализации их усугубляется тем, что длина канала составляет 7000 мм при относительно небольшом его диаметре, и при этом должна быть обеспечена машинная перегрузка кассет как на остановленном, так и на работающем реакторе. Напряженные условия работы ТВС в реакторах РБМК предопределили необходимость проведения большого комплекса предреакторных и реакторных испытаний. Основные параметры, характеризующие условия работы ТВС

В активной зоне реактора РБМК-1000 находится 1693 канала с ТВС, а в РБМК-1500 - 1661 канал. ТВС в процессе эксплуатации в реакторе неподвижны. Регулирование ядерной реакции, поддержания заданной мощности реактора, переход с одного уровня мощности на другой и остановка реактора осуществляются вертикальным перемещением органов регулирование системы управления и защиты в активной зоне.

В реакторах РБМК-1000 и РБМК-1500 применяется два типа ТВС: ТВС рабочая и ТВС рабочая под гамма камеру. ТВС разных типов имеют некоторые конструктивные отличия.

Конструкция ТВС РБМК-1000 и РБМК-1500 с выгорающим поглотителем, и с дистанционирующими решетками из циркониевых сплавов имеет геометрическую стабильность при выгораниях 30 -35 МВт сут/кг урана, обеспечивает высокую безопасность и хорошие экономические показатели активных зон реакторов РБМК. В ТВС РБМК-1000, как правило, используется регенерированное топливо.

В состав ТВС входят два пучка ТВЭЛов, два хвостовика, стержень центральный со штангой (для ТВС рабочей) или труба несущая с центральной полостью для расположения датчиков (для ТВС рабочей под гамма камеру), крепежные и фиксирующие детали.

В ТВС верхний пучок ТВЭЛов соединяется с нижним с помощью стержня центрального со штангой или трубы несущей и крепежных деталей. Общая длина ТВС РБМК составляет 10 м с топливной частью 7 м, в сечении ТВС имеет форму круга диаметром 79 мм, масса ТВС около 185 кг. ТВС РБМК - безчехловая ТВС.

Пучок ТВЭЛов состоит из 18 ТВЭЛов, каркаса с дистанционирующими решетками и 18 обжимных колец, предназначенных для крепления ТВЭЛов в концевой решетке ТВС.

ТВЭЛы - главные функциональные элементы ТВС, одним концом крепятся к концевой решетке, другой конец остается свободным. ТВЭЛы конструктивно представляют собой трубки из сплава циркония, заполненные таблетками спеченного диоксида урана с оксидом эрбия, герметизированные заглушками посредством сварки. Применение ТВЭЛов с оксидом эрбия, интегрированным в топливо, позволило улучшить энергораспределение по реактору, повысить безопасность и технико-экономические характеристики активных зон реакторов РБМК.

Составные части ТВС РБМК-1500 те же, что и ТВС РБМК-1000. Отличие состоит в том, что с целью турбулизации потока теплоносителя и интенсификации теплосъема с ТВЭЛов на верхнем пучке ТВЭЛов дополнительно установлены 18 решеток интенсификаторов теплообмена.

7.3 PWR (Pressurized Water Reactor). Российский аналог (ВВЭР).

PWR - реактор корпусного типа, работающий под высоким давлением водного теплоносителя, некипящий, двухконтурный. PWR самый распространенный тип реактора в мире.

Реактор PWR состоит из корпуса толщиной 150 мм. с внутренним диаметром 5 м, снабженного четырьмя подводящими и четырьмя отводящими патрубками, расположенными в верхней части корпуса на одном уровне. Диаметр патрубков и трубопроводов первого контура 750 мм. Внутренняя поверхность всего первого контура, включая съемную сферическую крышку, плакирована слоем аустенитной нержавеющей стали.

Активная зона набрана из квадратных ТВС, содержащих пучок стержневых ТВЭЛов с диоксидом обогащенного урана. ТВС бесчехловая, она включает в себя наряду с пучком ТВЭЛов и подвижные поглощающие элементы (ПЭЛ).

Перегрузка топлива в реакторах PWR, как и в реакторах ВВЭР, осуществляется при полном сбросе нагрузки и со съемом крышки. Загрузка топлива при каждой частичной перегрузке ведется ТВС с обогащением урана 3,4% в периферийную область активной зоны. Выгрузка отработавших свой ресурс ТВС осуществляется из центральной зоны.

Теплоноситель первого контура находится под давление 150 атм. Температура на выходе из активной зоны реактора 315 ° C, на входе около 275 ° C. Теплоносителя прокачивается вокруг первичного контура мощными насосами, которые могут потреблять до 6 МВт каждая.

Разогретый теплоноситель первого контура поступает в парогенератор, где тепло передается к нижней среднее давление охлаждающей жидкости, которая испаряется с давлением пара. Передача тепла осуществляется через парогенератор, без смешения двух жидкостей, что является желательным, поскольку главная теплоносителя может стать радиоактивными.

Реакторы PWR имеют отрицательный температурный коэффициент реактивности, поэтому в случае аварии и превышения критичности реактора, снижение мощности реактора происходит автоматически.

В СУЗ для поддержания критичности реактора кроме раствора бора и поглощающих стержней используют возможности управления мощностью с помощью контроля отвода тепла. Увеличение температуры в петле первого контура приводит к уменьшению мощности и наоборот. При незапланированном росте мощности оператор может добавить борную кислоту или уменьшить мощность насоса для повышения температуры теплоносителя первого контура.

Преимущества:

• отрицательный мощностный коэффициент реактивности.
• низкая стоимость теплоносителя и замедлителя.
• теплоноситель второго контура не загрязняется РАО.

Недостатки:

• Повышенные требования к прочности корпуса, и конструктивных материалов в связи с высоким давлением в нутрии первого контура.
• Высокая стоимость парогенератора.
• Пароциркониевая реакция с выделением водорода.

Примечание: Самая крупная авария после аварии на ЧАЭС 1986 года (уровень 7 INES), произошла с реактором PWR в 1979 году на АЭС «Три-Майл Айленд» США (уровень 5 INES).

В нашей стране разработаны и успешно эксплуатируются три типа энергетических реакторов:

канальный водографитовый реактор РБМК–1000 (РБМК–1500);

корпусной реактор с водой под давлением ВВЭР–1000 (ВВЭР–440);

реактор на быстрых нейтронах БН–600.

В других странах разработаны и эксплуатируются следующие типы энергетических реакторов:

корпусной реактор с водой под давлением PWR;

корпусной реактор с кипящей водой BWR;

канальный тяжеловодный реактор CANDU;

газо-графитовый корпусной реактор AGR.

Количество твэлов, загружаемых в активную зону реактора достигает 50 000 штук. Для удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и организации охлаждения твэлы всех энергетических реакторов объединены в тепловыделяющие сборки - ТВС. Для надежного охлаждения твэлы в ТВС отделены друг от друга дистанционирующими элементами.

Твэл и твс реакторов рбмк–1000 и рбмк–1500

В активной зоне реакторов РБМК–1000 и РБМК–1500 с шагом квадратной решетки 250 мм расположены 1693 и 1661 технологических канала. В несущей трубе каждого канала располага­ются ТВС. К канальной трубе Ф 80x4 мм из сплаваZr+ 2,5 %Nbв ре-кристаллизованном состоянии диффузионной сваркой с двух сторон крепятся наконечники из стали ОХ18Н10Т, позволяющие плотно подключить каждый канал к коллектору теплоносителя.

Такая конструкция канала позволяет с помощью перегрузочной машины легко осу­ществлять загрузку и перегрузку ТВС, в том числе на работающем реакторе. В канал реактора РБМК-1000 загружается кассе­та, состоящая из двух отдельных ТВС, расположенных одна над другой, связанных в единое целое полым несущим стержнем из сплава Zr+ 2,5 % Nb(ф 15x1,25 мм). В полости несущего стержня в отдельной трубчатой оболочке из циркониевого сплава располагаются датчики конт­роля энерговыделения, либо дополнительные поглотители нейт­ронов, служащие для выравнивания энерговыделения в активной зоне реактора.

Рис.1. ТВС реактора РБМК–1000

Каждая верхняя и нижняя ТВС (рис.1) образованы параллельным пучком стержневых твэлов из 18 штук, расположенных концентрическим окружностям с фиксиро­ванным по радиусу шагом, что создает устойчивый теплосъем в течение всего срока службы твэлов. Фиксация твэлов обеспе­чивается каркасом, образованным несущим центральным стерж­нем и десятью дистанционирующими решетками, равномерно расположенными по высоте каждой ТВС. Дистанционирующие решетки собираются из отдельных фигурных ячеек, сваренных между собой в точках и скрепленных снаружи обо­дом. В каждой ячейке имеются внутренние выступы длиной 0,1 - 0,2 мм: по четыре в ячейках наружного и по пять в ячейках внутреннего ряда твэлов, прочно, с натягом фиксирующие про­пущенные сквозь ячейки твэлы. Это предупреждает радиальные перемещения твэлов в ячейках, которые могут быть возбуждены вибрацией конструкции под действием турбулентного потока теплоносителя. Таким путем исключается возникновение фреттинг-коррозии в местах касания оболочек твэлов с металлом ячеек. Решетки выполнены из нержавеющей аустенитной стали (ведутся работы по замене материала циркониевым сплавом). Дистанционирующие решетки имеют свободу перемещения вмес­те с пучком твэлов несущего стержня, однако поворот решетки относительно оси стержня исключен.

Твэлы одним концом кольцевыми замками, обжимаемыми в вырезы фигурных наконечников, крепятся к несущей решетке. Другие концы твэлов остаются свободными. Несущая решетка (концевая) жестко крепится к осевой половине несущего стержня.

Общий вид твэла представлен на рис.2. Общая длина твэла составляет 3644мм, длина топливного сердечника - 3430 мм.

Материал оболоч­ки и концевых деталей твэлов является сплав Zr+1%Nbв рекристаллизованном состоянии. Диа­метр оболочек 13,6 мм, толщина стенки 0,9мм. Топливом являются таблетки из спеченной двуокиси урана с высотой близкой к их диаметру, имеющие лунки на торцах.

Средняя масса топливного столба составляет 3590 г при минимальной плотности 10,4 г/см 3 .

Разброс диаметрального зазора таблетка - оболочка составляет 0,18-0,36мм. В оболочке топливные таблетки сжаты витой пружиной, расположенной в газосборнике, снижающем давление газообразных продуктов делении. Отношение свободного объема под оболочкой к общему объему при средних геометрических параметрах составляет 0,09.

Рис.2. Твэл реактора РБМК: 1 - заглушка, 2 - топливная таблетка, 3 - оболочка, 4 - пружина, 5 - втулка, 6 - наконечник