Рбмк-2000, рбмк-3600

РБМК-1500

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]

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)

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.

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.

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)^[11].

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).

Аварии на энергоблоках с РБМК

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, 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

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)
Чернобыль-1	РБМК-1000	остановлен в 1996 году
Чернобыль-2	РБМК-1000	остановлен в 1991 году
Чернобыль-3	РБМК-1000	остановлен в 2000 году
Чернобыль-4	РБМК-1000	разрушен аварией в 1986 году
Чернобыль-5	РБМК-1000	строительство остановлено в 1987 году
Чернобыль-6	РБМК-1000	строительство остановлено в 1987 году
Игналина-1	РБМК-1500	остановлен в 2004 году
Игналина-2	РБМК-1500	остановлен в 2009 году
Игналина-3	РБМК-1500	строительство остановлено в 1988 году
Игналина-4	РБМК-1500	проект отменён в 1988 году
Кострома-1	РБМК-1500	строительство остановлено в 1990 году
Кострома-2	РБМК-1500	строительство остановлено в 1990 году
Курск-1	РБМК-1000	активен
Курск-2	РБМК-1000	активен
Курск-3	РБМК-1000	активен
Курск-4	РБМК-1000	активен
Курск-5	РБМК-1000	строительство остановлено в 2012 году^[20]
Курск-6	РБМК-1000	строительство остановлено в 1993 году
Ленинград-1	РБМК-1000	активен
Ленинград-2	РБМК-1000	активен
Ленинград-3	РБМК-1000	активен
Ленинград-4	РБМК-1000	активен
Смоленск-1	РБМК-1000	активен
Смоленск-2	РБМК-1000	активен
Смоленск-3	РБМК-1000	активен
Смоленск-4	РБМК-1000	строительство остановлено в 1993 году

Дата добавления: 2015-06-04