Високомощен канален реактор. Канален реактор с голяма мощност РБМК Основни принципи на ремонтната технология

Тази статия, която трябва да даде обща представа за конструкцията и работата на реактора, превърнал се в един от основните за нашата ядрена енергетика днес, служи като обяснителен текст за чертежите, показващи реактора РБМК-1000, и за диаграми, обясняващи работата на машината за разтоварване и товарене (REM) ).
Основният корпус на атомната електроцентрала с реактор РБМК се състои от два енергоблока с електрическа мощност 1000 MW всеки, с общо турбогенераторно помещение и отделни помещения за реакторите. Енергийният блок е реактор с контур за циркулация на охлаждащата течност и спомагателни системи, система от тръбопроводи и оборудване, през които водата от кондензаторите на турбината се насочва към веригата за циркулация на охлаждащата течност, и два турбогенератора с мощност от 500 MW всеки.
Охлаждащата течност е вода, циркулира през две паралелни системи. Всяка система включва два сепараторни барабана, 24 падащи тръби, 4 смукателни и - напорни колектора, - 4 циркулационни помпи, три от които работят, а една е резервна, 22 групови разпределителни колектора, - както и спирателна и контролна арматура .
От колекторите на разпределителната група водата с температура 270°C се разпределя по отделни тръбопроводи с помощта на спирателна и регулираща арматура в технологични канали. Измивайки горивните елементи, той се нагрява до температура на насищане, частично се изпарява и получената паро-водна смес също влиза в сепараторните барабани през отделни тръбопроводи от всеки канал.Тук паро-водната смес се разделя на пара и вода.Отделената вода се смесва с питателна вода и чрез низходящи тръби се изпраща към главните циркулационни помпи Наситена пара с налягане 70 kgf/cm2 се изпраща през осем паропровода към две турбини След като работи в цилиндрите за високо налягане на турбините, парата влиза в междинни сепаратори-прегреватели, където влагата се отделя от нея и се прегрява до температура от 250 ° C , След като премине през цилиндрите с ниско налягане, парата навлиза в кондензаторите.Кондензатът претърпява 100% пречистване на филтри, е загрява се в пет регенеративни нагревателя и постъпва в деаераторите.Оттам водата с температура 165°C се изпомпва обратно в сепараторните барабани.Само за час помпите минават през реактора Те изкарват около 38 хиляди тона вода. Номиналната топлинна мощност на реактора е 3140 MW; на час произвежда 5400 тона пара.
Реакторът е разположен в бетонна шахта с квадратно сечение с размери 21,6 X 21,6 м и дълбочина 25,5 м. Тежестта на реактора се пренася върху бетона с помощта на заварени метални конструкции, които същевременно служат и за биологична защита. Заедно с корпуса те образуват запечатана кухина, пълна със смес от хелий и азот - реакторното пространство, в което се намира графитната купчина. Газът се използва за поддържане на температурата на зидарията.
Горната и долната метални конструкции на реактора са покрити със защитен материал (серпентинитова скала) и запълнени с азот. Резервоарите за вода се използват като странична биологична защита.

Графитният стек е вертикално разположен цилиндър, сглобен от графитни колони с централни отвори за технологични (парогенериращи) канали и канали на системата за управление и защита (те не са показани на диаграмата).
Тъй като приблизително 5% от топлинната енергия се освобождава в графитния модератор по време на работа на реактора, беше предложен оригинален дизайн на твърди контактни пръстени за поддържане на необходимите температурни условия на графитните блокове и подобряване на отвеждането на топлина от графита към охлаждащата течност, протичаща в канали. Разцепените пръстени (високи 20 мм) се поставят по височината на канала близо един до друг по такъв начин, че всеки съседен пръстен да има надежден контакт по цилиндричната повърхност или с тръбата на канала, или с вътрешната повърхност на графитния блок за зидария, както и в краищата с други две халки. Ефективността на предложения дизайн беше тествана чрез експерименти на термична пейка. Експлоатационният опит на енергийните блокове на Ленинградската АЕЦ потвърди възможността и простотата на инсталиране на канал с графитни пръстени в технологичния път и отстраняването му от него.
Технологичният канал е заварена тръбна конструкция, предназначена за монтиране на горивни касети (FA) в нея и организиране на потока на охлаждащата течност.
Горната и долната част на канала са изработени от неръждаема стомана, а централната тръба с диаметър 88 mm и дебелина на стената 4 mm в сърцевината с височина 7 m е изработена от циркониева сплав с ниобий ( 2,5%). Тази сплав е по-малка от стоманата, абсорбира неутрони и има високи механични и корозионни свойства. Създаването на надеждна херметична връзка между централната циркониева част на канала и стоманените тръби се оказа трудна задача, тъй като коефициентите на линейно разширение на свързваните материали се различават приблизително три пъти. Това беше възможно да се реши с помощта на стоманено-циркониеви адаптери, направени чрез дифузионно заваряване.
В технологичния канал е поставена касета с две горивни касети (има 1693 такива канала); Всеки такъв възел се състои от 18 горивни пръта. Горивният елемент е тръба от циркониева сплав с външен диаметър 13,6 mm, дебелина на стената 0,9 mm с две крайни запушалки, вътре в които са поставени пелети от уранов диоксид. Общо в реактора са заредени около 190 тона уран, съдържащ 1,8% изотоп уран-235.

У нас са разработени и успешно работят три вида енергийни реактори:

канален водно-графитен реактор РБМК-1000 (РБМК-1500);

воден реактор под налягане ВВЕР-1000 (ВВЕР-440);

реактор на бързи неутрони BN-600.

В други страни са разработени и експлоатирани следните типове енергийни реактори:

Воден реактор под налягане PWR;

Реактор с кипяща вода под налягане BWR;

канален тежководен реактор CANDU;

газографитен съдов реактор AGR.

Броят на горивните пръти, заредени в активната зона на реактора, достига 50 000 броя. За улесняване на монтажа, презареждането, транспортирането и охлаждането, горивните пръти на всички енергийни реактори са комбинирани в горивни касети - ТВС. За надеждно охлаждане горивните пръти в горивната касета са разделени един от друг чрез дистанционни елементи.

Горивни елементи и горивни касети на реакторите РБМК-1000 и РБМК-1500

В активната зона на реакторите РБМК-1000 и РБМК-1500 с квадратна стъпка на решетката 250 mm има 1693 и 1661 технологични канала. Горивните касети са разположени в носещата тръба на всеки канал. Към канална тръба Е 80x4 мм от Zr+ 2,5% Nb сплав в рекристализирано състояние, накрайници от стомана OKH18N10T са закрепени от двете страни чрез дифузионно заваряване, което позволява плътно свързване на всеки канал към колектора на охлаждащата течност.

Тази конструкция на канала позволява лесно зареждане и презареждане на горивни касети с помощта на машина за презареждане, включително когато реакторът работи. В канала на реактора РБМК-1000 се зарежда касета, състояща се от две отделни горивни касети, разположени една над друга, свързани в едно цяло с кух носещ прът от Zr+ 2,5% Nb сплав ( f 15x1,25 мм). В кухината на опорния прът в отделна тръбна обвивка от циркониева сплав са разположени датчици за следене на енергоотделянето или допълнителни абсорбери на неутрони, които служат за изравняване на енергоотделянето в активната зона на реактора.

Фиг. 1. FA на реактор РБМК-1000

Всяка горна и долна горивна касета (фиг. 1) се формира от паралелен сноп пръти от горивни пръти от 18 броя, разположени в концентрични кръгове с фиксирана радиусна стъпка, което създава стабилно отвеждане на топлината през целия експлоатационен живот на горивните пръти. . Фиксирането на горивните пръти се осигурява от рамка, образувана от поддържащ централен прът и десет дистанционни решетки, равномерно разположени по височината на всяка горивна касета. Дистанционните решетки се сглобяват от отделни оформени клетки, заварени заедно на места и закрепени отвън с ръб. Всяка клетка има вътрешни издатини с дължина 0,1 - 0,2 mm: четири в клетките на външния ред и пет във вътрешния ред горивни пръти, здраво, с напрежение, фиксиращи горивните пръти, преминали през клетките. Това предотвратява радиалните движения на горивните елементи в клетките, които могат да бъдат възбудени от вибрации на конструкцията под въздействието на турбулентния поток на охлаждащата течност. По този начин се елиминира появата на фретинг корозия на местата, където обвивката на горивния елемент се допира до метала на клетките. Решетките са изработени от неръждаема аустенитна стомана (работи се по замяна на материала с циркониева сплав). Дистанционните решетки имат свобода на движение заедно със снопа горивни пръти на опорния прът, но е изключено въртенето на решетката спрямо оста на пръта.

Горивните пръти са прикрепени в единия край към носещата решетка с помощта на пръстеновидни ключалки, гофрирани в изрезите на оформените накрайници. Другите краища на горивните пръти остават свободни. Носещата решетка (край) е здраво закрепена към аксиалната половина на носещия прът.

Общ изглед на горивния прът е показан на фиг. 2. Общата дължина на горивния прът е 3644 мм, дължината на горивната сърцевина е 3430 мм.

Материалът на обвивката и крайните части на горивните пръти е Zr+1% Nb сплав в рекристализирано състояние. Диаметър на корпуса 13,6 мм, дебелина на стената 0,9 мм. Горивото е пелети от синтерован уранов диоксид с височина, близка до диаметъра им и имащи дупки в краищата.

Средната маса на горивния стълб е 3590 g с минимална плътност 10,4 g/cm 3 .

Разстоянието на диаметралната междина между таблетката и обвивката е 0,18-0,36 mm. В обвивката горивните пелети се компресират от навита пружина, разположена в газов колектор, което намалява налягането на газообразните продукти на делене. Съотношението на свободния обем под черупката към общия обем при средни геометрични параметри е 0,09.

Фиг.2. Горивна пръчка на реактор РБМК: 1 - запушалка, 2 - горивна топка, 3 - черупка, 4 - пружина, 5 - втулка, 6 - накрайник

Проекти на канали на урано-графитни реактори на атомни електроцентрали

Горивна част от канала РБМК-1000

(Фиг. 2.31) се състои от две горивни касети, поддържащ централен прът, стебло, прът и връх. Горивната касета е сглобена от 18 пръчковидни горивни пръти с диаметър 13,5x0,9 mm, рамка и крепежни елементи; FA са взаимозаменяеми. Рамката се състои от централна тръба, върху която са фиксирани единият край и десет дистанционни решетки. Дистанционните решетки служат за осигуряване на необходимото
местоположението на горивните елементи в напречното сечение на горивната касета и са монтирани в централната тръба. Закрепването на дистанционните решетки им позволява да се движат по оста на разстояние 3,5 m при термично разширение на горивните елементи. Най-външната дистанционна решетка е монтирана на ключ за увеличаване на твърдостта срещу усукване на гредата.

Дистанционната решетка е структура от пчелна пита и се сглобява от централен, междинен стълб, дванадесет периферни клетки и ръб, свързани помежду си чрез точкова заварка. Джантата е снабдена с дистанционни издатини.

Ориз. 2.31. FA RBMK-1000:
1 - окачване; 2 - адаптер; 3 - опашка; 4 - горивен прът; 5 - носещ прът; 6 - втулка; 7 - връх; 8 - гайка

Централната тръба на горивната касета в края има правоъгълен разрез с половината от диаметъра за свързване на горивните касети една към друга в канала. Това осигурява необходимото центриране на горивните пръти на двата горивни касети и предотвратява тяхното завъртане един спрямо друг.

Горивните елементи са здраво закрепени в крайните решетки на горивния възел (на горната и долната граница на активната зона), а когато реакторът работи, празнината в центъра на сърцевината се избира поради топлинно разширение. Намаляването на разстоянието между горивните пръти в центъра на активната зона намалява топлинния удар и намалява температурата на горивото и структурния материал в зоната на щепсела на горивния прът. Използването на две горивни касети на височината на активната зона позволява всяка касета да работи както в зоната на максимално, така и на минимално отделяне на енергия във височина.

Всички части на горивната касета, с изключение на пръта и дистанционните решетки, са изработени от циркониева сплав. Щангата, която служи за свързване на комплекта с окачването, и дистанционните решетки са изработени от неръждаема стомана X18N10T.

Анализът на топлохидравличните и якостните характеристики на реактора РБМК-ЙОО разкри наличните резерви за увеличаване на мощността на инсталацията. Увеличаването на критичната мощност на технологичния канал, т.е. мощността, при която възниква криза на топлообмен на повърхността на горивните елементи, придружена от неприемливо повишаване на температурата на циркониевата обвивка, се постига чрез въвеждане на усилватели на топлообмена в горивния възел. Използването на интензификаторни решетки с аксиално завихряне на потока на охлаждащата течност позволи да се увеличи капацитетът на технологичния канал RBMK-1000 с 1,5 пъти. Дизайнът на горивната касета RBMK-1500 се различава от конструкцията на горивната касета RBMK-1000 по това, че в горната горивна касета се използват дистанционни усилващи решетки; в противен случай конструкцията на горивната касета няма фундаментални разлики. Поддържането на съпротивлението на циркулационната верига се постига чрез намаляване на потока на охлаждащата течност.

Увеличаването на мощността на горивната касета води до съответно увеличение на линейната мощност на горивните елементи до 550 W/cm. Вътрешният и чуждестранен опит показва, че това ниво на линейна мощност не е границата. В редица американски станции максималните линейни мощности са 570-610 W/cm.

За монтаж и подмяна на корпуса на технологичния канал по време на работа, както и за организиране на надеждно отвеждане на топлината от графитната зидария към канала, в средната му част има пръстени „твърд контакт“ (фиг. 2.32). Разцепените пръстени с височина 20 mm се поставят по височината на канала близо един до друг, така че всеки съседен пръстен да има надежден контакт по цилиндричната повърхност както с тръбата на канала, така и с вътрешната повърхност на графитния зидарски блок, както и като в края един с друг. Минималните допустими празнини канал-пръстен и пръстен-блок се определят от условието, че каналът не е задръстен в зидарията в резултат на радиационно свиване на графит и увеличаване на диаметъра на канала в резултат

пълзене на материала на тръбата. Леко увеличаване на празнините ще доведе до влошаване на отделянето на топлина от графита на зидарията. В горната част на тялото на канала са заварени няколко втулки, предназначени да подобрят отвеждането на топлината от металните конструкции на реактора, за да се осигури радиационна безопасност и да се създаде технологична основа за производството на тялото на канала.

Ориз. 2.32. Монтаж на технологичен канал в графитна зидария:
1- тръба (Zr+2,5% Nb сплав); 2 - външен графитен пръстен; 3 - вътрешен графитен пръстен; 4 - графитна зидария

Както вече беше отбелязано, циркониеви сплави се използват главно за производството на елементи на активната зона на реактора, които се възползват напълно от техните специфични свойства: неутрон

“прозрачност”, устойчивост на топлина, устойчивост на корозия и радиация и др. За производството на други части на реактора се използва по-евтин материал - неръждаема стомана. Комбинацията от тези материали се определя от изискванията за проектиране, както и от икономически съображения по отношение на материалите и технологията. Разликата във физичните, механичните и технологичните свойства на циркониеви сплави и стомани причинява проблема с тяхното свързване.

В индустриалните реактори е известно механично свързване на стомана с циркониеви сплави, например в канадските реактори Pickering-2, -3 и -4, свързването на канални тръби, изработени от циркониева сплав с крайни фитинги, изработени от закалена неръждаема стомана ( Фиг. 2.33) е направен с помощта на валцуване. Въпреки това, такива съединения работят задоволително при температури от 200-250 °C. Съединенията между стомана и цирконий чрез заваряване чрез стопяване (аргонова дъга) и заваряване в твърда фаза са изследвани в чужбина. Заваряването с аргонова дъга се извършва при по-високи температури от заваряването в твърда фаза, което води до образуване на слоеве от крехки интерметални съединения в зоната на съединението, които влияят отрицателно на механичните и корозионните свойства на заваръчния шев. Сред изследваните методи за свързване на циркониеви сплави със стомана в твърда фаза са заваряване с експлозия, коване на съединения, щамповане, заваряване под налягане, пресоване на съединения, съпротивително спояване, заваряване чрез триене и др.

Всички тези връзки обаче не са приложими за тръбите на технологичния канал на реактора RBMK, тъй като всички те са предназначени

да работят при други параметри и не могат да осигурят необходимата плътност и здравина.

Средната циркониева част на канала RBMK, разположена в активната зона на реактора, е свързана с крайните възли от неръждаема стомана чрез специални стоманено-циркониеви адаптери. Стоманено-циркониеви адаптери се произвеждат чрез дифузионно заваряване.

Заваряването се извършва във вакуумна камера в резултат на силно притискане на детайли от циркониева сплав и неръждаема стомана, нагрети до висока температура един срещу друг. След механична обработка се получава адаптер, чийто един край е от циркониева сплав, другият е от неръждаема стомана. За да се намалят напреженията, възникващи във връзка с голяма разлика в коефициентите на линейно разширение на циркониевата сплав (a = 5,6 * 10 -6 1 / ° C) и стомана 0Х18Н10Т (a = 17,2 * 10 -6 1 / ° C), използва се превръзка от биметални горещо пресовани тръби (марка на стомана 0Х18Н10Т + марка стомана 1Х17Н2) (a=11*10 -6 1/°С).

Свързването на адаптера с циркониева тръба с външен диаметър 88 и дебелина на стената 4 mm се осъществява чрез електронно лъчево заваряване. Към заваръчните шевове се прилагат същите изисквания за якост и корозионни свойства като към главната тръба. Разработените режими на електронно лъчево заваряване, методи и режими на механична и термична обработка на заваръчни шевове и термично засегнати зони позволиха да се получат надеждни вакуумно-непроницаеми стоманено-циркониеви заварени съединения.

Втори живот на канални реактори

Догодина се навършват 70 години от пускането в експлоатация на първата канална реакторна централа. Защо технологията днес е лишена от развитие и кой не е съгласен с това? Обяснява и отговаря Алексей Слободчиков, главен конструктор на реакторни инсталации на енергийния канал, директор на отдела на АО НИКИЕТ.

Първо, няколко думи за историята на каналните реактори. Появата им е тясно свързана с възникването на самата ядрена индустрия, както на военно-промишления комплекс, така и на енергийния сектор.

Първият канален реактор е пуснат на 19 юни 1948 г. в района на Челябинск. Разработването на промишлен реактор А беше извършено от главния конструктор Николай Антонович Долежал, а научният проект беше ръководен от Игор Василиевич Курчатов. Разбира се, основната цел на реактора беше да произвежда оръжеен плутоний и първият етап от развитието на индустрията за канални реактори е неразривно свързан с проблемите на отбраната.

Първите реактори са били чисто утилитарни. Те се основават на диаграма на потока и липса на затворен цикъл. В процеса на разработване на оперативни решения стана възможно да се премине към използване на реактора в класическия индустриален смисъл - като част от енергиен комплекс. Реакторът на Сибирската атомна електроцентрала, построен през 1958 г., беше първият, който реализира тази задача. През този период започнаха да се отварят перспективи за използване на ядрената енергия за мирни цели.

В Обнинск е построена първата атомна електроцентрала с канален урано-графитен реактор. По енергийни стандарти реакторът AM имаше ниска мощност - само 5 MW. Но въпреки това неговото създаване, проектиране и експлоатация (до голяма степен в изследователски режим) направи възможно решаването на проблеми, свързани с изследването на материалите и тяхното поведение по време на генерирането на електроенергия от ядрен реактор.

Начална точка
След пускането в експлоатация на атомната електроцентрала в Обнинск, следващият етап е станция Белоярск. Този проект беше смел не само за времето си, но и за реакторостроенето като цяло. В Белоярската АЕЦ беше внедрена технологията за прегряване на ядрена пара, което позволи значително да се повиши ефективността на електроцентралата и да се доближи до тези показатели, които са характерни за електроцентралите с изкопаеми горива. След това, в началото на 1960-1970 г., се появи възможността да започне разработването и изграждането на реактора RBMK-1000.

Пускането на реактора RBMK-1000 стана отправна точка за широкомащабното използване на ядрената енергия в националната икономика. Това беше първият надмилионен блок, който дълго време остана единственият с такъв капацитет.

Първият енергоблок с реактори РБМК е пуснат през декември 1973 г. в Ленинградската атомна електроцентрала. След това през 1970-1980-те години последователно бяха пуснати в експлоатация 17 енергоблока с реактори РБМК.

Днес в Русия работят 11 такива енергоблока на площадките на Ленинградската, Курската и Смоленската атомни електроцентрали. Четири енергоблока са построени в Украйна и още два на територията на Литовската ССР. Мощността на последния е увеличена 1,5 пъти - до 1500 MW (номинална електрическа мощност). Тези енергийни блокове бяха най-мощните по това време и в обозримо бъдеще за руската ядрена индустрия те все още остават границата на мощността на отделен енергоблок.

Биография

Алексей Владимирович СЛОБОДЧИКОВ
роден през 1972 г. Завършва Московския държавен технически университет. Н. Е. Бауман със степен по атомни електроцентрали.

От 1995 г. работи в АД НИКИЕТ. В момента заема длъжността главен конструктор на реакторни инсталации на енергийния канал, директор на отдела.

За приноса си в работата по възстановяването на ресурсните характеристики на реакторите RBMK А. Слободчиков, като част от авторския екип, беше удостоен с наградата на правителството на Руската федерация. Създаването и промишленото внедряване на тази уникална технология, разработена от НИКИЕТ съвместно с водещи предприятия в индустрията, руската наука и промишленост, позволява поддържането на атомни електроцентрали с такива реактори в единната енергийна система на Русия до пускането в експлоатация на заместващи мощности.

За настоящето, миналото и бъдещето на РБМК
Ако говорим за дела на реакторите RBMK в енергийния баланс, тогава тази цифра, в зависимост от годината, варира около 39–41%. Досега продължават да се използват само единици, построени през 1970-те и 1980-те години. Първият от тях е пуснат през 1973 г., а най-младият - третият блок на гара Смоленск - през 1990 г. Като се вземе предвид опитът от експлоатация на уран-графитни реактори, срокът на експлоатация на RBMK е определен на етапа на проектиране - 30 години.

Струва си да направите малка бележка тук. Историята на развитието на целия канален сектор - ако говорим конкретно за реакторите RBMK - е процес на неговото усъвършенстване и модернизация в съответствие с най-новите технологии в даден момент. Например, невъзможно е да се сравни техническото състояние на реактор през 1973 г. (като в Ленинградската атомна електроцентрала) с това, което имаме днес. В продължение на повече от 40 години са настъпили значителни промени в системите за управление, безопасността, самия горивен цикъл и физиката на активната зона.

Аварията в Чернобил се превърна в черна страница в историята на развитието както на канала, така и на световното реакторостроене като цяло. Но след него бяха направени съответните изводи. Сега реакторът RBMK се нарича „реактор от чернобилски тип“, но това не е съвсем правилно определение. Невъзможно е да се сравни това, което е било с това, което имаме днес. Непрекъснатият процес на модернизация, за който говорих, направи възможно в началото на 1990-2000 г. да се повдигне въпросът за удължаване на експлоатационния живот на реакторите до 45 години. Така удълженият срок на експлоатация на първи блок на Ленинградската АЕЦ ще приключи през 2018 г., а експлоатацията на трети блок на станция Смоленск ще приключи през 2035 г.

Относно графитните елементи и прогнозирането на кривината
Има различни видове канални реактори. Например в Канада основата на ядрената енергия са реакторите CANDU с тежка вода. У нас се експлоатират само урано-графитни канални реактори. Графитът е нетривиален материал, свойствата му не са подобни на стоманата или бетона. Изследването на графита като елемент на активната зона започва от първия ден на работа на промишлените устройства.

Още тогава беше ясно, че под въздействието на високи температури и високоенергийни потоци този материал се разгражда. В същото време промените във физичните и механичните свойства на графита и неговата геометрия влияят върху състоянието на ядрото като цяло. Не само съветските учени са изследвали подробно този въпрос. Промените в състоянията на графита също представляваха интерес за нашите американски колеги.

Един от основните проблеми е промяната на геометрията на графитните елементи. Активната зона на реактора RBMK се състои от графитни колони. Всяка колона е с височина 8 метра и се състои от 14 графитни блока - паралелепипеди с височина 600 мм и сечение 250х250 мм. Общо има 2,5 хиляди такива колони.

Самата активна зона е с височина 7 метра, дължината на горивната касета, която се намира в нея също е 7 метра, а общата дължина на горивния модул е ​​16 метра.

Необходимо е да се разбере, че активната зона е едно цяло, следователно промените в един елемент по веригата - като кумулативен ефект - първо се предават на близките области, а впоследствие могат да обхванат цялата геометрия на активната зона. Един от най-негативните фактори при промените в графитните блокове е кривината на колоните и, като следствие, отклоненията на горивните канали и каналите на управляващите пръти.

По време на монтажа всички колони, разбира се, са вертикални, но по време на работа тази вертикалност се губи. Ако се обърнем отново към историята, можем да видим, че за индустриалните устройства и първите урано-графитни реактори този процес започва през първите години на експлоатация. В същото време бяха разбрани механизмите на това явление. По време на разработката на реактора RBMK някои процеси бяха предотвратени чрез конструктивни решения.

Невъзможно е напълно да се отървете от промените. Трудно е да се предвиди появата им. При 45-годишен живот на реактора се предполагаше, че процесът на промяна ще влезе в активна фаза на границата на 43-44 години. Но се оказа, че се натъкнахме на проблем на прага на 40-тата година от експлоатацията. Тоест грешката в прогнозата беше около три години.

През 2011 г. в първия енергоблок на станцията Ленинград бяха регистрирани промени в геометрията: кривина на технологичните канали (в тях са монтирани ядрено гориво - горивни касети), канали на контролни и защитни пръти. Бих искал да обърна внимание на факта, че работата на RBMK изисква постоянно наблюдение на параметрите, които определят безопасността. С помощта на ултразвуков контрол се следи диаметърът на каналите и кривината, целостта и взаимното състояние на елементите, които определят работата при различни (номинални и преходни) режими. Когато по време на планирания мониторинг беше открито началото на процеса на промяна, стана ясно: след като процесът започне, неговата скорост ще бъде доста висока; експлоатацията на реакторна инсталация при такива условия изисква допълнителни решения.

Основни показатели на реакторите РБМК

Намиране на правилните решения
Когато технологичните канали и управляващите пръти са огънати, първо е необходимо да се осигури безусловната работоспособност на задвижващите механизми на системите за управление и защита, както и горивните възли при условия на променяща се геометрия.

Необходимо е също така да се потвърди способността на технологичните канали, работещи при условия на деформация, да поддържат якостни свойства. В първия блок на станция Ленинградская броят на технологичните канали е 1693 и нито един от тях при работа в условия на кривина не е изложен на риск от гледна точка на неговата работа.

Друг важен момент: всички технологични операции, свързани с товаренето и разтоварването на горивните касети, трябва да бъдат осигурени. Отличителна черта, която е и предимство, на реактора РБМК е възможността да работи в условия на продължително претоварване. Конструкцията позволява претоварване по време на работа директно при мощност. Това осигурява гъвкав горивен цикъл, оформяне на сърцевината и увеличено изгаряне. Всъщност това определя икономията: реакторът не работи кампанийно, работи в режим на постоянно претоварване.

През 2011 г. на станцията в Ленинград бяха извършени редица работи, които потвърдиха работоспособността на елементите на реакторната инсталация при условия на отклонение до 100 mm. След това първият енергоблок на Ленинградската АЕЦ беше пуснат в експлоатация за кратко време при засилен контрол на параметрите. Седем месеца по-късно той беше спрян отново за разширен контрол на геометрията: беше записано развитието на процес, свързан с промяна във формата на графитната купчина. Тогава стана ясно, че по-нататъшната работа на реактора е невъзможна. През май 2012 г. първият енергоблок на Ленинградската гара беше спрян.

В същото време беше отбелязано началото на промените във втория енергоблок на Ленинградската АЕЦ и във втория енергоблок на Курската атомна електроцентрала. Установените отклонения показват, че процесът наближава активната фаза.

Беше необходимо решение, което да е приложимо за всички енергоблокове на Ленинградската, Курската и Смоленската атомни електроцентрали с реактори РБМК. Бяха разгледани няколко начина. Възможно е да се използва пасивен метод за контролиране на кривините, но стана очевидно, че процесите на разграждане на графита и, като следствие, промените във формата са свързани с нивото на увреждащи фактори. На първо място, с температура и бърз неутронен поток.

Съответно, пасивните методи за контролиране на този процес могат да бъдат както следва: радикално, до 50%, намаляване на мощността на силовите агрегати, за да се появи значителен ефект; или работата им в сезонен режим. Тоест блокът работи четири месеца, след което седи няколко месеца. Но тези методи бяха подходящи само за тези реактори, където процесът на промяна не беше отишъл далеч.

Второто направление – активно, както го наричахме тогава – е разработването и внедряването на ремонтни технологии. Тяхното периодично използване би позволило по-продължителна експлоатация на реакторната централа.

Защо изобщо говорихме за възможността за ремонт? Отговаряйки на този въпрос, трябва да се върнем към опита на индустриалните устройства, тъй като за тях проблемът с промяната на формата съществува от много десетилетия. Регистрирани са значителни отклонения на канала в реактора на сибирската атомна електроцентрала ЕИ-2. Ако за реактора RBMK отклонението беше 100 mm, то отклоненията на технологичните канали в реактора EI-2 достигнаха 400 mm.

С помощта на различни технологични техники, на примера на промишлени устройства, беше показана възможността за частичен ремонт на графитна зидария. Дори опитът на самия реактор RBMK показа, че графитната купчина е сложен, голям елемент, но до известна степен поправим. На всеки енергоблок с RBMK бяха подменени технологичните канали - това, наред с други неща, се дължи на въздействието върху графитната зидария.

Богатият опит, натрупан в проектантските институти и директно в заводите в областта на ремонтите в ядрото, направи възможно създаването и внедряването на нови технологии за ремонт.

Анализът на технологичните методи, използвани в промишлените устройства, показа, че използването им за реактора RBMK е невъзможно по различни причини. Някои операции са неефективни при условия на RBMK; други са невъзможни от гледна точка на конструктивните характеристики. Инженерите и дизайнерите започнаха да търсят нови решения. Необходима беше технология, която да позволи пряко да се повлияе върху причината за промяна на формата и геометрията на отделен графитен блок, тоест да намали напречния му размер.

Мащабът на проблема изискваше постепенно извеждане от експлоатация на реакторите РБМК. През 2012 г. - първият, през 2013 г. - вторият блок на гара Ленинград; през 2012 г. - вторият блок на гара Курск; През 2012–2014 г. половината от реакторите РБМК трябваше да бъдат изведени от експлоатация – 20–25% от цялото производство на атомна енергия в Русия!

Повечето експерти разбраха, че методите, приложими към промишлените устройства, няма да дадат желания ефект при реакторите поради различни характеристики.

Приходи на АЕЦ с РБМК по години

Кумулативен приход на АЕЦ с РБМК (2014–2035 г.)

Определящо решение
Най-накрая през юни 2012 г. се появи интересно техническо предложение. Месец по-късно, през юли, в Ленинградската АЕЦ се проведе среща под ръководството на Сергей Владиленович Кириенко, в резултат на която беше взето решение за разработване и изпълнение на проект на програма за ремонт.

По това време никой не можеше да даде гаранции за успех. Предложеният технологичен метод беше сложен; На първо място, това се дължи на факта, че цялата работа трябваше да се извършва от роботизирани системи на дълбочина от около 18 метра, в дупка с диаметър 113 mm. Освен това се ремонтира не една конкретна колона, а целият реактор.

Работата по първия енергоблок на Ленинградската гара започна през първите десет дни на януари 2013 г.

Оказва се, че за шест месеца е обмислен целият комплекс от операции. Това беше интензивна и многофакторна работа, в която бяха включени трима алтернативни разработчици на техническия комплекс: АО "НИКИМТ-Атомстрой" и две организации извън "Росатом".

Развитието на техническите средства беше началото на решаването на проблема. Успоредно с това беше извършен цял комплекс от изчислителна, научна и експериментална работа за потвърждаване и изследване на възможностите за работа на всички елементи на активната зона в условия на кривина, в комбинация с влиянието на ремонтната технология.

Преди влизането в реакторното съоръжение, дори и за пробна експлоатация на разработваните устройства, беше необходимо мащабно тестване на технологията. Разбира се, приоритетният принцип беше „не вреди“, защото всяко действие беше необратимо. Следователно беше необходимо да се проверява всяка стъпка в етапа на разработка както на технологията, така и на оборудването.

В Изследователския институт ENITs в Електрогорск, на стенд, създаден по-рано за други тестове, бяха извършени пълномащабни тестове на оборудване както за рязане на графитни колони, така и за прилагане на сила върху елементи от графитна зидария. Особено внимание беше отделено на въпросите за осигуряване на радиационна безопасност. При извършване на механични операции за отстраняване на графит (който е радиоактивен материал) трябва да се има предвид, че той не трябва да влиза в контакт с околната среда.

Всичко това беше щателно тествано в условията на тестовия стенд. Нека подчертая още веднъж: нямахме опит в подобна работа, така че всички подготвителни процеси се извършваха постепенно. Всички технически материали са подложени на щателна проверка от Ростехнадзор. При необходимост бяха направени корекции и допълнения. Едва след всички тези процедури получихме разрешение и започнахме работа на гара Ленинград. Те бяха проведени на няколко етапа: първите девет клетки, един ред, след това три реда, пет реда и едва след това беше взето решение за ефективността на технологията и възможността за нейното приложение за целия апарат.

Технология, каквато е
Основната причина за промяната във формата на графитната зидария е промяна в геометрията на графитния блок. След продължителна употреба графитът навлиза в така наречения етап на „набъбване“: неговите слоеве, най-изложени на температура и флуенс, увеличават плътността си. А външните слоеве на графитния блок продължават да се свиват. Възниква вътрешно напрежение, което води до образуване на пукнатини.

Широчината на вертикална пукнатина в графитен блок се увеличава с времето. Така геометричните размери на графитния блок, първоначално 250х250 мм, се увеличават до 255х257 мм. Тъй като има хиляди графитни блокове в контакт един с друг в зидарията, появата на голям брой пукнатини в тях и увеличаването на геометричните им размери водят до факта, че те започват да се натискат един друг и постепенно да се движат от центъра към периферията, определяйки промените в геометрията.

Появата на кривини също е свързана с неутронния поток, който изглежда като рафт със спад в периферията. Всъщност целият този рафт се държи по същия начин. Има 24 графитни блока в един ред и всеки отблъсква съседа си: да кажем, че първият блок е бутнат с 2 мм, следващият с още 2, всичко това се сумира и резултатът е доста високи стрелки на отклонение по периферията.

Механизмът на този процес беше потвърден по време на измерванията на първия енергоблок на станцията в Ленинград, което направи възможно разработването на технология за ремонт. Отблъскването, свързано с образуването на пукнатини и увеличаването на геометрията, са основните причини за промените във формата на цялата графитна зидария. Оттук и заключението: като мярка за облекчаване е необходимо да се намалят напречните размери на графитния блок.

Цялата технология се основава на факта, че ако отрицателен фактор е увеличаването на размера, то положителен фактор ще бъде неговото намаляване. Тази технология включва, без да спира на междинни етапи, три операции за една клетка, които на пръв поглед изглеждат доста прости. Първо: с помощта на режещ инструмент графитните блокове се изрязват вертикално. Широчината на рязане се променя последователно от 12 до 36 мм - графитният блок се нарязва от двете страни, като "излишното" се отстранява в процеса. Втората операция е събирането на нарязани графитни блокове, които са обработени машинно. Третата операция е възстановяване на дупката.

За възстановяване на геометрията на реактора като цяло се разработва схема, която отчита влиянието на клетките, разположени по периферията, върху центъра и обратно. Това взаимно влияние е определящият фактор при избора на схема за ремонт, което от своя страна влияе върху обема на работата. Така за първия блок на гара Ленинградская обемът на ремонтите през 2013 г. възлиза на 300 клетки от общ брой 1693.

Основни принципи на ремонтната технология

За ремонта се избира дизайнът и геометричното положение на тези клетки, които ще намалят общата кривина, което ще позволи на реактора да продължи да работи.

Наред с разработването на технологията за ремонт и нейното внедряване се извършва цял научен, технически и изчислителен комплекс от мерки за потвърждаване на възможността за работа на всички елементи на реакторната инсталация след завършване на работата и при условия на продължаваща деформация.

Много индустриални предприятия участваха в работата по обосноваване на възможността за експлоатация на реакторната централа след ремонт: NIKIET, VNIIAES, VNIIEF, OKBM im. И. И. Африкантова, ЕНИЦ, НИКИМТ.

Общата координация се осъществява от НИКИЕТ. Той също така е бил главен изпълнител в разработването, проучването и ремонта на енергийния блок на Ленинградската атомна електроцентрала.

Обща задача
При такъв голям брой участници в процеса не е имало проблеми във взаимодействието между тях. Работата в Ленинградската атомна електроцентрала се превърна в един от ярките примери за обща кауза, постигайки резултат, формулиран по следния начин: разработване и внедряване на технология, извършване на ремонти и обосноваване на възможността за по-нататъшна експлоатация, определяне на оптимални условия. При извършване на всички операции бяха взети предвид и по-нататъшното разграждане на графита и последващите промени във формата.

Пускането на първия блок на гара Ленинград се състоя през ноември 2013 г. От момента на вземане на решението до пускането на енергоблока измина малко повече от година. В резултат на това разработихме техническо решение, което ни позволява да възстановим функционалността на графитния стек и да удължим живота на реактора, като повторим подобна операция.

Друга особеност на процедурата за възстановяване на характеристиките на ресурса (така се наричат ​​​​подобни ремонти) е, че е невъзможно да се направи нов реактор от тази операция. Тоест, процесът на оформяне ще продължи: изрязват се ограничен брой клетки, оставяйки клетки, които не могат да бъдат поправени, така че процесът на оформяне и съответно изкривяване ще продължи. Скоростта му се фиксира чрез последователно управление.

Методологията предполага следното: при контролиран процес численото му прогнозиране определя времето за ремонт, честотата на изпълнението му и сервизните интервали между ремонтите. Разбира се, този процес трябва да се повтаря циклично. Към днешна дата възстановяването на ресурсните характеристики на графитната зидария е извършено в два енергоблока на станцията Ленинград: първият и вторият - и на първия етап на станцията Курск (също първият и вторият енергоблок).

От 2013 г. до 2017 г. технологията беше значително модернизирана. Например, намалено е времето за изпълнение на работата, оптимизирани са технологичните операции, значително намалена е себестойността - почти многократно в сравнение с енергоблоковете на Ленинградската АЕЦ. Можем да кажем, че технологията е въведена в промишлена експлоатация.

Общ проект на реактор РБМК-1000

„Сърцето“ на атомната електроцентрала е реактор, в сърцевината на който се поддържа верижна реакция на делене на уранови ядра. RBMK е канален водно-графитен реактор, използващ бавни (топлинни) неутрони. Основният топлоносител в него е водата, а забавителят на неутроните е графитната зидария на реактора. Зидарията е съставена от 2488 вертикални графитни колони, с основа 250х250 мм и вътрешен отвор с диаметър 114 мм. 1661 колони са предназначени за монтаж на горивни канали в тях, 211 - за канали на системата за управление и защита на реактора, а останалите са странични отражатели.
Реакторът е едноконтурен, с кипящ топлоносител в каналите и директно подаване на наситена пара към турбините.

Активна зона, горивни пръти и горивни касети

Горивото в RBMK е уранов диоксид-235 U0 2, степента на обогатяване на горивото според U-235 е 2,0 - 2,4%. Конструктивно горивото се намира в горивни елементи (горивни елементи), които са пръти от циркониева сплав, пълни със синтеровани пелети от уранов диоксид. Височината на горивния елемент е приблизително 3,5 m, диаметър 13,5 mm. Горивните пръти са опаковани в горивни касети (ТВ), съдържащи по 18 горивни пръта. Две горивни касети, свързани последователно, образуват горивна касета, чиято височина е 7 m.
Водата се подава към каналите отдолу, измива горивните пръти и се нагрява, а част от нея се превръща в пара. Получената пароводна смес се отстранява от горната част на канала. За регулиране на водния поток на входа на всеки канал са предвидени спирателни и контролни вентили.
Общият диаметър на активната зона е ~12 м, височината е ~7 м. Съдържа около 200 тона уран-235.

CPS

Контролните пръти са предназначени за регулиране на радиалното поле на освобождаване на енергия (PC), автоматично управление на мощността (AP), бързо спиране на реактора (A3) и управление на височинното поле на освобождаване на енергия (USP), а USP прътите с дължина 3050 мм се отстраняват от ядрото надолу, а всички останали с дължина 5120 мм нагоре.
За наблюдение на разпределението на енергията по височина на активната зона са предвидени 12 канала със седемсекционни детектори, които са монтирани равномерно в централната част на реактора извън мрежата от горивни канали и управляващи пръти. Разпределението на енергията по радиуса на активната зона се следи с помощта на детектори, монтирани в централните тръби на горивната касета в 117 горивни канала. На фугите на графитните колони на зидарията на реактора са предвидени 20 вертикални отвора с диаметър 45 мм, в които са монтирани тризонови термометри за следене на температурата на графита.
Реакторът се управлява от пръчки, равномерно разпределени в реактора, съдържащи елемент, поглъщащ неутрони - бор. Пръчките се движат от отделни сервоприводи в специални канали, чийто дизайн е подобен на технологичните. Пръчките имат собствен контур за водно охлаждане с температура 40-70°C. Използването на пръчки с различни конструкции позволява да се регулира освобождаването на енергия в целия обем на реактора и бързо да се изключи, ако е необходимо.
В RBMK има 24 пръта AZ (аварийна защита). Автоматични щанги - 12 бр. Има 12 локални автоматични контролни пръта, 131 ръчни контролни пръта и 32 скъсени абсорбиращи пръта (USP).


1. Сърцевина 2. Тръбопроводи пара-вода 3. Барабан-сепаратор 4. Главни циркулационни помпи 5. Колектори на разпределителната група 6. Водопроводи 7. Горна биологична защита 8. Машина за разтоварване и товарене 9. Долна биологична защита.

Множествена верига с принудителна циркулация

Това е верига за отвеждане на топлина от активната зона на реактора. Основното движение на водата в него се осигурява от главните циркулационни помпи (MCP). Общо във веригата има 8 главни циркулационни помпи, разделени на 2 групи. Една помпа от всяка група е резервна помпа. Капацитетът на основната циркулационна помпа е 8000 m 3 /h, налягането е 200 m воден стълб, мощността на двигателя е 5,5 MW, типът на помпата е центробежен, входното напрежение е 6000 V.


В допълнение към основната циркулационна помпа има захранващи помпи, кондензни помпи и помпи на системата за безопасност.

Турбина

В турбината работната течност - наситената пара - се разширява и извършва работа. Реакторът РБМК-1000 захранва с пара 2 турбини по 500 MW всяка. От своя страна всяка турбина се състои от един цилиндър с високо налягане и четири цилиндъра с ниско налягане.
На входа на турбината налягането е около 60 атмосфери, на изхода на турбината парата е под налягане под атмосферното. Разширяването на парата води до факта, че площта на потока на канала трябва да се увеличи; за това височината на лопатките, докато парата се движи в турбината, се увеличава от етап на етап. Тъй като парата влиза в турбината наситена, разширявайки се в турбината, тя бързо се овлажнява. Максимално допустимото съдържание на влага в парата обикновено не трябва да надвишава 8-12%, за да се избегне интензивно ерозионно износване на лопатковия апарат от водни капки и намаляване на ефективността.
При достигане на максимална влажност всичката пара се отстранява от цилиндъра за високо налягане и преминава през сепаратор - паронагревател (ПАГ), където се изсушава и нагрява. За нагряване на основната пара до температура на насищане се използва пара от първата екстракция на турбината, за прегряване се използва жива пара (пара от сепараторния барабан), а отоплителната пара се оттича в деаератора.
След сепаратора - паронагревател, парата постъпва в цилиндъра с ниско налягане. Тук, по време на процеса на разширение, парата отново се навлажнява до максимално допустимата влажност и постъпва в кондензатора (К). Желанието да получим възможно най-много работа от всеки килограм пара и по този начин да увеличим ефективността ни принуждава да поддържаме възможно най-дълбокия вакуум в кондензатора. В тази връзка кондензаторът и по-голямата част от цилиндъра за ниско налягане на турбината са под вакуум.
Турбината има седем параизвличания, първият се използва в сепаратора-прегревател за нагряване на основната пара до температура на насищане, вторият извличане се използва за нагряване на вода в деаератора, а извличанията 3 – 7 се използват за нагряване на основния кондензатен поток в съответно PND-5 - PND-1 (нагреватели с ниско налягане).

Касети за гориво

Горивните пръти и горивните касети са предмет на високи изисквания за надеждност през целия им експлоатационен живот. Сложността на изпълнението им се утежнява от факта, че дължината на канала е 7000 мм при сравнително малък диаметър, като в същото време трябва да се осигури машинно претоварване на касетите както при спрян реактор, така и при спрян реактор. бягане.

Параметър Измерение величина Максимална мощност на канала за напрежение kW (топлинна) 3000-3200 Поток на охлаждащата течност през канала при максимална мощност т/ч 29,5-30,5 Максимално масово паросъдържание на изхода на касетите % 19,6 Параметри на охлаждащата течност на входа на касетата налягане kgf/cm 2 79,6 температура °C 265 Параметри на охлаждащата течност на изхода на касетата: налягане kgf/cm 2 75,3 температура °C 289,3 Максимална скорост Госпожица 18,5 Максимална температура: Външната повърхност на черупката, °C 295 Вътрешна повърхност на черупката °C 323

Товаро-разтоварна машина (RZM)

Отличителна черта на RBMK е възможността за презареждане на горивни касети без спиране на реактора при номинална мощност. Всъщност това е рутинна операция и се извършва почти ежедневно.
Монтирането на машината над съответния канал се извършва по координати и прецизно насочване към канала с помощта на оптико-телевизионна система, през която се наблюдава главата на щепсела на канала, или чрез контактна система, в която сигнализира се генерира, когато детекторът докосне страничната повърхност на горната част на канала.
REM има запечатан корпус-костюм, заобиколен от биологична защита (контейнер), оборудван с въртящ се магазин с четири слота за горивни касети и други устройства. Костюмът е оборудван със специални механизми за извършване на претоварваща работа.
При презареждане на гориво костюмът се уплътнява по външната повърхност на щранга на канала и в него се създава водно налягане, равно на налягането на охлаждащата течност в каналите. В това състояние запушалката се освобождава, касетата с отработено гориво с окачване се отстранява, монтира се нова горивна касета и запушалката се запечатва. По време на всички тези операции водата от редкоземния метал навлиза в горната част на канала и, смесвайки се с основната охлаждаща течност, се отстранява от канала през изходящия тръбопровод. По този начин при презареждане на гориво се осигурява непрекъсната циркулация на охлаждащата течност през претоварения канал, докато водата от канала не навлиза в редкоземния метал.