Réacteur à canal haute puissance. Réacteur à canal haute puissance RBMK Principes de base de la technologie de réparation

Cet article, qui devrait donner une idée générale de la conception et du fonctionnement du réacteur, devenu aujourd'hui l'un des principaux de notre énergie nucléaire, sert de texte explicatif aux dessins représentant le réacteur RBMK-1000, et pour les schémas expliquant le fonctionnement de la machine de déchargement et de chargement (REM) ).
Le bâtiment principal de la centrale nucléaire avec le réacteur RBMK se compose de deux unités de puissance d'une puissance électrique de 1 000 MW chacune, avec une salle commune des turbogénérateurs et des salles séparées pour les réacteurs. L'unité de puissance est un réacteur avec un circuit de circulation de liquide de refroidissement et des systèmes auxiliaires, un système de canalisations et d'équipements à travers lesquels l'eau des condenseurs de turbine est dirigée vers le circuit de circulation de liquide de refroidissement, et deux turbogénérateurs d'une capacité de 500 MW chacun.
Le liquide de refroidissement est de l'eau et circule dans deux systèmes parallèles. Chaque système comprend deux ballons séparateurs, 24 conduites de descente, 4 collecteurs d'aspiration et - de pression, - 4 pompes de circulation dont trois en fonctionnement et une en réserve, 22 collecteurs de distribution groupée, - ainsi que des vannes d'arrêt et de régulation. .
Depuis les collecteurs du groupe de distribution, l'eau à une température de 270°C est distribuée via des canalisations individuelles à l'aide de vannes d'arrêt et de régulation dans les canaux de traitement. En lavant les éléments combustibles, celui-ci est chauffé jusqu'à la température de saturation, s'évapore partiellement et le mélange vapeur-eau résultant pénètre également dans les tambours séparateurs par des canalisations individuelles à partir de chaque canal. Ici, le mélange vapeur-eau est séparé en vapeur et eau. mélangée à l'eau d'alimentation et par des courants descendants. Des tuyaux sont envoyés aux pompes de circulation principales. De la vapeur saturée avec une pression de 70 kgf/cm2 est envoyée à travers huit conduites de vapeur vers deux turbines. Après avoir travaillé dans les cylindres haute pression des turbines, la la vapeur pénètre dans les séparateurs-surchauffeurs intermédiaires, où l'humidité en est séparée et est surchauffée jusqu'à une température de 250 ° C. Après avoir traversé les cylindres basse pression, la vapeur pénètre dans les condenseurs. Le condensat est purifié à 100% sur des filtres, est chauffé Dans cinq réchauffeurs régénératifs et entre dans les dégazeurs. De là, l'eau à une température de 165°C est pompée vers les tambours séparateurs. En seulement une heure, les pompes traversent le réacteur et entraînent environ 38 000 tonnes d'eau. La puissance thermique nominale du réacteur est de 3 140 MW ; par heure, il produit 5 400 tonnes de vapeur.
Le réacteur est situé dans un puits en béton de section carrée mesurant 21,6 X 21,6 m et 25,5 m de profondeur. Le poids du réacteur est transféré au béton à l'aide de structures métalliques soudées, qui servent en même temps de protection biologique. Avec le boîtier, ils forment une cavité étanche remplie d'un mélange d'hélium et d'azote - l'espace du réacteur dans lequel se trouve l'empilement de graphite. Le gaz est utilisé pour maintenir la température de la maçonnerie.
Les structures métalliques supérieure et inférieure du réacteur sont recouvertes d'un matériau protecteur (roche serpentinite) et remplies d'azote. Les réservoirs d'eau sont utilisés comme protection biologique latérale.

La pile de graphite est un cylindre situé verticalement, assemblé à partir de colonnes de graphite avec des trous centraux pour les canaux de processus (génération de vapeur) et les canaux du système de contrôle et de protection (ils ne sont pas représentés dans le schéma).
Étant donné qu'environ 5 % de l'énergie thermique est libérée dans le modérateur en graphite pendant le fonctionnement du réacteur, une conception originale d'anneaux de contact solides a été proposée pour maintenir les conditions de température requises des blocs de graphite et améliorer l'évacuation de la chaleur du graphite vers le liquide de refroidissement circulant dans le modérateur en graphite. chaînes. Des anneaux fendus (20 mm de hauteur) sont placés le long de la hauteur du canal, proches les uns des autres de manière à ce que chaque anneau adjacent ait un contact fiable le long de la surface cylindrique soit avec le tuyau du canal, soit avec la surface intérieure du bloc de maçonnerie en graphite, ainsi qu'aux extrémités avec deux autres anneaux. L'efficacité de la conception proposée a été testée par des expériences sur banc thermique. L'expérience d'exploitation des unités de puissance de la centrale nucléaire de Léningrad a confirmé la possibilité et la simplicité d'installer un canal avec des anneaux en graphite dans le parcours technologique et de l'en retirer.
Un canal technologique est une structure de canalisations soudées conçue pour y installer des assemblages combustibles (FA) et organiser le flux du liquide de refroidissement.
Les parties supérieure et inférieure du canal sont en acier inoxydable et le tuyau central d'un diamètre de 88 mm et d'une épaisseur de paroi de 4 mm à l'intérieur du noyau, qui mesure 7 m de haut, est constitué d'un alliage de zirconium et de niobium ( 2,5 %). Cet alliage est plus petit que l’acier, absorbe les neutrons et possède des propriétés mécaniques et anticorrosion élevées. Créer une connexion hermétique fiable entre la partie centrale en zirconium du canal et les tuyaux en acier s'est avéré être une tâche difficile, car les coefficients de dilatation linéaire des matériaux connectés diffèrent d'environ trois fois. Il a été possible de le résoudre à l'aide d'adaptateurs acier-zirconium fabriqués par soudage par diffusion.
Une cassette avec deux assemblages combustibles est placée dans la filière technologique (il existe 1693 de ces filières) ; Chacun de ces assemblages se compose de 18 barres de combustible. L'élément combustible est un tube en alliage de zirconium d'un diamètre extérieur de 13,6 mm, d'une épaisseur de paroi de 0,9 mm avec deux bouchons d'extrémité, à l'intérieur desquels sont placées des pastilles de dioxyde d'uranium. Au total, environ 190 tonnes d'uranium contenant 1,8 % d'isotope d'uranium 235 sont chargées dans le réacteur.

Trois types de réacteurs de puissance ont été développés et fonctionnent avec succès dans notre pays :

réacteur canal eau-graphite RBMK-1000 (RBMK-1500);

réacteur à cuve sous pression à eau sous pression VVER-1000 (VVER-440);

réacteur à neutrons rapides BN-600.

Les types de réacteurs de puissance suivants ont été développés et exploités dans d'autres pays :

Réacteur à eau sous pression REP ;

Réacteur à eau bouillante sous pression BWR ;

canal réacteur à eau lourde CANDU;

réacteur à cuve gaz-graphite AGR.

Le nombre de barres de combustible chargées dans le cœur du réacteur atteint 50 000 pièces. Pour faciliter l'installation, le rechargement, le transport et le refroidissement, les barres de combustible de tous les réacteurs de puissance sont combinées en assemblages combustibles - FA. Pour un refroidissement fiable, les crayons combustibles d'un assemblage combustible sont séparés les uns des autres par des éléments d'espacement.

Éléments combustibles et assemblages combustibles des réacteurs RBMK-1000 et RBMK-1500

Au cœur des réacteurs RBMK-1000 et RBMK-1500 avec un pas de grille carré de 250 mm, se trouvent 1693 et ​​1661 canaux de procédé. Les assemblages combustibles sont situés dans la conduite de support de chaque canal. Pour canaliser un tuyau F 80x4 mm en alliage Zr+ 2,5% Nb à l'état recristallisé, les pointes en acier OKH18N10T sont fixées des deux côtés par soudage diffusion, permettant de relier étroitement chaque canal au collecteur de liquide de refroidissement.

Cette conception de canal permet de charger et recharger facilement des assemblages combustibles à l'aide d'une machine de rechargement, y compris lorsque le réacteur est en marche. Une cassette est chargée dans le canal du réacteur RBMK-1000, constituée de deux assemblages combustibles distincts, situés l'un au-dessus de l'autre, reliés en un seul tout par une tige de support creuse en alliage Zr+ 2,5% Nb ( F 15x1,25mm). Dans la cavité de la tige de support, dans une coque tubulaire séparée en alliage de zirconium, se trouvent des capteurs de surveillance de la libération d'énergie ou des absorbeurs de neutrons supplémentaires, qui servent à niveler la libération d'énergie dans le cœur du réacteur.

Fig. 1. FA du réacteur RBMK-1000

Chaque assemblage combustible supérieur et inférieur (Fig. 1) est formé d'un faisceau parallèle de crayons de combustible de 18 pièces, disposés en cercles concentriques avec un pas de rayon fixe, ce qui crée une évacuation de chaleur stable pendant toute la durée de vie des crayons de combustible. . La fixation des crayons combustibles est assurée par un cadre formé d'une tige centrale de support et de dix grilles entretoises régulièrement espacées sur la hauteur de chaque assemblage combustible. Les grilles d'espacement sont assemblées à partir de cellules de forme individuelle, soudées ensemble par points et fixées extérieurement avec un rebord. Chaque cellule présente des saillies internes de 0,1 à 0,2 mm de long : quatre dans les cellules de la rangée extérieure et cinq dans les cellules de la rangée intérieure de crayons de combustible, fixant fermement, avec tension, les crayons de combustible passés à travers les cellules. Cela empêche les mouvements radiaux des éléments combustibles dans les cellules, qui peuvent être excités par les vibrations de la structure sous l'influence d'un écoulement turbulent du liquide de refroidissement. De cette manière, l'apparition de corrosion de contact aux endroits où la gaine de l'élément combustible touche le métal des cellules est éliminée. Les grilles sont en acier inoxydable austénitique (des travaux sont en cours pour remplacer le matériau par un alliage de zirconium). Les grilles d'espacement ont une liberté de mouvement avec le faisceau de barres de combustible de barre de support, mais la rotation de la grille par rapport à l'axe de la barre est exclue.

Les crayons combustibles sont fixés à une extrémité à la grille de support à l'aide de verrous à anneaux, sertis dans les découpes des pointes profilées. Les autres extrémités des crayons combustibles restent libres. La grille de support (extrémité) est fixée rigidement à la moitié axiale de la tige de support.

Une vue générale de l'élément combustible est présentée sur la figure 2. La longueur totale du crayon combustible est de 3 644 mm, la longueur du noyau combustible est de 3 430 mm.

Le matériau de la gaine et des extrémités des crayons combustibles est un alliage Zr + 1% Nb à l'état recristallisé. Diamètre de la coque 13,6 mm, épaisseur de paroi 0,9 mm. Le combustible est constitué de pastilles de dioxyde d'uranium fritté d'une hauteur proche de leur diamètre et comportant des trous aux extrémités.

La masse moyenne de la colonne de combustible est de 3 590 g avec une densité minimale de 10,4 g/cm 3 .

L'écart diamétral entre le comprimé et la coque est de 0,18 à 0,36 mm. Dans la coque, les pastilles de combustible sont comprimées par un ressort hélicoïdal situé dans un collecteur de gaz, ce qui réduit la pression des produits de fission gazeux. Le rapport du volume libre sous la coque au volume total aux paramètres géométriques moyens est de 0,09.

Fig.2. Crayon combustible du réacteur RBMK : 1 - bouchon, 2 - pastille de combustible, 3 - coque, 4 - ressort, 5 - douille, 6 - pointe

Conceptions de canaux de réacteurs uranium-graphite de centrales nucléaires

Partie génératrice de carburant du canal RBMK-1000

(Fig. 2.31) se compose de deux assemblages combustibles, d'une tige centrale de support, d'une tige, d'une tige et d'une pointe. L'assemblage combustible est assemblé à partir de 18 crayons combustibles de type crayon d'un diamètre de 13,5x0,9 mm, d'un cadre et de fixations ; Les FA sont interchangeables. Le cadre est constitué d'un tube central sur lequel sont fixées une extrémité et dix grilles d'espacement. Les grilles d'espacement servent à garantir la
emplacement des éléments combustibles dans la section transversale de l'assemblage combustible et sont montés dans le tube central. La fixation des grilles entretoises leur permet de se déplacer le long de l'axe d'une distance de 3,5 m lors de la dilatation thermique des éléments combustibles. La grille d'espacement la plus extérieure est montée sur une clé pour augmenter la rigidité contre la torsion de la poutre.

La grille entretoise est une structure en nid d'abeilles et est assemblée à partir d'une grille centrale, d'un pôle intermédiaire, de douze cellules périphériques et d'un rebord, reliés entre eux par soudage par points. La jante est dotée de saillies d'espacement.

Riz. 2.31. FARBMK-1000 :
1 - suspension ; 2 - adaptateur ; 3 - tige ; 4 - crayon combustible ; 5 - tige de support ; 6 - douille; 7 - pourboire ; 8 - écrou

Le tube central de l'assemblage combustible présente à son extrémité une découpe rectangulaire de la moitié du diamètre permettant de réunir les assemblages combustibles entre eux dans le canal. Ceci assure l'alignement nécessaire des crayons combustibles des deux assemblages combustibles et évite leur rotation l'un par rapport à l'autre.

Les éléments combustibles sont fixés rigidement dans les grilles d'extrémité de l'assemblage combustible (aux limites supérieure et inférieure du cœur), et lorsque le réacteur fonctionne, l'espace au centre du cœur est sélectionné en raison de la dilatation thermique. La réduction de la distance entre les crayons de combustible au centre du cœur réduit la poussée de chaleur et réduit la température du combustible et du matériau structurel dans la zone du bouchon du crayon de combustible. L'utilisation de deux assemblages combustibles à hauteur du cœur permet à chaque assemblage de fonctionner à la fois dans la zone de dégagement d'énergie maximale et minimale en hauteur.

Toutes les pièces de l’assemblage combustible, à l’exception des grilles de crayons et d’espacement, sont en alliage de zirconium. La tige, qui sert à relier l'ensemble à la suspension, et les grilles entretoises sont en acier inoxydable X18N10T.

L'analyse des caractéristiques thermohydrauliques et de résistance du réacteur RBMK-YOO a révélé les réserves disponibles pour augmenter la puissance de l'installation. Une augmentation de la puissance critique du canal de traitement, c'est-à-dire la puissance à laquelle une crise de transfert de chaleur se produit à la surface des éléments combustibles, accompagnée d'une augmentation inacceptable de la température de la gaine en zirconium, a été obtenue grâce à l'introduction d'intensificateurs de transfert de chaleur. dans l'assemblage combustible. L'utilisation de grilles intensificatrices avec tourbillonnement axial du flux de liquide de refroidissement a permis d'augmenter de 1,5 fois la capacité du canal de processus RBMK-1000. La conception de l'assemblage combustible RBMK-1500 diffère de la conception de l'assemblage combustible RBMK-1000 dans la mesure où des grilles multiplicatrices d'espacement sont utilisées dans l'assemblage combustible supérieur ; sinon, la conception de l'assemblage combustible ne présente aucune différence fondamentale. Le maintien de la résistance du circuit de circulation est obtenu en réduisant le débit du liquide de refroidissement.

Une augmentation de la puissance de l'assemblage combustible entraîne une augmentation correspondante de la puissance linéaire des éléments combustibles jusqu'à 550 W/cm. L’expérience nationale et étrangère montre que ce niveau de pouvoir linéaire ne constitue pas une limite. Dans un certain nombre de stations américaines, les puissances linéaires maximales sont de 570 à 610 W/cm.

Pour l'installation et le remplacement du boîtier du canal technologique pendant le fonctionnement, ainsi que pour organiser une évacuation fiable de la chaleur de la maçonnerie en graphite vers le canal, il y a des anneaux « à contact dur » sur sa partie médiane (Fig. 2.32). Des anneaux fendus de 20 mm de hauteur sont placés le long de la hauteur du canal à proximité les uns des autres de manière à ce que chaque anneau adjacent ait un contact fiable le long de la surface cylindrique soit avec le tuyau du canal, soit avec la surface intérieure du bloc de maçonnerie en graphite, ainsi comme à la fin les uns avec les autres. Les écarts minimaux admissibles canal-anneau et bloc annulaire sont déterminés à partir de la condition que le canal ne soit pas coincé dans la maçonnerie en raison du retrait par rayonnement du graphite et d'une augmentation du diamètre du canal en conséquence

fluage du matériau du tuyau. Une légère augmentation des interstices entraînera une détérioration de l'évacuation de la chaleur du graphite de la maçonnerie. Plusieurs bagues sont soudées sur la partie supérieure du corps du canal, destinées à améliorer l'évacuation de la chaleur des structures métalliques du réacteur afin d'assurer la radioprotection et de créer les bases technologiques pour la fabrication du corps du canal.

Riz. 2.32. Pose d'une filière technologique en maçonnerie graphite :
1-tuyau (alliage Zr+2,5% Nb) ; 2 - anneau extérieur en graphite ; 3 - anneau intérieur en graphite ; 4 - maçonnerie en graphite

Comme déjà indiqué, les alliages de zirconium sont principalement utilisés pour la fabrication d'éléments du cœur des réacteurs, qui tirent pleinement parti de leurs propriétés spécifiques : neutrons

« transparence », résistance à la chaleur, résistance à la corrosion et aux radiations, etc. Pour la fabrication d'autres parties du réacteur, un matériau moins cher est utilisé - l'acier inoxydable. La combinaison de ces matériaux est déterminée par les exigences de conception, ainsi que par des considérations économiques concernant les matériaux et la technologie. La différence de propriétés physiques, mécaniques et technologiques des alliages de zirconium et des aciers pose le problème de leur connexion.

Dans les réacteurs industriels, il est connu de relier mécaniquement l'acier avec des alliages de zirconium, par exemple, dans les réacteurs canadiens Pickering-2, -3 et -4, le raccordement de tuyaux de canal en alliage de zirconium avec des embouts en acier inoxydable trempé ( Fig. 2.33) a été réalisé par laminage. Cependant, ces composés fonctionnent de manière satisfaisante à des températures de 200 à 250 °C. Les joints entre l'acier et le zirconium par soudage par fusion (argon-arc) et soudage en phase solide ont été étudiés à l'étranger. Le soudage à l'arc sous argon est effectué à des températures plus élevées que le soudage en phase solide, ce qui conduit à la formation de couches de composés intermétalliques cassants dans la zone de joint, ce qui affecte négativement les propriétés mécaniques et de corrosion de la soudure. Parmi les méthodes étudiées pour assembler les alliages de zirconium avec l'acier en phase solide figurent le soudage par explosion, le forgeage des joints, l'emboutissage, le soudage sous pression, le pressage des joints, le brasage par résistance, le soudage par friction, etc.

Cependant, tous ces raccordements ne sont pas applicables pour les canalisations de la filière process du réacteur RBMK, puisqu'ils sont tous destinés

travailler sous d’autres paramètres et ils ne peuvent pas fournir la densité et la résistance requises.

La partie médiane en zirconium du canal RBMK, située dans le cœur du réacteur, est reliée aux assemblages d'extrémité en acier inoxydable à l'aide d'adaptateurs spéciaux en acier-zirconium. Les adaptateurs acier-zirconium sont produits par soudage par diffusion.

Le soudage est effectué dans une chambre à vide grâce à une forte pression des pièces en alliage de zirconium et en acier inoxydable chauffées à haute température les unes contre les autres. Après traitement mécanique, on obtient un adaptateur dont une extrémité est en alliage de zirconium, l'autre en acier inoxydable. Pour réduire les contraintes apparaissant dans une connexion avec une grande différence dans les coefficients de dilatation linéaire de l'alliage de zirconium (a = 5,6 * 10 -6 1/°C) et de l'acier 0Х18Н10Т (a = 17,2 * 10 -6 1/°C), un bandage constitué de tuyaux bimétalliques pressés à chaud est utilisé (nuance d'acier 0Х18Н10Т + nuance d'acier 1Х17Н2) (a=11*10 -6 1/°С).

Le raccordement de l'adaptateur avec un tuyau en zirconium d'un diamètre extérieur de 88 et d'une épaisseur de paroi de 4 mm est réalisé par soudage par faisceau d'électrons. Les soudures sont soumises aux mêmes exigences de résistance et de propriétés anticorrosion que le tube principal. Les modes développés de soudage par faisceau d'électrons, les méthodes et modes de traitement mécanique et thermique des soudures et des zones affectées thermiquement ont permis d'obtenir des joints soudés acier-zirconium fiables et étanches au vide.

Deuxième vie des réacteurs à canaux

L'année prochaine marquera les 70 ans du lancement de la première centrale à réacteurs à canaux. Pourquoi la technologie est-elle aujourd’hui refusée au développement et qui n’est pas d’accord avec cela ? Alexey Slobodchikov, concepteur en chef des centrales à réacteurs à canaux de puissance, directeur du département de JSC NIKIET, explique et répond.

Tout d’abord, quelques mots sur l’histoire des réacteurs à canaux. Leur apparition est étroitement liée à l’émergence de l’industrie nucléaire elle-même, tant du complexe militaro-industriel que du secteur énergétique.

Le premier réacteur canal a été lancé le 19 juin 1948 dans la région de Tcheliabinsk. Le développement du réacteur industriel A a été réalisé par le concepteur en chef Nikolai Antonovich Dollezhal et le projet scientifique a été dirigé par Igor Vasilyevich Kurchatov. Bien entendu, l’objectif principal du réacteur était de produire du plutonium de qualité militaire, et la première étape du développement de l’industrie des réacteurs à canaux est inextricablement liée aux questions de défense.

Les premiers réacteurs étaient purement utilitaires. Ils reposent sur un organigramme et l’absence de boucle fermée. Dans le processus de développement de solutions opérationnelles, il est devenu possible de passer à l'utilisation du réacteur au sens industriel classique - dans le cadre d'un complexe énergétique. Le réacteur de la centrale nucléaire sibérienne, construit en 1958, a été le premier à réaliser cette tâche. Au cours de cette période, les perspectives d’utilisation de l’énergie nucléaire à des fins pacifiques ont commencé à s’ouvrir.

La première centrale nucléaire dotée d'un réacteur à canal uranium-graphite a été construite à Obninsk. Selon les normes énergétiques, le réacteur AM avait une faible puissance - seulement 5 MW. Mais néanmoins, sa création, sa conception et son exploitation (en grande partie sur un mode recherche) ont permis de résoudre les problématiques liées à l'étude des matériaux et de leur comportement lors de la production d'électricité par un réacteur nucléaire.

Point de départ
Après la mise en service de la centrale nucléaire d'Obninsk, la prochaine étape est la centrale de Beloyarsk. Ce projet était audacieux non seulement pour l’époque, mais aussi pour l’ingénierie des réacteurs en général. À la centrale nucléaire de Beloyarsk, la technologie de surchauffe de la vapeur nucléaire a été mise en œuvre, ce qui a permis d'augmenter considérablement l'efficacité de la centrale et de se rapprocher des indicateurs typiques des centrales électriques à combustibles fossiles. Après cela, au tournant des années 1960-1970, l’opportunité s’est présentée de commencer le développement et la construction du réacteur RBMK-1000.

Le lancement du réacteur RBMK-1000 est devenu le point de départ de l'utilisation à grande échelle de l'énergie nucléaire dans l'économie nationale. Il s’agit du premier bloc dépassant le million, qui est resté longtemps le seul à disposer d’une telle capacité.

La première centrale équipée de réacteurs RBMK a été lancée en décembre 1973 à la centrale nucléaire de Leningrad. Puis, tout au long des années 1970 et 1980, 17 tranches équipées de réacteurs RBMK ont été successivement mises en service.

Aujourd'hui, en Russie, onze centrales de ce type sont en service sur les sites des centrales nucléaires de Leningrad, Koursk et Smolensk. Quatre groupes motopropulseurs ont été construits en Ukraine et deux autres sur le territoire de la RSS de Lituanie. La puissance de cette dernière a été multipliée par 1,5 - jusqu'à 1 500 MW (puissance électrique nominale). Ces centrales étaient les plus puissantes à l'époque et, dans un avenir proche, pour l'industrie nucléaire russe, elles restent encore la limite de la puissance d'une centrale individuelle.

Biographie

Alexeï Vladimirovitch SLOBODCHIKOV
né en 1972. Diplômé de l'Université technique d'État de Moscou. N. E. Bauman titulaire d'un diplôme en centrales nucléaires.

Depuis 1995, il travaille chez JSC NIKIET. Actuellement, il occupe le poste de concepteur en chef des centrales de réacteurs à canaux de puissance, directeur du département.

Pour sa contribution aux travaux de restauration des caractéristiques des ressources des réacteurs RBMK, A. Slobodchikov, en tant que membre de l'équipe d'auteurs, a reçu le Prix du gouvernement de la Fédération de Russie. La création et la mise en œuvre industrielle de cette technologie unique, développée par NIKIET en collaboration avec des entreprises leaders de l'industrie, de la science et de l'industrie russes, permettent de maintenir les centrales nucléaires dotées de tels réacteurs dans le système énergétique unifié de la Russie jusqu'à la mise en service des capacités de remplacement.

À propos du présent, du passé et du futur de RBMK
Si l'on parle de la part des réacteurs RBMK dans le bilan énergétique, alors ce chiffre, selon les années, fluctue autour de 39 à 41 %. Jusqu'à présent, seules les unités construites dans les années 1970 et 1980 continuent d'être utilisées. Le premier d'entre eux a été lancé en 1973 et le plus jeune - le troisième bloc de la gare de Smolensk - en 1990. Compte tenu de l'expérience d'exploitation des réacteurs uranium-graphite, la durée de vie du RBMK a été déterminée au stade de la conception - 30 ans.

Cela vaut la peine de faire une petite note ici. L'histoire du développement de l'ensemble du secteur des canaux - en parlant spécifiquement des réacteurs RBMK - est un processus d'amélioration et de modernisation conformément aux dernières technologies à un moment donné. Par exemple, il est impossible de comparer l’état technique d’un réacteur en 1973 (comme celui de la centrale nucléaire de Léningrad) avec celui d’aujourd’hui. En plus de 40 ans, des changements importants sont survenus dans les systèmes de contrôle, la sécurité, le cycle du combustible lui-même et la physique du cœur.

L'accident de Tchernobyl est devenu une page noire dans l'histoire du développement de la construction de réacteurs en canal et dans le monde en général. Mais après cela, des conclusions appropriées ont été tirées. Aujourd’hui, le réacteur RBMK est appelé « réacteur de type Tchernobyl », mais ce n’est pas une définition tout à fait correcte. Il est impossible de comparer ce qui était avec ce que nous avons aujourd’hui. Le processus de modernisation continue dont j’ai parlé a permis, au tournant des années 1990-2000, de poser la question de l’allongement de la durée de vie des réacteurs à 45 ans. Ainsi, la durée de vie prolongée de la première tranche de la centrale nucléaire de Léningrad prendra fin en 2018 et l'exploitation de la troisième tranche de la centrale de Smolensk prendra fin en 2035.

À propos des éléments en graphite et de la prédiction de courbure
Il existe différents types de réacteurs à canaux. Par exemple, au Canada, la base de l'énergie nucléaire est constituée de réacteurs CANDU à eau lourde. Dans notre pays, seuls les réacteurs à canal uranium-graphite sont exploités. Le graphite est un matériau non trivial ; ses propriétés ne sont pas similaires à celles de l'acier ou du béton. L'étude du graphite en tant qu'élément de la zone active a commencé dès le premier jour de fonctionnement des appareils industriels.

Déjà à cette époque, il était clair que sous l'influence de températures élevées et de flux d'énergie élevés, ce matériau était sujet à une dégradation. Dans le même temps, les modifications des propriétés physiques et mécaniques du graphite et de sa géométrie affectent l'état du noyau dans son ensemble. Les scientifiques soviétiques ne sont pas les seuls à avoir étudié cette question en détail. L’évolution des états du graphite a également intéressé nos confrères américains.

L'un des principaux problèmes consiste à modifier la géométrie des éléments en graphite. Le cœur du réacteur RBMK est constitué de colonnes en graphite. Chaque colonne mesure 8 mètres de haut et est constituée de 14 blocs de graphite - des parallélépipèdes d'une hauteur de 600 mm et d'une section de 250x250 mm. Il existe au total 2,5 mille colonnes de ce type.

Le noyau lui-même a une hauteur de 7 mètres, la longueur de l'assemblage combustible qui s'y trouve est également de 7 mètres et la longueur totale du module combustible est de 16 mètres.

Il est nécessaire de comprendre que la zone active est un tout, donc les changements dans un élément le long de la chaîne - en tant qu'effet cumulatif - sont d'abord transmis aux zones voisines, et peuvent ensuite couvrir toute la géométrie de la zone active. L'un des facteurs les plus négatifs dans les modifications des blocs de graphite est la courbure des colonnes et, par conséquent, les déflexions des canaux de combustible et des canaux des barres de commande.

Lors de l'installation, toutes les colonnes sont bien entendu verticales, mais pendant le fonctionnement, cette verticalité est perdue. Si nous revenons à l'histoire, nous pouvons constater que pour les appareils industriels et les premiers réacteurs uranium-graphite, ce processus a commencé dès les premières années d'exploitation. Parallèlement, les mécanismes de ce phénomène ont été compris. Lors du développement du réacteur RBMK, certains processus ont été empêchés par des solutions de conception.

Il est impossible de se débarrasser complètement des changements. Il est difficile de prédire leur apparition. Avec une durée de vie du réacteur de 45 ans, on supposait que le processus de changement entrerait dans une phase active au tournant de 43-44. Mais il s’est avéré que nous avons rencontré un problème au tournant de la 40e année d’exploitation. Autrement dit, l’erreur de prévision était d’environ trois ans.

En 2011, sur la première unité de puissance de la centrale de Léningrad, des changements de géométrie ont été enregistrés : courbure des canaux de traitement (combustible nucléaire - des assemblages combustibles y sont installés), canaux de commande et barres de protection. Je voudrais attirer votre attention sur le fait que le fonctionnement du RBMK nécessite une surveillance constante des paramètres qui déterminent la sécurité. À l'aide de tests par ultrasons, le diamètre des canaux ainsi que la courbure, l'intégrité et l'état mutuel des éléments sont surveillés, ce qui détermine les performances dans divers modes (à la fois nominaux et transitoires). Lorsque, lors du suivi planifié, le début du processus de changement a été découvert, il est devenu clair : une fois le processus lancé, sa vitesse sera assez élevée ; l’exploitation d’une centrale nucléaire dans de telles conditions nécessite des solutions supplémentaires.

Principaux indicateurs des réacteurs RBMK

Trouver les bonnes solutions
Lorsque les canaux de traitement et les barres de commande sont pliés, il est d'abord nécessaire de garantir le fonctionnement inconditionnel des actionneurs des systèmes de contrôle et de protection, ainsi que des assemblages combustibles dans des conditions de géométrie changeante.

Il est également nécessaire de confirmer la capacité des filières technologiques fonctionnant dans des conditions de déflexion à conserver leurs propriétés de résistance. Dans le premier bloc de la station Leningradskaya, le nombre de chaînes technologiques est de 1 693, et aucune d'entre elles, lorsqu'elle fonctionne dans des conditions de courbure, ne présente de risque du point de vue de ses performances.

Autre point important : toutes les opérations technologiques liées au chargement et au déchargement des assemblages combustibles doivent être assurées. Une particularité, qui constitue également un avantage, du réacteur RBMK est sa capacité à le faire fonctionner dans des conditions de surcharge continue. La conception permet une surcharge pendant le fonctionnement directement à la puissance. Cela permet d’obtenir un cycle du combustible flexible, une mise en forme du cœur et une combustion accrue. En fait, cela détermine l'économie : le réacteur ne fonctionne pas en campagne, il fonctionne en mode surcharge constante.

En 2011, plusieurs travaux ont été réalisés à la centrale de Léningrad, confirmant le fonctionnement des éléments de la centrale nucléaire dans des conditions de déflexion allant jusqu'à 100 mm. Après cela, la première unité de puissance de la centrale nucléaire de Léningrad a été mise en service pendant une courte période sous un contrôle renforcé des paramètres. Sept mois plus tard, il est de nouveau arrêté pour un contrôle étendu de la géométrie : le développement d'un procédé associé à une modification de la forme de l'empilement de graphite est enregistré. Il est alors devenu évident que la poursuite du fonctionnement du réacteur était impossible. En mai 2012, la première unité de puissance de la centrale de Léningrad a été arrêtée.

Dans le même temps, le début des changements a été enregistré dans la deuxième tranche de la centrale nucléaire de Léningrad et dans la deuxième tranche de la centrale nucléaire de Koursk. Les déviations identifiées indiquaient que le processus approchait de la phase active.

Il fallait une solution applicable à toutes les unités de puissance des centrales nucléaires de Leningrad, Koursk et Smolensk équipées de réacteurs RBMK. Plusieurs pistes ont été envisagées. Il était possible d'utiliser une méthode passive de contrôle des courbures, mais il est devenu évident que les processus de dégradation du graphite et, par conséquent, les changements de forme sont associés au niveau de facteurs dommageables. Tout d’abord, avec la température et le flux de neutrons rapides.

Ainsi, les méthodes passives de contrôle de ce processus pourraient être les suivantes : une réduction radicale, jusqu'à 50 %, de la puissance des groupes motopropulseurs pour qu'un effet significatif apparaisse ; ou leur fonctionnement en mode saisonnier. C'est-à-dire que l'unité fonctionne pendant quatre mois, puis reste en place pendant plusieurs mois. Mais ces méthodes ne convenaient qu'aux réacteurs où le processus de changement n'était pas encore très avancé.

La deuxième direction - active, comme nous l'appelions alors - est le développement et la mise en œuvre de technologies de réparation. Leur utilisation périodique permettrait de faire fonctionner la centrale nucléaire plus longtemps.

Pourquoi avons-nous même parlé de la possibilité d'une réparation ? Pour répondre à cette question, nous devons revenir à l'expérience des dispositifs industriels, car pour eux le problème du changement de forme existe depuis de nombreuses décennies. Des déviations de canal importantes ont été enregistrées dans le réacteur de la centrale nucléaire sibérienne EI-2. Si pour le réacteur RBMK la déflexion était de 100 mm, alors les déflexions des canaux de traitement dans le réacteur EI-2 atteignaient 400 mm.

À l'aide de diverses techniques technologiques, en prenant l'exemple d'appareils industriels, la possibilité d'une réparation partielle de la maçonnerie en graphite a été démontrée. Même l'expérience du réacteur RBMK lui-même a indiqué que la pile de graphite est un élément complexe et volumineux, mais réparable dans une certaine mesure. Sur chaque unité de puissance équipée de RBMK, des canaux technologiques ont été remplacés - ceci, entre autres, en raison de l'impact sur la maçonnerie en graphite.

La vaste expérience accumulée dans les instituts de conception et directement dans les usines dans le domaine de la réparation du noyau a permis de créer et de mettre en œuvre de nouvelles technologies de réparation.

Une analyse des méthodes technologiques utilisées sur les appareils industriels a montré que leur utilisation pour le réacteur RBMK est impossible pour diverses raisons. Certaines opérations sont inefficaces dans les conditions RBMK ; d'autres sont impossibles du point de vue des caractéristiques de conception. Les ingénieurs et les concepteurs ont commencé à rechercher de nouvelles solutions. Il fallait une technologie qui permettrait d'influencer directement la cause du changement de forme et du changement de géométrie d'un bloc de graphite individuel, c'est-à-dire qu'elle réduirait sa taille transversale.

L'ampleur du problème a nécessité le déclassement progressif des réacteurs RBMK. En 2012 - le premier, en 2013 - le deuxième bloc de la gare de Léningrad ; en 2012 - le deuxième bloc de la gare de Koursk ; Entre 2012 et 2014, la moitié des réacteurs RBMK devaient être démantelés – soit 20 à 25 % de toute la production d’énergie nucléaire en Russie !

La plupart des experts ont compris que les méthodes applicables aux appareils industriels ne donneraient pas l'effet souhaité dans le cas des réacteurs en raison de diverses caractéristiques.

Revenus des centrales nucléaires avec RBMK par année

Revenus cumulés des centrales nucléaires avec RBMK (2014-2035)

Décision déterminante
Finalement, en juin 2012, une proposition technique intéressante est apparue. Un mois plus tard, en juillet, une réunion s'est tenue à la centrale nucléaire de Leningrad sous la direction de Sergei Vladilenovich Kiriyenko, à la suite de laquelle il a été décidé d'élaborer et de mettre en œuvre un projet de programme de réparation.

A cette époque, personne ne pouvait garantir le succès. La méthode technologique proposée était complexe ; Tout d'abord, cela était dû au fait que tous les travaux devaient être effectués par des systèmes robotisés à une profondeur d'environ 18 mètres, dans un trou d'un diamètre de 113 mm. De plus, les réparations n'ont pas été effectuées sur une colonne spécifique, mais sur l'ensemble du réacteur.

Les travaux sur la première unité de puissance de la centrale de Léningrad ont débuté au cours des dix premiers jours de janvier 2013.

Il s'avère qu'en six mois, l'ensemble des opérations a été pensé. Il s'agissait d'un travail intense et multifactoriel, dans lequel trois développeurs alternatifs du complexe technique ont été impliqués : JSC NIKIMT-Atomstroy et deux organisations extérieures à Rosatom.

Le développement des moyens techniques a été le début de la résolution du problème. En parallèle, tout un ensemble de travaux informatiques, scientifiques et expérimentaux ont été réalisés pour confirmer et étudier les possibilités de fonctionnement de tous les éléments du noyau dans des conditions de courbure, en combinaison avec l'influence de la technologie de réparation.

Avant d'entrer dans l'installation du réacteur, même pour tester les dispositifs en cours de développement, des tests technologiques à grande échelle étaient nécessaires. Bien entendu, le principe prioritaire était « ne pas nuire », car toute action était irréversible. Il était donc nécessaire de vérifier chaque étape du développement de la technologie et de l’équipement.

À l'Institut de recherche ENITs, à Elektrogorsk, sur un stand créé précédemment pour d'autres tests, des tests à grande échelle d'équipements destinés à la fois à la coupe de colonnes en graphite et à l'application d'une force sur des éléments de maçonnerie en graphite ont été effectués. Une attention particulière a été accordée aux questions liées à la sécurité radiologique. Lors de toute opération mécanique visant à éliminer le graphite (qui est une matière radioactive), il faut tenir compte du fait qu'il ne doit pas entrer en contact avec l'environnement.

Tout cela a été minutieusement testé dans les conditions du banc d’essai. Permettez-moi de souligner encore une fois : nous n'avions aucune expérience dans un tel travail, donc tous les processus préparatoires ont été réalisés progressivement. Tous les matériaux techniques ont été soumis à un examen approfondi par Rostechnadzor. Si nécessaire, des ajustements ont été apportés et des ajouts ont été effectués. Ce n'est qu'après toutes ces procédures que nous avons reçu l'autorisation et commencé à travailler à la gare de Léningrad. Elles ont été réalisées en plusieurs étapes : les neuf premières cellules, une rangée, puis trois rangées, cinq rangées, et seulement après cela, une décision a été prise quant à l'efficacité de la technologie et à la possibilité de son application à l'ensemble de l'appareil.

La technologie telle qu'elle est
La cause fondamentale du changement de forme de la maçonnerie en graphite est un changement dans la géométrie du bloc de graphite. Après une utilisation prolongée, le graphite entre dans la phase dite de « gonflement » : ses couches, les plus exposées à la température et à la fluence, augmentent la densité. Et les couches externes du bloc de graphite continuent de rétrécir. Des contraintes internes apparaissent, entraînant la formation de fissures.

La largeur d'une fissure verticale dans un bloc de graphite augmente avec le temps. Ainsi, les dimensions géométriques du bloc de graphite, initialement 250x250 mm, passent à 255x257 mm. Comme il existe des milliers de blocs de graphite en contact les uns avec les autres, l'apparition d'un grand nombre de fissures et une augmentation de leurs dimensions géométriques conduisent au fait qu'ils commencent à se pousser et à se déplacer progressivement du centre vers la périphérie. , déterminant les changements de géométrie.

L’apparition de courbures est également associée au flux de neutrons, qui ressemble à un plateau avec un déclin en périphérie. En fait, toute cette étagère se comporte de la même manière. Il y a 24 blocs de graphite sur une rangée, et chacun repousse son voisin : disons le premier bloc poussé de 2 mm, le suivant de 2 autres, tout cela s'additionne, et le résultat est des flèches de déviation assez élevées en périphérie.

La mécanique de ce procédé a été confirmée lors des mesures de la première unité de puissance de la centrale de Léningrad, qui ont permis de développer une technologie de réparation. La répulsion associée à la formation de fissures et à une augmentation de la géométrie sont à l'origine des changements de forme de l'ensemble de la maçonnerie en graphite. D'où la conclusion : par mesure d'allègement, il est nécessaire de réduire les dimensions transversales du bloc de graphite.

Toute la technologie est basée sur le fait que si un facteur négatif est une augmentation de la taille, alors un facteur positif sera sa réduction. Cette technologie comprend, sans s'arrêter aux étapes intermédiaires, trois opérations pour une cellule, qui semblent à première vue assez simples. Premièrement : à l'aide d'un outil de coupe, des blocs de graphite sont découpés verticalement. La largeur de coupe change séquentiellement de 12 à 36 mm - le bloc de graphite est coupé des deux côtés et « l'excédent » est éliminé au cours du processus. La deuxième opération est le rapprochement des blocs de graphite coupés et usinés. La troisième opération consiste à restaurer le trou.

Pour restituer la géométrie du réacteur dans son ensemble, un schéma est en cours d'élaboration qui prend en compte l'influence des cellules situées en périphérie sur le centre, et vice versa. Cette influence mutuelle est le facteur déterminant lors du choix d’un plan de réparation, qui à son tour affecte la quantité de travail. Ainsi, pour le premier bloc de la gare de Leningradskaya, le volume des réparations en 2013 s'est élevé à 300 cellules sur un nombre total de 1 693.

Principes de base de la technologie de réparation

Pour les réparations, la conception et la position géométrique de ces cellules sont sélectionnées de manière à réduire la courbure globale, ce qui permettra au réacteur de continuer à fonctionner.

Parallèlement au développement de la technologie de réparation et à sa mise en œuvre, tout un ensemble de mesures scientifiques, techniques et informatiques sont mises en œuvre pour confirmer la possibilité de faire fonctionner tous les éléments de la centrale nucléaire une fois les travaux terminés et dans des conditions de déformation continue.

De nombreuses entreprises industrielles ont participé aux travaux visant à justifier la possibilité d'exploiter la centrale nucléaire après réparation : NIKIET, VNIIAES, VNIIEF, OKBM im. I. I. Afrikantova, ENIT, NIKIMT.

La coordination générale a été assurée par NIKIET. Il a également servi comme entrepreneur général dans le développement, l'étude de faisabilité et la réparation de la centrale nucléaire de Leningrad.

Tâche générale
Avec un si grand nombre de participants au processus, il n’y a eu aucun problème d’interaction entre eux. Les travaux à la centrale nucléaire de Léningrad sont devenus l'un des exemples frappants d'une cause commune, atteignant un résultat formulé comme suit : développer et mettre en œuvre la technologie, effectuer les réparations et justifier la possibilité d'une exploitation ultérieure, déterminer les conditions optimales. Lors de l'exécution de toutes les opérations, la dégradation ultérieure du graphite et les changements de forme ultérieurs ont également été pris en compte.

Le lancement du premier bloc de la gare de Léningrad a eu lieu en novembre 2013. Un peu plus d'un an s'est écoulé entre le moment où la décision a été prise et le démarrage de l'unité de puissance. Nous avons ainsi développé une solution technique qui permet de restaurer la fonctionnalité de l'empilement de graphite et de prolonger la durée de vie du réacteur en répétant une opération similaire.

Une autre caractéristique de la procédure de restauration des caractéristiques des ressources (c'est ainsi qu'on appelle ces réparations) est qu'il est impossible de réaliser un nouveau réacteur à partir de cette opération. Autrement dit, le processus de mise en forme se poursuivra : un nombre limité de cellules sont coupées, laissant des cellules qui ne peuvent pas être réparées, de sorte que le processus de mise en forme et, par conséquent, de courbure se poursuivront. Sa vitesse est fixée par contrôle séquentiel.

La méthodologie implique ce qui suit : avec un processus contrôlé, sa prévision numérique détermine le temps de réparation, la fréquence de sa mise en œuvre et les intervalles d'entretien entre les réparations. Bien entendu, ce processus doit être répété de manière cyclique. À ce jour, la restauration des caractéristiques des ressources de la maçonnerie en graphite a été réalisée dans deux unités de puissance de la centrale de Leningrad : la première et la deuxième - et au premier étage de la centrale de Koursk (également les première et deuxième unités de puissance).

De 2013 à 2017, la technologie a été considérablement modernisée. Par exemple, le temps nécessaire pour terminer les travaux a été réduit, les opérations technologiques ont été optimisées et le coût a été considérablement réduit - presque plusieurs fois par rapport aux unités de puissance de la centrale nucléaire de Léningrad. On peut dire que la technologie a été introduite dans l'exploitation industrielle.

Conception générale du réacteur RBMK-1000

Le « cœur » d'une centrale nucléaire est un réacteur, au cœur duquel est entretenue une réaction en chaîne de fission des noyaux d'uranium. RBMK est un réacteur à canal eau-graphite utilisant des neutrons lents (thermiques). Le principal liquide de refroidissement qu'il contient est l'eau et le modérateur de neutrons est la maçonnerie en graphite du réacteur. La maçonnerie est composée de 2488 colonnes verticales en graphite, avec une base de 250x250 mm et un trou intérieur d'un diamètre de 114 mm. 1661 colonnes sont destinées à l'installation de canaux de combustible, 211 - aux canaux du système de contrôle et de protection du réacteur, et le reste sont des réflecteurs latéraux.
Le réacteur est à circuit unique, avec liquide de refroidissement bouillant dans les canaux et alimentation directe en vapeur saturée des turbines.

Noyau, crayons de combustible et cassettes de combustible

Le combustible du RBMK est du dioxyde d'uranium 235 U0 2, le degré d'enrichissement du combustible selon l'U-235 est de 2,0 à 2,4 %. Structurellement, le combustible se trouve dans des éléments combustibles (éléments combustibles), qui sont des tiges en alliage de zirconium remplies de pastilles de dioxyde d'uranium frittées. La hauteur de l'élément combustible est d'environ 3,5 m, diamètre 13,5 mm. Les crayons combustibles sont conditionnés dans des assemblages combustibles (FA), contenant chacun 18 crayons combustibles. Deux assemblages combustibles connectés en série forment une cassette combustible dont la hauteur est de 7 m.
L'eau est fournie aux canaux par le bas, lave les barres de combustible et se réchauffe, et une partie se transforme en vapeur. Le mélange vapeur-eau résultant est évacué de la partie supérieure du canal. Pour réguler le débit d'eau, des vannes d'arrêt et de régulation sont prévues à l'entrée de chaque canal.
Au total, le diamètre du noyau est d'environ 12 m, la hauteur est d'environ 7 m et contient environ 200 tonnes d'uranium 235.

CPS

Les barres de commande sont conçues pour réguler le champ radial de libération d'énergie (PC), le contrôle automatique de puissance (AP), l'arrêt rapide du réacteur (A3) et le contrôle du champ d'altitude de libération d'énergie (USP), et les barres USP avec une longueur de 3050 mm est retirée du noyau vers le bas, et tout le reste d'une longueur de 5120 mm, vers le haut.
Pour surveiller la répartition de l'énergie sur la hauteur du cœur, 12 canaux avec des détecteurs à sept sections sont prévus, installés uniformément dans la partie centrale du réacteur en dehors du réseau de canaux de combustible et de barres de commande. La répartition de l'énergie le long du rayon du cœur est surveillée à l'aide de détecteurs installés dans les tubes centraux de l'assemblage combustible dans 117 canaux combustibles. Aux joints des colonnes de graphite de la maçonnerie du réacteur, 20 trous verticaux d'un diamètre de 45 mm sont prévus, dans lesquels des thermomètres à trois zones sont installés pour surveiller la température du graphite.
Le réacteur est contrôlé par des barres uniformément réparties dans tout le réacteur contenant un élément absorbant les neutrons - le bore. Les tiges sont déplacées par des servos individuels dans des canaux spéciaux dont la conception est similaire à celle technologique. Les cannes disposent de leur propre circuit de refroidissement par eau avec une température de 40-70°C. L'utilisation de barres de conceptions diverses permet de réguler le dégagement d'énergie dans tout le volume du réacteur et de l'arrêter rapidement si nécessaire.
Il y a 24 tiges AZ (protection d'urgence) dans le RBMK. Tiges de commande automatiques - 12 pièces. Il existe 12 barres de commande automatique locale, 131 barres de commande manuelle et 32 ​​tiges d'absorbeur raccourcies (USP).


1. Noyau 2. Conduites vapeur-eau 3. Séparateur à tambour 4. Pompes de circulation principales 5. Collecteurs du groupe de distribution 6. Conduites d'eau 7. Protection biologique supérieure 8. Machine de déchargement et de chargement 9. Protection biologique inférieure.

Circuit à circulation forcée multiple

Il s'agit d'un circuit d'évacuation de la chaleur du cœur du réacteur. Le principal mouvement de l'eau qui y pénètre est assuré par les pompes de circulation principales (MCP). Au total, il y a 8 pompes de circulation principales dans le circuit, réparties en 2 groupes. Une pompe de chaque groupe est une pompe de réserve. La capacité de la pompe de circulation principale est de 8 000 m 3 /h, la pression est de 200 m de colonne d'eau, la puissance du moteur est de 5,5 MW, le type de pompe est centrifuge, la tension d'entrée est de 6 000 V.


En plus de la pompe de circulation principale, il existe des pompes d'alimentation, des pompes à condensats et des pompes du système de sécurité.

Turbine

Dans une turbine, le fluide de travail – la vapeur saturée – se dilate et fonctionne. Le réacteur RBMK-1000 alimente en vapeur 2 turbines de 500 MW chacune. Chaque turbine se compose à son tour d’un cylindre haute pression et de quatre cylindres basse pression.
A l'entrée de la turbine la pression est d'environ 60 atmosphères ; à la sortie de la turbine la vapeur est à une pression inférieure à la pression atmosphérique. La dilatation de la vapeur conduit au fait que la surface d'écoulement du canal doit augmenter, pour cela, la hauteur des pales au fur et à mesure que la vapeur se déplace dans la turbine augmente d'étage en étage. Puisque la vapeur pénètre dans la turbine saturée et se dilate dans la turbine, elle s'humidifie rapidement. La teneur en humidité maximale admissible de la vapeur ne doit généralement pas dépasser 8 à 12 % afin d'éviter une usure érosive intense de l'appareil à pales par les gouttes d'eau et une diminution de l'efficacité.
Lorsque l'humidité maximale est atteinte, toute la vapeur est éliminée du cylindre haute pression et passe à travers un séparateur - réchauffeur de vapeur (SPP), où elle est séchée et chauffée. Pour chauffer la vapeur principale jusqu'à la température de saturation, la vapeur de la première extraction de la turbine est utilisée, la vapeur vive (vapeur du tambour séparateur) est utilisée pour la surchauffe et la vapeur de chauffage s'écoule dans le dégazeur.
Après le séparateur - réchauffeur de vapeur, la vapeur entre dans le cylindre basse pression. Ici, pendant le processus d'expansion, la vapeur est à nouveau humidifiée jusqu'à l'humidité maximale autorisée et pénètre dans le condenseur (K). Le désir d'obtenir le plus de travail possible avec chaque kilogramme de vapeur et ainsi d'augmenter l'efficacité nous oblige à maintenir le vide le plus profond possible dans le condenseur. A cet égard, le condenseur et la majeure partie du cylindre basse pression de la turbine sont sous vide.
La turbine dispose de sept extractions de vapeur, la première est utilisée dans le séparateur-surchauffeur pour chauffer la vapeur principale jusqu'à la température de saturation, la deuxième extraction est utilisée pour chauffer l'eau dans le dégazeur et les extractions 3 à 7 sont utilisées pour chauffer le flux principal de condensats. dans, respectivement, PND-5 - PND- 1 (réchauffeurs basse pression).

Cassettes de carburant

Les crayons combustibles et les assemblages combustibles sont soumis à des exigences élevées de fiabilité tout au long de leur durée de vie. La complexité de leur mise en œuvre est aggravée par le fait que la longueur du canal est de 7000 mm avec un diamètre relativement petit, et en même temps, la surcharge machine des cassettes doit être assurée aussi bien à l'arrêt du réacteur qu'à l'arrêt du réacteur. en cours d'exécution.

Paramètre Dimension Ordre de grandeur Puissance maximale du canal de tension kW (thermique) 3000-3200 Le liquide de refroidissement circule dans le canal à puissance maximale ème 29,5-30,5 Teneur massique maximale en vapeur à la sortie des cassettes % 19,6 Paramètres du liquide de refroidissement à l'entrée de la cassette Pression kgf/cm 2 79,6 Température °C 265 Paramètres du liquide de refroidissement en sortie de cassette : Pression kgf/cm 2 75,3 Température °C 289,3 Vitesse maximum MS 18,5 Température maximale: La surface extérieure de la coque, °C 295 Surface de la coque intérieure °C 323

Machine de chargement et de déchargement (RZM)

Une particularité du RBMK est la possibilité de recharger les cassettes de combustible sans arrêter le réacteur à la puissance nominale. En fait, il s’agit d’une opération de routine et elle est effectuée presque quotidiennement.
L'installation de la machine sur le canal correspondant s'effectue selon des coordonnées et un guidage précis jusqu'au canal à l'aide d'un système de télévision optique, à travers lequel on peut observer la tête du bouchon du canal, ou à l'aide d'un système de contact dans lequel un signal est généré lorsque le détecteur touche la surface latérale du haut de la colonne montante du canal.
Le REM dispose d'une valise étanche entourée d'une protection biologique (conteneur), équipée d'un magasin rotatif à quatre emplacements pour les assemblages combustibles et autres dispositifs. La combinaison est équipée de mécanismes spéciaux pour effectuer des travaux de surcharge.
Lors du rechargement en carburant, la combinaison est compactée le long de la surface extérieure de la colonne montante du canal et une pression d'eau y est créée égale à la pression du liquide de refroidissement dans les canaux. Dans cet état, le bouchon est déverrouillé, l'assemblage combustible usé avec suspension est retiré, un nouvel assemblage combustible est installé et le bouchon est scellé. Au cours de toutes ces opérations, l'eau des terres rares pénètre dans la partie supérieure du canal et, se mélangeant au liquide de refroidissement principal, est évacuée du canal par la canalisation de sortie. Ainsi, lors du rechargement du carburant, une circulation continue du liquide de refroidissement est assurée à travers le canal surchargé, tandis que l'eau du canal ne pénètre pas dans le métal des terres rares.