Reattore a canale ad alta potenza. Reattore a canale ad alta potenza RBMK Principi di base della tecnologia di riparazione

Questo articolo, che dovrebbe dare un'idea generale della progettazione e del funzionamento del reattore, che è diventato oggi uno dei principali per la nostra energia nucleare, serve come testo esplicativo per i disegni che mostrano il reattore RBMK-1000, e per gli schemi esplicativi del funzionamento della macchina di scarico e carico (REM) ).
L'edificio principale della centrale nucleare con il reattore RBMK è costituito da due centrali con una potenza elettrica di 1000 MW ciascuna, con una sala turbogeneratore comune e stanze separate per i reattori. L'unità di potenza è un reattore con un circuito di circolazione del liquido di raffreddamento e sistemi ausiliari, un sistema di condutture e apparecchiature attraverso le quali l'acqua proveniente dai condensatori delle turbine viene diretta al circuito di circolazione del liquido di raffreddamento e due turbogeneratori con una capacità di 500 MW ciascuno.
Il liquido refrigerante è acqua, circola attraverso due sistemi paralleli. Ogni impianto è composto da due fusti separatori, 24 derivazioni, 4 collettori di aspirazione e - pressione, - 4 pompe di circolazione di cui tre operative ed una di riserva, 22 collettori di distribuzione di gruppo, - nonché valvole di intercettazione e regolazione .
Dai collettori del gruppo di distribuzione, l'acqua con una temperatura di 270°C viene distribuita attraverso le singole tubazioni utilizzando valvole di intercettazione e controllo nei canali di processo. Dopo il lavaggio degli elementi combustibili, viene riscaldato fino alla temperatura di saturazione, evapora parzialmente e la miscela risultante di vapore e acqua entra anche nei tamburi separatori attraverso le singole tubazioni da ciascun canale. Qui la miscela vapore e acqua viene separata in vapore e acqua. L'acqua separata viene miscelato con acqua di alimentazione e attraverso tubi discendenti viene inviato alle pompe di circolazione principali. Il vapore saturo con una pressione di 70 kgf/cm2 viene inviato attraverso otto linee di vapore a due turbine. Dopo aver lavorato nei cilindri ad alta pressione delle turbine, il il vapore entra nei separatori-surriscaldatori intermedi, dove l'umidità viene separata da esso e viene surriscaldato ad una temperatura di 250 ° C. Dopo aver superato i cilindri a bassa pressione, il vapore entra nei condensatori. La condensa viene purificata al 100% sui filtri, viene riscaldata in cinque riscaldatori rigenerativi ed entra nei disaeratori, da lì l'acqua ad una temperatura di 165°C viene pompata nei tamburi separatori e in appena un'ora le pompe attraversano il reattore trasportando circa 38mila tonnellate di acqua. La potenza termica nominale del reattore è di 3140 MW; all'ora produce 5400 tonnellate di vapore.
Il reattore è situato in un pozzo di cemento a sezione quadrata di 21,6 X 21,6 me profondo 25,5 m.Il peso del reattore viene trasferito al calcestruzzo mediante strutture metalliche saldate, che fungono allo stesso tempo da protezione biologica. Insieme all'involucro formano una cavità sigillata riempita con una miscela di elio e azoto: lo spazio del reattore in cui si trova la pila di grafite. Il gas viene utilizzato per mantenere la temperatura della muratura.
Le strutture metalliche superiore ed inferiore del reattore sono ricoperte con materiale protettivo (roccia serpentinitica) e riempite di azoto. I serbatoi dell'acqua vengono utilizzati come protezione biologica laterale.

La pila di grafite è un cilindro posizionato verticalmente assemblato da colonne di grafite con fori centrali per canali di processo (generazione di vapore) e canali del sistema di controllo e protezione (non sono mostrati nello schema).
Poiché circa il 5% dell'energia termica viene rilasciata nel moderatore di grafite durante il funzionamento del reattore, è stato proposto un design originale di anelli di contatto solidi per mantenere le condizioni di temperatura richieste dei blocchi di grafite e migliorare la rimozione del calore dalla grafite al refrigerante che scorre nel canali. Gli anelli spaccati (alti 20 mm) sono posizionati lungo l'altezza del canale uno vicino all'altro in modo tale che ciascun anello adiacente abbia un contatto affidabile lungo la superficie cilindrica con il tubo del canale o con la superficie interna del blocco di muratura in grafite, così come alle estremità con altri due anelli. L'efficacia del progetto proposto è stata testata mediante esperimenti su un banco termico. L'esperienza operativa delle unità di potenza della centrale nucleare di Leningrado ha confermato la possibilità e la semplicità di installare un canale con anelli di grafite nel percorso tecnologico e di rimuoverlo da esso.
Un canale tecnologico è una struttura di tubi saldati progettata per installare al suo interno gruppi di combustibile (FA) e organizzare il flusso del liquido di raffreddamento.
Le parti superiore e inferiore del canale sono realizzate in acciaio inossidabile, mentre il tubo centrale con un diametro di 88 mm e uno spessore di parete di 4 mm all'interno del nucleo, alto 7 m, è costituito da una lega di zirconio con niobio ( 2,5%). Questa lega è più piccola dell'acciaio, assorbe i neutroni e ha elevate proprietà meccaniche e di corrosione. Creare una connessione ermetica affidabile tra la parte centrale in zirconio del canale e i tubi in acciaio si è rivelato un compito difficile, poiché i coefficienti di dilatazione lineare dei materiali collegati differiscono di circa tre volte. È stato possibile risolverlo con l'ausilio di adattatori acciaio-zirconio realizzati mediante saldatura per diffusione.
Nel canale tecnologico è posizionata una cassetta con due gruppi di carburante (ci sono 1693 canali di questo tipo); Ciascuno di questi gruppi è costituito da 18 barre di combustibile. L'elemento combustibile è un tubo in lega di zirconio con un diametro esterno di 13,6 mm, uno spessore di parete di 0,9 mm con due tappi terminali, all'interno dei quali sono collocati i pellet di biossido di uranio. In totale, nel reattore vengono caricate circa 190 tonnellate di uranio contenente l'1,8% di isotopo di uranio-235.

Tre tipi di reattori di potenza sono stati sviluppati e funzionano con successo nel nostro paese:

reattore a canale acqua-grafite RBMK-1000 (RBMK-1500);

reattore per recipienti a pressione con acqua sotto pressione VVER-1000 (VVER-440);

reattore a neutroni veloci BN-600.

I seguenti tipi di reattori di potenza sono stati sviluppati e gestiti in altri paesi:

Reattore ad acqua pressurizzata PWR;

Reattore ad acqua bollente pressurizzata BWR;

reattore a canale ad acqua pesante CANDU;

reattore a recipiente di gas-grafite AGR.

Il numero di barre di combustibile caricate nel nocciolo del reattore raggiunge i 50.000 pezzi. Per facilità di installazione, ricarica, trasporto e raffreddamento, le barre di combustibile di tutti i reattori di potenza sono combinate in gruppi di combustibile - FA. Per un raffreddamento affidabile, le barre di combustibile in un gruppo di combustibile sono separate l'una dall'altra da elementi distanziatori.

Elementi di combustibile e gruppi di combustibile dei reattori RBMK-1000 e RBMK-1500

Nel nucleo dei reattori RBMK-1000 e RBMK-1500 con un passo della griglia quadrata di 250 mm si trovano 1693 e 1661 canali di processo. I gruppi di combustibile si trovano nel tubo di supporto di ciascun canale. Per incanalare il tubo F 80x4 mm in lega Zr+ 2,5% Nb allo stato ricristallizzato, le punte in acciaio OKH18N10T sono fissate su entrambi i lati mediante saldatura per diffusione, consentendo a ciascun canale di essere strettamente collegato al collettore del liquido di raffreddamento.

Il design di questo canale consente di caricare e ricaricare facilmente i gruppi di combustibile utilizzando una macchina di ricarica, anche quando il reattore è in funzione. Nel canale del reattore RBMK-1000 viene caricata una cassetta, costituita da due gruppi di combustibile separati, posizionati uno sopra l'altro, collegati in un unico insieme da un'asta cava di supporto in lega Zr+ 2,5% Nb ( F 15x1,25mm). Nella cavità dell'asta portante, in un guscio tubolare separato in lega di zirconio, si trovano sensori di monitoraggio del rilascio di energia o ulteriori assorbitori di neutroni, che servono a livellare il rilascio di energia nel nocciolo del reattore.

Fig. 1. FA del reattore RBMK-1000

Ciascun gruppo di combustibile superiore e inferiore (Fig. 1) è formato da un fascio parallelo di barre di combustibile di 18 pezzi, disposti in cerchi concentrici con un gradino a raggio fisso, che crea una rimozione stabile del calore per tutta la vita utile delle barre di combustibile . Il fissaggio delle barre di combustibile è assicurato da un telaio formato da un'asta centrale di supporto e da dieci griglie distanziatrici distanziate uniformemente lungo l'altezza di ciascun gruppo di combustibile. Le griglie distanziatrici sono assemblate da celle sagomate singolarmente, saldate tra loro in punti e fissate esternamente con un bordo. Ogni cella ha sporgenze interne lunghe 0,1 - 0,2 mm: quattro nelle celle della fila esterna e cinque nelle celle della fila interna di barre di combustibile, fissando saldamente, con tensione, le barre di combustibile passate attraverso le celle. Ciò impedisce movimenti radiali degli elementi combustibili nelle celle, che possono essere eccitati dalle vibrazioni della struttura sotto l'influenza del flusso turbolento del refrigerante. In questo modo viene eliminato il verificarsi di corrosione da sfregamento nei punti in cui il rivestimento dell'elemento combustibile tocca il metallo delle celle. Le griglie sono realizzate in acciaio inossidabile austenitico (sono in corso lavori per sostituire il materiale con una lega di zirconio). Le griglie distanziatrici hanno libertà di movimento insieme al fascio di barre di combustibile della barra di supporto, ma è esclusa la rotazione della griglia rispetto all'asse della barra.

Le barre di combustibile sono fissate ad un'estremità alla griglia di supporto mediante dispositivi di bloccaggio ad anello, aggraffati negli intagli delle punte sagomate. Le altre estremità delle barre di combustibile rimangono libere. La griglia di supporto (estremità) è fissata rigidamente alla metà assiale dell'asta di supporto.

Una vista generale dell'elemento combustibile è mostrata in Fig. 2. La lunghezza totale della barra di combustibile è di 3644 mm, la lunghezza del nucleo di combustibile è di 3430 mm.

Il materiale del rivestimento e delle parti terminali delle barre di combustibile è una lega Zr+1% Nb allo stato ricristallizzato. Diametro della calotta 13,6 mm, spessore della parete 0,9 mm. Il combustibile è costituito da pellet di biossido di uranio sinterizzato con un'altezza prossima al loro diametro e dotati di fori alle estremità.

La massa media della colonna di carburante è di 3590 g con una densità minima di 10,4 g/cm 3 .

L'ampiezza dello spazio diametrale tra la compressa e il guscio è 0,18-0,36 mm. Nel guscio, i pellet di combustibile vengono compressi da una molla a spirale situata in un collettore di gas, che riduce la pressione dei prodotti gassosi di fissione. Il rapporto tra il volume libero sotto il guscio e il volume totale con parametri geometrici medi è 0,09.

Fig.2. Asta di combustibile del reattore RBMK: 1 - tappo, 2 - pellet di combustibile, 3 - guscio, 4 - molla, 5 - boccola, 6 - punta

Progetti di canali di reattori di uranio-grafite di centrali nucleari

Parte di generazione del carburante del canale RBMK-1000

(Fig. 2.31) è costituito da due gruppi di combustibile, un'asta centrale di supporto, un gambo, un'asta e una punta. Il gruppo di combustibile è assemblato da 18 barre di combustibile a barra con un diametro di 13,5x0,9 mm, un telaio e elementi di fissaggio; Gli FA sono intercambiabili. Il telaio è costituito da un tubo centrale su cui sono fissate un'estremità e dieci griglie distanziatrici. Le griglie distanziatrici servono a garantire quanto richiesto
posizione degli elementi di combustibile nella sezione trasversale del gruppo di combustibile e sono montati nel tubo centrale. Il fissaggio delle griglie distanziatrici consente loro di spostarsi lungo l'asse di una distanza di 3,5 m durante l'espansione termica degli elementi di combustibile. La griglia distanziale più esterna è montata su una chiavetta per aumentare la rigidità contro la torsione della trave.

La griglia distanziatrice è una struttura a nido d'ape ed è assemblata da un polo centrale, un polo intermedio, dodici celle periferiche ed un bordo, collegati tra loro mediante saldatura a punti. Il bordo è provvisto di sporgenze distanziatrici.

Riso. 2.31. FARBK-1000:
1 - sospensione; 2 - adattatore; 3 - gambo; 4 - barra di combustibile; 5 - asta di supporto; 6 - boccola; 7 - mancia; 8 - noce

Il tubo centrale del complesso di combustibile all'estremità presenta un taglio rettangolare di metà del diametro per unire tra loro i complessi di combustibile nel canale. Ciò garantisce il necessario allineamento delle barre di combustibile dei due gruppi di combustibile e ne impedisce la rotazione l'una rispetto all'altra.

Gli elementi di combustibile sono fissati rigidamente nelle griglie terminali del gruppo di combustibile (ai confini superiore e inferiore del nucleo) e quando il reattore è in funzione, lo spazio al centro del nucleo viene selezionato a causa dell'espansione termica. Riducendo la distanza tra le barre di combustibile al centro del nucleo si riduce il picco di calore e si riduce la temperatura del combustibile e del materiale strutturale nella zona del tappo delle barre di combustibile. L'utilizzo di due gruppi di combustibile all'altezza del nucleo consente a ciascun gruppo di operare nella zona di massimo e minimo rilascio di energia in altezza.

Tutte le parti del gruppo combustibile, ad eccezione delle griglie dell'asta e del distanziatore, sono realizzate in lega di zirconio. L'asta, che serve per collegare il gruppo con la sospensione, e le griglie distanziatrici sono realizzate in acciaio inox X18N10T.

L'analisi delle caratteristiche termoidrauliche e di resistenza del reattore RBMK-YOO ha rivelato le riserve disponibili per aumentare la potenza dell'impianto. Un aumento della potenza critica del canale di processo, ovvero la potenza alla quale si verifica una crisi di trasferimento di calore sulla superficie degli elementi combustibili, accompagnata da un aumento inaccettabile della temperatura del rivestimento in zirconio, è stato ottenuto introducendo intensificatori di trasferimento di calore nel gruppo del carburante. L'uso di griglie intensificatrici con vortice assiale del flusso del refrigerante ha permesso di aumentare di 1,5 volte la capacità del canale di processo RBMK-1000. Il design del gruppo di carburante RBMK-1500 differisce dal design del gruppo di carburante RBMK-1000 in quanto le griglie intensificatrici distanziatrici vengono utilizzate nel gruppo di carburante superiore; altrimenti, il design del gruppo di carburante non presenta differenze fondamentali. Il mantenimento della resistenza del circuito di circolazione si ottiene riducendo il flusso del liquido di raffreddamento.

Un aumento della potenza del complesso di combustibile provoca un corrispondente aumento della potenza lineare degli elementi di combustibile a 550 W/cm. L’esperienza nazionale ed estera dimostra che questo livello di potere lineare non è il limite. In un certo numero di stazioni statunitensi, le potenze lineari massime sono 570-610 W/cm.

Per l'installazione e la sostituzione dell'alloggiamento del canale tecnologico durante il funzionamento, nonché per organizzare un'affidabile rimozione del calore dalla muratura in grafite al canale, sono presenti anelli di “contatto duro” nella sua parte centrale (Fig. 2.32). Gli anelli elastici alti 20 mm sono posizionati lungo l'altezza del canale uno vicino all'altro in modo tale che ciascun anello adiacente abbia un contatto affidabile lungo la superficie cilindrica sia con il tubo del canale che con la superficie interna del blocco di muratura in grafite, nonché come alla fine l'uno con l'altro. Gli spazi minimi consentiti canale-anello e blocco-anello sono determinati dalla condizione che il canale non sia incastrato nella muratura a causa del ritiro da radiazione della grafite e del conseguente aumento del diametro del canale

scorrimento del materiale del tubo. Un leggero aumento delle fughe comporterà un peggioramento dell'asportazione di calore dalla grafite della muratura. Sulla parte superiore del corpo del canale sono saldate diverse boccole, progettate per migliorare la rimozione del calore dalle strutture metalliche del reattore per garantire la sicurezza dalle radiazioni e creare basi tecnologiche per la fabbricazione del corpo del canale.

Riso. 2.32. Installazione di un canale tecnologico in muratura di grafite:
1 tubo (lega Zr+2,5% Nb); 2 - anello esterno in grafite; 3 - anello interno in grafite; 4 - muratura in grafite

Come già notato, le leghe di zirconio vengono utilizzate principalmente per la fabbricazione di elementi del nucleo del reattore, che sfruttano appieno le loro proprietà specifiche: neutroni

"trasparenza", resistenza al calore, resistenza alla corrosione e alle radiazioni, ecc. Per la fabbricazione di altre parti del reattore viene utilizzato un materiale più economico: l'acciaio inossidabile. La combinazione di questi materiali è determinata dai requisiti di progettazione, nonché da considerazioni economiche relative ai materiali e alla tecnologia. La differenza nelle proprietà fisiche, meccaniche e tecnologiche delle leghe e degli acciai di zirconio causa il problema della loro connessione.

Nei reattori industriali, è noto il collegamento meccanico dell'acciaio con leghe di zirconio, ad esempio, nei reattori canadesi Pickering-2, -3 e -4, il collegamento di tubi a canale in lega di zirconio con raccordi terminali in acciaio inossidabile temperato ( Fig. 2.33) è stata realizzata mediante laminazione. Tuttavia, tali composti funzionano in modo soddisfacente a temperature di 200-250 °C. All'estero sono state studiate giunzioni tra acciaio e zirconio mediante saldatura per fusione (arco di argon) e saldatura in fase solida. La saldatura ad arco di argon viene eseguita a temperature più elevate rispetto alla saldatura in fase solida, il che porta alla formazione di strati di composti intermetallici fragili nella zona della giunzione, che influenzano negativamente le proprietà meccaniche e di corrosione della saldatura. Tra i metodi studiati per unire le leghe di zirconio con l'acciaio in fase solida vi sono la saldatura a esplosione, la forgiatura dei giunti, lo stampaggio, la saldatura a pressione, la pressatura dei giunti, la brasatura a resistenza, la saldatura per attrito, ecc.

Tuttavia, tutti questi collegamenti non sono applicabili per i tubi del canale di processo del reattore RBMK, poiché sono tutti destinati

lavorare con altri parametri e non possono fornire la densità e la resistenza richieste.

La parte centrale in zirconio del canale RBMK, situata nel nocciolo del reattore, è collegata ai gruppi terminali in acciaio inossidabile mediante speciali adattatori acciaio-zirconio. Gli adattatori acciaio-zirconio sono prodotti mediante saldatura per diffusione.

La saldatura viene eseguita in una camera a vuoto a seguito della forte pressione di parti in lega di zirconio e acciaio inossidabile riscaldate ad alta temperatura l'una contro l'altra. Dopo la lavorazione meccanica si ottiene un adattatore, la cui estremità è in lega di zirconio, l'altra è in acciaio inossidabile. Per ridurre le tensioni derivanti da una connessione con una grande differenza nei coefficienti di dilatazione lineare della lega di zirconio (a = 5,6 * 10 -6 1/°C) e dell'acciaio 0Х18Н10Т (a = 17,2 * 10 -6 1/°C), viene utilizzata una benda realizzata con tubi bimetallici stampati a caldo (grado di acciaio 0Х18Н10Т + grado di acciaio 1Х17Н2) (a=11*10 -6 1/°С).

Il collegamento dell'adattatore con un tubo in zirconio con diametro esterno di 88 e spessore di parete di 4 mm viene effettuato mediante saldatura a fascio di elettroni. Le saldature sono soggette agli stessi requisiti di resistenza e proprietà di corrosione del tubo principale. Le modalità sviluppate di saldatura a fascio di elettroni, i metodi e le modalità di trattamento meccanico e termico delle saldature e delle zone interessate dal calore hanno consentito di ottenere giunti saldati acciaio-zirconio affidabili a tenuta di vuoto.

Seconda vita dei reattori a canale

Il prossimo anno segnerà 70 anni dal lancio del primo reattore a canale. Perché oggi alla tecnologia viene negato lo sviluppo e chi non è d'accordo con questo? Alexey Slobodchikov, capo progettista degli impianti di reattori a canale di alimentazione, direttore del dipartimento di JSC NIKIET, spiega e risponde.

Innanzitutto, qualche parola sulla storia dei reattori a canale. La loro apparizione era strettamente connessa con l'emergere dell'industria nucleare stessa, sia del complesso militare-industriale che del settore energetico.

Il primo reattore a canale fu lanciato il 19 giugno 1948 nella regione di Chelyabinsk. Lo sviluppo del reattore industriale A è stato realizzato dal capo progettista Nikolai Antonovich Dollezhal e il progetto scientifico è stato guidato da Igor Vasilyevich Kurchatov. Naturalmente, lo scopo principale del reattore era quello di produrre plutonio per uso militare, e la prima fase di sviluppo dell'industria dei reattori a canale è indissolubilmente legata alle questioni di difesa.

I primi reattori erano puramente utilitaristici. Si basano su un diagramma di flusso e sull'assenza di un circuito chiuso. Nel processo di sviluppo di soluzioni operative, è diventato possibile passare all'utilizzo del reattore nel classico senso industriale, come parte di un complesso energetico. Il primo a realizzare questo compito è stato il reattore della centrale nucleare siberiana, costruito nel 1958. Durante quel periodo cominciarono ad aprirsi le prospettive per l’utilizzo dell’energia nucleare per scopi pacifici.

La prima centrale nucleare con un reattore a canale uranio-grafite è stata costruita a Obninsk. Per gli standard energetici, il reattore AM aveva una potenza ridotta: solo 5 MW. Tuttavia, la sua creazione, progettazione e funzionamento (in gran parte in modalità di ricerca) hanno permesso di risolvere problemi legati allo studio dei materiali e al loro comportamento durante la generazione di elettricità da parte di un reattore nucleare.

Punto di partenza
Dopo la messa in servizio della centrale nucleare di Obninsk, la fase successiva sarà la stazione di Beloyarsk. Questo progetto era audace non solo per l'epoca, ma anche per l'ingegneria dei reattori in generale. Nella centrale nucleare di Beloyarsk è stata implementata la tecnologia del surriscaldamento del vapore nucleare, che ha permesso di aumentare significativamente l'efficienza della centrale elettrica e avvicinarsi a quegli indicatori tipici delle centrali elettriche con combustibili fossili. Successivamente, a cavallo tra gli anni '60 e '70, si presentò l'opportunità di iniziare lo sviluppo e la costruzione del reattore RBMK-1000.

Il lancio del reattore RBMK-1000 è diventato il punto di partenza per l’uso su larga scala dell’energia nucleare nell’economia nazionale. Si trattava del primo blocco da oltre un milione, che rimase a lungo l'unico con tale capacità.

Il primo propulsore con reattori RBMK fu lanciato nel dicembre 1973 presso la centrale nucleare di Leningrado. Successivamente, nel corso degli anni '70 -'80, furono successivamente commissionate 17 unità di potenza con reattori RBMK.

Oggi in Russia sono in funzione 11 centrali di questo tipo nei siti delle centrali nucleari di Leningrado, Kursk e Smolensk. Quattro propulsori furono costruiti in Ucraina e altri due sul territorio della SSR lituana. La potenza di quest'ultimo è stata aumentata di 1,5 volte, fino a 1500 MW (potenza elettrica nominale). Queste unità di potenza erano le più potenti a quel tempo e nel prossimo futuro per l'industria nucleare russa rimangono ancora il limite alla potenza di una singola unità di potenza.

Biografia

Alexey Vladimirovich SLOBODCHIKOV
nato nel 1972. Laureato presso l'Università Tecnica Statale di Mosca. N. E. Bauman con una laurea in centrali nucleari.

Dal 1995 lavora presso JSC NIKIET. Attualmente ricopre la carica di capo progettista di impianti di reattori a canale di potenza, direttore del dipartimento.

Per il suo contributo al lavoro sul ripristino delle caratteristiche delle risorse dei reattori RBMK, A. Slobodchikov, come parte del team di autori, ha ricevuto il Premio del Governo della Federazione Russa. La creazione e l’implementazione industriale di questa tecnologia unica, sviluppata da NIKIET insieme ad aziende leader nel settore, nella scienza e nell’industria russa, consentono di mantenere le centrali nucleari con tali reattori nel sistema energetico unificato della Russia fino alla messa in funzione delle capacità sostitutive.

Sul presente, passato e futuro della RBMK
Se parliamo della quota dei reattori RBMK nel bilancio energetico, questa cifra, a seconda dell'anno, oscilla intorno al 39-41%. Finora continuano ad essere utilizzate solo le unità costruite negli anni '70 -'80. Il primo fu lanciato nel 1973 e il più giovane, il terzo blocco della stazione di Smolensk, nel 1990. Tenendo conto dell'esperienza operativa dei reattori all'uranio-grafite, la durata di servizio dell'RBMK è stata determinata in fase di progettazione: 30 anni.

Vale la pena fare qui una piccola nota. La storia dello sviluppo dell'intero settore dei canali - parlando in particolare dei reattori RBMK - è un processo di miglioramento e ammodernamento in conformità con la tecnologia più recente in un determinato momento. Ad esempio, è impossibile confrontare lo stato tecnico di un reattore nel 1973 (come quello della centrale nucleare di Leningrado) con quello di oggi. Nel corso di oltre 40 anni si sono verificati cambiamenti significativi nei sistemi di controllo, nella sicurezza, nel ciclo del combustibile stesso e nella fisica del nucleo.

L'incidente di Chernobyl è diventato una pagina nera nella storia dello sviluppo sia del canale che della costruzione di reattori mondiali in generale. Ma dopo sono state tratte le conclusioni appropriate. Ora il reattore RBMK è chiamato “reattore di tipo Chernobyl”, ma questa non è una definizione del tutto corretta. È impossibile confrontare ciò che era con ciò che abbiamo oggi. Il continuo processo di modernizzazione di cui ho parlato ha reso possibile, a cavallo tra gli anni ’90 e 2000, sollevare la questione dell’estensione della durata di vita dei reattori a 45 anni. Pertanto, la vita utile prolungata della prima unità della centrale nucleare di Leningrado terminerà nel 2018, mentre l'attività della terza unità della stazione di Smolensk terminerà nel 2035.

Informazioni sugli elementi di grafite e sulla previsione della curvatura
Esistono diversi tipi di reattori a canale. Ad esempio, in Canada, la base dell'energia nucleare sono i reattori CANDU con acqua pesante. Nel nostro paese vengono utilizzati solo reattori a canale di uranio-grafite. La grafite è un materiale non banale; le sue proprietà non sono simili all'acciaio o al cemento. Lo studio della grafite come elemento della zona attiva è iniziato dal primo giorno di funzionamento dei dispositivi industriali.

Già allora era chiaro che sotto l’influenza delle alte temperature e dei flussi ad alta energia questo materiale era soggetto a degrado. Allo stesso tempo, i cambiamenti nelle proprietà fisiche e meccaniche della grafite e nella sua geometria influenzano lo stato del nucleo nel suo complesso. Non solo gli scienziati sovietici hanno studiato questo problema in dettaglio. Anche i cambiamenti negli stati della grafite hanno interessato i nostri colleghi americani.

Uno dei problemi principali è cambiare la geometria degli elementi di grafite. Il nocciolo del reattore RBMK è costituito da colonne di grafite. Ogni colonna è alta 8 metri ed è composta da 14 blocchi di grafite - parallelepipedi con un'altezza di 600 mm e una sezione trasversale di 250x250 mm. Ci sono 2,5mila colonne di questo tipo in totale.

Il nucleo stesso ha un'altezza di 7 metri, anche la lunghezza del gruppo di carburante che si trova al suo interno è di 7 metri e la lunghezza totale del modulo di carburante è di 16 metri.

È necessario comprendere che la zona attiva è un tutt'uno, quindi i cambiamenti in un elemento lungo la catena - come effetto cumulativo - vengono prima trasmessi alle aree vicine e successivamente possono coprire l'intera geometria della zona attiva. Uno dei fattori più negativi nei cambiamenti nei blocchi di grafite è la curvatura delle colonne e, di conseguenza, le deflessioni dei canali del carburante e dei canali delle aste di controllo.

Durante l'installazione, tutte le colonne sono, ovviamente, verticali, ma durante il funzionamento questa verticalità viene persa. Se torniamo alla storia, possiamo vedere che per i dispositivi industriali e i primi reattori all'uranio-grafite questo processo è iniziato nei primi anni di funzionamento. Allo stesso tempo, sono stati compresi i meccanismi di questo fenomeno. Durante lo sviluppo del reattore RBMK, alcuni processi sono stati impediti da soluzioni progettuali.

È impossibile eliminare completamente i cambiamenti. È difficile prevederne l'aspetto. Con una durata di vita del reattore di 45 anni, si presumeva che il processo di cambiamento sarebbe entrato in una fase attiva a cavallo tra 43 e 44 anni. Ma si è scoperto che abbiamo riscontrato un problema all'inizio del 40 ° anno di attività. Cioè, l'errore di previsione era di circa tre anni.

Nel 2011, presso la prima unità di potenza della stazione di Leningrado, sono stati registrati cambiamenti nella geometria: curvatura dei canali di processo (in essi sono installati gruppi di combustibile nucleare), canali di controllo e aste di protezione. Vorrei attirare la vostra attenzione sul fatto che il funzionamento dell'RBMK richiede il monitoraggio costante dei parametri che determinano la sicurezza. Con l'aiuto di test ad ultrasuoni, vengono monitorati il ​​diametro dei canali e la curvatura, l'integrità e lo stato reciproco degli elementi, che determinano le prestazioni in varie modalità (sia nominali che transitorie). Quando, durante il monitoraggio pianificato, si è scoperto l'inizio del processo di cambiamento, è apparso chiaro: una volta avviato il processo, la sua velocità sarà piuttosto elevata; il funzionamento di un impianto di reattori in tali condizioni richiede soluzioni aggiuntive.

Principali indicatori dei reattori RBMK

Trovare le giuste soluzioni
Quando i canali di processo e le aste di controllo vengono piegati, è innanzitutto necessario garantire l'operatività incondizionata degli attuatori dei sistemi di controllo e protezione, nonché dei gruppi di carburante in condizioni di variazione della geometria.

È inoltre necessario confermare la capacità dei canali tecnologici che operano in condizioni di deflessione di mantenere le proprietà di resistenza. Al primo blocco della stazione Leningradskaya, il numero di canali tecnologici è 1693, e nessuno di essi, quando opera in condizioni di curvatura, è a rischio dal punto di vista delle prestazioni.

Un altro punto importante: devono essere garantite tutte le operazioni tecnologiche associate al carico e allo scarico dei gruppi di carburante. Una caratteristica distintiva, che costituisce anche un vantaggio, del reattore RBMK è la capacità di farlo funzionare in condizioni di sovraccarico continuo. Il design consente il sovraccarico durante il funzionamento direttamente all'alimentazione. Ciò fornisce un ciclo di carburante flessibile, una modellatura del nucleo e una maggiore combustione. In realtà, questo determina l'economia: il reattore non funziona in campagne, funziona in modalità di sovraccarico costante.

Nel 2011 presso la stazione di Leningrado sono stati eseguiti numerosi lavori che hanno confermato l'operabilità degli elementi dell'impianto del reattore in condizioni di deflessione fino a 100 mm. Successivamente, la prima unità di potenza della centrale nucleare di Leningrado è stata messa in funzione per un breve periodo sotto un controllo rafforzato dei parametri. Sette mesi dopo, è stato nuovamente fermato per un controllo geometrico esteso: è stato registrato lo sviluppo di un processo associato a un cambiamento nella forma della pila di grafite. Poi divenne chiaro che un ulteriore funzionamento del reattore era impossibile. Nel maggio 2012 è stata fermata la prima unità di potenza della stazione di Leningrado.

Allo stesso tempo, l'inizio dei cambiamenti è stato registrato nella seconda unità della centrale nucleare di Leningrado e nella seconda unità della centrale nucleare di Kursk. Le deviazioni identificate indicavano che il processo si stava avvicinando alla fase attiva.

Era necessaria una soluzione applicabile a tutte le centrali nucleari di Leningrado, Kursk e Smolensk dotate di reattori RBMK. Sono stati considerati diversi modi. È stato possibile utilizzare un metodo passivo per controllare le curvature, ma è diventato ovvio che i processi di degrado della grafite e, di conseguenza, i cambiamenti di forma sono associati al livello di fattori dannosi. Innanzitutto con la temperatura e il flusso veloce di neutroni.

Di conseguenza, i metodi passivi per controllare questo processo potrebbero essere i seguenti: una riduzione radicale, fino al 50%, della potenza delle unità di potenza affinché appaia un effetto significativo; o il loro funzionamento in modalità stagionale. Cioè, l'unità è in funzione per quattro mesi, quindi rimane ferma per diversi mesi. Ma questi metodi erano adatti solo per quei reattori in cui il processo di cambiamento non era andato lontano.

La seconda direzione - attiva, come la chiamavamo allora - è lo sviluppo e l'implementazione di tecnologie di riparazione. Il loro uso periodico consentirebbe di far funzionare l'impianto del reattore più a lungo.

Perché abbiamo parlato anche della possibilità di riparazione? Per rispondere a questa domanda dobbiamo ritornare all’esperienza dei dispositivi industriali, poiché per essi il problema del cambiamento di forma esiste da molti decenni. Deflessioni significative dei canali sono state registrate nel reattore della centrale nucleare siberiana EI-2. Se per il reattore RBMK la deflessione era di 100 mm, le deflessioni dei canali di processo nel reattore EI-2 hanno raggiunto i 400 mm.

Utilizzando varie tecniche tecnologiche, utilizzando l'esempio dei dispositivi industriali, è stata mostrata la possibilità di riparazione parziale della muratura in grafite. Anche l'esperienza del reattore RBMK stesso ha indicato che lo stack di grafite è un elemento complesso e di grandi dimensioni, ma in una certa misura riparabile. Su ogni propulsore con RBMK sono stati sostituiti i canali tecnologici, ciò, tra le altre cose, è dovuto all'impatto sulla muratura in grafite.

La vasta esperienza accumulata negli istituti di progettazione e direttamente negli impianti nel campo delle riparazioni nel nucleo ha permesso di creare e implementare nuove tecnologie di riparazione.

L'analisi dei metodi tecnologici utilizzati sui dispositivi industriali ha dimostrato che il loro utilizzo per il reattore RBMK è impossibile per vari motivi. Alcune operazioni sono inefficaci in condizioni RBMK; altri sono impossibili dal punto di vista delle caratteristiche del design. Ingegneri e designer hanno iniziato a cercare nuove soluzioni. Era necessaria una tecnologia che consentisse di influenzare direttamente la causa del cambiamento di forma e del cambiamento nella geometria di un singolo blocco di grafite, ovvero ne riducesse le dimensioni trasversali.

La portata del problema ha richiesto la graduale disattivazione dei reattori RBMK. Nel 2012 - il primo, nel 2013 - il secondo blocco della stazione di Leningrado; nel 2012 - il secondo blocco della stazione Kursk; Nel periodo 2012-2014, metà dei reattori RBMK sarebbero stati smantellati: il 20-25% di tutta la produzione di energia nucleare in Russia!

La maggior parte degli esperti ha capito che i metodi applicabili ai dispositivi industriali non avrebbero dato l'effetto desiderato nel caso dei reattori a causa di varie caratteristiche.

Entrate delle centrali nucleari con RBMK per anno

Entrate cumulative delle centrali nucleari con RBMK (2014-2035)

Decisione determinante
Finalmente, nel giugno 2012, è apparsa un'interessante proposta tecnica. Un mese dopo, a luglio, si tenne un incontro presso la centrale nucleare di Leningrado sotto la guida di Sergei Vladilenovich Kiriyenko, a seguito del quale fu presa la decisione di sviluppare e attuare un progetto di programma di riparazione.

A quel tempo nessuno poteva dare garanzie di successo. Il metodo tecnologico proposto era complesso; Ciò era dovuto innanzitutto al fatto che tutto il lavoro doveva essere eseguito da sistemi robotizzati ad una profondità di circa 18 metri, in un foro del diametro di 113 mm. Inoltre, le riparazioni non sono state effettuate su una colonna specifica, ma sull'intero reattore.

I lavori per la prima centrale elettrica della stazione di Leningrado sono iniziati nella prima decade di gennaio 2013.

Si scopre che in sei mesi è stato pensato l'intero complesso delle operazioni. È stato un lavoro intenso e multifattoriale, in cui sono stati coinvolti tre sviluppatori alternativi del complesso tecnico: JSC NIKIMT-Atomstroy e due organizzazioni esterne a Rosatom.

Lo sviluppo dei mezzi tecnici è stato l'inizio della risoluzione del problema. Parallelamente, è stato svolto un intero complesso di lavori computazionali, scientifici e sperimentali per confermare e studiare le possibilità di far funzionare tutti gli elementi del nucleo in condizioni di curvatura, in combinazione con l'influenza della tecnologia di riparazione.

Prima di entrare nell'impianto del reattore, anche per il funzionamento di prova dei dispositivi in ​​fase di sviluppo, erano necessari test su larga scala della tecnologia. Naturalmente, il principio prioritario era “non nuocere”, perché qualsiasi azione era irreversibile. Pertanto, è stato necessario verificare ogni passaggio in fase di sviluppo sia della tecnologia che delle attrezzature.

Presso l'Istituto di ricerca ENITs, a Elektrogorsk, su uno stand creato in precedenza per altri test, sono stati effettuati test in scala reale delle attrezzature sia per il taglio delle colonne di grafite che per l'applicazione della forza agli elementi della muratura di grafite. Particolare attenzione è stata prestata alle questioni relative alla garanzia della sicurezza dalle radiazioni. Quando si eseguono operazioni meccaniche per rimuovere la grafite (che è un materiale radioattivo), è necessario tenere conto che questa non deve entrare in contatto con l'ambiente.

Tutto questo è stato accuratamente testato nelle condizioni del banco prova. Vorrei sottolinearlo ancora una volta: non avevamo esperienza in questo tipo di lavoro, quindi tutti i processi preparatori sono stati svolti gradualmente. Tutti i materiali tecnici sono stati sottoposti ad un esame approfondito da parte di Rostechnadzor. Se necessario sono stati apportati aggiustamenti e aggiunte. Solo dopo tutte queste procedure abbiamo ottenuto il permesso e abbiamo iniziato a lavorare alla stazione di Leningrado. Sono stati eseguiti in più fasi: le prime nove celle, una fila, poi tre file, cinque file e solo dopo è stata presa una decisione sull'efficacia della tecnologia e sulla possibilità della sua applicazione per l'intero apparato.

La tecnologia così com'è
La causa principale del cambiamento nella forma della muratura di grafite è un cambiamento nella geometria del blocco di grafite. Dopo un uso prolungato, la grafite entra nella fase cosiddetta di “rigonfiamento”: i suoi strati, più esposti alla temperatura e alla fluenza, aumentano la densità. E gli strati esterni del blocco di grafite continuano a ridursi. Si verifica uno stress interno che porta alla formazione di crepe.

La larghezza di una fessura verticale in un blocco di grafite aumenta nel tempo. Così le dimensioni geometriche del blocco di grafite, originariamente 250x250 mm, aumentano a 255x257 mm. Poiché nella muratura ci sono migliaia di blocchi di grafite in contatto tra loro, la comparsa di un gran numero di crepe in essi e un aumento delle loro dimensioni geometriche portano al fatto che iniziano a spingersi l'un l'altro e si spostano gradualmente dal centro alla periferia, determinando cambiamenti nella geometria.

La comparsa di curvature è anche associata al flusso di neutroni, che appare come uno scaffale con una diminuzione alla periferia. In realtà, l'intero scaffale si comporta allo stesso modo. Ci sono 24 blocchi di grafite in una fila e ognuno spinge via il vicino: diciamo che il primo blocco viene spinto di 2 mm, il successivo di altri 2, tutto questo viene sommato e il risultato sono frecce di deflessione piuttosto elevate sulla periferia.

La meccanica di questo processo è stata confermata durante le misurazioni della prima unità di potenza della stazione di Leningrado, che ha permesso di sviluppare una tecnologia di riparazione. La repulsione associata alla formazione di fessure e l'aumento della geometria sono le cause profonde dei cambiamenti nella forma dell'intera muratura in grafite. Da qui la conclusione: come misura di sollievo è necessario ridurre le dimensioni trasversali del blocco di grafite.

Tutta la tecnologia si basa sul fatto che se un fattore negativo è l'aumento delle dimensioni, allora un fattore positivo sarà la sua riduzione. Questa tecnologia prevede, senza fermarsi alle fasi intermedie, tre operazioni per una cella, che a prima vista sembrano abbastanza semplici. Primo: utilizzando uno strumento da taglio, i blocchi di grafite vengono tagliati verticalmente. La larghezza di taglio cambia in sequenza da 12 a 36 mm: il blocco di grafite viene tagliato su entrambi i lati e l'eccesso viene rimosso durante il processo. La seconda operazione è l'unione dei blocchi di grafite tagliati che sono stati lavorati. La terza operazione è ripristinare il buco.

Per ripristinare la geometria del reattore nel suo complesso, è in fase di sviluppo uno schema che tenga conto dell'influenza delle celle situate alla periferia sul centro e viceversa. Questa influenza reciproca è il fattore determinante nella scelta di uno schema di riparazione, che a sua volta influisce sulla quantità di lavoro. Pertanto, per il primo blocco della stazione Leningradskaya, il volume delle riparazioni nel 2013 è stato di 300 celle su un totale di 1.693.

Principi di base della tecnologia di riparazione

Per le riparazioni, vengono selezionati il ​​design e la posizione geometrica di quelle celle che ridurranno la curvatura complessiva, consentendo al reattore di continuare a funzionare.

Insieme allo sviluppo della tecnologia di riparazione e alla sua implementazione, viene eseguita tutta una serie di misure scientifiche, tecniche e computazionali per confermare la possibilità di far funzionare tutti gli elementi dell'impianto del reattore dopo che i lavori sono stati completati e in condizioni di deformazione continua.

Molte imprese del settore hanno partecipato ai lavori per comprovare la possibilità di far funzionare l'impianto del reattore dopo la riparazione: NIKIET, VNIIAES, VNIIEF, OKBM im. I. I. Afrikantova, ENITs, NIKIMT.

Il coordinamento generale è stato effettuato da NIKIET. Ha lavorato anche come appaltatore generale nello sviluppo, nello studio di fattibilità e nella riparazione dell'unità di potenza della centrale nucleare di Leningrado.

Compito generale
Con un numero così elevato di partecipanti al processo, non ci sono stati problemi nell'interazione tra loro. Il lavoro presso la centrale nucleare di Leningrado è diventato uno degli esempi eclatanti di una causa comune, ottenendo un risultato formulato come segue: sviluppare e implementare la tecnologia, eseguire riparazioni e giustificare la possibilità di ulteriori operazioni, determinare le condizioni ottimali. Durante l'esecuzione di tutte le operazioni, sono stati presi in considerazione anche l'ulteriore degrado della grafite e i successivi cambiamenti di forma.

Il lancio del primo blocco della stazione di Leningrado è avvenuto nel novembre 2013. È passato poco più di un anno dal momento in cui è stata presa la decisione all'avvio del propulsore. Di conseguenza, abbiamo sviluppato una soluzione tecnica che ci consente di ripristinare la funzionalità dello stack di grafite e prolungare la vita del reattore ripetendo un'operazione simile.

Un'altra caratteristica della procedura per ripristinare le caratteristiche delle risorse (questo è ciò che vengono chiamate tali riparazioni) è che è impossibile realizzare un nuovo reattore da questa operazione. Cioè, il processo di modellatura continuerà: un numero limitato di cellule viene tagliato, lasciando cellule che non possono essere riparate, quindi il processo di modellatura e, di conseguenza, la curvatura continuerà. La sua velocità è fissa tramite controllo sequenziale.

La metodologia implica quanto segue: con un processo controllato, la sua previsione numerica determina il tempo di riparazione, la frequenza della sua implementazione e gli intervalli di servizio tra le riparazioni. Naturalmente, questo processo deve essere ripetuto ciclicamente. Ad oggi, il ripristino delle caratteristiche delle risorse della muratura in grafite è stato effettuato in due centrali elettriche della stazione di Leningrado: la prima e la seconda - e nella prima fase della stazione di Kursk (anche la prima e la seconda centrale elettrica).

Dal 2013 al 2017 la tecnologia è stata notevolmente modernizzata. Ad esempio, il tempo necessario per completare il lavoro è stato ridotto, le operazioni tecnologiche sono state ottimizzate e i costi sono stati significativamente ridotti, quasi più volte rispetto alle unità di potenza della centrale nucleare di Leningrado. Possiamo dire che la tecnologia è stata introdotta nel funzionamento industriale.

Progetto generale del reattore RBMK-1000

Il "cuore" di una centrale nucleare è un reattore, nel cui nucleo viene mantenuta una reazione a catena di fissione dei nuclei di uranio. RBMK è un reattore a canale acqua-grafite che utilizza neutroni lenti (termici). Il refrigerante principale in esso contenuto è l'acqua e il moderatore dei neutroni è la muratura di grafite del reattore. La muratura è composta da 2488 colonne verticali in grafite, con base di 250x250 mm e foro interno di diametro 114 mm. Le colonne 1661 sono destinate all'installazione di canali del carburante al loro interno, 211 - per i canali del sistema di controllo e protezione del reattore e il resto sono riflettori laterali.
Il reattore è a circuito singolo, con refrigerante bollente nei canali e fornitura diretta di vapore saturo alle turbine.

Nucleo, barre di combustibile e cassette di combustibile

Il carburante nell'RBMK è il biossido di uranio-235 U0 2, il grado di arricchimento del carburante secondo U-235 è 2,0 - 2,4%. Strutturalmente, il combustibile si trova negli elementi combustibili (elementi combustibili), che sono barre di lega di zirconio riempite con pellet di biossido di uranio sinterizzato. L'altezza dell'elemento combustibile è di circa 3,5 m, diametro 13,5 mm. Le barre di combustibile sono confezionate in gruppi di combustibile (FA), contenenti 18 barre di combustibile ciascuno. Due gruppi di carburante collegati in serie formano una cassetta di carburante, la cui altezza è di 7 m.
L'acqua viene fornita ai canali dal basso, lava le barre di combustibile, si riscalda e parte di essa si trasforma in vapore. La miscela acqua-vapore risultante viene rimossa dalla parte superiore del canale. Per regolare il flusso dell'acqua, all'ingresso di ciascun canale sono previste valvole di intercettazione e controllo.
In totale, il diametro del nucleo è di ~ 12 m, l'altezza è di ~ 7 m e contiene circa 200 tonnellate di uranio-235.

CPS

Le aste di controllo sono progettate per regolare il campo radiale di rilascio di energia (PC), il controllo automatico della potenza (AP), lo spegnimento rapido del reattore (A3) e il controllo del campo di rilascio di energia in altitudine (USP), e le aste USP con una lunghezza di 3050 mm viene rimossa dal nucleo verso il basso e tutto il resto con una lunghezza di 5120 mm verso l'alto.
Per monitorare la distribuzione dell'energia lungo l'altezza del nocciolo sono previsti 12 canali con rilevatori a sette sezioni, installati uniformemente nella parte centrale del reattore all'esterno della rete di canali del combustibile e barre di controllo. La distribuzione dell'energia lungo il raggio del nucleo viene monitorata utilizzando rilevatori installati nei tubi centrali del gruppo di combustibile in 117 canali di combustibile. In corrispondenza dei giunti delle colonne di grafite della muratura del reattore sono previsti 20 fori verticali del diametro di 45 mm, nei quali sono installati termometri a tre zone per monitorare la temperatura della grafite.
Il reattore è controllato da barre distribuite uniformemente in tutto il reattore contenenti un elemento che assorbe i neutroni: il boro. Le aste vengono mosse da singoli servi in ​​canali speciali, il cui design è simile a quelli tecnologici. Le aste sono dotate di un proprio circuito di raffreddamento ad acqua con temperatura di 40-70°C. L'uso di aste di vario design consente di regolare il rilascio di energia nell'intero volume del reattore e di spegnerlo rapidamente se necessario.
Ci sono 24 aste AZ (protezione di emergenza) nell'RBMK. Aste di controllo automatico - 12 pezzi. Sono presenti 12 aste di controllo automatico locale, 131 aste di controllo manuale e 32 aste di assorbimento accorciate (USP).


1. Nucleo 2. Condotte vapore-acqua 3. Fusto-separatore 4. Pompe principali di circolazione 5. Collettori gruppo di erogazione 6. Condotte acqua 7. Protezione biologica superiore 8. Scarico e carico macchina 9. Protezione biologica inferiore.

Circuito multiplo a circolazione forzata

Questo è un circuito di rimozione del calore dal nocciolo del reattore. Il movimento principale dell'acqua al suo interno è fornito dalle principali pompe di circolazione (MCP). In totale nel circuito sono presenti 8 pompe di circolazione principali, divise in 2 gruppi. Una pompa per ciascun gruppo è una pompa di riserva. La capacità della pompa di circolazione principale è di 8000 m 3 /h, la pressione è di 200 m di colonna d'acqua, la potenza del motore è di 5,5 MW, il tipo di pompa è centrifuga, la tensione di ingresso è di 6000 V.


Oltre alla pompa di circolazione principale sono presenti pompe di alimentazione, pompe della condensa e pompe del sistema di sicurezza.

Turbina

In una turbina, il fluido di lavoro, il vapore saturo, si espande e funziona. Il reattore RBMK-1000 fornisce vapore a 2 turbine da 500 MW ciascuna. A sua volta, ciascuna turbina è composta da un cilindro ad alta pressione e quattro cilindri a bassa pressione.
All'ingresso della turbina la pressione è di circa 60 atmosfere; all'uscita della turbina il vapore si trova ad una pressione inferiore a quella atmosferica. L'espansione del vapore porta al fatto che l'area di flusso del canale deve aumentare, per questo l'altezza delle pale mentre il vapore si muove nella turbina aumenta di stadio in stadio. Poiché il vapore entra nella turbina saturo, espandendosi nella turbina, si inumidisce rapidamente. Il contenuto di umidità massimo consentito del vapore non deve solitamente superare l'8-12% per evitare un'intensa usura erosiva dell'apparato a lama causata da gocce d'acqua e una diminuzione dell'efficienza.
Quando viene raggiunta l'umidità massima, tutto il vapore viene rimosso dal cilindro ad alta pressione e fatto passare attraverso un separatore - riscaldatore di vapore (SPP), dove viene essiccato e riscaldato. Per riscaldare il vapore principale alla temperatura di saturazione, viene utilizzato il vapore della prima estrazione della turbina, il vapore vivo (vapore proveniente dal tamburo separatore) viene utilizzato per il surriscaldamento e il vapore di riscaldamento viene scaricato nel disaeratore.
Dopo il separatore - riscaldatore di vapore, il vapore entra nel cilindro a bassa pressione. Qui, durante il processo di espansione, il vapore viene nuovamente inumidito fino all'umidità massima consentita ed entra nel condensatore (K). Il desiderio di ottenere quanto più lavoro possibile da ogni chilogrammo di vapore e quindi di aumentare l'efficienza ci costringe a mantenere il vuoto più profondo possibile nel condensatore. A questo proposito, il condensatore e la maggior parte del cilindro a bassa pressione della turbina sono sotto vuoto.
La turbina dispone di sette estrazioni di vapore, la prima viene utilizzata nel separatore-surriscaldatore per riscaldare il vapore principale alla temperatura di saturazione, la seconda estrazione viene utilizzata per riscaldare l'acqua nel disaeratore e le estrazioni 3 – 7 vengono utilizzate per riscaldare il flusso principale di condensa rispettivamente in PND-5 - PND-1 (riscaldatori a bassa pressione).

Cassette di carburante

Le barre di combustibile e i gruppi di combustibile sono soggetti a requisiti di elevata affidabilità per tutta la loro vita utile. La complessità della loro implementazione è aggravata dal fatto che la lunghezza del canale è di 7000 mm con un diametro relativamente piccolo e, allo stesso tempo, è necessario garantire il sovraccarico della macchina delle cassette sia quando il reattore è fermo sia quando il reattore è in funzione corsa.

Parametro Dimensione Grandezza Potenza massima del canale di tensione kW (termico) 3000-3200 Flusso del liquido refrigerante attraverso il canale alla massima potenza t/h 29,5-30,5 Contenuto massimo di vapore in massa all'uscita delle cassette % 19,6 Parametri del liquido di raffreddamento all'ingresso della cassetta Pressione kgf/cm2 79,6 Temperatura °C 265 Parametri del liquido di raffreddamento all'uscita della cassetta: Pressione kgf/cm2 75,3 Temperatura °C 289,3 Velocità massima SM 18,5 Temperatura massima: La superficie esterna del guscio, °C 295 Superficie della calotta interna °C 323

Macchina di carico e scarico (RZM)

Una caratteristica distintiva dell'RBMK è la capacità di ricaricare le cassette di carburante senza fermare il reattore alla potenza nominale. In realtà, questa è un'operazione di routine e viene eseguita quasi quotidianamente.
L'installazione della macchina sul canale corrispondente viene effettuata secondo coordinate e guida precisa al canale utilizzando un sistema ottico-televisivo, attraverso il quale è possibile osservare la testa della spina del canale, oppure utilizzando un sistema di contatto in cui un segnale viene generato quando il rilevatore tocca la superficie laterale della parte superiore del montante del canale.
Il REM è dotato di una custodia sigillata circondata da protezione biologica (contenitore), dotata di un caricatore rotante con quattro alloggiamenti per gruppi di carburante e altri dispositivi. La tuta è dotata di meccanismi speciali per eseguire lavori di sovraccarico.
Quando si ricarica il carburante, la tuta viene compattata lungo la superficie esterna del montante del canale e al suo interno viene creata una pressione dell'acqua pari alla pressione del liquido di raffreddamento nei canali. In questo stato, il tappo viene rilasciato, il gruppo del combustibile esaurito con sospensione viene rimosso, viene installato un nuovo gruppo del combustibile e il tappo viene sigillato. Durante tutte queste operazioni, l'acqua del metallo delle terre rare entra nella parte superiore del canale e, mescolandosi con il liquido di raffreddamento principale, viene rimossa dal canale attraverso la tubazione di uscita. Pertanto, quando si ricarica il carburante, viene assicurata la circolazione continua del liquido di raffreddamento attraverso il canale sovraccarico, mentre l'acqua dal canale non entra nel metallo delle terre rare.