고전력 채널 리액터. RBMK 고출력 채널 리액터 수리 기술의 기본 원리
오늘날 우리 원자력 에너지의 주요 원자로 중 하나가 된 원자로의 설계 및 작동에 대한 일반적인 아이디어를 제공해야하는이 기사는 RBMK-1000 원자로를 보여주는 도면에 대한 설명 텍스트 역할을하며, 하역 및 적재 기계(REM)의 작동을 설명하는 다이어그램).
RBMK 원자로를 갖춘 원자력 발전소의 본관은 각각 1000MW의 전력을 갖춘 두 개의 동력 장치로 구성되어 있으며, 공통 터보 발전기실과 원자로를 위한 별도의 공간이 있습니다. 동력 장치는 냉각수 순환 회로와 보조 시스템을 갖춘 원자로, 터빈 응축기의 물이 냉각수 순환 회로로 향하는 파이프라인 및 장비 시스템, 각각 500MW 용량의 터보 발전기 2개입니다.
냉각수는 물이며 두 개의 병렬 시스템을 통해 순환합니다. 각 시스템에는 2개의 분리기 드럼, 24개의 드롭 파이프, 4개의 흡입 및 압력 매니폴드, - 4개의 순환 펌프(그 중 3개는 작동 중이고 1개는 예비용), 22개의 그룹 분배 매니폴드, - 차단 및 제어 밸브가 포함되어 있습니다. .
분배 그룹 수집기에서 온도 270°C의 물은 차단 및 제어 밸브를 사용하여 개별 파이프라인을 통해 공정 채널로 분배됩니다. 연료 요소를 세척한 후 포화 온도까지 가열하고 부분적으로 증발하며 생성된 증기-물 혼합물도 각 채널의 개별 파이프라인을 통해 분리기 드럼으로 들어갑니다. 여기서 증기-물 혼합물은 증기와 물로 분리됩니다. 급수와 혼합되어 하강 기류를 통해 파이프는 주 순환 펌프로 보내지고 70kgf/cm2 압력의 포화 증기는 8개의 증기 라인을 통해 2개의 터빈으로 보내집니다. 터빈의 고압 실린더에서 작업한 후, 증기는 중간 분리기-과열기로 들어가 수분이 분리되고 250°C의 온도로 과열됩니다. 저압 실린더를 통과한 증기는 응축기로 들어갑니다. 응축수는 필터에서 100% 정화됩니다. 5개의 축열식 히터에서 가열된 후 탈기기로 들어가고 거기에서 165°C 온도의 물이 다시 분리기 드럼으로 펌핑됩니다. 단 한 시간 안에 펌프는 반응기를 통과합니다. 약 38,000톤의 물을 구동합니다. 원자로의 정격 화력은 3140MW입니다. 시간당 5400톤의 증기를 생산합니다.
원자로는 21.6 x 21.6 m, 깊이 25.5 m 크기의 정사각형 단면 콘크리트 샤프트에 위치하며, 원자로의 무게는 용접 금속 구조물을 사용하여 콘크리트로 전달되는 동시에 생물학적 보호 역할을 합니다. 케이싱과 함께 헬륨과 질소의 혼합물로 채워진 밀봉된 공동(흑연 스택이 위치한 반응기 공간)을 형성합니다. 가스는 벽돌의 온도를 유지하는 데 사용됩니다.
반응기의 상부 및 하부 금속 구조물은 보호재(사문석 암석)로 덮이고 질소로 채워져 있습니다. 물탱크는 측면 생물학적 보호용으로 사용됩니다.
흑연 스택은 공정(증기 생성) 채널과 제어 및 보호 시스템의 채널을 위한 중앙 구멍이 있는 흑연 기둥으로 조립된 수직 위치의 실린더입니다(다이어그램에는 표시되지 않음).
원자로 운전 중 흑연 감속재에서 약 5%의 열에너지가 방출되므로 흑연 블록의 필요한 온도 조건을 유지하고 흑연에서 흐르는 냉각수로의 열 제거를 향상시키기 위해 독창적인 고체 접촉 링 설계가 제안되었습니다. 채널. 분할 링(높이 20mm)은 인접한 각 링이 원통형 표면을 따라 채널 파이프 또는 흑연 벽돌 블록의 내부 표면과 확실하게 접촉할 수 있도록 채널 높이를 따라 서로 가깝게 배치됩니다. 뿐만 아니라 끝에는 두 개의 다른 링이 있습니다. 제안된 설계의 효율성은 열 벤치에서의 실험을 통해 테스트되었습니다. 레닌그라드 NPP 동력 장치의 작동 경험을 통해 흑연 링이 있는 채널을 기술 경로에 설치하고 제거할 수 있는 가능성과 단순성이 확인되었습니다.
기술 채널은 연료 집합체(FA)를 설치하고 냉각수 흐름을 구성하도록 설계된 용접 파이프 구조입니다.
채널의 상부와 하부는 스테인리스 스틸로 제작되었으며 높이 7m의 코어 내부에 직경 88mm, 벽두께 4mm의 중앙파이프는 니오븀( 2.5%). 이 합금은 강철보다 작고 중성자를 흡수하며 기계적 특성과 부식 특성이 높습니다. 채널의 중앙 지르코늄 부분과 강철 파이프 사이에 안정적인 밀폐 연결을 만드는 것은 어려운 작업이었습니다. 연결되는 재료의 선팽창 계수가 약 3배나 다르기 때문입니다. 확산 용접으로 만든 강철-지르코늄 어댑터 덕분에 이 문제를 해결할 수 있었습니다.
두 개의 연료 집합체가 있는 카세트가 기술 채널에 배치됩니다(이러한 채널은 1693개 있음). 각 어셈블리는 18개의 연료봉으로 구성됩니다. 연료 요소는 외경 13.6mm, 벽 두께 0.9mm의 지르코늄 합금 튜브로, 내부에 이산화우라늄 펠릿이 배치된 두 개의 끝 플러그가 있습니다. 전체적으로 우라늄-235 동위원소 1.8%를 함유한 약 190톤의 우라늄이 원자로에 적재됩니다.
우리나라에서는 세 가지 유형의 동력로가 개발되어 성공적으로 운영되고 있습니다.
채널 수-흑연 반응기 RBMK-1000(RBMK-1500);
압력 수압 용기 반응기 VVER-1000(VVER-440);
고속 중성자로 BN-600.
다른 국가에서는 다음과 같은 유형의 동력로가 개발 및 운영되었습니다.
가압수형 원자로 PWR;
가압비등수형 원자로 BWR;
채널 중수로 CANDU;
가스 흑연 용기 원자로 AGR.
원자로 노심에 장전되는 연료봉의 수는 5만개에 이른다. 설치, 재장전, 운송 및 냉각의 용이성을 위해 모든 동력로의 연료봉은 연료 집합체(FA)로 결합됩니다. 안정적인 냉각을 위해 연료 집합체의 연료봉은 스페이서 요소에 의해 서로 분리됩니다.
RBMK-1000 및 RBMK-1500 원자로의 연료 요소 및 연료 집합체
정사각형 그리드 피치가 250mm인 RBMK-1000 및 RBMK-1500 반응기의 코어에는 1693 및 1661 프로세스 채널이 있습니다. 연료 집합체는 각 채널의 지지 파이프에 위치합니다. 채널 파이프에 에프재결정 상태의 Zr+ 2.5% Nb 합금으로 제작된 80x4mm, OKH18N10T 강철로 제작된 팁을 확산 용접으로 양면에 부착하여 각 채널이 냉각수 수집기와 단단히 연결되도록 합니다.
이러한 채널 설계를 통해 원자로 가동 중일 때를 포함하여 재장전 기계를 사용하여 핵연료 집합체를 쉽게 장전 및 재장전할 수 있습니다. RBMK-1000 원자로의 채널에는 카세트가 장착되어 있으며, 서로 겹쳐진 두 개의 별도 연료 집합체로 구성되어 있으며 Zr+ 2.5% Nb 합금으로 만들어진 중공 지지대에 의해 단일 전체로 연결되어 있습니다( 에프 15x1.25mm). 지지봉의 공동에는 지르코늄 합금으로 만들어진 별도의 관형 쉘에 에너지 방출 모니터링 센서 또는 추가 중성자 흡수 장치가 위치하여 원자로 노심의 에너지 방출을 평준화하는 역할을 합니다.
그림 1. RBMK-1000 원자로의 FA
각각의 상부 및 하부 연료 집합체(그림 1)는 18개 조각의 평행한 연료봉 묶음으로 구성되며, 고정된 반경 단계를 갖는 동심원으로 배열되어 연료봉의 전체 사용 수명 동안 안정적인 열 제거를 생성합니다. . 연료봉의 고정은 지지 중앙봉으로 형성된 프레임과 각 연료 집합체의 높이를 따라 균일하게 배치된 10개의 스페이서 그리드에 의해 보장됩니다. 스페이서 그리드는 개별 모양의 셀로 조립되어 지점에서 함께 용접되고 테두리로 외부에 고정됩니다. 각 셀에는 0.1~0.2mm 길이의 내부 돌출부가 있습니다. 바깥쪽 줄의 셀에 4개, 안쪽 줄의 연료봉 셀에 5개가 있으며 장력으로 단단히 고정되어 셀을 통과한 연료봉을 고정합니다. 이는 난류 냉각수 흐름의 영향으로 구조의 진동에 의해 여기될 수 있는 셀 내 연료 요소의 방사형 이동을 방지합니다. 이러한 방식으로, 연료 요소 클래딩이 셀의 금속에 닿는 곳에서 프레팅 부식이 발생하지 않습니다. 격자는 스테인리스 오스테나이트 강철로 만들어졌습니다(재료를 지르코늄 합금으로 대체하는 작업이 진행 중입니다). 스페이서 그리드는 지지봉 연료봉 다발을 따라 자유롭게 이동할 수 있지만, 연료봉 축에 대한 그리드의 회전은 제외됩니다.
연료봉은 링 잠금 장치를 사용하여 지지 격자의 한쪽 끝을 부착하고 모양 팁의 컷아웃에 압착됩니다. 연료봉의 다른 쪽 끝은 자유롭게 유지됩니다. 지지 그리드(끝)는 지지 막대의 축 방향 절반에 단단히 부착됩니다.
연료 요소의 일반적인 모습은 그림 2에 나와 있습니다. 연료봉 전체 길이는 3644mm, 연료심 길이는 3430mm이다.
연료봉 피복재와 끝부분의 재질은 재결정 상태의 Zr+1% Nb 합금입니다. 쉘 직경 13.6mm, 벽 두께 0.9mm. 연료는 높이가 지름에 가깝고 끝에 구멍이 있는 소결된 이산화우라늄 덩어리입니다.
연료 기둥의 평균 질량은 3590g이고 최소 밀도는 10.4g/cm 3 입니다.
정제와 껍질 사이의 직경 간격은 0.18-0.36mm입니다. 쉘에서 연료 펠렛은 가스 수집기에 위치한 코일 스프링에 의해 압축되어 가스 핵분열 생성물의 압력을 감소시킵니다. 평균 기하학적 매개변수에서 총 부피에 대한 쉘 아래 자유 부피의 비율은 0.09입니다.
그림 2. RBMK 원자로 연료봉: 1 - 플러그, 2 - 연료 펠렛, 3 - 쉘, 4 - 스프링, 5 - 부싱, 6 - 팁
원자력 발전소의 우라늄-흑연 원자로 채널 설계
RBMK-1000 채널의 연료 생성 부분
(그림 2.31) 두 개의 핵연료 집합체, 즉 지지 중앙 막대, 생크, 막대 및 팁으로 구성됩니다. 연료 집합체는 직경 13.5x0.9mm의 막대형 연료봉 18개, 프레임 및 패스너로 조립됩니다. FA는 상호 교환 가능합니다. 프레임은 한쪽 끝과 10개의 스페이서 그릴이 고정되는 중앙 파이프로 구성됩니다. 스페이서 그리드는 필요한 것을 보장하는 역할을 합니다.
연료 집합체의 단면에서 연료 요소의 위치는 중앙 튜브에 장착됩니다. 스페이서 그리드를 고정하면 연료 요소의 열 팽창 중에 축을 따라 3.5m 거리만큼 이동할 수 있습니다. 가장 바깥쪽 스페이서 그리드는 빔의 비틀림에 대한 강성을 높이기 위해 키에 장착됩니다.
스페이서 그리드는 벌집 구조이며 중앙, 중간 극, 12개의 주변 셀 및 림으로 조립되어 점용접으로 서로 연결됩니다. 림에는 스페이서 돌출부가 제공됩니다.
쌀. 2.31. FA RBMK-1000:
1 - 정지; 2 - 어댑터; 3 - 생크; 4 - 연료봉; 5 - 지지대; 6 - 부싱; 7 - 팁; 8 - 너트
끝에 있는 연료 집합체의 중앙 튜브에는 채널에서 연료 집합체를 서로 결합하기 위해 직경의 절반인 직사각형 절단부가 있습니다. 이는 두 연료 집합체의 연료봉의 필요한 정렬을 보장하고 서로에 대한 회전을 방지합니다.
연료 요소는 핵연료 집합체의 엔드 그리드(노심 상부 및 하부 경계)에 단단히 고정되어 있으며, 원자로 작동 시 열팽창으로 인해 노심 중앙의 간격이 선택됩니다. 노심 중심 연료봉 사이의 거리를 줄이면 열서지가 줄어들고, 연료봉 플러그 구역의 연료와 구조재의 온도가 낮아진다. 노심 높이에 두 개의 핵연료 집합체를 사용하면 각 집합체가 높이에서 최대 및 최소 에너지 방출 영역에서 작동할 수 있습니다.
로드와 스페이서 그리드를 제외한 연료 집합체의 모든 부품은 지르코늄 합금으로 만들어집니다. 어셈블리와 서스펜션을 연결하는 역할을 하는 로드와 스페이서 그리드는 X18N10T 스테인리스 스틸로 만들어졌습니다.
RBMK-YOO 원자로의 열수력 및 강도 특성을 분석한 결과, 시설 출력을 높이기 위한 가용 매장량이 밝혀졌습니다. 공정 채널의 임계 출력 증가, 즉 수용할 수 없는 지르코늄 클래딩 온도 증가와 함께 연료 요소 표면에서 열 전달 위기가 발생하는 출력은 열 전달 강화제를 도입하여 달성되었습니다. 연료 집합체에 들어갑니다. 냉각수 흐름의 축방향 소용돌이가 있는 강화 그리드를 사용하면 RBMK-1000 프로세스 채널의 용량을 1.5배 늘릴 수 있습니다. RBMK-1500 핵연료 집합체의 설계는 스페이서 강화 그리드가 상부 핵연료 집합체에 사용된다는 점에서 RBMK-1000 핵연료 집합체의 설계와 다르며, 그 외에는 핵연료 집합체의 설계에 근본적인 차이가 없습니다. 순환 회로의 저항을 유지하는 것은 냉각수 흐름을 줄임으로써 달성됩니다.
연료 집합체의 출력이 증가하면 연료 요소의 선형 출력이 550W/cm로 증가합니다. 국내외 경험에 따르면 이 정도의 선형적 힘은 한계가 아닙니다. 미국의 여러 관측소에서 최대 선형 출력은 570-610W/cm입니다.
작동 중 기술 채널의 하우징을 설치 및 교체하고 채널에 대한 흑연 벽돌의 안정적인 열 제거를 구성하기 위해 중간 부분에 "단단한 접촉"링이 있습니다(그림 2.32). 20mm 높이의 분할 링은 인접한 각 링이 원통형 표면을 따라 채널 파이프 또는 흑연 벽돌 블록의 내부 표면과 안정적으로 접촉하는 방식으로 채널 높이를 따라 서로 가깝게 배치됩니다. 결국 서로처럼. 최소 허용 간격 채널-링 및 링-블록은 흑연의 복사 수축 및 결과적으로 채널 직경의 증가로 인해 채널이 벽돌에 막히지 않는 조건에서 결정됩니다.
파이프 재료의 크리프. 간격이 약간 증가하면 석조 흑연에서 열 제거가 저하됩니다. 채널 본체 상부에는 여러 개의 부싱이 용접되어 원자로의 금속 구조물에서 열 제거를 개선하여 방사선 안전을 보장하고 채널 본체 제조를 위한 기술 기반을 마련하도록 설계되었습니다.
쌀. 2.32. 흑연 벽돌에 기술 채널 설치:
1- 파이프(Zr+2.5% Nb 합금); 2 - 외부 흑연 링; 3 - 내부 흑연 링; 4 - 흑연 벽돌
이미 언급한 바와 같이, 지르코늄 합금은 주로 원자로 노심 요소의 제조에 사용되며, 이는 특정 특성을 최대한 활용합니다.
"투명성", 내열성, 부식 및 방사선 저항성 등 원자로의 다른 부품을 제조하려면 더 저렴한 재료인 스테인레스 스틸이 사용됩니다. 이러한 재료의 조합은 재료 및 기술과 관련된 경제적 고려 사항뿐만 아니라 설계 요구 사항에 따라 결정됩니다. 지르코늄 합금과 철강의 물리적, 기계적, 기술적 특성의 차이로 인해 연결 문제가 발생합니다.
산업용 원자로에서는 강철과 지르코늄 합금을 기계적으로 연결하는 것이 알려져 있습니다. 예를 들어 캐나다 Pickering-2, -3 및 -4 원자로에서는 지르코늄 합금으로 만든 채널 파이프와 강화 스테인리스 강으로 만든 끝 피팅을 연결합니다( 그림 2.33)은 롤링을 이용하여 제작하였다. 그러나 이러한 화합물은 200~250°C의 온도에서 만족스럽게 작동합니다. 융합 용접(아르곤-아크)과 고상 용접에 의한 강철과 지르코늄 간의 접합이 해외에서 연구되었습니다. 아르곤-아크 용접은 고상 용접보다 높은 온도에서 수행되며, 이로 인해 접합 영역에 부서지기 쉬운 금속간 화합물 층이 형성되어 용접의 기계적 및 부식 특성에 부정적인 영향을 미칩니다. 지르코늄 합금을 고상 강철과 접합하기 위해 연구되고 있는 방법으로는 폭발 용접, 접합 단조, 스탬핑, 압력 용접, 접합 프레싱, 저항 브레이징, 마찰 용접 등이 있습니다.
그러나 이러한 모든 연결은 RBMK 반응기 프로세스 채널의 파이프에 적용할 수 없습니다.
다른 매개변수 하에서 작업하려면 필요한 밀도와 강도를 제공할 수 없습니다.
원자로 노심에 위치한 RBMK 채널의 중간 지르코늄 부분은 특수 강철-지르코늄 어댑터를 사용하여 스테인리스강 끝 조립체에 연결됩니다. 강철-지르코늄 어댑터는 확산 용접으로 생산됩니다.
용접은 고온으로 가열된 지르코늄 합금 부품과 스테인레스 스틸 부품을 서로 강하게 눌러 진공 챔버에서 수행됩니다. 기계 가공 후 어댑터가 얻어지며 한쪽 끝은 지르코늄 합금이고 다른 쪽 끝은 스테인레스 스틸입니다. 지르코늄 합금(a = 5.6 * 10 -6 1/°C)과 강철 0Х18Н10Т(a = 17.2 * 10 -6 1/°C)의 선형 팽창 계수의 큰 차이와 관련하여 발생하는 응력을 줄이기 위해, 바이메탈 열간 압착 파이프로 만든 붕대가 사용됩니다(강철 등급 0Х18Н10Т + 강철 등급 1Х17Н2)(a=11*10 -6 1/°С).
외경 88, 벽 두께 4mm의 지르코늄 파이프와 어댑터의 연결은 전자빔 용접으로 수행됩니다. 용접부에는 메인 파이프와 동일한 강도 및 부식 특성 요구 사항이 적용됩니다. 전자빔 용접의 개발된 모드, 용접 및 열 영향부의 기계적 및 열 처리 방법 및 모드를 통해 신뢰할 수 있는 진공 밀폐 강철-지르코늄 용접 조인트를 얻을 수 있었습니다.
채널형 원자로의 2차 수명
내년은 채널형 원자로 발전소가 처음 가동된 지 70주년이 되는 해입니다. 오늘날 기술 개발이 거부되는 이유는 무엇이며 이에 동의하지 않는 사람은 누구입니까? JSC NIKIET의 부서장이자 전력 채널 원자로 플랜트의 수석 설계자 Alexey Slobodchikov가 설명하고 답변합니다.
먼저, 채널 반응기의 역사에 대해 몇 마디 하겠습니다. 그들의 모습은 군공업 단지와 에너지 부문 모두 원자력 산업 자체의 출현과 밀접한 관련이 있습니다.
첫 번째 채널 원자로는 1948년 6월 19일 첼랴빈스크 지역에서 발사되었습니다. 산업용 원자로 A의 개발은 수석 설계자 Nikolai Antonovich Dollezhal이 수행했으며 과학 프로젝트는 Igor Vasilyevich Kurchatov가 주도했습니다. 물론 원자로의 주요 목적은 무기급 플루토늄을 생산하는 것이었고, 채널 원자로 산업 발전의 첫 번째 단계는 국방 문제와 불가분의 관계가 있습니다.
최초의 원자로는 순전히 실용적이었습니다. 이는 흐름도와 폐쇄 루프가 없음을 기반으로 합니다. 운영 솔루션을 개발하는 과정에서 원자로를 에너지 단지의 일부로 고전적인 산업적 의미로 사용하는 것이 가능해졌습니다. 이 임무를 최초로 실현한 것은 1958년에 건설된 시베리아 원자력 발전소의 원자로였습니다. 그 기간 동안 평화적 목적으로 원자력을 사용할 가능성이 열리기 시작했습니다.
채널형 우라늄-흑연 원자로를 갖춘 최초의 원자력 발전소가 오브닌스크에 건설되었습니다. 에너지 표준에 따라 AM 원자로는 전력이 5MW에 불과했습니다. 그럼에도 불구하고, 그 생성, 설계 및 운영(주로 연구 모드에서)을 통해 원자로에서 전기를 생성하는 동안 재료 및 그 동작에 대한 연구와 관련된 문제를 해결할 수 있었습니다.
출발점
오브닌스크 원자력 발전소 시운전 후 다음 단계는 벨로야르스크 발전소이다. 이 프로젝트는 그 당시뿐만 아니라 원자로 엔지니어링 전반에 있어서도 대담했습니다. Beloyarsk NPP에서는 핵 증기 과열 기술이 구현되어 발전소의 효율성을 크게 높이고 화석 연료를 사용하는 발전소의 일반적인 지표에 더 가까워졌습니다. 그 후 1960~1970년대에 RBMK-1000 원자로의 개발 및 건설을 시작할 기회가 생겼습니다.
RBMK-1000 원자로의 발사는 국가 경제에서 원자력 에너지를 대규모로 활용하는 출발점이 되었습니다. 이는 최초의 백만 개가 넘는 블록이었으며 오랫동안 그러한 용량을 보유한 유일한 블록이었습니다.
RBMK 원자로를 갖춘 최초의 동력 장치는 1973년 12월 레닌그라드 원자력 발전소에서 발사되었습니다. 이후 1970년대부터 1980년대까지 RBMK 원자로를 갖춘 17개의 동력 장치가 연속적으로 시운전되었습니다.
오늘날 러시아에는 레닌그라드, 쿠르스크, 스몰렌스크 원자력 발전소 현장에서 이러한 발전소가 11개 가동되고 있습니다. 4개의 동력 장치가 우크라이나에 건설되었고, 리투아니아 SSR 영토에 2개가 더 건설되었습니다. 후자의 전력은 1.5배 증가하여 최대 1500MW(공칭 전력)까지 증가했습니다. 이 전력 장치는 당시 가장 강력했으며, 러시아 원자력 산업의 가까운 미래에도 개별 전력 장치의 전력에 대한 한계는 여전히 남아 있습니다.
전기
알렉세이 블라디미로비치 SLOBODCHIKOV
1972년생. 모스크바 주립 공과대학교를 졸업했습니다. N. E. Bauman은 원자력 발전소 학위를 취득했습니다.
1995년부터 그는 JSC NIKIET에서 일하고 있습니다. 현재 그는 전력 채널 원자로 플랜트의 수석 설계자이자 부서장직을 맡고 있습니다.
RBMK 원자로의 자원 특성 복원 작업에 대한 기여로 저자 팀의 일원인 A. Slobodchikov가 러시아 연방 정부 상을 수상했습니다. NIKIET가 업계 선두 기업, 러시아 과학 및 산업계와 함께 개발한 이 고유한 기술의 창출 및 산업적 구현을 통해 대체 용량이 시운전될 때까지 러시아의 통합 에너지 시스템에서 이러한 원자로를 갖춘 원자력 발전소를 유지하는 것이 가능해졌습니다.
RBMK의 현재, 과거, 미래에 대하여
에너지 균형에서 RBMK 원자로의 비율에 대해 이야기하면 이 수치는 연도에 따라 약 39~41% 변동합니다. 지금까지는 1970년대~1980년대에 제작된 장치만 계속 사용되고 있습니다. 그 중 첫 번째는 1973년에 출시되었고 가장 어린 것(스몰렌스크 역의 세 번째 블록)은 1990년에 출시되었습니다. 우라늄-흑연 원자로의 작동 경험을 고려하여 RBMK의 사용 수명은 설계 단계에서 30년으로 결정되었습니다.
여기에 작은 메모를 할 가치가 있습니다. RBMK 원자로에 대해 구체적으로 말하면 전체 채널 부문의 개발 역사는 특정 순간의 최신 기술에 따라 개선 및 현대화 과정입니다. 예를 들어, 1973년의 원자로(레닌그라드 원자력 발전소 등)의 기술적 조건을 오늘날 우리가 갖고 있는 것과 비교하는 것은 불가능합니다. 40년이 넘는 기간 동안 제어 시스템, 안전, 연료 주기 자체, 노심의 물리적 측면에서 중요한 변화가 일어났습니다.
체르노빌 사고는 일반적으로 수로 및 세계 원자로 건설 개발 역사에서 검은 페이지가 되었습니다. 그러나 그 후에 적절한 결론이 도출되었습니다. 이제 RBMK 원자로를 '체르노빌형 원자로'라고 부르는데 이는 완전히 정확한 정의는 아닙니다. 과거의 것과 오늘날의 것을 비교하는 것은 불가능합니다. 제가 언급한 지속적인 현대화 과정은 1990~2000년대 전환기에 원자로의 수명을 45년으로 연장하는 문제를 제기하는 것을 가능하게 했습니다. 이에 따라 레닌그라드 원전 1호기의 수명 연장은 2018년 종료되고, 스몰렌스크 3호기의 운영은 2035년 종료된다.
흑연 요소 및 곡률 예측 정보
채널 반응기에는 다양한 유형이 있습니다. 예를 들어, 캐나다에서는 원자력 에너지의 기초가 중수를 사용하는 CANDU 원자로입니다. 우리나라에서는 우라늄-흑연 채널 원자로만 운영되고 있습니다. 흑연은 사소한 재료가 아니며 그 특성은 강철이나 콘크리트와 유사하지 않습니다. 활성 영역의 요소인 흑연에 대한 연구는 산업용 장치의 작동 첫날부터 시작되었습니다.
그럼에도 불구하고 이 물질은 고온 및 고에너지 흐름의 영향으로 분해될 수 있다는 것이 분명했습니다. 동시에 흑연의 물리적, 기계적 특성과 그 형상의 변화는 코어 전체의 상태에 영향을 미칩니다. 소련 과학자들만이 이 문제를 자세히 연구한 것은 아닙니다. 흑연 상태의 변화는 미국 동료들에게도 흥미로웠습니다.
주요 문제 중 하나는 흑연 요소의 기하학적 구조를 변경하는 것입니다. RBMK 원자로 노심은 흑연 기둥으로 구성됩니다. 각 기둥의 높이는 8m이며 14개의 흑연 블록(높이 600mm, 단면적 250x250mm의 평행육면체)으로 구성됩니다. 총 25,000개의 열이 있습니다.
노심 자체의 높이는 7미터이고, 그 안에 위치한 연료 집합체의 길이도 7미터이며, 연료 모듈의 전체 길이는 16미터입니다.
활성 영역은 단일 전체이므로 체인을 따라 한 요소의 변경 사항(누적 효과)이 먼저 인근 영역으로 전송되고 이후 활성 영역의 전체 형상을 덮을 수 있다는 점을 이해해야 합니다. 흑연 블록 변화의 가장 부정적인 요인 중 하나는 기둥의 곡률과 그에 따른 연료 채널 및 제어봉 채널의 편향입니다.
물론 설치 중에는 모든 기둥이 수직이지만 작동 중에는 수직성이 손실됩니다. 역사를 다시 살펴보면 산업용 장치와 최초의 우라늄-흑연 원자로의 경우 이 과정이 가동 첫 해에 시작되었음을 알 수 있습니다. 동시에 이 현상의 메커니즘도 이해되었다. RBMK 원자로 개발 과정에서 일부 공정은 설계 솔루션으로 인해 방지되었습니다.
변경 사항을 완전히 제거하는 것은 불가능합니다. 그들의 모습을 예측하기는 어렵습니다. 원자로 수명이 45년이므로 변화 과정은 43~44년에 활성화 단계에 들어갈 것으로 가정되었습니다. 그러나 40년차를 맞이하면서 문제가 발생했다는 사실이 드러났다. 즉, 예측오차는 약 3년 정도였다.
2011년 레닌그라드 스테이션의 첫 번째 동력 장치에서 공정 채널의 곡률(핵연료-연료 어셈블리가 설치됨), 제어 채널 및 보호봉 채널과 같은 기하학적 변화가 기록되었습니다. RBMK를 작동하려면 안전을 결정하는 매개변수를 지속적으로 모니터링해야 한다는 사실에 주목하고 싶습니다. 초음파 테스트를 통해 채널의 직경과 곡률, 무결성, 요소의 상호 상태를 모니터링하여 다양한(공칭 및 과도 모드 모두) 모드에서 성능을 결정합니다. 계획된 모니터링 중에 변경 프로세스의 시작이 발견되었을 때 명확해졌습니다. 프로세스가 시작되면 속도가 상당히 빨라질 것입니다. 이러한 조건에서 원자로 발전소를 운영하려면 추가적인 솔루션이 필요합니다.
RBMK 원자로의 주요 지표
올바른 솔루션 찾기
프로세스 채널과 제어봉이 구부러지면 먼저 제어 및 보호 시스템의 액추에이터와 기하학적 변화 조건에서 연료 집합체의 무조건적인 작동성을 보장해야 합니다.
또한 강도 특성을 유지하기 위해 처짐 조건에서 작동하는 기술 채널의 능력을 확인하는 것도 필요합니다. Leningradskaya 역의 첫 번째 블록에서 기술 채널 수는 1693개이며 곡률 조건에서 작동할 때 성능 측면에서 위험에 처한 채널은 하나도 없습니다.
또 다른 중요한 점은 연료 집합체의 적재 및 하역과 관련된 모든 기술 작업이 보장되어야 한다는 것입니다. 장점이기도 한 RBMK 원자로의 특징은 지속적인 과부하 조건에서 작동할 수 있다는 것입니다. 이 설계는 전원에서 직접 작동하는 동안 과부하를 허용합니다. 이는 유연한 연료주기, 코어 형성 및 연소도 증가를 제공합니다. 실제로 이것이 경제성을 결정합니다. 원자로는 캠페인으로 작동하지 않고 지속적인 과부하 모드로 작동합니다.
2011년에는 레닌그라드 발전소에서 최대 100mm의 편향 조건에서 원자로 발전소 요소의 작동성을 확인하는 여러 작업이 수행되었습니다. 그 후, 강화된 매개변수 제어 하에 레닌그라드 NPP의 첫 번째 동력 장치가 짧은 시간 동안 가동되었습니다. 7개월 후 확장된 형상 제어를 위해 다시 중단되었습니다. 흑연 스택의 모양 변경과 관련된 프로세스 개발이 기록되었습니다. 그런 다음 원자로의 추가 작동이 불가능하다는 것이 분명해졌습니다. 2012년 5월, 레닌그라드 역의 첫 번째 동력 장치가 중단되었습니다.
동시에 레닌그라드 NPP의 두 번째 발전소와 쿠르스크 원자력 발전소의 두 번째 발전소에서 변화의 시작이 기록되었습니다. 확인된 편향은 프로세스가 활성 단계에 접근하고 있음을 나타냅니다.
RBMK 원자로를 갖춘 레닌그라드, 쿠르스크, 스몰렌스크 원자력 발전소의 모든 발전 장치에 적용할 수 있는 솔루션이 필요했습니다. 여러 가지 방법이 고려되었습니다. 곡률을 제어하는 수동적 방법을 사용하는 것이 가능했지만 흑연 분해 과정과 결과적으로 모양 변화가 손상 요인 수준과 관련이 있다는 것이 분명해졌습니다. 우선, 온도와 빠른 중성자 플럭스가 있습니다.
따라서 이 프로세스를 제어하는 수동적 방법은 다음과 같습니다. 상당한 효과가 나타나도록 전원 장치의 전력을 최대 50%까지 급격하게 감소시킵니다. 또는 계절 모드에서의 작동. 즉, 장치는 4개월 동안 작동되고 몇 달 동안 그대로 유지됩니다. 그러나 이러한 방법은 변화 과정이 아직 진행되지 않은 원자로에만 적합했습니다.
당시 우리가 불렀던 두 번째 방향은 수리 기술의 개발 및 구현입니다. 이를 주기적으로 사용하면 원자로 발전소를 더 오랫동안 운영할 수 있습니다.
왜 수리 가능성에 대해 이야기 했습니까? 이 질문에 대답하려면 산업용 장치의 경험으로 돌아가야 합니다. 왜냐하면 형상 변경 문제는 수십 년 동안 존재해 왔기 때문입니다. 시베리아 원자력 발전소 EI-2의 원자로에서 상당한 채널 편향이 기록되었습니다. RBMK 반응기의 경우 편향이 100mm인 경우 EI-2 반응기의 공정 채널 편향은 400mm에 도달했습니다.
산업용 장치의 예를 사용하여 다양한 기술 기법을 사용하여 흑연 벽돌의 부분 수리 가능성을 보여주었습니다. RBMK 원자로 자체의 경험조차도 흑연 스택이 복잡하고 큰 요소이지만 어느 정도 수리가 가능하다는 것을 나타냅니다. RBMK가 있는 각 전원 장치에서 기술 채널이 교체되었습니다. 이는 무엇보다도 흑연 벽돌에 대한 영향 때문이었습니다.
핵심 수리 분야의 설계 연구소와 공장에서 직접 축적된 광범위한 경험을 통해 새로운 수리 기술을 창출하고 구현하는 것이 가능해졌습니다.
산업용 장치에 사용되는 기술적 방법을 분석한 결과 여러 가지 이유로 RBMK 원자로에 사용이 불가능한 것으로 나타났습니다. RBMK 조건에서는 일부 작업이 효과적이지 않습니다. 다른 것들은 디자인 특징의 관점에서 불가능합니다. 엔지니어와 디자이너는 새로운 솔루션을 찾기 시작했습니다. 개별 흑연 블록의 형상 변화 및 기하학적 변화의 원인에 직접적인 영향을 줄 수 있는, 즉 가로 크기를 줄일 수 있는 기술이 필요했습니다.
문제의 규모로 인해 RBMK 원자로의 점진적인 해체가 필요했습니다. 2012년 - 첫 번째, 2013년 - 레닌그라드 역의 두 번째 블록; 2012년 - 쿠르스크 역의 두 번째 블록; 2012~2014년 동안 RBMK 원자로의 절반이 해체될 예정이었습니다. 이는 러시아 전체 원자력 발전량의 20~25%에 해당합니다!
대부분의 전문가들은 산업용 기기에 적용할 수 있는 방법이 원자로의 경우 다양한 특성으로 인해 원하는 효과를 얻지 못할 것이라는 점을 이해하고 있었습니다.
연도별 RBMK를 사용한 NPP 수익
RBMK 적용 원전 누적 수익(2014~2035)
결정을 내리다
마침내 2012년 6월 흥미로운 기술 제안이 등장했습니다. 한 달 후인 7월, Sergei Vladilenovich Kiriyenko의 지도력 하에 레닌그라드 NPP에서 회의가 열렸고, 그 결과 초안 수리 프로그램을 개발하고 구현하기로 결정했습니다.
그 당시에는 누구도 성공을 보장할 수 없었습니다. 제안된 기술적 방법은 복잡했습니다. 우선, 모든 작업은 직경 113mm의 구멍에서 약 18m 깊이의 로봇 시스템을 통해 수행되어야 했기 때문입니다. 또한 특정 기둥 하나가 아닌 원자로 전체를 수리했습니다.
레닌그라드 역의 첫 번째 동력 장치에 대한 작업은 2013년 1월 첫 10일에 시작되었습니다.
6개월 만에 전체 운영 단지가 고려된 것으로 나타났습니다. 이는 기술 단지의 세 명의 대체 개발자(JSC NIKIMT-Atomstroy 및 Rosatom 외부의 두 조직)가 참여하는 강렬하고 다각적인 작업이었습니다.
기술적 수단의 개발은 문제 해결의 시작이었다. 이와 동시에 수리 기술의 영향과 함께 곡률 조건에서 코어의 모든 요소를 작동할 수 있는 가능성을 확인하고 연구하기 위해 복잡한 계산, 과학 및 실험 작업이 수행되었습니다.
원자로 시설에 들어가기 전에는 개발 중인 장치의 시운전을 위해서라도 대규모 기술 시험이 필요했다. 물론 어떤 행동이든 되돌릴 수 없기 때문에 우선 원칙은 “해를 끼치지 않는다”였습니다. 따라서 기술과 장비의 개발 단계에서 모든 단계를 검증하는 것이 필요했습니다.
Elektrogorsk에 있는 ENITs 연구소에서는 다른 테스트를 위해 이전에 제작된 스탠드에서 흑연 기둥을 절단하고 흑연 벽돌 요소에 힘을 가하는 장비에 대한 전체 규모 테스트를 수행했습니다. 방사선 안전 보장 문제에 특별한 관심이 기울여졌습니다. 흑연(방사성 물질)을 제거하기 위해 기계적 작업을 수행할 때 환경과 접촉해서는 안 된다는 점을 고려해야 합니다.
이 모든 것은 테스트 벤치 조건에서 철저하게 테스트되었습니다. 다시 한 번 강조하겠습니다. 우리는 그러한 작업에 대한 경험이 없었기 때문에 모든 준비 과정이 점진적으로 수행되었습니다. 모든 기술 자료는 Rostechnadzor의 철저한 검사를 거쳤습니다. 필요한 경우 조정이 이루어지고 추가되었습니다. 이 모든 절차를 마친 후에야 우리는 허가를 받고 레닌그라드 역에서 작업을 시작했습니다. 처음 9개 셀, 1개 행, 그 다음 3개 행, 5개 행 등 여러 단계로 수행되었으며 그 후에야 기술의 효율성과 전체 장치에 대한 적용 가능성에 대한 결정이 내려졌습니다.
기술은 그대로
흑연조적의 형상변화의 근본원인은 흑연블록의 기하학적 변화이다. 장기간 사용하면 흑연은 소위 "팽윤" 단계에 들어갑니다. 온도와 에너지에 가장 많이 노출되는 흑연 층은 밀도를 증가시킵니다. 그리고 흑연 블록의 바깥층은 계속해서 수축됩니다. 내부 응력이 발생하여 균열이 형성됩니다.
흑연 블록의 수직 균열 폭은 시간이 지남에 따라 증가합니다. 따라서 원래 250x250mm였던 흑연 블록의 기하학적 치수는 255x257mm로 증가합니다. 벽돌에는 수천 개의 흑연 블록이 서로 접촉하고 있기 때문에 그 안에 많은 수의 균열이 나타나고 기하학적 치수가 증가하면 서로 밀기 시작하고 점차적으로 중심에서 이동한다는 사실로 이어집니다. 주변으로 이동하여 기하학의 변화를 결정합니다.
곡률의 출현은 주변에서 감소하는 선반처럼 보이는 중성자 플럭스와도 관련이 있습니다. 실제로 이 선반 전체가 같은 방식으로 작동합니다. 한 줄에 24개의 흑연 블록이 있고 각각은 이웃을 밀어냅니다. 첫 번째 블록이 2mm만큼 밀리고 다음 블록이 2mm만큼 밀렸다고 가정해 보겠습니다. 이 모든 것이 합산되고 결과적으로 주변에 상당히 높은 편향 화살표가 나타납니다.
이 프로세스의 메커니즘은 레닌그라드 기지의 첫 번째 동력 장치를 측정하는 동안 확인되었으며 이를 통해 수리 기술을 개발할 수 있었습니다. 균열 형성 및 기하학적 증가와 관련된 반발력은 전체 흑연 벽돌 모양 변화의 근본 원인입니다. 따라서 결론은: 완화 조치로서 흑연 블록의 가로 치수를 줄이는 것이 필요하다는 것입니다.
전체 기술은 부정적인 요소가 크기 증가라면 긍정적인 요소는 크기가 감소한다는 사실에 기초합니다. 이 기술에는 중간 단계에서 멈추지 않고 하나의 셀에 대한 세 가지 작업이 포함되며, 언뜻 보기에는 매우 간단해 보입니다. 첫째, 절단 도구를 사용하여 흑연 블록을 수직으로 절단합니다. 절단 폭은 12mm에서 36mm까지 순차적으로 변경됩니다. 흑연 블록은 양쪽에서 절단되고 "과잉"은 프로세스에서 제거됩니다. 두 번째 작업은 가공된 절단 흑연 블록을 하나로 모으는 작업입니다. 세 번째 작업은 구멍을 복원하는 것입니다.
원자로의 기하학적 구조를 전체적으로 복원하기 위해 중앙 주변에 위치한 셀의 영향을 고려하고 그 반대의 계획도 개발 중입니다. 이러한 상호 영향은 수리 계획을 선택할 때 결정적인 요소이며, 이는 결국 작업량에 영향을 미칩니다. 따라서 Leningradskaya 역의 첫 번째 블록의 경우 2013년 수리량은 총 1,693개 셀 중 300개 셀에 달했습니다.
수리 기술의 기본 원리
수리를 위해 전체 곡률을 줄여 원자로가 계속 작동할 수 있도록 셀의 설계 및 기하학적 위치를 선택합니다.
수리 기술 개발 및 구현과 함께 작업이 완료된 후 진행 중인 변형 조건에서 원자로 발전소의 모든 요소를 작동할 수 있는 가능성을 확인하기 위해 일련의 과학적, 기술적, 계산적 조치가 수행되고 있습니다.
NIKIET, VNIIAES, VNIIEF, OKBM im. 등 많은 산업 기업들이 수리 후 원자로 발전소 운영 가능성을 입증하는 작업에 참여했습니다. I. I. Afrikantova, ENITs, NIKIMT.
전반적인 코디네이션은 NIKIET에서 진행하였습니다. 그는 또한 레닌그라드 원자력 발전소의 동력 장치 개발, 타당성 조사 및 수리 분야의 종합 계약자로 일했습니다.
일반업무
이렇게 많은 참여자가 참여했기 때문에 상호작용에는 문제가 없었습니다. 레닌그라드 원자력 발전소에서의 작업은 기술 개발 및 구현, 수리 수행, 추가 운영 가능성 정당화, 최적 조건 결정 등의 결과를 달성하는 공통 원인의 놀라운 사례 중 하나가 되었습니다. 모든 작업을 수행할 때 흑연의 추가 저하와 그에 따른 형상 변화도 고려되었습니다.
레닌그라드 역의 첫 번째 블록은 2013년 11월에 개통되었습니다. 결정이 내려진 순간부터 동력 장치를 가동하기까지 1년 남짓의 시간이 흘렀습니다. 그 결과, 유사한 작업을 반복함으로써 흑연 스택의 기능을 복원하고 원자로의 수명을 연장할 수 있는 기술 솔루션을 개발했습니다.
자원 특성 복원 절차의 또 다른 특징(수리라고 함)은 이 작업에서 새 원자로를 만드는 것이 불가능하다는 것입니다. 즉, 성형 과정은 계속됩니다. 제한된 수의 셀이 절단되어 복구할 수 없는 셀이 남으므로 성형 과정과 그에 따른 곡률이 계속됩니다. 순차제어를 통해 속도가 고정됩니다.
방법론은 다음을 의미합니다. 제어된 프로세스를 통해 수치 예측, 수리 시간, 구현 빈도 및 수리 간 서비스 간격이 결정됩니다. 물론 이 과정은 주기적으로 반복되어야 합니다. 현재까지 흑연 벽돌의 자원 특성 복원은 레닌그라드 역의 두 동력 장치, 즉 첫 번째와 두 번째, 그리고 쿠르스크 역의 첫 번째 단계(또한 첫 번째와 두 번째 동력 장치)에서 수행되었습니다.
2013년부터 2017년까지 기술이 크게 현대화되었습니다. 예를 들어, 작업을 완료하는 데 필요한 시간이 단축되고 기술 운영이 최적화되었으며 비용이 크게 절감되었습니다. 이는 Leningrad NPP의 동력 장치에 비해 거의 여러 배입니다. 기술이 산업 운영에 도입되었다고 말할 수 있습니다.
RBMK-1000 원자로의 일반 설계
원자력 발전소의 "심장"은 우라늄 핵분열의 연쇄 반응이 핵심에서 유지되는 원자로입니다. RBMK는 느린(열) 중성자를 사용하는 채널형 물-흑연 원자로입니다. 그 안의 주요 냉각수는 물이고 중성자 감속재는 원자로의 흑연 벽돌입니다. 석조물은 2488개의 수직 흑연 기둥으로 구성되어 있으며 밑면은 250x250mm이고 내부 구멍은 직경 114mm입니다. 1661 기둥은 연료 채널 설치용이고 211 - 원자로의 제어 및 보호 시스템 채널용이며 나머지는 측면 반사경입니다.원자로는 채널에 끓는 냉각수가 있고 포화 증기가 터빈에 직접 공급되는 단일 회로입니다.
노심, 연료봉 및 연료 카세트
RBMK의 연료는 이산화우라늄-235 U0 2이며, U-235에 따른 연료 농축도는 2.0~2.4%입니다. 구조적으로 연료는 소결된 이산화우라늄 펠렛으로 채워진 지르코늄 합금 막대인 연료 요소(연료 요소)에 위치합니다. 연료 요소의 높이는 약 3.5m, 직경은 13.5mm입니다. 연료봉은 각각 18개의 연료봉을 포함하는 연료 집합체(FA)로 포장됩니다. 직렬로 연결된 두 개의 연료 집합체는 높이가 7m인 연료 카세트를 형성합니다.물은 아래에서 채널로 공급되어 연료봉을 세척하고 가열하며 일부는 증기로 변합니다. 생성된 증기-물 혼합물은 채널 상부에서 제거됩니다. 물 흐름을 조절하기 위해 각 채널의 입구에 차단 및 제어 밸브가 제공됩니다.
전체적으로 핵의 직경은 ~12m, 높이는 ~7m이며 약 200톤의 우라늄-235를 함유하고 있습니다.
CPS
제어봉은 방사형 에너지 방출장(PC), 자동 출력 제어(AP), 원자로의 급속 정지(A3) 및 고도 에너지 방출장(USP) 제어를 제어하도록 설계되었으며 USP 막대는 다음과 같습니다. 3050mm 길이는 코어에서 아래쪽으로 제거되고 나머지는 모두 5120mm 길이로 위쪽으로 제거됩니다.노심 높이에 따른 에너지 분포를 모니터링하기 위해 7개 섹션으로 구성된 감지기가 있는 12개의 채널이 제공되며, 이는 연료 채널 및 제어봉 네트워크 외부의 원자로 중앙 부분에 고르게 설치됩니다. 노심 반경에 따른 에너지 분포는 117개 연료 채널의 연료 집합체 중앙 튜브에 설치된 감지기를 사용하여 모니터링됩니다. 원자로 벽돌의 흑연 기둥 연결부에는 직경 45mm의 수직 구멍 20개가 제공되며, 여기에 흑연 온도를 모니터링하기 위한 3구역 온도계가 설치됩니다.
원자로는 중성자 흡수 요소인 붕소를 포함하는 원자로 전체에 고르게 분포된 막대에 의해 제어됩니다. 로드는 특수 채널의 개별 서보에 의해 이동되며 그 디자인은 기술적인 것과 유사합니다. 로드에는 40~70°C 온도의 자체 수냉 회로가 있습니다. 다양한 디자인의 로드를 사용하면 원자로 전체 부피에 걸쳐 에너지 방출을 조절하고 필요한 경우 신속하게 종료할 수 있습니다.
RBMK에는 24개의 AZ(긴급 보호) 막대가 있습니다. 자동 제어봉 - 12개. 로컬 자동 제어봉은 12개, 수동 제어봉은 131개, 단축 흡수봉(USP)은 32개입니다.
1. 코어 2. 증기-물 파이프라인 3. 드럼 분리기 4. 주 순환 펌프 5. 분배 그룹 매니폴드 6. 물 파이프라인 7. 상부 생물학적 보호 8. 하역 및 적재 기계 9. 하부 생물학적 보호.
다중 강제 순환 회로
이는 원자로 노심의 열 제거 회로입니다. 물의 주요 이동은 주 순환 펌프(MCP)에 의해 제공됩니다. 전체적으로 회로에는 8개의 주요 순환 펌프가 있으며 2개 그룹으로 나뉩니다. 각 그룹에서 하나의 펌프가 예비 펌프입니다. 주 순환 펌프의 용량은 8000m 3 /h, 압력은 수주 200m, 엔진 출력은 5.5MW, 펌프 유형은 원심형, 입력 전압은 6000V입니다.
주 순환 펌프 외에 공급 펌프, 응축수 펌프 및 안전 시스템 펌프가 있습니다.
터빈
터빈에서는 작동 유체(포화 증기)가 팽창하여 작동합니다. RBMK-1000 원자로는 각각 500MW의 터빈 2개에 증기를 공급합니다. 각 터빈은 1개의 고압 실린더와 4개의 저압 실린더로 구성됩니다.터빈 입구의 압력은 약 60기압이고, 터빈 출구의 증기 압력은 대기압보다 낮습니다. 증기의 팽창은 채널의 유동 면적을 증가시켜야 한다는 사실로 이어지며, 이를 위해 증기가 터빈에서 이동할 때 블레이드의 높이가 단계적으로 증가합니다. 증기가 포화 상태로 터빈에 들어가고 터빈에서 팽창하기 때문에 빠르게 축축해집니다. 물방울에 의한 블레이드 장치의 심한 침식 마모와 효율 저하를 방지하기 위해 증기의 최대 허용 수분 함량은 일반적으로 8-12%를 초과해서는 안 됩니다.
최대 습도에 도달하면 모든 증기가 고압 실린더에서 제거되고 분리기인 증기 히터(SPP)를 통과하여 건조 및 가열됩니다. 주 증기를 포화 온도까지 가열하기 위해 첫 번째 터빈 추출 증기를 사용하고, 과열을 위해 생증기(분리기 드럼의 증기)를 사용하며, 가열 증기는 탈기기로 배출됩니다.
분리기-증기 히터 이후 증기는 저압 실린더로 들어갑니다. 여기서, 팽창 과정에서 증기는 다시 최대 허용 습도까지 가습되어 응축기(K)로 들어갑니다. 증기 1kg에서 가능한 한 많은 일을 얻어 효율성을 높이려는 욕구 때문에 우리는 응축기에서 가능한 한 가장 깊은 진공을 유지해야 합니다. 이와 관련하여 터빈의 응축기와 대부분의 저압 실린더는 진공 상태입니다.
터빈에는 7개의 증기 추출 장치가 있으며, 첫 번째 추출 장치는 분리기-과열기에서 주 증기를 포화 온도까지 가열하는 데 사용되고, 두 번째 추출 장치는 탈기기에서 물을 가열하는 데 사용되며, 추출 장치 3~7은 주 응축수 흐름을 가열하는 데 사용됩니다. 각각 PND-5 - PND-1(저압 히터)입니다.
연료 카세트
연료봉과 연료 집합체는 전체 사용 수명 동안 높은 신뢰성 요구 사항을 따릅니다. 채널의 길이가 7000mm이고 직경이 상대적으로 작으며 동시에 반응기가 정지될 때와 반응기가 정지될 때 카세트의 기계 과부하가 보장되어야 한다는 사실로 인해 구현의 복잡성이 가중됩니다. 달리기.
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로딩 및 언로딩 기계(RZM)
RBMK의 특징은 정격 출력에서 원자로를 멈추지 않고 연료 카세트를 재장전할 수 있는 능력입니다. 실제로 이것은 일상적인 작업이며 거의 매일 수행됩니다.해당 채널에 기계를 설치하는 것은 좌표에 따라 수행되며 채널 플러그의 헤드를 관찰할 수 있는 광학 TV 시스템을 사용하거나 신호가 있는 접촉 시스템을 사용하여 채널에 대한 정확한 안내가 수행됩니다. 감지기가 채널 라이저 상단 측면에 닿을 때 발생합니다.
REM에는 생물학적 보호(컨테이너)로 둘러싸인 밀봉된 케이스 슈트가 있으며 연료 집합체 및 기타 장치를 위한 4개의 슬롯이 있는 회전 매거진이 장착되어 있습니다. 이 슈트에는 과부하 작업을 수행하기 위한 특수 메커니즘이 장착되어 있습니다.
연료를 재장전할 때 슈트는 채널 라이저의 외부 표면을 따라 압축되고 채널의 냉각수 압력과 동일한 수압이 생성됩니다. 이 상태에서 스토퍼 플러그를 풀고 서스펜션이 부착된 사용후핵연료 집합체를 제거한 후 새로운 핵연료 집합체를 장착하고 플러그를 밀봉한다. 이러한 모든 작업 중에 희토류 금속의 물은 채널 상부로 유입되고 주 냉각수와 혼합되어 출구 파이프라인을 통해 채널에서 제거됩니다. 따라서 연료를 재장전할 때 과부하 채널을 통해 냉각수의 지속적인 순환이 보장되는 반면 채널의 물은 희토류 금속에 들어 가지 않습니다.
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