Reaktor kanałowy dużej mocy. Dławik kanałowy dużej mocy RBMK Podstawowe zasady technologii napraw

Artykuł ten, który powinien dać ogólne pojęcie o konstrukcji i działaniu reaktora, który stał się dziś jednym z głównych dla naszej energetyki jądrowej, służy jako tekst objaśniający rysunki przedstawiające reaktor RBMK-1000 oraz schematy wyjaśniające działanie maszyny rozładunkowo-załadowczej (REM) ).
Budynek główny elektrowni jądrowej z reaktorem RBMK składa się z dwóch bloków energetycznych o mocy elektrycznej 1000 MW każdy, ze wspólną pomieszczeniem turbogeneratora oraz osobnymi pomieszczeniami dla reaktorów. Blok energetyczny stanowi reaktor wraz z obiegiem obiegu chłodziwa i układami pomocniczymi, systemem rurociągów i urządzeń, poprzez które woda ze skraplaczy turbinowych kierowana jest do obiegu obiegu chłodziwa oraz dwa turbogeneratory o mocy 500 MW każdy.
Czynnikiem chłodzącym jest woda, krąży w dwóch równoległych układach. Każdy system składa się z dwóch bębnów separacyjnych, 24 rur spustowych, 4 kolektorów ssących i ciśnieniowych, - 4 pomp obiegowych, z czego trzy pracują, a jedna znajduje się w rezerwie, 22 grupowych rozdzielaczy rozdzielczych, - oraz zaworów odcinających i regulacyjnych .
Z kolektorów grupy rozdzielczej woda o temperaturze 270°C rozprowadzana jest indywidualnymi rurociągami za pomocą zaworów odcinająco-regulacyjnych do kanałów procesowych. Po umyciu elementów paliwowych zostaje podgrzany do temperatury nasycenia, częściowo odparowuje, a powstała mieszanina parowo-wodna również trafia do bębnów separatorów osobnymi rurociągami z każdego kanału.Tutaj mieszanina parowo-wodna jest rozdzielana na parę wodną i wodę.Oddzielona woda jest zmieszana z wodą zasilającą i poprzez ciągi zstępujące rurami kierowana jest do głównych pomp obiegowych. Para nasycona o ciśnieniu 70 kgf/cm2 przesyłana jest ośmioma rurociągami parowymi do dwóch turbin. Po pracy w cylindrach wysokociśnieniowych turbin para wchodzi do separatorów pośrednich-przegrzewaczy, gdzie oddzielana jest od niej wilgoć i zostaje przegrzana do temperatury 250° C. Po przejściu cylindrów niskociśnieniowych para trafia do skraplaczy.Kondensat ulega 100% oczyszczeniu na filtrach, zostaje podgrzany w pięciu podgrzewaczach regeneracyjnych i trafia do odgazowywaczy, skąd woda o temperaturze 165°C jest pompowana z powrotem do bębnów separatorów.W ciągu zaledwie godziny pompy przechodzą przez reaktor. Przetłaczają około 38 tysięcy ton wody. Nominalna moc cieplna reaktora wynosi 3140 MW; na godzinę wytwarza 5400 ton pary.
Reaktor umieszczony jest w betonowym szybie o przekroju kwadratowym o wymiarach 21,6 x 21,6 m i głębokości 25,5 m. Ciężar reaktora przenoszony jest na beton za pomocą spawanych konstrukcji metalowych, które pełnią jednocześnie funkcję ochrony biologicznej. Razem z obudową tworzą szczelną wnękę wypełnioną mieszaniną helu i azotu – przestrzeń reaktora, w której znajduje się komin grafitowy. Gaz służy do utrzymywania temperatury muru.
Górna i dolna konstrukcja metalowa reaktora pokryta jest materiałem ochronnym (skała serpentynitowa) i wypełniona azotem. Zbiorniki na wodę służą jako boczna ochrona biologiczna.

Stos grafitowy to umieszczony pionowo cylinder złożony z kolumn grafitowych z centralnymi otworami na kanały technologiczne (wytwarzające parę) i kanały układu sterowania i zabezpieczeń (nie są one pokazane na schemacie).
Ponieważ podczas pracy reaktora w moderatorze grafitowym uwalnia się około 5% energii cieplnej, zaproponowano autorską konstrukcję stałych pierścieni stykowych, pozwalających na utrzymanie wymaganych warunków temperaturowych bloków grafitowych i usprawniających odprowadzanie ciepła z grafitu do chłodziwa przepływającego w reaktorze. kanały. Pierścienie dzielone (wysokość 20 mm) są umieszczone na wysokości kanału blisko siebie w taki sposób, aby każdy sąsiadujący pierścień miał niezawodny kontakt na powierzchni cylindrycznej albo z rurą kanałową, albo z wewnętrzną powierzchnią bloczka grafitowego, a także na końcach dwoma innymi pierścieniami. Skuteczność zaproponowanego projektu została sprawdzona w drodze eksperymentów na stanowisku termicznym. Doświadczenia eksploatacyjne bloków energetycznych EJ Leningrad potwierdziły możliwość i prostotę wbudowania kanału z pierścieniami grafitowymi w ścieżkę technologiczną i usunięcia go z niej.
Kanał technologiczny to spawana konstrukcja rurowa przeznaczona do montażu w nim zespołów paliwowych (FA) i organizowania przepływu chłodziwa.
Górna i dolna część kanału wykonana jest ze stali nierdzewnej, natomiast rura środkowa o średnicy 88 mm i grubości ścianki 4 mm w rdzeniu o wysokości 7 m wykonana jest ze stopu cyrkonu z niobem ( 2,5%). Stop ten jest mniejszy od stali, pochłania neutrony i ma wysokie właściwości mechaniczne i korozyjne. Stworzenie niezawodnego, hermetycznego połączenia środkowej części cyrkonowej kanału z rurami stalowymi okazało się trudnym zadaniem, ponieważ współczynniki rozszerzalności liniowej łączonych materiałów różnią się około trzykrotnie. Można było to rozwiązać za pomocą adapterów stalowo-cyrkonowych wykonanych metodą zgrzewania dyfuzyjnego.
W kanale technologicznym umieszczona jest kaseta z dwoma zespołami paliwowymi (jest ich 1693); Każdy taki zespół składa się z 18 prętów paliwowych. Elementem paliwowym jest rurka ze stopu cyrkonu o średnicy zewnętrznej 13,6 mm i grubości ścianki 0,9 mm z dwoma zatyczkami końcowymi, wewnątrz której umieszczone są granulki dwutlenku uranu. Ogółem do reaktora załadowano około 190 ton uranu zawierającego 1,8% izotopu uranu-235.

Opracowano trzy typy reaktorów energetycznych, które z powodzeniem działają w naszym kraju:

kanałowy reaktor wodno-grafitowy RBMK-1000 (RBMK-1500);

reaktor ciśnieniowy ze zbiornikiem ciśnieniowym WWER-1000 (WWER-440);

reaktor na neutrony szybkie BN-600.

W innych krajach opracowano i eksploatowano następujące typy reaktorów energetycznych:

Reaktor wodny ciśnieniowy PWR;

Reaktor ciśnieniowy z wrzącą wodą BWR;

kanałowy reaktor ciężkowodny CANDU;

Reaktor zbiornikowy gazowo-grafitowy AGR.

Liczba prętów paliwowych załadowanych do rdzenia reaktora sięga 50 000 sztuk. Aby ułatwić instalację, przeładunek, transport i chłodzenie, pręty paliwowe wszystkich reaktorów energetycznych są łączone w zespoły paliwowe - FA. Aby zapewnić niezawodne chłodzenie, pręty paliwowe w zespole paliwowym są oddzielone od siebie elementami dystansowymi.

Elementy paliwowe i zespoły paliwowe reaktorów RBMK-1000 i RBMK-1500

W rdzeniu reaktorów RBMK-1000 i RBMK-1500 o rastrze kwadratowym 250 mm znajduje się 1693 i 1661 kanałów procesowych. Zespoły paliwowe znajdują się w rurze nośnej każdego kanału. Do kanałowania rury F 80x4 mm wykonane ze stopu Zr+ 2,5% Nb w stanie rekrystalizowanym, końcówki wykonane ze stali OKH18N10T mocowane są obustronnie metodą zgrzewania dyfuzyjnego, co pozwala na szczelne połączenie każdego kanału z kolektorem chłodziwa.

Taka konstrukcja kanału umożliwia łatwy załadunek i przeładunek zespołów paliwowych za pomocą maszyny przeładunkowej, także wtedy, gdy reaktor pracuje. Do kanału reaktora RBMK-1000 ładowana jest kaseta składająca się z dwóch oddzielnych zespołów paliwowych, umieszczonych jeden nad drugim, połączonych w jedną całość wydrążonym prętem nośnym wykonanym ze stopu Zr+ 2,5% Nb ( F 15x1,25mm). We wnęce pręta nośnego, w osobnej rurowej osłonie wykonanej ze stopu cyrkonu, umieszczone są czujniki monitorujące uwalnianie energii lub dodatkowe absorbery neutronów, które służą do wyrównania wydzielania energii w rdzeniu reaktora.

Ryc.1. FA reaktora RBMK-1000

Każdy górny i dolny zespół paliwowy (rys. 1) składa się z równoległej wiązki prętów paliwowych składających się z 18 sztuk, ułożonych w koncentryczne okręgi o stałym promieniu, co zapewnia stabilne odprowadzanie ciepła przez cały okres użytkowania prętów paliwowych . Mocowanie prętów paliwowych zapewnia rama utworzona przez nośny pręt centralny i dziesięć kratek dystansowych rozmieszczonych równomiernie na wysokości każdego zespołu paliwowego. Siatki dystansowe składają się z pojedynczych kształtowanych komórek, są ze sobą punktowo zespawane i mocowane od zewnątrz za pomocą obrzeża. Każda komórka posiada wewnętrzne występy o długości 0,1 - 0,2 mm: cztery w komórkach zewnętrznego rzędu i pięć w komórkach wewnętrznego rzędu prętów paliwowych, mocno, z napięciem, mocując pręty paliwowe przechodzące przez ogniwa. Zapobiega to promieniowym ruchom elementów paliwowych w ogniwach, które mogą być wzbudzane przez drgania konstrukcji pod wpływem turbulentnego przepływu chłodziwa. W ten sposób eliminuje się występowanie korozji ciernej w miejscach styku okładziny elementu paliwowego z metalem ogniw. Kraty wykonane są ze stali austenitycznej nierdzewnej (trwają prace nad wymianą materiału na stop cyrkonu). Siatki dystansowe mają swobodę ruchu wraz z wiązką prętów paliwowych pręta nośnego, ale wykluczony jest obrót siatki względem osi pręta.

Pręty paliwowe są przymocowane na jednym końcu do kratki nośnej za pomocą zamków pierścieniowych, zaciśniętych w wycięciach ukształtowanych końcówek. Pozostałe końce prętów paliwowych pozostają wolne. Kratka nośna (koniec) jest sztywno przymocowana do osiowej połowy pręta nośnego.

Ogólny widok pręta paliwowego pokazano na rys. 2. Całkowita długość pręta paliwowego wynosi 3644 mm, długość rdzenia paliwowego wynosi 3430 mm.

Materiałem okładzin i końcówek prętów paliwowych jest stop Zr+1% Nb w stanie zrekrystalizowanym. Średnica skorupy 13,6 mm, grubość ścianki 0,9 mm. Paliwem są granulki spiekanego dwutlenku uranu o wysokości zbliżonej do ich średnicy i posiadające otwory na końcach.

Średnia masa kolumny paliwa wynosi 3590 g, a minimalna gęstość wynosi 10,4 g/cm 3 .

Rozpiętość szczeliny średnicowej pomiędzy tabletką a otoczką wynosi 0,18-0,36 mm. W płaszczu granulki paliwa są ściskane przez sprężynę śrubową umieszczoną w kolektorze gazu, co zmniejsza ciśnienie gazowych produktów rozszczepienia. Stosunek objętości wolnej pod płaszczem do objętości całkowitej przy średnich parametrach geometrycznych wynosi 0,09.

Ryc.2. Pręt paliwowy reaktora RBMK: 1 - korek, 2 - pellet paliwowy, 3 - płaszcz, 4 - sprężyna, 5 - tuleja, 6 - końcówka

Projekty kanałów reaktorów uranowo-grafitowych elektrowni jądrowych

Część wytwarzająca paliwo kanału RBMK-1000

(Rys. 2.31) składa się z dwóch zespołów paliwowych, nośnego pręta centralnego, trzonu, pręta i końcówki. Zespół paliwowy składa się z 18 prętów paliwowych o średnicy 13,5 x 0,9 mm, ramy i elementów złącznych; FA są wymienne. Rama składa się z centralnej rury, na której zamocowany jest jeden koniec oraz dziesięć kratek dystansowych. Siatki dystansowe służą do zapewnienia wymaganego
umiejscowienie elementów paliwowych w przekroju poprzecznym zespołu paliwowego i zamontowane są w rurze centralnej. Mocowanie siatek dystansowych umożliwia ich przemieszczanie się wzdłuż osi na odległość 3,5 m podczas rozszerzalności cieplnej elementów paliwowych. Najbardziej zewnętrzna siatka dystansowa jest zamontowana na wpustu, aby zwiększyć sztywność belki na skręcanie.

Siatka dystansowa ma strukturę plastra miodu i składa się z słupa centralnego, słupa pośredniego, dwunastu ogniw obwodowych i obrzeża, połączonych ze sobą za pomocą zgrzewania punktowego. Obręcz wyposażona jest w występy dystansowe.

Ryż. 2.31. FA RBMK-1000:
1 - zawieszenie; 2 - adapter; 3 - trzon; 4 - pręt paliwowy; 5 - pręt nośny; 6 - tuleja; 7 - wskazówka; 8 - nakrętka

Rura środkowa zespołu paliwowego ma na końcu prostokątne wycięcie o połowie średnicy służące do połączenia zespołów paliwowych ze sobą w kanale. Zapewnia to niezbędne ustawienie prętów paliwowych obu zespołów paliwowych i zapobiega ich obracaniu się względem siebie.

Elementy paliwowe są sztywno zamocowane w końcowych siatkach zespołu paliwowego (na górnej i dolnej granicy rdzenia), a podczas pracy reaktora szczelina w środku rdzenia jest wybierana ze względu na rozszerzalność cieplną. Zmniejszenie odległości pomiędzy prętami paliwowymi w środku rdzenia zmniejsza skoki ciepła oraz obniża temperaturę paliwa i materiału konstrukcyjnego w strefie korka pręta paliwowego. Zastosowanie dwóch zespołów paliwowych na wysokości rdzenia pozwala na pracę każdego zespołu w strefie maksymalnego i minimalnego uwalniania energii na wysokości.

Wszystkie części zespołu paliwowego, za wyjątkiem pręta i kratek dystansowych, wykonane są ze stopu cyrkonu. Pręt służący do połączenia zespołu z zawieszeniem oraz kratki dystansowe wykonane są ze stali nierdzewnej X18N10T.

Analiza charakterystyk termohydraulicznych i wytrzymałościowych reaktora RBMK-YOO ujawniła dostępne rezerwy na zwiększenie mocy instalacji. Zwiększenie mocy krytycznej kanału technologicznego, czyli mocy, przy której następuje kryzys przenikania ciepła na powierzchni elementów paliwowych, któremu towarzyszy niedopuszczalny wzrost temperatury płaszcza cyrkonowego, uzyskano poprzez wprowadzenie wzmacniaczy wymiany ciepła do zespołu paliwowego. Zastosowanie siatek wzmacniaczy z osiowym zawirowaniem przepływu chłodziwa pozwoliło na 1,5-krotne zwiększenie wydajności kanału technologicznego RBMK-1000. Konstrukcja zespołu paliwowego RBMK-1500 różni się od konstrukcji zespołu paliwowego RBMK-1000 tym, że w górnym zespole paliwowym zastosowano dystansowe siatki wzmacniające, poza tym konstrukcja zespołu paliwowego nie różni się zasadniczo. Utrzymanie oporu obwodu cyrkulacyjnego osiąga się poprzez zmniejszenie przepływu chłodziwa.

Wzrost mocy zespołu paliwowego powoduje odpowiedni wzrost mocy liniowej elementów paliwowych do 550 W/cm. Doświadczenia krajowe i zagraniczne pokazują, że ten poziom mocy liniowej nie jest limitem. W wielu stacjach w USA maksymalne moce liniowe wynoszą 570-610 W/cm.

Do montażu i wymiany obudowy kanału technologicznego podczas pracy, a także do zorganizowania niezawodnego odprowadzania ciepła z muru grafitowego do kanału, w jego środkowej części znajdują się pierścienie „twardego styku” (ryc. 2.32). Pierścienie dzielone o wysokości 20 mm są umieszczone na wysokości kanału blisko siebie w taki sposób, aby każdy sąsiedni pierścień miał niezawodny kontakt na powierzchni cylindrycznej zarówno z rurą kanałową, jak i z wewnętrzną powierzchnią bloczka grafitowego jak na koniec ze sobą. Minimalne dopuszczalne szczeliny-pierścień i blok pierścieniowy określa się na podstawie warunku, że kanał nie jest zakleszczony w murze w wyniku skurczu radiacyjnego grafitu i w rezultacie zwiększenia średnicy kanału

pełzanie materiału rury. Niewielki wzrost szczelin doprowadzi do pogorszenia odprowadzania ciepła z grafitu muru. W górnej części korpusu kanału przyspawanych jest kilka tulei, których zadaniem jest usprawnienie odprowadzania ciepła z metalowych konstrukcji reaktora, zapewnienie bezpieczeństwa radiacyjnego i stworzenie podstaw technologicznych do produkcji korpusu kanału.

Ryż. 2.32. Montaż kanału technologicznego w murze grafitowym:
1- rura (stop Zr+2,5% Nb); 2 - zewnętrzny pierścień grafitowy; 3 - wewnętrzny pierścień grafitowy; 4 - mur grafitowy

Jak już wspomniano, stopy cyrkonu wykorzystywane są głównie do produkcji elementów rdzeni reaktorów, które w pełni wykorzystują swoje specyficzne właściwości: neutron

„przezroczystość”, odporność na ciepło, odporność na korozję i promieniowanie itp. Do produkcji innych części reaktora stosuje się tańszy materiał - stal nierdzewną. O kombinacji tych materiałów decydują wymagania projektowe, a także względy ekonomiczne dotyczące materiałów i technologii. Różnica we właściwościach fizycznych, mechanicznych i technologicznych stopów i stali cyrkonu powoduje problem ich połączenia.

W reaktorach przemysłowych znane jest łączenie mechaniczne stali ze stopami cyrkonu, np. w kanadyjskich reaktorach Pickering-2, -3 i -4 połączenie rur kanałowych ze stopu cyrkonu z końcówkami z hartowanej stali nierdzewnej ( Ryc. 2.33) wykonano metodą walcowania. Jednakże takie związki działają zadowalająco w temperaturach 200-250°C. Połączenia stali z cyrkonem metodą spawania (łukiem argonu) i spawania w fazie stałej badano za granicą. Spawanie argonem odbywa się w wyższych temperaturach niż spawanie w fazie stałej, co powoduje powstawanie w strefie złącza warstw kruchych związków międzymetalicznych, które niekorzystnie wpływają na właściwości mechaniczne i korozyjne spoiny. Do badanych metod łączenia stopów cyrkonu ze stalą w fazie stałej należą zgrzewanie wybuchowe, kucie złączy, tłoczenie, zgrzewanie ciśnieniowe, prasowanie złączy, lutowanie oporowe, zgrzewanie tarciowe itp.

Jednak wszystkie te połączenia nie mają zastosowania dla rur kanału technologicznego reaktora RBMK, ponieważ wszystkie są przeznaczone

pracować przy innych parametrach i nie są w stanie zapewnić wymaganej gęstości i wytrzymałości.

Środkowa cyrkonowa część kanału RBMK, znajdująca się w rdzeniu reaktora, jest połączona z końcówkami ze stali nierdzewnej za pomocą specjalnych adapterów stalowo-cyrkonowych. Adaptery stalowo-cyrkonowe produkowane są metodą zgrzewania dyfuzyjnego.

Spawanie odbywa się w komorze próżniowej w wyniku silnego dociskania do siebie części wykonanych ze stopu cyrkonu i stali nierdzewnej nagrzanych do wysokiej temperatury. Po obróbce mechanicznej otrzymuje się adapter, którego jeden koniec jest ze stopu cyrkonu, drugi ze stali nierdzewnej. Aby zmniejszyć naprężenia powstające w połączeniu z dużą różnicą współczynników rozszerzalności liniowej stopu cyrkonu (a = 5,6 * 10 -6 1/°C) i stali 0Х18Н10Т (a = 17,2 * 10 -6 1/°C), stosuje się bandaż wykonany z bimetalicznych rur tłoczonych na gorąco (stal 0Х18Н10Т + stal 1Х17Н2) (a=11*10 -6 1/°С).

Połączenie adaptera z rurką cyrkonową o średnicy zewnętrznej 88 i grubości ścianki 4 mm odbywa się poprzez zgrzewanie wiązką elektronów. Spoiny podlegają tym samym wymaganiom dotyczącym wytrzymałości i właściwości korozyjnych, co rura główna. Opracowane sposoby spawania wiązką elektronów, metody i sposoby obróbki mechanicznej i cieplnej spoin oraz stref wpływu ciepła umożliwiły uzyskanie niezawodnych próżniowo szczelnych połączeń spawanych stal-cyrkon.

Drugie życie reaktorów kanałowych

W przyszłym roku minie 70 lat od uruchomienia pierwszego reaktora kanałowego. Dlaczego dziś odmawia się technologii rozwoju i kto się z tym nie zgadza? Alexey Slobodchikov, główny projektant instalacji reaktorów kanałowych mocy, dyrektor wydziału JSC NIKIET, wyjaśnia i odpowiada.

Na początek kilka słów o historii reaktorów kanałowych. Ich pojawienie się było ściśle związane z pojawieniem się samego przemysłu nuklearnego, zarówno kompleksu wojskowo-przemysłowego, jak i sektora energetycznego.

Pierwszy reaktor kanałowy został uruchomiony 19 czerwca 1948 roku w obwodzie czelabińskim. Opracowaniem reaktora przemysłowego A zajął się główny projektant Nikołaj Antonowicz Dollezhal, a projektem naukowym kierował Igor Wasiljewicz Kurczatow. Oczywiście głównym celem reaktora była produkcja plutonu do celów wojskowych, a pierwszy etap rozwoju przemysłu reaktorów kanałowych jest nierozerwalnie związany z kwestiami obronnymi.

Pierwsze reaktory miały charakter czysto użytkowy. Opierają się na schemacie blokowym i braku zamkniętej pętli. W procesie wypracowywania rozwiązań eksploatacyjnych możliwe stało się przejście do wykorzystania reaktora w klasycznym, przemysłowym rozumieniu – jako elementu kompleksu energetycznego. Jako pierwszy zrealizował to zadanie reaktor Syberyjskiej Elektrowni Jądrowej, wybudowany w 1958 roku. W tym okresie zaczęły otwierać się perspektywy wykorzystania energii jądrowej do celów pokojowych.

W Obnińsku zbudowano pierwszą elektrownię jądrową z kanałowym reaktorem uranowo-grafitowym. Według standardów energetycznych reaktor AM miał niską moc - tylko 5 MW. Niemniej jednak jego utworzenie, zaprojektowanie i działanie (głównie w trybie badawczym) pozwoliło rozwiązać problemy związane z badaniem materiałów i ich zachowaniem podczas wytwarzania energii elektrycznej przez reaktor jądrowy.

Punkt wyjścia
Po uruchomieniu elektrowni jądrowej w Obnińsku kolejnym etapem będzie stacja w Biełojarsku. Projekt ten był odważny nie tylko jak na swoje czasy, ale także w ogóle dla inżynierii reaktorowej. W elektrowni jądrowej w Biełojarsku wdrożono technologię przegrzania pary jądrowej, która pozwoliła znacznie zwiększyć wydajność elektrowni i zbliżyć się do wskaźników typowych dla elektrowni opalanych paliwami kopalnymi. Następnie na przełomie lat 60. i 70. XX w. pojawiła się szansa na rozpoczęcie prac rozwojowych i budowy reaktora RBMK-1000.

Uruchomienie reaktora RBMK-1000 stało się punktem wyjścia do wykorzystania na szeroką skalę energii jądrowej w gospodarce narodowej. Był to pierwszy ponadmilionowy blok, który przez dłuższy czas jako jedyny miał taką pojemność.

Pierwszy blok energetyczny z reaktorami RBMK został uruchomiony w grudniu 1973 roku w Elektrowni Jądrowej Leningrad. Następnie w latach 70. – 80. XX w. sukcesywnie oddano do użytku 17 bloków energetycznych z reaktorami RBMK.

Dziś w Rosji pracuje 11 takich bloków energetycznych na terenie elektrowni jądrowych w Leningradzie, Kursku i Smoleńsku. Cztery bloki energetyczne zbudowano na Ukrainie, a dwa kolejne na terenie Litewskiej SRR. Moc tego ostatniego zwiększono 1,5-krotnie - do 1500 MW (nominalna moc elektryczna). Bloki te były wówczas najpotężniejsze i w dającej się przewidzieć przyszłości dla rosyjskiego przemysłu nuklearnego nadal stanowią granicę mocy pojedynczego bloku energetycznego.

Biografia

Aleksiej Władimirowicz SŁOBODCZIKOW
urodzony w 1972 roku. Absolwent Moskiewskiego Państwowego Uniwersytetu Technicznego. N. E. Bauman z dyplomem z elektrowni jądrowych.

Od 1995 roku pracuje w JSC NIKIET. Obecnie pełni funkcję głównego projektanta instalacji reaktorów kanałowych mocy, dyrektora wydziału.

Za wkład w prace nad przywróceniem właściwości surowcowych reaktorów RBMK A. Slobodchikov w ramach zespołu autorów otrzymał Nagrodę Rządu Federacji Rosyjskiej. Stworzenie i przemysłowe wdrożenie tej unikalnej technologii, opracowanej przez NIKIET wspólnie z wiodącymi przedsiębiorstwami w branży, rosyjską nauką i przemysłem, umożliwia utrzymanie elektrowni jądrowych wyposażonych w takie reaktory w jednolitym systemie energetycznym Rosji do czasu uruchomienia mocy zastępczych.

O teraźniejszości, przeszłości i przyszłości RBMK
Jeśli mówimy o udziale reaktorów RBMK w bilansie energetycznym, to liczba ta w zależności od roku oscyluje w granicach 39–41%. Póki co, w dalszym ciągu eksploatowane są jedynie jednostki z lat 70. – 80. XX w. Pierwszy z nich został uruchomiony w 1973 r., a najmłodszy – trzeci blok stacji Smoleńsk – w 1990 r. Biorąc pod uwagę doświadczenie eksploatacyjne reaktorów uranowo-grafitowych, na etapie projektowania określono żywotność RBMK na 30 lat.

Warto w tym miejscu zrobić małą uwagę. Historia rozwoju całego sektora kanałowego – a konkretnie reaktorów RBMK – to proces jego doskonalenia i modernizacji zgodnie z najnowszą technologią w danym momencie. Nie da się na przykład porównać stanu technicznego reaktora z 1973 roku (takiego jak w Elektrowni Jądrowej w Leningradzie) z tym, co mamy dzisiaj. W ciągu ponad 40 lat zaszły znaczące zmiany w systemach sterowania, bezpieczeństwie, samym cyklu paliwowym i fizyce rdzenia.

Awaria w Czarnobylu stała się czarną kartą w historii rozwoju zarówno budowy kanałów kanałowych, jak i ogólnie budowy reaktorów światowych. Ale po tym wyciągnięto odpowiednie wnioski. Obecnie reaktor RBMK nazywany jest „reaktorem typu czarnobylskiego”, ale nie jest to do końca poprawna definicja. Nie da się porównać tego co było z tym co mamy dzisiaj. Ciągły proces modernizacji, o którym mówiłem, pozwolił na przełomie lat 90. i 20. XX w. postawić kwestię wydłużenia żywotności reaktorów do 45 lat. Tym samym przedłużony okres eksploatacji pierwszego bloku EJ Leningrad zakończy się w 2018 roku, a eksploatacja trzeciego bloku stacji Smoleńsk zakończy się w 2035 roku.

O elementach grafitowych i przewidywaniu krzywizny
Istnieją różne typy reaktorów kanałowych. Przykładowo w Kanadzie podstawą energetyki jądrowej są reaktory CANDU na ciężką wodę. W naszym kraju eksploatowane są wyłącznie reaktory kanałowe uranowo-grafitowe. Grafit jest materiałem nietrywialnym, jego właściwościami nie dorównują stali czy betonowi. Badania grafitu jako elementu strefy aktywnej rozpoczęto od pierwszego dnia eksploatacji urządzeń przemysłowych.

Już wtedy było wiadomo, że pod wpływem wysokich temperatur i przepływów dużej energii materiał ten ulega degradacji. Jednocześnie zmiany właściwości fizycznych i mechanicznych grafitu oraz jego geometrii wpływają na stan rdzenia jako całości. Nie tylko radzieccy naukowcy szczegółowo badali tę kwestię. Zmiany stanów grafitu zainteresowały także naszych amerykańskich kolegów.

Jednym z głównych problemów jest zmiana geometrii elementów grafitowych. Rdzeń reaktora RBMK składa się z kolumn grafitowych. Każda kolumna ma 8 metrów wysokości i składa się z 14 bloków grafitowych - równoległościanów o wysokości 600 mm i przekroju 250x250 mm. W sumie takich kolumn jest 2,5 tys.

Sam rdzeń ma wysokość 7 metrów, długość znajdującego się w nim zespołu paliwowego wynosi również 7 metrów, a całkowita długość modułu paliwowego wynosi 16 metrów.

Należy zrozumieć, że strefa aktywna stanowi jedną całość, dlatego zmiany w jednym elemencie wzdłuż łańcucha – jako efekt skumulowany – są najpierw przenoszone na sąsiednie obszary, a następnie mogą obejmować całą geometrię strefy aktywnej. Jednym z najbardziej negatywnych czynników zmian w blokach grafitowych jest krzywizna kolumn, a w konsekwencji ugięcie kanałów paliwowych i kanałów drążków sterujących.

Podczas instalacji wszystkie kolumny są oczywiście pionowe, ale podczas pracy ta pionowość jest tracona. Jeśli sięgniemy ponownie do historii, zobaczymy, że w przypadku urządzeń przemysłowych i pierwszych reaktorów uranowo-grafitowych proces ten rozpoczął się już w pierwszych latach eksploatacji. Jednocześnie zrozumiano mechanizmy tego zjawiska. Podczas opracowywania reaktora RBMK niektóre procesy zostały uniemożliwione przez rozwiązania konstrukcyjne.

Całkowite pozbycie się zmian jest niemożliwe. Trudno przewidzieć ich wygląd. Przy 45-letnim okresie eksploatacji reaktora zakładano, że proces zmian wejdzie w aktywną fazę na przełomie lat 43–44. Okazało się jednak, że na przełomie 40. roku działalności napotkaliśmy problem. Oznacza to, że błąd prognozy wyniósł około trzech lat.

W 2011 roku na pierwszym bloku energetycznym stacji Leningradzkiej zarejestrowano zmiany geometrii: krzywiznę kanałów procesowych (montowane w nich paliwo jądrowe - zespoły paliwowe), kanałów prętów sterujących i ochronnych. Pragnę zwrócić Państwa uwagę na fakt, że eksploatacja RBMK wymaga stałego monitorowania parametrów decydujących o bezpieczeństwie. Za pomocą badań ultradźwiękowych monitoruje się średnicę kanałów oraz krzywiznę, integralność i wzajemny stan elementów, które określają wydajność w różnych trybach (zarówno nominalnym, jak i przejściowym). Kiedy w trakcie planowanego monitoringu odkryto początek procesu zmian, stało się jasne: gdy proces się rozpocznie, jego tempo będzie dość duże; Praca reaktora w takich warunkach wymaga dodatkowych rozwiązań.

Główne wskaźniki reaktorów RBMK

Znalezienie właściwych rozwiązań
Przy wyginaniu kanałów procesowych i drążków regulacyjnych należy w pierwszej kolejności zapewnić bezwarunkową sprawność elementów wykonawczych układów sterowania, zabezpieczeń i zespołów paliwowych w warunkach zmieniającej się geometrii.

Konieczne jest także potwierdzenie zdolności kanałów technologicznych pracujących w warunkach ugięciowych do zachowania właściwości wytrzymałościowych. W pierwszym bloku stacji Leningradzkiej liczba kanałów technologicznych wynosi 1693 i żaden z nich, pracując w warunkach krzywizny, nie jest zagrożony z punktu widzenia jego działania.

Kolejna ważna kwestia: należy zapewnić wszystkie operacje technologiczne związane z załadunkiem i rozładunkiem zespołów paliwowych. Cechą wyróżniającą, będącą zarazem zaletą reaktora RBMK jest możliwość jego pracy w warunkach ciągłego przeciążenia. Konstrukcja umożliwia przeciążenie podczas pracy bezpośrednio na zasilaniu. Zapewnia to elastyczny cykl paliwowy, kształtowanie rdzenia i zwiększone spalanie. Właściwie to determinuje ekonomię: reaktor nie działa w kampaniach, działa w trybie ciągłego przeciążenia.

W 2011 roku na stacji Leningradzkiej przeprowadzono szereg prac, które potwierdziły sprawność elementów instalacji reaktora w warunkach ugięć do 100 mm. Następnie na krótki czas uruchomiono pierwszy blok elektrowni jądrowej Leningrad pod wzmocnioną kontrolą parametrów. Siedem miesięcy później zatrzymano je ponownie w celu rozszerzonej kontroli geometrii: zarejestrowano rozwój procesu związanego ze zmianą kształtu stosu grafitu. Wtedy stało się jasne, że dalsza eksploatacja reaktora jest niemożliwa. W maju 2012 roku zatrzymano pierwszy blok energetyczny stacji Leningrad.

Jednocześnie odnotowano początek zmian w drugim bloku energetycznym EJ Leningrad oraz w drugim bloku Elektrowni Jądrowej Kursk. Zidentyfikowane ugięcia wskazywały, że proces zbliża się do fazy aktywnej.

Potrzebne było rozwiązanie, które sprawdziłoby się we wszystkich blokach energetycznych elektrowni jądrowych w Leningradzie, Kursku i Smoleńsku wyposażonych w reaktory RBMK. Rozważano kilka sposobów. Możliwe było zastosowanie pasywnej metody kontroli krzywizn, jednak okazało się, że procesy degradacji grafitu i w konsekwencji zmiany kształtu są powiązane z poziomem czynników niszczących. Przede wszystkim z temperaturą i szybkim strumieniem neutronów.

W związku z tym pasywne metody sterowania tym procesem mogłyby polegać na: radykalnym, aż do 50%, zmniejszeniu mocy jednostek napędowych, aby pojawił się znaczący efekt; lub ich praca w trybie sezonowym. Oznacza to, że urządzenie działa przez cztery miesiące, a następnie stoi przez kilka miesięcy. Metody te nadawały się jednak tylko do tych reaktorów, w których proces zmian nie zaszedł daleko.

Drugi kierunek – aktywny, jak to wówczas nazywaliśmy – to opracowywanie i wdrażanie technologii naprawczych. Ich okresowe stosowanie umożliwiłoby dłuższą pracę reaktora.

Dlaczego w ogóle rozmawialiśmy o możliwości naprawy? Odpowiadając na to pytanie, należy wrócić do doświadczeń urządzeń przemysłowych, gdyż dla nich problem zmiany kształtu istnieje od wielu dziesięcioleci. Znaczące ugięcie kanałów zarejestrowano w reaktorze syberyjskiej elektrowni jądrowej EI-2. Jeżeli dla reaktora RBMK ugięcie wynosiło 100 mm, to ugięcie kanałów procesowych w reaktorze EI-2 sięgało 400 mm.

Wykorzystując różne techniki technologiczne, na przykładzie urządzeń przemysłowych wykazano możliwość częściowej naprawy muru grafitowego. Nawet doświadczenia samego reaktora RBMK wykazały, że stos grafitowy jest elementem złożonym, dużym, ale w pewnym stopniu dającym się naprawić. W każdym bloku energetycznym z RBMK wymieniono kanały technologiczne – było to między innymi spowodowane oddziaływaniem na mur grafitowy.

Bogate doświadczenie zgromadzone w instytutach projektowych oraz bezpośrednio w zakładach w zakresie napraw rdzenia pozwoliło na stworzenie i wdrożenie nowych technologii napraw.

Analiza metod technologicznych stosowanych na urządzeniach przemysłowych wykazała, że ​​ich zastosowanie w reaktorze RBMK jest z różnych powodów niemożliwe. Niektóre operacje są nieskuteczne w warunkach RBMK; inne są niemożliwe z punktu widzenia cech konstrukcyjnych. Inżynierowie i projektanci zaczęli szukać nowych rozwiązań. Potrzebna była technologia, która umożliwiłaby bezpośrednie oddziaływanie na przyczynę zmiany kształtu i geometrii pojedynczego bloku grafitu, czyli zmniejszenie jego wymiarów poprzecznych.

Skala problemu wymagała stopniowej likwidacji reaktorów RBMK. W 2012 r. - pierwszy, w 2013 r. - drugi blok stacji Leningrad; w 2012 r. – drugi blok stacji Kursk; W latach 2012–2014 miała zostać zamknięta połowa reaktorów RBMK – 20–25% całej energetyki jądrowej w Rosji!

Większość ekspertów rozumiała, że ​​metody stosowane w urządzeniach przemysłowych nie dadzą pożądanego efektu w przypadku reaktorów ze względu na różne cechy.

Przychody elektrowni jądrowych z RBMK według roku

Skumulowane przychody elektrowni jądrowych z RBMK (2014–2035)

Ustalenie decyzji
Wreszcie w czerwcu 2012 roku pojawiła się ciekawa propozycja techniczna. Miesiąc później, w lipcu, w elektrowni jądrowej w Leningradzie odbyło się spotkanie pod przewodnictwem Siergieja Władilenowicza Kirijenko, w wyniku którego podjęto decyzję o opracowaniu i wdrożeniu projektu programu naprawy.

W tamtym czasie nikt nie mógł gwarantować sukcesu. Zaproponowana metoda technologiczna była złożona; Przede wszystkim wynikało to z faktu, że wszelkie prace musiały być wykonywane przez systemy zrobotyzowane na głębokości około 18 metrów, w otworze o średnicy 113 mm. Ponadto naprawiono nie jedną konkretną kolumnę, ale cały reaktor.

Prace nad pierwszym blokiem energetycznym stacji Leningrad rozpoczęły się w pierwszych dziesięciu dniach stycznia 2013 roku.

Okazuje się, że w ciągu sześciu miesięcy przemyślano cały kompleks operacji. Była to intensywna i wieloczynnikowa praca, w którą zaangażowanych było trzech alternatywnych twórców kompleksu technicznego: JSC NIKIMT-Atomstroy i dwie organizacje spoza Rosatom.

Rozwój środków technicznych był początkiem rozwiązania problemu. Równolegle przeprowadzono cały kompleks prac obliczeniowych, naukowych i eksperymentalnych w celu potwierdzenia i zbadania możliwości pracy wszystkich elementów rdzenia w warunkach krzywizny, w połączeniu z wpływem technologii napraw.

Przed wejściem na teren reaktora, nawet w celu próbnej eksploatacji opracowywanych urządzeń, konieczne było przeprowadzenie szeroko zakrojonych testów technologii. Oczywiście nadrzędną zasadą było „nie szkodzić”, ponieważ każde działanie jest nieodwracalne. Dlatego też konieczna była weryfikacja każdego kroku na etapie rozwoju zarówno technologii, jak i sprzętu.

W Instytucie Badawczym ENITs w Elektrogorsku, na przygotowanym wcześniej stanowisku do innych badań, przeprowadzono pełnowymiarowe badania urządzeń zarówno do cięcia słupów grafitowych, jak i do przykładania siły do ​​elementów muru grafitowego. Szczególną uwagę poświęcono zagadnieniom zapewnienia bezpieczeństwa radiacyjnego. Wykonując jakiekolwiek operacje mechaniczne mające na celu usunięcie grafitu (który jest materiałem radioaktywnym) należy pamiętać, że nie powinien on mieć kontaktu z otoczeniem.

Wszystko to zostało dokładnie przetestowane w warunkach laboratoryjnych. Jeszcze raz podkreślę: nie mieliśmy doświadczenia w tego typu pracach, więc wszystkie procesy przygotowawcze odbywały się stopniowo. Wszystkie materiały techniczne zostały poddane dokładnemu badaniu przez Rostechnadzor. W razie potrzeby dokonano korekt i uzupełnień. Dopiero po tych wszystkich procedurach otrzymaliśmy pozwolenie i rozpoczęliśmy pracę na stacji Leningrad. Przeprowadzono je w kilku etapach: pierwsze dziewięć ogniw, jeden rząd, następnie trzy rzędy, pięć rzędów i dopiero później podjęto decyzję o efektywności technologii i możliwości jej zastosowania dla całej aparatury.

Technologia taka jaka jest
Podstawową przyczyną zmiany kształtu muru grafitowego jest zmiana geometrii bloku grafitowego. Grafit po długotrwałym użytkowaniu wchodzi w tzw. fazę „pęcznienia”: jego warstwy najbardziej narażone na działanie temperatury i fluencji zwiększają gęstość. A zewnętrzne warstwy bloku grafitowego nadal się kurczą. Powstają naprężenia wewnętrzne prowadzące do powstawania pęknięć.

Szerokość pionowego pęknięcia w bloku grafitowym zwiększa się z czasem. Zatem wymiary geometryczne bloku grafitu, pierwotnie 250 x 250 mm, zwiększają się do 255 x 257 mm. Ponieważ w murze stykają się ze sobą tysiące bloków grafitowych, pojawienie się w nich dużej liczby pęknięć i wzrost ich wymiarów geometrycznych prowadzą do tego, że zaczynają się one popychać i stopniowo przesuwać od środka do obwodu, wyznaczając zmiany geometrii.

Pojawienie się krzywizn jest również związane ze strumieniem neutronów, który wygląda jak półka ze spadkiem na obwodzie. Właściwie cała ta półka zachowuje się tak samo. W jednym rzędzie znajdują się 24 bloki grafitu, a każdy z nich odpycha sąsiada: powiedzmy, że pierwszy blok zostanie przesunięty o 2 mm, następny o kolejne 2, wszystko to się sumuje i efektem są strzałki o dość dużym ugięciu na obwodzie.

Mechanika tego procesu została potwierdzona podczas pomiarów pierwszego bloku energetycznego stacji Leningrad, co umożliwiło opracowanie technologii naprawy. Odpychanie związane z powstawaniem pęknięć i wzrostem geometrii są pierwotnymi przyczynami zmian w kształcie całego muru grafitowego. Stąd wniosek: jako środek odciążający konieczne jest zmniejszenie wymiarów poprzecznych bloku grafitu.

Cała technologia opiera się na tym, że jeśli czynnikiem negatywnym będzie zwiększenie rozmiaru, to czynnikiem pozytywnym będzie jego zmniejszenie. Technologia ta obejmuje, nie zatrzymując się na etapach pośrednich, trzy operacje na jedno ogniwo, które na pierwszy rzut oka wyglądają dość prosto. Po pierwsze: za pomocą narzędzia tnącego bloki grafitu są cięte pionowo. Szerokość cięcia zmienia się sekwencyjnie od 12 do 36 mm - blok grafitu jest obcinany z obu stron, przy czym usuwany jest „nadmiar”. Druga operacja polega na połączeniu ciętych bloków grafitowych, które zostały poddane obróbce mechanicznej. Trzecia operacja polega na przywróceniu dziury.

Aby przywrócić geometrię reaktora jako całości, opracowywany jest schemat uwzględniający wpływ komórek znajdujących się na obrzeżu na środek i odwrotnie. Ten wzajemny wpływ jest czynnikiem decydującym przy wyborze programu naprawy, co z kolei wpływa na ilość pracy. I tak w pierwszym bloku stacji Leningradzkiej wielkość napraw w 2013 r. wyniosła 300 ogniw z łącznej liczby 1693.

Podstawowe zasady technologii napraw

W przypadku napraw wybiera się konstrukcję i geometryczne położenie tych ogniw, które zmniejszy całkowitą krzywiznę, co umożliwi dalszą pracę reaktora.

Wraz z opracowywaniem technologii napraw i jej wdrażaniem realizowany jest cały zespół badań naukowych, technicznych i obliczeniowych mających na celu potwierdzenie możliwości eksploatacji wszystkich elementów reaktora po zakończeniu prac i w warunkach zachodzących odkształceń.

W pracach nad uzasadnieniem możliwości eksploatacji reaktora po remoncie wzięło udział wiele przedsiębiorstw branżowych: NIKIET, VNIIAES, VNIIEF, OKBM im. I. I. Afrikantova, ENITs, NIKIMT.

Ogólną koordynację przeprowadził NIKIET. Pełnił także funkcję generalnego wykonawcy w zakresie rozwoju, studium wykonalności i naprawy bloku energetycznego Leningradzkiej Elektrowni Jądrowej.

Zadanie ogólne
Przy tak dużej liczbie uczestników procesu nie było problemów w interakcji pomiędzy nimi. Praca w elektrowni jądrowej w Leningradzie stała się jednym z uderzających przykładów wspólnej przyczyny, osiągając wynik sformułowany w następujący sposób: opracować i wdrożyć technologię, przeprowadzić naprawy i uzasadnić możliwość dalszej eksploatacji, określić optymalne warunki. Przy wykonywaniu wszystkich operacji brano pod uwagę także dalszą degradację grafitu i późniejsze zmiany kształtu.

Uruchomienie pierwszego bloku stacji Leningrad odbyło się w listopadzie 2013 roku. Od chwili podjęcia decyzji do uruchomienia bloku energetycznego minął nieco ponad rok. W rezultacie opracowaliśmy rozwiązanie techniczne, które pozwala przywrócić funkcjonalność stosu grafitowego i przedłużyć żywotność reaktora poprzez powtarzanie podobnej operacji.

Inną cechą procedury przywracania cech zasobów (tak nazywane są takie naprawy) jest to, że z tej operacji nie da się zrobić nowego reaktora. Oznacza to, że proces kształtowania będzie kontynuowany: wycinana jest ograniczona liczba komórek, pozostawiając komórki, których nie da się naprawić, więc proces kształtowania, a co za tym idzie, krzywizny będzie kontynuowany. Jego prędkość jest ustalana poprzez sterowanie sekwencyjne.

Metodologia zakłada, że: przy kontrolowanym procesie jego prognozowanie numeryczne określa czas naprawy, częstotliwość jej realizacji i odstępy między naprawami. Oczywiście proces ten należy powtarzać cyklicznie. Do chwili obecnej przywrócenie cech zasobowych muru grafitowego przeprowadzono w dwóch blokach energetycznych stacji Leningrad: pierwszym i drugim oraz na pierwszym etapie stacji Kursk (także pierwszy i drugi blok energetyczny).

W latach 2013-2017 technologia została znacznie unowocześniona. Przykładowo skrócono czas realizacji prac, zoptymalizowano operacje technologiczne, a koszty znacznie obniżono – niemal wielokrotnie w porównaniu z blokami energetycznymi elektrowni jądrowej Leningrad. Można powiedzieć, że technologia została wprowadzona do użytku przemysłowego.

Ogólna budowa reaktora RBMK-1000

„Sercem” elektrowni jądrowej jest reaktor, w którego rdzeniu zachodzi reakcja łańcuchowa rozszczepienia jąder uranu. RBMK to kanałowy reaktor wodno-grafitowy wykorzystujący powolne (termiczne) neutrony. Głównym czynnikiem chłodzącym jest woda, a moderatorem neutronów jest grafitowy mur reaktora. Mur składa się z 2488 pionowych kolumn grafitowych, o podstawie 250x250 mm i wewnętrznym otworze o średnicy 114 mm. 1661 kolumn przeznaczonych jest do montażu w nich kanałów paliwowych, 211 - do kanałów układu sterowania i zabezpieczeń reaktora, a reszta to reflektory boczne.
Reaktor jest jednoobwodowy, z wrzącym chłodziwem w kanałach i bezpośrednim doprowadzeniem pary nasyconej do turbin.

Rdzeń, pręty paliwowe i kasety paliwowe

Paliwem w RBMK jest dwutlenek uranu-235 U0 2, stopień wzbogacenia paliwa według U-235 wynosi 2,0 - 2,4%. Strukturalnie paliwo znajduje się w elementach paliwowych (elementach paliwowych), którymi są pręty ze stopu cyrkonu wypełnione granulatami spiekanego dwutlenku uranu. Wysokość elementu paliwowego wynosi około 3,5 m, średnica 13,5 mm. Pręty paliwowe są pakowane w zespoły paliwowe (FA), każdy zawierający 18 prętów paliwowych. Dwa zespoły paliwowe połączone szeregowo tworzą kasetę paliwową o wysokości 7 m.
Woda doprowadzana jest do kanałów od dołu, myje pręty paliwowe i nagrzewa się, a jej część zamienia się w parę. Powstałą mieszaninę pary i wody usuwa się z górnej części kanału. Aby regulować przepływ wody, na wlocie każdego kanału znajdują się zawory odcinające i sterujące.
W sumie średnica rdzenia wynosi ~12 m, wysokość ~7 m. Zawiera około 200 ton uranu-235.

CPS

Drążki sterujące przeznaczone są do regulacji promieniowego pola uwalniania energii (PC), automatycznej regulacji mocy (AP), szybkiego wyłączania reaktora (A3) i sterowania wysokościowym polem uwalniania energii (USP), a pręty USP z długość 3050 mm jest usuwana z rdzenia w dół, a cała reszta o długości 5120 mm w górę.
Do monitorowania rozkładu energii na wysokości rdzenia przewidziano 12 kanałów z siedmiosegmentowymi detektorami, które są rozmieszczone równomiernie w centralnej części reaktora, poza siecią kanałów paliwowych i prętów regulacyjnych. Rozkład energii wzdłuż promienia rdzenia monitorowany jest za pomocą detektorów zainstalowanych w centralnych rurkach zespołu paliwowego w 117 kanałach paliwowych. Na stykach grafitowych kolumn muru reaktora wykonano 20 pionowych otworów o średnicy 45 mm, w których zamontowano trójstrefowe termometry monitorujące temperaturę grafitu.
Reaktorem sterują równomiernie rozmieszczone w całym reaktorze pręty zawierające pierwiastek pochłaniający neutrony – bor. Pręty poruszane są przez pojedyncze serwa w specjalnych kanałach, których konstrukcja jest zbliżona do technologicznej. Pręty posiadają własny obieg chłodzenia wodą o temperaturze 40-70°C. Zastosowanie prętów o różnej konstrukcji umożliwia regulację uwalniania energii w całej objętości reaktora i szybkie jego wyłączenie w razie potrzeby.
W RBMK znajdują się 24 pręty AZ (ochrona awaryjna). Drążki sterujące automatyczne - 12 sztuk. Istnieje 12 lokalnych prętów sterowania automatycznego, 131 prętów sterowania ręcznego i 32 pręty skróconego absorbera (USP).


1. Rdzeń 2. Rurociągi para-woda 3. Separator bębnowy 4. Główne pompy obiegowe 5. Rozdzielacze grup dozujących 6. Rurociągi wodne 7. Górna ochrona biologiczna 8. Maszyna rozładowczo-załadowcza 9. Dolna ochrona biologiczna.

Obwód wielokrotnego wymuszonego obiegu

Jest to obwód odprowadzający ciepło z rdzenia reaktora. Główny ruch wody w nim zapewniają główne pompy obiegowe (MCP). W sumie w obwodzie znajduje się 8 głównych pomp obiegowych, podzielonych na 2 grupy. Jedna pompa z każdej grupy jest pompą rezerwową. Wydajność głównej pompy obiegowej wynosi 8000 m 3 /h, ciśnienie 200 m słupa wody, moc silnika 5,5 MW, typ pompy odśrodkowy, napięcie wejściowe 6000 V.


Oprócz głównej pompy obiegowej istnieją pompy zasilające, pompy kondensatu i pompy układu bezpieczeństwa.

Turbina

W turbinie płyn roboczy – para nasycona – rozszerza się i działa. Reaktor RBMK-1000 dostarcza parę do 2 turbin o mocy 500 MW każda. Z kolei każda turbina składa się z jednego cylindra wysokiego ciśnienia i czterech cylindrów niskiego ciśnienia.
Na wlocie do turbiny ciśnienie wynosi około 60 atmosfer, na wylocie z turbiny para ma ciśnienie niższe od atmosferycznego. Ekspansja pary prowadzi do tego, że powierzchnia przepływu kanału musi wzrosnąć, w tym celu wysokość łopatek podczas ruchu pary w turbinie wzrasta ze stopnia na stopień. Ponieważ para wchodzi do turbiny nasycona, rozszerzając się w turbinie, szybko ulega nawilżeniu. Maksymalna dopuszczalna zawartość wilgoci w parze zwykle nie powinna przekraczać 8-12%, aby uniknąć intensywnego erozyjnego zużycia aparatu łopatkowego przez krople wody i spadku wydajności.
Po osiągnięciu maksymalnej wilgotności cała para jest usuwana z cylindra wysokociśnieniowego i przepuszczana przez separator – podgrzewacz pary (SHP), gdzie jest suszona i podgrzewana. Do podgrzania pary głównej do temperatury nasycenia wykorzystuje się parę z pierwszego wyciągu turbiny, do przegrzania wykorzystuje się parę świeżą (parę z bębna separatora), a para grzewcza odprowadzana jest do odgazowywacza.
Za separatorem – podgrzewaczem pary, para trafia do cylindra niskociśnieniowego. Tutaj podczas procesu rozprężania para jest ponownie nawilżana do maksymalnej dopuszczalnej wilgotności i wchodzi do skraplacza (K). Chęć wydobycia jak największej pracy z każdego kilograma pary i tym samym zwiększenia wydajności zmusza nas do utrzymywania możliwie najgłębszej próżni w skraplaczu. W związku z tym skraplacz i większość cylindra niskociśnieniowego turbiny znajdują się pod próżnią.
Turbina posiada siedem wyciągów parowych, pierwszy w separatorze-przegrzewaczu służy do podgrzania pary głównej do temperatury nasycenia, drugi do podgrzania wody w odgazowywaczu, a wyciągi 3 – 7 służą do podgrzania głównego strumienia kondensatu odpowiednio w PND-5 - PND-1 (podgrzewacze niskociśnieniowe).

Kasety paliwowe

Pręty paliwowe i zespoły paliwowe podlegają wysokim wymaganiom w zakresie niezawodności przez cały okres ich użytkowania. Złożoność ich realizacji zwiększa fakt, że długość kanału wynosi 7000 mm przy stosunkowo małej średnicy, a jednocześnie należy zapewnić przeciążenie maszynowe kaset zarówno w czasie postoju reaktora, jak i podczas jego wyłączania. działanie.

Parametr Wymiar Ogrom Maksymalna moc kanału napięciowego kW (termiczna) 3000-3200 Przepływ chłodziwa przez kanał z maksymalną mocą t/godz 29,5-30,5 Maksymalna masowa zawartość pary na wylocie kaset % 19,6 Parametry płynu chłodzącego na wlocie kasety Ciśnienie kgf/cm2 79,6 Temperatura °C 265 Parametry chłodziwa na wylocie kasety: Ciśnienie kgf/cm2 75,3 Temperatura °C 289,3 Maksymalna prędkość SM 18,5 Maksymalna temperatura: Zewnętrzna powierzchnia skorupy, °C 295 Wewnętrzna powierzchnia skorupy °C 323

Maszyna do załadunku i rozładunku (RZM)

Charakterystyczną cechą RBMK jest możliwość przeładowania kaset paliwowych bez zatrzymywania reaktora przy mocy znamionowej. W rzeczywistości jest to rutynowa operacja i jest wykonywana niemal codziennie.
Instalacja maszyny na odpowiednim kanale odbywa się według współrzędnych i precyzyjnego prowadzenia do kanału za pomocą systemu optyczno-telewizyjnego, przez który można obserwować główkę wtyku kanału, lub za pomocą układu stykowego, w którym sygnał powstaje w momencie zetknięcia czujki z boczną powierzchnią górnej części pionu kanału.
REM posiada szczelny kombinezon otoczony ochroną biologiczną (pojemnik), wyposażony w magazynek obrotowy z czterema miejscami na zespoły paliwowe i inne urządzenia. Kombinezon wyposażony jest w specjalne mechanizmy umożliwiające wykonywanie prac przeciążeniowych.
Podczas ponownego ładowania paliwa kombinezon jest zagęszczany wzdłuż zewnętrznej powierzchni pionu kanału i wytwarza się w nim ciśnienie wody równe ciśnieniu chłodziwa w kanałach. W tym stanie następuje zwolnienie korka, wyjęcie zespołu zużytego paliwa wraz z zawieszeniem, zamontowanie nowego zespołu paliwowego i uszczelnienie korka. Podczas wszystkich tych operacji woda z metalu ziem rzadkich wpływa do górnej części kanału i mieszając się z głównym chłodziwem, jest usuwana z kanału rurociągiem wylotowym. Zatem podczas przeładunku paliwa zapewniona jest ciągła cyrkulacja płynu chłodzącego przez przeciążony kanał, a woda z kanału nie przedostaje się do metalu ziem rzadkich.