Физические особенности и конструкция реактора РБМК-1000: Учебное пособие

Министерство образования и науки Российской Федерации Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Обнинский институт атомной энергетики

А.С. Шелегов, С.Т. Лескин, В.И. Слободчук

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ И КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА РБМК-1000 Рекомендовано УМО «Ядерные физика и технологии» в качестве учебного пособия для студентов высших учебных заведений

Москва 2011

УДК 621.039.5(075) ББК 31.46я7 Ш 42 Шелегов А.С., Лескин С.Т., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора РБМК-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011, – 64 с. Рассмотрены принципы физического проектирования, критерии обеспечения безопасности и особенности конструкции ядерного энергетического реактора типового проекта РБМК-1000. Описаны конструкция тепловыделяющих сборок и топливных каналов активной зоны, принципы и средства управления реакторной установкой. Изложены основные особенности физики и теплогидравлики реактора РБМК-1000. Пособие содержит основные технические характеристики реакторной установки, системы управления и защиты реактора, а также тепловыделяющих элементов и их сборок. Представленная информация может быть использована только для обучения и предназначена для студентов специальности 140404 «Атомные электростанции и установки» при освоении дисциплины «Ядерные энергетические реакторы». Подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.

Рецензент д-р физ.-мат. наук, проф. Н.В. Щукин

ISBN 978-5-7262-1488-7

© Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2011

2

Введение Создание атомных электростанций с канальными уранграфитовыми реакторами РБМК − национальная особенность развития отечественной энергетики. Основные характеристики энергоустановок выбирались таким образом, чтобы в максимальной степени использовать опыт разработки и сооружения промышленных реакторов, а также возможности машиностроительной промышленности и строительной индустрии. Использование одноконтурной схемы реакторной установки с кипящим теплоносителем позволяло применить освоенное тепломеханическое оборудование при относительно умеренных теплофизических параметрах. Первый советский промышленный уран-графитовый реактор введен в эксплуатацию в 1948 г., а в 1954-м в Обнинске начал функционировать демонстрационный уран-графитовый водоохлаждаемый реактор первой в мире АЭС электрической мощностью 5 МВт. Работы над проектом нового реактора РБМК были развернуты в ИАЭ (ныне РНЦ КИ) и НИИ-8 (ныне НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля) в 1964 г. Идея создания канального кипящего энергетического реактора большой мощности была организационно оформлена в 1965 г. Было принято решение о разработке технического проекта канального кипящего энергетического реактора мощностью 1000 МВт (эл.) по техническому заданию Института атомной энергии им. И.В. Курчатова (заявка на способ выработки электроэнергии и реактор РБМК-1000 с приоритетом от 6 октября 1967 г. была подана сотрудниками ИАЭ). Проект первоначально получил название Б-19), а его конструирование сначала было поручено конструкторскому бюро завода «Большевик». В 1966 г. по рекомендации НТС министерства работа над техническим проектом реактора большой мощности канального кипящего РБМК-1000 была поручена НИКИЭТ. Постановлением Совета Министров СССР № 800-252 от 29 сентября 1966 г. было принято решение о строительстве Ленинградской АЭС в поселке Сосновый Бор Ленинградской области. В этом постановлении были определены основные разработчики проекта станции и реактора: 3

кАЭ − научный руководитель проекта; ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ) − генеральный проектировщик ЛАЭС; НИИ-8 (НИКИЭТ) − главный конструктор реакторной установки. На IV Женевской конференции ООН в 1971 г. Советский Союз объявил о решении построить серию реакторов РБМК электрической мощностью 1000 МВт каждый. Первые энергоблоки были введены в эксплуатацию в 1973 и 1975 гг.

4

ГЛАВА 1. Некоторые аспекты концепции безопасности реакторов РБМК 1.1. Основные принципы физического проектирования Концепция развития канальных уран-графитовых реакторов, охлаждаемых кипящей водой, основывалась на конструкторских решениях, проверенных практикой эксплуатации промышленных реакторов, и предполагала реализацию особенностей физики РБМК, которые в совокупности должны были обеспечить создание безопасных энергоблоков большой единичной мощности с высоким коэффициентом использования установленной мощности и экономичным топливным циклом. В числе аргументов в пользу РБМК выдвигались преимущества, обусловленные лучшими физическими характеристиками активной зоны, в первую очередь лучший баланс нейтронов, обусловленный слабым поглощением графита, и возможность достичь глубокого выгорания урана благодаря непрерывным перегрузкам топлива. Расход природного урана на единицу выработанной энергии, в то время считавшийся одним из главных критериев экономичности, оказывался примерно на 25 % ниже, чем в ВВЭР. От первоначального представления, что физические проблемы РБМК не требуют существенной корректировки развитых методов физических исследований промышленных реакторов, а связаны лишь с использованием в качестве основного конструкционного материала активной зоны циркония вместо алюминия, почти сразу пришлось отказаться. Уже первые оценки нейтронно-физических (и теплофизических) характеристик показали необходимость решения большого круга задач по оптимизации физических параметров реактора и разработки методического и программного обеспечения: Основными проблемами при определении оптимальных физических характеристик РБМК являются безопасность и экономичность топливного цикла. Ядерная безопасность реактора обеспечивается возможностями контроля и управления реактивностью во всех режимах эксплуатации, что требует определения безопасных диапазонов изменения эффектов и коэффициентов реактивности. Особенно важны физические характеристики, которые обусловливают пассивную безопасность реакторной установки, как в

условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных и переходных режимах. Не менее важны характеристики, обеспечивающие ядерную безопасность, – это эффективность и быстродействие рабочих органов СУЗ, которые обеспечивают заглушение и удержание его в подкритическом состоянии. Технико-экономические показатели работы реакторной установки также в значительной мере определяются такими физическими характеристиками, как выгорание и нуклидный состав выгружаемого топлива, удельные расходы природного и обогащенного урана и ТВС на единицу выработанной электроэнергии и компоненты баланса нейтронов в активной зоне. 1.2. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности Основным принципом обеспечения безопасности, положенным в основу проекта реакторной установки РБМК-1000, является не превышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению обслуживающего персонала и населения, а также нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и рассматриваемых в проекте авариях. Комплекс технических средств обеспечения безопасности реакторной установки РБМК-1000 осуществляет выполнение функций: • надежного контроля и управления энергораспределением по объему активной зоны; • диагностики состояния активной зоны для своевременной замены потерявших работоспособность конструктивных элементов; • автоматического снижения мощности и останова реактора в аварийных ситуациях; • надежного охлаждения активной зоны при выходе из строя различного оборудования; • аварийного охлаждения активной зоны при разрывах трубопроводов циркуляционного контура, паропроводов и питательных трубопроводов. • обеспечения сохранности конструкций реактора при любых исходных событиях; 6

• оснащения реактора защитными, локализующими, управляющими системами безопасности и отвода выбросов теплоносителя при разгерметизации трубопроводов из реакторных помещений в систему локализации; • обеспечения ремонтопригодности оборудования в процессе эксплуатации реакторной установки и при ликвидации последствий проектных аварий. В процессе проектирования первых реакторных установок РБМК-1000 был сформирован перечень исходных аварийных событий и проанализированы наиболее неблагоприятные пути их развития. На основе опыта эксплуатации РУ на энергоблоках Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС и по мере ужесточения требований к безопасности АЭС, которое имеет место в мировой энергетике вообще, первоначальный перечень исходных событий значительно расширен. Перечень исходных событий применительно к реакторным установкам РБМК-1000 последних модификаций включает более 30 аварийных ситуаций, которые могут быть разделены на четыре основных принципа: 1) ситуации с изменением реактивности; 2) аварии в системе охлаждения активной зоны; 3) аварии, вызванные разрывом трубопроводов; 4) ситуации с отключением или отказом оборудования. В проект реакторной установки РБМК-1000 при анализе аварийных ситуаций и разработке средств обеспечения безопасности заложены в соответствии с ОПБ-82 следующие критерии безопасности: 1) в качестве максимальной проектной аварии рассматривается разрыв трубопровода максимального диаметра с беспрепятственным двухсторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности; 2) первый проектный предел повреждения твэлов для условий нормальной эксплуатации составляет: 1 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % твэлов с прямым контактом теплоносителя и топлива; 3) второй проектный предел повреждения твэлов при разрывах трубопроводов циркуляционного контура и включении системы аварийного охлаждения устанавливает: 7

• температуру оболочек твэлов − не более 1200 °С; • локальную глубину окисления оболочек твэлов − не более 18 % первоначальной толщины стенки; • долю прореагировавшего циркония − не более 1 % массы оболочек твэлов каналов одного раздаточного коллектора; 4) должна быть обеспечена возможность выгрузки активной зоны и извлекаемость технологического канала из реактора после МПА. 1.3. Достоинства и недостатки канальных уран-графитовых энергетических реакторов К основным достоинствам канальных энергетических реакторов, подтвержденным более чем 55-летним опытом разработки и эксплуатации их в нашей стране, можно отнести следующие. Дезинтегрированность конструкции: • отсутствие проблем, связанных с изготовлением, транспортировкой и эксплуатацией корпуса реактора и парогенераторов; • более легкое, по сравнению с корпусными реакторами, протекание аварий при разрывах трубопроводов контура циркуляции теплоносителя; • большой объем теплоносителя в контуре циркуляции. Непрерывная перегрузка топлива: • малый запас реактивности; • уменьшение продуктов деления, одновременно находящихся в активной зоне; • возможность раннего обнаружения и выгрузки из реактора ТВС с негерметичными твэлами; • возможность поддержания низкого уровня активности теплоносителя. Аккумулирование тепла в активной зоне (графитовая кладка): • возможность перетока тепла от каналов обезвоженной петли к каналам, сохранившим охлаждение, при организации «шахматного» расположения каналов различных петель; • уменьшение скорости роста температуры при авариях с обезвоживанием. 8

Высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя, позволяющий длительное время расхолаживать реактор при обесточивании энергоблока. Возможность получения требуемых нейтронно-физических характеристик активной зоны. Гибкость топливного цикла: • малое обогащение топлива; • возможность дожигать после регенерации отработанное топливо из реакторов ВВЭР; • возможность наработки широкого спектра изотопов. Недостатки канальных водографитовых реакторов: • сложность организации контроля и управления из-за больших размеров активной зоны; • наличие в активной зоне конструкционных материалов, ухудшающих баланс нейтронов; • сборка реактора на монтаже из отдельных транспортабельных узлов, что приводит к увеличению объема работ в условиях стройплощадки; • разветвленность циркуляционного контура реактора, увеличивающая объем эксплуатационного контроля основного металла и сварных швов и дозозатраты при ремонте и обслуживании; • образование за счет материала графитовой кладки дополнительных отходов при снятии реактора с эксплуатации. ГЛАВА 2. Конструкция реактора РБМК-1000 2.1. Общее описание конструкции реактора Реактор РБМК-1000 (рис. 2.1) тепловой мощностью 3200 МВт представляет собой систему, в которой в качестве теплоносителя используется легкая вода, а в качестве топлива − двуокись урана. Реактор РБМК-1000 − гетерогенный, уран-графитовый, кипящего типа, на тепловых нейтронах предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см2. Теплоноситель − кипящая вода. Основные технические характеристики реактора приведены в табл. 2.1. 9

Рис. 2.1. Разрез блока с реактором РБМК-1000

Комплекс оборудования, включающий в себя ядерный реактор, технические средства, обеспечивающие его работу, устройства вывода из реактора тепловой энергии и преобразования ее в другой вид энергии, как правило, называют ядерной энергетической установкой. Приблизительно 95 % энергии, выделяющейся в результате реакции деления, прямо передается теплоносителю. Около 5 % мощности реактора выделяется в графите от замедления нейтронов и поглощения гамма-квантов. Реактор состоит из набора вертикальных каналов, вставленных в цилиндрические отверстия графитовых колонн, а также верхней и нижней защитных плит. Легкий цилиндрический корпус (кожух) замыкает полость графитовой кладки. Кладка состоит из собранных в колонны графитовых блоков квадратного сечения с цилиндрическими отверстиями по оси. Кладка опирается на нижнюю плиту, которая передает вес реактора на бетонную шахту. Топливные каналы и каналы регулирующих стержней проходят через нижние и верхние металлоконструкции. 10

Приводы регулирующих стержней расположены над активной зоной в районе верхней защитной конструкции реакторного зала. Реактор оснащен двумя одинаковыми петлями охлаждения (рис. 2.2). К каждой петле подключено по 840 параллельных вертикальных каналов с тепловыделяющими сборками (ТВС).

Рис. 2.2. Петля циркуляции теплоносителя 11

Петля охлаждения имеет четыре параллельно включенных главных циркуляционных насоса (три работающих, подающих по 7000 т/ч воды с напором 1,5 МПа, и один резервный). Вода в каналах нагревается до кипения и частично испаряется. Пароводяная смесь со средним массовым паросодержанием 14 % отводится через верхнюю часть канала и пароводяную коммуникацию в два горизонтальных гравитационных сепаратора. Отделенный в них сухой пар (влажность не более 0,1 %) при давлении 7 МПа поступает из каждого сепаратора по двум паропроводам в две турбины электрической мощностью по 500 МВт, а вода после смешения с конденсатом пара по 12 опускным трубам подается во всасывающий коллектор ГЦН. Таблица 2.1 Основные технические характеристики реактора Параметр Номинальная тепловая мощность реактора, кВт

Величина

Номинальный расход теплоносителя через реактор, м3/ч

48−50×103 5400

Паропроизводительность, т/ч Среднее массовое паросодержание на выходе из реактора, % Температура теплоносителя, °С, на входе в ТК/ на выходе из ТК Давление теплоносителя, кгс/см2, на входе в ТК/ на выходе из ТК Загрузка реактора, т Обогащение топлива, % Выгорание топлива в ТВС, МВт·сут/т, среднее по реактору в стационарном режиме перегрузок (кампания 1300 эфф. сут) Общее количество ТК – 1661 шт., из них: ТК для установки ТВС Общее количество каналов СУЗ − 227, из них под установку: стержней БАЗ

12

3,2×106

14,5 270/284,5 79,6/75,3 189,7 2,4 22 500

1156

24

Окончание табл. 2.1 Параметр стержней ЛАР стержней РР стержней УСП ДКЭ по высоте активной зоны Диаметр активной зоны, мм Высота активной зоны, мм Толщина бокового отражателя, мм Шаг технологической решетки, мм

Величина 12 143 32 12 12 000 7000 1000

Проектный срок службы реактора, лет

250×250 30

Конденсат отработавшего в турбинах пара возвращается питательными насосами через сепараторы в верхнюю часть опускных труб. Теплоноситель поступает в топливные каналы снизу при температуре 270 °С. Расход теплоносителя по каждому топливному каналу может регулироваться независимо индивидуальным запорно-регулирующим клапаном. 2.2. Металлоконструкции реактора РБМК-1000 Реактор размещен в бетонной шахте квадратного сечения размером 21,6×21,6×25,5 м. На рис. 2.3 и 2.4 показаны металоконструкции реактора РБМК-1000, которые расположены в бетонной шахте. По обе стороны ЦЗ симметрично вертикальной плоскости, проходящей через центр реактора и направленной в сторону БВ, расположены помещения основного оборудования: петель ГЦН, БС, шахты опускных трубопроводов, помещения коллекторов ГЦН. Над сепараторами размещены паровые коллекторы. Под плитным настилом − коммуникации трубопроводов ПВК. Трубопроводы НВК расположены в помещениях РГК и под схемой «ОР». Передача усилий от веса внутренних узлов, сборок и коммуникаций реактора на бетон, а также герметизация внутренней полости 13

реактора осуществляются с помощью сварных МК, одновременно выполняющих роль биологической защиты. К металлоконструкциям относятся следующие конструктивные элементы: схемы «С», «ОР», «КЖ», «Л» и «Д», «Е», «Г», плитный настил, «Э». Все перечисленные схемы представлены на продольном разрезе реактора (см. на рис. 2.4). Металлоконструкция схемы «С» Металлоконструкция схемы «С» (рис. 2.5) является основной опорной металлоконструкцией для схемы «ОР». Выполнена в виде креста из двух плит высотой 5,3 м, усиленных вертикальными ребрами жесткости. Передает вес от нижней металлоконструкции схемы «ОР», графитовой кладки и НВК на закладные части крестообразной фундаментной плиты из жаропрочного железобетона на отметке +11,21 м. Две отдельно стоящие стойки служат опорами боковой биологической защиты.

Рис. 2.3. Реактор РБМК-1000 14

Рис. 2.4. Продольный разрез реактора РБМК-1000

Рис. 2.5. Металлоконструкция схемы «С»

Схема «С» собирается с помощью фланцевых болтовых соединений из балок-стоек высотой 5 м, расположенных по двум взаимно-перпендикулярным плоскостям в виде креста. 15

Верхняя часть схемы «С» имеет выступы и подогнана по поверхности контакта с нижней плитой схемы «ОР». Все детали изготовлены из стали 10ХСНД, поверхности металлизированы алюминием (0,15−0,25 мм) и окрашиваются органосиликатным покрытием. Окружающая среда – воздух с относительной влажностью до 80 %, и температурой до 270 °С. Металлоконструкция схемы «ОР» Металлоконструкция схемы «ОР» (рис. 2.6) выполнена в виде барабана диаметром 14,5 м и высотой 2 м, собрана из трубных плит и обечайки. Служит опорой для графитовой кладки, схемы «КЖ» и коммуникаций низа реактора, является нижней биологической защитой реактора. Ребра жесткости образующие центральный крест совпадают с аналогичными ребрами МК схемы «С».

Рис. 2.6. Металлоконструкция схемы «ОР»

Металлоконструкция схемы «ОР» соединена с корпусом боковой биозащиты двумя (верхним и нижним) сильфонными компенсаторами, обеспечивающими компенсацию температурных расширений конструкций и герметичность N2−Не- и N2-полостей. В МК схемы «ОР» расположены: • нижние тракты технологических и специальных каналов; • гильзы термопар МК; 16

• трубы подвода азотно-гелиевой смеси во внутреннюю полость реактора; • трубы отвода ПГС из полости реактора; • дренажные трубы с верхней плиты; • трубы подвода и отвода N2 из внутренней полости МК схемы «ОР». • Все детали МК схемы «ОР» изготовлены из стали 10ХСНД. • Условия работы МК: • температура нижней плиты − до 270 °С; • температура верхней плиты − до 350 °С с местным нагревом до 380 °С; • окружающая среда для нижней плиты воздух с относительной влажностью до 80 %, для верхней плиты – N2–Не-смесь. Металлоконструкции схем «Л» и «Д» Металлоконструкции схем «Л» и «Д» являются боковой биозащитой реактора, снижают потоки излучения на бетон шахты; служат тепловым экраном; способствуют охлаждению кожуха реактора. Металлоконструкция схемы «Л» (рис. 2.7) является также опорной конструкцией для схемы «Е».

Рис. 2.7. Металлоконструкция схемы «Л»

Металлоконструкции схем «Л» и «Д» имеют форму полых кольцевых резервуаров, заполненных водой и разделенных перегородками на 16 отсеков. Металлоконструкция схемы «Д» (рис. 2.8) − 17

верхняя часть биозащиты, опирающаяся на металлоконструкцию схемы «Л».

Рис. 2.8. Металлоконструкции схем «Л» и «Д»

Наружный диаметр блоков схем «Л» и «Д» − 19 м. Внутренний диаметр блоков схемы «Л» − 16,6 м. Внутренний диаметр блоков МК схемы «Д» − 17,8 м. Высота блоков МК схемы «Л» − 11,05 м. Высота блоков МК схемы «Д» − 3,2 м. Все элементы МК схемы «Л» и «Д» изготовлены из стали 10ХСНД. В металлоконструкциях схем «Л» и «Д» размещены каналы рабочих и пусковых ионизационных камер (РИК и ПИК), а также дренажные трубы и гильзы термопар (по одной на каждый отсек) для замера температуры воды в отсеках. Водные объемы МК связаны между собой, подвод охлаждающей воды производится в нижнюю часть блоков МК схемы «Л», а отвод − из верхней части блоков МК схемы «Д». Пространство между внутренним цилиндром МК схемы «Л» и МК схемы «КЖ» заполнено азотом. Монтажное пространство, образованное внешним цилиндром МК схем «Л» и «Д» и шахтой реактора, заполнено песком, который служит дополнительной биозащитой. Нижняя часть монтажного пространства заполнена щебнем (200−400 мм) для исключения попадания песка в отверстия дренажной трубы Ду 150. 18

Условия работы МК: • температура воды в МК схем − до 60, но не более 90 °С; • окружающая среда со стороны МК схемы «КЖ» − азот с относительной влажностью не более 80 %; • окружающая среда со стороны шахты реактора − воздух с относительной влажностью не более 80 %. Металлоконструкция схемы «КЖ» Металлоконструкция схемы «КЖ» (рис. 2.9) вместе с нижней плитой схемы «Е» и верхней плитой схемы «ОР» образуют вокруг кладки реактора герметичную полость − реакторное пространство, в котором удерживается N2−Не-смесь.

Рис. 2.9. Металлоконструкция схемы «КЖ»

Конструкция схемы «КЖ» выполнена в виде цилиндрического сварного кожуха диаметром 14,5 м из листового проката ст.10ХСНД толщиной 16 мм с четырьмя кольцевыми компенсаторами из той же стали толщиной 8 мм. По наружной поверхности кожуха приварены кольцевые ребра жесткости. Для уменьшения напряжения в компенсаторах при работе реактора схема «КЖ» приварена к нижней плите схемы «Е» и верхней плите схемы «ОР» с предварительным натягом. Условия работы МК: • температура кожуха − до 350 °С; • окружающая среда внутри – N2−Не-смесь с давлением 150 мм вод. ст., снаружи – N2 с давлением 200−250 мм вод. ст. 19

Металлоконструкция схемы «Е» Металлоконструкция схемы «Е» (рис. 2.10) служит верхней биологической защитой реактора и опорой для ТК, спецканалов, плитного настила и трубопроводов коммуникаций верха реактора. Схема «Е», представляющая собой барабан диаметром 17 м и высотой 3 м, собрана из трубных плит, объединенных цилиндрической обечайкой и внутренними вертикальными ребрами жесткости, верхней и нижней плит толщиной 40 мм. Материал МК − сталь 10ХСНД.

Рис. 2.10. Металлоконструкция схемы «Е»

В металлоконструкцию схемы «Е» вварены: 1) верхние части трактов технологических и специальных каналов (кроме каналов РИК и ПИК); 2) тракты телевизионных камер; 3) гильзы термопар МК; 4) трубы отвода ПГС из внутренней полости реактора; 5) трубы подвода и отвода азота. Внутренняя полость заполнена серпентенитовой засыпкой (60 % по массе) и гали (40 %). МК схемы опирается с помощью 16 катковых опор на боковую биозащиту МК схем «Л» и «Д», каждая из которых рассчитана на нагрузку 750 т. К МК схемы «Е» относятся также верхний и нижний горизонтальные компенсаторы, обеспечивающие температурные расширения при сохранении герметичности N2−Не- и N2-полостей. Герметичность внутренней полости МК схемы «Е» обеспечивается сваркой с проверкой швов на плотность. 20

Условия работы МК: • температура нижней плиты до 350 °С, с местным нагревом до 370 °С; • температура верхней плиты − до 290 °С; • окружающая среда над верхней плитой − воздух влажностью до 80 %, под нижней плитой – N2−Не-смесь. Металлоконструкция схемы «Г» Металлоконструкция схемы «Г» (рис. 2.11) представляет собой плиты и короба перекрытия на отметке 35,5 м, которые служат биологической защитой ЦЗ от ионизирующих излучений верхних коммуникаций реактора. Нижняя часть схемы, толщиной 70 см, выполнена в виде металлических коробов из стали 10ХСНД, заполненных смесью из серпентинитовой гали (14 % по массе) и стальной дроби (86 %). Верхняя часть схемы выполнена из плит углеродистой стали толщиной 10 см, облицованных со стороны ЦЗ коррозионностойкой листовой сталью 0Х18Н10Т толщиной 5 мм. Балки и короба схемы имеют дыхательные болты М-24 для сообщения засыпки с атмосферой и исключения образования в засыпке гремучего газа.

Рис. 2.11. Металлоконструкция схемы «Г» и плитный настил

Проемы над каналами пусковых и рабочих ионизационных камер имеют съемные плиты. В пространстве между коробами и плитами размещены кабели идущих от сервоприводов КСУЗ, ДКЭ, 21

КД, ПИК, РИК, от термопар расположенных в кладке, опорных и защитных плитах и отсеках МК схемы «Л» и дренажные трубы схемы «Г». Наружные поверхности балок и коробов схемы металлизированы алюмосиликатным покрытием 0,15−0,25 мм в два слоя. Металлоконструкция схемы «Г» работает в окружающей среде с относительной влажностью до 80 %. Температура балок и коробов достигает до 250 °С, стальных плит до 100 °С, облицовки до 50 °С. Плитный настил Плитный настил служит биозащитой ЦЗ от ионизирующих излучений коммуникаций верха реактора и ТВС при извлечении ее из ТК, а также тепловой защитой ЦЗ. Верхние блоки настила образуют пол ЦЗ в районе расположения каналов. Плитный настил состоит из верхней (съемной) части и нижней − стационарной, которые опираются на тракты ТК и КОО. Верхние блоки выполнены индивидуально для каждого тракта, нижние − укрупнены, и каждый опирается на три стояка. Блоки настила заполнены серпентинитовым бетоном, и для придания прочности углы блоков и верхние торцы облицованы сталью 08Х18Н10Т. Над исполнительными механизмами СУЗ в плитном настиле расположены крышки, которые легко снимаются при необходимости замены исполнительных механизмов СУЗ или отдельных узлов, а также при необходимости ручного подъема стержней СУЗ. Пространство между верхними и нижними блоками настила используется для разводки кабелей сервоприводов СУЗ, ДКЭ и температурных каналов. Проектом предусмотрена вентиляция плитного настила. Из ЦЗ через зазоры плитного настила в помещение верхних коммуникаций реактора засасывается воздух, который охлаждает плитный настил, устраняет попадание радиоактивных выбросов в ЦЗ и сбрасывается в вентиляционный короб, расположенный под МК схемы «Г». Условия работы: • окружающая среда − воздух принудительной вытяжной вентиляции (G = 40 м3/ч); • температура основания настила − до 250 °С, верхней поверхности настила − до 40 °С. 22

Металлоконструкция схемы «Э» Металлоконструкция схемы «Э» является дополнительной биологической защитой помещений НВК, устанавливается над проемами нижних коммуникаций реактора и выполнена в виде стальных плит толщиной 100 мм. Условия работы МК: • температура плит − до 270 °С; • окружающая среда − воздух с относительной влажностью 80 %. 2.4. Состав и устройство активной зоны реактора Активная зона − основная конструктивная часть реактора, сформированная на основании расчетно-теоретических исследований. АЗ имеет форму вертикального цилиндра диаметром 12,0 м и высотой 7 м, окружена боковым отражателем толщиной 1 м и торцевыми отражателями по 0,5 м. В состав активной зоны входят: 1) топливная загрузка; 2) технологические каналы; 3) каналы СУЗ и КОО; 4) стержни СУЗ; 5) теплоноситель; 6) графитовая кладка. Для обозначения ячеек ТК и специальных каналов используется система координат, представленная на рис. 2.12. Система координат используется при эксплуатации реактора и перегрузке. В этой системе номера ячеек обозначаются в восьмиричной системе для обработки и выдачи результатов контроля в ЭВМ СЦК «СКАЛА». Координаты ячеек обозначены в осях Х–Y. Ось Х параллельна оси машзала. Например: 24–30, ТК, координата по оси Х − 24 ; по оси Y – 30. Графитовая кладка Графитовая кладка используется в качестве замедлителя и отражателя нейтронов. В графитовом замедлителе происходит 23

уменьшение энергии нейтронов деления до тепловой, а графитовый отражатель снижает утечку нейтронов из активной зоны реактора.

Рис. 2.12. Система координат РБМК-1000

Графитовая кладка размещена внутри защитного кожуха схемы «КЖ» (реакторное пространство). Представляет собой вертикально расположенный цилиндр диаметром 14,0 м и высотой 8,0 м. собранный из отдельных графитовых блоков изготовленных из графита удовлетворяющего специальным требованиям по ядерной чистоте и плотности в 14 слоев, образующих 2488 колонн с шагом 250 мм общей массой 1760 т. Четыре периферийных ряда колонн по всей окружности кладки выполняют функцию бокового отражателя. Графитовая кладка включает в себя активную зону в форме вертикального цилиндра с диаметром 12 м и высотой 7 м. В 1693 колоннах активной зоны имеются отверстия диаметром 114 мм, образующие в колоннах тракты для размещения ТК и других специальных устройств, обеспечивающих работу реактора. В отверстиях колонн бокового 24

отражателя в место каналов установлены графитовые стержни из отдельных блоков высотой 280, 500, 600 мм. Графитовые блоки имеют квадратное сечение 250×250 мм и различную высоту 200, 300, 500 и 600 мм. Основными являются блоки высотой 600 мм. Внутри блоков имеются отверстия диаметром 114 мм, образующие в колоннах тракты для размещения каналов. Верхняя и нижняя части кладки собраны из блоков высотой 200, 300, 500 мм, которые выполняют роль торцевых отражателей и служат для обеспечения взаимного смещения стыков блоков соседних колонн по высоте кладки. Каждая графитовая колонна (рис. 2.13) установлена на стальной опорной плите, которая опирается на стальной стакан, приваренный к верхней плите нижней МК схемы «ОР». Нагрузку от графитовой кладки, стальных опорных плит и стаканов несет МК схема «ОР», которая одновременно служит нижней биологической защитой реактора. В верхней части графитовая колонна крепится с помощью стальных защитных плит, соединительных патрубков и трубтрактов, вваренных в верхнюю МК схемы «Е». Соединение трубтрактов с патрубками допускает температурное удлинение колонн. К опорным стаканам с помощью шайб крепится диафрагма, набранная из отдельных листов из нержавеющей стали 08Х18Н10Т толщиной 5 мм. Диафрагма служит для снижения излучения тепла от опорных плит кладки к верхней плите МК схемы «ОР» и распределения потока газовой смеси через графитовую кладку. Центрирование блоков относительно друг друга в колонне обеспечивается конусными соединениями типа «выступ−впадина», а центрирование графитовых колонн в трактах, вваренных в верхнюю МК схемы «Е», осуществляется с помощью защитных плит и соединительных патрубков. От радиальных перемещений кладка крепится с помощью 156 штанг, установленных в отверстия диаметром 114 мм периферийных колонн бокового отражателя. Внизу штанга установлена и вварена в опорные стаканы, которые приварены к верхней плите МК схемы «ОР». В узлах стыка графитовых блоков (в 18-ти вертикальных отверстиях диаметром 45 мм) размещаются температурные каналы с установленными в них тремя и двумя зонными термопарными 25

Рис. 2.13. Конструкция ТК и графитовой колонны 26

блоками – 14 отверстий в активной зоне и четыре в зоне отражателя. При разогреве-расхолаживании реактора температура трактов температурных каналов в зоне бокового отражателя отстает от температуры трактов рабочих каналов и прилегающих ребер значительно больше, чем в зоне плато, что ведет к возникновению неравномерности их температурных расширений и недопустимым напряжениям в местах приварки трактов к плитам МК схемы «Е». Для исключения (смягчения) напряжений в тракты периферийных температурных каналов вварены сильфонные компенсаторы. В этом отличие периферийных температурных каналов от трактов центральных температурных каналов. Для предотвращения окисления графита и обеспечения необходимого теплоотвода от графита к ТК (энергии взаимодействия графита с нейтронами) кладка работает в атмосфере N2−Не-смеси. Для исключения утечек газовой смеси в случае разгерметизации внутренней полости реактора в процессе эксплуатации, внутренние полости схем «Е» и «ОР», пространства между кожухом реактора и баком водяной защиты, межкомпенсаторные пространства заполняются азотом, давление которого в среднем на 50 мм вод. ст. выше давления N2−Не-смеси во внутренней полости реактора. Для отвода парогазовой смеси из реакторного пространства (в случае аварийных протечек теплоносителя) предусмотрены 8 труб диаметром 325×14 мм (четыре − со стороны схемы «Е» и четыре − со стороны схемы «ОР»). Трубы сброса парогазовой смеси заведены в ППБ в выгородку парогазовых сбросов. В нормальном режиме по четырем нижним трубам в реакторное пространство подводится газовая смесь, отвод ее осуществляется через систему КЦТК. Предельное давление во внутренней полости реактора составляет 1,8 ата. Для отвода воды с верхней плиты МК схемы «ОР» в случае течи теплоносителя в кладку, предусмотрены четыре дренажные трубы диаметром 121×10 мм. Протечки теплоносителя отводятся в БПТВ ВСРО. Контроль за расходом газовой смеси на выходе из РП осуществляется с помощью расходомера с верхним пределом измерения до 700 м3/ч. Контроль температуры газа производится с помощью термопар, установленных на каждой трубке системы КЦТК перед врезкой в общий коллектор. Для замера давления газовой смеси в РП на четырех парогазовых трубопроводах 27

диаметром 400мм установлены манометры, позволяющие измерять избыточное давление до 0,8 кгс/см2. Узлы крепления каналов работают в условиях t = 440 °С, графитовые блоки t = до 750 °С. 2.5. Конструкция ТВС и технологического канала В качестве тепловыделяющего элемента в реакторе РБМК-1000 используется закрытая с обоих концов циркониевая трубка диаметром 13,9 мм, толщиной стенки 0,9 мм и длиной около 3,5 м, заполненная таблетками топлива диаметром 11,5 мм и высотой 15 мм. Для уменьшения величины термического расширения топливного столба, таблетки имеют лунки. Начальная среда под оболочкой заполнена гелием под давлением 5 кгс/см2. Топливный столб фиксируется пружиной. Максимальная температура в центре топливной таблетки может достигать 2100 °С. Реально эта температура не выше 1600 °С, давление гелия до 17 кгс/см2, а температура наружней поверхности оболочки твэл около 300 °С. Тепловыделяющие элементы (твэлы) компонуются в тепловыделяющие сборки (ТВС) по 18 шт. в каждой; 6 шт. по окружности диаметром 32 мм и 12 штук – диаметром 62 мм. В центре – несущий стержень (рис. 2.14, сечение Б-Б). Твэлы в сборке скреплены через каждые полметра специальными дистанционирующими решетками. Основным топливным блоком реактора является тепловыделяющая (или рабочая) кассета, состоящая из двух ТВС, соединенных общим несущим стержнем, штанги, наконечника и хвостовика. Таким образом, часть кассеты, располагающаяся в активной зоне, имеет длину около 7 м. Кассеты омываются водой, при этом нет прямого контакта топлива с теплоносителем при нормальном режиме работы реактора. Для получения приемлемого коэффициента полезного действия атомной станции необходимо иметь возможно более высокие температуру и давление генерируемого реактором пара. Следовательно, должен быть предусмотрен корпус, удерживающий теплоноситель при этих параметрах. Такой корпус − основной конструктивный элемент реакторов типа ВВЭР. Для реакторов РБМК роль корпуса играет большое количество прочных трубопроводов, внутри которых и размещаются кассеты. Такой трубопровод назы28

вается технологическим каналом (ТК), в пределах активной зоны он циркониевый и имеет диаметр 88 мм при толщине стенки 4 мм, в РБМК-1000 1661 технологический канал.

Рис. 2.14. Тепловыделяющая сборка реактора РБМК 29

Технологический канал (см. рис. 2.13) предназначен для размещения ТВС и организации потока теплоносителя. Корпус канала представляет собой сварную конструкцию, состоящую из средней и концевых частей. Средняя часть канала выполнена из циркониевого сплава, концевые − из нержавеющей стали. Между собой они соединены переходниками сталь−цирконий. Корпус канала рассчитан на 23 года безаварийной работы, однако при необходимости на остановленном реакторе может быть извлечен дефектный корпус канала и на его место установлен новый. Топливная кассета устанавливается внутри канала на подвеске, которая удерживает ее в активной зоне и позволяет с помощью РЗМ производить замену отработанной кассеты без останова реактора. Подвеска снабжена запорной пробкой, которая герметизирует канал. Кроме того, в реакторе размещены каналы управления и защиты. В них располагаются стержни поглотители, датчики контроля энерговыделения. Размещение каналов управления в колоннах графитовой кладки автономно от технологических каналов. Пространство между графитом и каналами заполнено газом, имеющим хорошую теплопроводность, малую теплоемкость и не оказывающим существенного влияния на ход цепной реакции. Лучший с этой точки зрения газ − гелий. Однако из-за его высокой стойкости он применяется не в чистом виде, а в смеси с азотом (на номинальном уровне мощности 80 % гелия и 20 % азота, при меньшей мощности азота больше, при 50 % номинальной может быть уже чистый азот). Одновременно предотвращается контакт графита с кислородом, т.е. его окисление. Азотно-гелиевая смесь в графитовой кладке продувается в направлении снизу вверх, это делается для достижения третьей цели – контроля целостности технологических каналов. Действительно, при течи ТК влажность газа на выходы из кладки и его температура увеличивается. Для улучшения теплопередачи от графита к каналу при движении газа создается своеобразный лабиринт (рис. 2.15). На канал и отверстия блоков поочередно надеваются разрезные графитовые кольца высотой 20 мм каждое на участке 5,35 м в центре активной 30

зоны. Таким образом, газ движется по схеме «графит – разрез кольца – стенка канала – разрез кольца – графит».

Рис. 2.15. Фрагмент вертикального сечения активной зоны

В РБМК-1000 в качестве отражателя используется дополнительный слой графита вокруг активной зо ны – по 0,5 м сверху и снизу и 1 м по цилиндрической поверхности. Он набирается из таких же блоков, но часть отверстий боковых колонн заглушена графитовыми же втулками. Всего в графитовой кладке 14 слоев и 2488 вертикальных колонн. 2.6. Тепловыделяющий элемент Твэл реактора РБМК (рис. 2.16) состоит из оболочки 1, топливного столба 2, заглушки 3, наконечника 4 и пружинного фиксатора 5.

Рис. 2.16. Твэл реактора РБМК 31

В качестве топлива используются таблетки из спеченной двуокиси урана. Диаметр таблетки 11,48±0,07 мм, высота – 15 мм. Для уменьшения величины термического расширения топливного столба таблетки на торцах имеют лунки. Радиальный зазор между топливом и оболочкой в холодном состоянии: минимальный – 0,11 мм, максимальный – 0,195 мм. Таблетки топлива с обогащением 2,6 %, входящие в состав твэлов, имеют центральное осевое отверстие диаметром 2 мм. Экранные таблетки не имеют осевого отверстия и располагаются рядом с заглушкой (т.е. в центре активной зоны). Оболочка твэла представляет собой трубу длиной 3611 мм, изготовленную из циркониевого сплава Э110 (цирконий + 1 % ниобия): наружный диаметр − 13,58 +−0,05 0,07 мм; внутренний диаметр − 11,7 +0,1 мм; Заглушка и наконечник также изготовлены из сплава Э-110. Длина заглушки − 9,5 мм. Между топливным столбом и наконечником располагается фиксатор, представляющий собой пружину переменного диаметра длиной 128 мм, изготовленную из проволоки диаметром 1,5 мм (материал – циркониевый сплав Ц2М). Масса проволоки − 0,006 кг, длина в распрямленном состоянии − 535 мм. Начальная среда под оболочкой твэла – газ с объемной долей гелия не менее 99,0 % и давлением не менее (5,0÷7,0)×105 Па (5,0÷7,0 кгс/см2). Таблица 2.2 Основные характеристики тепловыделяющих элементов Наименование

Величина

3640 ± 2 3432 2,4

Общая длина, мм Длина топливного столба в холодном состоянии, мм Массовая доля U-235 в смеси изотопов урана, % Масс топлива в твэле , г

3629 ± 50

Масса урана в пучке из 18 твэлов, кг

57,35±0,80

32

Глава 3. Система управления и защиты как средство обеспечения ядерной безопасности реактора РБМК 3.1. Система управления и защиты в реакторе РБМК-1000 Для непрерывной работы реактора активная зона должна находиться в критическом состоянии. Следовательно, для работы реактора необходимо, чтобы активная зона имела избыточную реактивность для компенсации постепенного уменьшения количества делящегося материала в процессе выгорания, а также для компенсации изменения реактивности в связи с накоплением продуктов деления. Эту избыточную реактивность необходимо компенсировать все время, чтобы реактор находился в критическом состоянии при работе на стационарном уровне мощности. Такая задача решается с помощью органов регулирования, в которых применяются материалы, являющиеся сильными поглотителями нейтронов. Органы регулирования при этом выполняют следующие задачи: • регулируют энерговыделение в активной зоне; • осуществляют быструю остановку реактора; • компенсируют быстрое и медленное изменение реактивности, обусловленное температурными колебаниями, накоплением продуктов деления и истощением делящегося материала. В реакторостроении для изменения нейтронного потока наиболее широкое распространение получил способ, при котором регулируется количество веществ, поглощающих нейтроны. Следует отметить, что очень большое сечение поглощения приведет к быстрому истощению поглощающего материала из-за превращения его ядер в другие ядра, которые не являются сильными поглотителями нейтронов. По этой причине сильные поглотители нейтронов используются большей частью в качестве выгорающих поглотителей, количество которых в активной зоне должно постепенно уменьшаться для компенсации уменьшения количества делящегося материала в процессе выгорания. Для успешной работы в реакторных условиях материалы органов регулирования должны обладать такими свойствами, как механическая прочность, высокая коррозионная стойкость, химическая стабильность при рабочей температуре и облучении, относительно низкая плотность, чтобы орган регулирования мог 33

быстро перемещаться, доступность и относительно низкая цена, хорошая обрабатываемость. В СУЗ РБМК-1000 управление нейтронным потоком осуществляется введением в активную зону стержней-поглотителей, содержащих бор. Естественный бор состоит из двух изотопов (19 % 10 В и 81 % 11В) и имеет более низкую поглощающую способность, чем 10В. Бор редко используется в чистом виде, для изготовления стержней в основном применяется карбид бора (В4С) − тугоплавкий материал, имеющий точку плавления между 2340 и 2480 °С. Для изготовления изделий из карбида бора в основном применяют методы порошковой металлургии. Основная проблема при использовании карбида бора заключается в его распухании в результате образования газообразного гелия по следующим нейтронным реакциям: 10 B + n → 3 H + 2 ⎡ 4 He ⎤

10 7 4 ⎣ ⎦ ; B + n → Li + He. Перемещение стержня-поглотителя осуществляется с помощью исполнительного механизма. Исполнительные механизмы работают в комплекте с указателями положения стержней в активной зоне, снабженными сельсинами-датчиками, и ограничителями хода стержней в крайних положениях. Точность указателей ±50 мм. Информация о положении стержней выдается на сельсины-указатели, работающие в индикаторном режиме в паре с сельсин-датчиками и размещенные на мнемотабло СУЗ на БЩУ и на плато реактора в центральном зале. Стержень-поглотитель и исполнительный механизм образуют исполнительный орган. В состав СУЗ входят исполнительные органы, представленные в табл. 3.1. Исполнительные органы РР предназначены для ручного регулирования поля энерговыделения, УСП – для ручного регулирования поля энерговыделения в нижней половине активной зоны. Их отличительные особенности – ввод снизу активной зоны и половинная длина относительно длины стержней РР. Исполнительные органы АР, ЛАР входят в состав авторегуляторов мощности реактора, которые представлены следующими автоматическими регуляторами: АРМ – регулятор малого уровня мощности;

34

1,2АР – два регулятора основного диапазона мощности, в работе может находиться только один регулятор, второй – в режиме готовности; ЛАР – локальный автоматический регулятор мощности реактора, используется в основном диапазоне мощности; с помощью ЛАР осуществляется регулирование мощности 9−12 зон, на которые условно разбита активная зона реактора. Таблица 3.1 Исполнительные органы СУЗ Тип РР УСП АР ЛАР ЛАЗ БАЗ

Функция регулирующего органа Ручное регулирование Укороченные поглотители (ручное регулирование) Автоматическое регулирование Локальное автоматическое регулирование Локальная аварийная защита (предупредительная) Быстродействующая аварийная защита

Количество* 110

Итого

32 8 12 24 24 210

*Данные приведены для первой очереди Смоленской АЭС.

Исполнительные органы ЛАЗ выполняют функцию предупредительной защиты, вводятся в активную зону до момента снятия аварийного сигнала при аварийном превышении заданного уровня мощности в зонах регулирования ЛАР. Исполнительные органы ЛАЗ могут использоваться для ручного регулирования. Для возможности выполнения исполнительными органами ЛАЗ своих защитных функций логической схемой ЛАЗ накладываются ограничения на их положение в активной зоне. Исполнительные органы ЛАЗ используются также для реализации режима перекомпенсации (ПК-АЗ). Режим ПК предназначен для дополнительного ввода в автоматическом режиме отрицательной реактивности во время аварийного снижения мощности АЗ-1, АЗ-2, управляемого снижения мощности (УСМ), осуществляемого включенным авторегулятором ЛАР или 1(2)АР. Необходимость дополнительного ввода отрицательной реактивности связана с тем, что исполнительные органы 35

авторегулятора не могут обеспечить требуемую скорость аварийного снижения мощности. Исполнительные органы БАЗ предназначены только для аварийного останова реактора. Для выполнения своих функций они должны постоянно находиться во взведенном состоянии. Система управления и защиты в реакторе РБМК − практически единственное средство оперативного управления реактивностью, в том числе заглушения реактора и обеспечения подкритичности. То есть является элементом очень важным с точки зрения обеспечения ядерной безопасности РУ. Рассмотрим более подробно некоторые элементы СУЗ. 3.2. Стержни СУЗ В настоящее время на реакторах используются стержни СУЗ четырех типов. Стержни РР (АР, ЛАЗ, ЛАР) Их конструкция сложилось в результате усовершенствования конструкции стержней СУЗ реакторов первых очередей при внедрении мероприятий по повышению безопасности. Отличительной особенностью от предыдущих конструкций является то, что длина стержней СУЗ увеличена до 6,55 м (на первых очередях они имеют длину 5,5 м, на вторых − 6,2 м) и при положении стержней на ВК поглощающая часть находится на верхнем срезе активной зоны, а низ вытеснителя − на нижнем срезе активной зоны. Это обеспечивает ввод отрицательной реактивности во всем диапазоне перемещения и исключает ввод положительной реактивности во всех ситуациях, что не исключалось при прежней конструкции. Конструкция и расположение стержня РР канале СУЗ представлены на рис. 3.1. Недостаток стержней данной конструкции − наличие большого столба воды (~ 2,5 м) между вытеснителем и поглотителем в районе телескопического соединения. Это является причиной большого положительного эффекта обезвоживания КО СУЗ в критическом состоянии. С целью уменьшения данного недостатка при дальнейшем усовершенствовании этих стержней СУЗ разработана конструкция с утолщенным телескопом и юбочной конструкцией нижних поглотителей. Стержни данной конструкции внедрены на САЭС. 36

Рис. 3.1. Конструкция и расположение стержня РР канале СУЗ: 1 – сервопривод; 2 – напорный трубопровод; 3 – головка канала; 4 – защитная пробка; 5 – поглощающий стержень; 6 – телескопическая штанга вытеснителя; 7 – вытеснитель; 8 – сливной трубопровод 37

После установки 25 стержней эффект обезвоживания КО СУЗ в критическом состоянии, измеренный на холодном реакторе, уменьшился на 0,1 β. После установки 50 стержней на 1, 2 блоках величина эффекта обезвоживания КО СУЗ уменьшается на β. Стержни данной конструкции набираются в режимы РР, ЛАЗ. Скорость ввода стержней в активную зону по сигналу от ключа управления 17−18 с, по сигналу аварийной защиты – 12 с. Стержни быстрой аварийной защиты (БАЗ) Они отличаются от предыдущих тем, что у них отсутствует вытеснитель и диаметр поглощающих элементов больше, чем у стержней РР. Кроме того, каналы для стержней БАЗ имеют пленочное охлаждение. Скорость ввода стержней БАЗ от ключа управления 6−7 с, по сигналу БАЗ – 2,5 с. Эффективность стержней БАЗ составляет ∼ 2 β. Имея такие характеристики, стержни БАЗ обеспечивают совместно с другими стержнями достаточную скорость ввода отрицательной реактивности (1 β/с) по сигналу БАЗ и гарантировано глушат реактор. Укороченные стержни поглотители УСП Стержни УСП состоят из тех же конструкционных элементов, что и стержни РР: поглотителя из четырех звеньев длиной 4088 мм и вытеснителя из шести звеньев длиной 6700 мм. Ход стержней УСП − 3500 мм. Стержни УСП, в отличие от всех других типов стержней, вводятся в активную зону снизу. Вместо телескопического несущего элемента между поглотителем и вытеснителем установлен неподвижный несущий элемент. На всем пути перемещения стержня УСП сохраняется постоянный зазор между поглотителем и вытеснителем, величина зазора составляет 150 мм. Наличие УСП а активной зоне реактора обусловлено такими конструктивными особенностями реактора РБМК-1000, как: • наличие пара в верхней части активной зоны, приводящее к тому, что верхние части ДП полностью погруженных стержней СУЗ эффективнее нижних; • запас реактивности на частично погруженных стержнях РР, АР реализуется в верхней части активной зоны; • столбы воды между поглотителями и вытеснителями стержней СУЗ, находящихся на ВК, поглощают нейтроны лучше, чем вытеснители. 38

Все эти особенности приводят к тому, что поле энерговыделения смещается в нижнюю часть активной зоны. Для поддержания его формы, близкой к симметричной, предусмотрены УСП. У них длина поглощающей части 4 м, и они вводятся снизу. Схема расположения стержней исполнительных механизмов СУЗ по высоте активной зоны реакторов РБМК и их геометрические размеры приведены на рис. 3.2.

Рис. 3.2. Схема расположения стержней исполнительных механизмов СУЗ по высоте активной зоны реакторов РБМК 39

С физической точки зрения стержни СУЗ характеризуются эффективностью (физическим весом), интегральной и дифференциальной характеристиками (табл. 3.2). Эффективность стержня СУЗ или физический вес – это реактивность, которую стержень может скомпенсировать при введении в активную зону и, соответственно, высвободить при извлечении из активной зоны. Эффективность воздействия стержня на реактивность определяется долей нейтронов, поглощенных им в активной зоне, а также дополнительной утечкой нейтронов из реактора, вызванной деформацией нейтронного поля в зависимости от формы, размеров стержня и места его расположения в активной зоне, эффект утечки может составлять 50 % эффекта поглощения. Таблица 3.2 Средняя эффективность стержней РР в различных состояниях реактора Состояние активной зоны

Наличие воды в КО СУЗ

Горячее на мощности Разогретое разотравленное, с водой в КМПЦ Холодное разотравленнное, с водой в КМПЦ Разогретое разотравленное, без воды в КМПЦ Холодное разотравленнное, без воды в КМПЦ

Есть Есть Нет Есть Нет Есть Нет Есть Нет

Средний вес стержня × 10−5а.е. 46 40 57 32 49 51 69 45 62,5

Эффективность стержня СУЗ определяется относительным распределением нейтронного потока по радиусу реактора и пропорциональна величине (Φ / Φ )2 , где Φ − плотность потока нейтронов в канале со стержнем СУЗ, Ф − среднее значение относительного распределения плотности потока нейтронов по радиусу реактора. Эффективность стержня СУЗ без воды выше, чем эффективность стержня с водой, что объясняется поглощением части нейтронов в воде, омывающей стержень. 40

При сливе воды из КО СУЗ стержни лишаются «водного экрана», поток тепловых нейтронов, падающих на них, увеличивается, что приводит к увеличению эффективности стержня. Увеличение эффективности стержней СУЗ при сливе воды из КМПЦ происходит за счет увеличения длины миграции нейтронов в реакторе (уменьшается поглощение в воде). В целом величина абсолютной эффективности стержня СУЗ зависит от размеров реактора (радиус), физических свойств активной зоны (длина миграции), размеров стержня СУЗ (радиус, длина), его поглощающих свойств и места расположения в активной зоне (относительное распределение нейтронного потока в канале со стержнем СУЗ). 3.3. Снижение положительного эффекта реактивности при обезвоживании КО СУЗ Кардинальное решение проблемы в части существенного снижения положительного эффекта реактивности при обезвоживании КОСУЗ до безопасной (менее 1 βэф) величины − внедрение кластерных регулирующих органов (КРО). При использовании КРО взамен штатных стержней: • не требуется разделение КО СУЗ на два независимых контура, так как при этом снижение положительного эффекта реактивности обезвоживания КО СУЗ достигается путем существенного уменьшения количества воды в каналах СУЗ за счет конструктивного исполнения КРО; • не требуется дополнительного останова и переформирования загрузки энергоблока, так как установка КРО осуществляется поэтапно в процессе плановой замены стержней СУЗ, выработавших назначенный срок службы. Внедрение КРО позволит улучшить показатели ИМ СУЗ по эффективности, надежности и ресурсу, а также технико-экономические показатели реактора за счет: • увеличения быстродействия в аварийных режимах (более чем в два раза); • перекрытия поглотителем всей высоты активной зоны; • исключения гидродинамических нагрузок на подвижные элементы ИМ и ударных нагрузок, характерных для стержней с подвижным механическим вытеснителем. 41

Кроме того, значительное снижение количества воды (как «паразитного» поглотителя) в каналах СУЗ c КРО приведет к улучшению баланса нейтронов, повышению выгорания топлива в активной зоне и, следовательно, более рациональному использованию и экономии топлива. Принципиальным отличием КРО от штатных стержней СУЗ, включая стержни БАЗ, является то, что его рабочий орган перемещается не в канале СУЗ, а в собственном дополнительном каналегильзе, которая неподвижно устанавливается в канал. При этом внутренняя полость гильзы герметична по отношению к внешней охлаждающей воде, которая циркулирует в кольцевом зазоре, ограниченном внутренней поверхностью канала диаметром 82 мм и наружной поверхностью гильзы диаметром 79 мм. В данном случае гильза выполняет функции как неподвижного механического вытеснителя «лишней» воды из канала СУЗ, так и направляющей для рабочего органа. При использовании КРО количество воды в канале на участке активной зоны снижается до 3 л на один канал, а положительный эффект реактивности при обезвоживании КО СУЗ в критических состояниях снижается до величины менее 1 βэф. Дополнительно снижение количества воды в активной зоне позволяет повысить и технико-экономические показатели реактора за счет увеличения глубины выгорания топлива. При любых высотных распределениях плотности потока нейтронов конструкция КРО исключает возможность появления таких нежелательных эффектов, как «обратный ход реактивности» или «положительный выбег реактивности», поскольку однородный поглотитель рабочего органа КРО перекрывает всю высоту активной зоны, а количество охлаждающей воды на любом уровне по высоте активной зоны сохраняется постоянным, независимо от положения рабочего органа. Поскольку рабочий орган КРО перемещается в собственной направляющей − «сухой» полости гильзы, это позволяет улучшить показатели ИМ СУЗ по эффективности, надежности и ресурсу, по сравнению со штатными стержнями, за счет: • увеличения скоростной эффективности в аварийных режимах (более чем в два раза); • перекрытия поглотителем всей высоты активной зоны; 42

• исключения гидродинамических нагрузок на подвижные элементы ИМ и ударных нагрузок, характерных для стержней с подвижным механическим вытеснителем. Для сравнения КРО со штатными стержнями СУЗ в табл. 3.3 представлены их основные параметры и характеристики. Кластерный регулирующий орган включает в себя (рис. 3.3): • гильзу; • рабочий орган (ПЭЛ – поглощающий элемент); • защитную пробку; • аварийный демпфер; • опору. Гильза КРО выполнена на основе круглой фасонной 12-канальной трубы из высокопрочного алюминиевого сплава САВ1. Таблица 3.3 Характеристики и параметры штатных рабочих органов СУЗ и КРО Параметр Рабочий ход, мм Масса рабочего органа, кг Вес рабочего органа в воде, кгс Длина поглощающей части рабочего органа Время аварийного ввода на рабочий ход, с Гидродинамические нагрузки на рабочий орган при извлечении из зоны со скоростью 0,4 м3/ч, кгс Количество воды в канале на участке а.з. при извлеченном поглотителе, л Эффект обезвоживания КО СУЗ в критсостоянии, βэф Физическая эффективность относительно штатного стержня в канале с водой Перекрытие поглотителем высоты а.з., %

Штатный орган 6550 52±1,8 16,8±1,8 6772 14+−32

КРО 7000 35,6±0,9 − 7550 Не более 7

47

−

16

До 3

4…4,5

Менее 1

1 93,6

~1 100 %

Гильза представляет собой полый цилиндр длиной ~16,5 м и наружным диаметром 79 мм, внутри которого имеется 12 продольных 43

каналов (диаметром 10 мм каждый), равномерно расположенных по периметру и предназначенных для размещения и перемещения поглощающих элементов рабочего органа КРО. Нижняя часть гильзы имеет геометрическую заглушку – донышко, а верхняя часть гильзы заканчивается фланцем, которым она опирается на головку канала СУЗ. В центральной полости гильзы (диаметром 52 мм) в нижней ее части на участке высоты активной зоны (~7 м) установлена опора (труба диаметром 50 мм и толщиной стенки 2 мм из алюминиевого сплава САВ1), ограничивающая выход поглотителя из зоны при обрыве ленты СП.

Рис. 3.3. Схема расположения КРО: 1 – канал СУЗ; 2 – гильза; 3 – защитная пробка; 4 – ПЭЛ; 5 – подвеска; 6 – сервопривод; 7 – аварийный демпфер; 8 – опорная труба; 9 – клапан; 10 – закладка; 11 – защита; 12 – подвод воды КО СУЗ

Гильза КРО выполняет функцию неподвижного вытеснителя «лишней» воды из канала СУЗ на участке активной зоны и одно44

временно является направляющей для перемещения в ней рабочего органа (аналогично тому, как канал СУЗ выполняет роль направляющей для штатного стержня СУЗ). Герметизация канала СУЗ с установленной в нем гильзой осуществляется прокладкой, расположенной между фланцем гильзы и посадочной поверхностью головки канала. Обжатие прокладки осуществляется через нажимной фланец двумя болтами. Рабочий орган КРО представляет собой сборку 12-ти поглощающих элементов (пэлов), шарнирно закрепленных в верхней части на серьгах подвески. Подвеска в верхней части имеет захват для соединения с лентой сервопривода посредством невыпадающего шпоночного валика (аналогично принятому соединению штатных стержней СУЗ с лентой СП). Каждый пэл длиной 7600 мм состоит из двух шарнирно соединенных между собой звеньев. Каждое звено пэла представляет собой оболочку (диаметром 8,2 мм и толщиной стенки 0,6 мм) − трубу из нержавеющей стали, заполненную порошковым поглотителем титаном диспрозия с плотностью засыпки не менее 4,9 г/см3 и герметично заглушенную с торцов концевыми деталями. Каждый пэл размещается в соответствующем канале диаметром 10 мм гильзы КРО. Подвеска представляет собой стальной цилиндр диаметром 50 мм и состоит из двух частей, соединенных посредством байонетного захвата, который фиксируется от самопроизвольного разворота специальным кольцом. В нижней части подвески расположен аварийный демпфер и двенадцать серег, на которых шарнирно крепятся поглощающие элементы рабочего органа КРО. В верхней части подвески расположен захват, посредством которого обеспечивается соединение подвески с лентой СП, обеспечивающего перемещение рабочего органа КРО в гильзе. Захват установлен с возможностью вращения относительно подвески, что необходимо для исключения закручивания ленты СП при проведении монтажных работ. Подвеска выполняет также роль дополнительной биологической защиты от прострельного радиационного излучения. Аварийный демпфер предназначен для снижения динамических нагрузок на гильзу и рабочий орган КРО в случае свободного паде45

ния рабочего органа по причине обрыва ленты СП с целью сохранения целостности КРО в подобной ситуации. Демпфер скомпонован с подвеской, что обеспечивает возможность его демонтажа и замены после срабатывания без извлечения рабочего органа из гильзы КРО. Демпфер состоит из стального конусного наконечника и специальной шайбы из алюминиевого сплава САВ1, на которой закреплена верхняя часть конусного наконечника. В случае обрыва ленты СП рабочего органа КРО падает в зону наконечником на опору. При ударе наконечника об упор опоры он вводится в шайбу, пластически ее деформируя, что обеспечивает эффективное гашение энергии свободно падающего рабочего органа с сохранением целостности КРО. В верхней части гильзы (в районе головки канала СУЗ) установлена стальная биологическая защитная пробка (длиной 650 мм) с П-образным пазом шириной 2 мм для прохода ленты СП, в который вставляется стальная закладка для уменьшения прострельного радиационного излучения из активной зоны. Дополнительно для защиты от радиационного излучения на корпусе СП установлена накладка (см. рис. 3.3), а также дополнительно приняты меры по исключению совпадения паза пробки с пазами гильзы КРО. В качестве альтернативного варианта средства защиты от прострельного радиационного излучения наиболее целесообразно использовать стальную защитную пробку с криволинейным П-образным пазом шириной 2 мм. При этом нет необходимости применения закладки и накладки. Проведенные полномасштабные стендовые ресурсные испытания КРО в режимах РР АЗ и АР в составе с имитатором пробки, полностью имитирующего геометрию криволинейного паза, подтвердили сохранение работоспособности как КРО, так и ленты СП. 3.4. Дифференциальная и интегральная характеристики стержня СУЗ Важными характеристиками стержней СУЗ являются их интегральная и дифференциальная характеристики. 46

Дифференциальная эффективность стержня СУЗ – это отношение изменения реактивности (подкритичности) при пошаговом вводе в активную зону реактора отдельного стержня СУЗ к величине шага перемещения этого стержня. Полученная величина приписывается середине перемещаемого участка стержня. Характеризуя эффективность участка стержня СУЗ на различных высотных участках активной зоны в сформировавшемся нейтронном поле, дифференциальная эффективность используется для оценки формы высотного энергораспределения и коэффициента неравномерности энергораспределения по высоте активной зоны dρ dz = F ( z ), т.е. изменение реактивности при перемещении стержня на единицу длины в различных по высоте положениях. Интегральная эффективность стержня СУЗ (вес) – это изменение реактивности (подкритичности) при вводе в активную зону реактора отдельного стержня СУЗ от ВК до НК. Интегральная эффективность стержня СУЗ используется для экспериментальной оценки формы радиально-азимутального знергораспределения и коэффициента неравномерности энергораспределения по радиусу активной зоны. Среднее распределение нейтронного потока по высоте реактора, интегральные и дифференциальные характеристики стержней СУЗ в рабочем и холодном состояниях представлены на рис. 3.4, 3.5 и 3.6.

Рабочее состояние Холодное состояние Рис. 3.4. Среднее распределение нейтронного потока по высоте АЗ реактора 47

Рис. 3.5. Интегральные характеристики РР: а − в рабочем состоянии; б − в холодном

Глубина погружения ст. СУЗ по УП, м

Рис. 3.6. Дифференциальная характеристика стержня СУЗ: 1 − в рабочем состоянии; 2 − расхоложенном

Исходя из представленных интегральных и дифференциальных характеристик при управлении реактором, необходимо помнить: • величина вносимой реактивности зависит как от места расположения стержня СУЗ и относительного распределения нейтронного потока по радиусу (плато, периферия), так и положения стержня СУЗ по высоте реактора и относительного распределения нейтронного потока по высоте; 48

• на расхоложенном разотравленном реакторе вся эффективность стержня СУЗ реализуется в верхней части активной зоны (от 0 до 3 м по УП). Поэтому при компенсации избыточной положительной реактивности после погружения стержня СУЗ более 3 м по УП он уже не вносит отрицательной реактивности и для дальнейшей компенсации оставшейся положительной реактивности необходимо набрать следующий стержень СУЗ, находящийся на ВК; • автоматический регулятор на малой мощности (МКУ) необходимо устанавливать в положение 1 ± 0,5 м по УП, так как в этом положении он имеет максимальную эффективность. При погружении более чем до 3 м по УП его необходимо установить в положение 1 м по УП за счет погружения других стержней СУЗ. Минимальная эффективность системы управления и защиты должна быть такой, чтобы при переходе из рабочего состояния на номинальной мощности с максимально допустимым запасом реактивности в состояние с максимальным эффективным коэффициентом размножения (разотравленное, расхоложенное), реактор оставался заглушенным и имел подкритичность не менее 1 %. Для реактора РБМК эта величина определяется суммой следующих эффектов реактивности: разотравление реактора Xe135; расхолаживание графита от рабочих температур до 280 °С; расхолаживание всего реактора от 280 до 20 °С; мощностной эффект. В связи с тем, что эффекты реактивности сильно изменяются от начальной загрузки до стационарного состояния, выбирают максимальную сумму этих эффектов. Она имеет место на начальной загрузке, когда эффект расхолаживания большой положительный, мощностной коэффициент максимальный, а эффект расхолаживания графита − нулевой. Эту величину можно оценить следующим образом: ΔρXе ≈ 2,98 % , Δρt = 10 × 10−5 (284 − 20) = 2,64 % ,

Δρ w = 2, 2 × 10−6 × 3200 = 0,7 % . 49

3.5. Структурная схема управления реактором РБМК Регулирование реактивности, мощности реактора осуществляется с помощью системы управления и защиты (СУЗ). Система управления и защиты реактора предназначена для оперативного контроля за ходом цепной реакции деления в активной зоне реактора и управления этим процессом в следующих режимах работы реактора: • первоначальная загрузка; • пуск реактора из подкритического состояния; • вывод реактора на мощность; • работа в энергетическом диапазоне (изменение и (или) поддержание заданного уровня мощности); • регламентный или аварийный останов реактора;

• остановленный реактор.

СУЗ должна исключать возможность неконтролируемого развития цепной реакции в активной зоне или распространения за установленные проектом границы радиоактивности во всех эксплуатационных режимах и аварийных ситуациях, которые определены в ОПБ-88/97, ПБЯ РУ АС-89, «Технологическом регламенте». Назначение любой системы регулирования − автоматическое поддержание регулируемого параметра в заданных пределах. В данном случае объект регулирования − ядерный реактор, регулируемый параметр – нейтронный поток, пропорциональный мощности реактора. Регулирующий орган − стержень, содержащий поглощающие нейтроны материалы и воздействующий на нейтронный поток реактора. СУЗ реактора РБМК-1000 является следящей, замкнутой. Упрощенная структурная схема СУЗ представлена на рис. 3.7. В качестве датчиков регулируемого параметра (мощности реактора) используются нейтронные датчики, вырабатывающие сигнал, пропорциональный нейтронному потоку. Этот сигнал сравнивается с сигналом заданного уровня мощности реактора в сравнивающем устройстве измерительной части СУЗ, в котором вырабатывается сигнал ошибки между реальной и заданной мощностью. Сигнал ошибки поступает в схему управления исполнительной частью, 50

которая формирует сигнал на перемещение регулирующих органов (стержней-поглотителей нейтронов) в активной зоне реактора таким образом, чтобы уменьшить значение ошибки регулируемой мощности. Для передачи команд оператора по управлению стержнями в исполнительную часть, обеспечения необходимого алгоритма работы авторегулятора, а также формирования сигналов аварийной защиты реактора по физическим и технологическим параметрам предназначены схемы логики СУЗ, состоящие из отдельных функциональных узлов.

Рис. 3.7. Структурная схема СУЗ реактора РБМК-1000

Для обеспечения оператора информацией о состоянии оборудования СУЗ и объекта управления (реактора) в состав СУЗ введена система информационной поддержки оператора, к которой относятся: • схемы вызывной, предупредительной и аварийной сигнализации; • выносные приборы, отображающие наиболее важную информацию о состоянии реакторной установки и технологического оборудования; • схема измерения скорости счёта нейтронного потока; • система измерения и регистрации нейтронной мощности и реактивности. Таким образом, в соответствии с вышесказанным, СУЗ можно разделить на следующие основные функциональные части: 51

1) 2) 3) 4) 5) 6)

исполнительные механизмы СУЗ; схемы управления и контроля исполнительных механизмов; измерительная часть СУЗ; схемы логики СУЗ; схема электроснабжения СУЗ; cистема информационной поддержки оператора.

Глава 4. Основные специфические особенности реактора РБМК как источника энергии 4.1. Ядерно-физические особенности Для безаварийной работы ядерного реактора необходимо четко понимать его особенности. Ядерный реактор − самый мощный современный источник энергии, в основе работы которого лежат процессы внутриядерных взаимодействий. В ЯР в зоне протекания цепной реакции находится все загруженное ядерное горючее, обладающее колоссальной концентрацией энергии. Одной тонне 235U соответствует 106 т органического топлива по теплотворной способности. Такая концентрация энергии в ядерном горючем потенциально позволяет получить практически неограниченную мощность в активной зоне. Эта особенность ядерного реактора выдвигает проблему отвода тепловой мощности от активной зоны с помощью теплоносителя, так как теплопередача и теплоемкость применяемых материалов имеют естественные ограничения. Чтобы поддерживать реактор в работоспособном состоянии в течение заданной кампании, необходимо ограничивать его рабочие параметры, отклонение которых от установленных пределов может привести к выходу из строя активной зоны со всеми вытекающими неблагоприятными последствиями. Загрузка UO2 в РБМК-1000 ~ 190 т, из них топлива 235 U 4,5 т. Основные ограничивающие параметры: max ≤ 3 МВт , N тк Кз ≥1,0,

Кч ≤ 1,4,

Кz ≤ 1,7,

Тгр < 750 °С,

W(т) ≤ 3300 МВт.

52

Регулирование мощности ЯР осуществляется изменением реактивности в строго ограниченном допустимом интервале со стороны положительных значений реактивности: ρ < β эф ≈ 0,006 = 0,6 % . При ρ > βэф ЯР становится неуправляемым. Даже в управляемом диапазоне, т.е. ρ < βэф, приемлемой скорости изменения мощности (Т > 30 с) ЯР, ρ в несколько раз меньше βэф. Это требует особого отношения к управлению и прежде всего к пуску ЯР, как одному из наиболее ответственных режимов.

Рис. 4.1. Период в момент перехода через критическое состояние в зависимости от скорости высвобождения реактивности

Реактивность реактора изменяется не только от изменения положения стержней СУЗ в АЗ, но и вследствие внутренних процессов, сопровождающих работу ЯР: температурного эффекта, отравления, выгорания топлива и др. Поэтому перед пуском необходимо знать критическое количество стержней в АЗ, величину подкритичности. При работе реактора на разрешенной мощности поддерживать все параметры блока в строго разрешенных эксплуатационных пределах. Характерная особенность ЯР − постоянное наличие ионизирующего излучения. Это требует специальных средств биологической защиты, контроля радиационной обстановки и средств борьбы с распространением радиоактивных загрязнений в аварийных ситуациях, расхолаживания реактора после заглушения, особое значение приобретает качество оболочек твэлов. 53

РБМК-1000 всегда имеет определенный регламентом (45÷48 ст. РР) запас реактивности, так как из всего запаса безвозвратно расходуется только часть, предназначенная для компенсации выгорания, шлакования, стационарного отравления самарием. Остальной ρзап необходим для обеспечения работы ЯР на энергетическом уровне мощности (компенсации отравления ксеноном, отрицательных эффектов). После остановки ЯР требуется компенсировать высвобождающийся ρзап подвижным поглотителем. Выгруженное топливо в виде ОТВС, содержащее большое количество радиоактивных продуктов деления, требуется изолировать от окружающей среды. Отмеченные особенности ЯР не исчерпывают всего разнообразия его свойств, но именно они в первую очередь выдвигают требования к организации ядерной, радиационной безопасности, теплотехнической работоспособности АЗ в течение всей расчетной кампании для ЯР, 30 лет для РБМК-1000. 4.2. Режимы теплоотдачи к воде теплоносителя от твэлов в канальных реакторах Температурный режим твэлов существенно зависит от коэффициента теплоотдачи от их поверхности к теплоносителю. Могут быть несколько режимов теплоотдачи. Если t оболочки твэла (наружная стенка) меньше температуры насыщения воды при данном давлении, то имеет место конвективный теплообмен при турбулентном движении некипящей воды при продольном омывании наружных поверхностей оболочек твэлов. При этом коэффициент теплоотдачи α пропорционален υ0,8, где υ − скорость воды. Чем выше скорость воды в канале, тем больше α и ниже tоб. Однако скорость воды ограничена предельной величиной, равной 6−7 м/с, в ТК. При больших скоростях возникают значительные вибрации ТВЭЛов и эрозия поверхности (размывание), вибрация всей ТВК, возникают постукивания о стенку ТК. об > t При tст нас.воды на поверхности твэла возникает поверхностное пузырьковое кипение. Тепловой поток от твэла увеличивается к теплоносителю при заданном температурном напоре за счет уно54

са пузырьков пара скрытой температуры парообразования от поверхности нагрева в ядро потока, также за счет интенсивного перемешивания жидкости у поверхности нагрева. Пленочный режим кипения воды у стенки твэла. Кризис пузырькового кипения или кризис теплоотдачи 1-го рода При дальнейшем увеличении мощности ТК увеличивается тепловой поток от твэла, интенсивность генерации пузырей пара на поверхности нагрева твэла может превысить интенсивность эвакуации их в ядро потока, и из-за увеличения объемной концентрации пара у поверхности нагрева пузырьковый режим кипения может перейти в пленочный, при котором на поверхности твэла образуется сплошная паровая пленка. При этом количество отводимой от твэла теплоты ограничивается теплопроводностью через паровую пленку. В этом случае α падает больше чем на порядок по сравнению с пузырьковым теплообменом. В связи с этим tоб резко возрастает и может привести к расплавлению оболочки и самого топлива. Это явление называют кризисом пузырькового кипения или первого рода. Оно характеризуется qкр критическим тепловым потоком или критической мощностью Wкр технологического канала. величины qкр и Wкр имеют сложные зависимости от скорости, давления, температуры, массового расходного паросодержания теплоносителя (отношение общего расхода пара к общему расходу теплоносителя) и геометрических характеристик ТК. Чтобы не допустить пленочного кипения, охлаждение твэлов организуют таким образом, чтобы в самом напряженном твеле имел место запас по критической тепловой нагрузке W(т)пр.доп Кз = ≥1. W(т)тек В реакторе РБМК-1000 уровень тепловых потоков не столь высок, чтобы могло возникнуть пленочное кипение − кризис первого рода. Режим кольцевых жидких пленок кипения воды на стенке твэла и ТК, кризис высыхания пленки или кризис теплопередачи 2-го рода 55

На некоторой длине ТК после начала кипения воды возникает пузырьковый режим течения пароводяной смеси, который далее по потоку переходит в дисперсно-кольцевой режим, характеризующийся движением пара с каплями жидкости в ядре потока и кольцевых пристенных жидких пленок на поверхности твэла и корпусе ТК. Наличие жидких пленок на обогреваемых поверхностях твэлов из-за высокой теплопроводности воды обеспечивает эффективную теплоотдачу с поверхности твэла. Расход воды в пленках падает из-за уноса влаги с их поверхности. Поэтому, из-за скоростного напора воды в ТК, возможен разрыв пленки на поверхности твэла, при этом контакт жидкости и поверхности нарушается, теплоотдача от твэла к ПВС падает, наступает перегрев оболочки твэла или так называемый кризис высыхания (кризис теплоотдачи второго рода). Возникновение такого кризиса (разрыв жидкой пленки) определяется граничным паросодержанием хгр, т.е. массовым расходным паросодержанием в месте кризиса теплоотдачи. хгр и qкр определяются на моделях технологических каналов экспериментально. Для того чтобы не допустить кризиса высыхания, во всех ТК не допускается превышение массового расходного паросодержания над хгр (х < хгр). Таким образом, хгр ограничивает паропроизводительность ТК, а следовательно, его мощность и мощность реактора в целом. Значение хгр можно существенно увеличить, если каким-либо образом усилить приток влаги из ядра потока в жидкую пленку и тем самым ликвидировать ее истощение. Для данной цели в реакторах РБМК устанавливают интенсификаторы теплообмена в верхнюю кассету. Это позволяет увеличить мощность ТК в полтора раза. Температура топлива в данном случае не препятствует, поскольку максимальная линейная нагрузка qAmax составит 60 кВт/м, что меньше допустимой: 80 кВт/м. Для увеличения на выходе из активной зоны массового расходного паросодержания хвых и КПД реактора применяется гидравлическое профилирование реактора.

56

Перечень использованных сокращений АВР A3 АЗМ АР АРБ АС АСУ ТП АЭС БАЗ БИК БРУ БС БЩУ ВИУР ВК ВКУ ВРД ВХР ГЦН ДКЭ ДП ДР ДРК ЕЦ ЗМ ЗРК ИВС ИК ИМ

− аварийный ввод резерва; − аварийная защита (A3-5 полное заглушение реактора); активная зона − аварийная защита по мощности; − автоматический регулятор; аварийное (автоматическое) регулирование; − автоматический регулятор мощности по сигналам от БИК; − атомная станция; − автоматизированная система управления технологическими процессами; − атомная электростанция; − быстродействующая (быстрая) аварийная защита; − боковая ионизационная камера; − быстродействующее редукционное устройство; − барабан-сепаратор; − блочный щит управления; − ведущий инженер управления реактором; − водяная коммуникация (водяные коммуникации); вычислительный комплекс; верхний концевик; − внутрикорпусные устройства; − внутриреакторный датчик; − водно-химический режим; − главный циркуляционный насос; − датчик контроля энерговыделения; − дополнительный поглотитель; − дистанционирующая решетка; − дроссельно-регулирующие клапаны; − естественная циркуляция; − задатчик мощности; − запорно-регулирующий клапан; − информационно-вычислительная система; − ионизационная камера; импульсный клапан; − исполнительный механизм; 57

ИПУ КД КИП КИУМ КМПЦ КОО КРО КСКУЗ КЦТК ЛАЗ ЛАР МАГАТЭ МПА МПП МРЗ НВК НК НФР ОЗР ОТВС ПВК ПГС ПСУЗ ПУЭ ПЭЛ РБМК РГК РД РЗМ РИ РК РО РП РР РТМ

− импульсно-предохранительное устройство; − камера деления; − контрольно-измерительные приборы; − коэффициент использования установленной мощности; − контур многократной принудительной циркуляции; − канал охлаждения отражателя; − кластерный регулирующий орган; − комплексная система контроля, управления и защиты; − контроль целостности технологических каналов; − локальная аварийная защита; − локальный автоматический регулятор; − Международное агентство по атомной энергии; − максимальная проектная авария; − максимальный проектный предел; − максимальное расчетное землетрясение; − нижние водяные коммуникации; − напорный коллектор; − нейтронно-физический расчет; − оперативный запас реактивности; − отработавшая тепловыделяющая сборка; − пароводяные коммуникации; − парогазовые сбросы; − пусковая система управления и защиты; − пределы и условия эксплуатации; − поглощающий элемент; − реактор большой мощности канальный; − раздаточный групповой коллектор; − решетка дистанционируюшая; − разгрузочно-загрузочная машина; − решетка интенсифицирующая; − раздающий коллектор; регулирующий клапан; − реакторное отделение; − реакторное пространство; − ручное регулирование; − руководящий технический материал; 58

РУ САОР СБ СПИР СРК СТВС СУЗ СФКРЭ ТВК ТВС ТК ТУ УП УСП УЭТ ЦЗ

− реакторная установка; − система аварийного охлаждения реактора; − система безопасности; − система продувки и расхолаживания; − стопорно-регулирующий клапан; − свежая тепловыделяющая сборка; − система управления и защиты; − система физического контроля распределения энерговыделения; − тепловыделяющая кассета; − тепловыделяющая сборка; − технологический (топливный) канал; − технические условия; − указатель положения; − укороченный стержень-поглотитель; − ураново-эрбиевое топливо; − центральный зал

59

Список рекомендуемой литературы 1. Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительства и эксплуатации, ОПБ-73. М.: Атомиздат, 1973. 2. Правила ядерной безопасности атомных электростанций, ПБЯ-04-74. М.: Атомиздат, 1976. 3. ГАН РФ. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ОПБ-88/97, ПН АЭ Г-01-011-97. М.: Госатомнадзор, 1997. 4. ГАН РФ. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, ПБЯ РУ АС-89. М.: Госатомнадзор, 1990. 5. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК // М.А. Абрамов, В.И. Авдеев, Е.О. Адамов и др. / Под общей редакцией Ю.М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. С. 632. 6. Справочник по ядерной технологии / Под ред. В.А. Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989. 7. Концепция физической защиты атомных электростанций, МАЭ РФ. 1974. 8. Адамов Е.О., Черкашов Ю.М. Усовершенствование реактора РБМК и повышение его безопасности: Материалы науч.-техн. конференции «Ядерные аварии и будущее энергетики. Уроки Чернобыля». М.: ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1992. С. 59. 9. Физический пуск АЭС с ядерными реакторами типа РБМК и меры ядерной безопасности. ОСТ 95 10051-84. 10. Решетин Л.В., Кузьмин А.Н., Шкурпелов А.А. и др. Исследование эффектов обезвоживания технологических каналов и контура охлаждения СУЗ в реакторах РБМК с выгоранием тоалива, соответствующим режиму непрерывных перегрузок//Нейтроннофизические проблемы безопасности ядерно-энергетических установок: Сборник ГКАЭ-МИФИ, 1991. С.91. 11. Руководящий технический материал РТМ 95 1181-83. М., 1984. 12. Клемин А.И., Стригулин М.Н. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1968. 13. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980. 60

14. Никитин Ю.М., Кузнецов С.П., Смолин В.Н. и др. Особенности теплогидравлики канальных энергетических реакторов РБМК // Материалы науч.-техн. конференции «Канальные реакторы: проблемы и решения», 19−22 октября 2004 г. / ФГУП «НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля». М., 2004. 15. Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоатомиздат, 1981.

61

ОГЛАВЛЕНИЕ Введение ........................................................................................................... 3 ГЛАВА 1. Некоторые аспекты концепции безопасности реакторов РБМК ............................................................................................. 5 1.1. Основные принципы физического проектирования ............................... 5 1.2. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности................ 6 1.3. Достоинства и недостатки канальных уран-графитовых энергетических реакторов......................................................................... 8 Глава 2. Конструкция реактора РБМК-1000 ............................................. 9 2.1. Общее описание конструкции реактора .................................................. 9 2.2. Металлоконструкции реактора РБМК-1000.......................................... 13 2.4. Состав и устройство активной зоны реактора ...................................... 23 2.5. Конструкция ТВС и технологического канала ..................................... 28 2.6. Тепловыделяющий элемент .................................................................... 31 Глава 3. Система управления и защиты как средство обеспечения ядерной безопасности реактора РБМК ............................. 33 3.1. Система управления и защиты в реакторе РБМК-1000 ....................... 33 3.2. Стержни СУЗ ........................................................................................... 36 3.3. Снижение положительного эффекта реактивности при обезвоживании КО СУЗ ................................................................... 41 3.4. Дифференциальная и интегральная характеристики стержня СУЗ .... 46 3.5. Структурная схема управления реактором РБМК................................ 50 Глава 4. Основные специфические особенности реактора РБМК как источника энергии ................................................................... 52 4.1. Ядерно-физические особенности ........................................................... 52 4.2. Режимы теплоотдачи к воде теплоносителя от твэлов в канальных реакторах ............................................................................ 54 Перечень использованных сокращений ....................................................... 57 Список рекомендуемой литературы ............................................................. 60

62

Алексей Сергеевич Шелегов Сергей Терентьевич Лескин Виктор Иванович Слободчук

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ И КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА РБМК-1000 Учебное пособие

Редактор Е.Г. Станкевич Оригинал-макет подготовлен С.В. Тялиной Подписано в печать 15.12.2010. Формат 60х84 1/16 Уч.-изд.л. 5,0. Печ.л. 5,0. Тираж 135 экз. Изд. № 2/4/94. Заказ № 36 Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ». 115409, Москва, Каширское шоссе, 31. ООО «Полиграфический комплекс «Курчатовский». 144000, Московская область, г. Электросталь, ул. Красная, д. 42

64