Реактор великої потужності канальний
| канальний, гетерогенний, уран-графітовий (графіто-водний за уповільнювачем), киплячого типу, на теплових нейтронах |
| електроенергетика |
| вода |
| діоксид урану, низькозбагачена 235 U (збагачення від 1,8% до 3,6%) |
| ІАЕ ім. І. В. Курчатова |
| НІКІЕТ |
| Доллежаль Н. А. |
| з 1973 р. по теперішній час |
| 17 |
Головний конструктор реакторної установки: НІКІЕТ, академік Доллежаль Н. А. Науковий керівник проекту: ІАЕ ім. І. В. Курчатова, академік Александров А. П. Генеральний проектувальник (ЛАЕС): ДСПІ-11 (ВНІПІЕТ), Гутов А. І. Головний конструктор турбоустановки: ХТГЗ, «Турбоатом», Косяк Ю. Ф Розробник металоконструкції: ЦНДІПСЬК, Мельников Н. П. Головна матеріалознавча організація: «Прометей», Копирін Г. І. Проектувальник та виробник електромеханічного обладнання СУЗ, КТО: КБ заводу «Більшовик», Клаас Ю .Г.
На даний момент серія цих реакторів включає три покоління. Головний реактор серії - 1-й та 2-й блоки Ленінградської АЕС.
Зміст
Реактор першої у світі АЕС (АМ-1 («Атом Мирний»), Обнінська АЕС, 1954 рік) був уран-графітовим канальним реактором з водяним теплоносієм. Відпрацювання технологій уран-графітових реакторів проводилося на промислових реакторах, у тому числі реакторах «подвійного» призначення (двоцільових реакторах), на яких, крім «військових» ізотопів, вироблялася електроенергія, а тепло використовувалося дляопалення довколишніх міст.
Промислові реактори, які були побудовані в СРСР: А (1948), АІ (ПО «Маяк» в Озерську), АД (1958), АДЕ-1 (1961) та АДЕ-2 (1964) (Гірничо-хімічний комбінат у Залізногірську) , І-1 (1955), ЕІ-2 (1958), АДЕ-3, АДЕ-4 (1964) та АДЕ-5 (1965) (Сибірський хімічний комбінат у Сіверську) [1] .
З 1960-х років у СРСР розпочато розробку суто енергетичних реакторів типу майбутнього РБМК. Деякі конструкторські рішення відпрацьовувалися на досвідчених енергетичних реакторах «Атом Мирний Великий»: АМБ-1 (1964) і АМБ-2 (1967), встановлених на Білоярській АЕС.
Розробка власне реакторів РБМК почалася з середини 60-х років і спиралася значною мірою на великий та успішний досвід проектування та будівництва промислових уран-графітових реакторів. Основні переваги реакторної установки бачилися творцями в:
- максимальному застосуванні досвіду уран-графітових реакторів;
- відпрацьовані зв'язки між заводами, налагоджений випуск основного обладнання;
- стані промисловості та будівельної індустрії СРСР;
- багатообіцяючих нейтронно-фізичних характеристик (мале збагачення палива).
Загалом конструктивні особливості реактора повторювали досвід попередніх уран-графітових реакторів. Новими стали паливний канал, складання тепловиділяючих елементів із нових конструкційних матеріалів — сплавів цирконію, і з новою формою палива — металевий уран замінено на його діоксид, а також параметри теплоносія. Реактор спочатку проектувався як одноцільовий для виробництва електричної та теплової енергії.
Роботи над проектом розпочалися в ІАЕ (РНЦ КІ) та НДІ-8 (НІКІЕТ) у 1964 році. В 1965 проект отримав назву Б-190, а його конструювання було доручено КБзаводу «Більшовик». У 1966 році рішенням міністерського НТС роботу над проектом було доручено НДІ-8 (НІКІЕТ), керованому Доллежалем.
Перший енергоблок з реактором типу РБМК-1000 запущено 1973 року на Ленінградській АЕС.
Під час будівництва перших енергетичних АЕС у СРСР існувала думка, що атомна станція є надійним джерелом енергії, а можливі відмови та аварії — малоймовірні чи навіть гіпотетичні події. Крім того, перші блоки споруджувалися всередині системи середнього машинобудування та передбачали експлуатацію організаціями цього міністерства. Правила безпеки на момент розробки або були відсутні, або були недосконалі. З цієї причини на перших енергетичних реакторах серій РБМК-1000 та ВВЕР-440 не було в достатній кількості систем безпеки, що вимагало подальшої серйозної модернізації таких енергоблоків. Зокрема, в початковому проекті перших двох блоків РБМК-1000 Ленінградської АЕС не було гідробалонів системи аварійного охолодження реактора (САОР), кількість аварійних насосів була недостатньою, були відсутні зворотні клапани (ОК) на роздатково-групових колекторах (РГК) та ін. У ході модернізації всі ці недоліки були усунені.
Подальше будівництво блоків РБМК передбачалося здійснювати потреб Міністерства енергетики та електрифікації СРСР. Враховуючи менший досвід роботи Міненерго з АЕС, до проекту було внесено суттєві зміни, які б підвищували безпеку енергоблоків. Крім того, було внесено зміни, які враховують досвід роботи перших РБМК. У тому числі були застосовані гідробалони САОР, функцію аварійних електронасосів САОР стали виконувати 5 насосів, застосовано зворотні клапани в РГК, зроблено інші доробки. За цими проектами були побудовані енергоблоки 1, 2 Курської АЕС та 1, 2Чорнобильської АЕС. На цьому етапі закінчилося будівництво енергоблоків РБМК-1000 першого покоління (6 енергоблоків).
Подальше вдосконалення АЕС з РБМК почалося із опрацювання проектів другої черги Ленінградської АЕС (енергоблоки 3, 4). Основною причиною доопрацювання проекту стало посилення правил безпеки. Зокрема, було впроваджено систему балонної САОР, САОР тривалого розхолодження, представлену 4 аварійними насосами. Система локалізації аварії була представлена не баком-барботером, як раніше, а вежею локалізації аварій, здатної акумулювати та ефективно перешкоджати викиду радіоактивності при аваріях з пошкодженням трубопроводів реактора. Було зроблено інші зміни. Основною особливістю третього та четвертого енергоблоків Ленінградської АЕС стало технічне рішення про розташування РГК на висотній відмітці, що перевищує висотну позначку активної зони. Це дозволяло у разі аварійної подачі води до РГК мати гарантовану затоку активної зони водою. Надалі це рішення не застосовувалося.
Після будівництва енергоблоків 3, 4 Ленінградської АЕС, що підпорядковується Міністерству середнього машинобудування, почалося проектування реакторів РБМК-1000 для потреб Міненерго СРСР. Як зазначалося вище, при розробці АЕС для Міненерго до проекту вносилися додаткові зміни, покликані підвищити надійність та безпеку АЕС, а також збільшити її економічний потенціал. Зокрема, при доопрацюванні других черг РБМК було застосовано барабан-сепаратор (БС) більшого діаметру (внутрішній діаметр доведено до 2,6 м), впроваджено триканальну систему САОР, перші два канали яких постачалися водою від гідробалонів, третій — від живильних насосів. Збільшено кількість насосів аварійної подачі води в реактор до 9 штук та внесено інші зміни,істотно підвищили безпеку енергоблоку (рівень виконання САОР задовольняв документам, що діяли в момент проектування АЕС. Істотно збільшилися можливості системи локалізації аварій, яка була розрахована на протидію аварії, викликаної гільйотинним розривом трубопроводу максимального діаметра (напірний колектор головних циркуляційних). Замість баків-барботерів перших черг РБМК і веж локалізації 3 і 4 блоків ЛАЕС, на РБМК другого покоління Міненерго були застосовані двоповерхові басейни-локалізатори, що суттєво підвищило можливості системи локалізації аварій (СЛА). ППБ), в яких розташовувалися трубопроводи контуру багаторазової примусової циркуляції теплоносія.Конструкція ППБ, товщина стін розраховувалися з умови збереження цілісності приміщень при розриві устаткування, що знаходиться в ньому (аж до напірного колектора ГЦН Ду 900 мм). ППБ не охоплювалися БС та пароводяні комунікації. Також при будівництві АЕС реакторні відділення будувалися дубль-блоком, що означає, що реактори двох енергоблоків знаходяться по суті в одній будівлі (на відміну від попередніх АЕС з РБМК, у яких кожен реактор знаходився в окремій будівлі). Так було виконано реактори РБМК-1000 другого покоління: енергоблоки 3 та 4 Курської АЕС, 3 та 4 Чорнобильської АЕС, 1 та 2 Смоленської АЕС (разом, разом із 3 та 4 блоком Ленінградської АЕС, 8 енергоблоків).
Загалом здано в експлуатацію 17 енергоблоків із РБМК. Термін окупності серійних блоків другого покоління становив 4-5 років.
Внесок АЕС з реакторами РБМК у загальний виробіток електроенергії всіма АЕС України становить близько 50 % [1].
До аварії на ЧорнобильськійАЕС у СРСР існували великі плани будівництва таких реакторів, проте після аварії плани щодо спорудження енергоблоків РБМК на нових майданчиках було згорнуто. Після 1986 року було введено в експлуатацію два реактори РБМК: РБМК-1000 Смоленської АЕС (1990 рік) та РБМК-1500 Ігналінської АЕС (1987 рік). Ще один реактор РБМК-1000 5-го блоку Курської АЕС перебував у стадії добудови та до 2012 року було досягнуто
85% готовності, проте будівництво було остаточно припинено.
Розвиток концепції канального уран-графітового реактора здійснюється в проектах МКЕР - Багатопетльовий Канальний Енергетичний Реактор [2] .
| Теплова потужність реактора, МВт | 3200 | 4800 | 5400 | 4250 |
| Електрична потужність блоку, МВт | 1000 | 1500 | 2000 | 1500 |
| ККД блоку, % | 31,3 | 31,3 | 37,0 | 35,2 |
| Тиск пара перед турбіною, атм | 65 | 65 | 65 | 65? |
| Температура пари перед турбіною, °C | 280 | 280 | 450 | |
| Розміри активної зони, м: | ||||
| - Висота | 7 | 7 | 7,05 | 7 |
| - Діаметр (ширина×довжина) | 11,8 | 11,8 | 7,05×25,38 | 14 |
| Завантаження урану, т | 192 | 189 | 220 | |
| Збагачення, % 235 U | ||||
| - Випарний канал | 2,6-3,0 | 2,6-2,8 | 1,8 | 2-3,2 |
| - перегрівальний канал | - | - | 2,2 | - |
| Число каналів: | ||||
| - випарних | 1693-1661 [3] | 1661 | 1920 | 1824 |
| - перегрівальних | - | - | 960 | - |
| Середнє вигоряння, МВт·сут/кг: | ||||
| - у випарному каналі | 22,5 | 25,4 | 20,2 | 30-45 |
| - у перегрівному каналі | - | - | 18,9 | - |
| Розміри оболонки твела (діаметр×товщина), мм: | ||||
| - Випарний канал | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | 13,5×0.9 | - |
| - перегрівальний канал | - | - | 10×0,3 | - |
| Матеріал оболонок твелів: | ||||
| - Випарний канал | Zr + 2,5% Nb | Zr + 2,5% Nb | Zr + 2,5% Nb | - |
| - перегрівальний канал | - | - | Нерж. сталь | - |
| Число ТВЕЛів у касеті (ТВС) | 18 | 18 | ||
| Кількість касет (ТВС) | 1693 | 1661 |
Однією з цілей розробки реактора РБМК було поліпшення паливного циклу. Вирішення цієї проблеми пов'язане з розробкою конструкційних матеріалів, що слабо поглинають нейтрони і мало відрізняються за своїми механічними властивостями від нержавіючої сталі. Зниження поглинання нейтронів у конструкційних матеріалах дає можливість використовувати дешевше ядерне паливо з низьким збагаченням урану (за первісним проектом – 1,8 %). Пізніше ступінь збагачення урану було збільшено.