Атомный богатырь

К.Полушкин

АЭС электрической мощностью 1 ГВт потребляет 100 кг урана в сутки.

Реактор ВВЭР : корпус в виде цилиндра диаметром 3.5..4.5 м, высотой 15..18 м, давление до 160 атм, вес до 500 тонн. АЭС двухконтурная, вода является и замедлителем, и теплоносителем первого и второго контуров.

Реактор РБМК – одноконтурный; пар, поступающий к турбинам, несколько радиоактивен, что требует принятия определённых мер для обеспечения безопасности…

Он по праву может считаться советским национальным типом реактора (Обнинская, Сибирская, Белоярская, Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская АЭС). Первый экземпляр пущен на Ленинградской АЭС в 1973 г. Главный конструктор – академик Н.А.Доллежаль. Научное руководство всем комплексом работ, связанных с созданием реактора, осуществляет академик А.П.Александров (ныне президент АН СССР).

Два генератора по 500 МВт питаются от одного реактора. Реактор не имеет прочного стального внешнего корпуса, несущего давление, а топливные элементы – трубки из циркониевого сплава с таблетками двуокиси урана размещаются в отдельных канальных трубах. В них расположены 18 твэлов в двух цилиндрах, омываемые теплоносителем; всё это заключено в циркониевую трубу и называется тепловыделяющей сборкой, которая погружена в графит.

Отсутствие тяжёлого корпуса – важное достоинство реактора РБМК. Это освобождает промышленность от изготовления столь сложных, металлоёмких и очень ответственных изделий. Более того, строительство АЭС с реакторами бескорпусного типа не требует для их создания специализированных машиностроительных заводов, так как изготовление таких реакторов с применением традиционной технологии под силу существующим заводам и не связано с их переоборудованием.

Одна из главных особенностей реакторов РБМК – возможность перегрузки топлива на работающем реакторе без снижения его мощности. В РБМК выгоревшая топливная сборка заменяется на новую свежую сборку без остановки реактора. Весьма просто контролировать состояние каждого канала активной зоны реактора и в случае необходимости оперативно, “на ходу”, заменять потерявшую герметичность тепловыделяющую сборку. Многопетлевая система охаждения реактора выполнена из трубопроводов относительно малого диаметра, а это повышает безопасность его работы.

Теплоноситель – вода – циркулирует по двум параллельным системам. Каждая система включает в себя по два барабана-сепаратора, 24 опускных трубы, всасывающие и напорные коллекторы, 4 циркуляционных насоса, из которых три работают, а один находится в резерве, 22 раздаточных групповых коллектора, а также запорную и регулирующую арматуру.

От раздаточных групповых коллекторов вода с температурой 270 градусов Цельсия по индивидуальным трубопроводам с помощью запорно-регулирующих клапанов распределяется по технологическим каналам. Омывая ТВЭЛы, она нагревается до температуры насыщения, частично испаряется, и образовавшаяся пароводяная смесь также по индивидуальным трубопроводам от каждого канала поступает в барабаны-сепараторы. Здесь происходит разделение пароводяной смеси на пар и воду. Отсепарированная вода смешивается с питающей водой и по опускным трубам направляется к главным циркуляционным насосам. Насыщенный пар под давлением 70 кгс/кв.см. направляется по 8 паропроводам к двум турбинам. Отработав в цилиндрах высокого давления турбин, пар поступает в промежуточные сепараторы-перегреватели, где от него отделяется влага и он перегревается до температуры 250 градусов. Пройдя цилиндры низкого давления, пар поступает в конденсаторы. Конденсат проходит 100-% очистку на фильтрах, подогревается в 5 регенеративных подогревателях и поступает в деаэраторы. Оттуда вода при температуре 165 градусов насосами подаётся обратно в барабаны-сепараторы. Всего за час через реактор насосы прогоняют около 38 тысяч тонн воды. Номинальная тепловая мощность реактора составляет 3140 МВт, за час он производит 5400 тонн пара.

Реактор размещается в бетонной шахте квадратного сечения 21.6:21.6 м и глубиной 25.5 м. Вес реактора передаётся на бетон при помощи сварных металлоконструкций, которые одновременно служат биологической защитой. Вместе с кожухом они образуют заполненную смесью гелия и азота герметичную полость – реакторное пространство, в котором расположена графитовая кладка. Газ служит для поддержания температурного режима кладки. Верхние и нижние металлоконструкции реактора засыпаны защитным материалом (горная порода серпентинит) и заполнены азотом. В качестве боковой биологической защиты используются водяные баки.

Графитовая кладка представляет собой вертикально расположенный цилиндр, собранный из графитовых колонн с центральными отверстиями для технологических (парогенераторных) каналов и каналов системы управления и защиты (СУЗ).

Так как при работе реактора в графитовом замедлителе выделяется порядка 5 % тепловой энергии, то для поддержания необходимого теплового режима графитовых блоков и улучшения отвода тепла от графита к теплоносителю была предложена оригинальная конструкция колец твёрдого контакта.

Технологический канал – это сварная трубчатая конструкция, предназначенная для установки в ней тепловыделяющих сборок (ТВС) и организации потока теплоносителя. Верхняя и нижняя части канала сделаны из нержавеющей стали, а центральная труба даиметром 88 мм и толщиной стенки 4 мм в пределах активной зоны, высота которой составляет 7 м, изготовлена из сплава циркония и 2.5 % ниобия. Этот сплав меньше чем сталь поглощает нейтроны, имеет высокие механические и коррозионные свойства. Создание надёжного герметического соединения центральной циркониевой части канала со стальными трубами оказалось сложной задачей, так как коэффициенты линейного расширения соединяемых материалов различаются приблизительно в три раза. Решить её удалось с помощью переходников сталь-цирконий, выполненных методом диффузионной сварки.

В технологическом канале (таких каналов 1693) размещают кассету с 2 ТВС; каждая ТВС состоит из 18 ТВЭЛ-ов. ТВЭЛ представляет собой трубку из циркониевого сплава наружным диаметром 13.6 мм, с толищной стенки 0.9 мм, с двумя концевыми заглушками, внутри которой помещены таблетки из двуокиси урана. Всего в реактор загружают 190 тонн урана, содержащего 1.8 % урана-235.

Далее описана работа разгрузочно-загрузочной машины.

При обесточивании установки, разгерметизации крупных трубопроводов, а также по сигналам превышения мощности реактора или скорости её нарастания СУЗ реактора обеспечивает быстрое полное прекращение реакции деления.

Исследование аварийных ситуаций, связанных с выходом из строя технологического оборудования, показало, что в ряде случаев нет необходимости останавливать реактор, а достаточно снизить его мощность до безопасного уровня. Сохранение энергетического режима существенно улучшает технико-экономические показатели АЭС.

Предусмотрены также технические средства, которые обеспечивают безопасность АЭС при авариях, вызванных разгерметизацией циркуляционного контура. Применительно к реакторам типа РБМК исследованы аварийные ситуации при разрывах трубопроводов циркуляционной петли.

Журнал “Наука и жизнь”, 1980 г., № 11, с. 44 – 52. [Це не повний текст статті, а тільки мої виписки].