Защо възниква развитието на ракови клетки? Развитие на ракова клетка. Туморът има гладки, ясни ръбове

(РБМКслушайте)) - серия от ядрени енергийни реактори, разработени в Съветския съюз. Този реактор е канален, уран-графитен (графитно-воден модератор), кипящ тип, реактор с топлинни неутрони; проектиран да произвежда наситена пара с налягане 70 kg/cm?. Охлаждащата течност е вряща вода.
Главен конструктор на реакторната централа:НИКИЕТ, академик Долежал Н.А.
Научен ръководител на проекта:ИАЕ им. И. В. Курчатова, академик Александров А. П.
Генерален проектант (LNPP): GSPI-11 (VNIPIET), Гутов А. И.
Главен конструктор на турбинния агрегат:ХТГЗ, "Турбоатом", Косяк Ю.
Разработчик на метални конструкции:ЦНИИПСК, Мелников Н. И.
Водеща организация в науката за материалите:„Прометей“, Копирин Г. И.
Проектант и производител на електромеханично оборудване за управление и системи за управление, СЗО:Конструкторското бюро на завода "Болшевик" Клаас Ю.

На този моментсерията от тези реактори включва три поколения.

Главен реактор от серията- Блокове 1 и 2 на Ленинградската АЕЦ.

История на създаването и функционирането

Централна зала на РБМК-1500

(Игналинската АЕЦ)

Реактор Първата атомна електроцентрала в света беше уран-графитен канален реактор с воден охладител AM-1 (Atom Mirny), инсталиран в Обнинската АЕЦ (1954 г.). Развитието на урано-графитни реакторни технологии се извършва на промишлени реактори, включително реактори с „двойно“ предназначение (които произвеждат електричество в допълнение към „военни“ изотопи): A (1948), AI (PO Mayak), I-1 (1955 година), EI-2 (1958), серия ADE (Сибирски химически завод). От 60-те години на миналия век СССР започва да разработва чисто енергийни реактори като бъдещия РБМК. Някои конструктивни решения бяха тествани на експериментални енергийни реактори "Атом Мирни Болшой": AMB-1 (1964) и AMB-2 (1967), инсталирани в Белоярската АЕЦ.

Разработването на самите реактори RBMK започва в средата на 60-те години и се основава до голяма степен на богат и успешен опит в проектирането и изграждането на промишлени уран-графитни реактори. Основните предимства на реакторната инсталация се виждат от създателите като:

максимално използване на опита от урано-графитните реактори;

добре изградени връзки между заводите, установено производство на основно оборудване;

състоянието на промишлеността и строителната индустрия на СССР;

обещаващи неутронни характеристики (ниско обогатяване на гориво).

Като цяло конструктивните характеристики на реактора повториха опита от предишните урано-графитни реактори. Горивният канал, възли от горивни елементи, изработени от нови структурни материали - циркониеви сплави и с нова формагориво - металният уран е заменен с неговия диоксид, както и параметрите на охлаждащата течност. Реакторът първоначално е проектиран като реактор с едно предназначение - за производство на електрическа и топлинна енергия.

Работата по проекта започва в Института по атомна енергия (RRC KI) и NII-8 (NIKIET) през 1964 г. През 1965 г. проектът е наречен B-190, а изграждането му е поверено на конструкторското бюро на завод Болшевик. През 1966 г. с решение на министерския НТС работата по проекта е поверена на НИИ-8 (НИКИЕТ), ръководен от Долежал.

На 15 април 1966 г. ръководителят на Министерството на средното машиностроене Е. П. Славски подписва задание за проектиране на Ленинградската атомна електроцентрала на 70 км по права линия западно от Ленинград, на 4 км от село Соснови Бор. . В началото на септември 1966 г. заданието за проектиране е изпълнено.

На 29 ноември 1966 г. Министерският съвет на СССР приема Постановление № 800-252 за изграждането на първия етап на Ленинградската АЕЦ и определя организационната структура и кооперирането на предприятията за развитие на проектирането и изграждането на атомната електроцентрала.

Първият енергоблок с реактор тип РБМК-1000 е пуснат през 1973 г. в Ленинградската АЕЦ.

При изграждането на първия атомни електроцентралив нашата страна имаше мнение, че атомната електроцентрала е надежден източник на енергия и възможни неуспехии злополуките са малко вероятни или дори хипотетични събития. Освен това първите блокове са построени в рамките на средната инженерна система и са предназначени за експлоатация от организации на това министерство. По време на разработката правилата за безопасност или липсваха, или бяха несъвършени. Поради тази причина първите енергийни реактори от серията РБМК-1000 и ВВЕР-440 нямаха достатъчен брой системи за безопасност, което впоследствие изискваше сериозна модернизация на такива енергийни блокове. По-специално, в първоначалния проект на първите два блока РБМК-1000 на Ленинградската АЕЦ нямаше хидроцилиндри за системата за аварийно охлаждане на реактора (ECCS), броят на аварийните помпи беше недостатъчен, нямаше възвратни клапани(OK) на колектори на разпределителна група (RGK) и др. По-късно, по време на модернизацията, всички тези недостатъци бяха отстранени.

По-нататъшното изграждане на блокове RBMK трябваше да се извърши за нуждите на Министерството на енергетиката на СССР. Като се има предвид по-малкият опит на Министерството на енергетиката с атомните електроцентрали, бяха направени значителни промени в проекта за повишаване на безопасността на енергийните блокове. Освен това бяха направени промени, за да се вземе предвид опитът от първите RBMK. Наред с други неща, бяха използвани хидравлични цилиндри ECCS, 5 помпи започнаха да изпълняват функцията на аварийни електрически помпи ECCS, в RGK бяха използвани възвратни клапани и бяха направени други подобрения. Въз основа на тези проекти са изградени енергоблокове 1 и 2 на Курската АЕЦ и 1 и 2 на Чернобилската АЕЦ. На този етап е завършено изграждането на енергоблокове РБМК-1000 от първо поколение (6 енергоблока).

По-нататъшното усъвършенстване на атомните електроцентрали с RBMK започна с разработването на проекти за втория етап на Ленинградската АЕЦ (блокове 3, 4). Основната причина за финализирането на проекта беше затягането на правилата за безопасност. По-специално беше въведена балонна ECCS система, дългосрочна охлаждаща ECCS система, представена от 4 аварийни помпи. Системата за локализиране на аварии не беше представена от барботиращ резервоар, както преди, а от кула за локализиране на аварии, способна да натрупва и ефективно да предотвратява изпускането на радиоактивност при аварии, включващи повреда на тръбопроводите на реактора. Бяха направени и други промени. Основната характеристика на енергоблокове 3 и 4 на Ленинградската АЕЦ беше техническото решение за разполагане на RGC на надморска височина, по-висока от надморската височина на активната зона. Това даде възможност в случай на аварийно водоснабдяване на РГК да има гарантирано наводняване на активната зона с вода. Това решение не е приложено впоследствие.

След изграждането на енергоблокове 3 и 4 на Ленинградската АЕЦ, която е под юрисдикцията на Министерството на средното машиностроене, започва проектирането на реактори РБМК-1000 за нуждите на Министерството на енергетиката на СССР. Както беше отбелязано по-горе, при разработването на атомна електроцентрала за Министерството на енергетиката бяха направени допълнителни промени в проекта, предназначени да повишат надеждността и безопасността на атомната електроцентрала, както и да увеличат нейния икономически потенциал. По-специално, при финализирането на вторите етапи на RBMK е използван барабанен сепаратор (DS) с по-голям диаметър (вътрешният диаметър е увеличен до 2,6 m), въведена е триканална ECCS система, първите два канала от която са захранван с вода от хидравлични цилиндри, третият - от захранващи помпи. Броят на помпите за аварийно водоснабдяване на реактора беше увеличен до 9 и бяха направени други промени, които значително повишиха безопасността на енергоблока (по принцип нивото на производителност на ECCS отговаряше не само на действащите документи към момента на дизайн на атомната електроцентрала, но и в много отношения съвременните изисквания). Възможностите на системата за локализиране на аварии, която е предназначена да противодейства на авария, причинена от разкъсване на гилотина на тръбопровод с максимален диаметър (напорен колектор на главния циркулационни помпи(MCP) DN 900). Вместо барботиращите резервоари на първите етапи на РБМК и локализационните кули на 3 и 4 блок на Ленинградската АЕЦ, второто поколение РБМК МИНЕНЕРГО използва двуетажни локализиращи басейни, което значително увеличи възможностите на системата за локализиране на аварии (ALS). ). Липсата на задържане беше компенсирана от стратегията за използване на система от плътно издръжливи кутии (TPB), в които бяха разположени тръбопроводите на многоциркулационната верига. принудителна циркулацияантифриз. Дизайнът на PPB и дебелината на стените са изчислени въз основа на условието за запазване на целостта на помещенията в случай на разрушаване на оборудването, разположено в него (до напорния колектор на MCP DN 900 mm). PPB не обхваща BS и комуникации пара-вода. Също така, по време на изграждането на атомни електроцентрали, реакторните отделения са построени като двоен блок, което означава, че реакторите на два енергоблока са по същество в една сграда (за разлика от предишните атомни електроцентрали с RBMK, в които всеки реактор беше разположен в отделна сграда). Така са построени реакторите второ поколение РБМК-1000: енергоблокове 3 и 4 на Курската АЕЦ, 3 и 4 на Чернобилската АЕЦ, 1 и 2 на Смоленската АЕЦ (общо, заедно с 3 и 4 блокове на Ленинградската АЕЦ). АЕЦ, 8 енергоблока).

Пуснати са в експлоатация общо 17 енергоблока РБМК. Срокът на изплащане на серийните единици от второ поколение беше 4-5 години.

Принос на атомни електроцентрали с реактори RBMK към обща продукцияЕлектричеството, произведено от всички атомни електроцентрали в Русия, е около 50%.

Преди аварията в Чернобилската атомна електроцентрала в СССР имаше мащабни планове за изграждане на такива реактори, но след аварията плановете за изграждане на енергийни блокове RBMK на нови обекти бяха ограничени. След 1986 г. са пуснати два реактора РБМК: РБМК-1000 в Смоленската АЕЦ (1990 г.) и РБМК-1500 в Игналинската АЕЦ (1987 г.). Още един реактор РБМК-1000 от 5-ти блок на Курската АЕЦ е в етап на завършване (~70-80% готовност). След аварията в атомната електроцентрала в Чернобил, допълнителни изследванияи модернизация. В момента реакторите RBMK не са по-ниски по отношение на безопасността и икономическите показатели на местни и чуждестранни атомни електроцентрали от същия период на строителство. Към днешна дата приемливото ниво на безопасност на RBMK е потвърдено на национално ниво, както и от международни прегледи.

Разработването на концепцията за канален уран-графитен реактор се извършва в проектите MKER - Многоконтурен канален енергиен реактор.

Характеристики на RBMK

Дизайн

Схема на енергийния блок на АЕЦ
с реактор тип РБМК

Една от целите при разработването на реактора RBMK беше подобряването на горивния цикъл. Решението на този проблем е свързано с разработването на структурни материали, които слабо абсорбират неутрони и малко се различават по механичните си свойства от неръждаемата стомана. Намаляването на абсорбцията на неутрони в структурните материали позволява използването на по-евтино ядрено гориво с ниско обогатяване на уран (1,8% според първоначалния дизайн).

РБМК-1000

Основата на ядрото RBMK-1000 е графитен цилиндър с височина 7 m и диаметър 11,8 m, съставен от по-малки блокове, който играе ролята на модератор. Пронизани с графит голяма сумавертикални отвори, през всеки от които преминава напорна тръба (наричана още технологичен канал(TK)). Централната част на напорната тръба, разположена в сърцевината, е изработена от циркониева сплав (Zr + 2,5% Nb), която има високи механични и корозионни свойства, горната и долната част на напорната тръба са изработени от неръждаема стомана. Циркониевата и стоманената част на тръбата под налягане са свързани чрез заварени адаптери.

При проектирането на енергийни блокове RBMK, поради несъвършенството на методите за изчисляване, разстоянието на каналната решетка беше избрано като неоптимално. В резултат на това реакторът беше донякъде забавен, което доведе до положителни стойностикоефициент на реактивност на парите в работната област, надвишаващ фракцията на забавените неутрони. Преди аварията в Чернобил методът, използван за изчисляване на кривата на коефициента на реактивност на парата (програма BMP), показа, че въпреки положителния RCC в областта на работното съдържание на пара, с увеличаване на съдържанието на пара тази стойност променя знака, така че дехидратацията ефектът беше отрицателен. Съответно, съставът и работата на системите за сигурност са проектирани, като се вземе предвид тази характеристика. Въпреки това, както се оказа след аварията в атомната електроцентрала в Чернобил, изчислената стойност на коефициента на реактивност на парата в зони с високо съдържание на пара е получена неправилно: вместо отрицателна, тя се оказа положителна. За промяна на коефициента на реактивност на парите бяха извършени редица мерки, включително инсталирането на допълнителни абсорбери в някои канали вместо гориво. Впоследствие, за да се подобрят икономическите показатели на енергийните блокове с RBMK, бяха премахнати допълнителни абсорбери, за да се постигнат зададените неутронно-физични характеристики, започна да се използва гориво с по-високо обогатяване с допълнителен абсорбер (ербиев оксид).

Всеки горивен канал има касета, съставена от две горивни касети(TVS) - долен и горен. Всеки комплект включва 18 горивни пръта. Обвивката на горивния прът е пълна с пелети от уранов диоксид. Според първоначалния проект обогатяването на уран 235 беше 1,8%, но с натрупването на опит в експлоатацията на RBMK се оказа препоръчително да се увеличи обогатяването. Повишеното обогатяване в комбинация с използването на горим абсорбер в горивото позволи да се увеличи управляемостта на реактора, да се подобри безопасността и да се подобрят неговите икономически показатели. В момента се извършва преход към гориво с 3,0% обогатяване.

Реакторът РБМК работи по едноконтурна схема. Охлаждащата течност циркулира в многократна верига с принудителна циркулация (MCPC). В активната зона водата, охлаждаща горивните елементи, частично се изпарява и получената пароводна смес постъпва в сепараторните барабани. В барабанните сепаратори парата се отделя и се подава към турбинния агрегат. Останалата вода се смесва с захранващата вода и с помощта на главните циркулационни помпи (MCP) се подава към активната зона на реактора. Отделената наситена пара (температура ~284 °C) под налягане 70-65 kgf/cm2 се подава към два турбогенератора с електрическа мощност 500 MW всеки. Отработената пара се кондензира, след което след преминаване през регенеративни нагреватели и деаератор се подава с помощта на захранващи помпи (FEN) към CMP.

Реактори РБМК-1000 са инсталирани в Ленинградската АЕЦ, Курската АЕЦ, Чернобилската АЕЦ и Смоленската АЕЦ.

5-ти енергоблок на Курската АЕЦ
(RBMK-1000 3-то поколение)

В строящия се 5-ти блок на Курската АЕЦ (завършен в момента 70–80%), в допълнение към другите мерки за подобряване на РБМК, дизайнът на графитната облицовка на реактора, която има осмоъгълно напречно сечение, е принципно нова. Чрез намаляване на обема на графита съотношението на фракцията на горивото към фракцията на модератора се променя, което оказва значително влияние върху коефициента на реактивност на парите. В резултат на това, при гарантиран отрицателен коефициент на реактивност на парите, реакторът РБМК-1000 на 5-ти блок на Курската АЕЦ работи с минимален ORM, което допълнително повишава неговата икономическа ефективност. В бъдеще е възможно да се разгледа въпросът за увеличаване на обогатяването на горивото за 5-ти блок РБМК на Курската АЕЦ, което допълнително ще подобри икономическите му показатели, като същевременно запази високо нивосигурност.

Този блок формално принадлежи към 3-то поколение РБМК (към него принадлежи и 3-ти блок на Смоленската АЕЦ), но, съдейки по дълбочината на направените промени, би било по-правилно да се класифицира като поколение „3+“. .

РБМК-1500

В RBMK-1500 мощността се увеличава чрез увеличаване на специфичната енергийна интензивност на активната зона чрез увеличаване на мощността на горивния комплекс с 1,5 пъти при запазване на неговия дизайн. Това се постига чрез интензифициране на отвеждането на топлина от горивните пръти чрез използване на специални усилватели на топлообмена (турбулатори) в горивните касети в горната част на двете горивни касети. Всичко това прави възможно поддържането на същите размери и цялостна конструкция на реактора.

Усилвателите на FA RBMK-1500 трябва да се разграничават от дистанционните решетки, монтирани на всяка FA в количество от 10 броя, които също съдържат турбулатори.

По време на работа се оказа, че поради високата неравномерност на отделянето на енергия, периодично възникващите повишени (пикови) мощности в отделни канали водят до напукване на обвивката на горивния прът. Поради тази причина мощността е намалена до 1300 MW.

Тези реактори са инсталирани в Игналинската АЕЦ (Литва).

РБМК-2000, РБМК-3600
РБМКП-2400, РБМКП-4800
(предишни проекти)

Посредством обща чертадизайн на реактори RBMK, в които ядрото, подобно на кубчета, се състои от голямо числоелементи от същия тип, идеята за по-нататъшно увеличаване на мощността се предполага.

РБМК-2000, РБМК-3600

В проект РБМК-2000увеличаването на мощността беше планирано чрез увеличаване на диаметъра на горивния канал, броя на горивните пръти в касетата и стъпката на горивния тръбен лист. В същото време самият реактор остава със същите размери.

РБМК-3600беше само концептуален проект, малко се знае за дизайнерските му характеристики. Вероятно проблемът с увеличаването на плътността на мощността е решен в него, подобно на RBMK-1500, чрез засилване на отвеждането на топлината, без да се променя дизайнът на основата му RBMK-2000 - и следователно без увеличаване на ядрото.

РБМКП-2400, РБМКП-4800

МКЕР (модерни проекти)

Реакторните инсталации MKER са еволюционно развитие на поколението реактори RBMK. Те отчитат нови, по-строги изисквания за безопасност и премахват основните недостатъци на предишните реактори от този тип.

Работата на MKER-800 и MKER-1000 се основава на естествена циркулацияохлаждаща течност, усилена от инжектори вода-вода. MKER-1500 в изглед големи размерии захранването работи с принудителна циркулация на охлаждащата течност, разработена от главните циркулационни помпи. Реакторите от серията MKER са оборудвани с двойна защитна обвивка - контейнмент: първата е стоманена, втората е стоманобетонна, без да се създава предварително напрегната конструкция. Диаметърът на защитната обвивка MKER-1500 е 56 метра (съответства на диаметъра на защитната обвивка на АЕЦ Бушер). Благодарение на добрия баланс на неутроните, реакторите MKER имат много ниска консумация на естествен уран (за MKER-1500 тя е 16,7 g/MWh(e) - най-ниската в света).

Очакван КПД - 35,2%, срок на експлоатация 50 години, обогатяване 2,4%.

Предимства

Намалено водно налягане в първи контур в сравнение с ВВЕР от съдов тип;

Благодарение на дизайна на канала няма скъпи жилища;

Няма скъпи и сложни парогенератори;

Няма фундаментални ограничения за размера на сърцевината (например, тя може да бъде във формата на паралелепипед, както в проектите на RBMKP);

Независим контур на системата за управление и защита (CPS);

Широки възможности за редовен мониторинг на състоянието на основните компоненти (например тръби на технологичния канал) без необходимост от спиране на реактора, а също и

висока поддръжка;

По-лесно възникване (в сравнение с VVER от корабен тип) на аварии, причинени от разхерметизация на циркулационния кръг, както и преходни състояния, причинени от повреди на оборудването;

Възможност за формиране на оптимални неутронни свойства на активната зона на реактора (коефициенти на реактивност) на етапа на проектиране;

Незначителни коефициенти на реактивност въз основа на плътността на охлаждащата течност (съвременен RBMK);

Подмяна на гориво без спиране на реактора поради независимостта на каналите един от друг (по-специално, увеличава коефициента на мощност);

Възможност за производство на радионуклиди за технически и медицински цели, както и радиационно легиране на различни материали;

Липса (в сравнение с ВВЕР от съдов тип) на необходимост от използване на борна регулация;

По-равномерно и по-дълбоко (в сравнение с корабния тип ВВЕР) изгаряне на ядреното гориво;

Възможност за работа на реактор с нисък ORM - експлоатационен запас на реактивност (модерни проекти, например пети енергоблок на Курската АЕЦ в процес на изграждане);

| Повече ▼ евтино горивопоради по-ниска степен на обогатяване, въпреки че натоварването с гориво е много по-високо (в общия горивен цикъл преработката на отработено гориво от

Поканално регулиране на дебита на охлаждащата течност през каналите, което позволява контрол на топлинната надеждност на активната зона;

Топлинна инерция на активната зона, което значително увеличава резервите преди повреда на горивото при възможни аварии;

Независимост на контурите на контура за охлаждане на реактора (в RBMK има 2 контура), което позволява локализиране на аварии в един контур.

недостатъци

Необходими са голям брой тръбопроводи и различни спомагателни подсистеми голямо количествовисококвалифициран персонал;

Необходимостта от контрол на потока канал по канал, което може да доведе до аварии, свързани с прекратяване на потока на охлаждащата течност през канала;

По-високо натоварване на оперативния персонал в сравнение с VVER, свързано с голям брой компоненти (например спирателни и регулиращи вентили);

Поради големия размер на активната зона и металното съдържание на РБМК, след извеждането от експлоатация остава по-голямо количество активирани конструктивни материали, което изисква обезвреждане.

Оперативна практика

МААЕ, база данни PRIS.
Кумулативен коефициент на мощност за всички работещи мощности:
РБМК - 69,71%; ВВЕР - 71,54%.
Данни от началото на блоковия вход до 2008г.
Руска федерация. Само активни блокове.

Аварии в енергоблокове с РБМК

Най-сериозните инциденти в атомни електроцентрали с реактори RBMK:

1975 г. - разкъсване на един канал на първи блок на Ленинградската АЕЦ;

1982 г. - разкъсване на един канал на първия блок на атомната електроцентрала в Чернобил;

1986 г. - авария с масивно разкъсване на канали в четвърти блок на атомната електроцентрала в Чернобил;

1991 г. - пожар в турбинната зала на втория блок на атомната електроцентрала в Чернобил;

1992 г. - разкъсване на един канал на третия блок на Ленинградската АЕЦ;

Аварията от 1982 г. е свързана с действията на оперативния персонал, който грубо нарушава технологичните разпоредби.

При инцидента от 1986 г., в допълнение към нарушенията на персонала, опасни свойства RBMK, което значително повлия на мащаба на аварията. След аварията беше извършена много научна и техническа работа. Предприетите мерки са изкоренили такива опасни свойства.

Аварията от 1991 г. в машинната зала на втория блок на Чернобилската атомна електроцентрала е причинена от повреди на оборудване, независимо от реакторната централа. По време на аварията, вследствие на пожар, покривът на машинната зала се срути. В резултат на пожара и срутването на покрива са повредени тръбопроводите за подаване на вода към реактора, а предпазният клапан на пара БРУ-Б е блокирал в отворено положение. Въпреки многобройните повреди в системата и оборудването, които съпътстваха аварията, реакторът показа добри свойствасамозащита, която предотвратява нагряването и повредата на горивото.

1992 г. - разкъсването на един канал в трети блок на Ленинградската АЕЦ е причинено от дефект на клапана.

Състояние за 2010г

Към 2010 г. 11 енергоблока с RBMK работят в три атомни електроцентрали: Ленинград, Курск и Смоленск. По политически причини (в съответствие със задълженията на Литва към Европейския съюз) бяха затворени два енергоблока на Игналинската атомна електроцентрала и три енергоблока на Чернобилската атомна електроцентрала (още един престана да съществува в резултат на аварията) . В пети енергоблок на Курската АЕЦ се строи третата фаза на РБМК.

Списък на съкращенията, терминология на RBMK

A3 - аварийна защита; сърцевина
AZM - аварийна защита (сигнал) за превишена мощност
АЗРТ - аварийна защита на реакторна инсталация по технологични параметри (система)
Бензиностанция - аварийна защита (сигнал) въз основа на скоростта на нарастване на мощността
AR - автоматичен регулатор
ASKRO - автоматизирана системарадиационен мониторинг
АЕЦ - атомна електроцентрала
BAZ - бързодействаща аварийна защита
BB - барботен басейн
NIR - странична йонизационна камера
БОУ - блокова пречиствателна станция
BRU-D - високоскоростен редуктор с изпускане в деаератор
BRU-K - високоскоростно редукторно устройство с изпускане в кондензатора на турбината
BS - барабанен сепаратор
Контролна зала - блоково табло
VIC - височинна йонизационна камера
VIUB (SIUB) - водещ (старши) инженер по управление на блока
ВИУР (СИУР) - водещ (старши) инженер по управление на реактора
ВИУТ (СИЮТ) - водещ (старши) инженер по управление на турбината
GPK - главен предпазен клапан
MCP - главна циркулационна помпа
DKE (r), (v) - сензор за контрол на освобождаването на енергия (радиален), (висока надморска височина)
DP - допълнителен абсорбатор
DREG - диагностична регистрация параметри
ZRK - спирателен и контролен вентил
KGO - контрол на херметичността на корпуса (TVELs)
CD - камера за делене
KIUM - коефициент на използване на инсталираната мощност
KMPC - многократна верига с принудителна циркулация
KN - кондензна помпа
KCTK - мониторинг на целостта на технологичните канали (система)
LAZ - локална аварийна защита
LAR - локален автоматичен регулатор
МААЕ - Международна агенция за атомна енергия
МРА - максимална проектна авария
НВК - долни водопроводни комуникации
NK - напорен колектор
НСБ - ръководител блок смяна
НСС - началник-гарова смяна
ORM - оперативен резерв за реактивност (конвенционални "пръчки")
ОК - възвратен клапан
OPB - " Общи положениясигурност"
PNY - „Правила за ядрена безопасност“
PVK - комуникации пара-вода
PN - захранваща помпа
PPB - плътна и издръжлива кутия
PRISMA - програма за измерване на мощността на устройството
PEN - електрическа захранваща помпа
RBMK - канален реактор с висока мощност (кипящ)
RGK - разпределително-групов колектор
РЗМ - товаро-разтоварна машина
RK CPS - работен канал на системата за управление и защита
RP - реакторно пространство
PP - ръчно регулиране
РУ - реакторна централа
ECCS - система за аварийно охлаждане на реактора
SB - системи за сигурност
SLA - система за локализиране на аварии
SP - абсорбиращ прът
SPIR - система за продухване и охлаждане
SRK - спирателен и контролен вентил
STK - система за контрол на процесите
CPS - система за контрол и защита
СФКРЕ - система физически контролразпределение на енергията
SCS "Skala" - централизирана система за управление (SKALA - система за управление на апарата на Ленинградската атомна централа)
FA - горивен възел
TVEL - горивен елемент
TG - турбогенератор
TK - технологичен канал
USP - скъсен абсорбиращ прът (ръчно)
ЯТ - ядрено гориво
NFC - ядрен горивен цикъл
NEU - атомна електроцентрала

Страница 1

Мощността на реактора се контролира чрез промяна на стойността на p, така че p обикновено е функция на времето. Броят на групите m, като правило, е 6 - 10, понякога повече (в зависимост от типа на реактора), поради което класическото решение на системата от тези уравнения е трудна задача. Системата от уравнения характеризира кинетиката на реактора само при опростени предположения, но за повечето практически приложения постигнатата точност е напълно достатъчна.

Мощността на реактора тук също е увеличена до 36 хиляди тона/год.

Мощността на реактора може да бъде изразена във ватове, киловати или мегавати. Има пряка връзка между мощността, средния неутронен поток и обема на реактора.

Мощността на реактора до голяма степен зависи от неговата охладителна система. Това е особеността на ядрените реактори като енергийни източници. Моментната мощност се определя от броя на атомите, подложени на делене за 1 секунда. В някои реактори е достатъчно да се премахнат управляващите пръти, за да се предизвика верижна реакция, и за стабилизиране на реакцията (когато се достигне определено ниво) вкарайте отново пръчките в реактора. В този случай естествено се предполага, че материалите, от които е изграден реакторът, могат да издържат на температурата, която може да възникне там, а това зависи само от ефективността на охладителната система.

Мощността на реактора като парогенератор се определя от броя на каналите и мощността на всеки от тях. При тези параметри на канала, производителността на парата на реактора-парогенератор зависи от броя на каналите. Колкото повече са, толкова по-висока е производителността на парата, но конструкцията на инсталацията и нейната работа се усложняват.

Мощността на реактора се променя от номинална към мощност на празен ход за по-малко от 2 s. AC намотките на всяка фаза са разположени на два вертикални пръта на отделно ядро.

Мощността на реакторите Qp0, предназначени да регулират напрежението в междинната подстанция, е равна на сумата от реактивните мощности на краищата на секцията, съседна на подстанцията.

Мощността на реакторите на междинните компенсационни точки на контролната точка е равна на сумата от изтичанията на реактивна мощност на краищата на секциите, съседни на контролната точка.

Глава 4. Измерване на ядрени физически параметри на реактори.

4. ИЗМЕРВАНЕ НА ЯДРЕНО ФИЗИЧНИ ПАРАМЕТРИ НА РЕАКТОРИ.

4.1. ОБЩА ИНФОРМАЦИЯ ЗА ИЗМЕРВАНЕ НА ЯДРЕНО ФИЗИЧНИ ПАРАМЕТРИ НА РЕАКТОР.

Основните работни параметри на ядрения реактор са: мощност, скорост на нейното изменение (реактивност и период) и разпределение на отделянето на енергия в активната зона. Въз основа на ядрените физични параметри се установяват оптимални режими на работа на реактора.

Измерване на мощността Рреактор може да се извърши според топлинните параметри (температурна разлика tout и поток на калай и охлаждаща течност Q T :

R=sQ T(Tнавън-t вход). (4.1)

Този метод обаче има значителни недостатъци: голяма инертност и невъзможност за прилагане при ниски нива на мощност. В допълнение, измерването на потока на охлаждащата течност дава доста голяма грешка. Така измерването на топлинната мощност може да се използва за изчисляване на технически и икономически показатели, но не и за управление на реактора.

Измерването на ядрените физични параметри на реактора е практически лишено от горните недостатъци. Измерването на плътността на неутронния поток в активната зона на реактора дава възможност да се измери мощността на реактора от „нула” до „номинална”, т.к. Нивото на мощността на реактора е пропорционално на броя на неутроните в активната зона.

Сигнал от неутронен преобразувател ази топлинна мощност на реактора Рса свързани с приблизителния израз:

P=K 1 ДА СЕ 2 ДА СЕ 3 аз, (4.2)

Където К 1 - коефициент на свързване между неутронния поток в местоположението на конвертора и сигнала на конвертора;

К 2 - коефициент на свързване между средния неутронен поток в реактора и неутронния поток на мястото, където е инсталиран конверторът;

К 3 - коефициент на свързване между топлинната мощност и средния неутронен поток в реактора.

Отличителна черта на ядрения реактор като обект на наблюдение и контрол е, че неговият пуск започва с много ниско нивомощност. Следователно измерванията на мощността трябва да се извършват в широк диапазон от най-ниското ниво до нива, надвишаващи номиналната мощност. Невъзможно е да се покрие толкова широк диапазон от измервания с един уред, затова се използват няколко измервателни уреда с различна чувствителност. На фиг. Фигура 4.1 показва приблизителното разпределение на диапазоните на регулиране на мощността на реактора.

Фиг.4.1. Диапазони на контрол на мощността.

Различават се следните режими на работа на реактора.

Изключеният реактор когато реакторът е в подкритично състояние. Минималното ниво на мощност на спрян реактор може да бъде 10 -11 – 10 -10 от номиналното ниво. Енергоотделянето се определя главно от остатъчното γ-лъчение.

Пускане на реактора, когато реакторът е приведен от подкритично състояние в критично състояние. Това състояние съответства на увеличаване на мощността до 10 -10 - 10 -8 от номиналната. В този режим реакторът се регулира ръчно от оператора. Контролните пръти се отстраняват на малки стъпки. Скоростта на промяна на реактивността се определя от определения период на ускорение на реактора. В този режим контролите са необходими за надежден контрол на мощността и периода на ускорение.

Изход към мощност. INВ този режим мощността на реактора се увеличава до ниво от 1 - 2% от номиналната стойност, от което започва нагряване на елементите поради ядрено делене. Контролите осигуряват необходимата скорост на нарастване и компенсиране на промените в реактивността, свързани с нагряването на реактора и увеличаването на мощността. Особено внимание се обръща на преходните режими на работа на всички елементи на системата.

Работи при номинална мощност. INВ този режим реакторът трябва да отговаря на изискванията на енергийната система. Системите за управление осигуряват управление и защита на реактора, компенсират ксеноновото отравяне на реактора и изгарянето.

Спиране на реактора. Режимът на спиране се осъществява чрез контролирано въвеждане на отрицателна реактивност. Мощността на реактора се променя от номиналното ниво до минималното, съответстващо на спрения реактор.

Горните режими на работа на реакторите определят различни изисквания към системите за управление и защита на реактора. Измервателните канали са разделени на отделни подсистеми: пускови канали и канали за управление на реактора по нива на енергийна мощност.

Пусковите канали контролират плътността на неутронния поток и периода на реактора в подкритично състояние, когато реакторът е приведен в критично състояние и когато мощността се повиши до (0,1 - 1) ном. Информацията за неутронния поток се извършва с помощта на импулсни и токови инструменти с логаритмични скали, обхващащи 6-7 порядъка на изменение на неутронния поток.

Измервателните преобразуватели за следене на мощността, периода и реактивността са монтирани извън активната зона на преобразувателите на канала (фиг. 4.2). 3 монтиран между рефлектора 1 реактор 2 и биологична защита 4, в съдови реактори - между съда и защитата.

В момента серията от тези реактори включва три поколения. Основният реактор от серията е 1-ви и 2-ри блок на Ленинградската АЕЦ.

Енциклопедичен YouTube

1 / 5

✪ Реактор РБМК-1000

✪ Ядрени енергийни реактори

✪ Монтаж на веригата с многократна принудителна циркулация на реактора RBMK-1000

✪ Чернобилска АЕЦ - 30 години след аварията ☢ Чернобилска АЕЦ - 30 години след аварията

✪ REM претоварване

субтитри

История на създаването и функционирането

Реакторът на първата в света атомна електроцентрала (АМ-1 („Атом Мирный”), Обнинска АЕЦ, 1954 г.) беше именно урано-графитен канален реактор с воден охладител. Разработването на урано-графитни реакторни технологии се извършва в промишлени реактори, включително реактори с „двойно предназначение“ (реактори с двойно предназначение), които в допълнение към „военните“ изотопи произвеждат електричество и използват топлина за отопление на близките градове.

Индустриални реактори, построени в СССР: А (1948 г.), AI (PA Маяк в Озьорск), реактори AD (1958 г.), ADE-1 (1961 г.) и ADE-2 (1964 г.) (Минно-химически завод в Железногорск), реактори I-1 (1955), EI-2 (1958), ADE-3, ADE-4 (1964) и ADE-5 (1965) ( Сибирски химически завод в Северск).

Разработването на самите реактори RBMK започва в средата на 60-те години и се основава до голяма степен на богат и успешен опит в проектирането и изграждането на промишлени уран-графитни реактори. Основните предимства на реакторната инсталация се виждат от създателите като:

• максимално използване на опита от урано-графитните реактори;
• добре изградени връзки между заводите, установено производство на основно оборудване;
• състоянието на промишлеността и строителната индустрия на СССР;
• обещаващи неутронни характеристики (ниско обогатяване на гориво).

Като цяло конструктивните характеристики на реактора повториха опита от предишните урано-графитни реактори. Горивният канал, възли от горивни елементи, изработени от нови структурни материали - циркониеви сплави, и с нова форма на гориво - метален уран, заменен с неговия диоксид, както и параметрите на охлаждащата течност, станаха нови. Реакторът първоначално е проектиран като реактор с едно предназначение - за производство на електрическа и топлинна енергия.

Работата по проекта започва в Института по атомна енергия (RRC KI) и NII-8 (NIKIET) през 1964 г. През 1965 г. проектът е наречен B-190, а изграждането му е поверено на конструкторското бюро на завод Болшевик. През 1966 г. с решение на министерския НТС работата по проекта е поверена на НИИ-8 (НИКИЕТ), ръководен от Долежал.

По време на изграждането на първите атомни електроцентрали в СССР имаше мнение, че атомната електроцентрала е надежден източник на енергия и възможните повреди и аварии са малко вероятни или дори хипотетични събития. Освен това първите блокове са построени в рамките на средната инженерна система и са предназначени за експлоатация от организации на това министерство. По време на разработката правилата за безопасност или липсваха, или бяха несъвършени. Поради тази причина първите енергийни реактори от сериите РБМК-1000 и ВВЕР-440 нямаха достатъчен брой системи за безопасност, което впоследствие наложи сериозна модернизация на такива енергийни блокове. По-специално, в първоначалния проект на първите два блока РБМК-1000 на Ленинградската АЕЦ нямаше хидроцилиндри за системата за аварийно охлаждане на реактора (ERCS), броят на аварийните помпи беше недостатъчен, нямаше възвратни клапани (OC) на колекторите на разпределителната група (RGK) и др. В бъдеще, по време на модернизацията, всички тези недостатъци бяха отстранени.

По-нататъшното изграждане на блокове RBMK трябваше да се извърши за нуждите на Министерството на енергетиката и електрификацията на СССР. Като се има предвид по-малкият опит на Министерството на енергетиката с атомните електроцентрали, бяха направени значителни промени в проекта за повишаване на безопасността на енергийните блокове. Освен това бяха направени промени, за да се вземе предвид опитът от първите RBMK. Наред с други неща, бяха използвани хидравлични цилиндри ECCS, 5 помпи започнаха да изпълняват функцията на аварийни електрически помпи ECCS, в RGK бяха използвани възвратни клапани и бяха направени други подобрения. Въз основа на тези проекти са изградени енергоблокове 1 и 2 на Курската АЕЦ и 1 и 2 на Чернобилската АЕЦ. На този етап е завършено изграждането на енергоблокове РБМК-1000 от първо поколение (6 енергоблока).

По-нататъшното усъвършенстване на атомните електроцентрали с RBMK започна с разработването на проекти за втория етап на Ленинградската АЕЦ (блокове 3, 4). Основната причина за финализирането на проекта беше затягането на правилата за безопасност. По-специално беше въведена балонна ECCS система, дългосрочна охлаждаща ECCS система, представена от 4 аварийни помпи. Системата за локализиране на аварии не беше представена от барботиращ резервоар, както преди, а от кула за локализиране на аварии, способна да натрупва и ефективно да предотвратява изпускането на радиоактивност при аварии, включващи повреда на тръбопроводите на реактора. Бяха направени и други промени. Основната характеристика на трети и четвърти енергоблок на Ленинградската АЕЦ беше техническото решение за разполагане на RGC на надморска височина, надвишаваща надморската височина на активната зона. Това даде възможност в случай на аварийно водоснабдяване на РГК да има гарантирано наводняване на активната зона с вода. Това решение не е приложено впоследствие.

След изграждането на енергоблокове 3 и 4 на Ленинградската АЕЦ, която е под юрисдикцията на Министерството на средното машиностроене, започва проектирането на реактори РБМК-1000 за нуждите на Министерството на енергетиката на СССР. Както беше отбелязано по-горе, при разработването на атомна електроцентрала за Министерството на енергетиката бяха направени допълнителни промени в проекта, предназначени да повишат надеждността и безопасността на атомната електроцентрала, както и да увеличат нейния икономически потенциал. По-специално, при финализирането на вторите етапи на RBMK е използван барабанен сепаратор (DS) с по-голям диаметър (вътрешният диаметър е увеличен до 2,6 m), въведена е триканална ECCS система, първите два канала от която са захранван с вода от хидравлични цилиндри, третият - от захранващи помпи. Броят на помпите за аварийно водоснабдяване на реактора беше увеличен до 9 и бяха направени други промени, които значително повишиха безопасността на енергоблока (нивото на производителност на ECCS отговаряше на документите, действащи по време на проектирането на ядрения реактор). Възможностите на системата за локализиране на аварии, която е предназначена да противодейства на авария, причинена от разкъсване на гилотина, са значително увеличени тръбопроводи с максимален диаметър (напорен колектор на главните циркулационни помпи (MCP) DN 900) Вместо барботиращите резервоари. на първите етапи на RBMK и локализационните кули на 3-ти и 4-ти блок на Ленинградската АЕЦ, Министерството на енергетиката използва двуетажни локализационни басейни в RBMK от второ поколение, което значително увеличи възможностите на системата за локализация. аварии (SLA) беше компенсирано чрез използване на система от херметични кутии (TPB), в която бяха разположени тръбопроводите на многократната принудителна циркулация на охлаждащата течност дебелината на стените е изчислена от условието за запазване целостта на помещението при скъсване на разположените в него съоръжения (до напорния колектор DN 900 mm). PPB не обхваща BS и комуникации пара-вода. Също така, по време на изграждането на атомни електроцентрали, реакторните отделения са построени като двоен блок, което означава, че реакторите на два енергоблока са по същество в една сграда (за разлика от предишните атомни електроцентрали с RBMK, в които всеки реактор беше разположен в отделна сграда). Така са построени реакторите второ поколение РБМК-1000: енергоблокове 3 и 4 на Курската АЕЦ, 3 и 4 на Чернобилската АЕЦ, 1 и 2 на Смоленската АЕЦ (общо, заедно с 3 и 4 блокове на Ленинградската АЕЦ). АЕЦ, 8 енергоблока).

Пуснати са в експлоатация общо 17 енергоблока РБМК. Срокът на изплащане на серийните единици от второ поколение беше 4-5 години.

Приносът на атомните електроцентрали с реактори РБМК в общото производство на електроенергия от всички атомни електроцентрали в Русия е около 50%.

Характеристики на RBMK

Дизайн

Една от целите при разработването на реактора RBMK беше подобряването на горивния цикъл. Решението на този проблем е свързано с разработването на структурни материали, които слабо абсорбират неутрони и малко се различават по механичните си свойства от неръждаемата стомана. Намаляването на поглъщането на неутрони в структурните материали дава възможност да се използва по-евтино ядрено гориво с ниско обогатяване на уран (според първоначалния проект - 1,8%). По-късно степента на обогатяване на урана беше увеличена.

РБМК-1000

Всеки горивен канал има касета, съставена от две горивни касети(TVS) - долен и горен. Всеки комплект включва 18 горивни пръта. Обвивката на горивния елемент е пълна с пелети от уранов диоксид. Според първоначалния проект обогатяването на уран-235 беше 1,8%, но с натрупването на опит в експлоатацията на РБМК се оказа препоръчително да се увеличи обогатяването. Повишеното обогатяване в комбинация с използването на горим абсорбер в горивото позволи да се увеличи управляемостта на реактора, да се подобри безопасността и да се подобрят неговите икономически показатели. В момента е направен преход към гориво с обогатяване от 2,8%.

Реакторът РБМК работи по едноконтурна схема. Охлаждащата течност циркулира в многократна верига с принудителна циркулация (MCPC). В активната зона водата, охлаждаща горивните елементи, частично се изпарява и получената пароводна смес постъпва в сепараторните барабани. В барабанните сепаратори парата се отделя и се подава към турбинния агрегат. Останалата вода се смесва с захранващата вода и с помощта на главните циркулационни помпи (MCP) се подава към активната зона на реактора. Отделената наситена пара (температура ~284 °C) под налягане 70-65 kgf/cm2 се подава към два турбогенератора с електрическа мощност 500 MW всеки. Отработената пара се кондензира, след което след преминаване през регенеративни нагреватели и деаератор се подава с помощта на захранващи помпи (FEN) към CMP.

Реактори РБМК-1000 са инсталирани в Ленинградската АЕЦ, Курската АЕЦ, Чернобилската АЕЦ, Смоленската АЕЦ.

Чернобилска авария

РБМК-1500

В RBMK-1500 мощността се увеличава чрез увеличаване на специфичната енергийна интензивност на активната зона чрез увеличаване на мощността на горивния комплекс с 1,5 пъти при запазване на неговия дизайн. Това се постига чрез интензифициране на отвеждането на топлината от горивните пръти с помощта на специални усилватели на топлообмена (турбулатори) в горивните касети в горната част на двете горивни касети. Всичко това прави възможно поддържането на същите размери и цялостна конструкция на реактора.

По време на работа се оказа, че поради високата неравномерност на отделянето на енергия, периодично възникващите повишени (пикови) мощности в отделни канали водят до напукване на обвивката на горивния елемент. Поради тази причина мощността е намалена до 1300 MW.

Тези реактори са инсталирани в Игналинската АЕЦ () и са планирани за инсталиране според първоначалния проект на Костромската АЕЦ.

RBMK-2000, RBMK-3600, RBMKP-2400, RBMKP-4800, (предишни проекти)

Поради общата конструктивна характеристика на реакторите RBMK, в които сърцевината, подобно на кубчета, е сглобена от голям брой подобни елементи, се появи идеята за по-нататъшно увеличаване на мощността.

РБМК-2000, РБМК-3600

В проект РБМК-2000увеличаването на мощността беше планирано чрез увеличаване на диаметъра на горивния канал, броя на горивните елементи в касетата и стъпката на горивния тръбен лист. В същото време самият реактор остава със същите размери.

РБМК-3600беше само концептуален проект, малко се знае за неговите дизайнерски характеристики. Вероятно проблемът с увеличаването на плътността на мощността е решен в него, подобно на RBMK-1500, чрез засилване на отвеждането на топлината, без да се променя дизайнът на основата му RBMK-2000 - и следователно без увеличаване на ядрото.

РБМКП-2400, РБМКП-4800

Те се различават от всички RBMK по наличието на сърцевина във формата на правоъгълен паралелепипед и наличието на канали за прегряване, изработени от неръждаема стомана. Температурата на парата в RBMKP-2400 и RBMKP-4800 е 450 градуса по Целзий [ ] .

МКЕР (модерни проекти)

Очакван КПД - 35,2%, срок на експлоатация 50 години, обогатяване 2,4%.

Предимства

Оперативна практика

злополука от 1982 г., според вътрешен анализглавен дизайнер (NIKIET), беше свързан с действията на оперативния персонал, който грубо нарушаваше технологичните разпоредби.