Miks vähk areneb? vähiraku areng. Kasvajal on siledad, selged servad

(RBMK kuulake)) on Nõukogude Liidus välja töötatud tuumareaktorite sari. See reaktor on kanal, uraan-grafiit (grafiit-vesi moderaator), keeva tüüpi, termilistel neutronitel; mõeldud tekitama küllastunud auru rõhku 70 kg / cm?. Soojuskandjaks on keev vesi.
Reaktoritehase peaprojekteerija: NIKIET, akadeemik Dollezhal N. A.
Projekti teaduslik juhendaja: IAE neid. I. V. Kurchatova, akadeemik Aleksandrov A. P.
Üldkonstruktor (LNPP): GSPI-11 (VNIPIET), Gutov A.I.
Turbiinitehase peakonstruktor: HTGZ, "Turboatom", Yu. F. Kosyak
Metallkonstruktsioonide arendaja: TsNIIPSK, N. I. Melnikov
Juhtiv materjaliteaduse organisatsioon:"Prometheus", Kopyrin G.I.
CPS elektromehaaniliste seadmete projekteerija ja tootja, CTO: Bolševike tehase projekteerimisbüroo, Yu. G. Klaas

Peal Sel hetkel nende reaktorite seeria hõlmab kolme põlvkonda.

Seeriapeaga reaktor- Leningradi TEJ 1. ja 2. plokk.

Loomise ja tegutsemise ajalugu

RBMK-1500 kesksaal

(Ignalina TEJ)

Reaktor Maailma esimene tuumajaam oli just Obninski TEJ-sse paigaldatud vesijahutusega uraan-grafiitkanali reaktor AM-1 (Atom Mirny) (1954). Uraani-grafiitreaktorite tehnoloogiate väljatöötamine viidi läbi tööstuslikes reaktorites, sealhulgas "kahesuguse otstarbega" reaktorites (mis lisaks "sõjalistele" isotoopidele tootsid elektrit): A (1948), AI (PA Mayak), I-1 (1955), EI-2 (1958), ADE-seeria (Siberi Chemical). Alates 1960. aastatest on NSV Liidus hakatud välja töötama tulevase RBMK tüüpi puhtalt jõureaktoreid. Mõnda konstruktsioonilahendust katsetati Belojarski tuumaelektrijaamale paigaldatud eksperimentaalsetel jõureaktoritel "Atom Mirny Bolshoi": AMB-1 (1964) ja AMB-2 (1967).

RBMK reaktorite väljatöötamine algas 1960. aastate keskel ning põhines suurel määral laialdastel ja edukatel kogemustel tööstuslike uraan-grafiitreaktorite projekteerimisel ja ehitamisel. Reaktoritehase peamisi eeliseid nägid loojad:

uraan-grafiitreaktorite kogemuste maksimaalne rakendamine;

väljakujunenud sidemed tehaste vahel, väljakujunenud põhiseadmete tootmine;

NSV Liidu tööstuse ja ehitustööstuse olukord;

paljutõotavad neutroonilised omadused (madal kütuserikastus).

Üldiselt kordasid reaktori konstruktsiooniomadused varasemate uraan-grafiitreaktorite kogemust. Uus terasest kütusekanal, kütuseelementide montaaž uutest konstruktsioonimaterjalidest - tsirkooniumisulamitest ja koos uus vorm kütus - metalliline uraan asendati selle dioksiidiga, samuti jahutusvedeliku parameetrid. Reaktor oli algselt kavandatud üheotstarbelise reaktorina – elektri- ja soojusenergia tootmiseks.

Töö projektiga algas IAE (RRC KI) ja NII-8 (NIKIET) juures 1964. aastal. 1965. aastal sai projekt nimeks B-190 ja selle projekteerimine usaldati bolševike tehase projekteerimisbüroole. 1966. aastal usaldati ministeeriumi NTS otsusega projektiga tegelemine NII-8-le (NIKIET), mida juhtis Dollezhal.

15. aprillil 1966 allkirjastas Minsredmaši juht E. P. Slavski tööülesande Leningradi tuumaelektrijaama projekteerimiseks, mis asub 70 km sirgjooneliselt Leningradist läänes, 4 km kaugusel Sosnovõ Bori külast. 1966. aasta septembri alguses sai projekteerimisülesanne valmis.

29. novembril 1966 võttis NSV Liidu Ministrite Nõukogu vastu määruse nr 800-252 Leningradi TEJ esimese etapi ehitamise kohta, määras kindlaks ettevõtete organisatsioonilise struktuuri ja koostöö TEJ projekteerimise ja ehitamise arendamiseks.

Esimene RBMK-1000 tüüpi reaktoriga jõuallikas käivitati Leningradi TEJ-s 1973. aastal.

Esimese ehitamise ajal Elektrijaamad meie riigis levis arvamus, et tuumajaam on usaldusväärne energiaallikas ja võimalikud ebaõnnestumised ja õnnetused on ebatõenäolised või isegi hüpoteetilised sündmused. Lisaks ehitati esimesed üksused keskmise masinaehituse süsteemi raames ja neid pidid juhtima selle ministeeriumi organisatsioonid. Ohutuseeskirju väljatöötamise ajal kas ei eksisteerinud või need olid ebatäiuslikud. Sel põhjusel ei olnud esimestel RBMK-1000 ja VVER-440 seeria jõureaktoritel piisavalt turvasüsteeme, mis nõudis selliste jõuallikate edasist tõsist moderniseerimist. Eelkõige ei olnud Leningradi tuumaelektrijaama kahe esimese RBMK-1000 ploki esialgses projektis avariireaktori jahutussüsteemi (ECCS) hüdrosilindreid, avariipumpade arv oli ebapiisav, puudusid. tagasilöögiklapid(OK) jaotuskollektorite (RGK) jne kohta. Hiljem moderniseerimise käigus kõik need puudused kõrvaldati.

RBMK plokkide edasine ehitus pidi toimuma NSVL Energeetikaministeeriumi vajadusteks. Võttes arvesse Energeetikaministeeriumi väiksemat kogemust tuumajaamadega töötamisel, tehti projektis olulisi muudatusi, mis suurendavad elektriplokkide ohutust. Lisaks tehti muudatusi, et võtta arvesse esimeste RBMK-de kogemust. Muuhulgas kasutati ECCS hüdrosilindreid, 5 pumpa hakkasid täitma avarii-ECCS elektripumpade funktsiooni, RGK-s kasutati tagasilöögiklappe ja tehti muid täiendusi. Nende projektide kohaselt ehitati Kurski TEJ 1, 2 ja Tšernobõli TEJ 1, 2 elektriplokid. Selles etapis lõpetati esimese põlvkonna jõuallikate RBMK-1000 (6 jõuallikat) ehitus.

TEJ-de edasine täiustamine RBMK-ga algas Leningradi TEJ teise etapi (jõuplokid 3, 4) projektide väljatöötamisega. Projekti lõpetamise peamiseks põhjuseks oli turvareeglite karmistamine. Eelkõige võeti kasutusele õhupallide ECCS, pikaajalise jahutuse ECCS süsteem, mida esindab 4 avariipumpa. Õnnetuste lokaliseerimissüsteemi ei esindanud mitte mullipaak, nagu varem, vaid õnnetusjuhtumi lokaliseerimistorn, mis on võimeline akumuleeruma ja tõhusalt ära hoidma radioaktiivsuse eraldumist reaktori torustike kahjustamisega avarii korral. Muud muudatused on tehtud. Leningradi TEJ 3, 4 jõuplokkide põhijooneks oli tehniline otsus RGC asukoha kohta tuumakõrgusest kõrgemal. See võimaldas RGC hädaolukorras veevarustuse korral tagada südamiku garanteeritud täitumise veega. Hiljem seda otsust ei kohaldatud.

Pärast Keskmise masinaehituse ministeeriumi haldusalas oleva Leningradi TEJ 3, 4 jõuplokkide ehitamist alustati RBMK-1000 reaktorite projekteerimist NSV Liidu Energeetikaministeeriumi vajadusteks. Nagu eelpool märgitud, tehti Energeetikaministeeriumile tuumaelektrijaama arendamisel projekti täiendavaid muudatusi, et parandada tuumajaamade töökindlust ja ohutust ning suurendada selle majanduslikku potentsiaali. Eelkõige kasutati RBMK teise etapi viimistlemisel suurema läbimõõduga trummelseparaatorit (BS) (siseläbimõõt suurendati 2,6 m-ni), võeti kasutusele kolme kanaliga ECCS-süsteem, mille kahte esimest kanalit varustati veega hüdrosilindritest, kolmandat toitepumpadest. Reaktori avariiveevarustuse pumpade arvu suurendati 9 plokini ja tehti muid muudatusi, mis suurendasid oluliselt jõuallika ohutust (põhimõtteliselt vastas ECCS-i täitmise tase mitte ainult tuumaelektrijaama projekteerimise ajal kehtinud dokumentidele, vaid ka paljuski kaasaegsetele nõuetele). Oluliselt suurendati õnnetuste lokaliseerimissüsteemi võimalusi, mis oli mõeldud maksimaalse läbimõõduga torujuhtme (magistraaltoru rõhukollektori) giljotiini purunemisest põhjustatud õnnetuse vastu. tsirkulatsioonipumbad(MCP) Du 900). RBMK esimeste etappide mullipaakide ja Leningradi TEJ 3,4 ploki kaitsetornide asemel võeti Energeetikaministeeriumi teise põlvkonna RBMK-s kasutusele kahekorruselised kaitsebasseinid, mis suurendasid oluliselt õnnetuste lokaliseerimise süsteemi (ALS) võimekust. Piiratuse puudumist kompenseeriti strateegiaga kasutada tihkete tugevuskarpide (TSB) süsteemi, milles paiknesid mitme kontuuri torustikud. sunnitud ringlus jahutusvedelik. FPB projekt, seinte paksus arvutati ruumide terviklikkuse säilitamise tingimusest selles asuvate seadmete purunemise korral (kuni MCP survekollektori DN 900 mm). PPB ei kuulunud BS ja auru-vee side alla. Samuti ehitati TEJ ehitamisel reaktori sektsioonid topeltplokiks, mis tähendab, et kahe jõuploki reaktorid asuvad sisuliselt samas hoones (erinevalt varasematest RBMK-ga TEJ-dest, kus kumbki reaktor oli eraldi hoones). Nii valmistati teise põlvkonna reaktorid RBMK-1000: Kurski TEJ 3 ja 4, Tšernobõli TEJ 3 ja 4, Smolenski TEJ 1 ja 2 (koos Leningradi TEJ 3 ja 4 reaktoriga 8 jõuplokki).

Kokku võeti tööle 17 RBMK-ga jõuplokki. Teise põlvkonna jadaplokkide tasuvusaeg oli 4-5 aastat.

RBMK reaktoritega tuumaelektrijaamade panus kogutoodang kõigi Venemaa tuumaelektrijaamade elektrienergia osakaal on umbes 50%.

Enne NSV Liidus toimunud Tšernobõli tuumaelektrijaama avariid olid selliste reaktorite ehitamiseks ulatuslikud plaanid, kuid pärast õnnetust piirati RBMK jõuplokkide rajamise plaane uutesse kohtadesse. Pärast 1986. aastat võeti kasutusele kaks RBMK reaktorit: RBMK-1000 Smolenski TEJ-s (1990) ja RBMK-1500 Ignalina TEJ-s (1987). Ehitamisel on veel üks Kurski TEJ 5. reaktori RBMK-1000 reaktor (valmidus ~70-80%). Pärast õnnetust Tšernobõli tuumaelektrijaamas täiendavad uuringud ja moderniseerimine. Praegu ei jää RBMK reaktorid oma ohutuse ja majandusnäitajate poolest alla sama ehitusperioodi kodumaistele ja välismaistele tuumaelektrijaamadele. Tänaseks on RBMK vastuvõetav ohutustase kinnitanud nii riiklikul tasemel kui ka rahvusvaheliste ekspertide poolt.

Kanali uraan-grafiitreaktori kontseptsiooni väljatöötamine toimub MKER-i projektides - Multi-loop Channel Power Reactor.

RBMK omadused

Disain

Tuumaelektrijaama skeem
RBMK tüüpi reaktoriga

RBMK reaktori arendamisel oli üheks eesmärgiks kütusetsükli parandamine. Selle probleemi lahendus on seotud konstruktsioonimaterjalide väljatöötamisega, mis neelavad nõrgalt neutroneid ja erinevad oma mehaaniliste omaduste poolest vähe roostevabast terasest. Neutronite neeldumise vähendamine konstruktsioonimaterjalides võimaldab kasutada odavamat madala uraanirikastusega (algse projekti järgi - 1,8%) tuumkütust.

RBMK-1000

RBMK-1000 südamiku aluseks on väiksematest plokkidest 7 m kõrgune ja 11,8 m läbimõõduga grafiidist silinder, mis toimib moderaatorina. grafiidist läbi imbunud suur summa vertikaalsed augud, millest igaüks läbib survetoru (nimetatakse ka tehnoloogiline kanal(TK)). Survetoru keskosa, mis asub südamikus, on valmistatud tsirkooniumisulamist (Zr + 2,5% Nb), millel on kõrged mehaanilised ja korrosiooniomadused, survetoru ülemine ja alumine osa on valmistatud roostevabast terasest. Survetoru tsirkooniumi ja terasest osad on ühendatud keevitatud adapteritega.

RBMK jõuallikate projekteerimisel ei valitud arvutusmeetodite ebatäiuslikkuse tõttu kanalimassiivide vahekaugust optimaalselt. Selle tulemusena osutus reaktor mõnevõrra aeglustunud, mis viis selleni positiivsed väärtused auru reaktsioonivõime koefitsient tööpiirkonnas, mis ületab viivitatud neutronite osa. Enne Tšernobõli tuumaelektrijaama õnnetust näitas auru reaktsioonivõime koefitsiendi kõvera (BMP programm) arvutamise meetod, et vaatamata positiivsele RCC-le tööauru sisalduse piirkonnas, muutub aurusisalduse suurenedes see väärtus märki, nii et dehüdratsiooniefekt osutus negatiivseks. Sellest lähtuvalt kujundati turvasüsteemide koosseis ja jõudlus seda omadust silmas pidades. Kuid nagu pärast Tšernobõli tuumaelektrijaama avariid selgus, saadi kõrge aurusisaldusega piirkondades auru reaktsioonivõime koefitsiendi arvutuslik väärtus valesti: negatiivse asemel osutus see positiivseks. Auru reaktsioonivõime koefitsiendi muutmiseks võeti kasutusele mitmeid meetmeid, sealhulgas paigaldati osadesse kanalitesse kütuse asemel lisaabsorberid. Seejärel eemaldati RBMK-ga jõuallikate ökonoomsuse parandamiseks lisaabsorberid ning soovitud neutronfüüsikaliste omaduste saavutamiseks kasutati täiendava neelduriga suurema rikastusega kütust (erbiumoksiid).

Igal kütusekanalil on kassett, mis koosneb kahest kütusesõlmed(TVS) - alumine ja ülemine. Iga komplekt sisaldab 18 kütusevarrast. TVEL-i kest on täidetud uraandioksiidi graanulitega. Algse projekti järgi oli rikastus uraan 235-s 1,8%, kuid RBMK käitamise kogemuse saamisega osutus otstarbekaks rikastamist suurendada. Rikastamise suurenemine koos põleva mürgi kasutamisega kütuses võimaldas tõsta reaktori juhitavust, tõsta ohutust ja parandada selle majandusnäitajaid. Hetkel on käimas üleminek 3,0% rikastusega kütusele.

RBMK reaktor töötab üheahelalise skeemi järgi. Jahutusvedelikku tsirkuleeritakse mitmekordse sunnitud tsirkulatsiooniga (MPC). Südamikus aurustub osaliselt kütusevardaid jahutav vesi ning tekkiv auru-vee segu siseneb separaatori trumlitesse. Auru eraldamine toimub trummelseparaatorites, mis sisenevad turbiinisõlme. Ülejäänud vesi segatakse toiteveega ja juhitakse pearingluspumpade (MCP) abil reaktori südamikku. Eraldatud küllastunud aur (temperatuur ~284 °C) rõhul 70-65 kgf/cm2 tarnitakse kahele turbogeneraatorile, kummagi elektrivõimsus on 500 MW. Heitgaasi aur kondenseeritakse, misjärel pärast regeneratiivsete küttekehade ja deaeraatori läbimist tarnitakse see toitepumpade (FPU) abil MPC-sse.

RBMK-1000 reaktorid on paigaldatud Leningradi TEJ, Kurski TEJ, Tšernobõli TEJ, Smolenski TEJ.

Kurski TEJ 5. jõuplokk
(RBMK-1000 3. põlvkond)

Hetkel ehitatavas Kurski TEJ 5. plokis (valmidus hetkel 70-80%) on lisaks muudele RBMK parendamise meetmetele põhimõtteline uudsus ka kaheksanurkse ristlõikega reaktori grafiitkorstna projekteerimisel. Grafiidi mahtu vähendades muutub kütusefraktsiooni ja moderaatori fraktsiooni suhe, mis mõjutab oluliselt auru reaktsioonivõime koefitsienti. Selle tulemusena töötab Kurski TEJ 5. reaktori reaktor RBMK-1000 garanteeritud negatiivse aurureaktiivsuse koefitsiendiga minimaalse ORM-iga, mis suurendab veelgi selle majanduslikku efektiivsust. Tulevikus on võimalik kaaluda Kurski TEJ RBMK 5. ploki kütuse rikastamise suurendamist, mis parandab veelgi selle majandustulemusi, säilitades samal ajal kõrge tase turvalisus.

See plokk kuulub formaalselt RBMK 3. põlvkonda (sellesse kuulub ka Smolenski TEJ 3. plokk), kuid tehtud muudatuste sügavuse järgi oleks õigem viidata “3+” põlvkonnale.

RBMK-1500

RBMK-1500 puhul suurendati võimsust, suurendades südamiku erienergia intensiivsust, suurendades FC võimsust 1,5 korda, säilitades samal ajal selle disaini. See saavutatakse kütusevardalt soojuse eemaldamise intensiivistamisega, kasutades mõlema kütusesõlme ülemises osas TVC-s spetsiaalseid soojusülekandevõimendeid (turbulaatoreid). Kokkuvõttes võimaldab see salvestada reaktori varasemaid mõõtmeid ja üldist konstruktsiooni.

RBMK-1500 FA-võimendid tuleks eristada igale FA-le 10 tk paigaldatud vahevõredest, mis sisaldavad ka turbulaatoreid.

Töö käigus selgus, et energia vabanemise suure ebatasasuse tõttu põhjustavad üksikutes kanalites perioodiliselt suurenevad (tipp)võimsused kütusekatte pragunemiseni. Sel põhjusel vähendati võimsust 1300 MW-ni.

Need reaktorid on paigaldatud Ignalina tuumaelektrijaama (Leedu).

RBMK-2000, RBMK-3600
RBMKP-2400, RBMKP-4800
(endised projektid)

Alusel ühine omadus RBMK reaktorite projekt, millesse tuum, nagu kuubikud, värvati suur hulk sama tüüpi elemente, pakkus end idee võimsuse edasisest suurendamisest.

RBMK-2000, RBMK-3600

Projektis RBMK-2000 võimsuse suurendamine oli kavandatud kütusekanali läbimõõdu, kassetis olevate kütuseelementide arvu ja FC toruvõre sammu suurenemise tõttu. Samal ajal jäi reaktor ise samadesse mõõtmetesse.

RBMK-3600 oli vaid ideekavand, selle disainifunktsioonidest on vähe teada. Tõenäoliselt lahendati selles, nagu RBMK-1500, erivõimsuse suurendamise küsimus soojuse eemaldamise intensiivistamisega, muutmata selle RBMK-2000 aluse konstruktsiooni - ja seega ka südamikku suurendamata.

RBMKP-2400, RBMKP-4800

MKER (kaasaegsed projektid)

MKER reaktorijaamade projektid on RBMK reaktorite põlvkonna evolutsiooniline edasiarendus. Need võtavad arvesse uusi karmistatud ohutusnõudeid ja kõrvaldavad eelmiste seda tüüpi reaktorite peamised puudused.

MKER-800 ja MKER-1000 töö põhineb looduslik ringlus jahutusvedelik, mida intensiivistavad vesi-vesi pihustid. MKER-1500 vaade suured suurused ja võimsus töötab jahutusvedeliku sunnitud tsirkulatsiooniga, mille töötavad välja peamised tsirkulatsioonipumbad. MKER-seeria reaktorid on varustatud kahekordse kaitsega - isolatsiooniga: esimene on terasest, teine ​​on raudbetoon ilma eelpingestatud konstruktsiooni loomata. MKER-1500 tõkestuse läbimõõt on 56 meetrit (vastab Bushehri TEJ tõkestuse läbimõõdule). Tänu neutronite heale tasakaalule on MKER reaktorites väga väike loodusliku uraani tarbimine (MKER-1500 puhul on see 16,7 g/MWh(e) – madalaim maailmas).

Eeldatav efektiivsus - 35,2%, kasutusiga 50 aastat, rikastus 2,4%.

Eelised

Vähendatud veerõhk primaarringis võrreldes anuma tüüpi VVER-idega;

Tänu kanali disainile pole kallist korpust;

Pole kalleid ja keerukaid aurugeneraatoreid;

Südamiku suurusele pole põhimõttelisi piiranguid (näiteks võib see olla rööptahuka kujul, nagu RBMKP projektides);

Juhtimis- ja kaitsesüsteemi (CPS) sõltumatu vooluring;

Laialdased võimalused tuumkomponentide (näiteks tehnoloogiliste kanalite torude) seisukorra regulaarseks jälgimiseks ilma vajaduseta reaktorit sulgeda ja ka

kõrge hooldatavus;

Kergemad (võrreldes laeva VVER-iga) avariid, mis on põhjustatud tsirkulatsiooniahela rõhu vähendamisest, samuti seadmete riketest põhjustatud siirderežiimid;

Võimalus kujundada projekteerimisetapis reaktori südamiku optimaalseid neutron-füüsikalisi omadusi (reaktiivsuskoefitsiente);

Jahutusvedeliku tiheduse ebaolulised reaktiivsuskoefitsiendid (kaasaegne RBMK);

Kütuse asendamine ilma reaktorit välja lülitamata kanalite üksteisest sõltumatuse tõttu (eelkõige suurendab see võimsustegurit);

Võimalus toota radionukliide tehnilistel ja meditsiinilistel eesmärkidel, samuti erinevate materjalide kiirgusdopingut;

Boori reguleerimise vajaduse puudumine (võrreldes anumatüüpi VVER-idega);

Ühtlasem ja sügavam (võrreldes laeva tüüpi VVER-idega) tuumkütuse põlemine;

Võimalus kasutada madala ORM-iga reaktorit - tööreaktsioonivõime varu (kaasaegsed projektid, näiteks ehitatav Kurski TEJ viies energiaplokk);

Rohkem odav kütus väiksema rikastamise tõttu, kuigi kütusekoormus on palju suurem (üldine kütusetsükkel kasutab kasutatud tuumkütuse ümbertöötlemist alates

Jahutusvedeliku voolukiiruste reguleerimine kanalite kaupa kanalite kaupa, mis võimaldab kontrollida südamiku termilist töökindlust;

Südamiku termiline inerts, mis suurendab oluliselt varusid enne kütusekahjustusi võimalike õnnetuste ajal;

Reaktori jahutusringi ahelate sõltumatus (RBMK-s - 2 ahelat), mis võimaldab õnnetusi ühes ahelas lokaliseerida.

Puudused

Vajalik on suur hulk torustikke ja mitmesuguseid abiallsüsteeme suur hulk kõrgelt kvalifitseeritud personal;

Vajadus reguleerida voolukiirusi kanalite kaupa, mis võib põhjustada õnnetusi, mis on seotud jahutusvedeliku voolu katkemisega läbi kanali;

Suurem tööpersonali koormus võrreldes VVER-iga, mis on seotud suure hulga üksustega (näiteks sulge- ja juhtventiilid);

Suurem kogus aktiveeritud konstruktsioonimaterjale, mis on tingitud südamiku suurest suurusest ja RBMK metallikulust, mis jäävad pärast dekomisjoneerimist alles ja vajavad utiliseerimist.

Tegevuspraktika

IAEA, PRIS andmebaas.
Kõigi töötavate jõuallikate kumulatiivne võimsustegur:
RBMK - 69,71%; VVER - 71,54%.
Andmed ploki tutvustuse algusest kuni 2008. aastani.
Venemaa Föderatsioon. Ainult aktiivsed plokid.

Õnnetused jõuallikatel RBMK-ga

Kõige tõsisemad intsidendid RBMK reaktoritega tuumaelektrijaamades:

1975 - ühe kanali rebend Leningradi TEJ esimeses plokis;

1982 - ühe kanali purunemine Tšernobõli tuumaelektrijaama esimeses blokis;

1986 - õnnetus Tšernobõli tuumaelektrijaama neljanda ploki kanalite massilise purunemisega;

1991 - tulekahju Tšernobõli tuumaelektrijaama teise ploki masinaruumis;

1992 - Leningradi TEJ kolmanda ploki ühe kanali purunemine;

1982. aasta õnnetust seostati operatiivpersonali tegevusega, kes rikkus jämedalt tehnoloogilisi eeskirju.

1986. aasta õnnetuses oli lisaks personalirikkumistele ohtlikud omadused RBMK, mis mõjutas oluliselt õnnetuse ulatust. Pärast õnnetust tehti palju teaduslikku ja tehnilist tööd. Võetud meetmed on sellised ohtlikud omadused likvideerinud.

1991. aastal Tšernobõli tuumaelektrijaama teise bloki masinaruumis toimunud õnnetuse põhjustasid reaktorijaamast mittesõltunud seadmete rikked. Õnnetuse käigus kukkus tulekahju tagajärjel sisse masinaruumi katus. Põlengu ja katuse sissevarisemise tagajärjel said kahjustada reaktori veega varustamiseks mõeldud torustikud ning aurutõkestusventiil BRU-B tõkestus avatud asendis. Vaatamata õnnetusega kaasnenud arvukatele süsteemide ja seadmete riketele näitas reaktor head omadused enesekaitse, mis hoidis ära kuumenemise ja kütuse kahjustamise.

1992 - Leningradi TEJ kolmanda ploki ühe kanali purunemise põhjustas klapi defekt.

Seisukord 2010. aastal

2010. aasta seisuga töötab 11 RBMK-ga jõuplokki kolmes tuumaelektrijaamas: Leningradskaja, Kurskaja, Smolenskaja. Poliitilistel põhjustel (vastavalt Leedu kohustustele Euroopa Liidu ees) suleti kaks Ignalina TEJ, kolm Tšernobõli TEJ elektriplokki (veel üks lakkas õnnetuse tagajärjel olemast). Kurski TEJ viiendas energiaplokis on käimas kolmanda etapi RBMK ehitus.

Lühendite loetelu, RBMK terminoloogia

A3 - hädakaitse; tuum
AZM - hädakaitse (signaal) liigse võimsuse jaoks
AZRT - reaktorijaama avariikaitse vastavalt tehnoloogilistele parameetritele (süsteem)
Tankla - hädakaitse (signaal) võimsuse pöörde kiiruse järgi
AR - automaatne regulaator
ASKRO - automatiseeritud süsteem kiirgusolukorra kontroll
TEJ - tuumaelektrijaam
BAZ - kiire hädakaitse
BB - basseini mullitaja
NIR - külgmine ionisatsioonikamber
BOU - plokkide puhastusjaam
BRU-D - suurel kiirusel vähendav seade õhutusseadmesse väljutamisega
BRU-K - suure kiirusega reduktor, mille väljutamine toimub turbiini kondensaatorisse
BS - separaatori trummel
Peamine juhtimisruum - plokkjuhtpaneel
VIK - kõrgmäestiku ionisatsioonikamber
VIUB (SIUB) - juhtiv (vanem) üksuse juhtimisinsener
VIUR (SIUR) - juhtiv (vanem) reaktori juhtimisinsener
VIUT (SIUT) - juhtiv (vanem) turbiini juhtimisinsener
GPK - peamine kaitseklapp
MCP - peamine tsirkulatsioonipump
DKE (r), (v) – energia vabanemise juhtandur (radiaalne), (kõrgus)
DP - lisaabsorber
DREG - diagnostiline registreerimine parameetrid
ZRK - sulge- ja juhtventiil
KGO - katte tiheduse kontroll (TVEL-s)
KD - lõhustumiskamber
KIUM - installeeritud võimsuse rakendustegur
KMPTS - mitmekordne sunnitud tsirkulatsiooniahel
KN - kondensaadipump
KCTK - tehnoloogiliste kanalite (süsteemi) terviklikkuse kontroll
LAZ - kohalik hädakaitse
LAR - kohalik automaatregulaator
IAEA – Rahvusvaheline Aatomienergiaagentuur
MPA – maksimaalne projekteerimispõhine õnnetus
NVK - madalamad veekommunikatsioonid
NK - survekollektor
NSB – üksuse vahetuse ülem
NSS – jaamavahetuse ülem
ORM – operatiivne reaktiivsusvaru (tingimuslikud "vardad")
OK - tagasilöögiklapp
OPB - " Üldsätted turvalisus"
NBY – "Tuumaohutuse eeskirjad"
PVK - auru-vesi side
PN - toitepump
PPB – tihe-tugev poks
PRIZMA - programm seadme võimsuse mõõtmiseks
PEN - toitev elektriline pump
RBMK - suure võimsusega kanalreaktor (keev vesi)
RGK - jaotusgrupi koguja
RZM - maha- ja pealelaadimismasin
RK CPS - juhtimis- ja kaitsesüsteemi töökanal
RP - reaktoriruum
PP - käsitsi reguleerimine
RU - reaktoritehas
SAOR - reaktori avariijahutussüsteem
SB - turvasüsteemid
ALS – õnnetuste lokaliseerimise süsteem
SP - absorbervarras
SPIR - puhastus- ja jahutussüsteem
SRK - seiskamis- ja juhtventiil
STK - protsesside juhtimissüsteem
CPS - juhtimis- ja kaitsesüsteem
SFKRE - süsteem füüsiline kontroll voolujaotus
STsK "Skala" - tsentraliseeritud juhtimissüsteem (SKALA - Leningradi Aatomi aparaadi juhtimissüsteem)
TVS - kütusesõlm
TVEL - kütuseelement
TG - turbogeneraator
TC - tehnoloogiline kanal
USP - lühike neeldumisvarras (käsitsi)
NF - tuumakütus
NFC – tuumakütuse tsükkel
TEJ - tuumaelektrijaam

1. lehekülg

Reaktori võimsust juhitakse p väärtuse muutmisega, seega on p tavaliselt aja funktsioon. Rühmade arv m on reeglina 6–10, mõnikord rohkem (olenevalt reaktori tüübist) ja seetõttu on nende võrrandite süsteemi klassikaline lahendus raske ülesanne. Võrrandisüsteem iseloomustab reaktori kineetikat ainult lihtsustavatel eeldustel, kuid enamiku praktiliste rakenduste jaoks on saavutatud täpsus täiesti piisav.

Ka siinsete reaktorite võimsust on suurendatud 36 tuhande tonnini aastas.

Reaktori võimsust saab väljendada vattides, kilovattides või megavattides. Võimsuse, keskmise neutronvoo ja reaktori mahu vahel on otsene seos.

Reaktori võimsus sõltub suuresti selle jahutussüsteemist. See on tuumareaktorite kui energiaallikate eripära. Hetkelise võimsuse määrab 1 sekundi jooksul lõhustuvate aatomite arv. Mõnes reaktoris piisab, kui eemaldada juhtvardad, et põhjustada ahelreaktsioon, ja reaktsiooni stabiliseerimiseks (kui teatud tase on saavutatud), sisestage vardad uuesti reaktorisse. Sel juhul eeldatakse muidugi, et materjalid, millest reaktor on ehitatud, taluvad seal tekkida võivat temperatuuri ja see sõltub ainult jahutussüsteemi efektiivsusest.

Reaktori kui aurugeneraatori võimsuse määrab kanalite arv ja nende igaühe võimsus. Nende kanalite parameetritega sõltub reaktor-aurugeneraatori aurutootlikkus kanalite arvust. Mida rohkem neid, seda suurem on aurutootlikkus, kuid paigaldise projekteerimine ja toimimine muutub keerulisemaks.

Reaktori võimsus muutub nimivõimsuselt tühikäigul vähem kui 2 sekundiga. Iga faasi vahelduvvoolu mähised asuvad kahel eraldi südamiku vertikaalsel vardal.

Vahealajaama pinge reguleerimiseks mõeldud reaktorite võimsus Qp0 võrdub alajaamaga külgneva sektsiooni otste reaktiivvõimsuste summaga.

CP vahepealsete kompenseerimispunktide reaktorite võimsus võrdub CP-ga külgnevate sektsioonide otste reaktiivvõimsuse valamute summaga.

Peatükk 4. Reaktorite tuumafüüsikaliste parameetrite mõõtmine.

4. REAKTORI TUUMAFÜÜSIKALISTE PARAMEETRITE MÕÕTMINE.

4.1. ÜLDTEAVE REAKTORI TUUMA FÜÜSIKALISTE PARAMEETRITE MÕÕTMISE KOHTA.

Tuumareaktori töö peamised parameetrid on: võimsus, selle muutumise kiirus (reaktiivsus ja periood) ning energia vabanemise jaotus südamikus. Tuumafüüsikaliste parameetrite näitajate järgi kehtestatakse reaktori optimaalsed töörežiimid.

Võimsuse mõõtmine R reaktorit saab teostada vastavalt soojusparameetritele (temperatuuri erinevus t välja ja t sisse ning jahutusvedeliku vool Q T :

P=sQ T(tväljuda-t sisse). (4.1)

Sellel meetodil on aga olulisi puudusi: suur inerts ja kasutamise võimatus väikese võimsusega. Lisaks annab jahutusvedeliku voolukiiruse mõõtmine üsna suure vea. Seega saab soojusvõimsuse mõõtmist kasutada tehniliste ja majanduslike näitajate arvutamiseks, kuid mitte reaktori juhtimiseks.

Reaktori tuumafüüsikaliste parameetrite mõõtmine on ülaltoodud puudustest praktiliselt vaba. Neutronivoo tiheduse mõõtmine reaktori südamikus võimaldab mõõta reaktori võimsust "nullist" kuni "nominaalseni", sest reaktori võimsustase on võrdeline neutronite arvuga südamikus.

Neutronmuunduri signaal I ja reaktori soojusvõimsus R seotud ligikaudse avaldisega:

P=K 1 TO 2 TO 3 I, (4.2)

Kus K 1 - sidestuskoefitsient muunduri asukohas oleva neutronvoo ja anduri signaali vahel;

K 2 - sidekoefitsient reaktori keskmise neutronvoo ja muunduri asukoha neutronvoo vahel;

K 3 - soojusvõimsuse ja reaktori keskmise neutronvoo vahelise seose koefitsient.

Tuumareaktori kui kontrolli- ja juhtimisobjekti eripäraks on see, et selle käivitamine algab väga madal tase võimsus. Seetõttu tuleb võimsuse mõõtmist läbi viia laias vahemikus madalaimast tasemest kuni nimivõimsust ületava tasemeni. Nii laias vahemikus mõõtmiste katmine ühe instrumendiga on võimatu, seetõttu kasutatakse mitut erineva tundlikkusega mõõtevahendit. Joonisel fig. Joonisel 4.1 on näidatud reaktori võimsuse reguleerimisvahemike ligikaudne jaotus.

Joon.4.1. Võimsuse reguleerimise vahemikud.

Määrake reaktori järgmised töörežiimid.

Pane reaktor kinni kui reaktor on alakriitilises olekus. Seiskamisreaktori minimaalne võimsustase võib olla 10 -11 - 10 -10 nominaaltasemest. Energia vabanemine määrab peamiselt γ-jääkkiirguse.

Reaktori käivitus, kui reaktor viiakse alakriitiliselt kriitilisele. See olek vastab võimsuse suurenemisele kuni 10 -10 - 10 -8 nominaalväärtusest. Selles režiimis juhib reaktorit operaator käsitsi. Juhtvardad eemaldatakse väikeste sammudega. Reaktiivsuse muutumise kiiruse määrab antud reaktori kiirenduse periood. Selles režiimis vajavad juhtseadmed võimsuse ja kiirendusperioodi usaldusväärset juhtimist.

Järeldus võimule. IN Selles režiimis suurendatakse reaktori võimsust tasemeni 1–2% nominaalväärtusest, millest alates tuuma lõhustumise tõttu algab elementide kuumenemine. Juhtimisvahendid tagavad vajaliku tõusukiiruse ja kompenseerivad reaktori kuumutamise ja võimsuse suurenemisega seotud reaktsioonivõime muutusi. Erilist tähelepanu pööratakse süsteemi kõigi elementide üleminekurežiimidele.

Töötage nimivõimsusel. IN Selles režiimis peab reaktor vastama elektrisüsteemi nõuetele. Juhtsüsteemid tagavad reaktori juhtimise ja kaitse, kompenseerivad reaktori ksenoonimürgitust ja läbipõlemist.

Reaktori seiskamine. Seiskamisrežiim viiakse läbi negatiivse reaktsioonivõime kontrollitud sisseviimisega. Reaktori võimsus varieerub nimitasemest väljalülitatud reaktorile vastava miinimumtasemeni.

Reaktorite antud töörežiimid põhjustavad erinevaid nõudeid reaktori juhtimis- ja kaitsesüsteemidele. Mõõtekanalid jagunevad eraldi alamsüsteemideks: stardikanalid ja reaktori juhtimiskanalid energiavõimsuse tasemel.

Käivituskanalid juhivad neutronite voo tihedust ja reaktori perioodi alakriitilises olekus, mil reaktor viiakse kriitilisse olekusse ja kui võimsus tõstetakse (0,1 - 1) nom. Teave neutronvoo kohta saadakse impulss- ja vooluseadmete abil, mille logaritmilised skaalad hõlmavad 6-7 neutronvoo muutuste järku.

Mõõtemuundurid võimsuse, perioodi ja reaktsioonivõime jälgimiseks on paigaldatud väljaspool aktiivset tsooni Kanalreaktorites (joonis 4.2) andurid 3 paigaldatud helkuri vahele 1 reaktor 2 ja bioloogiline kaitse 4, anumareaktorites - anuma ja kaitse vahel.

Hetkel on nende reaktorite seerias kolm põlvkonda. Sarja peareaktoriks on Leningradi TEJ 1. ja 2. plokk.

Entsüklopeediline YouTube

1 / 5

✪ RBMK-1000 reaktor

✪ Toiteallika tuumareaktorid

✪ RBMK-1000 reaktori mitmekordse sundtsirkulatsiooni ahela paigaldamine

✪ Tšernobõli TEJ – 30 aastat pärast õnnetust ☢ Tšernobõli TEJ – 30 aastat pärast õnnetust

✪ REM-ülekoormus

Subtiitrid

Loomise ja tegutsemise ajalugu

Maailma esimese tuumaelektrijaama (AM-1 ("Atom Mirnõi"), Obninski TEJ, 1954) reaktor oli täpselt uraani-grafiitkanali reaktor vesijahutusvedelikuga. Uraan-grafiitreaktorite tehnoloogiate väljatöötamine toimus tööstusreaktorites, sealhulgas kaheotstarbelistes reaktorites (kaheotstarbelised reaktorid), mis lisaks "sõjalistele" isotoopidele tootsid elektrit ja kasutasid soojust lähedalasuvate linnade kütmiseks.

NSV Liidus ehitatud tööstuslikud reaktorid: A (1948), AI (PO "Mayak" Ozerskis), reaktorid AD (1958), ADE-1 (1961) ja ADE-2 (1964) (Kaevandus- ja keemiatehas Zheleznogorskis), reaktorid I-1 (1955), EI8-6) (1955), EI8-6-4 (19), EI8-6-4 5 (1965) (Siberi keemiatehas Severskis).

RBMK reaktorite väljatöötamine algas 1960. aastate keskel ning põhines suurel määral laialdastel ja edukatel kogemustel tööstuslike uraan-grafiitreaktorite projekteerimisel ja ehitamisel. Reaktoritehase peamisi eeliseid nägid loojad:

• uraan-grafiitreaktorite kogemuste maksimaalne rakendamine;
• väljakujunenud sidemed tehaste vahel, väljakujunenud põhiseadmete tootmine;
• NSV Liidu tööstuse ja ehitustööstuse olukord;
• paljutõotavad neutroonilised omadused (madal kütuserikastus).

Üldiselt kordasid reaktori konstruktsiooniomadused varasemate uraan-grafiitreaktorite kogemust. Kütusekanal sai uueks, kütuseelementide komplektid uutest konstruktsioonimaterjalidest - tsirkooniumisulamitest ja uue kütusevormiga - metalliline uraan asendati selle dioksiidiga, samuti jahutusvedeliku parameetrid. Reaktor oli algselt kavandatud üheotstarbelise reaktorina – elektri- ja soojusenergia tootmiseks.

Töö projektiga algas IAE (RRC KI) ja NII-8 (NIKIET) juures 1964. aastal. 1965. aastal sai projekt nimeks B-190 ja selle projekteerimine usaldati bolševike tehase projekteerimisbüroole. 1966. aastal usaldati ministeeriumi NTS otsusega projektiga tegelemine NII-8-le (NIKIET), mida juhtis Dollezhal.

NSV Liidu esimeste tuumaelektrijaamade ehitamisel valitses arvamus, et tuumajaam on usaldusväärne energiaallikas ning võimalikud rikked ja õnnetused on vähetõenäolised või isegi oletuslikud sündmused. Lisaks ehitati esimesed üksused keskmise masinaehituse süsteemi raames ja neid pidid juhtima selle ministeeriumi organisatsioonid. Ohutuseeskirju väljatöötamise ajal kas ei eksisteerinud või need olid ebatäiuslikud. Sel põhjusel ei olnud esimestel RBMK-1000 ja VVER-440 seeria jõureaktoritel piisavalt turvasüsteeme, mis nõudis selliste jõuallikate edasist tõsist moderniseerimist. Eelkõige ei olnud Leningradi tuumaelektrijaama kahe esimese RBMK-1000 ploki esialgses projektis avariireaktori jahutussüsteemi (ECCS) hüdrosilindreid, avariipumpade arv oli ebapiisav, jaotusrühma kollektoritel (RGK) puudusid tagasilöögiklapid (OK) jne. Hiljem, moderniseerimise käigus, need puudused kõrvaldati.

RBMK plokkide edasine ehitus pidi toimuma ENSV Energeetika- ja Elektrifitseerimisministeeriumi vajadusteks. Võttes arvesse Energeetikaministeeriumi väiksemat kogemust tuumajaamadega, tehti projektis olulisi muudatusi, mis suurendavad elektriplokkide ohutust. Lisaks tehti muudatusi, et võtta arvesse esimeste RBMK-de kogemust. Muuhulgas kasutati ECCS hüdrosilindreid, 5 pumpa hakkasid täitma avarii-ECCS elektripumpade funktsiooni, RGK-s kasutati tagasilöögiklappe ja tehti muid täiendusi. Nende projektide kohaselt ehitati Kurski TEJ 1, 2 ja Tšernobõli TEJ 1, 2 elektriplokid. Selles etapis lõpetati esimese põlvkonna jõuallikate RBMK-1000 (6 jõuallikat) ehitus.

TEJ-de edasine täiustamine RBMK-ga algas Leningradi TEJ teise etapi (jõuplokid 3, 4) projektide väljatöötamisega. Projekti lõpetamise peamiseks põhjuseks oli turvareeglite karmistamine. Eelkõige võeti kasutusele õhupallide ECCS, pikaajalise jahutuse ECCS süsteem, mida esindab 4 avariipumpa. Õnnetuste lokaliseerimissüsteemi ei esindanud mitte mullipaak, nagu varem, vaid õnnetusjuhtumi lokaliseerimistorn, mis on võimeline akumuleeruma ja tõhusalt ära hoidma radioaktiivsuse eraldumist reaktori torustike kahjustamisega avarii korral. Muud muudatused on tehtud. Leningradi TEJ kolmanda ja neljanda jõuploki põhijooneks oli tehniline otsus RGC asukoha kohta aktiivse tsooni kõrgusest kõrgemal. See võimaldas RGC hädaolukorras veevarustuse korral tagada südamiku garanteeritud täitumise veega. Hiljem seda otsust ei kohaldatud.

Pärast Keskmise masinaehituse ministeeriumi haldusalas oleva Leningradi TEJ 3, 4 jõuplokkide ehitamist alustati RBMK-1000 reaktorite projekteerimist NSV Liidu Energeetikaministeeriumi vajadusteks. Nagu eespool märgitud, tehti Energeetikaministeeriumile tuumaelektrijaama arendamisel projekti täiendavaid muudatusi, mille eesmärk oli parandada tuumaelektrijaamade töökindlust ja ohutust ning suurendada selle majanduslikku potentsiaali. Eelkõige kasutati RBMK teise etapi lõpetamisel suurema läbimõõduga trummelseparaatorit (BS) (siseläbimõõt suurendati 2,6 m-ni), võeti kasutusele kolme kanaliga ECCS-süsteem, mille kaks esimest kanalit varustati veega hüdrosilindritest, kolmas - toitepumpadest. Reaktori avariiveevarustuse pumpade arvu suurendati 9 plokini ja tehti muid muudatusi, mis suurendasid oluliselt jõuallika ohutust (SAORi täitmise tase vastas tuumaelektrijaama projekteerimise ajal kehtinud dokumentidele. Oluliselt suurendati õnnetuste lokaliseerimissüsteemi võimalusi, mis oli kavandatud tsirkulatsioonitoru maksimaalse läbimõõduga kollektori (M-i tsirkulatsioonitoru) purunemise tõttu. Du 900). Leningradi TEJ esimese etapi Р BMK mullipaakide ning 3. ja 4. plokkide kaitsetornide asemel kasutati Energeetikaministeeriumi teise põlvkonna RBMK-s kahekorruselisi isolatsioonibasseine, mis suurendasid oluliselt õnnetuste lokaliseerimissüsteemi (ALS) seadmete (kuni rõhukollektori MCP 90 mm DN) võimalusi. PPB ei kuulunud BS ja auru-vee side alla. Samuti ehitati TEJ ehitamisel reaktori sektsioonid topeltplokiks, mis tähendab, et kahe jõuploki reaktorid asuvad sisuliselt samas hoones (erinevalt varasematest RBMK-ga TEJ-dest, kus kumbki reaktor oli eraldi hoones). Nii valmistati teise põlvkonna reaktorid RBMK-1000: Kurski TEJ 3 ja 4, Tšernobõli TEJ 3 ja 4, Smolenski TEJ 1 ja 2 (koos Leningradi TEJ 3 ja 4 reaktoriga 8 jõuplokki).

Kokku võeti tööle 17 RBMK-ga jõuplokki. Teise põlvkonna jadaplokkide tasuvusaeg oli 4-5 aastat.

RBMK reaktoriga tuumaelektrijaamade panus kõigi Venemaa tuumaelektrijaamade elektrienergia kogutoodangusse on ligikaudu 50%.

RBMK omadused

Disain

RBMK reaktori arendamisel oli üheks eesmärgiks kütusetsükli parandamine. Selle probleemi lahendus on seotud konstruktsioonimaterjalide väljatöötamisega, mis neelavad nõrgalt neutroneid ja erinevad oma mehaaniliste omaduste poolest vähe roostevabast terasest. Neutronite neeldumise vähendamine konstruktsioonimaterjalides võimaldab kasutada odavamat madala uraanirikastusega (algse projekti järgi - 1,8%) tuumkütust. Hiljem suurendati uraani rikastamise astet.

RBMK-1000

Igal kütusekanalil on kassett, mis koosneb kahest kütusesõlmed(TVS) - alumine ja ülemine. Iga komplekt sisaldab 18 kütusevarrast. Kütuseelemendi kate on täidetud uraandioksiidi graanulitega. Esialgse projekti järgi oli uraan-235 rikastus 1,8%, kuid RBMK käitamise kogemuse omandamise tõttu osutus soovitatavaks rikastamist suurendada. Rikastamise suurenemine koos põleva mürgi kasutamisega kütuses võimaldas tõsta reaktori juhitavust, tõsta ohutust ja parandada selle majandusnäitajaid. Praegu on üle läinud 2,8% rikastusega kütusele.

RBMK reaktor töötab üheahelalise skeemi järgi. Jahutusvedelikku tsirkuleeritakse mitmekordse sunnitud tsirkulatsiooniga (MPC). Südamikus aurustub osaliselt kütusevardaid jahutav vesi ning tekkiv auru-vee segu siseneb separaatori trumlitesse. Auru eraldamine toimub trummelseparaatorites, mis sisenevad turbiinisõlme. Ülejäänud vesi segatakse toiteveega ja juhitakse pearingluspumpade (MCP) abil reaktori südamikku. Eraldatud küllastunud aur (temperatuur ~284 °C) rõhul 70-65 kgf/cm 2 tarnitakse kahele turbogeneraatorile elektrivõimsusega 500 MW. Heitgaasi aur kondenseeritakse, misjärel juhitakse see pärast regeneratiivsete küttekehade ja deaeraatori läbimist toitepumpade (FPU) abil KMPC-sse.

RBMK-1000 reaktorid on paigaldatud Leningradi TEJ, Kurski TEJ, Tšernobõli TEJ, Smolenski TEJ.

Tšernobõli õnnetus

RBMK-1500

RBMK-1500 puhul suurendati võimsust, suurendades südamiku erienergia intensiivsust, suurendades FC võimsust 1,5 korda, säilitades samal ajal selle disaini. See saavutatakse kütuseelementidelt soojuse eemaldamise intensiivistamisega, kasutades mõlema kütusesõlme ülemises osas asuvas TVC-s spetsiaalseid soojusülekandevõimendeid (turbulaatoreid). Kokkuvõttes võimaldab see salvestada reaktori varasemaid mõõtmeid ja üldist konstruktsiooni.

Töö käigus selgus, et energia vabanemise suure ebaühtluse tõttu põhjustavad üksikutes kanalites perioodiliselt suurenevad (tipp)võimsused kütusekatte pragunemiseni. Sel põhjusel vähendati võimsust 1300 MW-ni.

Need reaktorid paigaldati Ignalina tuumaelektrijaama () ja kavandati paigaldamiseks Kostroma TEJ esialgse projekti järgi.

RBMK-2000, RBMK-3600, RBMKP-2400, RBMKP-4800, (endised projektid)

RBMK reaktorite üldiste disainiomaduste tõttu, kus südamik, nagu ka kuubikud, värvati suurest hulgast sama tüüpi elementidest, pakkus end idee võimsuse edasisest suurendamisest.

RBMK-2000, RBMK-3600

Projektis RBMK-2000 võimsuse suurendamine oli kavandatud kütusekanali läbimõõdu, kassetis olevate kütusevarraste arvu ja FC torulehe sammu suurenemise tõttu. Samal ajal jäi reaktor ise samadesse mõõtmetesse.

RBMK-3600 oli vaid ideekavand, selle disainifunktsioonidest on vähe teada. Tõenäoliselt lahendati selles, nagu RBMK-1500, erivõimsuse suurendamise küsimus soojuse eemaldamise intensiivistamisega, muutmata selle RBMK-2000 aluse konstruktsiooni - ja seega ka südamikku suurendamata.

RBMKP-2400, RBMKP-4800

Need erinevad kõigist RBMK-dest oma aktiivse tsooni poolest ristkülikukujulise rööptahuka kuju ja roostevabast terasest ülekuumenemiskanalite olemasolu poolest. RBMKP-2400 ja RBMKP-4800 aurutemperatuur on 450 kraadi Celsiuse järgi [ ] .

MKER (kaasaegsed projektid)

Eeldatav efektiivsus - 35,2%, kasutusiga 50 aastat, rikastus 2,4%.

Eelised

Tegevuspraktika

Krahh 1982, vastavalt sisemine analüüs peadisainer (NIKIET) oli seotud operatiivpersonali tegevusega, kes rikkus jämedalt tehnoloogilisi eeskirju.