✖


Jump to content

RBMK

(Перенаправлено из реактора AMB-200 )
Rbmk реакторной класс
Вид на площадку ядерной электростанции Смоленской , с тремя операционными реакторами RBMK-1000. Четвертый реактор был отменен до завершения.
Поколение Поколение II реактор
Концепция реактора Графитовый световой водный охлаждающий реактор
Реакторная линия RBMK (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy)
Типы реакторов RBMK-1000
RBMK-1500
RBMKP-2400 (никогда не построил)
Статус 26 блоков :
  • 7 Оперативный
  • 1 вовлечен в аварию
  • 1 частично поврежден
  • 9 отменено
  • 10 выведено из эксплуатации
  • 3 Маленького EGP-6- графитового модерированного BWR Operational
(По состоянию на декабрь 2021 г.) [ 1 ] [ 2 ]
Основные параметры сердечника реактора
Топливо ( расщепляемый материал ) 235 U ( не / seu / lion )
Состояние топлива Твердый
Нейтронный энергетический спектр Тепло
Первичный метод управления Управляющие стержни
Первичный модератор Графит
Первичная охлаждающая жидкость Жидкость ( светлая вода )
Использование реактора
Первичное использование Поколение электричества
Мощность (термическая) RBMK-1000: 3200 МВт
RBMK-1500: 4800 МВт
RBMKP-2400: 6500 МВт
Питание (электрическое) Rbmk-1000: 1000 маси
RBMK-1500: 1500 м
RBMKP-2400: 2400 м

Rbmk , rbmk ( русский : reráktorbolshóй omotóщnostictorgnый ; reaktor bolshoy moshnosti kanalnyy , «высокопроизвольный реактор-реактор», созданный инит- реактор , построенный и созданный иофиологический союз . Это в некоторой степени как реактор кипящей воды , когда вода кипит в трубках давления. Это один из двух типов энергетических реакторов, который вступает в последовательное производство в Советском Союзе в 1970 -х годах, а другой - реактор VVER . [ 3 ] Название относится к его дизайну [ 4 ] Где вместо большого стального сосуда, окружающего весь ядро, ядро ​​окружен цилиндрическим кольцевым стальным резервуаром внутри бетонного хранилища, и каждая топливная сборка заключена в отдельную трубу диаметра 8 см (внутренняя) (называемый «технологический канал» ) Каналы также содержат охлаждающую жидкость и окружены графитом.

RBMK - это реактор раннего поколения II и самый старый коммерческий конструкцию реактора, все еще в широкой работе. В определенных аспектах оригинального дизайна реактора RBMK было несколько недостатков, [ 5 ] такие как большой положительный коэффициент пустоты , «положительный эффект схватки» контрольных стержней [ 6 ] и нестабильность на низких уровнях мощности, что способствовало Чернобыльской катастрофе 1986 года , в которой RBMK испытал неконтролируемую реакцию ядерной цепи , что приводило к взрыву паровой и водорода, большому огню и последующему кризу ядра . Радиоактивный материал был выпущен в большую часть северной и южной Европы, включая Швецию, где свидетельство ядерной катастрофы была впервые зарегистрирована за пределами Советского Союза, и до того, как Чертобыльская авария была окончательно сообщена Советским Союзом остальным миру Полем [ 7 ] [ 8 ] Бедствие побудила во всем мире призывы к полному выводу в эксплуатацию; Тем не менее, все еще существует значительная зависимость от объектов RBMK для власти в России. Большинство недостатков в конструкции реакторов RBMK-1000 были исправлены после Чернобыльской аварии, и с тех пор дюжина реакторов работал без каких-либо серьезных инцидентов в течение более тридцати лет. [ 9 ]

Реакторы RBMK могут быть классифицированы как принадлежащие к одному из трех различных поколений, в соответствии с тем, когда конкретный реактор был построен и приведен в Интернет: [ 10 ] [ 11 ]

  • Поколение 1-в начале до среднего 1970-х годов, до того, как в Советском Союзе были введены общие положения об общих безопасности.
  • Поколение 2-В конце 1970-х и начале 1980-х годов, в соответствии с стандартами OPB-82, выпущенными в 1982 году.
  • Поколение 3-Авария после Чернобыла в 1986 году, где стандарты безопасности были пересмотрены в OPB-88; Только Smolensk-3 был построен в соответствии с этими стандартами.

Девять строящихся блоков RBMK были отменены после чернобыльной катастрофы , и последний из трех оставшихся блоков RBMK на чернобыльской атомной электростанции был закрыт в 2000 году.

еще есть семь реакторов RBMK ( 3 и 4; Смоленски года все 2024 По состоянию на апрель единицы Ленинграда Модерируемые легкие реакторы ( единицы билибино 2,3,4), работающие в России. [ 1 ] [ 12 ] Все были модернизированы с помощью ряда обновлений безопасности. Только два блока RBMK были запущены после 1986 года: Игналина-2 (расположенная в Литве, теперь выведена из эксплуатации) и Smolensk-3 .

История

[ редактировать ]

RBMK был кульминацией советской ядерной энергетической программы для производства энергетического реактора с водяным охлаждением с потенциалом двойного использования на основе их военных реакторов производства плутония . Первый из них, Обинск Ам-1 («Атоммирн», Атом Мирни , русский для «мирного атома», аналогично американским атомам для мира , генерировал 5 МВт электричества от 30 МВт тепловой энергии и обеспечил обку ) 1959. Последующими прототипами были С 100 реактором и Реактор AMB-200 как на атомной электростанции Белоярск .

Используя минималистскую конструкцию, которая использовала обычную (легкую) воду для охлаждения и графита для умеренности , можно было использовать топливо с более низким обогащением (1,8% обогащенного урана вместо значительно более дорогого 4% обогащения). Это позволило для чрезвычайно большого и мощного реактора, который может быть построен быстро, в основном из частей, изготовленных на месте, а не специализированными фабриками. Начальный дизайн 1000 МВт также оставил место для развития в еще более мощные реакторы. Например, реакторы RBMK на атомной электростанции Ignalina в Литве были оценены по 1500 млн. МВЕ каждая, очень большой размер за время и даже в начале 21 -го века. Для сравнения, EPR имеет чистую электрическую пропускную способность 1600 МВт ( термическая тепловая 4500 МВт ) и является одним из самых мощных типов реакторов, когда -либо построенных.

Дизайн RBMK-1000 был завершен в 1968 году. В то время это был крупнейший в мире дизайн ядерного реактора, превосходящий западные дизайны и VVER . (более ранний советский конструкция реактора PWR) в выходной мощности и физическом размере, в 20 раз больше по объему, чем современные западные реакторы Подобно реакторам Candu , он может быть произведен без специализированной промышленности, требуемой крупными и толстостенными сосудами давления реактора , такими как те, которые используются VVER-реакторами, что увеличивает количество заводов, способных производить компоненты реактора RBMK. Никаких прототипов RBMK не было построено; Это было помещено непосредственно в массовое производство.

RBMK был провозглашен некоторыми как национальный реактор Советского Союза, вероятно, из -за национализма из -за его уникального дизайна, большого размера и мощности. Тем временем дизайн VVER был назван «американским реактором» из -за дизайна воды с давлением (PWR), разделенной со многими западными реакторами. атомной энергии , который лично взял на себя, патент на изобретение из изобретения для дизайна RBMK был подан Анатолия Александров Анатолией Александров из Института из Института атомной энергии, который лично взял на себя ответственность за проектирование реактора с Советским патентным управлением. Поскольку здание сдерживания должно было быть очень большим и дорогим, удвоив стоимость каждого блока из -за большого размера RBMK, оно было первоначально опущено из дизайна. Его дизайнеры утверждали, что стратегия RBMK о наличии каждой сборки топлива в своем собственном канале с протекающей охлаждающей водой была приемлемой альтернативой для сдерживания.

RBMK был в основном спроектирован в Институте атомной энергии и Никиет [ RU ] , возглавляемым Анатолией Александров и Николай Доллехал, соответственно, с 1964 по 1966 год. RBMK был отдан в VVER из -за того, что Советский Союз предпочитал Советский Союз, из -за его легкость, RBMK, из -за того, что Советский Союз предпочитал над Ввером. Из-за отсутствия крупного и толстостенного сосуда давления реактора и относительно сложных связанных паровых генераторов и его большой мощности, что позволит советскому правительству легко достичь своих целей в центральном экономическом планировании . [ 13 ]

Недостатки в оригинальном дизайне RBMK были признаны другими, в том числе в Институте Кучатов до того, как были построены первые подразделения, но приказы о строительстве первых единиц RBMK, которые были в Ленинграде, уже были изданы в 1966 году Правительство к тому времени, когда их опасения достигли центрального комитета Коммунистической партии Советского Союза и Советского совета министров . Это вызвало внезапный пересмотр RBMK. Производство плутония в RBMK было бы достигнуто путем работы с реактором по специальным тепловым параметрам, но эта возможность была заброшена на ранней стадии. [ 14 ] Это был дизайн, который был завершен в 1968 году. Редизайн не решил дальнейшие недостатки, которые не были обнаружены до годов спустя. Строительство первого RBMK, которое было на атомной электростанции Ленинграда , началось в 1970 году. Блок 1 Ленинграда открылся в 1973 году.

В Ленинграде было обнаружено, что RBMK из -за его высокого положительного коэффициента пустоты стал труднее контролировать, поскольку урановое топливо было употреблялось или сгорело, становясь непредсказуемым к тому времени, когда оно было закрыто после трех лет для технического обслуживания. Это сделало управление RBMK очень трудоемкой, умственно и физически требовательной задачей, требующей своевременной корректировки десятков параметров каждую минуту, вокруг часов, постоянно изнашивавшихся переключателей, таких как те, которые используются для управляющих стержней и заставляя операторов потеть. Процент обогащения был увеличен до 2,0%, по сравнению с 1,8%, чтобы облегчить эти проблемы.

RBMK считали, что некоторые в Советском Союзе уже устарели вскоре после ввода в эксплуатацию Чернобыльского блока 1. Александров и Доллехал не исследовали или даже глубоко поняли проблемы в RBMK, и коэффициент void не был проанализирован в руководствах. для реактора. Инженеры в Чернобыльном блоке 1 должны были создавать решения для многих недостатков RBMK, таких как отсутствие защиты от отсутствия питательной воды. Ленинград и Чернобыльские единицы 1 имели частичные расплавы, которые были обработаны, наряду с другими ядерными авариями на электростанциях, как государственные секреты и поэтому были неизвестны даже другим работникам на тех же заводах.

К 1980 году Никиет поняла, после завершения конфиденциального исследования, что несчастные случаи с RBMK, вероятно, были даже во время нормальной работы, но не было предпринято никаких действий по исправлению недостатков RBMK. Вместо этого руководства были пересмотрены, что, как считалось, было достаточно, чтобы обеспечить безопасную работу, если за ними следили. Тем не менее, руководства были расплывчатыми, и сотрудники советской электростанции уже имели привычку сгибать правила, чтобы достичь экономических целей, несмотря на неадекватное или неисправное оборудование. Важно отметить, что не было ясно, что ряд контрольных стержней всегда должны были оставаться в реакторе всегда, чтобы защитить от аварии, что свободно сформулировано параметрам операционной маржинальной маржинальной активности (ORM). [ 15 ] ORM Рекордер с диаграммы и дисплей были добавлены в управляющие комнаты RBMK после чернобыльной катастрофы.

Первоначально ожидалось, что срок службы составит 30 лет, а позже он был продлен до 45-летней жизни с реконструкциями среднего возраста (например, для решения проблемы деформации графитового стека), в конечном итоге было предложено 50-летний срок службы для некоторых подразделений (нет. Планы расширить дальше из-за условия невозвращаемых элементов) [ 16 ] .

Проектирование и производительность реактора

[ редактировать ]

Реакторное судно, модератор и экранирование

[ редактировать ]
Схематическая диаграмма RBMK
Схематический вид на сторону компоновки сердечника реактора RBMK
Реакторный зал и трубопроводные системы реактора RBMK.

Яма или хранилище реактора изготовлена ​​из железобетона и имеет размеры 21,6 м × 21,6 м × 25,5 м. В нем расположено сосуд реактора, который является кольцевым, изготовленным из внутренней и внешней цилиндрической стены и верхних и нижних металлических пластин, которые покрывают пространство между внутренними и внешними стенами, не покрывая пространство, окруженное сосудом. Сосуд с реактором представляет собой кольцевой стальной цилиндр с полыми стенками и давление с газом азота, с внутренним диаметром и высотой 14,52 м × 9,7 м и толщиной стенки 16 мм.

Чтобы поглотить осевые нагрузки на тепловое расширение , он оснащен двумя компенсаторами сильфонов , один сверху, а другой - на дне, в пространствах между внутренними и внешними стенами. Сосуд окружает стек блоков графитового ядра, который служит модератором. Графитовый стек хранится в смеси гелия-азота, обеспечивая инертную атмосферу для графита, защищая его от потенциальных пожаров и способствуя переносу избыточного тепла от графита к каналам охлаждающей жидкости.

Блоки модератора изготовлены из ядерного графита. Размеры которого составляют 25 см × 25 см на плоскости, перпендикулярные каналам, и с несколькими продольными размерами от 20 до 60 см в зависимости от места в стеке. Существуют отверстия диаметром 11,4 см по продольной оси блоков для каналов топлива и управления. Блоки сложены, окружены реакторным сосудом в цилиндрическое ядро ​​диаметром и высотой 14 м × 8 м. [ 17 ] Максимально допустимая температура графита составляет до 730 ° C. [ 18 ]

Реактор имеет активную область ядра диаметром 11,8 метра на высоту 7 метров. В реакторе RBMK-1000 есть 1700 тонн графитовых блоков. [ 15 ] Азот под давлением в сосуде предотвращает выход смеси гелия-азота, используемой для охлаждения графитового стека.

Сосуд реактора с внешней стороны встроенный цилиндрический кольцевой бак, [ 19 ] Сварная структура с стенками толщиной 3 см, внутренний диаметр 16,6 м и внешний диаметр 19 м, внутренне деленная на 16 вертикальных компартментов. Вода поставляется в отсеки снизу и удаляется сверху; Вода может быть использована для охлаждения аварийного реактора. В резервуаре содержится термопары для измерения температуры воды и ионных камер для мониторинга мощности реактора. [ 20 ] Бак вместе с кольцевым слоем песка между внешней стороной танка и внутренней стороной ямы, [ 15 ] и относительно толстый бетон реакторной ямы служит боковыми биологическими щитами.

Зал реактора RBMK-1500 на атомной электростанции Игналина , Литва ,-верхний биологический щит (UBS) находится в нескольких метрах ниже пола реакционного зала. На топливных каналах реактора нет каналов; Управляющие стержни находятся под цветными крышками.
Реактор RBMK с покрытиями топливного канала

Верхняя часть реактора покрыта верхним биологическим щитом (UBS), также называемой «Схемой E», или, после взрыва (Чернобыльного реактора 4), Елены . UBS представляет собой цилиндрический диск размером 3 м x 17 м и весом 2000 тонн. [ 15 ] Он проникает в StandPipes для сборки каналов топлива и управления. Верхняя и дно покрыты стальными пластинами толщиной 4 см, сварены для гелиевой, и дополнительно соединены конструкционными опорами. Пространство между тарелками и трубами заполнено серпентинитом , [ 15 ] Скала, содержащая значительное количество связанной воды . Серпентинит обеспечивает радиационное экранирование биологического щита и был нанесен в качестве специальной бетонной смесью. Диск поддерживается на 16 роликах, расположенных на верхней стороне армированного цилиндрического резервуара для воды. Структура UBS поддерживает каналы топлива и управления, пол над реактором в центральном зале и трубы паровой воды. [ 20 ] [ 21 ]

Под нижней частью сердечника реактора существует нижний биологический щит (фунты), аналогичный UBS, но только 2 мс x 14,5 м. Он проникает в трубки для нижних концов каналов давления и несет вес графитового стека и трубопровода в входе охлаждающей жидкости. Стальная конструкция, две тяжелые пластины, пересекающиеся под прямым углом под центром LBS и приваренная к LBS, поддерживает LBS и передает механическую нагрузку в здание. [ 21 ]

Над UBS есть пространство с верхним каналом и инструментами и управлением (I & C) или управлением и контролем кабеля. Выше это сборка 11, состоящая из крышки верхнего экрана или крышки канала. Их верхние поверхности составляют часть пола реактора и служат частью биологического щита и для теплоизоляции реактора. Они состоят из бетонных блоков Serpentinite, которые покрывают отдельные съемные стальные заглушки, расположенные над верхушками каналов, образуя то, что напоминает круг с рисунком сетки. [ 21 ] Таким образом, этаж над реактором известен работникам растений RBMK как Pyatachok , ссылаясь на монету из пяти копек. [ 15 ] Существует одна крышка (крышка/блок) на пробку и одну штекер на канал.

Топливные каналы

[ редактировать ]

Топливные каналы состоят из сварных пробирков с давлением Zircaloy 8 см в внутреннем диаметре с стенами толщиной 4 мм, проводящиеся через каналы в центре блоков модератора графита . Верхние и нижние части трубок изготовлены из нержавеющей стали и соединены с центральным сегментом Zircaloy с сплавными муфтами с цирконием. Трубка давления удерживается в графитовых каналах с двумя чередующимися типами 20 -мм кольца графита высокого расщепления. Один находится в прямом контакте с трубкой и имеет 1,5 мм зазор до графитового стека, другой - непосредственно касается графитового стека и имеет 1,3 мм зазор до трубки. Эта сборка уменьшает передачу механических нагрузок, вызванных нейтронными отек , термического расширения блоков и других факторов в трубку под давлением, одновременно облегчая теплопередачу из графитовых блоков. Пробирки под давлением приварены до верхней и нижней пластины сосуда реактора. [ 21 ]

В то время как большая часть тепловой энергии от процесса деления генерируется в топливных стержнях, в графитовых блоках примерно 5,5% осаждается, поскольку они смягчают быстрые нейтроны, образованные в результате деления. Эта энергия должна быть удалена, чтобы избежать перегрева графита. Около 80–85% энергии, осажденной в графите, удаляется каналами топливной охлаждающей жидкости, используя проводимость через графитовые кольца. Остальная часть графита тепло удаляется из каналов управления с помощью каналов управления путем принудительного газового циркуляции через газовую контуру. [ 22 ]

В топливных каналах 1693 и 170 управляющих каналов стержня в ядрах реактора RBMK первого поколения. Ядра реактора второго поколения (такие как Kursk и Chernobyl 3/4) имеют 1661 топливные каналы и 211 управляющий каналы. [ 23 ] Топливный сборка подвешен в топливном канале на кронштейне, с заглушкой для уплотнения. Заглушка Seal имеет простую конструкцию, чтобы облегчить его удаление и установку с помощью дистанционно управляемой онлайн -машины для заправки.

Топливные каналы могут вместо топлива, содержат фиксированные поглотители нейтронов или полностью заполняться охлаждающей водой. Они также могут содержать наполненные кремниевыми трубами вместо топливной сборки с целью легирования для полупроводников. Эти каналы могут быть идентифицированы их соответствующими сервоприводами, которые будут заблокированы и заменены атомным символом для кремния.

Небольшой зазор между каналом давления и графитом делает графитовое ядро ​​восприимчивым к повреждению. Если канал давления деформируется, например, слишком высоким внутренним давлением, деформация может вызвать значительные нагрузки на графитовые блоки и привести к повреждению.

Топливо

[ редактировать ]
Держатель топливного стержня RBMK реактор 1 - дистанцирующий арматура; 2 - топливные стержни раковина; 3 - топливные таблетки.
Держатель топливного стержня RBMK.

Топливные гранулы изготовлены из диоксида урана порошка , спечен с подходящим связующим в гранулах диаметром 11,5 мм и длиной 15 мм. Материал может содержать добавленный оксид европиума в качестве сжигаемого ядерного яда, чтобы снизить различия в реакционной способности между новым и частично отработанным топливом. [ 24 ] Чтобы уменьшить проблемы с термическим расширением и взаимодействие с облицовками, гранулы имеют полусферические вмешательства. 2 мм отверстие через ось гранулы служит для снижения температуры в центре гранулы и облегчает удаление газообразного деления. Уровень обогащения в 1980 году составил 2% (0,4% для конечных гранул сборок). Максимальная допустимая температура топливного осадка составляет 2100 ° C.

Топливные стержни представляют собой трубки Zircaloy (1% ниобия ) 13,6 мм в внешнем диаметре, толщиной 0,825 мм. Стержни заполнены гелием при 0,5 МПа и герметично запечатаны. Упорные кольца помогают сдать гранулы в центре трубки и облегчить теплообмен от гранулы в трубку. Гранулы удерживаются на месте на пружине . Каждый стержень содержит 3,5 кг топливных гранул. Топливные стержни длиной 3,64 м, причем 3,4 м от этого является активной длиной. Максимальная допустимая температура топливного стержня составляет 600 ° C. [ 22 ]

Топливные сборы состоят из двух подходов («суб-ассортименты») с 18 топливными стержнями и 1 стержнем-носителя. Топливные стержни расположены вдоль центрального стержня -носителя, который имеет внешний диаметр 1,3 см. Все стержни топливной сборки удерживаются на месте с 10 проставками из нержавеющей стали, разделенными на 360 мм расстояния. Два суб-сборника соединены с цилиндром в центре сборки; Во время работы реактора это мертвое пространство без топлива снижает поток нейтрона в центральной плоскости реактора. Общая масса урана в топливной сборке составляет 114,7 кг. топлива Поиграв составляет 20 МВт · д/кг. Общая длина топливной сборки составляет 10,025 м, с 6,862 м активной области.

В дополнение к обычным топливным сборам, есть инструментальные, содержащие детекторы потока нейтронов в центральном носителе. В этом случае стержень заменяется трубкой с толщиной стенки 2,5 мм; и внешний диаметр 15 мм. [ 25 ]

В отличие от прямоугольных топливных сборок PWR/BWR или шестиугольных топливных сборов VVER, топливная сборка RBMK является цилиндрической, чтобы соответствовать каналам круглого давления.

Заправка установлена ​​на гантрическом кране и управляется дистанционным управлением. Топливные сборы могут быть заменены без закрытия реактора, что является фактором, значительным для производства плутония вооружения , и, в гражданском контексте, для лучшего времени безотказной работы реактора. Когда необходимо заменить топливную сборку, машина расположена над топливным каналом: тогда она связывается с последним, выравнивает давление внутри, тянет стержень и вставляет свежий. Затем отработанный стержень помещается в охлаждающий пруд. Емкость заправки с реактором на номинальном уровне мощности составляет две топливные сборки в день, с пиковой емкостью пять в день.

Общее количество топлива в стационарных условиях составляет 192 тонны. [ 23 ] Ядро RBMK имеет относительно низкую плотность мощности, по крайней мере, отчасти из -за расстояния между каналами и топливными сборами 25 см и, следовательно, топлива.

Управляющие стержни

[ редактировать ]
Схематическое представление плана на макет ядра, Чернобыл RBMK Реактор № 4. (Количество каждого типа стержня в скобках):
  детектор нейтронов (12)
  управляющие стержни (167)
  Короткие управляющие стержни из ниже реактора (32)
  автоматические стержни управления (12)
  Пробирки давления с топливными стержнями (1661-1691) (1-2-НД-генеральные ядра (RBMK)
Числа на изображении указывают положение соответствующих управляющих стержней (глубина вставки в сантиметрах) в 01:22:30 [ 26 ] За 78 секунд до взорвания реактора.

Большинство стержней контроля реактора вставлены сверху; 24 укороченные стержни вставлены снизу и используются для увеличения контроля ядра осевой мощности. За исключением 12 автоматических стержней, управляющие стержни имеют полосу 4,5 м (14 футов 9 дюймов) в конце, разделенной длиной 1,25 м (4 фута 1 дюйма) (который создает заполненное водой пространство между графит и поглотитель), а также сечение поглотителя карбида бора . Роль графитового сечения, известного как «смещение», заключается в увеличении разницы между уровнями ослабления потока нейтрона в вставленных и втягиваемых стержнях, поскольку графит вытесняет воду, которая в противном случае выступает в качестве нейтронного поглотителя, хотя гораздо слабее, чем карбид борона. Полем Канал управляющего стержня, заполненный графитом, поглощает меньше нейтронов, чем при заполнении водой, поэтому разница между вставленным и втянутым контрольным стержнем увеличивается.

Когда управляющий стержень полностью втягивается, графит смещается в середине высоты сердечника, с 1,25 м воды на каждом из его концов. Смещение воды в нижних 1,25 м ядра при перемещении стержня может вызвать локальное повышение реакционной способности в нижней части сердечника, поскольку графитная часть управляющего стержня проходит эту секцию. Этот эффект «положительного схвата» был обнаружен в 1983 году на атомной электростанции Игналина . Каналы управления стержней охлаждаются независимой водой и сохраняются при 40–70 ° C (104–158 ° F).

Узкое пространство между стержнем и его каналом препятствует потоке воды вокруг стержней во время их движения и действует как жидкость, которая является основной причиной их медленного времени вставки (номинально 18–21 секунды для стержней системы управления и защиты реактора, или около 0,4 м/с). После чернобыльной катастрофы сервоприводы управляющего стержня на других реакторах RBMK были обменены, чтобы обеспечить более быстрое движение стержней, и даже более быстрое движение было достигнуто путем охлаждения каналов управляющего стержня тонким слоем воды между внутренней курткой и цирколой Канал, позволяя стержням перемещаться в газ.

Разделение контрольных стержней между группами ручной и аварийной защиты было произвольным; Стержни могут быть переназначены из одной системы в другую во время операции реактора без технических или организационных проблем.

Дополнительные статические поглотители на основе бора вставляются в ядро, когда оно загружено свежим топливом. Около 240 поглотителей добавляются во время начальной загрузки ядра. Эти поглотители постепенно удаляются с увеличением сжигания. Коэффициент пустоты реактора зависит от основного содержания; Он варьируется от негативного со всеми начальными поглотителями до положительных, когда все они удалены.

Нормальная маржа реакционной способности составляет 43–48 контрольных стержней.

Газовая цепь

[ редактировать ]

Реактор работает в атмосфере гелия - азота (70–90% HE, 10–30% N 2 по объему). [ 22 ] Газовая цепь состоит из компрессора , аэрозольных и йодных фильтров, адсорбера для углекислого газа , монооксида углерода и аммиака , удерживающего резервуара для обеспечения газообразных радиоактивных продуктов перед сбросом, аэрозольный фильтр для удаления твердого распада и продуктов и продуктов и продуктов и продуктов. Вентиляторный стек, культовый дымоход над пространством между реакторами в RBMK второго поколения, такими как Курск и Чернобыл 3/4 или на некотором расстоянии от реакторов в RBMK первого поколения, таких как Курск и Чернобыл 1/2. [ 27 ]

Газ впрыскивается в стек ядра снизу в низкой скорости потока и выходит из стойки каждого канала через отдельную трубу. Влажность и температура выходного газа контролируется; Увеличение их является показателем утечки охлаждающей жидкости. [ 18 ] Один газовой цепь обслуживает два реактора RBMK-1000 или один RBMK-1500; Реакторы RBMK всегда были встроены в парах. Газовая цепь размещена между двумя реакторами в RBMK второго поколения, такими как Чернобыл 3/4, Курск 3/4 и Смоленск 1–4.

Первичная цепь охлаждающей жидкости

[ редактировать ]
Схематический вид на систему охлаждения и турбогенераторы электростанции RBMK.
Система циркуляции RBMK, иллюстрирующая пароточные сепараторы (красный), насосы (желтый) и трубопроводная сеть.

Реактор имеет две независимые схемы охлаждения, каждая из которых имеет четыре основных циркулирующих насоса (три эксплуатации, один резерв), которые обслуживают половину реактора. Охлаждающая вода питается реактором через нижние линии воды в общий заголовок давления (по одному на каждую цепь охлаждения), который разделяется на 22 группы распределения группы, каждый из которых питает 38–41 каналы давления через сердечнику, где кипятит охлаждающая жидкость. Смесь пара и воды приводится верхними паровыми линиями, по одному для каждого канала давления, от верхней части реактора до паротозаторов , пары толстых горизонтальных барабанов, расположенных в боковых отсеках над верхней частью реактора; Каждый имеет диаметр 2,8 м (9 футов 2), длину 31 м (101 фут 8 дюймов), толщина стенки 10 см (3,9 дюйма) и весит 240 т (260 коротких тонн ). [ 17 ]

Стором, с качеством пара , около 15%, взят с вершины сепараторов двумя парами -коллекторами на сепаратор, в совокупности и приводит к двум турбогенераторам в турбинном зале, а затем к конденсаторам , разогреваемым до 165 ° C (329 ° F ) и накачанный конденсатными насосами деаэраторам , где остатки газообразной фазы и газов , индуцирующих коррозию, удаляются. Полученная питательная вода приводит к паразаторам с помощью насосов питательной воды и смешивается с водой от них в их розетках. От нижней части паровых сепараторов питательная вода приводит 12 вниз понижающих труб (от каждого сепаратора) к заголовкам всасывания основных циркуляционных насосов и обратно в реактор. [ 28 ] есть система ионообменного обмена В петлю , чтобы удалить примеси из питательной воды.

Турбина состоит из одного ротора высокого давления (цилиндр) и четырех низких давлений. Пять разделителей низкого давления используются для нагрева пар со свежим пар, а затем питаются на следующую стадию турбины. Неудержанный пар подается в конденсатор, смешанный с конденсатом от сепараторов, питаемый конденсатным насосом на первой стадии с химическим (ионообменным) очистителем, затем с помощью насоса с конденсатом второй стадии до четырех деараторов, где растворились и увлечены газами удаляются; Деаэраторы также служат резервуарами для хранения для питательной воды. От деараторов вода прокачивается через фильтры и в нижние части барабанов парового сепаратора. [ 29 ]

Основные циркулирующие насосы имеют емкость 5500–12 000 м. 3 /h и питаются на 6 кВ электродвигателя . Нормальный поток охлаждающей жидкости составляет 8000 м 3 /h на насос; Это запускается контрольными клапанами до 6000–7000 м. 3 /h Когда мощность реактора ниже 500 мВт. Каждый насос имеет клапан управления потоком и обратный процесс, предотвращающий проверку клапана на выходе, и отключенные клапаны как на входе, так и на выходе. Каждый из каналов давления в ядре имеет свой собственный клапан управления потоком , так что распределение температуры в сердечнике реактора может быть оптимизировано. Каждый канал имеет измеритель потока типа мяча .

Номинальный поток охлаждающей жидкости через реактор составляет 46 000–48 000 м. 3 /час. Поток пара при полной мощности составляет 5440–5 600 т (6000–6 170 коротких тонн)/ч. [ 18 ]

Номинальная температура охлаждающей жидкости на входе реактора составляет около 265–270 ° C (509–518 ° F), а выходная температура 284 ° C (543 ° F), при давлении в разделителе барабана и реактор 6,9 мегапаскала. (69 бар; 1000 фунтов на квадратный дюйм). [ 18 ] [ 15 ] Давление и температура на входе определяют высоту, с которой кипение начинается в реакторе; Если температура охлаждающей жидкости недостаточно ниже его температуры кипения при давлении системы, кипение начинается в самой нижней части реактора вместо его более высоких частей. С небольшим количеством поглотителей в сердечнике реактора, например, во время аварии Чернобыла, положительный коэффициент void реактора делает реактор очень чувствительным к температуре питательной воды. Пузырьки кипящей воды приводят к увеличению мощности, что, в свою очередь, увеличивает образование пузырьков.

Если температура охлаждающей жидкости слишком близко к его точке кипения, кавитация может возникнуть в насосах, а их работа может стать неустойчивой или даже полностью остановиться. Температура питательной воды зависит от производства пара; Паровая фазовая часть приводит к турбинам и конденсаторам и возвращает значительно более холодный (155–165 ° C (311–329 ° F)), чем вода, возвращающаяся непосредственно из паратора пара (284 ° C). Следовательно, при низкой мощности реактора температура на входе может стать опасной высокой. Вода сохраняется ниже температуры насыщения , чтобы предотвратить кипение пленки и связанное с ними падение скорости теплопередачи. [ 17 ]

Реактор споткнулся в случае высокого уровня или низкого уровня воды в пароходах (с двумя выбираемыми порогами низкого уровня); высокое давление пара; низкий поток питательной воды; Потеря двух основных насосов охлаждающей жидкости с обеих сторон. Эти поездки могут быть отключены вручную. [ 20 ]

Уровень воды в пароходах, процент пара в трубах давления реактора, уровень, на котором вода начинает кипятить в сердечнике реактора, поток нейтронов и распределение мощности в реакторе и поток питательной воды через ядро должен быть тщательно контролироваться. Уровень воды в паровом сепараторе в основном контролируется подачей питательной воды, а резервуары деаратора служат водохранилищем.

Максимально допустимая скорость нагрева реактора и охлаждающая жидкость составляет 10 ° C (18 ° F)/ч; Максимальная скорость охлаждения составляет 30 ° C (54 ° F)/ч. [ 18 ]

ECCS

[ редактировать ]

Реактор оснащен аварийной системой охлаждения ядра (ECCS), состоящей из выделенного резерва для воды, гидравлических накоплений и насосов. Трубопроводы ECCS интегрируются с нормальной системой охлаждения реактора. ECCS имеет три системы, подключенные к заголовкам системы охлаждающей жидкости. В случае повреждения первая подсистема ECCS обеспечивает охлаждение в течение до 100 секунд для поврежденной половины цепи охлаждающей жидко реактор. [ 20 ]

Краткосрочная подсистема ECCS состоит из двух групп из шести аккумуляторных резервуаров, содержащих воду, покрытую азотом под давлением 10 мегапаскалов (1500 фунтов на квадратный дюйм), соединенной быстрыми клапанами с реактором. Каждая группа может поставлять 50% от максимального потока охлаждающей жидкости в поврежденную половину реактора. Третья группа представляет собой набор электрических насосов, рисуя воду из деараторов. Краткосрочные насосы могут быть оснащены шпиндауном основных турбогенераторов. [ 20 ]

ECC для длительного охлаждения поврежденной цепи состоит из трех пар электрических насосов, вытягивая воду из бассейнов подавления давления; Вода охлаждается заводом водой с помощью теплообменников в линии всасывания. Каждая пара может поставлять половину максимального потока охлаждающей жидкости. ECC для длительного охлаждения неповрежденной цепи состоит из трех отдельных насосов, вытягивающих воду из резервуаров для хранения конденсата, каждый из которых может поставлять половину максимального потока. Насосы ECCS питаются из основных внутренних линий 6 кВ, подкрепленных дизельными генераторами. Некоторые клапаны, которые требуют непрерывной мощности, также поддерживаются батареями. [ 20 ]

Системы контроля/надзора от реакторов

[ редактировать ]
Управляющая комната RBMK первого поколения на атомной электростанции Kursk
Управляющая комната Чернобыльского блока 3, RBMK второго поколения. Большой круговой имитичный дисплей для каждой карты канала или ядра слева

Распределение плотности мощности в реакторе измеряется ионизационными камерами, расположенными внутри и снаружи ядра. Система управления распределением плотности физической плотности (PPDDCS) имеет датчики внутри ядра; Система управления и защиты реактора (RCP) использует датчики в ядре и в боковом биологическом экране. Внешние датчики в резервуаре расположены вокруг средней плоскости реактора, поэтому не указывают на осевое распределение мощности и информацию о мощности в центральной части сердечника.

Существует более 100 радиальных и 12 мониторов по распределению осевых мощностей, использующих самостоятельные детекторы. Счетчики реактивности и съемные стартап -камеры используются для мониторинга запуска реактора. Общая мощность реактора регистрируется как сумма токов латеральной ионизационной камер. Влажность и температура газа, циркулирующего в каналах, контролируются системой мониторинга целостности давления.

PPDDCS и RCP должны дополнять друг друга. Система RCPS состоит из 211 подвижных контрольных стержней. Обе системы, однако, имеют недостатки, наиболее заметно при низких уровнях мощности реактора. PPDDCS предназначен для поддержания распределения плотности мощности реактора от 10 до 120% номинальных уровней и для контроля общей мощности реактора от 5 до 120% от номинальных уровней. Подсистемы RPCS LAC (локальный автоматический управление и локальная автоматическая защита) полагаются на камеры ионизации внутри реактора и активны на уровнях мощности выше 10%.

Ниже этих уровней автоматические системы отключены, а встроенные датчики недоступны. Без автоматических систем и полагаться только на латеральные ионизационные камеры контроль над реактором становится очень трудным; Операторы не имеют достаточных данных, чтобы надежно управлять реактором, и должны полагаться на их интуицию. Во время стартапа реактора с беспение яда ядро, это отсутствие информации может быть управляемой, поскольку реактор ведет себя предсказуемо, но неравномерное отравленное ядро ​​может вызвать большие нехомогеничности распределения энергии с потенциально катастрофическими результатами.

Система аварийной защиты реактора (EPS) была разработана для выключения реактора, когда его эксплуатационные параметры превышены. Конструкция учитывала коллапс пара в сердечнике, когда температура топливного элемента падает ниже 265 ° C, испаривание охлаждающей жидкости в топливных каналах в состоянии холодного реактора и прилипание некоторых стержней аварийной защиты. Однако медленная скорость вставки контрольных стержней, вместе с их конструкцией, вызывая локализованную положительную реакционную способность, когда перемещение перемещается через нижнюю часть сердечника, создал ряд возможных ситуаций, когда инициация EPS может вызвать или обострить беглый реактор. Полем

Компьютерная система Skala или Scala для расчета маржи реакционной способности собирала данные примерно из 4000 источников. Его цель состояла в том, чтобы помочь оператору в стационарном контроле реактора. Десять до пятнадцати минут требовались для прохождения всех измерений и рассчитать результаты. Skala не смог контролировать реактор, вместо этого он дал рекомендации только операторам, и он использовал компьютерную технологию 1960 -х годов. [ 30 ]

Операторы могут отключить некоторые системы безопасности, сбросить или подавить некоторые сигналы тревоги и обходить автоматический скрам , подключив кабели для патчи к доступным терминалам. Эта практика была разрешена при некоторых обстоятельствах.

Реактор оснащен детектором утечки топливного стержня. Сцинтилляционный счетчик , чувствительный к энергиям недолговечных продуктов деления, устанавливается на специальном тележке и перемещается на розетки топливных каналов, выпуская предупреждение, если в потоке паровой воды обнаруживается повышение радиоактивности.

В диспетчерских RBMK есть две большие панели или имитирующие дисплеи, представляющие вид на реактор. Один дисплей состоит в основном или полностью (в RBMKs первого поколения) цветных циферблат или индикаторов положения стержня: эти циферблаты представляют собой положение управляющих стержней внутри реактора, а цвет корпуса циферблат соответствует положению управляющих стержней, чьи цвета соответствуют их функции, например, красный для автоматических управляющих стержней. Другой дисплей представляет собой карту основной карты или картограмма Core Channel и круглый, изготовлен из плитки и представляет каждый канал на реакторе. Каждая плитка изготовлена ​​из одной легкой крышки с номером канала [ 31 ] и лампочка накаливания, и каждая лампочка освещается, чтобы представлять параметры канала вне спецификации (выше или ниже, чем обычно).

Операторы должны ввести число затронутых каналов (ы), а затем просмотреть инструменты, чтобы найти именно то, какие параметры находятся вне спецификации. Основная карта представляла информацию с компьютера Skala. У каждого устройства был свой компьютер, размещенный в отдельной комнате. В диспетчерской также есть рекордеры в диаграмме или тренде. Некоторые управляющие комнаты RBMK были обновлены с помощью видеостров , которые заменяют мимические дисплеи и большинство регистраторов диаграмм, и устраняют необходимость вводить номера каналов и вместо этого операторы положили курсор на (ныне репрезентативную) плитку, чтобы раскрыть ее параметры, которые показаны на Нижняя сторона видео стены. [ 32 ] Комната управления расположена под полом комнаты деаэратора. Обе комнаты находятся в пространстве между реактором и турбинами.

Сдерживание

[ редактировать ]

Дизайн RBMK был построен в первую очередь для того, чтобы быть мощным, быстрого построения и простых в обслуживании. Полные физические конструкции для каждого реактора могли бы удвоить затраты и время строительства каждого завода, и, поскольку проект был сертифицирован Советским министерством ядерной науки как по своей сути безопасной при работе в рамках установленных параметров, советские власти предполагали надлежащее приверженность Доктрина работниками сделает какую -либо несчастный случай невозможной. Реакторы RBMK были разработаны, чтобы позволить изменению топливных стержней при полной мощности без отключения, как в реакторе с тяжелой водой под давлением , как для заправки, так и для производства плутония для ядерного оружия . Это потребовало больших кранов над ядром.

Поскольку ядро ​​реактора RBMK очень высокое (около 7 м (23 фута 0 дюймов))), стоимость и сложность строительства тяжелой структуры сдерживания предотвращали строительство дополнительных аварийных конструкций для труб на вершине сердечника реактора. В Чернобыльской аварии давление поднялось до уровня, достаточно высокого, чтобы сбросить верх от реактора, разбивая топливные каналы в процессе и запустив огромный огонь, когда воздух связался с перегретым графитовым ядром. После аварии Чернобыла некоторые реакторы RBMK были модифицированы с частичной содержанием содержания, вместо полноценного здания , которое окружает топливные каналы с помощью водяных курток, чтобы захватить любые выпущенные радиоактивные частицы.

Нижняя часть реактора заключена в водонепроницаемом отсеке. Существует пространство между дном реактора и полом. Система избыточного давления в полости реактора состоит из сборов с рельефными паровами, встроенными в пол и приводящих к заголовкам дистрибьюторов парового паровая, покрытыми распылительными дисками и открывающимися в коридор распределения пара под реактором, на уровне +6. Пол коридора содержит входы большого количества вертикальных труб, что приводит к нижней части бассейнов подавления («бассейн -баблера»), расположенных на уровнях +3 и +0. В случае аварии, которая, как было предсказано, будет не более чем является разрыва одного или двух каналов давления, пар должен был пробиться через воду и сгудиться там, уменьшая избыточное давление в протекании. Пропускная способность труб в бассейны ограничивала защитную способность одновременным разрывом двух каналов давления; Более высокое количество неудач приведет к созданию давления, достаточного для поднятия крышки («Структура E» после взрыва по прозвищу «Елена», не путайтесь с русскими Elena Reactor ), разведите остальные топливные каналы, разрушите систему вставки управляющего стержня и потенциально также снимайте управляющие стержни из сердечника. [ 33 ]

Сдерживание была разработана для обработки сбоев оничников, насосов и распределения и входа в питанию. Протекающие отсеки вокруг насосов могут противостоять избыточному давлению 0,45 МПа (65 фунтов на квадратный дюйм). Заголовки распределения и входные корпуса могут обрабатывать 0,08 МПа (12 фунтов на квадратный дюйм) и вентиляются через контрольные клапаны в утечку. Полость реактора может обрабатывать избыточное давление 0,18 МПа (26 фунтов на квадратный дюйм) и вентилируется через контрольные клапаны в отделение протекания. Система подавления давления может обрабатывать отказ одного канала реактора, заголовка давления насоса или заголовка распределения. [ 20 ]

Утечки в паровом трубопроводах и сепараторах не обрабатываются, за исключением поддержания слегка более низкого давления в галерее трубопроводов в рамках и паровая барабанную компартмент, чем в реакторном зале. Эти пространства также не предназначены для выдержания избыточного давления. Коридор распределения пара содержит поверхностные конденсаторы . Системы пожарных спринклеров , работающие как во время аварии, так и в нормальной работе, питаются из бассейнов подавления давления через теплообменники, охлаждаемые водой завода, и охлаждают воздух над бассейнами. Самолеты расположены в самых верхних частях отсеков; Их роль состоит в том, чтобы охладить воздух и удалить частицы парового и радиоактивного аэрозоля. [ 20 ]

Снятие водорода из протекания протекает путем удаления 800 м. 3 (28 000 куб. Снятие воздуха автоматически останавливается в случае утечки охлаждающей жидкости и должно быть восстановлено вручную. Водород присутствует во время нормальной работы из -за утечек охлаждающей жидкости (предполагается, что составляет до 2 т (2,2 тонны) в час). [ 20 ]

Другие системы

[ редактировать ]

Для ядерных систем, описанных здесь, чернобыльская атомная электростанция в качестве примера используется .

Электрические системы

[ редактировать ]

Электростанция подключена к электрической сетке 330 кВ и 750 кВ . Блок имеет два электрических генератора , подключенных к сетке 750 кВ с помощью одного генераторного трансформатора. Генераторы подключены к их общему трансформатору двумя переключателями последовательно. Между ними единичные трансформаторы подключены к питанию питания для собственных систем электростанции; Поэтому каждый генератор может быть подключен к устройству трансформатора для питания завода, или к устройству трансформатора и трансформатора генератора, чтобы также подавать питание в сетку. Линия 330 кВ обычно не используется и служит внешним источником питания, соединенного трансформатором станции с электрическими системами электростанции. [ 20 ]

Завод может работать на своих собственных генераторах или получать питание от сетки 750 кВ через трансформатор генератора или из сетки 330 кВ через трансформатор станции или от другого блока электростанции через две резервные шины . В случае общей внешней потери мощности, основные системы могут работать с дизельными генераторами . Каждый единичный трансформатор подключен к двум основным платам 6 кВ, A и B (например, 7A, 7B, 8A, 8B для генераторов 7 и 8), питание основных факторов неосновных драйверов и подключено к трансформаторам для основной мощности 4 кВ и 4 кВ резервный автобус. [ 20 ]

Доски 7A, 7B и 8B также подключены к трем основным линиям электропередачи, а именно для насосов охлаждающей жидкости, каждая из которых также имеет свой собственный дизельный генератор. В случае сбоя схемы охлаждающей жидкости с одновременной потерей внешней мощности существенная мощность может быть обеспечена вращающимися турбогенераторами в течение примерно 45–50 секунд, в течение которых дизельные генераторы должны запустить. Генераторы запускаются автоматически в течение 15 секунд с потери мощности вне площадки. [ 20 ]

Турбогенераторы

[ редактировать ]

Электрическая энергия генерируется парой турбогенераторов 500 МВт . Они расположены в машинном зале 600 м (1 968 футов 6 дюймов), рядом со зданием реактора. Турбины турбинным , почтенные пятицилиндровые K-500-65/3000, поставляются заводом Kharkiv . Электрические генераторы являются TVV-500. Турбина и роторы генератора установлены на одном валу. Комбинированный вес роторов составляет почти 200 т (220 коротких тонн), а их номинальная скорость вращения составляет 3000 об / мин . [ 17 ]

Турбогенератор составляет длину 39 м (127 футов 11 дюймов), а общий вес составляет 1200 т (1300 коротких тонн). Поток охлаждающей жидкости для каждой турбины составляет 82 880 т (91 360 коротких тонн)/ч. Генератор производит мощность переменного тока 20 кВ. Статор генератора охлаждается водой, а его ротор охлаждается водородом . Водород для генераторов производится на месте путем электролиза . [ 17 ] Дизайн и надежность турбин принесли им государственную премию Украины за 1979 год.

Турбинный растение Харкив (ныне турботом ) позже разработала новую версию турбины, K-500-65/3000-2, в попытке уменьшить использование ценного металла. Чернобыльское растение было оснащено обоими типами турбин; Блок 4 имел более новые.

Варианты дизайна

[ редактировать ]

RBMK-1500

[ редактировать ]

Основное различие между реакторами RBMK-1000 и RBMK-1500 заключается в том, что RBMK-1500 охлаждается меньшим количеством воды, которая принимает спиральный ламинарный поток вместо чисто ламинарного потока через каналы. RBMK-1500 также использует меньше урана. Спиральный поток создается турбуляторами в топливной сборке и увеличивает удаление тепла. [ 34 ] [ 35 ] Из -за положительного коэффициента пустоты RBMK уменьшенный объем охлаждающей воды вызывает более высокую выходную мощность. Как следует из названия, он был разработан для электрической мощности 1500 МВт. Единственными реакторами этого типа и выходной мощности являются на атомной электростанции Игналина . [ 36 ]

RBMK-2000 и RBMK-3600

[ редактировать ]

RBMK-2000 [ 34 ] и RBMK-3600 [ 37 ] были разработаны для производства 2000 и 3600 МВт электрической мощности соответственно. RBMK-2000 имел бы увеличенный диаметр канала и количество топливных стержней на топливную сборку, сохраняя при этом те же размеры ядра реактора, что и RBMK-1000 и RBMK-1500. RBMK-3600, по-видимому, аналогично RBMK-1500 добавил бы турбуляторы в конструкцию RBMK-2000 для увеличения удаления тепла.

RBMKP-2400

[ редактировать ]

RBMKP-2400 является прямоугольным, а не цилиндрическим, и это была модульная, теоретически бесконечно продольно расширяемая конструкция с вертикальными парами-сепараторами, предназначенной для создания в секциях на заводе для сборки на месте . Он был разработан, чтобы иметь мощность 2400 МВт и более высокую тепловую эффективность из -за перегрева пар, непосредственно в сердечнике реактора в специальных топливных каналах с топливными стержнями с покрытием из нержавеющей стали вместо более распространенной облицов 450 ° C. Ни один реактор с этой мощностью никогда не был построен, причем самый мощный в настоящее время в 2018 году - 1750 МВП EPR . [ 36 ] Разработка этого дизайна была отменена после Чернобыльской катастрофы. RBMKP-4800 имел бы увеличение количества испарительных и перегревающих каналов, увеличивая мощность. [ 38 ] [ 39 ] Два RBMK-2400 были запланированы для атомной электростанции Костромы . [ 40 ]

Проектируйте недостатки и проблемы безопасности

[ редактировать ]

Будучи реактором раннего поколения II, основанного на советской технологии 1950 -х годов, дизайн RBMK был оптимизирован для скорости производства в рамках избыточности. Он был разработан и построен с несколькими характеристиками дизайна, которые оказались опасно нестабильными при работе за пределами их конструктивных спецификаций. Решение об использовании графитового ядра с естественным урановым топливом позволило провести массовое выработку электроэнергии всего за четверть расходов на тяжелые водные реакторы, которые были более интенсивными и требующими большими объемами дорогих тяжелой воды для запуска. Тем не менее, это также имело неожиданные негативные последствия, которые не выявили себя до тех пор, пока в 1986 году не выявили себя .

Высокий положительный коэффициент пустоты

[ редактировать ]

Легкая вода (обычная H 2 O) является как модератором нейтронов , так и нейтроном . Это означает, что он может не только замедлить нейтроны до скорости в равновесии с окружающими молекулами («термизируйте» их и превращает их в нейтроны с низким энергопотреблением, известные как тепловые нейтроны , которые гораздо чаще взаимодействуют с ядрами урана-235, чем, чем ядра Быстрые нейтроны, произведенные первоначально делением), но также поглощают некоторые из них.

В серии реакторов RBMK легкая вода функционирует как охлаждающая жидкость, в то время как умеренность в основном осуществляется графитом . Поскольку графит уже смягчает нейтроны, легкая вода оказывает меньшее влияние на их замедление, но все еще может их поглощать. Это означает, что реактивность реактора (регулируемая с помощью соответствующих нейтронных стержней) должна учитывать нейтроны, поглощенные легкой водой.

В случае испарения воды в пар , занятое водой место , 1 ⁄ 1350 как плотная жидкая вода). Из-за этой более низкой плотности (массы и, следовательно, из ядер атома, способных поглощать нейтроны), способность поглощения нейтронов легкой воды практически исчезает, когда она кипит. Это позволяет большему количеству нейтронов делять больше ядер U-235 и тем самым увеличивать мощность реактора, что приводит к более высоким температурам, которые кипятят еще больше воды, создавая петлю тепловой обратной связи .

В реакторах RBMK генерация пара в охлаждающей воде тогда на практике создаст пустоту: пузырь, который не поглощает нейтроны. Снижение умеренности по легкой воде не имеет значения, поскольку графит все еще смягчает нейтроны. Тем не менее, потеря поглощения резко изменяет баланс производства нейтронов, вызывая безудержное состояние, при котором производится все больше и больше нейтронов, и их плотность растет в геометрической прогрессии. Такое условие называется «положительным коэффициентом void », а серия реакторов RBMK имеет самый высокий положительный коэффициент void любого коммерческого реактора, когда -либо разработанного.

Высокий коэффициент void не обязательно делает реактор по своей природе небезопасным, поскольку некоторые из нейтронов деления испускаются с задержкой секунды или даже минут (излучение нейтронов после получения из выпуска до дочерних ядер), и поэтому могут быть предприняты шаги, чтобы уменьшить деление скорость до того, как он станет слишком высоким. Эта ситуация, однако, значительно усложняет контроль над реактором, особенно при низкой мощности. Таким образом, системы управления должны быть очень надежными, и персонал контрольной комнаты должен быть строго обучен особенному и пределам системы. Ни одно из этих требований не было принято в Чернобыле: поскольку фактическая конструкция реактора имела марку утверждения Института Курчатов и считалось секретным государственным секретом , обсуждение недостатков реактора было запрещено, даже среди фактического персонала, управляющего заводом. Некоторые более поздние конструкции RBMK действительно включали управляющие стержни на электромагнитных схватках, тем самым контролируя скорость реакции и, при необходимости, полностью останавливая реакцию. Реактор RBMK в Чернобыле, однако, имел ручные стержни контроля сцепления.

Все реакторы RBMK претерпели значительные изменения после чернобыльной катастрофы . Положительный коэффициент void был снижен с +4,5 β до +0,7 β, [ 41 ] [ 42 ] Уменьшение вероятности дальнейших несчастных случаев в реакционной способности, за счет более высоких требований к обогащению уранового топлива. [ 43 ]

Улучшения после аварии на Чернобыле

[ редактировать ]

В своих посмертно опубликованных мемуарах Валерий Легасов , первый заместитель директора Института атомной энергии Кучатов , показал, что ученые института давно знали, что у RBMK были значительные недостатки дизайна. [ 44 ] [ 45 ] Самоубийство Легасова в 1988 году, после разочарованных попыток содействовать реформе ядерной и промышленной безопасности, вызвало ударные волны во всем научном сообществе. Проблемы дизайна RBMK обсуждались все более открыто. [ 46 ]

После аварии в Чернобыле все оставшиеся реакторы RBMK были модифицированы с помощью ряда обновлений для безопасности . Самые большие из этих обновлений зафиксировали конструкцию управляющего стержня RBMK. Управляющие стержни имеют 4,5-метровые (14 футов 9 дюймов) перемешиватели графита, которые предотвращают попадание охлаждающей воды в пространство, освобождаемое при снятии стержней. В оригинальной конструкции эти перемешители, которые являются короче высоты ядра, левые 1,25-метровые колонны воды в нижней части (и 1,25 метра [4,1 фута] сверху), когда стержни были полностью извлечены. [ 6 ]

Во время введения графит сначала вытеснит эту более низкую воду, локально увеличивая реактивность. Кроме того, когда стержни находились в их верхнем положении, концы поглотителя были вне ядра, что требовало относительно большого смещения до достижения значительного снижения реакционной способности. [ 47 ] Эти дизайнерские недостатки, вероятно, были последним триггером первого взрыва Чернобыльской аварии, что привело к тому, что нижняя часть сердечника стала быстрым критическим, когда операторы пытались отключить высоко дестабилизированный реактор, повторно вводив стержни. Обновления:

  • Увеличение обогащения топлива с 2% до 2,4%, чтобы компенсировать модификации контрольного стержня и введение дополнительных поглотителей.
  • Количество стержней ручного управления увеличилось с 30 до 45.
  • 80 дополнительных поглотителей препятствуют операции при низкой мощности, где дизайн RBMK наиболее опасен.
  • AZ-5 (отключение экстренного реактора или схвата ) снижена с 18 до 12 секунд. Последовательность
  • Добавление системы байса, [ 48 ] (Быстрая аварийная защита реактора), которая вставит 24 равномерно распределенных стержня в сердечнику реактора с помощью модифицированного механизма привода в течение 1,8-2,5 секунды.
  • Меры предосторожности против несанкционированного доступа к системам аварийной безопасности.

Кроме того, были разработаны рецидивовые модели реакторов RBMK-1500 для использования в интегрированных вычислениях термической гидравлики-нейтроники для анализа конкретных переходных процессов, в которых важен нейтронный отклик ядра. [ 49 ]

*Кнопка BAZ предназначена в качестве превентивной меры для снижения реактивности до активации AZ-5, чтобы обеспечить безопасное и стабильное экстренное отключение RBMK.

Деформированные блоки модератора графита

[ редактировать ]

С мая 2012 года по декабрь 2013 года Ленинград -1 был в автономном режиме, в то время как ремонт был сделан связан с деформированными блоками модератора графита. 18-месячный проект включал исследования и разработку технических машин и систем мониторинга. Аналогичная работа будет применена к оставшимся оперативным RBMK. [ 50 ] Блоки модератора графита в RBMK могут быть отремонтированы и заменены in situ, в отличие от другого текущего большого графита, модерированного реактора, передового реактора, охлажденного газом . [ 51 ]

Продольная резка в некоторых графитовых столбцах во время работы по восстановлению удлинения в течение жизни может вернуть графитовый стек в свою первоначальную геометрию дизайна. [ 52 ]

Дальнейшее развитие

[ редактировать ]
Основная статья: Mker

A post-Soviet redesign of the RBMK is the MKER (Russian: МКЭР , Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор [Mnogopetlevoy Kanalniy Energeticheskiy Reaktor], which means Multi-loop pressure tube power reactor ), with improved safety and a containment building. [ 53 ] [ 54 ] Физический прототип Mker-1000 является 5-й единицей атомной электростанции Kursk . Строительство Kursk 5 было отменено в 2012 году. [ 55 ] Mker-800, Mker-1000 и Mker-1500 были запланированы для атомной электростанции Ленинграда. [ 56 ] [ 57 ] [ 58 ]

Закрытие

[ редактировать ]

Из 17 построенных RBMK все три выживших реактора на Чернобыльском заводе теперь закрыты. Блок 1 был закрыт в 1996 году, блок 3 в 2000 году, единица 4 была разрушена в аварии, а подразделение 2 отключено после взрыва водорода в 1991 году. Чернобыл 5 и 6 строились во время аварии в Чернобыле, но дальше. Строительство было остановлено из-за высокого уровня загрязнения на участке, ограничивающем его долгосрочное будущее. Оба реактора в Игналине в Литве также были закрыты. [ 59 ]

Россия является единственной страной, которая все еще управляла реакторами этой конструкции: Ленинград (2 RBMK-1000), Смоленск (3 RBMK-1000) и Kursk (3 RBMK-1000), Kursk Unit 1 был закрыт через свой BSM-ключ 19 декабря 19 декабря 19 декабря 19 декабря 2021, в последний раз, когда завод будет управлять всеми четырьмя его подразделениями рядом. [ 60 ] В настоящее время в России нет дальнейших строительных реакторов RBMK. Ожидается, что последний реактор RBMK в России отключится в 2034 году в Smolensk-3 .

Список реакторов RBMK

[ редактировать ]

Цветовой ключ:

  - Операционный реактор (включая реакторы в настоящее время оффлайн)       - Реактор выведена из эксплуатации   - Реактор уничтожен в аварии   - заброшенная или отмененная строительство реактора
Расположение [ 61 ] Текущий
Страна 		Тип реактора Онлайн Статус Сеть
Емкость
(MW E ) 		Валовой
Емкость
(MW E )
Чернобыл -1 Украина RBMK-1000 1977 Закрыт в 1996 году 740 800
Чернобыл-2 Украина RBMK-1000 1978 Закрыт в 1991 году 925 1,000
Чернобыл-3 Украина RBMK-1000 1981 Закрыт в 2000 году 925 1,000
Чернобыл-4 Украина RBMK-1000 1983 уничтожен в 1986 году 925 1,000
Чернобыл-5 Украина RBMK-1000 N/a Строительство отменено в 1988 году 950 1,000
Чернобыл-6 Украина RBMK-1000 N/a Строительство отменено в 1988 году 950 1,000
Игналина -1 Литва RBMK-1500 1983 Закрыт в 2004 году 1,185 1,300 [А]
Игналина-2 Литва RBMK-1500 1987 Закрыт в 2009 году 1,185 1,300 [А]
Игналина-3 Литва RBMK-1500 N/a Строительство отменено в 1988 году 1,380 1,500
Игналина-4 Литва RBMK-1500 N/a план отменен в 1988 году 1,380 1,500
Кострома-1 Россия RBMK-1500 N/a Строительство отменено в 1980 -х годах 1,380 1,500
Кострома-2 Россия RBMK-1500 N/a Строительство отменено в 1980 -х годах 1,380 1,500
Курск -1 Россия RBMK-1000 1977 закрыть в 2021 году 925 1,000
Курск-2 Россия RBMK-1000 1979 закрыть в 2024 году 925 1,000
Курск-3 Россия RBMK-1000 1984 в эксплуатации до 2029 года [ 62 ] 925 1,000
Курск-4 Россия RBMK-1000 1985 в эксплуатации до 2030 года [ 62 ] 925 1,000
Курск-5 [ 53 ] Россия RBMK-1000 [B] N/a Строительство отменено в 2012 году 925 1,000
Курск-6 Россия RBMK-1000 N/a Строительство отменено в 1993 году 925 1,000
Ленинград -1 Россия RBMK-1000 1974 закрыть в 2018 году [ 12 ] 925 1,000
Ленинград-2 Россия RBMK-1000 1976 закрыть в 2020 году [ 63 ] 925 1,000
Ленинград-3 Россия RBMK-1000 1979 ОПЕРЬЕВАЕТСЯ ДЛЯ ИЮНЯ 2025 г. [ 62 ] 925 1,000
Ленинград-4 Россия RBMK-1000 1981 оперативно до августа 2026 года [ 62 ] 925 1,000
Смоленск -1 Россия RBMK-1000 1983 в эксплуатации до 2028 года [ 62 ] 925 1,000
Смоленск-2 Россия RBMK-1000 1985 в эксплуатации до 2030 года [ 62 ] 925 1,000
Смоленск-3 Россия RBMK-1000 1990 в эксплуатации до 2034 года [ 62 ] 925 1,000
Смоленск-4 Россия RBMK-1000 N/a Строительство отменено в 1993 году 925 1,000
А Построенный с 1 500 МВт E валовой электроэнергией, RBMK-1500 были снижены до 1360 МВт после Чернобыльской катастрофы.

Графитовый модернизированный реактор Magnox существует в Северной Корее в Яргенском научном исследовании Юнбиона . [ 64 ] В то время как газовый охлажденный Magnox, реакторы AGR и гальки -слоя (например, реактор дракона в Winfrith ) используют графит в качестве модераторов, когда их использование газов ( углекислый газ для Magnox и Agr, в то время как гелий для дракона), поскольку теплопередача вызывает их. Коэффициент пустоты.

Смотрите также

[ редактировать ]

Ссылки

[ редактировать ]
  1. ^ Jump up to: а беременный «Архивная копия» (PDF) . www-pub.iaea.org . Архивировано (PDF) из оригинала 2018-05-25 . Получено 2018-06-01 . {{cite web}}: CS1 Maint: архивная копия как заголовок ( ссылка )
  2. ^ «Россия закрывает советский ядерный реактор» . Вашингтон Таймс . Архивировано из оригинала 2020-04-06 . Получено 2019-05-28 .
  3. ^ «Реакторы RBMK | Реактор Bolshoy Moshchnosty Kanalny | Положительный коэффициент void - Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Получено 2024-04-24 .
  4. ^ «Реакторы RBMK | Реактор Bolshoy Moshchnosty Kanalny | Положительный коэффициент void - Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Получено 2024-04-24 .
  5. ^ «Реакторы RBMK | Реактор Bolshoy Moshchnosty Kanalny | Положительный коэффициент void - Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Получено 2024-04-24 .
  6. ^ Jump up to: а беременный «Реакторы RBMK | Реактор Bolshoy Moshchnosty Kanalny | Положительный коэффициент void - Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Архивировано из оригинала 2018-11-05 . Получено 2019-06-18 .
  7. ^ «Forsmark: как Швеция предупредила мир о опасности чернобыльной катастрофы» . Темы | Европейский парламент . 2014-05-15 . Получено 2024-04-24 .
  8. ^ Ascarelli, Brett (2019-05-31). «25 лет после Чернобыла, как Швеция узнала» . Sveriges Radio . Получено 2024-04-24 .
  9. ^ Chernov D., Sornette D. искусственные катастрофы и информацию о рисках: тематические исследования основных бедствий и человеческой ошибки . Спрингер. 2015. С. 71
  10. ^ «Реакторы RBMK | Реактор Bolshoy Moshchnosty Kanalny | Положительный коэффициент void - Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Получено 2024-04-24 .
  11. ^ Луис, Ледерман (январь 1996 г.). «Безопасность реакторов RBMK: установление технической структуры» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии .
  12. ^ Jump up to: а беременный «Россия закрывает советский ядерный реактор-The Washington Times» . Вашингтон Таймс . Архивировано из оригинала 2019-05-28 . Получено 2019-05-28 .
  13. ^ «Темная» авария на атомной станции Metsamor-1982 | Art-A-Tsolum » . allinnet.info . Апрель 2020 года. Архивировано с оригинала 2021-09-01 . Получено 2021-02-14 .
  14. ^ History of the atomic energy of the Soviet Union and Russia. Issue 3. History of RBMK. Ed. Sidorenko V.A. - Moscow, IzdAT, 2003. . "History of Rosatom" ('История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 3. История РБМК. Под ред. Сидоренко В. А. — М.: ИздАТ, 2003. . Электронная библиотека «История Росатома» — http://elib.biblioatom.ru/text/istoriya-atomnoy-energetiki_v3_2003/go,0/ Archived 2021-01-21 at the Wayback Machine )
  15. ^ Jump up to: а беременный в дюймовый и фон глин Хиггинботам, Адам (4 февраля 2020 г.). Полночь в Чернобыле: невыразимая история величайшей ядерной катастрофы в мире . Саймон и Шустер. ISBN  978-1-5011-3463-0 Полем Архивировано из оригинала 1 сентября 2021 года . Получено 4 мая 2021 года - через Google Books.
  16. ^ «Расширение жизни для российских реакторов второго поколения RBMK» . Ядерная инженерия International. 12 июля 2024 года . Получено 16 июля 2024 года .
  17. ^ Jump up to: а беременный в дюймовый и «Energoatom Congew ojsc» Смоленск NPP »о растении« поколение » (на русском языке). Snpp.rosenergoatom.ru. 2008-04-30 . Получено 2010-03-22 . [ Постоянная мертвая ссылка ]
  18. ^ Jump up to: а беременный в дюймовый и «Анализ несчастных случаев для ядерных электростанций с реакторами RBMK, смягченными графитами,» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 2020-04-06 . Получено 2010-03-22 .
  19. ^ Михаил В. Малко. «Чернобыльский реактор: конструктивные особенности и причины аварии» (PDF) . Институт интегрированной радиации и ядерной науки, Киотвенный университет . S2CID   1490526 .
  20. ^ Jump up to: а беременный в дюймовый и фон глин час я Дж k л Чернобыл: техническая оценка ... - Google Books . Томас Телфорд. 1987. ISBN  978-0-7277-0394-1 Полем Архивировано из оригинала 2021-09-01 . Получено 2010-03-22 .
  21. ^ Jump up to: а беременный в дюймовый "Топливный канал" . Insc.anl.gov. Архивировано с оригинала 6 апреля 2018 года . Получено 2010-03-22 .
  22. ^ Jump up to: а беременный в «Информационный мост: научная и техническая информация DOE - спонсируемая Osti» (PDF) . Osti.gov. Архивировано из оригинала 2021-09-01 . Получено 2010-03-22 .
  23. ^ Jump up to: а беременный Малко, Михаил (июль 2002 г.), «Чернобыльский реактор: дизайнерские особенности и причины несчастного случая» (PDF) , в Иманаке, Тецудзи (ред.), Недавние исследовательские мероприятия о аварии на Чернобыль -СНП в Беларуси, Украине и России , исследовательский реактор Институт, Университет Киото, стр. 11–27, архивированный (PDF) с оригинала 2019-11-08 , получен 2020-01-10
  24. ^ ":: RBMK-1000 и RBMK-1500 ядерное топливо" . Elemash.ru. Архивировано из оригинала на 2006-10-07 . Получено 2010-03-22 .
  25. ^ "Топливный сборка" . Insc.anl.gov. Архивировано с оригинала 6 апреля 2018 года . Получено 2010-03-22 .
  26. ^ https://www-pub.iaea.org/mtcd/publications/pdf/pub913e_web.pdf Archived 2019-12-14 на странице Wayback Machine 119
  27. ^ «Кто - Всемирная организация здравоохранения» (PDF) . Whqlibdoc.who.int . Архивировано из оригинала (PDF) 2013-12-27 . Получено 2010-04-17 .
  28. ^ «Краткое описание растения» . Lei.lt. Архивировано из оригинала 2019-06-26 . Получено 2010-03-22 .
  29. ^ «Схема Принцип AES» . PAVRDA.CZ. Архивировано из оригинала 2020-02-17 . Получено 2010-03-22 .
  30. ^ «Insag-7 Чернобыльский инцидент» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 2019-12-14 . Получено 2019-12-13 .
  31. ^ «Легкое покрытие из каникула управления» . www.orau.org . Получено 2021-10-12 .
  32. ^ Обновление главной контрольной комнаты Курска Апс (пример) Октябрь 2010 г., Международная конференция по дизайну управления: ICOCO 2010, Париж, Франция. Doi 10.13140/2.1.1412.9929
  33. ^ «Архивная копия» (PDF) . www-pub.iaea.org . Архивировано (PDF) из оригинала 2018-10-20 . Получено 2010-04-17 . {{cite web}}: CS1 Maint: архивная копия как заголовок ( ссылка )
  34. ^ Jump up to: а беременный Dollezhal N. A., Emelyanov I. Ya. Channel nuclear power reactor. - M .: Atomizdat, 1980. (Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. — М.: Атомиздат, 1980.)
  35. ^ Nigmatulin IN, Nigmatulin BI , Nuclear power plants. Textbook for universities. M .: Energoatomizdat, 1986.( Нигматулин И. Н., Нигматулин Б. И. , Ядерные энергетические установки. Учебник для ВУЗов. М.: Энергоатомиздат, 1986.)
  36. ^ Jump up to: а беременный «Архивная копия» (PDF) . www.iaea.org . Архивировано (PDF) из оригинала 2018-04-27 . Получено 2018-11-18 . {{cite web}}: CS1 Maint: архивная копия как заголовок ( ссылка )
  37. ^ Nuclear Power Plants: Collection of Articles. Issue 8, Energoatomizdat, 1985. (Атомные электрические станции: Сборник статей. Вып. 8, Энергоатомиздат, 1985.)
  38. ^ "5.5. Перерек RBMKP-2400 реактор . Архивировано из оригинала 2019-01-13 . Получено 2021-02-21 .
  39. ^ N. A. Dollezhal, I. Ya. Emelyanov. Channel nuclear power reactor // Chapter 11. Prospects for the development of channel uranium-graphite reactors. ( http://elib.biblioatom.ru/text/dollezhal_kanalnyy-yadernyy-reaktor_1980/go,189 Archived 2021-08-27 at the Wayback Machine ), - Moscow, Atomizdat, 1980. (Н. А. Доллежаль, И. Я Емельянов. Канальный ядерный энергетический реактор // Глава 11. Перспективы развития канальных уран-графитовых реакторов. — Москва: Атомиздат, 1980.)
  40. ^ Dollezhal N.A. At the origins of the man-made world: Notes of the designer - M .: Knowledge, 1989 - Academician's Tribune - 256s.( Доллежаль Н. А. У истоков рукотворного мира: Записки конструктора — М.: Знание, 1989 — Трибуна академика — 256с.)
  41. ^ Kingery, Thomas (2011). «Кипящий водосточный графит-модернизированные реакторы (RBMK)». Энциклопедия ядерной энергии: наука, технология и применение . Джон Уайли и сыновья. Ch 20.6. ISBN  978-1-118-04348-6 .
  42. ^ Стид, Роджер (2006). Ядерная энергетика: в Канаде и за его пределами . Универсальный издательский дом. п. 274. ISBN  978-1-897113-51-6 .
  43. ^ «Insag-7 Чернобыльский инцидент» (PDF) . С. 124–125. Архивировано (PDF) из оригинала 2019-12-14 . Получено 2022-01-03 .
  44. ^ «Украинский еженедельный, стр. 2, воскресенье 26 января 2003 г.» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 18 февраля 2012 года . Получено 28 сентября 2009 г.
  45. ^ История Международного агентства по атомной энергетике: первые сорок лет архив 2019-08-04 в The Wayback Machine , стр. 194, Дэвид Фишер
  46. ^ Бюллетень атомных ученых, сентябрь 1993 г., стр. 40.
  47. ^ «Чернобыльский инцидент» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 2019-12-14 . Получено 2019-12-13 .
  48. ^ RBMK SHOPDOWN SYSTEMS . Вена, Австрия: МАГАТ. Июнь 1995 г. с. 9
  49. ^ «Разработка Ignalina NPP RBMK-1500 Рециторная рецидивировая модель5-3D модели» (PDF) . www.inl.gov . Архивировано из оригинала (PDF) 2012-09-24 . Получено 2012-06-25 .
  50. ^ «Восстановлен RBMK обратно в линию» . Всемирные ядерные новости. 2 декабря 2013 года. Архивировано с оригинала 16 декабря 2019 года . Получено 3 декабря 2013 года .
  51. ^ «Беспокойство сохраняется из -за безопасности растрескивания внутри реактора в Шотландии: ядерный эксперт с более безопасным экспертом» . Риа Новости . 7 октября 2014 года. Архивировано с оригинала 16 октября 2014 года . Получено 10 октября 2014 года .
  52. ^ «Россия завершает обновление третьего Smolensk RBMK» . Всемирные ядерные новости . 28 марта 2019 года. Архивировано с оригинала 6 апреля 2020 года . Получено 17 июля 2019 года .
  53. ^ Jump up to: а беременный «Российский ядерный топливный цикл - Российский ядерный топливный цикл - Всемирная ядерная ассоциация» . World-Nuclear.org . Архивировано из оригинала 2013-02-13 . Получено 2008-09-27 .
  54. ^ «Niket-Департамент силовых реакторов под давлением» . Архивировано из оригинала 10 октября 2006 года.
  55. ^ "Mkr1000raz" . www.lnpp.ru. ​Архивировано из оригинала на 2009-04-02 . Получено 2008-09-27 .
  56. ^ "Mkr1000raz" . www.lnpp.ru. ​Архивировано из оригинала 2011-10-05 . Получено 2008-09-27 .
  57. ^ "03_cherkashov_nikiet.doc" . 11 октября 2006 года. Архивировано из оригинала (DOC) 11 октября 2006 года.
  58. ^ «Беллона - Статистика от атомной электростанции Ленинграда» . Архивировано из оригинала 4 июля 2009 года.
  59. ^ «Ранние советские реакторы и вступление в ЕС» . Архивировано из оригинала 2005-10-24 . Получено 2005-10-31 .
  60. ^ «Домашняя страница PRIS» . Архивировано из оригинала 2011-01-07 . Получено 2007-08-16 .
  61. ^ * Чернобыл 1 Архивированный 2011-06-04 на машине Wayback
  62. ^ Jump up to: а беременный в дюймовый и фон глин «Ядерная энергетика в России» . Всемирная ядерная ассоциация. 15 апреля 2016 года. Архивировано с оригинала 4 августа 2019 года . Получено 26 апреля 2016 года .
  63. ^ "На Ленинградской АЭС после 45 лет успешной работы окончательно остановлен энергоблок № 2" . rosatom.ru . Archived from the original on 2020-11-10 . Retrieved 2020-11-10 .
  64. ^ Belfer Center (2013-09-10), ядерная 101: как работают ядерные бомбы », часть 2/2 , архивирована с оригинала 2019-05-20 , извлечено 2019-06-01 [Слайд в 00:33:00]
[ редактировать ]
Retrieved from "https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=RBMK&oldid=1246641227#AMB-200_reactor"
Arc.Ask3.Ru: конец переведенного документа.
Arc.Ask3.Ru
Номер скриншота №: a18826830d3c792d76bd5d7cf095ca9a__1726799040
URL1:https://arc.ask3.ru/arc/aa/a1/9a/a18826830d3c792d76bd5d7cf095ca9a.html
Заголовок, (Title) документа по адресу, URL1:
RBMK - Wikipedia
Данный printscreen веб страницы (снимок веб страницы, скриншот веб страницы), визуально-программная копия документа расположенного по адресу URL1 и сохраненная в файл, имеет: квалифицированную, усовершенствованную (подтверждены: метки времени, валидность сертификата), открепленную ЭЦП (приложена к данному файлу), что может быть использовано для подтверждения содержания и факта существования документа в этот момент времени. Права на данный скриншот принадлежат администрации Ask3.ru, использование в качестве доказательства только с письменного разрешения правообладателя скриншота. Администрация Ask3.ru не несет ответственности за информацию размещенную на данном скриншоте. Права на прочие зарегистрированные элементы любого права, изображенные на снимках принадлежат их владельцам. Качество перевода предоставляется как есть. Любые претензии, иски не могут быть предъявлены. Если вы не согласны с любым пунктом перечисленным выше, вы не можете использовать данный сайт и информация размещенную на нем (сайте/странице), немедленно покиньте данный сайт. В случае нарушения любого пункта перечисленного выше, штраф 55! (Пятьдесят пять факториал, Денежную единицу (имеющую самостоятельную стоимость) можете выбрать самостоятельно, выплаичвается товарами в течение 7 дней с момента нарушения.)