✖


Jump to content

РБМК

Класс реактора РБМК
Вид на площадку Смоленской АЭС с тремя действующими реакторами РБМК-1000. Четвертый реактор был остановлен до завершения строительства.
Поколение Реактор второго поколения
Концепция реактора с графитовым замедлителем Легкий водо-водяной реактор
Реакторная линия RBMK (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy)
Типы реакторов РБМК-1000
РБМК-1500
РБМКП-2400 (не строился)
Статус 26 блоков : (по состоянию на декабрь 2021 г.) [1] [2]
Основные параметры активной зоны реактора
Топливо ( делящийся материал ) 235 U ( НЕТ / СЭУ / НОУ )
Состояние топлива Твердый
Энергетический спектр нейтронов Термальный
Основной метод контроля Стержни управления
Основной модератор Графит
Первичный теплоноситель Жидкость ( легкая вода )
Использование реактора
Основное использование Производство электроэнергии
Мощность (тепловая) РБМК-1000: 3 200 МВт тыс.
РБМК-1500: 4 800 МВт тыс.
РБМКП-2400: 6500 МВт тыс.
Мощность (электрическая) РБМК-1000: 1000 МВт эл.
РБМК-1500: 1500 МВт эл.
РБМКП-2400: 2400 МВт эл.

РБМК реактор ( русский : реа́ктор большо́й мо́щности кана́льный , РБМК; большой мощности канальный , «реактор большой мощности канального типа») — класс с графитовым замедлителем ядерных энергетических реакторов , спроектированных и построенных Советским Союзом . Это чем-то похоже на реактор с кипящей водой , поскольку вода кипит в трубах под давлением. Это один из двух типов энергетических реакторов, которые были запущены в серийное производство в Советском Союзе в 1970-е годы (вторым является реактор ВВЭР). [3] Название соответствует его дизайну. [4] где вместо большого стального сосуда под давлением , окружающего всю активную зону, активная зона окружена цилиндрическим кольцевым стальным резервуаром внутри бетонного хранилища, а каждая тепловыделяющая сборка заключена в отдельную трубу диаметром 8 см (внутренний) (называемую «технологическим каналом»). ). Каналы также содержат охлаждающую жидкость и окружены графитом.

РБМК — это реактор раннего поколения II и старейшая промышленная конструкция реактора, которая до сих пор широко эксплуатируется, хотя все реакторные установки первого поколения выведены из эксплуатации. Некоторые аспекты первоначальной конструкции реактора РБМК имели ряд недостатков. [5] такие как большой положительный коэффициент пустоты , «положительный эффект аварийного отключения» стержней управления. [6] и нестабильность на низких уровнях мощности, что способствовало чернобыльской катастрофе 1986 года , когда на РБМК произошла неконтролируемая цепная ядерная реакция , приведшая к взрыву пара и водорода, большому пожару и последующему расплавлению активной зоны . Радиоактивный материал был выброшен на большую часть северной и южной Европы, включая Швецию, где свидетельства ядерной катастрофы были впервые зарегистрированы за пределами Советского Союза, и до того, как Советский Союз наконец сообщил о чернобыльской аварии остальному миру. . [7] [8] Катастрофа вызвала во всем мире призывы к полному выводу из эксплуатации реакторов; однако в России по-прежнему существует значительная зависимость от мощностей РБМК. Большинство недостатков конструкции реакторов РБМК-1000 были исправлены после чернобыльской аварии, и с тех пор более тридцати реакторов работают без каких-либо серьезных происшествий. [9]

Реакторы РБМК можно отнести к одному из трех различных поколений в зависимости от того, когда конкретный реактор был построен и введен в эксплуатацию: [10] [11]

  • Поколение 1 - в начале-середине 1970-х годов, до того, как в Советском Союзе были введены Общие положения безопасности ОПБ-82.
  • Второе поколение - конец 1970-х - начало 1980-х годов, соответствует стандартам ОПБ-82, выпущенным в 1982 году.
  • Поколение 3 - после Чернобыльской аварии в 1986 году, когда советские стандарты безопасности были пересмотрены до ОПБ-88; только «Смоленск-3» был построен по этим стандартам.

Девять строящихся блоков РБМК были отменены после чернобыльской катастрофы , а последний из трех оставшихся блоков РБМК на Чернобыльской АЭС был остановлен в 2000 году.

По состоянию на апрель 2024 года все еще существует семь реакторов РБМК ( ленинградские энергоблоки 3 и 4; смоленские энергоблоки 1,2,3; курские энергоблоки 3 и 4 - все энергоблоки второго поколения, кроме смоленского-3) и три небольших ЭГП-6. графитовых с замедлителем легководные реакторы ( Билибинские энергоблоки 2,3,4), действующие в России. [1] [12] Все они были оснащены рядом обновлений безопасности. После 1986 года было запущено всего два блока РБМК: Игналина-2 (находится в Литве, сейчас выведен из эксплуатации) и Смоленск-3 .

История

[ редактировать ]

РБМК стал кульминацией советской ядерно-энергетической программы по созданию водоохлаждаемого энергетического реактора с потенциалом двойного назначения на основе военных реакторов с графитовым замедлителем для производства плутония . Первый из них, Обнинск АМ-1 («Атом Мирный», «Атом Мирный» , по-русски «мирный атом», аналог американского «Атома для мира » ) вырабатывал 5 МВт электроэнергии из тепловой энергии мощностью 30 МВт и снабжал Обнинск с 1954 по 1954 год. 1959 г. Последующие прототипы представляли собой Реактор АМБ-100 и Реактор АМБ-200 оба на Белоярской АЭС .

Используя минималистскую конструкцию, в которой для охлаждения использовалась обычная (легкая) вода — графит , а для замедления , можно было использовать топливо с более низким обогащением (уран с обогащением 1,8% . вместо значительно более дорогого урана с обогащением 4%) Это позволило создать чрезвычайно большой и мощный реактор, который можно было построить быстро, в основном из деталей, изготовленных на месте, а не на специализированных заводах. Первоначальный проект мощностью 1000 МВт также оставлял место для разработки еще более мощных реакторов. Например, реакторы РБМК на Игналинской АЭС в Литве имели мощность 1500 МВт каждый, что было очень большой мощностью для того времени и даже для начала XXI века. Для сравнения, EPR номинальная электрическая мощность составляет 1600 МВт ( тепловая 4500 МВт ), и он является одним из самых мощных типов реакторов, когда-либо построенных.

Проект РБМК-1000 был завершен в 1968 году. На тот момент это был самый крупный в мире проект ядерного реактора, превосходивший западные конструкции и ВВЭР . (более ранняя советская конструкция реактора PWR) по выходной мощности и физическим размерам в 20 раз больше по объему, чем современные западные реакторы Подобно реакторам CANDU , его можно было бы производить без специализированной промышленности, необходимой для больших и толстостенных корпусов реакторов , таких как те, которые используются в реакторах ВВЭР, что приведет к увеличению количества заводов, способных производить компоненты реактора РБМК. Опытных образцов РБМК построено не было; его сразу запустили в серийное производство.

РБМК был провозглашен некоторыми национальным реактором Советского Союза, вероятно, из-за национализма из-за его уникальной конструкции, больших размеров и выходной мощности, и особенно потому, что его недоброжелатели в Советском Союзе называли ВВЭР американским реактором , поскольку его конструкция больше похожа на конструкцию западных реакторов PWR. Сверхсекретный патент на конструкцию РБМК был подан в советское патентное ведомство Анатолием Александровым из Курчатовского института атомной энергии, лично принявшим на себя ответственность за разработку реактора. Поскольку здание защитной оболочки должно было быть очень большим и дорогим, что удваивало бы стоимость каждого блока из-за большого размера РБМК, оно изначально было исключено из проекта. Разработчики утверждали, что стратегия РБМК, заключающаяся в размещении каждой тепловыделяющей сборки в отдельном канале с проточной охлаждающей водой, является приемлемой альтернативой защитной оболочки.

РБМК в основном проектировался в Курчатовском институте атомной энергии и НИКИЭТ [ ru ] под руководством Анатолия Александрова и Николая Доллежаля соответственно с 1964 по 1966 год. Советский Союз предпочитал РБМК перед ВВЭР из-за простоты изготовления. из-за отсутствия большого и толстостенного корпуса реактора под давлением и относительно сложных связанных с ним парогенераторов, а также его большой выходной мощности, что позволило бы советскому правительству легко достичь своих экономического планирования . центральных целей [13]

Недостатки первоначальной конструкции РБМК были признаны другими, в том числе в Курчатовском институте, еще до того, как были построены первые блоки, но заказы на строительство первых блоков РБМК, которые находились в Ленинграде, были выданы Советским Союзом еще в 1966 году. правительства к тому времени, когда их опасения дошли до Центрального Комитета Коммунистической партии Советского Союза и Совета Министров СССР . Это спровоцировало внезапный капитальный ремонт РБМК. Производство плутония в РБМК могло быть достигнуто за счет эксплуатации реактора при особых тепловых параметрах, но на раннем этапе от этой возможности отказались. [14] Эта конструкция была завершена в 1968 году. Модернизация не устранила дальнейшие недостатки, которые были обнаружены лишь годы спустя. Строительство первого РБМК, стоявшего на Ленинградской АЭС , началось в 1970 году. Ленинградский энергоблок №1 открылся в 1973 году.

В Ленинграде было обнаружено, что РБМК из-за его высокого положительного коэффициента пустотности стало труднее контролировать по мере того, как урановое топливо израсходовалось или сгорало, и к моменту его остановки после трех лет на техническое обслуживание он стал непредсказуемым. Это делало управление РБМК весьма трудоемкой, умственно и физически сложной задачей, требующей своевременной регулировки десятков параметров ежеминутно, круглосуточно, постоянно изнашивающей переключатели, подобные тем, что используются в стержнях управления, и заставляющую операторов потеть. Чтобы решить эти проблемы, процент обогащения был увеличен до 2,0% с 1,8%.

считали РБМК некоторые в Советском Союзе устаревшим вскоре после ввода в эксплуатацию первого энергоблока Чернобыльской АЭС. Александров и Доллежаль не исследовали далее и даже глубоко не понимали проблемы РБМК, а коэффициент пустотности не анализировался в руководствах. для реактора. Инженерам энергоблока №1 Чернобыля пришлось искать решения многих недостатков РБМК, таких как отсутствие защиты от отсутствия подачи питательной воды. На энергоблоках №1 Ленинградской и Чернобыльской АЭС произошли частичные аварии, которые, как и другие ядерные аварии на электростанциях, рассматривались как государственная тайна и поэтому были неизвестны даже другим работникам этих же станций.

К 1980 году в НИКИЭТ после завершения конфиденциального исследования поняли, что аварии с РБМК вероятны даже при нормальной эксплуатации, но никаких действий по исправлению недостатков РБМК предпринято не было. Вместо этого были пересмотрены руководства, которых считалось достаточным для обеспечения безопасной эксплуатации при условии их строгого соблюдения. Однако инструкции были расплывчатыми, и персонал советских электростанций уже имел привычку нарушать правила для достижения экономических целей, несмотря на неадекватное или неисправное оборудование. Важно отметить, что не было ясно указано, что ряд стержней управления должен постоянно оставаться в реакторе, чтобы защититься от аварии, что в общих чертах сформулировано параметром эксплуатационного запаса реактивности (ORM). [15] и дисплей ОРМ самописец После чернобыльской катастрофы в диспетчерских РБМК появился .

Срок службы многих энергоблоков после ремонта среднего срока эксплуатации составляет 45 лет. [16] [17]

Конструкция и производительность реактора

[ редактировать ]

Корпус реактора, замедлитель и защита

[ редактировать ]
Принципиальная схема РБМК
Схематический вид сбоку на компоновку активной зоны реактора РБМК
Реакторный зал и трубопроводные системы реактора РБМК.

Яма или хранилище реактора выполнено из железобетона и имеет размеры 21,6м×21,6м×25,5м. В нем находится корпус реактора, который имеет кольцевую форму и состоит из внутренней и внешней цилиндрических стенок, а также верхней и нижней металлических пластин, закрывающих пространство между внутренней и внешней стенками, но не перекрывающих пространство, окруженное корпусом.Корпус реактора представляет собой кольцевой стальной цилиндр с полыми стенками, находящийся под давлением газообразного азота, с внутренним диаметром и высотой 14,52 м × 9,7 м и толщиной стенок 16 мм.

Для поглощения осевых нагрузок от теплового расширения он оснащен двумя сильфонными компенсаторами , один сверху, другой снизу, в промежутках между внутренней и внешней стенками.Сосуд окружает стопку графитовых блоков, служащих замедлителем. Графитовая кладка содержится в гелий-азотной смеси, обеспечивающей инертную атмосферу для графита, защищающую его от возможных возгораний и способствующую передаче избыточного тепла от графита к каналам теплоносителя.

Блоки-замедлители изготовлены из ядерного графита размером 25×25 см в плоскости, перпендикулярной каналам, и с несколькими продольными размерами от 20 до 60 см в зависимости от расположения в штабеле. По продольной оси блоков имеются отверстия диаметром 11,4 см для каналов топлива и управления. Блоки уложены, окружены корпусом реактора, в цилиндрическую активную зону диаметром и высотой 14х8м. [18] Максимально допустимая температура графита — до 730 °С. [19]

Реактор имеет активную зону диаметром 11,8 метра и высотой 7 метров. В реакторе РБМК-1000 находится 1700 тонн графитовых блоков. [15] Азот под давлением в резервуаре предотвращает утечку смеси гелия и азота, используемой для охлаждения графитовой кладки.

Корпус реактора имеет на внешней стороне встроенный цилиндрический кольцевой резервуар для воды. [20] сварная конструкция со стенками толщиной 3 см, внутренним диаметром 16,6 м и внешним диаметром 19 м, разделенная внутри на 16 вертикальных отсеков. Вода в отсеки подается снизу и удаляется сверху; вода может быть использована для аварийного охлаждения реактора. В баке установлены термопары для измерения температуры воды и ионные камеры для контроля мощности реактора. [21] Резервуар вместе с кольцевым слоем песка между внешней стороной резервуара и внутренней стороной ямы, [15] а относительно толстый бетон реакторной ямы служит боковой биологической защитой.

Реакторный зал РБМК-1500 Игналинской АЭС , Литва — верхняя биологическая защита (УБС) находится на несколько метров ниже пола реакторного зала. На топливных каналах реактора нет крышек каналов; приводы стержней находятся под цветными крышками.
Реактор РБМК с крышками топливных каналов

Верх реактора прикрыт верхней биологической защитой (УБС), также называемой «Схема Е», или, после взрыва (4-го Чернобыльского реактора), «Елена» . УБС представляет собой цилиндрический диск размером 3 х 17 м и весом 2000 тонн. [15] Он пронизан стояками для топливных и управляющих сборок. Сверху и снизу покрыты стальными пластинами толщиной 4 см, приваренными для обеспечения гелионепроницаемости и дополнительно соединенными конструкционными опорами. Пространство между пластинами и трубками заполнено серпентинитом . [15] горная порода, содержащая значительное количество связанной воды . Серпентинит обеспечивает радиационную защиту биологической защиты и применялся в виде специальной бетонной смеси. Диск поддерживается 16 роликами, расположенными на верхней стороне усиленного цилиндрического резервуара для воды. Конструкция УБС поддерживает топливные каналы и каналы управления, перекрытие над реактором в центральном зале и пароводяные трубы. [21] [22]

Ниже нижней части активной зоны реактора находится нижняя биологическая защита (НБЗ), аналогичная УБС, но размерами всего 2х14,5 м. Он пронизан трубками нижних концов напорных каналов и несет на себе вес графитовой кладки и трубопроводов подвода теплоносителя. Стальная конструкция, состоящая из двух тяжелых пластин, пересекающихся под прямым углом под центром LBS и приваренных к LBS, поддерживает LBS и передает механическую нагрузку на здание. [22]

Над УБС имеется пространство с верхним каналом трубопроводов и контрольно-измерительных приборов (КИУ) или кабелей управления и контроля. Над ним находится узел 11, состоящий из верхней крышки щита или крышек каналов. Их верхние поверхности образуют часть пола реакторного зала и служат частью биологической защиты и теплоизоляции реакторного пространства. Они состоят из серпентинитовых бетонных блоков, закрывающих отдельные съемные сталеграфитовые пробки, расположенные над верхушками каналов, образующие нечто, напоминающее круг с сетчатым узором. [22] Таким образом, пол над реактором рабочие завода РБМК называют пятачком , в честь пятикопеечной монеты. [15] На каждую заглушку приходится одна крышка (крышка/блок) и одна заглушка на каждый канал.

Топливные каналы

[ редактировать ]

Топливные каналы состоят из сварных циркалойных напорных трубок внутренним диаметром 8 см с толщиной стенок 4 мм, проведенных через каналы в центре графитовых блоков замедлителя . Верхняя и нижняя части трубок изготовлены из нержавеющей стали и соединены с центральным сегментом циркалоя муфтами из сплава циркония и стали. Напорная трубка удерживается в каналах графитовой стопки с помощью двух чередующихся типов разрезных графитовых колец высотой 20 мм. Один находится в непосредственном контакте с трубкой и имеет зазор 1,5 мм до графитовой стопки, другой непосредственно касается графитовой стопки и имеет зазор 1,3 мм до трубки. Эта сборка уменьшает передачу механических нагрузок, вызванных нейтронным набуханием , тепловым расширением блоков и другими факторами, на напорную трубу, одновременно облегчая передачу тепла от графитовых блоков. Напорные трубы приварены к верхней и нижней пластинам корпуса реактора. [22]

Хотя большая часть тепловой энергии в процессе деления генерируется в топливных стержнях, примерно 5,5% откладывается в графитовых блоках, поскольку они замедляют быстрые нейтроны, образующиеся в результате деления. Эту энергию необходимо отводить, чтобы избежать перегрева графита. Около 80–85% энергии, вложенной в графит, удаляется каналами теплоносителя твэла за счет проводимости через графитовые кольца. Остальное тепло графита отводится из каналов СУЗ за счет принудительной циркуляции газов по газовому контуру. [23]

В активных зонах реактора РБМК первого поколения имеется 1693 топливных канала и 170 каналов СУЗ. Активные зоны реакторов второго поколения (таких как «Курск» и «Чернобыль 3/4») имеют 1661 топливный канал и 211 каналов СУЗ. [24] ТВС подвешивается в топливном канале на кронштейне с уплотнительной пробкой. Уплотнительная пробка имеет простую конструкцию, облегчающую ее снятие и установку на онлайн-заправочной машине с дистанционным управлением.

Топливные каналы могут вместо топлива содержать стационарные поглотители нейтронов или быть полностью заполнены охлаждающей водой. Они также могут содержать трубки, заполненные кремнием, вместо топливной сборки с целью легирования полупроводников. Эти каналы могут быть идентифицированы соответствующими сервосчитывателями, которые будут заблокированы и заменены атомарным символом кремния.

Небольшой зазор между напорным каналом и графитовым блоком делает графитовый сердечник подверженным повреждениям. Если канал давления деформируется, например, из-за слишком высокого внутреннего давления, деформация может вызвать значительные сжимающие нагрузки на графитовые блоки и привести к повреждению.

Топливо

[ редактировать ]
Держатель твэла реактора РБМК 1 – дистанционная якорь; 2 – оболочка твэлов; 3 – топливные таблетки.
Держатель твэла реактора РБМК Урановые топливные таблетки, топливные трубки, дистанционирующая арматура, графитовые кирпичи.

Топливные таблетки изготовлены из диоксида урана порошка , спеченного с подходящим связующим в таблетки диаметром 11,5 мм и длиной 15 мм. Материал может содержать добавленный оксид европия в качестве выгорающего ядерного поглотителя для уменьшения разницы в реактивности между новой и частично отработавшей тепловыделяющей сборкой. [25] Чтобы уменьшить проблемы теплового расширения и взаимодействия с оболочкой, гранулы имеют полусферические углубления. Отверстие диаметром 2 мм в оси таблетки служит для снижения температуры в центре таблетки и облегчает удаление газообразных продуктов деления. Уровень обогащения в 1980 г. составлял 2% (0,4% для концевых таблеток сборок). Максимально допустимая температура топливной таблетки 2100 °С.

Твэлы представляют собой трубки из циркалоя (1% ниобия ) внешним диаметром 13,6 мм, толщиной 0,825 мм. Стержни заполнены гелием под давлением 0,5 МПа и герметично закрыты. Стопорные кольца помогают фиксировать гранулы в центре трубки и облегчают передачу тепла от гранулы к трубке. Гранулы удерживаются в осевом направлении пружиной . Каждый стержень содержит 3,5 кг топливных таблеток. Длина твэлов составляет 3,64 м, из них 3,4 м — активная длина. Максимально допустимая температура твэла — 600 °С. [23]

ТВС состоят из двух комплектов («подсборок») по 18 твэлов и 1 несущему стержню. Твэлы расположены вдоль центрального несущего стержня, внешний диаметр которого составляет 1,3 см. Все стержни ТВС удерживаются на месте с помощью 10 проставок из нержавеющей стали, расположенных на расстоянии 360 мм. Два узла соединены цилиндром в центре узла; во время работы реактора это мертвое пространство без топлива снижает поток нейтронов в центральной плоскости реактора. Общая масса урана в ТВС составляет 114,7 кг. топлива Выгорание составляет 20 МВт·сут/кг. Общая длина ТВС составляет 10,025 м, активная область — 6,862 м.

Помимо штатных ТВС существуют инструментальные, содержащие в центральном носителе детекторы нейтронного потока. В этом случае стержень заменяется трубкой с толщиной стенки 2,5 мм; и внешним диаметром 15 мм. [26]

В отличие от прямоугольных ТВС PWR/BWR или шестиугольных ТВС ВВЭР, ТВС РБМК имеет цилиндрическую форму, подходящую для круглых каналов давления.

Заправочная машина смонтирована на козловом кране и управляется дистанционно. Топливные сборки могут быть заменены без остановки реактора, что является важным фактором для производства оружейного плутония и, в гражданском контексте, для увеличения времени безотказной работы реактора. При замене ТВС аппарат располагают над топливным каналом: затем сопрягают с ним, выравнивают давление внутри, вытягивают стержень и вставляют новый. Затем отработанный стержень помещают в пруд-охладитель. Производительность перегрузочной машины с реактором на номинальной мощности — две ТВС в сутки, пиковая — пять в сутки.

Общий объем топлива в стационарных условиях составляет 192 тонны. [24] Активная зона РБМК имеет относительно низкую удельную мощность, по крайней мере частично, из-за расстояния 25 см между каналами и, следовательно, ТВС.

Стержни управления

[ редактировать ]
Схематический вид в плане расположения активной зоны Чернобыльского реактора РБМК № 4. (Количество стержней каждого типа в скобках):
  детектор нейтронов (12)
  стержни управления (167)
  короткие стержни управления снизу реактора (32)
  стержни автоматического управления (12)
  напорные трубки с твэлами (1661-1691 гг.)(активные зоны 1-2-го поколения (РБМК)
Цифры на изображении обозначают положение соответствующих стержней управления (глубина погружения в сантиметрах) в 01:22:30. [27] За 78 секунд до взрыва реактора.

Большинство стержней управления реактором вставляются сверху; 24 укороченных стержня вставляются снизу и используются для усиления контроля осевого распределения мощности сердечника. За исключением 12 автоматических стержней, стержни управления имеют на конце графитовую секцию длиной 4,5 м (14 футов 9 дюймов), разделенную телескопом длиной 1,25 м (4 фута 1 дюйм) (который создает заполненное водой пространство между графит и поглотитель), а также секцию поглотителя нейтронов из карбида бора . Роль графитовой секции, известной как «вытеснитель», заключается в увеличении разницы между уровнями ослабления нейтронного потока вставленных и втянутых стержней, поскольку графит вытесняет воду, которая в противном случае действовала бы как поглотитель нейтронов, хотя и намного слабее, чем карбид бора. . Канал СУЗ, заполненный графитом, поглощает меньше нейтронов, чем канал СУЗ, заполненный водой, поэтому разница между вставленным и втянутым СУЗ увеличивается.

При полном втягивании стержня СУЗ графитовый вытеснитель располагается на середине высоты активной зоны, на каждом из его концов находится по 1,25 м воды. Вытеснение воды в нижних 1,25 м активной зоны при движении стержня вниз может вызвать локальное повышение реактивности в нижней части активной зоны при прохождении этого участка графитовой части стержня СУЗ. Этот эффект «положительного аварийного останова» был обнаружен в 1983 году на Игналинской атомной электростанции . Каналы регулирующих стержней охлаждаются независимым водяным контуром и поддерживают температуру 40–70 °C (104–158 °F).

Узкое пространство между стержнем и его каналом препятствует обтеканию стержней водой при их движении и действует как гидродемпфер, что является основной причиной медленного времени их введения (номинально 18–21 секунда для стержней системы управления и защиты реактора, или около 0,4 м/с). После чернобыльской катастрофы сервоприводы регулирующих стержней на других реакторах РБМК были заменены, чтобы обеспечить более быстрое перемещение стержней, а еще более быстрое движение было достигнуто за счет охлаждения каналов регулирующих стержней тонким слоем воды между внутренней рубашкой и трубкой из циркалоя. канал, позволяя самим стержням двигаться в газе.

Разделение органов управления на группы ручной и аварийной защиты было произвольным; стержни можно было переназначать из одной системы в другую во время работы реактора без технических и организационных проблем.

Дополнительные статические поглотители на основе бора вставляются в активную зону при загрузке свежего топлива. При первоначальной загрузке активной зоны добавляется около 240 поглотителей. Эти поглотители постепенно удаляются по мере увеличения выгорания. Коэффициент пустотности реактора зависит от содержимого активной зоны; он варьируется от отрицательного при всех первоначальных поглотителях до положительного, когда все они удалены.

Нормальный запас реактивности составляет 43–48 стержней СУЗ.

Газ циркулирует

[ редактировать ]

Реактор работает в гелий - азотной атмосфере (70–90 % He, 10–30 % N 2 по объему). [23] Газовый контур состоит из компрессора , аэрозольных и йодных фильтров, адсорбера углекислого газа , угарного газа и аммиака , накопительной емкости для распада газообразных радиоактивных продуктов перед выбросом, аэрозольного фильтра для удаления твердых продуктов распада и вентиляционная труба, культовый дымоход над пространством между реакторами в РБМК второго поколения, таких как Курск и Чернобыль 3/4, или на некотором расстоянии от реакторов в РБМК первого поколения, таких как Курск и Чернобыль 1/2. [28]

Газ подается в керн снизу с низкой скоростью потока и выходит из стояка каждого канала по отдельной трубе. Контролируется влажность и температура выходящего газа; их увеличение является показателем утечки охлаждающей жидкости. [19] Один газовый контур обслуживает два реактора РБМК-1000 или один РБМК-1500; Реакторы РБМК всегда строились парами. Газовый контур расположен между двумя реакторами РБМК второго поколения, такими как Чернобыль 3/4, Курск 3/4 и Смоленск 1–4.

Первичный контур охлаждающей жидкости

[ редактировать ]
Схематический вид системы охлаждения и турбогенераторов электростанции РБМК.
Система циркуляции РБМК с изображением сепараторов пара (красный), насосов (желтый) и трубопроводной сети.

Реактор имеет два независимых контура охлаждения, каждый из которых имеет по четыре главных циркуляционных насоса (три рабочих, один резервный), обслуживающих половину реактора. Охлаждающая вода подается в реактор по нижним водоводам в общий напорный коллектор (по одному на каждый контур охлаждения), который разделен на 22 групповых распределительных коллектора, каждый из которых питает 38–41 напорный канал через активную зону, где кипит теплоноситель. Смесь пара и воды проводится по верхним паропроводам, по одному на каждый напорный канал, от верха реактора к паросепараторам — парам толстых горизонтальных барабанов, расположенных в боковых отсеках над верхом реактора; каждый имеет диаметр 2,8 м (9 футов 2 дюйма), длину 31 м (101 фут 8 дюймов), толщину стенок 10 см (3,9 дюйма) и вес 240 т (260 коротких тонн ). [18]

Пар с качеством пара около 15% забирается из верхней части сепараторов двумя паросборниками на сепаратор, объединяется и подается в два турбогенератора в машинном зале, затем в конденсаторы , подогреваемые до 165 °C (329 °F). ), и перекачивается конденсатными насосами в деаэраторы , где удаляются остатки газовой фазы и газы, вызывающие коррозию. Полученная питательная вода воды подается в паросепараторы насосами питательной и смешивается с водой из них на выходе из них. Из нижней части паросепараторов питательная вода по 12 водоотводным трубам (от каждого сепаратора) подается во всасывающие коллекторы главных циркуляционных насосов и обратно в реактор. [29] воды . В контур включена ионообменная система для удаления примесей из питательной

Турбина состоит из одного ротора (цилиндра) высокого давления и четырех низкого давления. Пять сепараторов-подогревателей низкого давления служат для подогрева пара свежим паром перед подачей на следующую ступень турбины. Неконденсированный пар подается в конденсатор, смешивается с конденсатом из сепараторов, подается конденсатным насосом первой ступени в химический (ионообменный) очиститель, затем конденсатным насосом второй ступени в четыре деаэратора, где растворяются и уносящие газы. удаляются; деаэраторы также служат резервуарами для хранения питательной воды. Из деаэраторов вода перекачивается через фильтры в нижние части барабанов пароотделителей. [30]

Главные циркуляционные насосы имеют производительность 5500–12 000 м3. 3 /ч и приводятся в действие электродвигателями напряжением 6 кВ . Нормальный расход теплоносителя – 8000 м3. 3 /ч на насос; это дросселируется регулирующими клапанами до 6000–7000 м. 3 /ч при мощности реактора ниже 500 МВт. Каждый насос имеет клапан регулирования потока и обратный клапан для предотвращения обратного потока на выходе, а также запорные клапаны как на входе, так и на выходе. Каждый из каналов давления в активной зоне имеет собственный клапан регулирования расхода , что позволяет оптимизировать распределение температуры в активной зоне реактора. шарового типа В каждом канале установлен расходомер .

Номинальный расход теплоносителя через реактор составляет 46 000–48 000 м3. 3 /час. Расход пара на полной мощности составляет 5440–5600 т (6000–6170 коротких тонн)/ч. [19]

Номинальная температура теплоносителя на входе в реактор составляет около 265–270 °С (509–518 °F), а на выходе 284 °С (543 °F), при давлении в барабане-сепараторе и реакторе 6,9 МПа. (69 бар; 1000 фунтов на квадратный дюйм). [19] [15] Давление и температура на входе определяют высоту, на которой начинается кипение в реакторе; если температура теплоносителя недостаточно ниже точки его кипения при давлении в системе, кипение начинается в самой нижней части реактора, а не в его верхних частях. При небольшом количестве поглотителей в активной зоне реактора, как, например, во время Чернобыльской аварии, положительный коэффициент пустотности 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 близка к температуре кипения, кавитация в насосах может возникнуть , и их работа может стать нестабильной или даже полностью прекратиться. Температура питательной воды зависит от производства пара; часть паровой фазы направляется к турбинам и конденсаторам и возвращается значительно холоднее (155–165 ° C (311–329 ° F)), чем вода, возвращающаяся непосредственно из пароотделителя (284 ° C). Поэтому при низкой мощности реактора температура на входе может стать опасно высокой. Вода поддерживается ниже температуры насыщения , чтобы предотвратить пленочное кипение и связанное с этим падение скорости теплопередачи. [18]

Реактор отключается при высоком или низком уровне воды в пароотделителях (с двумя выбираемыми порогами низкого уровня); высокое давление пара; низкий расход питательной воды; потеря двух главных насосов охлаждающей жидкости с каждой стороны. Эти отключения можно отключить вручную. [21]

Уровень воды в паросепараторах, процентное содержание пара в напорных трубах реактора, уровень начала кипения воды в активной зоне реактора, поток нейтронов и распределение мощности в реакторе, расход питательной воды через активную зону необходимо тщательно контролировать. Уровень воды в паросепараторе в основном регулируется подачей питательной воды, резервуаром для воды служат деаэраторные баки.

Максимально допустимая скорость нагрева реактора и теплоносителя составляет 10 °C (18 °F)/ч; максимальная скорость охлаждения составляет 30 °C (54 °F)/ч. [19]

САОЗ

[ редактировать ]

Реактор оборудован системой аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), состоящей из специального бака запаса воды, гидроаккумуляторов и насосов. Трубопроводы САОЗ интегрированы с обычной системой охлаждения реактора. САОЗ имеет три системы, подключенные к коллекторам системы теплоносителя. В случае повреждения первая подсистема САОЗ обеспечивает охлаждение поврежденной половины контура теплоносителя в течение до 100 секунд (вторая половина охлаждается главными циркуляционными насосами), а две другие подсистемы затем обеспечивают длительное охлаждение контура теплоносителя. реактор. [21]

Подсистема САОЗ кратковременного действия состоит из двух групп по шесть аккумуляторных баков, содержащих воду, заполненную азотом под давлением 10 мегапаскалей (1500 фунтов на квадратный дюйм), соединенных с реактором быстродействующими клапанами. Каждая группа может подавать 50% максимального расхода теплоносителя в поврежденную половину реактора. Третья группа представляет собой комплект электронасосов, откачивающих воду из деаэраторов. Кратковременные насосы могут работать за счет торможения основных турбогенераторов. [21]

САОЗ для длительного охлаждения поврежденного контура состоит из трех пар электронасосов, забирающих воду из бассейнов гашения давления; вода охлаждается технической водой установки посредством теплообменников на всасывающих линиях. Каждая пара способна подавать половину максимального расхода теплоносителя. САОЗ для длительного охлаждения неповрежденного контура состоит из трех отдельных насосов, забирающих воду из резервуаров для хранения конденсата, каждый из которых способен подавать половину максимального расхода. Насосы САОЗ питаются от основных внутренних линий напряжением 6 кВ, резервируемых дизель-генераторами. Некоторые клапаны, которым требуется бесперебойное питание, также имеют резервное питание от батарей. [21]

Системы управления и контроля реактора

[ редактировать ]
Пульт управления РБМК первого поколения Курской АЭС.
Диспетчерская третьего энергоблока Чернобыльской АЭС, РБМК второго поколения. Большой круглый мнемосхема для каждого канала или основной карты находится слева.

Распределение плотности мощности в реакторе измеряется ионизационными камерами, расположенными внутри и снаружи активной зоны. Система управления распределением физической плотности мощности (PPDDCS) имеет датчики внутри активной зоны; Система управления и защиты реактора (СУЗ) использует датчики в активной зоне и в боковой баке биологической защиты. Внешние датчики в баке расположены вокруг средней плоскости реактора, поэтому не отображают осевое распределение мощности и не дают информации о мощности в центральной части активной зоны.

Имеется более 100 радиальных и 12 осевых мониторов распределения мощности, в которых используются детекторы с автономным питанием. Для контроля запуска реактора используются измерители реактивности и съемные пусковые камеры. Полная мощность реактора регистрируется как сумма токов боковых ионизационных камер. Влажность и температура газа, циркулирующего в каналах, контролируется системой контроля целостности напорных трубок.

Предполагается, что PPDDCS и RCPS дополняют друг друга. Система СУЗ состоит из 211 подвижных стержней управления. Однако обе системы имеют недостатки, наиболее заметные на низких уровнях мощности реактора. PPDDCS предназначена для поддержания распределения удельной мощности реактора в пределах от 10 до 120% номинального уровня и для управления общей мощностью реактора в диапазоне от 5 до 120% номинального уровня. Подсистемы LAC-LAP (локальное автоматическое управление и местная автоматическая защита) RPCS полагаются на ионизационные камеры внутри реактора и активны при уровнях мощности выше 10%.

Ниже этих уровней автоматические системы отключаются, а внутренние датчики недоступны. Без автоматических систем и опираясь только на камеры боковой ионизации, управление реактором становится очень затруднительным; операторы не обладают достаточными данными для надежного управления реактором и вынуждены полагаться на свою интуицию. Во время запуска реактора с активной зоной, свободной от отравляющих веществ, этим недостатком информации можно управлять, поскольку реактор ведет себя предсказуемо, но неравномерно отравленная активная зона может вызвать значительную неоднородность распределения мощности с потенциально катастрофическими результатами.

Система аварийной защиты реактора (САЗ) предназначена для остановки реактора при превышении его эксплуатационных параметров. В конструкции учтены паровой коллапс активной зоны при падении температуры твэла ниже 265 °С, испарение теплоносителя в топливных каналах в холодном состоянии реактора, а также прилипание некоторых стержней аварийной защиты. Однако медленная скорость введения стержней управления вместе с их конструкцией, вызывающей локализованную положительную реактивность при движении вытеснителя через нижнюю часть активной зоны, создала ряд возможных ситуаций, когда инициирование САЭ само по себе может вызвать или усугубить выход реактора из-под контроля. .

Компьютерная система СКАЛА или СКАЛА для расчета запаса реактивности собирала данные примерно из 4000 источников. Его цель заключалась в том, чтобы помочь оператору в установившемся управлении реактором. На циклическое прохождение всех измерений и подсчет результатов ушло десять-пятнадцать минут. СКАЛА не могла управлять реактором, вместо этого она только давала рекомендации операторам и использовала компьютерные технологии 1960-х годов. [31]

Операторы могли отключить некоторые системы безопасности, сбросить или подавить некоторые сигналы тревоги, а также обойти автоматическую аварийную остановку , подключив соединительные кабели к доступным терминалам. Такая практика допускалась при некоторых обстоятельствах.

Реактор оборудован детектором течи твэлов. Сцинтилляционный счетчик- детектор, чувствительный к энергии короткоживущих продуктов деления, установлен на специальной тележке и перемещается над выходами топливных каналов, выдавая сигнал тревоги при обнаружении повышенной радиоактивности в пароводяном потоке.

В щитах управления РБМК есть две большие панели или мнемосхемы, представляющие вид реактора сверху. Один дисплей состоит в основном или полностью (в РБМК первого поколения) из цветных циферблатов или индикаторов положения стержней: эти циферблаты отображают положение стержней СУЗ внутри реактора, а цвет корпуса циферблатов соответствует цвету стержней СУЗ. цвета которых соответствуют их назначению, например красный для стержней автоматического управления. Другой дисплей представляет собой карту активной зоны или картограмму основных каналов, он имеет круглую форму, состоит из плиток и представляет каждый канал реактора. Каждая плитка состоит из одной световой крышки с номером канала. [32] и лампочку накаливания, и каждая лампочка загорается, указывая на нестандартные (выше или ниже нормальных) параметры канала.

Операторы должны ввести номер затронутого канала(ов), а затем просмотреть инструменты, чтобы точно определить, какие параметры не соответствуют техническим требованиям. Карта ядра представляла собой информацию с компьютера СКАЛА. У каждого подразделения был свой компьютер, расположенный в отдельной комнате. В диспетчерской также есть диаграммы или самописцы трендов. Некоторые диспетчерские РБМК были модернизированы видеостенами , которые заменяют мнемосхемы и большинство самописцев и устраняют необходимость вводить номера каналов, а вместо этого операторы наводят курсор на (теперь репрезентативную) плитку, чтобы просмотреть ее параметры, показанные на нижняя сторона видеостены. [33] Диспетчерская расположена ниже пола деаэраторной. Оба помещения находятся в пространстве между реакторным и машинным залом.

Сдерживание

[ редактировать ]

Конструкция РБМК была создана прежде всего для того, чтобы быть мощной, быстрой в сборке и простой в обслуживании. Полная физическая защитная конструкция для каждого реактора более чем удвоила бы стоимость и время строительства каждой станции, и, поскольку эта конструкция была сертифицирована советским министерством ядерной науки как изначально безопасная при эксплуатации в установленных параметрах, советские власти взяли на себя обязательство должным образом соблюдать доктрина рабочих сделала бы невозможным любой несчастный случай. Реакторы РБМК были спроектированы так, чтобы обеспечить возможность замены топливных стержней на полную мощность без остановки, как в тяжеловодном реакторе CANDU под давлением , как для дозаправки топлива, так и для производства плутония для ядерного оружия . Для этого потребовались большие краны над активной зоной.

Поскольку активная зона реактора РБМК очень высокая (около 7 м (23 фута 0 дюймов)), стоимость и сложность строительства тяжелой защитной конструкции не позволили построить дополнительные конструкции аварийной защитной оболочки для труб поверх активной зоны реактора. Во время чернобыльской аварии давление выросло до уровня, достаточно высокого, чтобы снести верхнюю часть реактора, разорвав при этом топливные каналы и вызвав мощный пожар, когда воздух контактировал с перегретой графитовой активной зоной. После чернобыльской аварии некоторые реакторы РБМК были модернизированы с использованием конструкции частичной защитной оболочки вместо здания полной защитной оболочки , в котором топливные каналы окружены водяными рубашками для улавливания любых выброшенных радиоактивных частиц.

Нижняя часть реактора заключена в водонепроницаемом отсеке. Между днищем реактора и полом имеется пространство. Система защиты полости реактора от избыточного давления состоит из устройств сброса пара, встроенных в пол и ведущих к коллекторам парораспределителя, покрытым разрывными мембранами и открывающимся в парораспределительный коридор под реактором, на уровне +6. На полу коридора расположены входы большого количества вертикальных труб, ведущих к нижней части бассейнов подавления давления («барботерных» бассейнов), расположенных на уровнях +3 и +0. В случае аварии, которая прогнозировалась максимум как разрыв одного или двух напорных каналов, пар должен был барботироваться через воду и конденсироваться там, снижая избыточное давление в герметичном отсеке. Пропускная способность труб к бассейнам ограничивала возможности защиты одновременным разрывом двух напорных каналов; большее количество отказов привело бы к повышению давления, достаточному для подъема крышки («Конструкция Е», после взрыва прозванная «Елена», не путать с российской Реактор «Елена» ) перерезать остальные топливные каналы, разрушить систему ввода стержней управления, а возможно и вывести стержни управления из активной зоны. [34]

Защитная оболочка была спроектирована таким образом, чтобы устранять неисправности сливных труб, насосов, а также систем распределения и ввода питательной воды. Герметичные отсеки вокруг насосов выдерживают избыточное давление 0,45 МПа (65 фунтов на квадратный дюйм). Распределительные коллекторы и корпуса впускных патрубков выдерживают давление 0,08 МПа (12 фунтов на квадратный дюйм) и вентилируются через обратные клапаны в герметичный отсек. Полость реактора выдерживает избыточное давление 0,18 МПа (26 фунтов на квадратный дюйм) и вентилируется через обратные клапаны в герметичный отсек. Система гашения давления может справиться с отказом одного канала реактора, напорного коллектора насоса или распределительного коллектора. [21]

Утечки в паропроводах и сепараторах не устраняются, за исключением поддержания несколько более низкого давления в стояковой галерее и отсеке парового барабана, чем в реакторном зале. Эти помещения также не рассчитаны на выдерживание избыточного давления. Парораспределительный коридор содержит поверхностные конденсаторы . Спринклерные системы пожаротушения , работающие как при аварии, так и при нормальной эксплуатации, питаются от бассейнов гашения давления через теплообменники, охлаждаемые технической водой станции, и охлаждают воздух над бассейнами. Струйные охладители расположены в самых верхних частях отсеков; их роль заключается в охлаждении воздуха и удалении пара и радиоактивных аэрозольных частиц. [21]

Удаление водорода из герметичного отсека осуществляется удалением 800 м. 3 (28 000 куб. футов)/час воздуха, его фильтрация и сброс в атмосферу. Удаление воздуха прекращается автоматически в случае утечки охлаждающей жидкости и его необходимо возобновлять вручную. Водород присутствует при нормальной работе из-за утечек охлаждающей жидкости (предположительно до 2 т (2,2 коротких тонны) в час). [21]

Другие системы

[ редактировать ]

Для описанных здесь ядерных систем Чернобыльская АЭС в качестве примера используется .

Электрические системы

[ редактировать ]

Электростанция подключена к электрическим сетям напряжением 330 кВ и 750 кВ . Блок имеет два электрогенератора , подключенных к сети 750 кВ одним генераторным трансформатором. Генераторы соединены с общим трансформатором двумя последовательно включенными переключателями. Между ними подключены трансформаторы агрегата для питания собственных систем электростанции; Таким образом, каждый генератор может быть подключен к трансформатору агрегата для питания электростанции или к трансформатору агрегата и трансформатору генератора, чтобы также подавать электроэнергию в сеть. Линия 330 кВ обычно не используется и служит внешним источником питания, подключаемым станционным трансформатором к электрическим системам электростанции. [21]

Электростанция может питаться от собственных генераторов, либо получать электроэнергию от сети 750 кВ через генераторный трансформатор, либо от сети 330 кВ через станционный трансформатор, либо от другого блока электростанции через две резервные шины . В случае полной потери внешней электроэнергии основные системы могут питаться от дизель-генераторов . Каждый трансформатор блока подключен к двум основным силовым щитам 6 кВ, A и B (например, 7A, 7B, 8A, 8B для генераторов 7 и 8), питающим основные второстепенные драйверы и подключенным к трансформаторам для основного питания 4 кВ и Резервная шина 4 кВ. [21]

Платы 7А, 7В и 8В также подключены к трем основным линиям электропередачи, а именно к насосам охлаждающей жидкости, каждая из которых также имеет собственный дизель-генератор. При отказе контура теплоносителя с одновременной потерей внешнего электроснабжения основная мощность может обеспечиваться за счет выкручивающихся турбогенераторов примерно в течение 45–50 секунд, в течение этого времени дизель-генераторы должны запуститься. Генераторы запускаются автоматически в течение 15 секунд при потере внешнего электроснабжения. [21]

Турбогенераторы

[ редактировать ]

Электрическая энергия вырабатывается парой турбогенераторов с водородным охлаждением мощностью 500 МВт . Они расположены в машинном зале длиной 600 м (1968 футов 6 дюймов), примыкающем к зданию реактора. Турбины Харьковским , почтенные пятицилиндровые К-500-65/3000, поставлены турбинным заводом. Электрогенераторы - ТВВ-500. Роторы турбины и генератора установлены на одном валу. Общий вес роторов составляет почти 200 т (220 коротких тонн), а их номинальная частота вращения — 3000 об/мин . [18]

составляет Длина турбогенератора 39 м (127 футов 11 дюймов), а его общий вес - 1200 т (1300 коротких тонн). Расход теплоносителя для каждой турбины составляет 82 880 т (91 360 коротких тонн)/ч. Генератор вырабатывает переменный ток напряжением 20 кВ, частотой 50 Гц. Статор генератора охлаждается водой, а ротор — водородом . Водород для генераторов производится на месте электролизом . [18] За конструкцию и надежность турбин они были удостоены Государственной премии Украины 1979 года.

Харьковский турбинный завод (ныне «Турбоатом» ) позже разработал новую версию турбины К-500-65/3000-2, пытаясь сократить использование ценного металла. Чернобыльская АЭС была оснащена турбинами обоих типов; В четвертом блоке были самые новые.

Варианты дизайна

[ редактировать ]

РБМК-1500

[ редактировать ]

Основное различие между реакторами РБМК-1000 и РБМК-1500 заключается в том, что РБМК-1500 охлаждается меньшим количеством воды, что обеспечивает винтовой ламинарный поток вместо чисто ламинарного потока через каналы. РБМК-1500 также использует меньше урана. Винтовой поток создается турбулизаторами в ТВС и увеличивает теплоотвод. [35] [36] Благодаря положительному коэффициенту пустотности РБМК уменьшенный объем охлаждающей воды приводит к увеличению выходной мощности. Как следует из названия, он был рассчитан на электрическую мощность 1500 МВт. Единственные реакторы такого типа и мощности – на Игналинской АЭС . [37]

РБМК-2000 и РБМК-3600

[ редактировать ]

РБМК-2000 [35] и РБМК-3600 [38] были рассчитаны на выработку 2000 и 3600 МВт электроэнергии соответственно. РБМК-2000 должен был иметь увеличенный диаметр канала и количество твэлов на ТВС при сохранении тех же размеров активной зоны, что и РБМК-1000 и РБМК-1500. В РБМК-3600 предположительно, как и в РБМК-1500, в конструкцию РБМК-2000 были добавлены турбулизаторы для увеличения теплоотвода.

РБМКП-2400

[ редактировать ]

РБМКП-2400 имеет прямоугольную форму, а не цилиндрическую, и представлял собой модульную, теоретически бесконечно расширяемую в продольном направлении конструкцию с вертикальными сепараторами пара, предназначенную для изготовления секций на заводе для сборки на месте . Он был спроектирован на выходную мощность 2400 МВт и более высокий тепловой КПД за счет перегрева пара непосредственно в активной зоне реактора в специальных топливных каналах с твэлами с оболочкой из нержавеющей стали вместо более распространенной оболочки из циркалоя, для температуры выхода пара. 450 °С. Ни один реактор такой мощности никогда не был построен, причем самым мощным из них по состоянию на 2018 год является EPR мощностью 1750 МВт . [37] Разработка этой конструкции была отменена из-за последствий чернобыльской катастрофы. РБМКП-4800 имел бы увеличенное количество каналов испарения и перегрева, что позволило бы увеличить выходную мощность. [39] [40] планировалось два РБМК-2400 Для Костромской АЭС . [41]

Конструктивные недостатки и проблемы безопасности

[ редактировать ]

Будучи первым реактором второго поколения, основанным на советской технологии 1950-х годов, конструкция РБМК была оптимизирована для скорости производства, а не для резервирования. Он был спроектирован и построен с учетом нескольких конструктивных характеристик, которые оказались опасно нестабильными при эксплуатации за пределами проектных спецификаций. Решение использовать графитовую активную зону с природным урановым топливом позволило обеспечить масштабную выработку электроэнергии всего за четверть затрат на тяжеловодные реакторы, которые были более трудоемкими в обслуживании и требовали больших объемов дорогой тяжелой воды для запуска. Однако оно имело и неожиданные негативные последствия, которые не проявились в полной мере до Чернобыльской катастрофы в 1986 году.

Высокий положительный коэффициент пустотности

[ редактировать ]

Легкая вода (обычная H 2 O) является одновременно замедлителем нейтронов и поглотителем нейтронов . Это означает, что он не только может замедлять нейтроны до скоростей, находящихся в равновесии с окружающими молекулами («термализовать» их и превращать в нейтроны низкой энергии, известные как тепловые нейтроны , которые с гораздо большей вероятностью будут взаимодействовать с ядрами урана-235, чем быстрые нейтроны, первоначально образующиеся при делении), но он также поглощает некоторые из них.

В реакторах серии РБМК в качестве теплоносителя выступает легкая вода, а замедление осуществляется преимущественно графитом . Поскольку графит уже замедляет нейтроны, легкая вода оказывает меньший эффект на их замедление, но все же может их поглощать. Это означает, что реактивность реактора (регулируемая соответствующими нейтронно-поглощающими стержнями) должна учитывать поглощение нейтронов легкой водой.

В случае испарения воды в пар место, занимаемое водой, будет занято водяным паром, который имеет плотность значительно меньшую, чем плотность жидкой воды (точное количество зависит от давления и температуры; при стандартных условиях пар составляет около 1 ⁄ 1350 плотности жидкой воды). Из-за более низкой плотности (массы и, следовательно, атомных ядер, способных поглощать нейтроны), способность легкой воды поглощать нейтроны практически исчезает при ее кипении. Это позволяет большему количеству нейтронов расщеплять больше ядер U-235 и тем самым увеличивать мощность реактора, что приводит к повышению температуры, что приводит к кипению еще большего количества воды, создавая петлю тепловой обратной связи .

В реакторах РБМК образование пара в охлаждающей воде на практике привело бы к образованию пустоты: пузыря, который не поглощает нейтроны. Снижение замедления легкой водой не имеет значения, поскольку графит все еще замедляет нейтроны. Однако потеря поглощения резко меняет баланс производства нейтронов, вызывая неконтролируемое состояние, в котором производится все больше и больше нейтронов, а их плотность растет экспоненциально. Такое состояние называется «положительным коэффициентом пустотности », и серия реакторов РБМК имеет самый высокий положительный коэффициент пустотности среди всех когда-либо созданных коммерческих реакторов.

Высокий коэффициент пустотности не обязательно делает реактор по своей сути небезопасным, поскольку некоторые нейтроны деления испускаются с задержкой в ​​секунды или даже минуты (испускание нейтронов после деления из дочерних ядер), и поэтому можно предпринять шаги для уменьшения деления. ставка, прежде чем она станет слишком высокой. Однако эта ситуация значительно затрудняет управление реактором, особенно на малой мощности. Таким образом, системы управления должны быть очень надежными, а персонал диспетчерской должен быть тщательно обучен особенностям и ограничениям системы. Ни одного из этих требований в Чернобыле не существовало: поскольку фактическая конструкция реактора имела гриф одобрения Курчатовского института и считалась государственной тайной , обсуждение недостатков реактора было запрещено даже среди реального персонала, эксплуатирующего станцию. Некоторые более поздние конструкции РБМК действительно включали стержни управления на электромагнитных захватах, что позволяло контролировать скорость реакции и, при необходимости, полностью останавливать реакцию. Однако реактор РБМК в Чернобыле имел тяги ручного управления муфтой.

все реакторы РБМК претерпели существенные изменения После Чернобыльской катастрофы . Положительный коэффициент пустотности снижен с +4,5 β до +0,7 β, [42] [43] снижение вероятности дальнейших аварий с реактивностью за счет более высоких требований к обогащению уранового топлива. [44]

Улучшения после чернобыльской аварии

[ редактировать ]

В своих посмертно опубликованных мемуарах Валерий Легасов первый заместитель директора Курчатовского института атомной энергии рассказал, что ученые института давно знали о существенных конструктивных недостатках РБМК. [45] [46] Самоубийство Легасова в 1988 году, последовавшее за неудачными попытками провести реформу в области ядерной и промышленной безопасности, вызвало шок во всем научном сообществе. Проблемы проектирования РБМК обсуждались все более открыто. [47]

После аварии в Чернобыле все оставшиеся реакторы РБМК были модернизированы с рядом обновлений в целях безопасности . Самое крупное из этих обновлений исправило конструкцию стержня управления РБМК. Стержни управления имеют графитовые вытеснители длиной 4,5 метра (14 футов 9 дюймов), которые предотвращают попадание охлаждающей воды в пространство, освобождаемое при выдвижении стержней. В первоначальной конструкции эти вытеснители, будучи короче высоты активной зоны, оставляли столбы воды высотой 1,25 метра (4,1 фута) внизу (и 1,25 метра [4,1 фута] вверху), когда стержни были полностью извлечены. [6]

Во время введения графит сначала вытеснит эту нижнюю часть воды, локально увеличивая реакционную способность. Кроме того, когда стержни находились в крайнем верхнем положении, концы поглотителя находились за пределами активной зоны, что требовало относительно большого смещения, прежде чем добиться значительного снижения реактивности. [48] Эти конструктивные недостатки, вероятно, стали последней причиной первого взрыва чернобыльской аварии, в результате чего нижняя часть активной зоны сразу же стала критической, когда операторы попытались остановить сильно дестабилизированный реактор, повторно вставив стержни. Обновления:

  • Увеличение обогащения топлива с 2% до 2,4% для компенсации доработок стержней управления и введения дополнительных поглотителей.
  • Количество стержней ручного управления увеличено с 30 до 45.
  • 80 дополнительных поглотителей тормозят работу на малой мощности, где конструкция РБМК наиболее опасна.
  • Последовательность действий AZ-5 (аварийное отключение реактора или SCRAM ) уменьшена с 18 до 12 секунд.
  • Дополнение системы БАЗ или БАЗ*, [49] (быстрая аварийная защита реактора), которая позволит вставить 24 равномерно распределенных стержня в активную зону реактора с помощью модифицированного приводного механизма за 1,8–2,5 секунды.
  • Меры предосторожности против несанкционированного доступа к системам аварийной безопасности.

Кроме того, разработаны RELAP5-3D модели реакторов РБМК-1500 для использования в комплексных теплогидравлико-нейтронных расчетах для анализа специфических переходных процессов, при которых важен нейтронно-физический отклик активной зоны. [50]

*Кнопка БАЗ предназначена в качестве упреждающей меры по снижению реактивности до активации АЗ-5, чтобы обеспечить безопасное и стабильное аварийное отключение РБМК.

Блоки замедлителя из деформированного графита

[ редактировать ]

С мая 2012 года по декабрь 2013 года «Ленинград -1» находился в автономном режиме, пока проводились ремонтные работы по деформированным графитовым блокам замедлителя. 18-месячный проект включал исследования и разработку машин для технического обслуживания и систем мониторинга. Аналогичная работа будет проведена и с оставшимися в эксплуатации РБМК. [51] Блоки графитового замедлителя в РБМК можно ремонтировать и заменять на месте, в отличие от другого современного крупного реактора с графитовым замедлителем - усовершенствованного реактора с газовым охлаждением . [52]

Продольная резка некоторых графитовых колонн во время работ по продлению срока службы может вернуть графитовую стопку к ее первоначальной проектной геометрии. [16]

Дальнейшее развитие

[ редактировать ]
Основная статья: МКЭР

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 МКЭР-1000 — 5-й энергоблок Курской АЭС . Строительство «Курска-5» было отменено в 2012 году. [55] Для Ленинградской АЭС планировались МКЭР-800, МКЭР-1000 и МКЭР-1500. [56] [57] [58]

Замыкания

[ редактировать ]

Из 17 построенных РБМК все три уцелевших реактора Чернобыльской АЭС сейчас закрыты. Блок 1 был закрыт в 1996 году, блок 3 - в 2000 году, блок 4 был разрушен в результате аварии, а блок 2 выведен из строя после взрыва водорода в 1991 году. Чернобыль 5 и 6 находились в стадии строительства во время аварии в Чернобыле, но в дальнейшем строительство было остановлено из-за высокого уровня загрязнения объекта, ограничивающего его долгосрочное будущее. Оба реактора в Игналине в Литве также были остановлены. [59]

Россия — единственная страна, где до сих пор эксплуатируются реакторы этой конструкции: Ленинград (2 РБМК-1000), Смоленск (3 РБМК-1000) и Курск (3 РБМК-1000), 19 декабря Курский энергоблок был остановлен через ключ БСМ. В 2021 году завод в последний раз будет эксплуатировать все четыре агрегата бок о бок. [60] В настоящее время в России больше не строятся реакторы РБМК. Ожидается, что последний реактор РБМК в России будет остановлен в 2034 году на Смоленской АЭС-3 .

Список реакторов РБМК

[ редактировать ]

Цветовой ключ:

  – Действующий реактор (включая реакторы, которые в настоящее время отключены)      — Реактор выведен из эксплуатации   – Реактор разрушен в результате аварии   – Заброшенное или отмененное строительство реактора
Расположение [61] Текущий
Страна 		Тип реактора Онлайн Статус Сеть
Емкость
(МВт эл .) 		Валовой
Емкость
(МВт эл .)
Чернобыль -1 Украина РБМК-1000 1977 закрылся в 1996 году 740 800
Чернобыль-2 Украина РБМК-1000 1978 закрылся в 1991 году 925 1,000
Чернобыль-3 Украина РБМК-1000 1981 закрылся в 2000 году 925 1,000
Чернобыль-4 Украина РБМК-1000 1983 разрушен в 1986 году 925 1,000
Чернобыль-5 Украина РБМК-1000 Н/Д строительство отменено в 1988 году 950 1,000
Чернобыль-6 Украина РБМК-1000 Н/Д строительство отменено в 1988 году 950 1,000
Игналина -1 Литва РБМК-1500 1983 закрылся в 2004 году 1,185 1,300 [А]
Игналина-2 Литва РБМК-1500 1987 закрыть в 2009 году 1,185 1,300 [А]
Игналина-3 Литва РБМК-1500 Н/Д строительство отменено в 1988 году 1,380 1,500
Игналина-4 Литва РБМК-1500 Н/Д план отменен в 1988 году 1,380 1,500
Кострома-1 Россия РБМК-1500 Н/Д строительство отменено в 1980-х годах 1,380 1,500
Кострома-2 Россия РБМК-1500 Н/Д строительство отменено в 1980-х годах 1,380 1,500
Курск -1 Россия РБМК-1000 1977 закрыть в 2021 году 925 1,000
Курск-2 Россия РБМК-1000 1979 закрыть в 2024 году 925 1,000
Курск-3 Россия РБМК-1000 1984 эксплуатация до 2029 года [62] 925 1,000
Курск-4 Россия РБМК-1000 1985 эксплуатация до 2030 года [62] 925 1,000
Курск-5 [53] Россия РБМК-1000 [Б] Н/Д строительство отменено в 2012 году 925 1,000
Курск-6 Россия РБМК-1000 Н/Д строительство отменено в 1993 г. 925 1,000
Ленинград -1 Россия РБМК-1000 1974 закрыть в 2018 году [12] 925 1,000
Ленинград-2 Россия РБМК-1000 1976 закрыть в 2020 году [63] 925 1,000
Ленинград-3 Россия РБМК-1000 1979 в эксплуатации до июня 2025 г. [62] 925 1,000
Ленинград-4 Россия РБМК-1000 1981 в эксплуатации до августа 2026 г. [62] 925 1,000
Смоленск -1 Россия РБМК-1000 1983 эксплуатация до 2028 года [62] 925 1,000
Смоленск-2 Россия РБМК-1000 1985 эксплуатация до 2030 года [62] 925 1,000
Смоленск-3 Россия РБМК-1000 1990 эксплуатация до 2034 года [62] 925 1,000
Смоленск-4 Россия РБМК-1000 Н/Д строительство отменено в 1993 г. 925 1,000
А После чернобыльской катастрофы мощность РБМК-1500, построенная с валовой электрической мощностью 1500 МВт , была снижена до 1360 МВт.

с графитовым замедлителем Реактор Magnox существует в Северной Корее в Йонбенском научно-исследовательском центре ядерных исследований . [64] В то время как в реакторах Magnox с газовым охлаждением, AGR и реакторах с галечным слоем (таких как реактор Dragon в Уинфрите ) в качестве замедлителей используется графит, их использование газов ( диоксида углерода для Magnox и AGR, а гелия для Dragon) в качестве теплоносителей приводит к тому, что они не имеют коэффициент пустоты.

См. также

[ редактировать ]

Ссылки

[ редактировать ]
  1. ^ Jump up to: а б «Архивная копия» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 25 мая 2018 г. Проверено 1 июня 2018 г. {{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка )
  2. ^ «Россия останавливает ядерный реактор советской постройки» . Вашингтон Таймс . Архивировано из оригинала 06 апреля 2020 г. Проверено 28 мая 2019 г.
  3. ^ «Реакторы РБМК | Реактор большой мощности канальный | Положительный коэффициент пустотности – Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Проверено 24 апреля 2024 г.
  4. ^ «Реакторы РБМК | Реактор большой мощности канальный | Положительный коэффициент пустотности – Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Проверено 24 апреля 2024 г.
  5. ^ «Реакторы РБМК | Реактор большой мощности канальный | Положительный коэффициент пустотности – Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Проверено 24 апреля 2024 г.
  6. ^ Jump up to: а б «Реакторы РБМК | Реактор большой мощности канальный | Положительный коэффициент пустотности – Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Архивировано из оригинала 05.11.2018 . Проверено 18 июня 2019 г.
  7. ^ «Форсмарк: как Швеция предупредила мир об опасности чернобыльской катастрофы» . Темы | Европейский парламент . 15 мая 2014 г. Проверено 24 апреля 2024 г.
  8. ^ Аскарелли, Бретт (31 мая 2019 г.). «25 лет после Чернобыля, как об этом узнала Швеция» . Шведское радио . Проверено 24 апреля 2024 г.
  9. ^ Чернов Д., Сорнетт Д. Техногенные катастрофы и сокрытие информации о рисках: тематические исследования крупных катастроф и человеческой ошибочности . Спрингер. 2015. С. 71.
  10. ^ «Реакторы РБМК | Реактор большой мощности канальный | Положительный коэффициент пустотности – Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Проверено 24 апреля 2024 г.
  11. ^ Луис, Ледерман (январь 1996 г.). «Безопасность реакторов РБМК: создание технических основ» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии .
  12. ^ Jump up to: а б «Россия останавливает ядерный реактор советской постройки – The Washington Times» . Вашингтон Таймс . Архивировано из оригинала 28 мая 2019 г. Проверено 28 мая 2019 г.
  13. ^ "Тёмная" авария на Мецаморской АЭС – 1982 | Вне Строк . allinnet.info . Апрель 2020 г. Архивировано из оригинала 01 сентября 2021 г. Проверено 14 февраля 2021 г.
  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 б с д и ж г Хиггинботэм, Адам (4 февраля 2020 г.). Полночь в Чернобыле: нерассказанная история величайшей ядерной катастрофы в мире . Саймон и Шустер. ISBN  978-1-5011-3463-0 . Архивировано из оригинала 1 сентября 2021 года . Получено 4 мая 2021 г. - через Google Книги.
  16. ^ Jump up to: а б "Россия завершает модернизацию третьего Смоленского РБМК" . Мировые ядерные новости . 28 марта 2019 года. Архивировано из оригинала 6 апреля 2020 года . Проверено 17 июля 2019 г.
  17. ^ «Продление срока службы российских реакторов РБМК второго поколения» . Международная ядерная инженерия. 12 июля 2024 г. Проверено 16 июля 2024 г.
  18. ^ Jump up to: а б с д и «Концерн Энергоатом» ОАО «Смоленская АЭС» О заводе «Генерация» . Snpp.rosenergoatom.ru. 30 апреля 2008 г. Проверено 22 марта 2010 г. [ постоянная мертвая ссылка ]
  19. ^ Jump up to: а б с д и «Анализ аварий на атомных электростанциях с реакторами РБМК с графитовым замедлителем» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 6 апреля 2020 г. Проверено 22 марта 2010 г.
  20. ^ Михаил Васильевич Малько. «Чернобыльский реактор: особенности конструкции и причины аварии» (PDF) . Институт комплексной радиационной и ядерной науки Киотского университета . S2CID   1490526 .
  21. ^ Jump up to: а б с д и ж г час я дж к л Чернобыль: техническая оценка... – Google Книги . Томас Телфорд. 1987. ISBN  978-0-7277-0394-1 . Архивировано из оригинала 01 сентября 2021 г. Проверено 22 марта 2010 г.
  22. ^ Jump up to: а б с д «Топливный канал» . Insc.anl.gov. Архивировано из оригинала 6 апреля 2018 года . Проверено 22 марта 2010 г.
  23. ^ Jump up to: а б с «Информационный мост: научно-техническая информация Министерства энергетики – при поддержке OSTI» (PDF) . Osti.gov. Архивировано из оригинала 01 сентября 2021 г. Проверено 22 марта 2010 г.
  24. ^ Jump up to: а б Малко, Михаил (июль 2002 г.), «Чернобыльский реактор: конструктивные особенности и причины аварии» (PDF) , в Иманаке, Тецудзи (ред.), Недавние исследования аварии на Чернобыльской АЭС в Беларуси, Украине и России , Исследовательский реактор Институт Киотского университета, стр. 11–27, заархивировано (PDF) из оригинала 08 ноября 2019 г. , получено 10 января 2020 г.
  25. ^ ":: РБМК-1000 И РБМК-1500 ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО" . Элемаш.ру. Архивировано из оригинала 7 октября 2006 г. Проверено 22 марта 2010 г.
  26. ^ «Топливная сборка» . Insc.anl.gov. Архивировано из оригинала 6 апреля 2018 года . Проверено 22 марта 2010 г.
  27. ^ https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub913e_web.pdf. Архивировано 14 декабря 2019 г. на Wayback Machine , стр. 119.
  28. ^ «ВОЗ – Всемирная организация здравоохранения» (PDF) . wqlibdoc.who.int . Архивировано из оригинала (PDF) 27 декабря 2013 г. Проверено 17 апреля 2010 г.
  29. ^ «Краткое описание растения» . Лей.лт. Архивировано из оригинала 26 июня 2019 г. Проверено 22 марта 2010 г.
  30. ^ «Принцип схемы AES» . Pavrda.cz. Архивировано из оригинала 17 февраля 2020 г. Проверено 22 марта 2010 г.
  31. ^ «ИНСАГ-7 Чернобыльская катастрофа» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 14 декабря 2019 г. Проверено 13 декабря 2019 г.
  32. ^ «Световое прикрытие из диспетчерской Чернобыля» . www.orau.org . Проверено 12 октября 2021 г.
  33. ^ Модернизация главного щита управления Курской АЭС (кейс-стади)Октябрь 2010 г., Международная конференция по дизайну диспетчерских: ICOCO 2010, Париж, Франция. DOI 10.13140/2.1.1412.9929
  34. ^ «Архивная копия» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 20 октября 2018 г. Проверено 17 апреля 2010 г. {{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка )
  35. ^ Jump up to: а б 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.)
  36. ^ 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.)
  37. ^ Jump up to: а б «Архивная копия» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 27 апреля 2018 г. Проверено 18 ноября 2018 г. {{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка )
  38. ^ Nuclear Power Plants: Collection of Articles. Issue 8, Energoatomizdat, 1985. (Атомные электрические станции: Сборник статей. Вып. 8, Энергоатомиздат, 1985.)
  39. ^ "5.5.Проект реактора рбмкп-2400" . Archived from the original on 2019-01-13 . Retrieved 2021-02-21 .
  40. ^ 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.)
  41. ^ 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.)
  42. ^ Кингери, Томас (2011). «Кипящие водоводяные реакторы с графитовым замедлителем (РБМК)». Энциклопедия ядерной энергии: наука, технологии и приложения . Джон Уайли и сыновья. глава 20.6. ISBN  978-1-118-04348-6 .
  43. ^ Стид, Роджер (2006). Атомная энергетика: в Канаде и за ее пределами . Издательство «Универсальный магазин». п. 274. ИСБН  978-1-897113-51-6 .
  44. ^ «ИНСАГ-7 Чернобыльская катастрофа» (PDF) . стр. 124–125. Архивировано (PDF) из оригинала 14 декабря 2019 г. Проверено 03 января 2022 г.
  45. ^ «Украинский еженедельник», стр. 2, воскресенье, 26 января 2003 г. (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 18 февраля 2012 г. Проверено 28 сентября 2009 г.
  46. ↑ История Международного агентства по атомной энергии: первые сорок лет. Архивировано 4 августа 2019 г. в Wayback Machine , стр. 194, Дэвид Фишер.
  47. ^ Бюллетень ученых-атомщиков, сентябрь 1993 г., стр. 40.
  48. ^ «Чернобыльская катастрофа» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 14 декабря 2019 г. Проверено 13 декабря 2019 г.
  49. ^ СИСТЕМЫ ОСТАНОВКИ РБМК . Вена, Австрия: МАГАТЭ. Июнь 1995 г. с. 9.
  50. ^ «Разработка модели реактора РБМК-1500 Игналинской АЭС RELAP5-3D» (PDF) . www.inl.gov . Архивировано из оригинала (PDF) 24 сентября 2012 г. Проверено 25 июня 2012 г.
  51. ^ «Восстановленный РБМК снова в строю» . Мировые ядерные новости. 2 декабря 2013 г. Архивировано из оригинала 16 декабря 2019 г. . Проверено 3 декабря 2013 г.
  52. ^ «Обеспокоенность по поводу безопасности взлома внутри реактора в Шотландии сохраняется: эксперт по ядерной безопасности» . РИА Новости . 7 октября 2014 года. Архивировано из оригинала 16 октября 2014 года . Проверено 10 октября 2014 г.
  53. ^ Jump up to: а б «Ядерный топливный цикл России – Ядерный топливный цикл России – Всемирная ядерная ассоциация» . world-nuclear.org . Архивировано из оригинала 13 февраля 2013 г. Проверено 27 сентября 2008 г.
  54. ^ «НИКЭТ – Отделение трубчатых энергетических реакторов» . Архивировано из оригинала 10 октября 2006 года.
  55. ^ «мкр1000раз» . www.lnpp.ru. ​Архивировано из оригинала 2 апреля 2009 г. Проверено 27 сентября 2008 г.
  56. ^ «мкр1000раз» . www.lnpp.ru. ​Архивировано из оригинала 5 октября 2011 г. Проверено 27 сентября 2008 г.
  57. ^ . 11 октября 2006 г. https://web.archive.org/web/20061011003925/http://www.nikiet.ru/eng/conf/19oct2004/programme/plenary_session/03_Cherkashov_NIKIET.doc . Архивировано из оригинала (DOC) 11 октября 2006 года. {{cite web}}: Отсутствует или пусто |title= ( помощь )
  58. ^ «Беллона – Статистика Ленинградской АЭС» . Архивировано из оригинала 4 июля 2009 года.
  59. ^ «Ранние советские реакторы и вступление в ЕС» . Архивировано из оригинала 24 октября 2005 г. Проверено 31 октября 2005 г.
  60. ^ «Главная страница ПРИС» . Архивировано из оригинала 7 января 2011 г. Проверено 16 августа 2007 г.
  61. ^ * Чернобыль 1. Архивировано 4 июня 2011 г. в Wayback Machine.
  62. ^ Jump up to: а б с д и ж г «Атомная энергетика в России» . Всемирная ядерная ассоциация. 15 апреля 2016 г. Архивировано из оригинала 4 августа 2019 г. . Проверено 26 апреля 2016 г.
  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. ^ Белферовский центр (10 сентября 2013 г.), Nuclear 101: How Nuclear Bombs Work», часть 2/2 , заархивировано из оригинала 20 мая 2019 г. , получено 1 июня 2019 г. [слайд в 00:33:00]
[ редактировать ]
Retrieved from "https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=RBMK&oldid=1237620054"
Arc.Ask3.Ru: конец переведенного документа.
Arc.Ask3.Ru
Номер скриншота №: b1c1467293fb5e87b4cb4a05699ad8e5__1722350580
URL1:https://arc.ask3.ru/arc/aa/b1/e5/b1c1467293fb5e87b4cb4a05699ad8e5.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.)