Концепции безопасности реакторов РБМК
Основные принципы физического проектирования
Концепция развития канальных уран-графитовых реакторов, охлаждаемых кипящей водой, основывалась на конструкторских решениях, проверенных практикой эксплуатации промышленных реакторов, и предполагала реализацию особенностей физики РБМК, которые в совокупности должны были обеспечить создание безопасных энергоблоков большой единичной мощности с высоким коэффициентом использования установленной мощности и экономичным топливным циклом.
В числе аргументов в пользу РБМК выдвигались преимущества, обусловленные лучшими физическими характеристиками активной зоны, в первую очередь лучший баланс нейтронов, обусловленный слабым поглощением графита, и возможность достичь глубокого выгорания урана благодаря непрерывным перегрузкам топлива. Расход природного урана на единицу выработанной энергии, в то время считавшийся одним из главных критериев экономичности, оказывался примерно на 25 % ниже, чем в ВВЭР.
От первоначального представления, что физические проблемы РБМК не требуют существенной корректировки развитых методов физических исследований промышленных реакторов, а связаны лишь с использованием в качестве основного конструкционного материала активной зоны циркония вместо алюминия, почти сразу пришлось отказаться. Уже первые оценки нейтронно-физических (и теплофизических) характеристик показали необходимость решения большого круга задач по оптимизации физических параметров реактора и разработки методического и программного обеспечения:
Основными проблемами при определении оптимальных физических характеристик РБМК являются безопасность и экономичность топливного цикла. Ядерная безопасность реактора обеспечивается возможностями контроля и управления реактивностью во всех режимах эксплуатации, что требует определения безопасных диапазонов изменения эффектов и коэффициентов реактивности. Особенно важны физические характеристики, которые обусловливают пассивную безопасность реакторной установки, как в
условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных и переходных режимах. Не менее важны характеристики, обеспечивающие ядерную безопасность, — это эффективность и быстродействие рабочих органов СУЗ, которые обеспечивают заглушение и удержание его в подкритическом состоянии.
Технико-экономические показатели работы реакторной установки также в значительной мере определяются такими физическими характеристиками, как выгорание и нуклидный состав выгружаемого топлива, удельные расходы природного и обогащенного урана и ТВС на единицу выработанной электроэнергии и компоненты баланса нейтронов в активной зоне.
Основные принципы и критерии обеспечения безопасности
Основным принципом обеспечения безопасности, положенным в основу проекта реакторной установки РБМК-1000, является не превышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению обслуживающего персонала и населения, а также нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и рассматриваемых в проекте авариях.
Комплекс технических средств обеспечения безопасности реакторной установки РБМК-1000 осуществляет выполнение функций:
•надежного контроля и управления энергораспределением по объему активной зоны;
•диагностики состояния активной зоны для своевременной замены потерявших работоспособность конструктивных элементов;
•автоматического снижения мощности и останова реактора в аварийных ситуациях;
•надежного охлаждения активной зоны при выходе из строя различного оборудования;
•аварийного охлаждения активной зоны при разрывах трубопроводов циркуляционного контура, паропроводов и питательных трубопроводов.
•обеспечения сохранности конструкций реактора при любых исходных событиях;
•оснащения реактора защитными, локализующими, управляющими системами безопасности и отвода выбросов теплоносителя при разгерметизации трубопроводов из реакторных помещений в систему локализации;
•обеспечения ремонтопригодности оборудования в процессе эксплуатации реакторной установки и при ликвидации последствий проектных аварий.
В процессе проектирования первых реакторных установок РБМК-1000был сформирован перечень исходных аварийных событий и проанализированы наиболее неблагоприятные пути их развития. На основе опыта эксплуатации РУ на энергоблоках Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС и по мере ужесточения требований к безопасности АЭС, которое имеет место в мировой энергетике вообще, первоначальный перечень исходных событий значительно расширен.
Перечень исходных событий применительно к реакторным установкам РБМК-1000последних модификаций включает более 30 аварийных ситуаций, которые могут быть разделены на четыре основных принципа:
1)ситуации с изменением реактивности;
2)аварии в системе охлаждения активной зоны;
3)аварии, вызванные разрывом трубопроводов;
4)ситуации с отключением или отказом оборудования.
В проект реакторной установки РБМК-1000 при анализе аварийных ситуаций и разработке средств обеспечения безопасности заложены в соответствии сОПБ-82 следующие критерии безопасности:
1 в качестве максимальной проектной аварии рассматривается разрыв трубопровода максимального диаметра с беспрепятственным двухсторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности;
2) первый проектный предел повреждения твэлов для условий нормальной эксплуатации составляет: 1 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % твэлов с прямым контактом теплоносителя и топлива;
3) второй проектный предел повреждения твэлов при разрывах трубопроводов циркуляционного контура и включении системы аварийного охлаждения устанавливает:
•температуру оболочек твэлов − не более 1200 °С;
•локальную глубину окисления оболочек твэлов − не более 18 % первоначальной толщины стенки;
•долю прореагировавшего циркония − не более 1 % массы оболочек твэлов каналов одного раздаточного коллектора;
4) должна быть обеспечена возможность выгрузки активной зоны и извлекаемость технологического канала из реактора после МПА.
Достоинства и недостатки канальных уран-графитовыхэнергетических реакторов
К основным достоинствам канальных энергетических реакторов, подтвержденным более чем 55-летнимопытом разработки и эксплуатации их в нашей стране, можно отнести следующие.
Дезинтегрированность конструкции:
•отсутствие проблем, связанных с изготовлением, транспортировкой и эксплуатацией корпуса реактора и парогенераторов;
•более легкое, по сравнению с корпусными реакторами, протекание аварий при разрывах трубопроводов контура циркуляции теплоносителя;
•большой объем теплоносителя в контуре циркуляции.
Непрерывная перегрузка топлива:
•малый запас реактивности;
•уменьшение продуктов деления, одновременно находящихся в активной зоне;
•возможность раннего обнаружения и выгрузки из реактора ТВС с негерметичными твэлами;
•возможность поддержания низкого уровня активности теплоносителя.
Аккумулирование тепла в активной зоне (графитовая кладка):
•возможность перетока тепла от каналов обезвоженной петли к каналам, сохранившим охлаждение, при организации «шахматного» расположения каналов различных петель;
•уменьшение скорости роста температуры при авариях с обезвоживанием.
Высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя, позволяющий длительное время расхолаживать реактор при обесточивании энергоблока.
Возможность получения требуемых нейтронно-физических характеристик активной зоны.
Гибкость топливного цикла:
•малое обогащение топлива;
•возможность дожигать после регенерации отработанное топливо из реакторов ВВЭР;
•возможность наработки широкого спектра изотопов. Недостатки канальных водографитовых реакторов:
•сложность организации контроля и управления из-забольших размеров активной зоны;
•наличие в активной зоне конструкционных материалов, ухудшающих баланс нейтронов;
•сборка реактора на монтаже из отдельных транспортабельных узлов, что приводит к увеличению объема работ в условиях стройплощадки;
•разветвленность циркуляционного контура реактора, увеличивающая объем эксплуатационного контроля основного металла и сварных швов и дозозатраты при ремонте и обслуживании;
•образование за счет материала графитовой кладки дополнительных отходов при снятии реактора с эксплуатации.
Конструкция реактора РБМК-1000
Общее описание конструкции реактора
Реактор РБМК-1000(рис. 2.1) тепловой мощностью 3200 МВт представляет собой систему, в которой в качестве теплоносителя используется легкая вода, а в качестве топлива− двуокись урана.
Реактор РБМК-1000− гетерогенный,уран-графитовый,кипящего типа, на тепловых нейтронах предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см2. Теплоноситель− кипящая вода. Основные технические характеристики реактора приведены в табл. 2.1.
Рис. 2.1. Разрез блока с реактором РБМК-1000
Комплекс оборудования, включающий в себя ядерный реактор, технические средства, обеспечивающие его работу, устройства вывода из реактора тепловой энергии и преобразования ее в другой вид энергии, как правило, называют ядерной энергетической установкой. Приблизительно 95 % энергии, выделяющейся в результате реакции деления, прямо передается теплоносителю. Около 5 % мощности реактора выделяется в графите от замедления нейтронов и поглощения гамма-квантов.
Реактор состоит из набора вертикальных каналов, вставленных в цилиндрические отверстия графитовых колонн, а также верхней и нижней защитных плит. Легкий цилиндрический корпус (кожух) замыкает полость графитовой кладки.
Кладка состоит из собранных в колонны графитовых блоков квадратного сечения с цилиндрическими отверстиями по оси. Кладка опирается на нижнюю плиту, которая передает вес реактора на бетонную шахту. Топливные каналы и каналы регулирующих стержней проходят через нижние и верхние металлоконструкции.
Состав и устройство активной зоны реактора
Активная зона − основная конструктивная часть реактора, сформированная на основаниирасчетно-теоретическихисследований.
АЗ имеет форму вертикального цилиндра диаметром 12,0 м и высотой 7 м, окружена боковым отражателем толщиной 1 м и торцевыми отражателями по 0,5 м.
В состав активной зоны входят:
1)топливная загрузка;
2)технологические каналы;
3)каналы СУЗ и КОО;
4)стержни СУЗ;
5)теплоноситель;
6)графитовая кладка.
Для обозначения ячеек ТК и специальных каналов используется система координат, представленная на рис. 2.12.
Система координат используется при эксплуатации реактора и перегрузке. В этой системе номера ячеек обозначаются в восьмиричной системе для обработки и выдачи результатов контроля в ЭВМ СЦК «СКАЛА». Координаты ячеек обозначены в осях Х–Y.ОсьХ параллельна оси машзала. Например: 24–30, ТК, координата по осиХ − 24; по осиY — 30.
Графитовая кладка
Графитовая кладка используется в качестве замедлителя и отражателя нейтронов. В графитовом замедлителе происходит уменьшение энергии нейтронов деления до тепловой, а графитовый отражатель снижает утечку нейтронов из активной зоны реактора.
Рис. 2.12. Система координат РБМК-1000
Графитовая кладка размещена внутри защитного кожуха схемы «КЖ» (реакторное пространство). Представляет собой вертикально расположенный цилиндр диаметром 14,0 м и высотой 8,0 м. собранный из отдельных графитовых блоков изготовленных из графита удовлетворяющего специальным требованиям по ядерной чистоте и плотности в 14 слоев, образующих 2488 колонн с шагом 250 мм общей массой 1760 т.
Четыре периферийных ряда колонн по всей окружности кладки выполняют функцию бокового отражателя. Графитовая кладка включает в себя активную зону в форме вертикального цилиндра с диаметром 12 м и высотой 7 м. В 1693 колоннах активной зоны имеются отверстия диаметром 114 мм, образующие в колоннах тракты для размещения ТК и других специальных устройств, обеспечивающих работу реактора. В отверстиях колонн бокового отражателя в место каналов установлены графитовые стержни из отдельных блоков высотой 280, 500, 600 мм.
Графитовые блоки имеют квадратное сечение 250×250 мм и различную высоту 200, 300, 500 и 600 мм. Основными являются блоки высотой 600 мм. Внутри блоков имеются отверстия диаметром 114 мм, образующие в колоннах тракты для размещения каналов.
Верхняя и нижняя части кладки собраны из блоков высотой 200, 300, 500 мм, которые выполняют роль торцевых отражателей и служат для обеспечения взаимного смещения стыков блоков соседних колонн по высоте кладки.
Каждая графитовая колонна (рис. 2.13) установлена на стальной опорной плите, которая опирается на стальной стакан, приваренный к верхней плите нижней МК схемы «ОР». Нагрузку от графитовой кладки, стальных опорных плит и стаканов несет МК схема «ОР», которая одновременно служит нижней биологической защитой реактора.
В верхней части графитовая колонна крепится с помощью стальных защитных плит, соединительных патрубков и трубтрактов, вваренных в верхнюю МК схемы «Е». Соединение трубтрактов с патрубками допускает температурное удлинение колонн.
К опорным стаканам с помощью шайб крепится диафрагма, набранная из отдельных листов из нержавеющей стали 08Х18Н10Т толщиной 5 мм. Диафрагма служит для снижения излучения тепла от опорных плит кладки к верхней плите МК схемы «ОР» и распределения потока газовой смеси через графитовую кладку.
Центрирование блоков относительно друг друга в колонне обеспечивается конусными соединениями типа «выступ−впадина», а центрирование графитовых колонн в трактах, вваренных в верхнюю МК схемы «Е», осуществляется с помощью защитных плит и соединительных патрубков. От радиальных перемещений кладка крепится с помощью 156 штанг, установленных в отверстия диаметром 114 мм периферийных колонн бокового отражателя. Внизу штанга установлена и вварена в опорные стаканы, которые приварены к верхней плите МК схемы «ОР».
Рис. 2.13. Конструкция ТК и графитовой колонны
В узлах стыка графитовых блоков (в 18-тивертикальных отверстиях диаметром 45 мм) размещаются температурные каналы с установленными в них тремя и двумя зонными термопарными блоками — 14 отверстий в активной зоне и четыре в зоне отражателя. При разогреве-расхолаживанииреактора температура трактов температурных каналов в зоне бокового отражателя отстает от температуры трактов рабочих каналов и прилегающих ребер значительно больше, чем в зоне плато, что ведет к возникновению неравномерности их температурных расширений и недопустимым напряжениям в местах приварки трактов к плитам МК схемы «Е». Для исключения (смягчения) напряжений в тракты периферийных температурных каналов вварены сильфонные компенсаторы. В этом отличие периферийных температурных каналов от трактов центральных температурных каналов.
Для предотвращения окисления графита и обеспечения необходимого теплоотвода от графита к ТК (энергии взаимодействия графита с нейтронами) кладка работает в атмосфере N2−Не-смеси.Для исключения утечек газовой смеси в случае разгерметизации внутренней полости реактора в процессе эксплуатации, внутренние полости схем «Е» и «ОР», пространства между кожухом реактора и баком водяной защиты, межкомпенсаторные пространства заполняются азотом, давление которого в среднем на 50 мм вод. ст. выше давленияN2−Не-смесиво внутренней полости реактора. Для отвода парогазовой смеси из реакторного пространства (в случае аварийных протечек теплоносителя) предусмотрены 8 труб диаметром 325×14 мм (четыре− со стороны схемы «Е» и четыре− со стороны схемы «ОР»). Трубы сброса парогазовой смеси заведены в ППБ в выгородку парогазовых сбросов. В нормальном режиме по четырем нижним трубам в реакторное пространство подводится газовая смесь, отвод ее осуществляется через систему КЦТК. Предельное давление во внутренней полости реактора составляет1,8 ата.
Для отвода воды с верхней плиты МК схемы «ОР» в случае течи теплоносителя в кладку, предусмотрены четыре дренажные трубы диаметром 121×10 мм. Протечки теплоносителя отводятся в БПТВ ВСРО. Контроль за расходом газовой смеси на выходе из РП осуществляется с помощью расходомера с верхним пределом измерения до 700 м3/ч. Контроль температуры газа производится с помощью термопар, установленных на каждой трубке системы КЦТК перед врезкой в общий коллектор. Для замера давления газовой смеси в РП на четырех парогазовых трубопроводах диаметром 400мм установлены манометры, позволяющие измерять избыточное давление до 0,8 кгс/см2. Узлы крепления каналов работают в условияхt = 440 °С, графитовые блокиt = до 750 °С.
