Конструкция реактора РБМК

Разрез по главному корпусу АЭС

Реактор размещается в железобетонной шахте размерами 21,6х21,6х25,5 м. Масса реактора передается на бетон через металлоконструкции, которые служат одновременно защитой от радиационных излучений и вместе с кожухом реактора образуют герметичную полость - реакторное пространство.

Внутри реакторного пространства располагается графитовая кладка цилиндрической формы диаметром 14 и высотой 8 м, состоящая из собранных в колонны блоков размерами 250х250х500 мм с вертикальными отверстиями для установки каналов в центре. Для предотвращения окисления графита и улучшения передачи тепла от графита к теплоносителю реакторное пространство заполнено азотно-гелиевой смесью.

Вид реактора сверху

Технологические каналы, предназначенные для установки топливных кассет и организации потока теплоносителя, представляют собой сварные трубные конструкции. Части каналов, располагающиеся в пределах активной зоны, имеют диаметр 88 мм, толщину стенки 4 мм и изготовлены из циркония.

В качестве топлива в реакторах РБМК используется двуокись урана U-235. В природном уране содержится 0,8 % изотопа U-235. Для уменьшения размеров реактора содержание U-235 в топливе предварительно повышается до 2,0 или 2,4 % на обогатительных комбинатах.

Тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ) представляет из себя циркониевую трубку высотой 3,5 м и толщиной стенки 0,9 мм с заключенными в нее таблетками двуокиси урана высотой 15 мм. Две соединенные последовательно тепловыделяющие сборки, содержащие по 18 ТВЭЛов каждая, образуют топливную кассету, длина которой составляет 7 м. Топливная кассета устанавливается в технологический канал. Количество технологических каналов в реакторе -1661. Вода подается в каналы снизу, омывает ТВЭЛы и нагревается, причем часть ее при этом превращается в пар. Образующаяся пароводяная смесь отводится из верхней части канала. Для регулирования расхода воды на входе в каждый канал предусмотрены запорно-регулирующие клапаны.

Блочный щит управления энергоблока

Управление реактором осуществляется равномерно распределенными по реактору 211 стержнями, содержащими поглощающий нейтроны элемент - бор. Стержни перемещаются индивидуальными сервоприводами в специальных каналах, конструкция которых аналогична технологическим. Стержни имеют собственный водяной контур охлаждения с температурой 40-70°С Использование стержней различной конструкции обеспечивает возможность регулирования энерговыделения по всему объему реактора и его быстрое заглушение при необходимости.

Для создания профиля энерговыделения заданной формы и повышения устойчивости работы реактора в часть технологических каналов вместо топливных кассет устанавливаются дополнительные поглотители. Биологическая защита обеспечивает допустимую санитарными нормами радиационную обстановку во всех обслуживаемых помещениях вокруг реактора во время его работы. В биологической защите применены углеродистая сталь, железобетон, серпентинитовая галька, песок, вода.

ОСНОВНЫЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ДАННЫЕ РЕАКТОРА
Тепловая мощность, МВт 3200
Электрическая мощность, МВт 1000
Расход теплоносителя, т/ч 48000
Паропроизводительность, т/ч 5600
Давление теплоносителя, кгс/см 69
Температура теплоносителя, С 284
Среднее массовое паросодержание на выходе из каналов, % 15
Количество технологических каналов 1661
Количество стержней управления и защиты 211
Загрузка реактора ураном, т 200
Начальное обогащение урана, % 2,0/2,4
Среднее выгорание топлива, МВтсут/кг 22,3

ПЕРЕГРУЗКА ТОПЛИВА В РЕАКТОРЕ

Разгрузочно-загрузочная машина на "пятачке" реактора

Центральный зал: подготовка к перегрузке топлива

Преимуществом РБМК перед реакторами корпусного типа, замена отработанных топливных кассет в которых требует останова реактора, является возможность перегрузки кассет при работе реактора на номинальной мощности. Перегрузки производятся разгрузочно-загрузочной машиной (РЗМ), которая управляется дистанционно. Машина герметично стыкуется с верхней частью технологического канала, давление в ней уравнивается с давлением в канале, затем отработанная топливная кассета извлекается и на ее место устанавливается свежая. Конструкция РЗМ обеспечивает надежную биологическую защиту от излучений, во время перегрузки радиационная обстановка в центральном зале почти не изменяется. При эксплуатации реактора на номинальной мощности в сутки загружаются одна-две свежие топливные кассеты. Отработанное топливо помещается сначала в специальные бассейны выдержки, расположенные в центральном зале, а затем, по мере их заполнения, будет транспортироваться в отдельное сооружение - хранилище отработанного ядерного топлива.

КОНТУР МНОГОКРАТНОЙ ПРИНУДИТЕЛЬНОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ

Главные циркуляционные насосы

Замкнутый контур отвода тепла от реактора называется контуром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Он состоит из двух независимых петель, каждая из которых охлаждает половину реактора.

Пароводяная смесь, образующаяся в технологических каналах, поступает в барабаны-сепараторы (БС) - устройства, предназначенные для разделения воды и пара. В каждой петле по два барабана-сепаратора диаметром 2800 мм, длиной 31 м с толщиной стенки 100 мм и массой 240 т. Отсепарированный пар подается на турбины, а вода по опускным трубопроводам диаметром 300 мм попадает в общий для четырех главных циркуляционных насосов (ГЦН) всасывающий коллектор. На номинальной мощности три ГЦН в каждой петле работают, один - резервный. Производительность главного циркуляционного насоса - 8000 м3/ч, напор - 200 м в.ст., мощность двигателя - 5,5 МВт. ГЦН представляет собой сложный агрегат с автономной системой маслоснабжения и системой уплотнений, исключающей наружные протечки контурной воды.

Для удобства подвода воды к технологическим каналам из напорного коллектора ГЦН она распределяется сначала по 22 раздаточным групповым коллекторам (РГК) диаметром 300 мм. Из раздаточно-групповых коллекторов через запорно-регулирующие клапаны и датчики расхода вода доставляется в технологические каналы (примерно к 40 каналам от одного РГК).

Отработавший в турбинах пар конденсируется, конденсат очищается, подогревается, и с температурой 165°С подается через барабаны-сепараторы в опускные трубопроводы.

Таким образом, температура воды на входе в активную зону составляет 270°С, что на 14°С ниже, чем температура насыщения при давлении 69 кгс/см2 Это обеспечивает надежную работу ГЦН без запаривания и предотвращает возникновение пленочного кипения на тепловыделяющих элементах, а, следовательно, их недопустимый перегрев.

Проходящая по технологическим каналам вода сначала нагревается до температуры кипения (экономайзерная зона), затем возникает пузырьковое кипение и на выходе из каналов около 15 % массы воды превращается в пар. Несмотря на то, что тепловая схема блока одноконтурная, контур многократной принудительной циркуляции иногда условно называют первым контуром, а конденсат-нопитательный тракт - вторым.

ТУРБОГЕНЕРАТОРЫ

Турбинный зал

На энергоблоках Смоленской АЭС установлены турбины К-500/65-3000 с генераторами ТВВ-500 мощностью 500 МВт. Все роторы цилиндров турбины и генератора объединены в один вал Частота вращения вала - 3000 мин-1. Общая длина турбогенератора - 39 м, его масса - 1200 т, суммарная масса роторов - около 200 т. Генератор - трехфазный, с водородным охлаждением ротора и водяным охлаждением статора. Напряжение на выходе генератора 20 кВ, частота - 50 Гц. После генераторов напряжение повышается блочными трансформаторами до 500 кВ и через открытые распределительные устройства 330, 500 и 750 кВ электроэнергия поступает в объединенную энергетическую систему.

КОНДЕНСАТНО-ПИТАТЕЛЬНЫЙ ТРАКТ

Пар из барабанов-сепараторов поступает на турбину через стопорно-регулирующие клапаны Он срабатывается сначала в цилиндре высокого давления (до давления 2,5 кгс/см2), затем осушается и подогревается в сепараторах-пароперегревателях и распределяется по четырем цилиндрам низкого давления.

Дизель-генераторы для автономного электроснабжения станции

После цилиндров низкого давления пар поступает в конденсаторы, где конденсируется при разрежении - 0,96 кгс/см2. Охлаждающей водой для конденсаторов служит вода из водохранилища, подаваемая через напорный бассейн циркуляционными насосами. Расход охлаждающей воды на одну турбину - 82880 т/ч.

Конденсат забирается из конденсаторов конденсатными насосами первой ступени, проходит очистку на ионообменных и механических фильтрах и через подогреватели низкого давления конденсатными насосами второй ступени подается в деаэраторы для удаления кислорода. Для нагрева конденсата в подогревателях низкого давления используется пар, отобранный из проточной части турбины. Очищенный и подогретый до 165 °С конденсат в деаэраторах называется питательной водой.

Вода из деаэраторов возвращается в контур многократной принудительной циркуляции через узлы регулирования расхода питательными насосами. Производительность питательного насоса -1650 м3/ч, напор - 830 м в ст. При работе энергоблока на номинальной мощности используются четыре питательных насоса, пятый - резервный.

Для пусковых и аварийных режимов предусмотрены три аварийных питательных насоса производительностью по 250 м3/ч Они имеют резервное электроснабжение от дизель-генераторов.

ГЛУБОКО ЭШЕЛОНИРОВАННАЯ ЗАЩИТА И СИСТЕМЫ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

Защита от попадания радиоактивных веществ в окружающую среду построена по принципу последовательных барьеров, состояние которых находится под постоянным контролем. Первый барьер - оболочка ТВЭЛа. При нарушении ее герметичности газообразные продукты деления урана попадают в воду контура многократной принудительной циркуляции, увеличивая ее радиоактивность. Для определения дефектных кассет предусмотрена система контроля герметичности оболочек, принцип работы которой основан на измерении радиационного излучения пароводяной смеси на выходе из каждого канала. В случае появления негерметичной кассеты последняя извлекается из реактора и на ее место устанавливается новая.

Второй барьер - технологические каналы и оборудование КМПЦ. Состояние технологических каналов контролируется по составу азотно-гелиевой смеси, прокачиваемой через реакторное пространство по зазорам между графитовыми колоннами и каналами. Азотно-гелиевая смесь обладает очень низкой теплоемкостью, и несмотря на то, что ее температура на выходе из реактора достаточно высока, быстро остывает. Если плотность технологического канала нарушается, в азотно-гелиевую смесь попадает пар, вызывая резкое увеличение ее теплоемкости. Смесь не успевает остывать, ее температура после реактора повышается.

Система контроля целостности технологических каналов позволяет точно определить дефектный канал по изменению температуры азотно-гелиевой смеси. Кроме того, она обеспечивает групповой (по 80 каналов в группе) контроль влажности смеси на выходе из реактора. Конструкция РБМК позволяет заменить дефектный канал во время останова реактора. Оборудование КМПЦ размещено в герметичных (прочно-плотных) боксах. Измерение температуры, давления и аэрозольной активности в них обеспечивает возможность определения даже незначительных протечек из контура. Третий барьер - железобетонные стены помещений оборудования КМПЦ. Температурный режим строительных конструкций создается специальной системой их охлаждения. Температура бетона постоянно контролируется и регистрируется.

Система централизованного контроля за технологическим процессом

Сбор и обработка данных о технологических параметрах энергоблока с выдачей информации операторам выполняются системой централизованного контроля "Скала" - мощным вычислительным комплексом. Кроме непосредственно измеряемых параметров - расходов, температур, давлений, уровней - система предоставляет информацию и о расчетных (например, мощности топливных кассет в технологических каналах, паросодержание на выходе из каналов, номера каналов максимальной или минимальной мощности). При отклонении основных параметров за установленные пределы выдается световая и звуковая сигнализация с указанием конкретного параметра. Для измерения распределения энерговыделения по объему активной зоны предусмотрена система физического контроля распределения энерговыделения (СФКРЭ). Радиальное распределение контролируется 130 датчиками, установленными в полые центральные стержни топливных кассет, высотное - 12 датчиками, установленными в специальные каналы, входящие в контур охлаждения стержней управления и защиты.

СИСТЕМА РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ. ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ

Щит радиационного контроля энергоблока N3

Радиационная безопасность АЭС обеспечивается комплексом организационно-технических мероприятий, направленных на создание и поддержание таких условий труда персонала станции и жизнедеятельности населения, которые исключают возможность превышения установленных дозовых пределов и снижают реальные дозовые нагрузки до практически достижимого минимума. Технологической основой всего комплекса мер является концепция защитных барьеров, ограничивающих распространение радионуклидов.

Контроль радиационной обстановки в производственных помещениях станции, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения производится комплексом аппаратуры контроля радиационной безопасности, состоящего из централизованной информационно-измерительной системы радиационного контроля "Горбач", парка переносных приборов и лабораторной аппаратуры для ядерно-физических исследований. Технические возможности системы "Горбач" обеспечивают дистанционное проведение измерений параметров, относящихся к подсистемам:

1.радиационного дозиметрического контроля;
2.радиационного контроля окружающей среды;
3.радиационного технологического контроля;
4.аварийного радиационного контроля.

Система радиационного контроля "Горбач"

Информация, получаемая от станционной аппаратурной части системы радиационного контроля, дополняется и уточняется результатами лабораторных анализов, производимых с использованием пробоотборной техники радиометрической и спектрометрической аппаратуры. Лабораторные методы контроля позволяют, независимо от оперативных измерений, контролировать радионуклидный состав и величину газоаэрозольных выбросов, водных сбросов станции, следить за эффективностью работы установок подавления газовой активности, систем аэрозольной очистки и очистки трапных вод.

Методом полупроводниковой гамма-спектрометрии производится контроль за внутренним облучением персонала САЭС, что наряду с применением интегральных термолюминесцентных и разовых оперативных дозиметров, регистрирующих дозу внешнего облучения, дает полное представление о величине индивидуальных доз сотрудников.

Подсистема радиационного контроля окружающей среды не ограничивается надзором за соблюдением нормативов при удалении воздушных и жидких отходов из технологического цикла АЭС. На территории зоны радиусом 40 км вокруг станции круглосуточно функционирует сеть наблюдательных постов, оснащенных дозиметрической аппаратурой и пробоотборной техникой, обеспечивающих получение информации о фактическом состоянии окружающей среды. Специализированная лаборатория осуществляет систематические наблюдения за радиационным состоянием всех основных компонентов экосистемы региона САЭС воздушного и водного бассейнов, почвы, растительности и сельхозпродукции местного производства.