что такое реактор рбмк
Реактор большой мощности канальный
Из Википедии — свободной энциклопедии
Главный конструктор реакторной установки: НИКИЭТ, академик Доллежаль Н. А.
Научный руководитель проекта: ИАЭ им. И. В. Курчатова, академик Александров А. П.
Генеральный проектировщик (ЛАЭС): ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ), Гутов А. И.
Главный конструктор турбоустановки: ХТГЗ, «Турбоатом», Косяк Ю. Ф.
Разработчик металлоконструкции: ЦНИИПСК, Мельников Н. П.
Головная материаловедческая организация: «Прометей», Капырин Г. И.
Проектировщик и изготовитель электромеханического оборудования СУЗ, КТО: КБ завода «Большевик», Клаас Ю. Г.
На данный момент серия этих реакторов включает в себя три поколения. Головной реактор серии — 1-й и 2-й блоки Ленинградской АЭС.
Советский реактор РБМК: 35 лет после Чернобыльской катастрофы
Тридцать пять лет назад на АЭС Форсмарк в Швеции сработала система предупреждения о радиационной опасности. После расследования было установлено, что источником радиации была не сама электростанция, а нечто, находящееся за её пределами. В итоге, с учётом направления господствующих ветров, было выяснено, что радиация пришла с советской территории. Советское правительство, после некоторых политических распрей, признало, что источником радиационного заражения была Чернобыльская атомная электростанция, на которой произошла авария.
Причины катастрофы были тщательно исследованы и сейчас у нас есть достаточно хорошее понимание того, что тогда случилось. Возможно, самый важный урок, который человечество вынесло из Чернобыльской катастрофы, заключается в том, что её причиной нельзя назвать недочёты конкретного реактора, или неправильные действия персонала в зале управления АЭС, или особенности отдельно взятого тоталитарного режима. Причиной происшествия такого масштаба стала целая цепь событий.
В пользу этой идеи говорит тот факт, что оставшиеся реакторы серии РБМК, включая три установки на Чернобыльской АЭС, функционировали без заметных проблем с 1986 года, а девять из них работают до сих пор. В ходе международного расследования причин возникновения Чернобыльской катастрофы в соответствующих отчётах МКГЯБ постоянно говорится о недостаточном уровне «культуры безопасности».
Анализ обстоятельств, которые привели к созданию четвёртого энергоблока Чернобыльской АЭС и к последующему его использованию, потенциально опасному, может дать человечеству множество знаний о предотвращении катастроф. Это — история о том, какую важную роль культура безопасности играет в отраслях промышленности, где цена аварий измеряется человеческими жизнями.
▍Анатомия катастрофы
За два года до аварии на Чернобыльской АЭС, в ночь на 3 декабря 1984 года, в индийском городе Бхопал погибло более двух тысяч человек. Тогда на близлежащем химическом заводе компании Union Carbide India Ltd случился выброс смертельно опасного вещества — метилизоцианата. В последующие годы умерло ещё более тысячи человек, а общее число пострадавших составило около полумиллиона.
Резервуар E610 — источник смертоносного газа
Заражённые почва и грунтовые воды вокруг завода, теперь заброшенного, до сих пор представляют опасность, но люди продолжают жить в тех местах.
К катастрофе в Бхопале привели низкий уровень технического обслуживания оборудования, неисправные средства защиты, а также — отсутствие культуры безопасности. Всё это вместе позволило воде проникнуть через неисправные вентили в резервуар с метилизоцианатом, что привело, в результате экзотермической реакции, к образованию смертоносного газа. Американская компания-владелец завода (теперь она называется The Dow Chemical Company) не очистила место аварии после закрытия завода в 1986 году. Теперь эта задача возложена на местные власти.
Катастрофа 1986 года в Чернобыле во многом похожа на аварию в Бхопале. В частности — недостаточным уровнем культуры безопасности. Всё началось ещё на этапе проектирования реактора РБМК (реактор большой мощности канального типа), когда, ради экономии, было решено использовать природный уран, а не обогащённый уран-235. Это означало увеличение размеров реактора, что привело к принятию решения о том, что в конструкции реактора не нужен корпус, который имеется у реакторов других типов (например — у корпусных водо-водяных энергетических реакторов, ВВЭР). Корпус РБМК оказался бы слишком большим и слишком дорогим.
В РБМК имеется множество систем обеспечения безопасности, включая применение независимых петель контура охлаждения реактора, использования системы аварийного охлаждения реактора (САОР) и системы аварийного отключения реактора (SCRAM). Но там не было чего-то такого, что не дало бы операторам реактора по собственному усмотрению отключить все эти системы безопасности. В результате то, что должно было стать простым испытанием турбогенератора в режиме выбега (что предусматривало использование кинетической энергии, запасённой во вращающемся роторе турбогенератора, для выработки электроэнергии, необходимой для питания циркуляционных насосов в аварийной ситуации), превратилось в катастрофу.
▍Игры с реактивностью реактора
У каждого легководного реактора, где для охлаждения ядра реактора используется обычная вода, есть два основных параметра, которые позволяют узнать о том, в каком режиме работает реактор — в номинальном, или нет, отклоняясь от него в большую или меньшую сторону. Они имеют отношение к реактивности реактора — к количеству нейтронов с определённой скоростью (температурой нейтронов), присутствующих в некий момент времени в нейтронном эффективном сечении используемого в реакторе топлива.
В случае с ураном-235 необходимы так называемые тепловые нейтроны, но в ходе цепной ядерной реакции производится множество более быстрых нейтронов (их называют «быстрыми нейтронами»). Быстрые нейтроны могут быть замедлены до состояния тепловых нейтронов с использованием замедлителей нейтронов. Это повышает реактивность реактора. Для снижения реактивности реактора используются поглотители нейтронов, которые могут быть представлены водой и управляющими стержнями, которые часто делают из карбида бора.
В большинстве легководных реакторов обычная вода используется и для замедления нейтронов, и для поглощения нейтронов. А это значит, что если реактивность реактора возрастает, повышается скорость закипания воды, что увеличивает количество пара. Появление пара означает ухудшение возможностей замедления нейтронов, а это, в свою очередь, приводит к уменьшению количества имеющихся тепловых нейтронов, что создаёт цикл отрицательной обратной связи. Это — то, что называется отрицательным паровым коэффициентом реактивности.
Верхняя часть реактора РБМК Ленинградской АЭС
У интересующего нас реактора РБМК второго поколения много общего с прототипом ядерного реактора первого поколения, в котором используется графитовый замедлитель. Собственно говоря, в РБМК графит тоже использовался в роли замедлителя нейтронов. Хотя это позволяло применять природный уран, это ещё и означало то, что РБМК работал с положительным паровым коэффициентом реактивности. Когда вода в контуре охлаждения реактора закипала и в ней возникали пузырьки, её возможности по поглощению нейтронов ухудшались, а эффект замедления нейтронов не менялся, что создавало возможность возникновения бесконтрольной ядерной реакции.
Эта неоднозначная особенность была признана приемлемой, так как она позволяла реакторам РБМК выдавать тепловую мощность, значительно превышающую ту, которую обеспечивали западные реакторы того времени. Предполагалось, что у хорошо обученного персонала не будет проблем с управлением реактором РБМК.
Как уже было бесчисленное количество раз доказано, например, когда затонул Титаник, менеджеры и маркетологи регулярно берут верх над инженерами. Любая катастрофа, которой можно было бы избежать за счёт правильного обслуживания техники и тщательного обучения персонала, становится неизбежной в условиях отсутствия культуры безопасности.
▍Закон Мёрфи в действии
Когда было запланировано отключение четвёртого энергоблока Чернобыльской АЭС для обслуживания, было решено провести на нём эксперимент с турбогенератором, для чего была отключена САОР. Но, прямо перед тем, как было запланировано начать эксперимент, решено было оставить реактор в работающем состоянии ещё на 11 часов, так как энергосеть нуждалась в энергии, вырабатываемой энергоблоком. Эта задержка привела к тому, что персонал дневной смены, который и должен был проводить эксперимент, сменился сотрудниками вечерней смены. Им, как результат, из-за отключённой САОР, пришлось вручную регулировать вентили гидравлической системы реактора.
Когда на службу пришли работники ночной смены, ожидающие, что им придётся иметь дело с остановленным и остывающим реактором, им сообщили о том, что эксперимент должны проводить они. Это означало, что мощность реактора нужно было снизить, перейти с полной мощности к 700 — 1000 МВт (тепловых), а потом — прекратить подачу пара на турбину.
Схема контуров охлаждения РБМК
У реактора РБМК есть одна особенность, которая выражается в том, что он крайне нестабилен и сложен в управлении на низких уровнях мощности. Учитывая положительный паровой коэффициент реактивности, несовершенство конструкции управляющих стержней и образование, в качестве побочного продукта работы реактора, ксенона-135, поглощающего много нейтронов, мощность реактора упала менее чем до 100 МВт. Это привело к тому, что операторы начали убирать всё больше и больше управляющих стержней (включая стержни, имеющие отношение к автоматической системе управления) в попытке увеличить реактивность реактора. Это позволило реактивности медленно вырасти и дойти до уровней, близких к тем, которые требовались для проведения эксперимента.
Поток охлаждающей жидкости в ядре реактора был усилен для получения большего количества пара, но это понизило реактивность, поэтому два насоса были остановлены для того чтобы снова повысить реактивность реактора. В этой ситуации, когда практически все управляющие стержни были вынуты из реактора, и когда были отключены все системы безопасности, эксперимент свернули, несмотря на то что падение мощности, выдаваемой замедляемым генератором, привело к понижению давления воды, охлаждающей реактор. И, наконец, было принято решение воспользоваться системой аварийного отключения реактора, что привело бы к сравнительно быстрому вводу управляющих стержней в реактор для его остановки.
Стержни вытесняли воду из каналов, создавая пустоты, а графит на концах стержней способствовал повышению реактивности реактора. В результате роста реактивности в нижней части реактора теплоотдача реактора подскочила примерно до 30000 МВт (при номинальной теплоотдаче в 3000 МВт). Вода, охлаждающая реактор, немедленно закипела, циркониевая оболочка топливных стержней расплавилась, она прореагировала с паром, а в результате этой реакции выделился водород.
▍Конец эпохи РБМК
В наши дни всё ещё работают девять реакторов РБМК. Все они расположены в России. А три реактора, оставшиеся на Чернобыльской АЭС, были постепенно выведены из эксплуатации. Работающие реакторы РБМК усовершенствовали, учтя опыт катастрофы. А именно, речь идёт о следующих улучшениях:
Учитывая то, что реакторы типа РБМК и подобные им в наши дни совершенно не пользуются поддержкой общественности, в России будущее атомной электроэнергетики строится на реакторах типа ВВЭР. В частности, речь идёт о реакторе ВВЭР-1200, относящемуся к поколению 3+. В таких реакторах обычная вода используется для замедления нейтронов, для охлаждения реактора, а так же — для поглощения нейтронов. Такие реакторы, при создании которых соблюдаются международные стандарты безопасности, заменят в будущие годы оставшиеся на российских атомных электростанциях реакторы РБМК.
▍Всё дело — в культуре безопасности
Интересным противопоставлением идее о том, что реактор РБМК так опасен из-за положительного парового коэффициента реактивности, являются принципы, по которым построены реакторы CANDU (Canada Deuterium Uranium — тяжеловодные водо-водяные ядерные реакторы производства Канады). Эти реакторы привлекают к себе так мало внимания, что обычные люди, не являющиеся гражданами Канады, обычно не знают о том, что в Канаде есть атомная промышленность, и о том, что Канада экспортирует эти реакторы во многие страны.
При этом в реакторах CANDU изначально использовался природный уран и они отличаются положительным паровым коэффициентом реактивности. Но, несмотря на это, активные и пассивные системы защиты таких реакторов способны предотвратить нечто вроде тех ошибок персонала, которые были совершены в Чернобыле, или что-то вроде частичного расплавления активной зоны реактора (при отрицательном паровом коэффициенте реактивности) при аварии на АЭС Три-Майл-Айленд. В последнем случае оператор взял на себя управление системой безопасности, в результате события развивались по сценарию, напоминающему неудачный эксперимент в Чернобыле.
Похожие причины лежат в основе аварии на АЭС Фукусима-1, которая произошла в 2011 году в Японии. Об этом говорится в отчёте Национального парламента Японии. Низкий уровень культуры безопасности и широкое распространение коррупции, доходящей до высших правительственных кругов, привело к тому, что системы безопасности электростанции не поддерживались в актуальном состоянии. АЭС не вполне соответствовала стандартам устойчивости к землетрясениям. Она не была модернизирована в соответствии с рекомендациями американской регулирующей организации.
Разлив смеси угольной золы и воды из отстойника (угольная электростанция в Кингстоне, аэрофотоснимок)
Но, даже учитывая вышесказанное, происшествия на атомных электростанциях чрезвычайно редки, благодаря чему атомная энергетика входит в число самых безопасных форм генерирования электроэнергии (с учётом количества выработанной энергии). Пожалуй, даже большее беспокойство, чем отдельные инциденты, вызывает то, что низкая культура безопасности характерна не только для атомной промышленности. Похожая ситуация наблюдается и во многих других сферах, о чём красноречиво говорят авария в Бхопале и другие крупные техногенные катастрофы. В США за расследование происшествий в сфере химической промышленности отвечает Совет по химической безопасности и расследованию угроз (Chemical Safety and Hazard Investigation Board, CSB).
CSB занимается, помимо подготовки официальных отчётов, съёмкой документальных фильмов, которые можно найти на его YouTube-канале. Авторы этих материалов стремятся донести до сознания читателей и зрителей тот факт, что культура безопасности — это не что-то такое, что можно принимать как данность, или что-то такое, на что можно вообще не обращать внимания, не опасаясь каких-либо проблем. В США, несмотря на то, что режим там вовсе не тоталитарный, почему-то регулярно происходят промышленные катастрофы, которые убивают и калечат сотни человек.
Из отчётов CSB можно сделать вывод о том, что, хотя радиоактивные материалы и могут выглядеть довольно-таки страшными, не стоит недооценивать опасность чего-то, на первый взгляд, совершенно невинного, вроде древесных опилок или муки. И если хотя бы допускать существование опасных ситуаций — это уже будет первым шагом к тому, что кто-то сможет назвать худшим рабочим днём в своей жизни. У этого правила нет исключений.
▍В безопасности нет такого понятия, как «Я»
Никому не хотелось бы быть тем самым членом команды, которому приходится указывать другим на очевидные огрехи в безопасности, связанные с конструкцией каких-то устройств или с выполнением каких-то процедур. И, точно так же, никого не прельстит перспектива быть стукачом, который закладывает своих коллег, нарушающих правила техники безопасности. Но, в то же время, один человек не в состоянии склонить целую компанию или страну к совершенствованию процедур обеспечения безопасности.
Для того чтобы создавать и внедрять правила безопасности, для того, чтобы им следовать, не нужно прилагать непомерных усилий. Но, если безопасности уделяется мало внимания, значит — возникновение очередной катастрофы, которую легко можно было бы предотвратить, это — лишь вопрос времени, в чём бы такая катастрофа ни выражалась. Правила безопасности нельзя назвать чем-то невероятно привлекательным или вызывающим всеобщее восхищение. Но часто они представляют собой именно ту границу, которая отделяет скучный рабочий день от дня, в который завод сравняло с землёй взрывом, унёсшим множество жизней, или от дня аварии, в результате которой смесь угольной золы с водой превратила всё вокруг в пустыню.
Мы должны помнить не только о Чернобыле, но и о Бхопале, и о других подобных катастрофах, которые забрали уже очень много жизней и продолжат их забирать до тех пор, пока мы, как общество, не сделаем культуру безопасности частью повседневной жизни в каждом уголке Земли.
Как вы оцениваете уровень культуры безопасности, сложившийся в той сфере, в которой вы работаете?
Чернобыль ч.1. РБМК-1000
Автор: Александр Старостин
Авария на Чернобыльской атомной электростанции, произошедшая в 1 час 23 минуты 47 секунд 26 апреля 1986 года, стала одной из крупнейших техногенных катастроф в истории человечества. Порядка 115 тысяч человек было выселено из зоны отчуждения. Более 600 тысяч человек приняли участие в ликвидации аварии. Загрязнено более 200 тысяч квадратных километров, из оборота были выведены 5 миллионов гектаров земель. Значительному загрязнению подверглись территории Украины, Белоруссии (по некоторым данным, загрязнению подверглось 20% площади этой страны), России. Кроме того, чернобыльская радиация была обнаружена в северной и западной Европе, а также у берегов Северной Америки. Масштабы аварии повергают в шок.
Записано множество воспоминаний, издано огромное количество книг, многие из них описывают чуть ли не поминутно последний день четвёртого энергоблока ЧАЭС. И тем не менее далеко не все готовы изучать или систематизировать огромный объём информации о том, что же происходило в те жуткие весенние дни, а также на протяжении следующих нескольких лет. Прошло уже 35 лет с момента аварии, а потому мне кажется, что стоит собрать всю имеющуюся информацию в едином цикле, дабы позволить читателю ознакомиться с хронологией тех уже почти забытых событий, а также с их контекстом.
Это первая часть цикла, в которой описывается устройство, принцип работы и особенности внедрения реакторов «чернобыльского типа».
Кратко о цепной атомной реакции
Итак, в силу своих свойств ряд тяжёлых элементов стремится к радиоактивному распаду, то есть изменению состава или внутреннего строения атомного ядра. Для выработки энергии необходимо, чтобы при распаде производилось больше энергии, чем раньше. При распаде ядро испускает некоторое количество нейтронов, которые при этом получают кинетическую энергию и летят в разные стороны. При этом нейтроны могут выделяться как сразу после начала деления (мгновенные нейтроны), так и с задержкой от нескольких миллисекунд до нескольких секунд (запаздывающие нейтроны). Как только они сталкиваются с другим ядром, происходит инициация реакции деления, и ядро испускает нейтроны.
Примерно так это и работает, да
Краткая история мирного атома в СССР
Первая в мире атомная электростанция была пущена в 1954 году в городе Обнинске Калужской области. Она успешно и безаварийно проработала вплоть до 29 апреля 2002 года, то есть 48 лет (на 30 лет больше запланированного). Реактор вобрал в себя все имевшиеся на тот момент наработки в области создания и использования реакторов двойного назначения. Например, на заводе Маяк реактор не только производил оружейный плутоний, но также электроэнергию и тепло для близлежащих городов. АМ-1 (Атом Мирный – именно такой индекс получил реактор на станции) представлял собой уран-графитовый реактор с водой в качестве охладителя и теплоносителя. Электрическая мощность реактора составляла 5 МВт
Частично открытый АМ-1 и реакторный зал. Фото Варламова из 2009 года
Спустя 10 лет в работу были пущены реакторы типа АМБ (Атом Мирный Большой) в составе Белоярской АЭС. Это уже были реакторы электрической мощностью 100 МВт. В целом реакторы показали себя не очень надёжными, на всём протяжении их эксплуатации неоднократно происходили различные аварии, причём нередко – достаточно серьёзные. Например, в течение первых десяти лет эксплуатации не один раз происходило разрушение тепловыделяющих сборок на первом энергоблоке. Тем не менее, первый и второй блок доработали до полной выработки ресурса, после чего были выведены из эксплуатации. На данный момент ведётся разборка этих реакторов. Сейчас на Белоярской АЭС эксплуатируются два реактора на быстрых нейтронах.
БАЭС
Одновременно с запуском в эксплуатацию БАЭС началось проектирование нового мощного реактора канального типа. Работы велись в Научно-исследовательском и Конструкторском Институте ЭнергоТехники (НИКИЭТ) под руководством академика Николая Антоновича Доллежаля. Научной частью заведовал Институт Атомной Энергии (ИАЭ) им. Курчатова (директор – академик Анатолий Петрович Александров). Вообще, работа в области атомной энергетики в частности и атомной промышленности велась и управлялась ведущими советскими учёными. Тот же Александров в 1975 году стал президентом Академии наук СССР.
Николай Антонович Доллежаль 
Анатолий Петрович Александров
Анатомия гиганта
Что же представлял из себя новый реактор, получивший поначалу обозначение Э-7? Театр начинается с вешалки, а реактор – с тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ). ТВЭЛ – это трубка из циркониевого сплава, толщина которой 0.9 мм, а диаметр – 13.6 мм. Оставшиеся 11.5 мм занимают спрессованные таблетки диоксида урана UO2. Изначально степень обогащения урана-235 составляла 2%, однако по мере модернизации реакторов её увеличивали. 18 таких ТВЭЛов объединены в тепловыделяющую сборку (ТВС). Внутри неё помимо самих ТВЭЛов находится несущий стержень из оксида ниобия NbO2, крепёжные детали из циркониевого сплава, а также каналы для теплоносителя, то есть воды. Высота одной сборки – 3.5 метра. Последовательное соединение двух ТВС называется тепловыделяющей кассетой (ТВК), её высота – 7 метров. Высота ТВК соответствует высоте всей активной зоны.
ТВС РБМК-1000: 1 — подвеска; 2 — переходник; 3 — хвостовик; 4 — твэл; 5 — несущий стержень; 6 — втулка; 7 — наконечник; 8 — гайка
Сама активная зона представляет из себя графитовую кладку, состоящую из графитовых колонн. Каждая колонна собрана из прямоугольных блоков, длина и ширина которых составляет по 250 мм, а высота может составлять 200, 300, 500 или 600 мм. Всего колонн 2488, в каждой просверлен канал диаметром 114 мм. В этом канале может размещаться одна из 1693 топливных кассет либо один из 179 стержней Системы управления и защиты реактора (СУЗ). Остальные колонны являются боковыми отражателями нейтронов, защищающими окружающую среду от этих самых нейтронов. Размеры кладки: эквивалентный диаметр – 13.8 метра, из которых на активную зону приходится 11.8 метра, а толщина отражателя – 1 метр; высота кладки – 8 метров, из которых 7 – активная зона, а ещё по полметра сверху и снизу – отражатель. Благодаря такой схеме реактор и получил наименование РБМК – Реактор Большой Мощности Канальный.
Всё это добро уютно расположилось в шахте размерами 21.6х21.6х25.5 метров. В самом низу шахты находится бетонное основание. На нём покоится крестообразная металлоконструкция (схема С), соединяющая бетонное основание с нижней плитой реактора (схемой ОР). Толщина этой плиты – 2 метра, диаметр – 14.5 метров. Она состоит из цилиндрической обечайки, заполненной серпентинитом и проходками для топливных каналов и каналов управления, а также двух листов, в которые вварены герметично эти каналы.
Сверху расположена аналогичная по конструкции плита (схема Е), только её размеры иные – толщина 3 метра, диаметр – 17.5 метров. Она установлена на кольцевом баке с водой (схема Л), исполняющем роль боковой биологической защиты. Внешний диаметр бака – 19 метров, а внутренний на высоте 11 метров – 16.6 метров. Бак от бетона боковых стен отделяет засыпка песка. Между внутренней стенкой и активной зоной находится герметичный кожух реактора, имеющий также обозначение «схема КЖ» (металлопрокат, толщина – 16 мм), соединяющий верхнюю и нижнюю плиты. Между кожухом и внутренней стенкой бака присутствует полость, заполненная азотом под давлением более высоким, чем давление азотно-гелиевой смеси внутри кожуха. Таким образом, исключается утечка газа из полости реактора. Азотно-гелиевая смесь предотвращает выгорание гелия.
На полу реакторного зала лежит плитный настил, который вместе с дополнительной биологической защитой (схема Г) обеспечивает высокий общий уровень биологической защиты. По этому настилу можно ходить во время работы реактора, он же обеспечивает перегрузку (то есть замену топлива) реактора. Такая конструкция реактора позволяет перегружать тепловыделяющие кассеты без остановки реактора с помощью разгрузочно-загрузочной машины.
Плитный настил, кажется на ЛАЭС. Мерные люди на фоне
Итак, как же работает реактор РБМК? С помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) вода через трубопроводы подаётся непосредственно в ТВК. В них за счёт повышенного давления (7 МПа или 70 атмосфер) температура кипения воды повышается до 284 градусов по Цельсию. Проходя через них, она нагревается и частично испаряется. Сверху (вода подаётся в активную зону снизу) находятся трубопроводы, подводящие образовавшуюся пароводяную смесь к барабан-сепараторам. Их задача – отделить пар, содержание которого в смеси в среднем 14.5% от воды. Пар идёт на турбины, а вода снова подаётся в реактор. Таким образом, реактор РБМК является одноконтурным по теплоносителю.
Однако на деле не всё так однозначно, так как на самом деле структура единственного контура РБМК напоминает восьмёрку. Дело в том, что в верхней части этой восьмёрки (нижняя часть — это контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), его я только что и описал) есть ещё ряд систем. Этот ряд включает в себя турбину, генератор, конденсатор, насос и барабан-сепаратор. Пришедшая из реактора в барабан-сепаратор пароводяная смесь разделяется на воду и пар. Пар температурой 284 градуса под давлением в 7 МПа приходит на турбину и вращает её, преобразуя тепловую энергию в кинетическую. Эту энергию турбина передаёт на генератор, вырабатывающий электроэнергию. Из турбины сильно охладившийся пар (до 30 градусов при давлении в 0.004 МПа или 0.04 атмосферы) попадает в конденсатор. Там пар передаёт свою тепловую энергию воде, забираемой из пруда-охладителя станции. На выходе из конденсатора мы получаем воду, с параметрами близким к параметрам пара, которая является «холодным» теплоносителем для второго теплового контура. Эта вода, пройдя через несколько вспомогательных устройств, становится питательной водой и с помощью питательного насоса подается в барабан-сепаратор. Там она смешивается с водой из пароводяной смеси, пришедшей из активной зоны, после чего уходит в реактор. Так замыкается восьмёрка.
Разрез блока с РБМК. Надеюсь, читабельный. 
А это схема работы РБМК
Общая тепловая мощность реактора РБМК-1000 – 3200 МВт, из которых только 1000 МВт – электрическая мощность, остальное тратится на обогрев атмосферы и пруда-охладителя. На случай, если нужно уменьшить мощность, заглушить реактор или же что-то пойдёт не так, предусмотрен целый ряд систем защиты, ведущую роль в котором играют Стержни Управления и Защиты (СУЗ), запомните их, они нам вспомнятся ещё не раз. В первых реакторах стержней было 179, позже их стало 211. По своему назначению они делятся на стержни аварийной защиты (24 штуки), стержни автоматического регулирования (12), стержни локального автоматического регулирования (12), стержни ручного регулирования (131) и 32 укороченных стержня-поглотителя (УСП), предназначенные для локального регулирования мощности (появились после аварии на ЛАЭС в 1975 году). При необходимости, стержни вводятся в активную зону или выводятся из неё, тем самым уменьшая или увеличивая мощность соответственно. Введение всех стержней глушит реактор. Все стержни за исключением УСП, вводятся в реактор сверху.
Что из себя по конструкции представлял стержень-поглотитель реактора РБМК? При полностью выведенном из реактора стержне в активной зоне оставался графитовый вытеснитель длиной 4.5 м, а также по 1.25 м воды сверху и снизу. При подаче сигнала на введение в активную зону вытеснитель вытесняет воду снизу и выходит из зоны, а его место занимает соединённый с ним «телескопом» стержень-поглотитель из бора. Его задача – поглотить нейтроны, инициирующие цепную ядерную реакцию.
Отличий в конструкции РБМК от конструкции другого широко распространённого в России реактора типа ВВЭР много, но ключевых два. Во-первых, из-за циклопических размеров РБМК невозможно «запаковать» в герметичный корпус, который бы защитил окружающую среду в случае взрыва реактора. Во-вторых, в реакторе типа ВВЭР два герметичных контура теплоносителя, которые изолированы друг от друга. Первый – вода под высоким давлением, идущая непосредственно в активную зону. Там она нагревается и идёт в теплообменник, передавая свою тепловую энергию воде второго контура, которая в виде пара уже вращает турбину.
В принципе, реактор ВВЭР безопаснее, чем РБМК, однако РБМК давал весьма заметные экономические выгоды. Во-первых, в нём можно использовать менее обогащённое топливо (на ранних этапах считалось, что канальный реактор спокойно может работать на топливе со степенью обогащения 2%, в то время как корпусный требовал степени обогащения 4-5%). Более того, РБМК может работать на отработанном топливе реактора ВВЭР. При этом выгорание топлива в РБМК более равномерное, то есть реактор расходует его более экономно. Во-вторых, как уже говорилось, в РБМК можно менять топливные кассеты без остановки реактора, в то время как для перегрузки топлива реактор типа ВВЭР подвергается разгерметизации корпуса, что сопряжено с большим объёмом работы. В-третьих, при всех своих огромных размерах РБМК проще в строительстве, так как не требует трудоёмкого создания герметичного корпуса, что облегчает как производство, так и установку реактора на месте.
РБМК распространяется
Строительство первой атомной станции, оснащённой реактором РБМК-1000 (то есть Реактор Большой Мощности Канальный электрической мощностью 1000 МВт) началось в 1967 году в 4 км от посёлка Сосновый бор, что в 70 км от исторического центра Санкт-Петербурга. В 1974 году в эксплуатацию ввели первый энергоблок, спустя два года – второй. Здесь нужно отметить, что реально реактор подключают к сети раньше, чем официально вводят в эксплуатацию.
ЛАЭС сейчас
После этого реакторы РБМК были дооснащены дополнительными поглощающими стержнями (добавилось 32 укороченных стрежня), целым рядом систем, направленных на повышение безопасности реактора (например, системой аварийного охлаждения реактора (САОР), системой локальной автоматической защиты (ЛАЗ) и системой локального автоматического регулирования мощности реактора (ЛАР)), повысили степень обогащения урана до 2.4%, а также были внесены множественные уточнения в инструкции персонала и проекты будущих энергоблоков.
Ленинградская АЭС, подведомственная Министерству среднего машиностроения, проектировалась его организациями, под его заводы, оснащенные современным оборудованием. Курская и Чернобыльская станции принадлежали Министерству энергетики и электрификации. В правительственном Постановлении было указано, что нестандартное оборудование для четырех блоков первых очередей этих станций будет изготовлено теми же заводами, что и для Ленинградской. Но для Минсредмаша правительственное Постановление не указ даже и в то время, когда еще немного слушались правительства. Говорят, у вас есть свои заводы, вот и делайте, чертежи дадим. Был я на некоторых заводах вспомогательного оборудования Минэнерго — оснащение на уровне плохоньких мастерских. Поручать им изготовление оборудования для реакторного цеха все равно, что плотника заставлять делать работу столяра. Так и мучились с изготовлением на каждый блок. Что-то удавалось сделать, чего-то так и не было. Характерно, вот уж поистине застой, Минэнерго за несколько лет так ни одного своего завода и не модернизировало, чтобы был способен изготавливать не столь уж сложное оборудование.
Между тем, продолжалось строительство энергоблоков с реакторами РБМК-1000 первого поколения. К ним также относились 1 и 2 блоки Курской (начало строительства – 1972 и 1973 года, ввод в эксплуатацию – 1977 и 1979 года соответственно) и Чернобыльской АЭС (начало строительства – 1970 и 1973, ввод в эксплуатацию – 1978 и 1979 года соответственно). А дальше началось проектирование и строительство энергоблоков с реакторами РБМК второго поколения.
В чём отличия от поколений 1 и 1+? Во-первых, увеличенный барабан-сепаратор. Во-вторых, трёхканальная САОР, которая теперь снабжала аварийный реактор водой не только из гидробаллонов, но и через питательные насосы. В-третьих, теперь для локализации радиоактивных веществ, выброс которых нельзя было допустить в атмосферу в случае аварии, были предусмотрены двухэтажные бассейны-локализаторы, которые должны были эти радиоактивные вещества аккумулировать. Ну и наконец, теперь реакторные отделения строились дубль-блоком, иными словами, они составляли одно здание, хотя блоки и были разделены. Ранее каждый реактор строился в своём здании.
Панорама Курской АЭС, вид со стороны машзала. Видны и два первых блока (ближние, с кучей труб), и третий с четвёртым, размещённые в дубль-блоке (дальние, с большой трубой как на ЧАЭС)
К реакторам нового типа с повышенным уровнем безопасности относились энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС (начало строительства – 1978 и 1981 года, ввод в эксплуатацию – 1984 и 1986 соответственно), 3 и 4 Чернобыльской АЭС (начало строительства – 1972 и 1971 года, ввод в эксплуатацию – 1982 и 1984 соответственно), 1 и 2 Смоленской АЭС (начало строительства – 1975 и 1976 года, ввод в эксплуатацию – 1983 и 1985 соответственно). Кроме того, сюда же относят и 3 и 4 энергоблоки Ленинградской АЭС (начало строительства – 1973 и 1975 года, ввод в эксплуатацию – 1980 и 1981 соответственно), но они были промежуточными, отличаясь устройством ряда систем как от более ранних, так и более поздних энергоблоков.
Игналинская АЭС
Отдельно следует упомянуть об Игналинской АЭС. Её оснастили модифицированной версией реактора – РБМК-1500. Как можно догадаться из индекса, электрическая мощность данного реактора составляла 1500 МВт. Достигалось увеличение путём интенсификации теплообмена в ТВК при сохранении размеров реактора. Однако реальная мощность составляла 1300 МВт, так как на номинале и повышенной мощности происходило неравномерное выгорание топлива и растрескивание оболочек ТВЭлов. До аварии на ЧАЭС в 1986 году успели сдать в эксплуатацию один блок (начало строительства – 1975, ввод в эксплуатацию – 1984 год). Ещё один блок должны были пустить в 1986 году, однако из-за аварии на ЧАЭС пуск и ввод в эксплуатацию перенесли на год (начало строительства – 1978, ввод в эксплуатацию – 1987 год). Также после аварии заработал третий блок Смоленской АЭС с реактором РБМК-1000 (начало строительства – 1984, ввод в эксплуатацию – 1990 год). Все остальные достраивавшиеся блоки (КАЭС-5 (строительство остановлено в 2012 на степени готовности 85%), ЧАЭС-5 и 6 (строительство остановлено в 1986 году), САЭС-4 (строительство остановлено в 1993 году), ИАЭС-3 (строительство остановлено в 1988 году)) были законсервированы.
В дальнейшем планировалось ещё увеличить мощность реактора за счёт увеличения диаметра топливных каналов и других ухищрений с топливными кассетами (РБМК-2000 и РБМК-3600), использования перегретого пара (проекты РБМКП-2400 и РБМКП-4800). Кроме того, существовал более поздний проект МКЭР, который предполагалось оснащать двойной защитной оболочкой, четырёхконтурной системой принудительной циркуляции воды против двухконтурной у РБМК, а также рядом новшеств, направленных на снижение расхода топлива и повышение КПД. Тем не менее, ни один из этих проектов дальнейшего развития не получил.
Подводя итог. Реактор большой мощности канальный электрической мощностью 1000 МВт (или РБМК-1000) представляет из себя циклопическое сооружение, которое массово распространилось по АЭС Советского союза и на протяжении многих лет являлось флагманом отечественной атомной индустрии. При этом большинство энергоблоков с этим реактором до сих эксплуатируются, хоть и с условием постоянной модернизации для повышения безопасности. О недостатках машины (в том числе и критических) мы поговорим в одной из следующих частей цикла (причём ближе к концу). А в следующей части — о ЧАЭС, Припяти и Чернобыльском крае.
Автор: Александр Старостин