Reaktor RBMK-1000

 

Reaktor RBMK ( Реактор Большой Мощности Канапный – Reaktor Kanałowy Wielkiej Mocy ) jest reaktorem kanałowym z moderatorem grafitowym, chłodzonym wrzącą, lekką wodą. Były one budowane i eksploatowane wyłącznie na terenie ZSRR. Pochodzą one od reaktorów wojskowych służących do produkcji plutonu. Pierwszy reaktor tego typu uruchomiono w 1954 roku. RBMK-1000 o mocy elektrycznej 1000 MW i mocy cieplnej 3200 MW jest reaktorem trzeciej generacji, których eksploatację rozpoczęto w 1973 r. 

Reaktor umieszczony jest w betonowym zbiorniku o wymiarach 21,6 x 21,6 x 25,5 m i grubości ścian 2000 mm. Rdzeń reaktora (7 m wysokości, 11,8 m średnicy, 192 t uranu) stanowi zestaw 2 488 bloków grafitowych o podstawie 250x250 mm z pionowymi otworami na kanały paliwowe, otoczony warstwą grafitu o grubości 500-800 mm pełniącą funkcję reflektora neutronów i osłony biologicznej. Dodatkową osłonę biologiczną stanowi pierścieniowy zbiornik wodny, otaczający reaktor warstwą wody grubości 1200 mm oraz betonowa ściana zbiornika. Z góry i z dołu rdzeń jest osłonięty stalowymi płytami o grubości 200-250 mm.

Przekrój przez budynek reaktora RBMK-1000 [8]

 

Spośród wszystkich kanałów, 211 to kanały prętów regulacyjnych i bezpieczeństwa, natomiast 1693 to kanały paliwowe, które wykonane są z rur o średnicy 88 mm i grubości 4 mm. Centralna część kanału przechodząca przez rdzeń wykonana jest ze stopu cyrkonu z niobem (2,5% Nb), dolna i górna część - ze stali nierdzewnej. (ryc.3) W każdym kanale umieszczony jest element paliwowy składający się z 2 zestawów paliwowych (o długości 3640 mm każdy) ułożonych jeden nad drugim, zawierających po 18 prętów paliwowych. (ryc.4) Pręty paliwowe w każdym zestawie ułożone są w dwa koncentryczne okręgi. Koszulka pręta paliwowego o średnicy zewnętrznej 13,6 mm i grubości 0,9 mm wykonana ze stopu cyrkonu z niobem wypełniona jest pastylkami paliwowymi (o średnicy 11,46 mm, wysokości 15 mm, masie 2,8 g) z UO₂ wzbogaconego do 1,8%. W całym elemencie paliwowym jest 3360 g UO₂.
Podczas eksploatacji reaktora woda chłodząca przepływa przez element paliwowy z dołu do góry odbierając ciepło powstałe w reakcji jądrowej i częściowo odparowując. Przy całkowitej mocy 1000 MW w rdzeniu wytwarza się 5 400 t pary na godzinę o temperaturze 284°C i pod ciśnieniem 6,5 MPa. Między kanałami ciśnieniowymi znajduje się grafit pełniący funkcję moderatora. Ażeby poprawić przepływ ciepła pomiędzy grafitem a chłodziwem, dookoła rur kanałów paliwowych zastosowane zostały specjalne grafitowe pierścienie (ryc.5). Grafit w silnym strumieniu neutronów rozgrzewa się do temperatury ok. 750°C. Około 5% ciepła wytwarzanego w reaktorze generuje się w graficie. W przypadku jego kontaktu z powietrzem, nastąpiłoby gwałtowne utlenienie i pożar. Aby tego uniknąć, szczeliny wokół grafitu wypełnia się chemicznie obojętną mieszaniną helu i azotu: 90% He, 10% N₂ (ryc.5).
Paliwo przebywa w rdzeniu 3 lata, będąc w tym czasie odpowiednio tasowane. Przeładunek paliwa może być wykonywany podczas normalnej pracy reaktora. Dziennie można dokonać wyładunku i następnie załadunku 5 kanałów.
Blok pracuje z jednym parowo-wodnym obiegiem technologicznym składającym się z dwóch jednakowych pętli. W czterech separatorach ustawionych w dwóch pomieszczeniach po obu stronach hali reaktora (ryc.1, ryc.2) następuje separacja wody z mieszaniny parowo-wodnej wychodzącej z reaktora. Woda tłoczona jest przez cztery pompy cyrkulacyjne układem równoległych rurociągów o średnicy 300 mm z powrotem do reaktora. Oddzielona od wody para nasycona (temperatura 284°C, ciśnienie 6,5MPa) jest doprowadzana do dwóch turbogeneratorów o mocy 500 MW każdy. Skroplona w kondensatorze para powraca przez odgazowywacz do separatorów pary.(ryc.6) Takie rozwiązanie obiegu pierwotnego pozwala między innymi na znaczne zmniejszenie radioaktywności obiegu parowego, ponieważ większość niegazowych produktów rozszczepienia pozostaje w wodzie.
Pręty regulacyjne są chłodzone przez własny system chłodzenia.

Rozwiązania konstrukcyjne reaktora RBMK są bardzo korzystne pod względem ekonomicznym. Brak zbiornika ciśnieniowego pozwala na budowanie reaktorów o dowolnie dużych mocach. Kontrola parametrów technologicznych w każdym kanale z osobna oraz możliwość wymiany paliwa podczas pracy reaktora gwarantują jego dużą niezawodność. Reaktor cechuje się elastycznością eksploatacji pozwalającą na pracę z różnymi kompozycjami paliwa, systemami przeładunku i parametrami technologicznymi w poszczególnych kanałach oraz łatwością wprowadzania nowych rozwiązań.

Najpoważniejszą wadą reaktora RBMK jest znacznie niższy poziom bezpieczeństwa w porównaniu z innymi reaktorami. Bardzo niekorzystna jest kombinacja grafitu jako moderatora i wody jako chłodziwa. Konieczne jest izolowanie gorącego grafitu od kontaktu z powietrzem i wodą.
Największe jednak niebezpieczeństwo stanowią charakterystyki fizyczne reaktora, przede wszystkim duży dodatni temperaturowy współczynnik reaktywności.
W reaktorach chłodzonych i moderowanych wodą odparowanie części wody powoduje zmniejszenie skuteczności spowalniania neutronów, a więc zmniejszenie mocy reaktora. Natomiast w reaktorze RBMK głównym moderatorem jest grafit, więc odparowanie części wody lub tylko jej podgrzanie powoduje zmniejszenie pochłaniania neutronów w wodzie przy nieznacznym tylko zmniejszeniu ich spowalniania. Przy dużych wypaleniach paliwa uranowego, gdy nagromadzi się w nim pluton, niewielkie zwiększenie energii neutronów powoduje zwiększenie ich pochłaniania przez pluton. Ponieważ rozszczepienie plutonu powoduje emisję średnio 2,9 neutronu (zamiast 2,45 neutronu z rozszczepienia ²³⁵U) więc łącznie ze zjawiskiem zmniejszenia pochłaniania neutronów przez wodę powoduje to wzrost mocy reaktora, a to z kolei - większe odparowanie wody, a więc wzrost mocy reaktora, itd.
Z tego względu reaktor RBMK niezostałby dopuszczony do eksploatacji nigdzie poza terytorium ZSRR.

  Obecnie pracują 3 reaktory RBMK-1000 w EJ Smoleńsk, 4 - w EJ Kursk, 4 - w EJ Sosnowy Bór oraz 2 reaktory RBMK-1500 o mocy 1500 MW w Ignalińskiej EJ. EJ Czarnobyl zamknięto. Projektowano także budowę reaktorów RBMK-2000 o mocy 2000 MW z jądrowym przegrzewem pary do 450°C.

 

Sterownia w Czarnobylskiej EJ [8]

 
Hala reaktora RBMK-1000 [8]

 

Wstecz                                  Strona główna