На Смоленской АЭС началась загрузка дополнительных кобальтовых поглотителей (ДПК) в реакторную установку энергоблока № 2 в рамках реализации проекта АО «Концерн Росэнергоатом» по промышленному производству кобальта-60 (Co-60). Загрузка партии ДПК продлится до конца декабря. Области применения радиоизотопа очень широки: он используется в ядерной медицине для стереотаксической радиохирургии, лучевой терапии, стерилизации медицинских инструментов и материалов, продуктов питания, для повышения прочности полимеров, проверки качества изделий из металла, очищения промышленных отходов, стимуляции урожайности зерновых и овощных культур.

Директор Смоленской АЭС Павел Лубенский, комментируя событие, отметил: «Загрузка поглотителей нового поколения на энергоблоке № 2 — это ключевое событие 2018 года на пути к достижению стратегической цели Росатома по созданию новых продуктов для российского и международного рынка.

Развивая компетенции в области современных радиационных технологий, мы используем способность наших реакторов не только вырабатывать электроэнергию, но и производить востребованную в мире продукцию, имеющую широкое применение в медицине и промышленности».

Загрузку первого кобальтового поглотителя на энергоблоке № 2, которая осуществлялась с помощью разгрузочно-загрузочной машины, выполнил персонал реакторного цеха и блочного щита управления АЭС. Перед этим был проделан ряд подготовительных работ, в частности, разработано обоснование безопасности эксплуатации энергоблоков с ДПК, а также получены разрешительные документы на эксплуатацию в Ростехнадзоре.

«Процесс облучения кобальта для получения требуемой активности длится 5 лет. Мы контролируем величину накопленной удельной активности по Со-60 в специальном программном комплексе, позволяющем получать расчетные данные в режиме реального времени, — сообщил замначальника отдела радиационных технологий Смоленской АЭС Руслан Смирнов.

Проект по наработке изотопа Со-60 на первом энергоблоке САЭС стартовал 30 сентября 2017 года, когда был загружен первый дополнительный кобальтовый поглотитель. В начале 2019 года дополнительные кобальтовые поглотители, которые изготавливает и поставляет ПАО «Машиностроительный завод», загрузят в реактор 3-го энергоблока САЭС, а уже в 2022 году начнется извлечение облученных изделий из реактора энергоблока № 1. Далее специалисты отдела радиационных технологий, используя специализированное оборудование и оснастку, разделят кобальтовые поглотители на элементы и загрузят полученные источники с кобальтовыми капсулами в транспортные контейнеры. Окончательную подготовку высокоактивной продукции для передачи заказчику будет производить Ленинградская атомная станция: она занимается производством Со-60 уже более 20 лет и обладает большим опытом, который готова передать специалистам Смоленской АЭС.

Технологическая и конструктивная особенность реакторов типа РБМК-1000 позволяет выполнять загрузку и выгрузку кобальтовых поглотителей на работающем реакторе в любой момент времени и облучать большой объем стартового материала Со-59 с обеспечением высокого уровня ядерной и радиационной безопасности.Смоленская АЭС является филиалом АО «Концерн Росэнергоатом» (входит в Электроэнергетический дивизион Госкорпорации «Росатом»). АЭС ежегодно выдает в энергосистему страны в среднем порядка 20 млрд. киловатт-часов электроэнергии, что составляет около 11% энергии, вырабатываемой в концерне «Росэнергоатом», и более 80%, производимой энергопредприятиями Смоленской области.

Справка:

Реактор Первый в мире АЭС был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем АМ-1 («Атом Мирный»), установленный на Обнинской АЭС (1954 год). Отработка технологий уран-графитовых реакторов производилась на промышленных реакторах, в том числе реакторах “двойного” назначения (на которых помимо “военных” изотопов производилась электроэнергия): А (1948 год), АИ (ПО «Маяк»), И-1 (1955 год), ЭИ-2 (1958 год), серия АДЭ (Сибирский химический комбинат). [1] С 1960-х годов в СССР начата разработка чисто энергетических реакторов типа, будущего РБМК. Некоторые конструкторские решения отрабатывались на опытных энергетических реакторах «Атом Мирный Большой»: АМБ-1 (1964 год) и АМБ-2 (1967 год), установленные на Белоярской АЭС.

Разработка собственно реакторов РБМК началась с середины 60-х годов и опиралась, в значительной мере, на большой и успешный опыт проектирования и строительства промышленных уран-графитовых реакторов. Основные преимущества реакторной установки виделись создателями в:

• максимальном применении опыта уран-графитовых реакторов;
• отработанных связях между заводами, налаженном выпуске основного оборудования;
• состоянии промышленности и строительной индустрии СССР;
• многообещающих нейтронно-физических характеристиках (малое обогащение топлива).

В целом конструктивные особенности реактора повторяли опыт предыдущих уран-графитовых реакторов. Новыми стали топливный канал, сборки тепловыделяющих элементов из новых конструкционных материалов — сплавов циркония, и с новой формой топлива — металлический уран был заменён его диоксидом, а также параметры теплоносителя. Реактор изначально проектировался как одноцелевой — для производства электрической и тепловой энергии.

Работы над проектом начались в ИАЭ (РНЦ КИ) и НИИ-8 (НИКИЭТ) в 1964 году. В 1965 году проект получил название Б-190, а его конструирование было поручено КБ завода «Большевик». В 1966 году решением министерского НТС работа над проектом была поручена НИИ-8 (НИКИЭТ), руководимому Доллежалем.

15 апреля 1966 г. главой Минсредмаша Е. П. Славским было подписано задание на проектирование Ленинградской атомной электростанции в 70 км по прямой к западу от Ленинграда в 4 км от поселка Сосновый Бор. В начале сентября 1966 г. проектное задание было закончено.

29 ноября 1966 г. Советом Министров СССР принято постановление № 800-252 о строительстве первой очереди ЛАЭС, определена организационная структура и кооперация предприятий для разработки проекта и сооружения АЭС.

Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 запущен в 1973 году на Ленинградской АЭС.

При строительстве первых энергетических АЭС в нашей стране бытовало мнение, что атомная станция является надежным источником энергии, а возможные отказы и аварии — маловероятные, или даже гипотетические события. Кроме того, первые блоки сооружались внутри системы среднего машиностроения и предполагали эксплуатацию организациями этого министерства. Правила по безопасности на момент разработки либо отсутствовали, либо были несовершенны. По этой причине на первых энергетических реакторах серий РБМК-1000 и ВВЭР-440 не было в достаточном количестве систем безопасности, что потребовало в дальнейшем серьезной модернизации таких энергоблоков. В частности, в первоначальном проекте первых двух блоков РБМК-1000 Ленинградской АЭС не было гидробаллонов системы аварийного охлаждения реактора (САОР), количество аварийных насосов было недостаточным, отсутствовали обратные клапаны (ОК) на раздаточно-групповых коллекторах (РГК) и пр. В дальнейшем, в ходе модернизации, все эти недостатки были устранены.

Дальнейшее строительство блоков РБМК предполагалось осуществлять для нужд министерства энергетики СССР. Учитывая меньший опыт работы МИНЭНЕРГО с АЭС, в проект были внесены существенные изменения, повышающие безопасность энергоблоков. Кроме того, были внесены изменения, учитывающие опыт работы первых РБМК. В том числе были применены гидробаллоны САОР, функцию аварийных электронасосов САОР стали выполнять 5 насосов, применены обратные клапаны в РГК, сделаны другие доработки. По этим проектам были построены энергоблоки 1, 2 Курской АЭС и 1, 2 Чернобыльской АЭС. На этом этапе закончилось строительство энергоблоков РБМК-1000 первого поколения (6 энергоблоков).

Дальнейшее совершенствование АЭС с РБМК началось с проработки проектов второй очереди Ленинградской АЭС (энергоблоки 3, 4). Основной причиной доработки проекта стало ужесточение правил безопасности. В частности, была внедрена система баллонной САОР, САОР длительного расхолаживания, представленная 4 аварийными насосами. Система локализации аварии была представлена не баком-барботером, как ранее, а башней локализации аварий, способной аккумулировать и эффективно препятствовать выбросу радиоактивности при авариях с повреждением трубопроводов реактора. Были сделаны другие изменения. Основной особенностью энергоблоков 3, 4 Ленинградской АЭС стало техническое решение о расположении РГК на высотной отметке, превышающей высотную отметку активной зоны. Это позволяло в случае аварийной подачи воды в РГК иметь гарантированный залив активной зоны водой. В дальнейшем это решение не применялось.

После строительства энергоблоков 3, 4 Ленинградской АЭС, находящейся в ведении министерства среднего машиностроения, началось проектирование реакторов РБМК-1000 для нужд министерства энергетики СССР. Как отмечалось выше, при разработке АЭС для МИНЭНЕРГО, в проект вносились дополнительные изменения, призванные повысить надежность и безопасность АЭС, а также увеличить ее экономический потенциал. В частности, при доработке вторых очередей РБМК был применен барабан-сепаратор (БС) большего диаметра (внутренний диаметр доведен до 2.6 м), внедрена трехканальная система САОР, первые два канала которых снабжались водой от гидробаллонов, третий — от питательных насосов. Увеличено количество насосов аварийной подачи воды в реактор до 9 штук и внесены другие изменения, существенно повысившее безопасность энергоблока (принципиально, уровень исполнения САОР удовлетворял не только документам, действовавшим в момент проектирования АЭС, но и, во многом, современным требованиям). Существенно увеличились возможности системы локализации аварий, которая была рассчитана на противодействие аварии, вызванной гильотинным разрывом трубопровода максимального диаметра (напорный коллектор главных циркуляционных насосов (ГЦН) Ду 900). Вместо баков-барботеров первых очередей РБМК и башен локализации 3,4 блоков ЛАЭС, на РБМК второго поколения МИНЭНЕРГО были применены двухэтажные бассейны-локализаторы, что существенно повысило возможности системы локализации аварий (СЛА). Отсутствие контаймента компенсировалось стратегией применения системы плотно-прочных боксов (ППБ), в которых располагались трубопроводы контура многократной принудительной циркуляции теплоносителя.

Конструкция ППБ, толщина стен рассчитывались из условия сохранения целостности помещений при разрыве находящегося в нем оборудования (вплоть до напорного коллектора ГЦН Ду 900 мм). ППБ не охватывался БС и пароводяные коммуникации. Также при строительстве АЭС реакторные отделения строились дубль-блоком, что означает, что реакторы двух энергоблоков находятся по существу в одном здании (в отличие от предыдущих АЭС с РБМК, в которых каждый реактор находился в отдельном здании). Так были исполнены реакторы РБМК-1000 второго поколения: энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС, 3 и 4 Чернобыльской АЭС, 1 и 2 Смоленской АЭС (итого, вместе с 3 и 4 блоком Ленинградской АЭС, 8 энергоблоков).

В общей сложности сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с РБМК. Срок окупаемости серийных блоков второго поколения составил 4-5 лет.

Вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет порядка 50 %.

До аварии на Чернобыльской АЭС в СССР существовали обширные планы строительства таких реакторов, однако после аварии планы по сооружению энергоблоков РБМК на новых площадках были свернуты. После 1986 года были пущены два реактора РБМК: РБМК-1000 Смоленской АЭС (1990г) и РБМК-1500 Игналинской АЭС (1987). Еще один реактор РБМК-1000 5-го блока Курской АЭС находится в стадии достройки (~70-80 % готовности). После аварии на Чернобыльской АЭС были проведены дополнительные исследования и модернизация. В настоящее время реакторы РБМК не уступают по безопасности и экономическим показателям отечественным и зарубежным АЭС того же периода постройки. На сегодняшний день приемлемый уровень безопасности РБМК подтвержден на национальном уровне, а также международными экспертизами.

Развитие концепции канального уран-графитового реактора осуществляется в проектах МКЭР — Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор.

Характеристики РБМК

Характеристика	РБМК-1000	РБМК-1500	РБМКП-2400 (проект)	МКЭР-1500 (проект)
Тепловая мощность реактора, МВт	3200	4800	5400	4250
Электрическая мощность блока, МВт	1000	1500	2000	1500
К. п. д. блока, %	31,3	31,3	37,0	35,2
Давление пара перед турбиной, атм	65	65	65	65?
Температура пара перед турбиной, °С	280	280	450
Размеры активной зоны, м:
высота	7	7	7,05	7
диаметр (ширина?длина)	11,8	11,8	7,05?25,38	14
Загрузка урана, т	192	189	220
Обогащение, % 235U
испарительный канал	2,6-3,0	2,6-2,8	1,8	2-3,2
перегревательный канал	—	—	2,2	—
Число каналов:
испарительных	1693-1661[3]	1661	1920	1824
перегревательных	—	—	960	—
Среднее выгорание, МВт·сут/кг:
в испарительном канале	22,5	25,4	20,2	30-45
в перегревательном канале	—	—	18,9	—
Размеры оболочки ТВЭЛа (диаметр?толщина), мм:
испарительный канал	13,5?0,9	13,5?0,9	13,5?0.9	–
перегревательный канал	—	—	10?0,3	—
Материал оболочек ТВЭЛов:
испарительный канал	Nb	Zr + 2,5 % Nb	Zr + 2,5 % Nb	–
перегревательный канал	—	—	Нерж. сталь	—

Одной из целей при разработке реактора РБМК было улучшение топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалах даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обогащением урана (по первоначальному проекту — 1,8 %).

Основу активной зоны РБМК-1000 составляет графитовый цилиндр высотой 7 м и диаметром 11,8 м, сложенный из блоков меньшего размера, который выполняет роль замедлителя. Графит пронизан большим количеством вертикальных отверстий, через каждое из которых проходит труба давления (также называемая технологическим каналом (ТК)). Центральная часть трубы давления, расположенная в активной зоне, изготовлена из сплава циркония (Zr + 2,5 % Nb), обладающего высокими механическими и коррозионными свойствами, верхние и нижние части трубы давления — из нержавеющей стали. Циркониевая и стальные части трубы давления соединены сварными переходниками.

При проектировании энергоблоков РБМК, в силу несовершенства расчетных методик, был выбран не оптимальным шаг решетки каналов. В результате реактор оказался несколько перезамедлен, что приводило к положительным значениям парового коэффициента реактивности в рабочей области, превышающим долю запаздывающих нейтронов. До аварии на ЧАЭС используемая методика расчета кривой парового коэффициента реактивности (программа BMP), показывала, что несмотря на положительный ПКР в области рабочих паросодержаний, по мере роста паросодержания эта величина меняет знак, так что эффект обезвоживания оказывался отрицательным. Соответственно состав и производительность систем безопасности проектировалась с учетом этой характеристики. Однако, как оказалось после аварии на Чернобыльской АЭС, расчетное значение парового коэффициента реактивности в областях с высоким паросодержанием было получено неверно: вместо отрицательного, он оказался положительным. Для изменения парового коэффициента реактивности был выполнен ряд мероприятий, в том числе в некоторые каналы вместо топлива установлены дополнительные поглотители. В последующем, для улучшения экономических показателей энергоблоков с РБМК дополнительные поглотители извлекались, для достижения заданных нейтроно-физических характеристик стали применять топливо более высокого обогащения с дополнительным поглотителем (оксид эрбия).

В каждом топливном канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) — нижней и верхней. В каждую сборку входит 18 стержневых ТВЭЛов. Оболочка ТВЭЛа заполнена таблетками из двуокиси урана. По первоначальному проекту обогащение по урану 235 составляло 1,8 %, но по мере накопления опыта эксплуатации РБМК оказалось целесообразным повышать обогащение. Повышение обогащения в сочетании с применением выгорающего поглотителя в топливе позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 3,0 %.

Реактор РБМК работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В активной зоне вода, охлаждающая твэлы, частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы. В барабан-сепараторах происходит сепарация пара, которая поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подается в активную зону реактора. Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C) под давлением 70-65 кгс/см2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.

Реакторы РБМК-1000 установлены на Ленинградской АЭС, Курской АЭС, Чернобыльской АЭС, Смоленской АЭС.

Понравилась статья? Тогда поддержите нас, поделитесь с друзьями и заглядывайте по рекламным ссылкам!