Что такое графит в чернобыле
Додумались Раскрыта настоящая причина чернобыльской катастрофы
Авария на Чернобыльской АЭС произошла 26 апреля 1986 года. Катастрофа поставила под угрозу развитие ядерной энергетики во всем мире. Вокруг станции была создана 30-километровая зона отчуждения. Радиоактивные осадки выпадали даже в Ленинградской области, а изотопы цезия обнаруживали в повышенных концентрациях в лишайнике и мясе оленей в арктических областях России.
Кипящий ад
В тепловых ядерных реакторах быстрые нейтроны не годятся для возбуждения тяжелых атомов, поэтому их кинетическую энергию уменьшают с помощью замедлителя. Медленные нейтроны, именуемые тепловыми, с большей вероятностью вызывают распад атомов урана-235, используемого в качестве топлива. В таких случаях говорят о высоком сечении взаимодействия ядер урана с нейтронами. Сами тепловые нейтроны называются так, поскольку находятся в термодинамическом равновесии с окружающей средой.
РБМК — одноконтурный реактор. В качестве теплоносителя используется вода, которая частично превращается в пар. Пароводяная смесь поступает в сепараторы, где пар отделяется от воды и направляется на турбогенераторы. Отработанный пар конденсируется и вновь поступает в реактор.
Крышка реактора РБМК
В конструкции РБМК имелся недостаток, сыгравший роковую роль в катастрофе на Чернобыльской АЭС. Дело в том, что расстояние между каналами было слишком большим и слишком много быстрых нейтронов тормозилось графитом, превращаясь в тепловые нейтроны. Они хорошо поглощаются водой, но там постоянно образуются пузырьки пара, что снижает абсорбционные характеристики теплоносителя. В результате повышается реактивность, вода еще сильнее нагревается. То есть РБМК отличается достаточно высоким паровым коэффициентом реактивности, что осложняет контроль за протеканием ядерной реакции. Реактор должен оснащаться дополнительными системами безопасности, работать на нем должен только высококвалифицированный персонал.
Наломали дров
25 апреля 1986 года на Чернобыльской АЭС была запланирована остановка четвертого энергоблока для планового ремонта и проведения эксперимента. Специалисты научно-исследовательского института «Гидропроект» предложили способ аварийного электроснабжения насосов станции за счет кинетической энергии вращающегося по инерции турбогенератора. Это позволило бы даже при отключении электричества поддерживать циркуляцию теплоносителя в контуре до тех пор, пока не включится резервное питание.
Согласно плану, эксперимент должен был начаться, когда тепловая мощность реактора снизится до 700 мегаватт. Мощность успели понизить на 50 процентов (1600 мегаватт), и процесс остановки реактора был отложен примерно на девять часов по запросу из Киева. Как только снижение мощности возобновилось, она неожиданно упала почти до нуля из-за ошибочных действий персонала АЭС и ксенонового отравления реактора — накопления изотопа ксенона-135, снижающего реактивность. Чтобы справиться с внезапной проблемой, из РБМК были извлечены аварийные стержни, поглощающие нейтроны, однако мощность не поднялась выше 200 мегаватт. Несмотря на нестабильную работу реактора, в 01:23:04 начался эксперимент.
Схема реактора ЧАЭС
Ввод дополнительных насосов усилил нагрузку на выбегающий турбогенератор, что снизило объемы воды, поступающей в активную зону реактора. Вместе с высоким паровым коэффициентом реактивности это быстро увеличило мощность реактора. Попытка внедрения поглощающих стержней из-за их неудачной конструкции лишь усугубила ситуацию. Всего лишь через 43 секунды после начала эксперимента реактор разрушился в результате одного-двух мощных взрывов.
Концы в воду
Очевидцы утверждают, что четвертый энергоблок АЭС был разрушен двумя взрывами: второй, самый мощный, случился через несколько секунд после первого. Считается, что аварийная ситуация возникла из-за разрыва труб в системе охлаждения, вызванного быстрым испарением воды. Вода или пар вступили в реакцию с цирконием в тепловыделяющих элементах, что привело к образованию большого количества водорода и его взрыву.
Шведские ученые полагают, что к взрывам, один из которых был ядерным, привели два различных механизма. Во-первых, высокий паровой коэффициент реактивности способствовал увеличению объема перегретого пара внутри реактора. В результате реактор лопнул, и его 2000-тонная верхняя крышка взлетела на несколько десятков метров. Поскольку к ней были прикреплены тепловыделяющие элементы, возникла первичная утечка ядерного топлива.
Разрушенный 4-й энергоблок ЧАЭС
Шведские ученые рассчитали, сколько ксенона образовалось в реакторе до взрыва, во время взрыва, и как менялись соотношения радиоактивных изотопов вплоть до их выпадения в Череповце. Оказалось, что наблюдавшееся на заводе соотношение реактивностей могло возникнуть в случае ядерного взрыва мощностью 75 тонн в тротиловом эквиваленте. Согласно анализу метеорологических условий на период 25 апреля — 5 мая 1986 года, изотопы ксенона поднялись на высоту до трех километров, что предотвратило его смешение с тем ксеноном, который образовался в реакторе еще до аварии.
Чернобыль. ч.3. Терминологическая справка и суть рокового эксперимента
Автор: Александр Старостин
Эта часть и без меня понятна атомщикам, но я как гуманитарий очень старался определить простым языком несколько важных терминов, понимание которых необходимо в дальнейшем. Плюс внутри ещё парочка вводных, которые позволят углубиться в понимание процессов, которые привели к аварии на ЧАЭС. Ну и расскажу в двух словах о программе рокового эксперимента.
Несколько важных терминов
При разговоре об авариях на реакторах РБМК часто упоминается ряд профессиональных терминов, которые ни о чём не говорят человеку, далёкому как минимум от ядерной физики. Однако без их понимания невозможно и объяснение произошедшего в 1975 (!!) и 1986 годах выше уровня обывателя.
Итак, первый термин – реактивность. Реактивность – это величина, характеризующая поведение цепной реакции. Попросту говоря, это степень отклонения реактора от его критического состояния. При реактивности равной нулю реакция идёт с постоянной скоростью (критическое состояние), при реактивности большей нуля реакция ускоряется (надкритическое состояние), а при реактивности меньшей нуля – замедляется (подкритическое состояние). Выражаться она, будучи безразмерной величиной, может в различных относительных и условных единицах, чаще всего в процентах.
С реактивностью связано ещё несколько важных терминов – оперативный запас реактивности (ОЗР), паровой и мощностной коэффициенты реактивности (ПКР и МКР), а также йодная яма. Для начала определимся с ОЗР.
Итак, при выводе из активной зоны реактора стержней управления и защиты реакция начинает развиваться, высвобождается некая положительная реактивность, то есть, попросту говоря, энергия. Если из реактора вывести сразу все стержни, то высвободившаяся при этом величина положительной реактивности называется общим запасом реактивности. При работе реактора на постоянной мощности изменения реактивности должны нарастать медленно, однако на деле это не так вследствие быстрого развития ряда процессов. Поэтому необходимо, чтобы хотя бы какую-то часть общего запаса реактивности операторы реактора могли контролировать. Собственно говоря, эта часть, компенсируемая подвижными поглотителями нейтронов, и называется оперативным запасом реактивности (ОЗР).
ОЗР – тоже безразмерная величина, однако для удобства работы её могут измерять в неких условных единицах. В нашем случае (так принято делать в работе с реакторами РБМК) такой величиной является эффективное количество полностью погруженных стержней ручного регулирования системы управления и защиты. Выраженный в стержнях ОЗР показывает запас, имеющийся у оператора для увеличения мощности, то есть, грубо говоря, количество стержней, которое можно вывести из активной зоны. Однако тут нужно понимать, что ОЗР в стержнях – показатель относительный, потому что если вывести половину стержней наполовину, а вторую половину – на четверть, то результат может равняться, например, 15 выведенным полностью стержням, в то время как остальные полностью введены (значения взяты с потолка, в реальности они абсолютно иные – прим. А.С.). Для реакторов благоприятным является низкий ОЗР. Во-первых, снижается количество поглощённых нейтронов, которые можно было бы использовать для производства энергии. Во-вторых, при низком ОЗР уменьшается вносимая за раз при случайном (или специальном) извлечении стержня СУЗ положительная реактивность, что не позволяет реактору мгновенно развить очень высокую мощность.
Мощностной коэффициент реактивности (МКР) – это величина, которая характеризует изменение реактивности реактора при изменении мощности. Соответственно МКР может быть как положительным (реактивность повышается при повышении мощности реактора), так и отрицательным (реактивность снижается). В правильно спроектированном реакторе МКР отрицательный, то есть реактор не может саморазогнаться.
Состояние, при котором йод-135 или ксенон-135 образуются в реакторе в большом количестве, в результате чего операторы вынуждены снижать ОЗР (то есть увеличивать количество извлечённых стержней) для поддержки реакции, а выход реактора на проектную мощность на протяжении 1-2 суток делается практически невозможным, называется йодной ямой или ксеноновым отравлением реактора. Своё название явление получило из-за графика зависимости реактивности от концентрации ксенона-135 в реакторе, представляющего из себя яму с минимальным значением реактивности при максимальной концентрации изотопа.
Вот поэтому она и яма (см. красную линию)
При работе атомного реактора в активной зоне происходит множество различных событий и реакций, распадаются и появляются различные элементы. Одним из таких элементов является короткоживущий изотоп йода – 135I. Период полураспада этого элемента – примерно шесть с половиной часов, при этом одним из его продуктов является изотоп ксенона 135Xe, период полураспада которого больше – девять с небольшим часов. При работе реактора на полной мощности проблем с этим нет, так как оба эти изотопа как бы выгорают в плотном потоке нейтронов. А вот на малых мощностях, например при снижении или при выходе на мощность после пуска, нейтронный поток ещё не столь силён, а значит, не способен препятствовать обильному образованию йода-135 и, как следствие, ксенона-135.
Вспомним конструкцию стержней СУЗ. Они состоят из графитового вытеснителя длиной 4.5 метра, соединённого с семиметровым поглотителем из карбида бора. Под и над вытеснителем находился столб воды, которая, в отличие от графита, хорошо поглощает нейтроны. При поступлении команды на ввод поглотителя, вытеснитель начинает идти вниз, вытесняя воду и вводя тем самым положительную реактивность в этой зоне. Ведь графит поглощает нейтроны куда хуже, а значит, они начинают работать на разгон реактора. Такой ввод положительной реактивности называют концевым эффектом или положительным выбегом реактивности.
Игналинская АЭС
Впервые его обнаружили при физических пусках (то есть первых пусках после постройки реакторов) на Игналинской АЭС и на второй очереди ЧАЭС. Тогда выяснилось, что сам по себе положительный выбег реактивности невелик и легко компенсируется наличием достаточно большого количества введённых хотя бы наполовину стержней СУЗ. Тем не менее, на ЧАЭС было принято решение отделить вытеснители от стержней автоматического регулирования, оставив их лишь на стержнях ручного регулирования. Кроме того, на все АЭС были разосланы два письма. Одно от НИКИЭТ – конструкторов реактора, другое от Научного руководителя (ИАЭ им. Курчатова). Тем не менее, письма, хоть и содержавшие определённые предложения по исправлению ситуации (отрезание вытеснителей, например), были положены руководствами станций под сукно до востребования и получения дальнейших инструкций, так как их тон был в целом благостный, не дающий серьёзных причин для беспокойства. Никаких упоминаний (кроме нижнего ограничения ОЗР в 15 стержней ручного регулирования) в регламентах об эффекте не было. Запомните этот момент, он нам понадобится дальше.
Предвестники
А вот первая – авария на Ленинградской АЭС 30 ноября 1975 года. Тогда фактически шли ещё натурные испытания первого реактора типа РБМК, хотя первый (и пока ещё единственный официально введённый в эксплуатацию) энергоблок уже работал год.
В тот день на плановый ремонт выводился один из турбогенераторов. Его разгрузили, но по ошибке старший инженер управления реактором отключает не его, а второй, оставленный в работе ТГ. Сработала система защиты, реактор был заглушен. При этом реактор был отравлен йодом-135. Реактор и турбогенератор необходимо было быстро вернуть в работу. В условиях резко снизившегося из-за йодной ямы ОЗР операторам пришлось пойти на нарушение регламента и извлечь практически все стержни ручного регулирования, дабы как можно скорее вывести мощность на минимально контролируемый уровень. Тем не менее, первая попытка персонала не удалась – сработала автоматическая защита, обнаружившая несимметричность мощности в разных частях реактора. Персонал начал снова выводить реактор на минимально контролируемый уровень мощности. И вот тут началась авария.
Дело в том, что из-за огромных размеров самой активной зоны, в ней могут образовываться «локальные реакторы», в которых мощность отличается от «средней по больнице». Одной из таких зон стал канал, примыкающий к тепловыделяющей кассете 13-33. Она оказалась разотравлена, в отличии всей остальной активной зоны. В результате, пока операторы выводили из йодной ямы весь реактор, ТК 13-33 начала перегреваться и разрушаться. В итоге из неё прямо на графит попали вода и топливо. Датчики в блоке щитового управления, где находились операторы, это показали. Реактор был аварийно заглушен.
В статье инженера-физика Виталия Абакумова, присутствовавшего при аварии на ЛАЭС и являвшегося непосредственным участником событий, хорошо описаны причины, толкнувшие персонал на нарушение регламента, приведшее в итоге к аварии.
В конечном итоге Карраск и его коллеги получили выговор
Молодой Карраск. Питерцы, запомните это лицо — он спас вас от Чернобыля в Ленобласти
Именно такая порочная практика позже сыграла свою роль и на ЧАЭС, да и вообще много где.
Рабочая программа испытаний турбогенератора № 8 Чернобыльской АЭС в режимах совместного выбега с нагрузкой собственных нужд
За сложным названием скрывается простая в принципе идея. Если в результате аварии станция будет отключена от сети, а реактор нужно будет заглушить, то необходимо будет обеспечить электроснабжение защитных систем на самом опасном этапе расхолаживания (охлаждения) реактора, когда он ещё на высокой мощности. Энергию предполагалось брать из выбегающего генератора. Дело в том, что вращение турбины, а значит, генерация энергии прекращается не сразу после отключения реактора, ведь у турбины большая инерция. Это называется выбегом. Соответственно, предполагалось, что обеспечиваться системы охлаждения реактора будут от выбегающего генератора. Идея выдвигалась в том числе и главным конструктором, и научным руководителем. Формально эксперимент проводился по заявке предприятия Донтехэнерго.
Впервые эксперимент был проведён в 1982 году на третьем энергоблоке ЧАЭС. Тогда потребовалось доработать ряд систем турбогенератора. В 1984 и 1985 годах снова проводились такие испытания, их не смогли завершить по техническим причинам. Нужно отметить, что постепенно эксперименты усложнялись. Так, начиная с 1984 года, для проведения эксперимента выводилась из работы система аварийного охлаждения реактора (САОР), а начиная с 1985 – к сети подключали два главных циркуляционных насоса (ГЦН). 26 апреля 1986 года эксперимент до конца довести смогли и записали все необходимые параметры. После этого была отдана роковая команда глушить реактор.
Нужно отметить, что очень часто блокировку САОР ставят в вину персоналу, в том числе и первая советская комиссия. Однако все последующие комиссии, а в частности, комиссия Госпроматомэнергонадзора 1991 года во главе с Н.А. Штейнбергом, прямо заявляли:
…отключение САОР не повлияло на возникновение и развитие аварии, поскольку хронология основных событий, предшествовавших аварии, и хронология развития самой аварии, показали, что не было зафиксировано сигналов на автоматическое включение САОР. Таким образом, «возможность снижения масштаба аварии» из-за отключения САОР была не потеряна, а в принципе отсутствовала в конкретных условиях 26 апреля 1986 г.
Всё, декорации расставлены, пролог закончен, со следующей части приступаем к первому акту чернобыльской драмы.
Автор: Александр Старостин
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