En høj effekt tryk rørreaktor ( russisk : Реактор Большой Мощности Канальный / Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyi eller RBMK - РБМК - for korte) er en type atomreaktor af sovjetisk design , kendt for at have været involveret i sovjetisk designet atomulykken. Tjernobyl i 1986 .
Denne reaktor er beregnet til industriel produktion af elektricitet og produktion af plutonium . De mest kraftfulde RBMK-reaktorer (eksempel: Ignalina-atomkraftværket ) opnår en elektrisk kraft på 1.500 megawatt hver, hvilket var rekord indtil idriftsættelse af EPR ved Taishan-atomkraftværket .
Denne type reaktor er kendt for at være årsagen til Tjernobyl-atomkatastrofen . Siden da er alle de andre RBMK-reaktorer blevet gennemgået og ændret. Den sidste reaktor ved kernekraftværket i Tjernobyl blev definitivt lukket i december 2000 . På det tidspunkt var der 17 sådanne reaktorer. I 2005 var der stadig 12 aktive i verden (mod 9 i 2021), beliggende i Rusland og Litauen (4 i Kursk , 4 i Leningrad og 3 i Smolensk og en i Ignalina ). Disse har dog gennemgået ændringer, især nødstopbjælkerne for at gøre dem sikrere. Det sidste, der skal lukkes, er ved kernekraftværket Ignalina i 2009, efter at Litauen lukkede det for at komme ind i EU.
RBMK er kulminationen på det sovjetiske nukleare program til design af en let vandkølet reaktor, baseret på eksisterende design af grafitmodererede plutonium militære reaktorer . Den første af disse reaktorer, AM-1 ( Atom Mirnyi , bogstaveligt talt Atom Pacific ), producerede 5 MW elektricitet (30 MW termisk) og leverede byen Obninsk mellem 1954 og 1959 .
Med let vand til afkøling af væske og grafit som moderator er det muligt at anvende lavberiget uran som nukleart brændsel (ved 1,8% U 235 mod ca. 3% for det anvendte uran. I trykvandsreaktorer ). Således kræver denne kraftfulde reaktor hverken isotopseparation eller massiv uranberigelse eller tungt vand . For det sovjetiske militær var det også af interesse at producere store mængder plutonium (et element der blev brugt til fremstilling af visse atomvåben ).
Alle RBMK'er blev bygget og forbundet til nettet mellem 1973 ( Leningrad -1) og 1990 ( Smolensk -3). De tilhører tre generationer med væsentligt forskellige sikkerhedskarakteristika.
Denne teknologi kræver i det væsentlige handel med "pipefitters", og fremstillingen af hovedkomponenterne kan sikres med de midler, der eksisterede på det tidspunkt i fabrikkerne. Begrænsningerne ved fremstilling, samling og transport begrænser ikke en forøgelse af enhedernes effekt. Tilstedeværelsen af mere end 1000 uafhængige primære kredsløb blev på det tidspunkt betragtet som en garanti for reaktorsikkerhed (ingen større pauser).
Seks enheder er af "første generation" (Leningrad-1 og 2, Kursk-1 og 2 og Tjernobyl-1 og 2). De blev designet og udviklet i første halvdel af 1970'erne før vedtagelsen i Sovjetunionen af de nye reaktordesign og konstruktionsstandarder (OPB-82). Reaktorer installeret siden slutningen af 1970'erne og første halvdel af 1980'erne klassificeres generelt som "anden generation" (Leningrad-3 og 4, Kursk-3 og 4, Ignalina-1, Tjernobyl-3 og 4, Smolensk-1 og 2) Ignalina-2 indeholder i mellemtiden sikkerhedsfunktioner, der rækker ud over andre anden generations reaktorer, som blev designet og bygget i overensstemmelse med reviderede standarder offentliggjort i 1982. Efter ulykken i Tjernobyl blev sovjetiske sikkerhedsstandarder revideret igen (OPB- 88). RBMK Smolensk-3 blev bygget til disse ”tredje generationers” standarder. Yderligere designændringer blev foretaget på Kursk-5-enheden, som var under opførelse, indtil den blev annulleret i 2012.
Designet af en RBMK er baseret på trykrør med en diameter på 88 mm og en tykkelse på 4 mm lavet af zirconium-niobiumlegering, der tåler meget høj temperatur og tryk. Der er 1681 trykrør i alt i kernen, syv meter lange, de er anbragt lodret i en stak grafitblokke med en længde på 12 meter, der fungerer som moderator . Reaktoren afkøles med almindeligt vand, som koger ved temperaturen 290 ° C i kernen (på en måde, der kan sammenlignes med kogende vandreaktorer ). Kernebrændstoffet består af 192 tons uranoxid, der er let beriget til 2% i form af stænger på 3,5 meter og en diameter på 13,5 mm, grupperet af to placeret over hinanden og udledt samtidigt i hvert trykrør. Den specifikke effekt i brændstoffet er ret lav, den gennemsnitlige forbrændingshastighed er 20.000 MWd pr. Ton. Denne type reaktor producerer ca. 3 kg plutonium pr. Ton forbrændt uran. Cirka 6% af reaktorens termiske energi produceres i grafit. Helium-nitrogen-blandingen letter varmeoverførslen mellem grafitten og kanalerne og beskytter grafitten mod oxidation.
På den anden side er kernen i en RBMK-reaktor meget stor, 20 gange kernen i en PWR.
Hele reaktorblokken er baseret på en svejset struktur, der er indeholdt i et betonhulrum. Over reaktoren tillader en maskine lastning - aflæsning af brændstof kontinuerligt uden at stoppe reaktoren. Det har et specielt kølekredsløb. Efter docking af maskinen på hovedet af en brændstofkanal fjernes alle de to kanalsamlinger derefter, efter at en tønde er roteret, sænkes to nye enheder ned i kanalen, og sidstnævnte lukkes. Maskinen deponerer derefter de bestrålede enheder i en deaktiveringspulje.
Reaktoren styres af 211 neutronabsorberende stænger, der optager trykrør svarende til dem, der indeholder brændstof og fordelt gennem kernen. Disse barer aktiveres af mekanismer placeret over kernen under hallens beskyttende gulv.
Reaktoren afkøles af to sløjfer, der hver evakuerer den energi, der produceres af halvdelen af kernen. Hver sløjfe inkluderer to dampudskillere og fire recirkulationspumper (3 i drift og 1 i reserve). Blandingen af vand og damp, der forlader hvert trykrør, kommer frem gennem et rør i en af disse separatorballoner, der er 30 m lange og 2,30 m i diameter, hvor vandet og dampen er adskilt. Dampen sendes til turbinen, og vandet vender tilbage gennem 12 rør til samlerne og recirkulationspumperne, der fører trykrørene gennem et system med samlere, underopsamlere og rør. På hver sløjfe er der 22 undermanifoldere med en diameter på 300 mm.
Et nødkølingskredsløb bruges til at afkøle kernen i tilfælde af brud på hovedkølingskredsløbet (brud på et rør i kredsløbskredsløbet, brud på en dampkanal eller brud på et vandforsyningsrør).
Da neutronmoderering primært skyldes faste grafitelementer, resulterer en stigning i kogning i et fald i afkøling og absorption af neutroner uden at hæmme fissionsreaktionen i reaktoren. Dermed en stærkt positiv vakuumkoefficient . Dette gør systemet sårbart over for et positivt feedbacknedbrud, som det var tilfældet i Tjernobyl .
RBMK-reaktorer har dog visse tekniske fordele: for eksempel har de en mængde vand ca. to gange den for en konventionel vestlig kogende vandreaktor, mens den specifikke effekt af brændstoffet er ca. 75% af den. Af et vestligt vand under tryk reaktor. Disse elementer spiller en væsentlig rolle i den gradvise stigning i brændstofstemperaturen under adskillige ulykkesscenarier. På den anden side betyder det store vandbeholdning, at indeslutningen og udledningssystemerne skal kunne håndtere mere lagret energi.
Grafitten, skærmene og kølesystemet er sammen med kontrolstængerne og kontrol- og beregningsinstrumenterne det primære middel til at sikre reaktorens sikkerhed. Ud over disse (konventionelle) systemer reaktoren kerne omgivet, over hele sin højde, af en ringformet vand tanken , selv omgivet af en indeslutning, der indeholder sand (1300 kg / m 3 ), som udgør et dobbeltsystem passiv beskyttelse yderligere. Bunden og tankdækslet er støttet op og termisk isoleret. Reaktorkernens lodrette vægge og andre elementer er designet til at give god fleksibilitet i lyset af termiske udvidelser, men hele systemet betragtes ikke desto mindre for ustabilt af specialister i lande, der ikke bruger det, især i vestlige lande, der har valgt at omgive deres reaktorer med et andet hårdere og mere lufttæt kabinet, der er ansvarlig for bedre at begrænse produkterne fra en lækage eller en eksplosion.
Med hensyn til sikkerhed og sikkerhed er RBMK'erne udstyret med forskellige systemer såsom nødkernekølesystemet (SRUC), der består i at forhindre muligheden for en dobbelt total brud på et rør med strømafbrydelse. Elektricitet uden for stedet. Dette involverer brud på trykmanifoldene eller sugemanifolden på hovedcirkulationspumpen. I dette tilfælde tilvejebringer SRUC både øjeblikkelig afkøling af reaktorkernen og langvarig fjernelse af henfaldsvarme med seks pumper drevet af ulykkesplaceringssystemet for at afkøle den beskadigede halvdel af kernen og tre pumper. Tilført af de rensede kondensatbeholdere til afkøle den uskadede halvdel af reaktoren i tilfælde af en ulykke eller hændelse.
Der er også et ulykkesplaceringssystem (SLA) på RBMK'erne. Dette, en trykreduktionsanordning, omfatter en del af hovedcirkulationskredsløbet og består af forseglede rum.
På den anden side er disse reaktorer udstyret med et beskyttelsessystem mod overtryk i reaktorbeholderen. Det er en vigtig del af RBMK-sikkerhedssystemet. Dette system beskytter dem mod de sletninger, der kan forekomme i tilfælde af brud på trykrøret inde i kassen, idet lempelsen sikres ved hjælp af rør, der forbinder kassen til SLA ved hjælp af en hydraulisk afskærmning. Dette apparat kan acceptere brud på to eller tre trykrør (for henholdsvis reaktorer af første og anden generation). Dette system er blevet forbedret for at være i stand til at modstå den samtidige brud på op til ni trykrør i dag.
Designændringer, der ikke er relateret til årsagerne til Tjernobyl-ulykken, blev foretaget på dette forskellige sikkerhedsudstyr.
| Indstillinger | RBMK-1000 | RBMK-1500 |
|---|---|---|
| Termisk effekt (MWt) | 3200 | 4800 |
| Elektrisk kraft (MWe) | 1000 | 1500 |
| Antal turbiner x turbogeneratoreffekt (MWe) | 2 x 500 | 2 x 750 |
| Udbytte (%) | 30.4 | 31.3 |
| Hjertehøjde (m) | 7,0 | 7,0 |
| Kernediameter (m) | 11.8 | 11.8 |
| Antal samlinger
af brændstoffer |
1693 | 1661 |
| Indledende kerne uranbelastning (ton) | 192 | 189 |
| Brændbar | UO 2 | UO 2 |
| Berigelse | 1,8% op til 2,4% | 1,8% op til 2,4% |
| Gennemsnitlig forbrænding (MWd / ton uran) | 18.100 | 18.100 |
| Brændstofjakke materiale | Zirconium legering | Zirconium legering |
| Dampcirkulation
til turbinen (ton / time) |
5400 | 8200 |
| Vandcirkulation i
reaktoren (ton / time) |
37.500 | 29.000 |
| Turbineindgangstryk
(søjler) |
65 | 65 |
| Dampindgangstemperatur for turbine
(c °) |
280 | 280 |
| Reaktornavn | Reaktortype | Idriftsættelse | Status | Bruttoeffekt (MWe) | Nettokapacitet (MWe) |
|---|---|---|---|---|---|
| Ignalina -1 | RBMK-1500 | 1983 | Endelig nedlukning i december 2004 | 1500 | 1185 |
| Ignalina-2 | RBMK-1500 | 1987 | Endelig nedlukning i december 2009 | 1500 | 1185 |
| Ignalina-3 | RBMK-1500 | Byggeriet blev annulleret i 1988 | 1500 | 1380 | |
| Ignalina-4 | RBMK-1500 | Byggeriet blev annulleret i 1988 | 1500 | 1380 | |
| Kostroma-1 | RBMK-1500 | Byggeri annulleret i 1980'erne | 1500 | 1380 | |
| Kostroma-2 | RBMK-1500 | Byggeri annulleret i 1980'erne | 1500 | 1380 | |
| Leningrad -1 | RBMK-1000 | 1973 | Endelig nedlukning i december 2018 | 1000 | 925 |
| Leningrad-2 | RBMK-1000 | 1975 | Endelig nedlukning i november 2020 | 1000 | 925 |
| Leningrad-3 | RBMK-1000 | 1979 | Drift indtil 2025 | 1000 | 925 |
| Leningrad-4 | RBMK-1000 | nitten og firs | Drift indtil 2026 | 1000 | 925 |
| Kursk -1 | RBMK-1000 | 1976 | Drift indtil 2022 | 1000 | 925 |
| Kursk-2 | RBMK-1000 | 1979 | Drift indtil 2024 | 1000 | 925 |
| Kursk-3 | RBMK-1000 | 1984 | Drift indtil 2029 | 1000 | 925 |
| Kursk-4 | RBMK-1000 | 1986 | Drift indtil 2031 | 1000 | 925 |
| Kursk-5 | RBMK-1000 | Byggeriet blev annulleret i 2012 | 1000 | 925 | |
| Tjernobyl -1 | RBMK-1000 | 1977 | Endelig nedlukning i November 1996 | 1000 | 925 |
| Tjernobyl-2 | RBMK-1000 | 1978 | Endelig nedlukning i Oktober 1991 | 1000 | 925 |
| Tjernobyl-3 | RBMK-1000 | nitten og firs | Endelig nedlukning i december 2000 | 1000 | 925 |
| Tjernobyl-4 | RBMK-1000 | 1983 | Ødelagt i April 1986 | 1000 | 925 |
| Tjernobyl-5 | RBMK-1000 | Byggeri annulleret | 1000 | 925 | |
| Tjernobyl-6 | RBMK-1000 | Byggeri annulleret | 1000 | 925 | |
| Smolensk -1 | RBMK-1000 | 1983 | Drift indtil 2028 | 1000 | 925 |
| Smolensk-2 | RBMK-1000 | 1985 | Drift indtil 2030 | 1000 | 925 |
| Smolensk-3 | RBMK-1000 | 1990 | Drift indtil 2035 | 1000 | 925 |
| Smolensk-4 | RBMK-1000 | Byggeriet blev annulleret i 1993 | 1000 | 925 |
I 2021 forbliver 9 RBMK-reaktorer i drift, alle i Rusland: 4 i Kursk , 2 i Sosnovy Bor , 3 i Smolensk .
I dag forfølger Rusland en logik om at forlænge deres designlevetid for disse reaktorer. Sidstnævnte, der oprindeligt var tredive år gammel, øges til ca. 45 år. Hvis denne politik blev afsluttet, kunne den sidste RBMK-reaktor (Smolensk-3), bestilt i 1990, således fungere indtil 2035.
Nuværende RBMK'er bruger brændstof beriget med 2,4%, hvilket gør brugen af grafit som moderator mindre farlig.
For at reducere den destabiliserende effekt af den positive temperaturkoefficient for RBMK'er var de to hovedforanstaltninger:
Uden at gøre koefficienten negativ bidrog disse foranstaltninger til at reducere den markant.
For at afhjælpe manglerne ved dette system var de øjeblikkelige forbedringsforanstaltninger som følger:
Der er foretaget ændringer af dette system for at øge evakuerings- og trykaflastningskapaciteten i utilsigtede situationer. Det er hovedsageligt et trykreduceringssystem ved at kondensere dampen.
Ud over de generiske ændringer, der er nævnt ovenfor, blev der efterfølgende designet et specifikt moderniseringsprogram til hver reaktor. De vigtigste sikkerhedssystemer (såsom nødstopsystemet) er blevet fuldstændigt erstattet af nye, mere moderne og mere pålidelige systemer.
En grundig vurdering af sikkerheden i RBMK-reaktorerne efter modernisering blev udført af grupper af internationale eksperter gennem de to specifikke konkrete tilfælde af Kursk-1 (1000 MWe) og Ignalina-2 (1500 MWe) reaktorer. I begge tilfælde fremhævede konklusionerne en meget betydelig forbedring af sikkerheden ved deres drift sammenlignet med deres oprindelige situation.