RBMK

Z Wikipedii, wolnej encyklopedii
Skocz do: nawigacja, szukaj
Parametry pracujących i projektowanych reaktorów typu RBMK
Parametr RBMK-1000 RBMK-1500 RBMK-2000
Moc cieplna 3200 MW 4800 MW 5400 MW
Moc elektryczna 1000 MW 1500 MW 2000 MW
Sprawność bloku 31,3% 31,3% 37%
Temperatura pary przed turbiną 280 °C 280 °C 450 °C
Masa uranu w rdzeniu 192 t 189 t 226 t
Kanałów odparowujących 1693 1661 1744
Kanałów przegrzewających 872
Wzbogacenie uranu 1,8% 1,8% 1,8-2,2%
Schemat reaktora RBMK
Schemat reaktora
Porównanie klasycznego reaktora zbiornikowego LWR i kanałowego RBMK:
1. Moderatorem LWR jest woda pod ciśnieniem, podczas gdy rdzeń RBMK moderuje palny grafit
2. W RBMK dodatnia reaktywność przestrzeni parowych mogła spowodować skok mocy i eksplozję
3. Mechanizm opuszczania prętów w RBMK był o wiele wolniejszy niż w LWR
4. Na dodatek, RBMK nie posiadał budowli ochronnej
Powiększenie struktur reaktora
Powierzchnia reaktora w Ignalinie pozbawiona głowic elementów paliwowych
Pracownik elektrowni atomowej Leningrad dokonuje inspekcji zbiornika na zużyte paliwo. Na drugim planie widać charakterystyczną pokrywę reaktora RBMK. W tle stoi zaparkowana maszyna do wymieniania prętów paliwowych w reaktorze.

Реактор Большой Мощности Канальный (Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj, Reaktor Kanałowy Dużej Mocy) – lekkowodny, wrzący reaktor atomowy z moderatorem grafitowym. Pierwszy reaktor tego typu uruchomiono w Leningradzkiej Elektrowni Jądrowej.

RBMK był celem sowieckiego programu budowy reaktorów służących do produkcji plutonu do celów militarnych. Jego prototyp, AM-1 („Атом Мирный”, Atom Mirny, „pokojowy atom”) uruchomiony 27 czerwca 1954 w Obnińsku produkował dla miasta 5 MW mocy do 1959 roku.

Chłodzenie lekką wodą i moderacja grafitem umożliwiła stosowanie jako paliwa naturalnego uranu, bez jego uprzedniego wzbogacania. Czyni to z RBMK jeden z najekonomiczniejszych reaktorów. Jednak kombinacja ta oznacza również wzrost reaktywności przy zwiększaniu się ilości pary w rdzeniu reaktora, co utrudnia jego sterowanie i może doprowadzić do utraty stabilności reaktora. Właśnie ten defekt był jedną z przyczyn katastrofy w Czarnobylu[1].

Projekt[edytuj | edytuj kod]

Projekt RBMK-1000 został opracowany na początku lat sześćdziesiątych pod kierunkiem prof. Nikołaja Dolleżala. Budowę pierwszego bloku uruchomiono w roku 1967, a oddano do użytku w roku 1973 w elektrowni Sosnowy Bór, 80 kilometrów na zachód od Leningradu (obecnie Sankt Petersburg).

Rdzeń nie ma obudowy bezpieczeństwa w sensie rozumianym na Zachodzie (tzw. containment). Reaktor jest umieszczony w betonowej studni o wymiarach 21,6 na 21,6 na 25,5 m. Rdzeń stanowi 1661 bloków grafitowych o przekroju kwadratu o boku 250 mm, z pionowymi otworami na kanały paliwowe. Przewodność ciepła między blokami jest zwiększona poprzez mieszaninę helu i azotu, wprowadzaną w przestrzeń pomiędzy nimi. Rdzeń otoczony jest warstwą grafitu o grubości 500-800 mm, spełniającą funkcję reflektora neutronów i pierwszej bariery ochronnej. Całość jest oddzielona od środowiska zewnętrznego pierścieniowym zbiornikiem wodnym o grubości 1,2 metrów, dwumetrową ścianą betonową, a z góry i z dołu płytami stalowymi o grubości 200-250 mm.

Kanały paliwowe są rurami o średnicy 88 mm, wykonanymi ze stali nierdzewnej, a ich główna część przechodząca przez grafit – ze stopu niobu i cyrkonu. Każdy kanał był chłodzony indywidualnie, i w każdym z nich wrze osobna porcja wody ogrzewana przez reaktor do temperatury 290 °C. Wewnątrz nich umieszczone są po dwa zestawy paliwowe o wysokości 3650 mm po 18 prętów każdy. Pojedynczy pręt paliwowy to rurka (koszulka) cyrkonowo-niobowa o średnicy 13,6 mm i grubości 0,9 mm, wypełniona pastylkami paliwowymi o wysokości 15 mm z dwutlenku uranu, minimalnie wzbogaconego do 1,8%. Całkowita masa paliwa wynosi 190 t. Czas przebywania pręta w reaktorze wynosi około 3 lat, a ich przeładunek może przebiegać podczas normalnej pracy reaktora.

Rdzeń wyposażony jest w 211 prętów kontrolnych wykonanych z węgliku boru, umożliwiających kontrolę mocy reakcji. Kilkanaście mniejszych prętów wsuwanych od spodu ma za zadanie odpowiednio rozprowadzać energię po rdzeniu, zaś główne pręty wprowadzane są od góry. Część z nich jest sterowana automatycznie, część ręcznie, a pozostałe – awaryjnie (aktywowana tylko poprzez przełącznik AZ-5). W razie odchylenia od normalnych parametrów (np. skoku mocy) pręty mogą być opuszczone w celu zmniejszenia lub zaprzestania aktywności reaktora. Zazwyczaj podczas normalnej pracy część prętów jest na stałe wsuniętych do rdzenia, w przeciwieństwie do reaktorów PWR.

Blok pracuje z jednym obiegiem technologicznym, ale w dwóch osobnych systemach chłodzenia. W kanałach paliwowych woda pod ciśnieniem odbiera większość ciepła wygenerowanego w trakcie reakcji. Jej część odparowuje, a w separatorach następuje oddzielenie wody z mieszaniny parowo-wodnej wychodzącej z reaktora. Uzyskana para nasycona (o temp. 284 °C i ciśnieniu 6,5 MPa, w ilości średnio 5780 t/h) doprowadzana jest do dwóch turbogeneratorów po 500 MW każdy. Po przejściu przez turbiny i skropleniu w kondensatorze kierowana jest z powrotem do reaktora. Sprawność elektrowni wynosi 31%. Rdzeń jest wyposażony w układ awaryjnego chłodzenia reaktora, uruchamiany jeśli obieg chłodziwa zostanie poważnie zaburzony.

Reaktory pracują w wieloblokowych elektrowniach, po 2-6 bloków. Zbudowano także udoskonalony reaktor RBMK-1500, o mocy zwiększonej do 1500 MW, który pracował w Ignalinie. Przygotowano także projekty udoskonalonego reaktora RBMK-2000, w którym zastosowano jądrowy przegrzew pary do 450 °C i zwiększono wzbogacenie uranu do 2,2%.

Bezpieczeństwo[edytuj | edytuj kod]

Siłownie oparte na RBMK nie spełniały norm bezpieczeństwa obowiązujących w państwach zachodnich, dlatego budowano je wyłącznie na terenie byłego Związku Radzieckiego. Faktem jest jednak również to, że Związek nie byłby zainteresowany żadnymi propozycjami transferu technologii, ze względu na możliwość łatwego wytwarzania plutonu, choć on sam nigdy nie wykorzystywał reaktorów do tego celu.

Po pierwsze, należało oddzielać rozżarzony do 750 °C grafit od wody i innych źródeł tlenu. W razie rozszczelnienia się któregokolwiek kanału, mogło dojść do zapłonu grafitu i niebezpiecznej eksplozji. Kolejnym problemem był dość powolny mechanizm opuszczania prętów (zaledwie 0,4 m/s), przez co czas od uruchomienia systemu awaryjnego do całkowitego zduszenia reakcji bardzo się wydłużał.

Co więcej, obsługa rdzenia ze względu na konieczność wprowadzenia lokalnych systemów zabezpieczeń i sterowania była niezwykle trudna. Rdzeń reaktora w Czarnobylu podzielony był na 12 sekcji z lokalnymi systemami sterowania.

Ogromną wadą rdzenia był wzrost reaktywności przy zwiększeniu ilości pary (zmniejszenie ilości wody ciekłej) w rdzeniu. W innych reaktorach BWR po odparowaniu części wody dochodzi do zmniejszenia reaktywności reaktora, ale w RBMK głównym moderatorem jest grafit, który jest lepszym moderatorem od wody, tak więc gdy woda przekształci się w parę, wzrośnie szybkość reakcji, a wytworzona temperatura może doprowadzić do reakcji cyrkonu z wodą, co może doprowadzić do rozszczelnienia się kanałów i prętów paliwowych.

Na dodatek, układ awaryjnego chłodzenia reaktora był oddzielony od obiegu pierwotnego zaworem odcinającym, a nie zwrotnym. Oznaczało to, że woda do układu nie dopływała samoczynnie w wypadku awarii obiegu, lecz trzeba było ją włączać ręcznie.

Większość (179) prętów kontrolnych wyposażona była w charakterystyczne głowice – tzw. jeźdźców. Między jeźdźcem, a trzonem pręta występowała niewielka przestrzeń. Jeździec, wykonany z grafitu, gdy wsuwa się do rdzenia, jest praktycznie przezroczysty dla neutronów, podczas gdy woda, którą wypycha z kanału, jest ich pochłaniaczem. Oznacza to, że podczas wprowadzania pręta, jego jeździec zwiększa moc rdzenia, nim trzon pręta ją obniży.

Reaktor miał jeszcze jeden, bardzo poważny defekt – przy pracy poniżej 200 MW stawał się bardzo niestabilny. Przepisy nakazywały w przypadku zejścia poniżej tego progu całkowite wyłączenie reaktora, gdyż w rdzeniu powstawał krótkożyciowy izotop ksenonu-135, zaburzający kontrolę mocy i doprowadzający do jeszcze większego spadku energii.

Eksplozja rdzenia czarnobylskiego reaktora 4. była wynikiem wielu zaniedbań i problemów. Na potrzeby testu wyłączono całkowicie układ awaryjnego chłodzenia i usunięto wszystkie pręty kontrolne, co w połączeniu z odcięciem chłodziwa spowodowało najpoważniejszą awarię w historii energetyki jądrowej.

Modyfikacje[edytuj | edytuj kod]

Po katastrofie, wszystkie działające reaktory RBMK w byłym Związku Radzieckim poprawiono w celu poprawy bezpieczeństwa eksploatacji poprzez:

  • zwiększenie liczby prętów kontrolnych sterowanych manualnie z 30 do 45,
  • zainstalowanie dodatkowych 80 pochłaniaczy, aby utrzymać lepszą kontrolę nad reaktorem podczas pracy na małych mocach,
  • wzrost wzbogacania paliwa do 2,4%, aby wypalać je ze zwiększoną ilością neutronów, co ułatwia ich pochłanianie.

Kolejnym celem było skrócenie czasu wyłączania reaktora i usunięcie dodatniej reaktywności poprzez:

  • skrócenie czasu wprowadzania głównych prętów kontrolnych z 18 do 12 sekund,
  • przeprojektowanie prętów kontrolnych,
  • zainstalowanie systemu szybkiego opuszczania prętów (tzw. procedura SCRAM),
  • wprowadzenie dodatkowych środków ostrożności przed nieupoważnionym dostępem do systemów bezpieczeństwa.

Reaktory RBMK zostały jednak o wiele bardziej zmodernizowane. Szersze modyfikacje polegały na:

  • wymianie kanałów paliwowych we wszystkich reaktorach oprócz Smoleńska 3,
  • unowocześnieniu układu awaryjnego chłodzenia rdzenia,
  • poprawieniu systemu ochrony przed kawitacją wysokociśnieniową reaktora,
  • wymianie komputera procesowego.

Nowe koncepcje[edytuj | edytuj kod]

Na podstawie projektu RBMK stworzono nowy rodzaj reaktora nazwany MKER (ros. МКЭР, Многопетлевые Канальные Энергетические Реакторы, wieloobiegowy kanałowy reaktor energetyczny). Zasadnicze zmiany dotyczą sfery bezpieczeństwa, m.in. dodanie prawdziwej obudowy bezpieczeństwa (containmentu)[2][3]. Budowa prototypu MKER-1000 w Kursku (jako Kursk-5) jest nadal niepewna[4]. Z kolei MKER-800, MKER-1000 i MKER-1500 najprawdopodobniej stanie w Sankt Petersburgu[5][6].

Reaktor współcześnie[edytuj | edytuj kod]

Obecnie funkcjonuje 11 reaktorów RBMK, wszystkie znajdują się na terenie Rosji: po cztery w Kursku i Sosnowym Borze oraz trzy w Smoleńsku.

Miejsce[7] Reaktor Status Moc
w sieci
Moc
maksymalna
Czarnobyl-1 RBMK-1000 Wyłączony 30 listopada 1996 740 MW 800 MW
Czarnobyl-2 RBMK-1000 Wyłączony 10 listopada 1991 925 MW 1 000 MW
Czarnobyl-3 RBMK-1000 Wyłączony 15 grudnia 2000 925 MW 1 000 MW
Czarnobyl-4 RBMK-1000 Zniszczony 26 kwietnia 1986 925 MW 1 000 MW
Czarnobyl-5 RBMK-1000 Budowa przerwana 12 stycznia 1988 950 MW 1 000 MW
Czarnobyl-6 RBMK-1000 Budowa przerwana 12 stycznia 1988 950 MW 1 000 MW
Ignalina-1 RBMK-1500 Zamknięty 1 185 MW 1 300 MW
Ignalina-2 RBMK-1500 Zamknięty 1 185 MW 1 300 MW
Ignalina-3 RBMK-1500 Budowa przerwana w 1988 1 380 MW 1 500 MW
Ignalina-4 RBMK-1500 Projekt anulowany w 1988 1 380 MW 1 500 MW
Kostroma-1 RBMK-1500 Budowa przerwana w latach 80. 1 380 MW 1 500 MW
Kostroma-2 RBMK-1500 Budowa przerwana w latach 80. 1 380 MW 1 500 MW
Kursk-1 RBMK-1000 Działający 925 MW 1 000 MW
Kursk-2 RBMK-1000 Działający 925 MW 1 000 MW
Kursk-3 RBMK-1000 Działający 925 MW 1 000 MW
Kursk-4 RBMK-1000 Działający 925 MW 1 000 MW
Kursk-5 RBMK-1000 W budowie od 1980 925 MW 1 000 MW
Kursk-6 RBMK-1000 Budowa przerwana w 1993 925 MW 1 000 MW
Leningrad-1 RBMK-1000 Działający 925 MW 1 000 MW
Leningrad-2 RBMK-1000 Działający 925 MW 1 000 MW
Leningrad-3 RBMK-1000 Działający 925 MW 1 000 MW
Leningrad-4 RBMK-1000 Działający 925 MW 1 000 MW
Smoleńsk-1 RBMK-1000 Działający 925 MW 1 000 MW
Smoleńsk-2 RBMK-1000 Działający 925 MW 1 000 MW
Smoleńsk-3 RBMK-1000 Działający 925 MW 1 000 MW
Smoleńsk-4 RBMK-1000 Budowa przerwana w 1993 925 MW 1 000 MW

Przypisy

Bibliografia[edytuj | edytuj kod]

Dodatkowe źródła[edytuj | edytuj kod]