Большой и еще больше
Начальной точкой отсчета процесса создания мощного канального реактора стало техническое совещание, прошедшее 12 января 1965 года в Ленинграде под руководством первого заместителя министра среднего машиностроения А. И. Чурина, на котором были приняты первые организационные решения. 15 апреля 1966 года министр Е. П. Славский подписал задание на проектирование Ленинградской атомной электростанции в 70 км по прямой к западу от Ленинграда, в 4 км от поселка Сосновый Бор.
Научным руководителем проекта стал Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова. Разработка технического проекта реактора первоначально была поручена конструкторскому бюро Ленинградского завода «Большевик», а технологического канала — НИИ-8 (НИКИЭТ). Уже в 1966 году технический проект реактора Б-190 разработки КБ был представлен на расширенном научно-техническом совете МСМ, где эксперты дали ему отрицательный отзыв. Следствием этого стало решение о передаче функций Главного конструктора энергоустановки целиком в НИИ-8, где проект получил индекс РБМК-1000 (Реактор Большой Мощности Канальный 1000 МВт(эл.)).
В начале июня 1967 года технический проект РБМК-1000 разработки НИКИЭТ на научно-техническом совете МСМ получает положительный отзыв, что дало путевку в жизнь новому реактору.
Проектное решение реактора тепловой мощностью 3200 МВт предусматривало использование графита в качестве замедлителя нейтронов, теплоноситель – вода, топливо — двуокись урана. Графитовая кладка реактора выполнялась в форме вертикальных колонн высотой 8 м, составленных из блоков размером 250х250 мм с центральным отверстием. В последние вставлялись неперегружаемые технологические (топливные) каналы, вваренные в верхнюю и нижнюю металлоконструкции реактора. В каналах располагались тепловыделяющие кассеты, состоящие из двух топливных тепловыделяющих сборок (ТВС) в сборе с подвеской и запорной пробкой. Каждая ТВС собрана из 18 твэлов из циркониевого сплава с длиной тепловыделяющей части 3,5 м с таблетками из двуокиси урана.
При создании реактора решалась задача экономичного использования нейтронов в активной зоне реактора, поэтому верхняя и нижняя части каналов выполнены из нержавеющей стали, а центральная — из сплава циркония с 2,5 % ниобия, имеющего достаточно высокие механические и коррозионные свойства. Соединение циркониевой части канала со стальными осуществляется специальными сварными переходниками (сталь-цирконий). Расход воды через каналы регулируется в соответствии с изменением мощности технологических каналов с помощью регулирующих клапанов, установленных на подводящих трубопроводах.
Помимо топливных каналов в активной зоне РБМК имеется 179 каналов системы управления защитой (СУЗ). Стержни СУЗ предназначены для автоматического регулирования мощности, быстрой остановки реактора и регулирования радиального и высотного поля энерговыделения, причем последние длиной 3050 мм выводятся из активной зоны вниз, а все остальные длиной 5120 мм, вверх.
Для контроля над энергораспределением по высоте активной зоны предусмотрено 12 каналов с семисекционными детекторами, которые установлены равномерно в центральной части реактора вне сетки топливных каналов и каналов СУЗ. Контроль за энергораспределением по радиусу активной зоны производится с помощью детекторов, устанавливаемых в центральные трубки ТВС в 117 топливных каналах. На стыках графитовых колонн кладки реактора предусмотрено 20 вертикальных отверстий диаметром 45 мм, в которых устанавливаются трехзонные термометры для контроля температуры графита.
Вся полость графитовой кладки заключена в легкий цилиндрический корпус (кожух).
В период разработки РБМК температурный предел работы сплавов циркония был недостаточно высок, что определило относительно невысокие параметры теплоносителя в РБМК. Давление в сепараторах равно 7,0 МПа, чему соответствует температура насыщенного пара 284 °С.
Схема энергоустановки РБМК одноконтурная. Пароводяная смесь после активной зоны попадает по индивидуальным трубам в барабаны-сепараторы, после которых насыщенный пар направляется в турбины, а отсепарированная циркуляционная вода после ее смешения с питательной водой, поступающей в барабаны-сепараторы от турбоустановок, с помощью циркуляционных насосов подается к каналам реактора.
Электроэнергию вырабатывают два турбогенератора мощностью по 500 МВт каждый.
Реактор размещен в бетонной шахте размером 21,6х21,6х25,5 м. Нижняя плита толщиной 2 м и диаметром 14,5 м состоит из цилиндрической обечайки и двух листов, в которые герметично вварены трубные проходки для топливных каналов и каналов управления. Весь объем внутри плиты между проходками заполнен серпентинитом, благодаря чему она, являясь биологической защитой, обеспечивает возможность проведения работ в подреакторном пространстве во время остановки реактора. Реактор окружен боковой защитой в виде кольцевого бака с водой, который установлен на опорных конструкциях, крепящихся к бетонному основанию шахты реактора.
Первый ковш земли из котлована под фундамент главного здания будущей Ленинградской АЭС экскаватор поднял 6 июля 1967 года. Первый кубометр бетона в основание реактора был уложен 12 сентября 1967 года. 30 июня 1971 года шахта реактора была сдана под сборку и монтаж технологических металлоконструкций реактора первого блока.
10 сентября 1973 года в 22 ч 35 мин. началась загрузка реактора топливными кассетами при обезвоженном контуре принудительной циркуляции и отключенных насосах контура охлаждения стержней СУЗ. Поскольку реактор РБМК-1000 энергоблока № 1 Ленинградской АЭС был головным в серии, физический пуск предусматривал проведение ряда экспериментов: определялась минимальная критическая масса из топливных кассет со стержнями дополнительного поглотителя и без, эффективность стержней СУЗ, влияние заполнения каналов водой, при полной загрузке реактора измерялись объемные поля энерговыделения.
Первое критическое состояние реактора было достигнуто 12 сентября 1973 года. Минимальная критическая загрузка составила 23 топливные кассеты.
Следующее критическое состояние было достигнуто при загрузке 285 топливных кассет и 50 стержней дополнительного поглотителя при 16 загруженных стержнях СУЗ. В общей сложности в процессе физического пуска критическое состояние было зафиксировано 18 раз при различных конфигурациях активной зоны. На основании измерений была определена абсолютная мощность реактора, по которой проведена первая градуировка приборов контроля блочного щита управления (БЩУ).
При заполнении активной зоны водой реактор стал вести себя «не по теории» — неожиданно начался рост реактивности, при этом все стержни штатной и пусковой систем управления защитой находились в активной зоне. Рост реактивности продолжался вплоть до заполнения водой до середины активной зоны и приближался к критическому значению. Эффект воды оказался положительным. Расхождение с расчетом оказалось столь значительным, что было принято решение приостановить загрузку реактора. После выполнения многовариантных расчетов было увеличено число дополнительных поглотителей в активной зоне, после чего физпуск был успешно завершен.
После окончания пуско-наладочных работ 14 ноября 1973 года стартовал энергетический пуск реактора РБМК-1000, который начался с эксперимента по неядерному разогреву реактора от главных циркуляционных насосов.
21 декабря 1973 года реактор с турбогенератором № 2 был поставлен под промышленную нагрузку для комплексного опробования и предъявления Государственной приемочной комиссии. Он был выведен на мощность 150 МВт(эл.), на которой он проработал 72 часа. Затем мощность была увеличена до 200 МВт, на которой реактор проработал 17 суток. К концу июля 1974 года реактор достиг мощности 800 МВт (эл.). 1 ноября 1974 года энергоблок выведен на проектный уровень мощности 1000 МВт.
Перегрузка топлива в реакторе РБМК-1000 осуществляется с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ), обеспечивающей возможность замены топлива без остановки реактора. В РЗМ имеется окруженный биологической защитой (контейнером) герметичный пенал-скафандр, снабженный поворотным магазином с четырьмя гнездами для ТВС и других устройств. Скафандр оборудован специальными механизмами для выполнения работ по перегрузке.
В стационарном режиме на РБМК-1000 каждые сутки осуществляется перегрузка 1-2 ТВС. Помимо замены отработанного топлива на свежее перегрузка имеет цели увеличения выгорания топлива и выравнивания энергораспределения по активной зоне путем перестановки кассет местами. Для определения очередности загрузок и типа загружаемой ТВС на энергоблоке установлена автоматизированная система планирования перегрузок.
Проектом АЭС предусмотрена попарная компоновка, то есть в одном здании размещены два энергоблока. 11 июля 1975 года был подключен к сети второй блок Ленинградской АЭС.
Работа новых энергоблоков не обходилась без происшествий. На начальном этапе массовой проблемой стало заклинивание запорных устройств (пробок) топливных каналов, конструкцию которых пришлось срочно изменять. 6 февраля 1974 года в результате вскипания воды с последующими гидроударами произошёл разрыв промежуточного контура на блоке № 1. А 30 ноября 1975 года на энергоблоке № 1 произошла первая крупная авария, сопровождавшаяся разрушением (расплавлением) топливного канала и приведшая к радиоактивным выбросам. Эта авария, высветившая конструктивные недостатки реактора РБМК-1000, фактически стала предтечей крупнейшей аварии 1986 года на реакторе РБМК-1000 Чернобыльской АЭС.
В этот день при работе реактора на 20 % мощности от номинальной начались колебания мощности. Колебания усиливались, и стали приобретать угрожающий характер. Старшие инженеры управления реактором внимательно следили за тепловыделением по всему объёму активной зоны и вводили управляющие стержни в те части его активной зоны, где начинался перегрев топлива, и выводили их из тех частей, где цепная реакция угасала. Их чёткая работа позволила избежать взрыва реактора, тем не менее, в центральной части образовался локальный «козёл» из одного канала, а у 10 соседних каналов растрескались оболочки, из-за чего часть наработанных в них радионуклидов попала в контур охлаждения и в атмосферу. Аварийная автоматика успела заглушить реактор, и он был спасён. В дальнейшем дефектный канал был заменен бригадой ремонтников.
По итогам анализа аварии было издано распоряжение о введении на всех реакторах РБМК-1000 дополнительной системы локального автоматического регулирования мощности реактора, и в конструкцию внесены некоторые технические совершенствования, а именно: установлены гидробаллоны системы аварийного охлаждения реактора, на раздаточно-групповых коллекторах применены обратные клапаны и др. Подобные реакторы РБМК-1000 стали относить к первому поколению (построено 6 энергоблоков).
Работы по сооружению второй очереди ЛАЭС начались 10 мая 1975 года. Вторая очередь Ленинградской АЭС не стала простой копией первой. При проектировании были учтены новые научные достижения, изменились компоновка блоков, а также состав вспомогательных систем и сооружений, повышена индустриальность и сборность строительных конструкций. Основной особенностью энергоблоков №№ 3 и 4 ЛАЭС стало техническое решение о расположении раздаточно-групповых коллекторов на высотной отметке, превышающей высотную отметку активной зоны, что позволяло в случае аварийной подачи воды иметь гарантированный залив водой активной зоны.
На ее строительство отводилось в 2 раза меньше времени, чем на возведение комплекса первой очереди. 30 декабря 1979 года Государственная комиссия подписала акт о приеме третьего энергоблока в эксплуатацию. 9 февраля 1981 года под промышленную нагрузку был поставлен энергоблок № 4 ЛАЭС.
По первоначальному проекту обогащение топлива по урану-235 составляло 1,8 %, но по мере накопления опыта эксплуатации РБМК оказалось целесообразным повышать обогащение. Это позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. Так, после аварии на Ленинградской АЭС 1975 года был осуществлён переход на топливо с обогащением 2,0 %, и при физпуске энергоблока № 3 уже использовалось топливо с повышенным обогащением. В дальнейшем после аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году реакторы РБМК-1000 перешли на топливо с обогащением 2,4 %. В 90-е годы был начат переход на топливо с обогащением 2,6 %, а затем и на обогащение 2,8 % и на уран-эрбиевое топливо.
В связи с передачей функций строительства и эксплуатации АЭС с реакторами РБМК (кроме Ленинградской АЭС) в ведение Минэнерго СССР, в проект РБМК-1000 были внесены дополнительные изменения, призванные повысить их надежность и безопасность, а также улучшить экономику. Новые реакторы стали относиться ко второму поколению. Так, в энергоблоках РБМК-1000 второго поколения система аварийного охлаждения реактора получила три канала, выросло число насосов аварийной подачи воды, вместо баков-барботеров или башен локализации на РБМК второго поколения были применены двухэтажные бассейны-локализаторы, что повысило возможности системы локализации аварий.
С реакторами РБМК-1000 второго поколения было построено 17 энергоблоков.
Проектный срок эксплуатации реактора РБМК-1000 и основного оборудования энергоблоков был установлен в 30 лет. В результате выполненной модернизации ресурс каждого из четырех энергоблоков Ленинградской АЭС был продлен на 15 лет.
Однако в 2011 году обследование реактора энергоблока № 1 ЛАЭС выявило преждевременное искривление графитовой кладки, вызванное радиационным распуханием графита и его последующим растрескиванием. Это поставило под угрозу его дальнейшую эксплуатацию. В 2012-2013 гг. на реакторе были проведены работы, позволившие уменьшить деформацию кладки путем пропилов в графите, компенсирующих распухание и формоизменение. В 2013 году реактор вновь был запущен, однако увеличивающиеся темпы накопления дефектов потребовали проведения практически ежегодных коррекций кладки. Тем не менее, работоспособность реактора удалось сохранить вплоть до окончания планового срока службы в 2018 году. В 2014 году аналогичные работы понадобились на энергоблоке № 2 ЛАЭС.
21 декабря 2018 года в 23:30, после 45 лет безопасной эксплуатации энергоблок № 1 Ленинградской АЭС — головной энергоблок в серии РБМК-1000 и первый в СССР реактор большой мощности 1000 МВт был штатно заглушен в соответствии с технологическим регламентом, энергоблок отключен от единой энергосистемы России без замечаний.
С момента включения в сеть 21 декабря 1973 года первый энергоблок Ленинградской АЭС выработал 264,9 млрд кВтч электроэнергии. За все годы эксплуатации на нем не было ни одного серьезного инцидента.
После начала эксплуатации первых энергоблоков с реакторами РБМК-1000 анализ работы реактора показал, что в его конструкции имеются существенные резервы. Ряд параметров реактора, таких как температура металлоконструкций и графитовой кладки, оказались ниже расчетных, значительный запас мощности оказался у главных циркуляционных насосов. У атомщиков родилась идея существенного увеличения мощности реактора РБМК-1000 при минимальном изменении конструкции аппарата. Такое форсирование реактора дало бы значительное снижение удельных капитальных затрат (на 20-30 %), и соответственно стоимости вырабатываемой электроэнергии.
Специалисты Научного руководителя проекта (ИАЭ) и Главного конструктора (НИКИЭТ) приступили к проверке идеи, занявшись её конструкторским, расчетным и экспериментальным обоснованиям. Основные надежды возлагались на существенную интенсификацию теплообмена в активной зоне, что позволило бы увеличить мощность реактора, практически не меняя его конструкции и габаритов.
Главной задачей стало увеличение критической мощности топливного канала, то есть, такой мощности, при которой на поверхности твэлов наступает кризис теплообмена, сопровождающийся недопустимым повышением температуры твэла. Эта задача была успешно решена введением в штатную тепловыделяющую сборку интенсификаторов теплообмена — решеток с осевой закруткой потока теплоносителя (воды). Такие решетки устанавливались на верхнюю ТВС топливной кассеты с шагом 80 мм, что в 1,5 раза увеличивало критическую мощность кассеты.
На основании полученных данных в июле 1975 года был выпущен технический проект реактора РБМК-1500 тепловой мощностью 4800 МВт и электрической мощностью 1500 МВт. НТС Минсредмаша утвердило технический проект, указав на необходимость некоторых дополнительных исследований, в частности проведения ресурсных виброизносных испытаний ТВС с интенсификаторами теплообмена.
Изучение эксплуатационных параметров кассет РБМК-1500 проводились на стенде ИАЭ и в реакторе РБМК-1000 энергоблока № 2 Ленинградской АЭС. Сначала на штатной мощности сравнивались теплотехнические характеристики кассеты с интенсификаторами и без, а затем испытания велись на максимальной мощности. Испытания подтвердили работоспособность кассет. В дальнейшем испытанию подверглись кассеты РБМК-1500 с ураном обогащением 6,5 %. Эксперименты показали, что во всех исследованных режимах имелся запас до кризиса теплообмена.
В целом энергоблоки с реактором РБМК-1500 были максимально унифицированы с энергоблоками РБМК-1000 второго поколения. По сравнению с реактором РБМК-1000 в компоновку и конструкцию активной зоны реактора РБМК-1500 были внесены изменения для улучшения естественной циркуляции теплоносителя при аварийных режимах, а также ряд непринципиальных конструкторских новаций, таких как увеличение длины сепаратора пара и диаметра трубопроводов конденсатно-питательного и парового трактов. Рост мощности реактора привел также к росту числа питательных, конденсатных, дренажных насосов, эжекторов и другого теплотехнического оборудования, увеличению расхода воды в системе технического водоснабжения, повышению мощности системы электроснабжения собственных нужд.
С целью снижения величины выброса радиоактивных благородных газов предусматривалась двухступенчатая схема очистки газоаэрозольных отходов, сбрасываемых через вентиляционную трубу в атмосферу на высоту 150 м. Кроме того, для снижения величин выбросов радиоактивных аэрозолей предусмотрены фильтровальные станции очистки, улавливающие аэрозоли на специальных фильтрах.
Строить новые реактора решили на Игналинской атомной станции около города Висагинас Литовской ССР. Генеральными проектировщиками Игналинской АЭС стали ВНИИПИЭТ и «Гидропроект» Министерства энергетики. Первая очередь включала в себя два энергоблока с четырьмя турбинами типа К-750-65/300 мощностью по 750 МВт. Всего планировалась четырехблочная атомная станция.
Строительство Игналинской АЭС с реакторами РБМК-1500 началось 1 мая 1977 года. Через полгода, 1 января 1978 года стартовало строительство энергоблока № 2.
Полномасштабные работы по возведению первого блока ИАЭС были начаты в марте 1978 года. В начале 1981 года было завершено бетонирование шахты реактора. В июле 1982 года завершен монтаж технологических схем в шахте реактора, а в августе — монтаж графитовой кладки.
4 октября 1981 года состоялся физический пуск реактора РБМК-1500. В реакторе использовался уран обогащением 2 %, загрузка реактора составляла 189 т урана.
Во время физического пуска реактора РБМК-1500 энергоблока № 1 Игналинской АЭС при измерении градуировочных характеристик стержней автоматической защиты и ручного регулирования был обнаружен положительный выбег реактивности в начальный момент движения стержня. Его причиной оказалось вытеснение воды в нижней части канала СУЗ, что потребовало изменения конструкции стержня.
31 декабря 1983 года состоялся энергетический пуск реактора РБМК-1500 с подключением к сети. 1 мая 1984 года энергоблок № 1 Игналинской АЭС был принят в промышленную эксплуатацию. А 18 августа 1987 года введён в эксплуатацию энергоблок № 2 Игналинской АЭС.
За время их эксплуатации не произошло ни одного значимого инцидента, хотя отдельные происшествия имели место. Так, в начале эксплуатации были выявлены случаи массовой течи в каналах СУЗ, вызванные браком труб, что потребовало их замены.
Вместе с тем эксплуатация реакторов показала наличие некоторых неопределенностей, которые заметно нарастали с приближением к проектной мощности, особенно в части выбросов инертных радиоактивных газов и летучих продуктов деления. Кроме того выяснилось, что из-за высоких неравномерностей энерговыделения периодически возникающие повышенные (пиковые) мощности в отдельных каналах приводят к растрескиванию оболочек твэлов. В связи с этим специальная комиссия рекомендовала, а министерство утвердило снизить длительно допустимую мощность реактора РБМК-1500 до 1250 МВт.
В 1993 году была достигнута максимальная производительность Игналинской АЭС — за год было произведено 12,26 млрд кВтч электроэнергии, что составило 88,1 % всей произведённой в республике электроэнергии. Этот показатель включен в Книгу рекордов Гиннеса.
Для повышения ядерной безопасности реакторов РБМК-1500 Игналинской АЭС в середине 1990-х годов были разработаны долгосрочные мероприятия по улучшению нейтронно-физических характеристик. В частности, для снижения парового коэффициента реактивности начали использовать топливо повышенного обогащения, содержащее выгорающий поглотитель нейтронов. Данное мероприятие стало решающим для дальнейшей эксплуатации реакторов РБМК-1500, так как оно позволило не только повысить их безопасность, но и впоследствии существенно улучшить технико-экономические показатели работы энергоблоков ИАЭС. В результате проведенных научных исследований было решено на реакторах Игналинской АЭС использовать уран-эрбиевое топливо с ураном 2,4 % обогащения по урану-235, содержащее 0,41 % выгорающего поглотителя эрбия.
После экспериментальной проверки правильности теоретических исследований в 1996 году на энергоблоках №№ 1 и 2 начался поэтапный перевод реакторов РБМК-1500 на уран-эрбиевое топливо, во время которого осуществлялась постепенная выгрузка из активной зоны дополнительных поглотителей. Использование уран-эрбиевого топлива позволило существенно повысить как среднее выгорание выгружаемого отработавшего топлива, так и среднюю энерговыработку ТВС в реакторе. По сравнению с состоянием перед началом внедрения нового топлива увеличение средней энерговыработки ТВС в реакторе РБМК-1500 энергоблока № 1 составило 41 % (c 850 до 1200 МВт/сут.), а в реакторе энергоблока № 2 — 47 % (c 850 до 1250 МВт/сут.).
19 февраля 2001 года Правительство Литвы, под чью юрисдикцию перешла в 1991 году Игналинская АЭС, по требованию ЕС утвердило программу остановки и дальнейшего вывода из эксплуатации первого блока Игналинской АЭС. 31 декабря 2004 года реактор РБМК-1500 энергоблока № 1, чей проектный срок эксплуатации заканчивался в 2018 году, был остановлен.
На энергоблоке № 2 после тщательного анализа и расчетов было принято решение о целесообразности дальнейшего повышения обогащения ядерного топлива, и в середине 2005 года в реактор РБМК-1500 была начата загрузка первой опытной партии уран-эрбиевого топлива 2,8 % обогащения по урану-235, содержащего 0,6 % эрбия.
Реактор энергоблока № 2 Игналинской АЭС, также до исчерпания проектного ресурса, был остановлен 31 декабря 2009 года.
В 2010 году начался демонтаж оборудования и систем станции.
Фотогалерея6
