В
настоящее время в мире эксплуатируются пять основных типов энергетических
реакторов на медленных нейтронах. Это PWR (у нас – ВВЭР), РБМК – 1000
(только в России), BWR (Япония, США), PHWR (Индия)
и CANDU (Канада).
Про них я и подготовил этот материал.
РБМК-1000
Этот
реактор для простоты понимания пресса часто называет «чернобыльским».
Вообще-то, Украине в известной степени и в советское время повезло – все
остальные АЭС Украины оснащены реакторами ВВЭР разных модификаций. Зато в
России действующих РБМК-1000 на сегодня аж восемь – два на Ленинградской АЭС
(г. Сосновый Бор, расстояние до Санкт-Петербурга по дороге 92 км на машине и 68
км по прямой). Ещё три блока работают на Курской АЭС (г. Курчатов, расстояние
до Курска по дороге 47 км на машине и 37 км по прямой) и на Смоленской АЭС (г. Десногорск,
расстояние до Смоленска на машине 146 км и 107 км по прямой).
Но
прежде чем начать свой рассказ, мне следует уточнить, что для протекания
управляемой цепной реакции нужен не только уран, но и вещество, при
столкновении с ядрами которого образующиеся быстрые нейтроны деления
«замедляются» до скоростей, при которых они (нейтроны) могут вызвать дальнейший
процесс деления урана в соседних тепловыделяющих сборках.
Итак,
реактор большой мощности канальный электрической мощностью 1000 МВт
(РБМК-1000). Первый энергоблок такого типа был введён в эксплуатацию на
Ленинградской АЭС в 1973 г. Последний – «Курск-5» - недостроен и
законсервирован в марте 2012 г.
Что
же представляет из себя РБМК-1000? Это гигантский графитовый «бочонок»
диаметром 12 и высотой 7 метров. Выполнялся из графитовых «кирпичей», если
можно так выразиться. Внутри были проведены около 1700 отверстий квадратной
формы под тепловыделяющие сборки (ТВС) и технологические каналы для управления
цепной реакцией. Снаружи активную зону реактора окружала железобетонная плита
биологической защиты толщиной 120 см, которая, как показал Чернобыль, абсолютно
бессильна перед мощным взрывом внутри себя. Вдобавок к этому время срабатывания
аварийной защиты (сигнал на пульте управления АЗ-5) изначально составляло 18
(!!!) секунд (после Чернобыля поглощающие нейтроны циркониевые стержни были
дооснащены мощными стальными пружинами, и время срабатывания АЗ-5 уменьшилось
до 1,2 секунды). Но, как говорится, «хорошая мысля приходит опосля».
По
большому счёту, РБМК-1000 был увеличенным в несколько раз вариантом
уран-графитового реактора, пущенного на первой в мире Обнинской АЭС в 1954 г.
Её мощность была всего 5 МВт. Спросите, почему так? Ну, потому что в те годы
ещё не было тяжёлых станков, на которых можно было изготавливать стальные
корпуса реакторов. Позже появилась подмосковная «Электросталь», ленинградская
«Ижора» и только в начале 1980-х был построен наш «Атоммаш» - крупнейший завод
в Европе для изготовления атомного технологического оборудования.
Гигантизм
в атомной технике крепчал, и в Литве были даже вполне себе рабочими два
энергоблока Игналинской АЭС (г. Снечкус) с реакторами РБМК-1500, из-за которых
Литва до 2009 г. была мировым лидером по доле эл/энергии, вырабатываемой на АЭС
(82%). По этому показателю она опережала даже Францию (72%). По моим данным, в
конце 1980-х на полном серьёзе обсуждался вопрос о строительстве Костромской
АЭС с двумя реакторами типа РБМК-2400 (!!!). К счастью, этому грандиозному
плану не суждено было сбыться. Ну и слава Богу.
Но
вернёмся к реакторной установке РБМК-1000. У неё, помимо низкой скорости
срабатывания АЗ, был другой серьёзнейший недостаток: при прекращении подачи
питательной воды в реактор замедлитель никуда не девался – графит вещество
твёрдое. И в этом случае возникала резко возрастающая т.н. положительная
реактивность: интенсивность реакции лавинообразно растёт, ТВС и графитовая
кладка, если можно так выразиться, «раскаляются докрасна», после чего неизбежен
тепловой взрыв, полное разрушение реактора и грандиозный пожар. Что более чем наглядно показал Чернобыль.
ВВЭР-1000
Является
логичным завершением предшествовавших реакторов ВВЭР-210 и ВВЭР-365 на
Нововоронежской АЭС (выведены из эксплуатации в 1984-ом и в 1990-ом годах
соответственно), а так же реактора ВВЭР-440 (блок № 3 выведен из эксплуатации в
декабре 2016 г). Энергоблоки ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 работают на украинских АЭС и
дают 55% общего энергопроизводства в этой стране. Первый блок проекта ВВЭР-1000
был пущен в эксплуатацию в 1980 г. и работает по сей день. ТВС наших ВВЭРов имеют шестигранную форму и помещаются в реактор числом 163.
Чем
же принципиально отличается ВВЭР от РБМК? Во-первых, двухконтурностью схемы: нагретая почти до 300
градусов вода в первом контуре отдаёт своё тепло воде с меньшим давлением в
парогенераторе, после чего, чуть остыв, вода I контура возвращается обратно в
реактор. В парогенераторе вода II контура, находящаяся под более
низким давлением (60 против 160), превращается в пар, который и вращает
турбину. Отработанный пар снова конденсируется в воду, она очищается от
механических примесей и воздуха и отправляется снова в парогенератор.
Во-вторых,
если по какой-то причине вода в реакторе исчезнет, то никакого «разгона» не
произойдёт – в самом худшем случае частично оплавятся верхние концы ТВС, и мы
просто потеряем реактор как энергетическую единицу. Подобное уже случилось
однажды в марте 1979 г. на американской АЭС «Три Майл Айленд». Паника среди
населения была жуткая, десятки тысяч авто создали невообразимую давку на
дороге, ведущей из ближайших городков. Однако в результате этой первой в мире
ядерной аварии лишь несколько человек получили дозу в 6 рентген (или бэр, что в
данном случае одно и то же). Что ж, всё живое боится непонятного: звери – огня,
люди – радиации.
Когда-то
давно, лет 25 назад, мне для пояснения разницы между РБМК и ВВЭР пришлось
сравнивать кипячение (или нагрев) воды обычным петлевым кипятильником и
электрочайником. В первом случае вода в кастрюле, оставленная без присмотра,
постепенно испаряется, кипятильник перегревается и взрывается. Во втором же
случае, даже если не работает выключатель, после испарения всей воды пластины
нагревателя теряют между собой водяную прослойку, работающую как слабый
электролит, и чайник остаётся цел и невредим.
И,
наконец, главное. Реактор ВВЭР-1000 и четыре его парогенератора находится
внутри так называемой гермооболочки, выполненной из напряжённого железобетона
толщиной те же 120 см (и стены, и купол). Внутри гермооболочки проходит
несколько десятков витых стальных тросов диаметром где-то 40-50 см, которые
сначала пропускаются вниз (с края купола), проходят под днищем, затем снова
протягиваются вверх, натягиваются до нужной величины спецдомкратом и
фиксируются мощным стальным затвором. Поэтому даже при запроектной аварии
(ЗПА), если каким-то чудесным образом полным сечением порвётся главный
циркуляционный трубопровод (ГЦТ) и вся вода превратится в пар, то всё это
«счастье» не попадёт в окружающую среду, а останется внутри гермооболочки.
После чего включится мощный холодный душ (сработает т.н. спринклерная система),
и за короткое время весь пар снова превратится в воду.
Энергоблок
№ 4 Ростовской АЭС стал последним блоком проекта В-320, который просуществовал
без малого 40 лет. Для этого проекта «тысячника» характерна кубическая
обстройка вокруг реакторного отделения, по которой его можно легко узнать среди
«тысячников» других проектов. А её толщина может при необходимости легко
выдержать выстрел из гранатомёта или лёгкого артиллерийского орудия. В 1982 г.
группа алжирских террористов, во главе которых стоял некий Shakal, обстреляла из гранатомётов одну
из французских АЭС. Прибывший на место ЧП вскоре после этого репортёр
телеканала France
2 сказал, осмотрев и показав повреждения обстройки в прямом эфире: «С таким же
успехом можно забрасывать помидорами танковую колонну (дело было, по-моему, на
АЭС Graveline,
там, как и на Запорожской АЭС, шесть реакторов типа PWR).
Реакторы BWR
Аббревиатура
расшифровывается как «реактор с кипящей водой», схема – одноконтурная: «реактор
– пар – турбина – конденсатор – деаэратор». По миру их довольно много, они
дешевле PWR (а в Японии и США, в отличие от нашей страны, все АЭС частные), и
до аварии на Фукусиме казалось, что с BWR всё хорошо. Однако оказалось, что в
критической ситуации эти реакторы трудно управляемы из-за очень малого времени
осушения парогенераторов (30-60 секунд) и большому количеству общих
трубопроводов и оборудования на двух блоках (а вводили их, как на ЧАЭС, т.н.
«очередями» из двух параллельных блоков). В итоге получился «один парашют на
двоих». Гигантское цунами накрыло резервные дизельные станции (РДС), и блоки
«посыпались» один за другим, как домино.
Реакторы PHWR и CANDU
Это
довольно экзотические конструкции атомных реакторов, работающие на природном
уране (не нужно его обогащать) и тяжёлой воде (а вот для её изготовления нужен
специальный водно-химический корпус) в качестве теплоносителя и замедлителя
нейтронов. Их корпус лежит горизонтально, и рабочее давление очень небольшое,
мощность тоже небольшая. Аббревиатура PHWR расшифровывается как
«энергетический реактор на тяжёлой воде», CanDU –
«канадский реактор на дейтерии и уране». В общем-то, эти конструкции суть одно
и то же. С моей точки зрения, низкое рабочее давление и температура
теплоносителя способствуют сравнительно низкому КПД таких реакторов, и строят
их канадские специалисты у себя в Канаде и в Индии, где природный уран лежит
почти на поверхности.
Вот
и весь мой рассказ о различных типах реакторных установок, наиболее
распространённых в разных странах мира. Надеюсь, это было познавательно.
P.S. Ниже публикую карту АЭС Украины.
Для студентов ВИТИ НИЯУ МИФИ в Волгодонске.
ОтветитьУдалить