что такое атомный реактор в чернобыле
Как работает атомный реактор, и что произошло на Чернобыльской АЭС
На злополучной электростанции использовался реактор типа РБМК — реактор большой мощности канальный. В его активной зоне находился графитовый цилиндр высотой 7 м и диаметром около 12 м. Графит в РБМК выполняет роль замедлителя нейтронов и пронизан технологическими каналами. В активную зону опускаются твэлы — тепловыделяющие элементы, заполненные таблетками с диоксидом урана. Также через активную зону прокачивается вода, которая является и замедлителем, и теплоносителем.
Реактор Чернобыльской АЭС имел ряд конструктивных недостатков, два из которых и стали непосредственной причиной аварии. Первый — это так называемый положительный паровой коэффициент реактивности. Из-за него испаряющаяся вода вызывала в активной зоне реактора бесконтрольный рост мощности. Второй недостаток — так называемый концевой эффект. Он состоит в том, что при погружении стержня управления и защиты в активную зону на какое-то время вносится положительная реактивность вместо отрицательной.
25 апреля 1986 года на 4 энергоблоке ЧАЭС проводились испытания «режима выбега ротора турбогенератора» как дополнительного способа аварийного энергоснабжения. В ходе этих испытаний реактор должен был работать на мощностях порядка 700—1000 МВт — менее 30% от полной мощности реактора. Но эксперимент пошел не так, как планировалось, и реактор длительное время проработал в опасном режиме — на уровне тепловой мощности порядка всего лишь 200 МВт.
При мощности реактора в 200 МВт были включены дополнительные главные циркуляционные насосы. Увеличение расхода теплоносителя через реактор привело к уменьшению парообразования. А из-за того, что расход холодной воды остался небольшим (соответствующим режиму работы реактора на уровне 5—6% от полной мощности), температура теплоносителя в активной зоне приблизилась к точке кипения. Из-за этого в ходе испытаний реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности. А когда прозвучал сигнал аварийной защиты и в активную зону начали опускать стержни управления и защиты, из-за концевого эффекта реактор не был заглушен, а начал бесконтрольно разгоняться.
Легенда о чернобыльском «эксперименте»: что на самом деле произошло на АЭС и зачем в СССР соврали о причине катастрофы, предсказанной конструкторами
Это вполне привычное явление: западная киноиндустрия известна забавными ляпами про нашу страну. Куда интереснее то, что «Чернобыль» до сих пор остается плодородной почвой для мифотворчества и в самой России.
Чернобыльская авария случилась вовсе не из-за «эксперимента», как принято думать, и не из-за ошибок персонала АЭС. Причина катастрофы — два конструктивных просчета при проектировании реактора типа РБМК. Причем важнейший из этих просчетов был выявлен его конструктором, и тот даже направил на Чернобыльскую АЭС соответствующее письмо — но на него никто не обратил внимания.
Суть легенды: операторы плохие, советский реактор — хороший
Именно в этих докладах 1987 года впервые прозвучало слово «эксперимент»: персонал АЭС якобы ставил эксперимент по работе реактора во внештатных условиях. Запустить этот «эксперимент» можно было, только отключив автоматическую защиту — систему стержней, которые должны «глушить» цепную реакцию при проблемах с охлаждением. Из-за отключения этой защиты персоналом якобы и случилась авария.
Простая аналогия: представьте, что водитель автобуса с пассажирами проводит эксперимент, как его автобус будет вести себя без тормозов, и снимает тормоза, а потом выезжает на трассу. Конечно, в таком варианте без жертв обойтись трудно. Доклады 1987 года показали персонал именно таким невменяемым водителем. Такое простое и логичное объяснение обладало одним существенным недостатком: это ложь.
Суть аварии
И снова простая аналогия. При техосмотре из автомобиля сливают моторное масло, для чего нужно выкрутить сливную пробку. Четвертый энергоблок ЧАЭС был автомобилем, на котором персонал по инструкции «скрутил пробку» — остановил защиту реактора. Но если автомобиль при открытой пробке и сливающемся масле вдруг взорвется и убьет немало человек, то никто и никогда не будет обвинять автомеханика. Вопросы возникнут к тому, кто автомобиль делал. Попробуем понять, почему плановое испытательное мероприятие — а вовсе не выдуманный «эксперимент» — привело к аварии.
В сердце взорвавшегося чернобыльского реактора цилиндр из двух тысяч тонн графита, пронизанный
1700 каналами (на фото ниже).
По каналам течет вода, замедляющая нейтроны от ядерного топлива до необходимой «рабочей» скорости, потому что на слишком быстрых, незамедленных нейтронах реактор начинает «тормозиться» автоматически. Если же случается авария и реактор начинает перегреваться, по плану вода из каналов испаряется. Водяной пар хуже воды замедляет нейтроны — то есть при перегреве реактор должен сам себя «тормозить», защищаясь от последующего взрыва.
Увы, проектировщики схему рассчитали неточно. Графита в реакторе они заложили слишком много. Поэтому даже без воды графит замедлял нейтроны достаточно — когда вода в каналах закипала от перегрева, разгон реактора продолжался. Продолжим автомобильную аналогию: это как если бы конструкторы автомобиля напутали так, что педаль тормоза на большой скорости работала бы как педаль газа. Это первая и очень большая ошибка создателей РБМК.
Но, к сожалению, была еще и вторая ошибка — она-то и привела к катастрофе Чернобыля. При перегреве реактора в него вдвигаются стержни аварийной защиты — из материала, отлично поглощающего нейтроны и за счет этого мгновенно останавливающего цепную реакцию. В РБМК конструкцию стержней продумали плохо. Они вводились в каналы с водой, замедляющей нейтроны, — и вытесняли воду, ускоряя цепную реакцию расщепления урана. Представим, что в вашей машине есть аварийный тормоз, который нажимают, только когда все совсем плохо и речь идет о жизни и смерти. Чернобыльская АЭС была машиной, в которой и аварийный тормоз мог лишь дополнительно поддать газу.
Их мощность составляла несколько тонн в тротиловом эквиваленте — значительная часть реактора была разрушена, продукты деления урана взрывом выбросило в атмосферу. Катастрофа свершилась, и главную роль в этом сыграли просчеты тех, кто создавал реактор.
Зачем врали?
Причины, по которым в СССР решили сделать крайними людей, эксплуатировавших реактор, понять не так сложно. Скажем, ваша промышленность сделала автомобиль, у которого иногда тормоз начинает работать как газ. Водитель на нем об этом не знал и в ходе «торможения» ускорился, отчего въехал в толпу людей. Кого надо за это судить? Можно промышленность, конструкторов и так далее, но это плохой вариант: на бумажках про запуск в серию такого типа реакторов масса начальственных подписей: министры, главные конструкторы — одним словом, большие шишки, люди со связями.
Куда проще обвинить водителя, а в случае ЧАЭС — простых операторов реактора. У них нет связей до самого верха, на них можно списать все что угодно, зато советский атомпром будет на высоте и никому не придется ехать из светлого и просторного московского кабинета на Колыму.
И все прошло бы как по маслу — в советские побасенки об «эксперименте» безответственных работников АЭС в МАГАТЭ вполне поверили, потому что откуда им было узнать правду, — если бы не развал Союза. Некогда всесильные советские министерства и конструкторские бюро вдруг утратили свои связи в верхах, да и сами верхи радикально изменились.
Тогда-то из бывшего СССР в МАГАТЭ поступила совсем иная информация, на основе которой был выпущен доклад INSAG-7. В его основных выводах признается : «Авария произошла в результате наложения следующих основных факторов: физических характеристик реактора, особенностей конструкции органов регулирования, вывода реактора в нерегламентное состояние». Заметьте: слова о вине персонала пропали полностью. Даже нерегламентное состояние реактора ему не приписывают. Ведь, как показано в том же докладе, приведение реактора в нерегламентное состояние во время планового ремонта не считалось отклонением от требований по его эксплуатации.
Какова роль лжи в Чернобыльской катастрофе?
К чести разработчиков, они раньше других осознали проблему и даже пробовали о ней предупредить.
Как видно из писем ( можно почитать полную версию по ссылке ), уже за три года до аварии руководство Чернобыльской АЭС было предупреждено о проблемах со стержнями — и о путях их решения. Однако на письмо никто и никак не отреагировал, так велика была вера в «безаварийность» атомной энергетики.
Однако приведенные выше письма — на последней странице видно, что среди их адресатов был и глава Чернобыльской АЭС, — никакого эффекта не имели. Ни один свидетель аварии не помнит, чтобы его знакомили с этим письмом. Такое игнорирование случилось по очень простой причине: в СССР до Чернобыля практически никто ничего не знал о серии аварий в атомной отрасли — например, 1957 года на «Маяке» или 1975 года на Ленинградской АЭС, однотипной с Чернобыльской. Привычка заметать мусор под ковер привела к формированию в стране и мире идеи о том, что атомные реакторы безопасны, что с ними ни делай. Смысл письма конструкторов просто не дошел до директора ЧАЭС: он был уверен, что ничего суперстрашного от описанных в письме проблем быть не может.
Проблема была свойственна не только для СССР: в первой половине 1980-х в международный научный журнал Nature не приняли статью ученых с хорошей репутацией только потому, что она говорила о возможной аварии на АЭС.
Показателен в этом отношении секретный протокол заседания ЦК КПСС от 3.07.1986 года, случайно попавший в открытой доступ из-за перестроечной неразберихи. В нем Горбачев лично выразил недоумение тотальной самоуспокоенностью, царившей в атомной энергетике до Чернобыля:
«Помню и другое: статью в «Правде» к 30-летию первой АЭС. Там: «атомная энергетика может служить эталоном безопасности». И акад. Легасов это подписал. А что на поверку? Грянул Чернобыль, и никто не готов… Директор станции Брюханов был уверен, что ничего не могло произойти… А между тем за 11-ую пятилетку, 104 аварии было на [всех] АЭС, за последние годы было много [более мелких] аварий на Чернобыльской АЭС. Это вас не насторожило…
Мы 30 лет слышим от вас [ученых, специалистов, министров. — А. Б.], что все тут [в атомной энергетике. — А. Б.] надежно. И вы рассчитываете, что мы будем смотреть на вас, как на богов. От этого все и пошло. Потому что министерства и все научные центры оказались вне контроля. А кончилось провалом. И сейчас я не вижу, чтобы вы задумывались над выводами. Больше все констатируете факты, а то и стремитесь замазать кое-какие… Во всей системе царил дух угодничества, подхалимажа, групповщины, гонения на инакомыслящих [речь, среди прочих, об академике Доллежале, с 1970-х выступавшем против АЭС в густонаселенных зонах, которого травил атомный мейнстрим. — А. Б.], показуха, личные связи и разные кланы вокруг разных руководителей».
Можно по‑разному относиться к М. С. Горбачеву, но здесь его выводы очень близки к тому, что говорили и специалисты в области «мирного атома». В аудиозаписях академика Легасова (кстати, одного из персонажей сериала НВО) излагается множество неприятных деталей того, как именно борьба кланов и личные связи негативно влияли на безопасность советских реакторов.
Если бы не традиционная советская культура замалчивания неудач и выпячивания достижений, письмо главного конструктора про дефекты в РБМК (и пути их исправления) не прошло бы мимо сознания директора ЧАЭС Брюханова. И катастрофы бы не произошло. Чернобыль случился из-за дефектности не только реактора, но и всей системы втирания очков, замалчивания и искажения реальности, укоренившейся в позднем Советском Союзе.
Был ли усвоен урок?
На сегодня в России работает десять реакторов типа РБМК, и все они имеют нулевые шансы на повторение Чернобыльской катастрофы. Причины очень просты: оба критических недостатка РБМК, взорвавшегося в Чернобыле, были быстро учтены и исправлены (начиная с лета 1986 года). Сейчас концентрация урана в топливе для наших РБМК повышена, за счет чего реактор перестал быть перезамедленным — при перегреве он больше не разгоняется, а, напротив, сам себя тормозит. Исправлена и ошибка в конструкция аварийных стержней: в каналах под ними больше нет воды. Поэтому сейчас аварийный тормоз действительно дает торможение, а не внезапный разгон реактора.
В атомной отрасли урок Чернобыля усвоен, и благодаря просачиванию информации после развала СССР усвоен достаточно широко.
К сожалению, это относится к специалистам по атомной энергетике, но не относится к общественному сознанию. В нем этот урок все еще подается как пример небрежности и халатности операторов АЭС.
Чернобыль как тема всплывает только в большие юбилеи катастрофы. Поэтому особенно вникать в эту тему немодно, и старинные россказни про «эксперимент» и злокозненно-халатных работников АЭС все еще вполне в ходу.
В итоге общество не в курсе главного: авария стала следствием привычки сообщать наверх, что все прекрасно и замечательно. И со временем люди, втирающие очки начальству, лишаются даже минимального контроля со стороны этого самого начальства — а при таком раскладе любая система в конечном итоге пойдет вразнос.
Чернобыльская АЭС
ЧАЭС: Тип и устройство реактора
Использование ядерной энергии для получения электроэнергии осуществляется при помощи специальных аппаратов, которые называют ядерными реакторами. В реакторе процесс высвобождения энергии идет постепенно, поскольку в цепной реакции деления нейтроны освобождаются не одновременно. Большая часть нейтронов образуется менее чем через 0,001 секунды – это так называемые мгновенные нейтроны. Другая часть (около 0,7%) образуется через 13 секунд – это запоздалые нейтроны. Именно они дают возможность регулировать скорость прохождения цепной реакции при помощи специальных стержней, которые поглощают избыток нейтронов. Стержни вводятся в активную зону реактора и стабилизируют процесс размножение нейтронов на безопасном уровне.
Существует две основные категории реакторов – реакторы на тепловых (медленных) нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. В дальнейшем речь будет идти о реакторах на тепловых нейтронах
Основным элементом ядерного реактора является активная зона, в которую загружают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). В этих элементах и происходит цепная реакция. ТВЭЛ реактора РБМК – это циркониевая трубка диаметром 10 мм и длинной 3,5 м. В трубке помещены таблетки двуокиси урана (UO2). ТВЭЛы размещены в замедлителе. В реакторах РБМК Чернобыльской АЭС в качестве замедлителя используют графит. К слову, именно это существенно усугубило ситуацию в апреле 1986 года. В конструкциях других атомных реакторов в качестве замедлителя используют воду.
Тепло, которое выделяется в ТВЭЛах в результате деления урана, отводится при помощи теплоносителя (например, водой). Теплоноситель непрерывно циркулирует сквозь активную зону. Через реактор РБМК-1000 ежечасно проходить 37500 м 3 воды. Управление работой реактора осуществляется при помощи системы управления и защиты (СУЗ). СУЗ обеспечивает запуск, остановку реактора а также осуществляет регулирование его мощности. К ней относятся стержни, которые наполнены веществом сильно поглощающем нейтроны (кадмий, бор и т.д.). Введение в активную зону стержней приводит к остановке реактора, а извлекая их из реактора осуществляется регулировка мощности. Для реакторов на тепловых нейтронах характерным является наличие замедлителя в активной зоне (вода и графит).
Существует большое количество других типов реакторов, которые отличаются конструкцией, типом теплоносителя, энергией используемых нейтронов и т.д.
Принципиальная схема устройства ядерного реактора (активной зоны) представлена на рисунке.
Тип ядерного реактора на ЧАЭС
Графитовые блоки имеют в центре цилиндрическое отверстие, через которое проходит канал с водой, которая является теплоносителем. Графитовые блоки, которые находятся на периферии реактора отверстий и каналов не имеют. Эти блоки играют роль отражателя. Толщина этого слоя один метр.
Графитовая кладка окружена цилиндрическим металлическим баком с водой. Он играет роль биологической защиты. Графит опирается на плиту, которая состоит из металлоконструкций, а сверху графит также накрыт подобной плитой. Верхняя плита, для защиты от излучений, накрыта дополнительным настилом.
ЧАЭС: Устройство реактора РБМК
Общее устройство реактора РБМК :
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