Чорнобиль: ч.1. Опис Чорнобильської АЕС з реакторами РБМК-1000.

Інформація про аварію на Чорнобильській АЕС та її наслідки, підготовлена ​​для МАГАТЕ Доповідь №1 (INSAG-1)

Мал. 1. Розріз по головному корпусу АЕС з РБМК-1000, включаючи зону локалізації.
Перелік основного обладнання головного корпусу АЕС


1.3. Основні фізичні характеристики реактора
Ядерний енергетичний реактор РБМК-1000 є гетерогенним канальним реактором на теплових нейтронах, в якому в якості палива використовується низькозбагачений по 235U діоксид урану, як сповільнювач - графіт і в якості теплоносія - кипляча легка вода.
Нижче наведені основні характеристики реактора:

Теплова потужність, МВт .............................................. ......................................... 3200
Збагачення палива,% .............................................. ............................................. 2.0
Маса урану в ТВС, кг ............................................ ................................................. 114.7
Число / діаметр твелів в ТВЗ, мм .......................................... ............................... 18 / 13.6
Глибина вигоряння палива, МВт-сут / кг ......................................... ..................... 20
Коефіцієнт нерівномірності енерговиділення:
по радіусу .................................................................................... ..1.48
по висоті ....................................................................................... 1.4
Гранична розрахункова потужність каналу, кВт ............................................ ............. 3250
Паровий коефіцієнт реактивності p в робочій точці,% -1 за обсягом пара ... 2.0-10-4
Швидкий мощностной коефіцієнт реактивності аw в робочій точці, МВт-1 ..- 0,5 10-6
Температурний коефіцієнт палива аt, С -1 .......................................... ..........- 1,2 10 -4
Температурний коефіцієнт графіту ас, С -1 .......................................... ........... 6 10 -5
Мінімальна ефективність стрижнів СУЗ,% ................................. ....... 10.5
Ефективність стрижнів РР,% ......................................................... ..7.5
Ефект заміни (в середньому) вигорілій ТВС на свіжу,% ........................ 0.02


Важливою фізичною характеристикою з точки зору управління і безпеки реактора є величина, яка називається оперативним запасом реактивності, т. Е. Певне число занурених в активну зону стрижнів СУЗ, які перебувають в області високої диференціальної ефективності. Він визначається перерахунком на повністю занурені стрижні СУЗ. Запас реактивності для РВПК-1000 прийнятий рівним 30 стержнів PP. При цьому швидкість введення негативної реактивності при спрацьовуванні A3 складає в / с (в - частка запізнілих нейтронів), що досить для компенсації позитивних ефектів реактивності.

Залежність ефективного коефіцієнта розмноження від щільності теплоносія в РБМК в великій мірі визначається наявністю в активній зоні різного роду поглиначів. При початковому завантаженні активної зони, в яку входить ~ 240 борсодержащих додаткових поглиначів, зневоднення призводить до негативного ефекту реактивності. У той же час невелике збільшення паросодержания на номінальній потужності при запасі реактивності 30 стрижнів призводить до зростання реактивності (р = 2-10 -40% -1 за обсягом пара).

Для киплячого водографітового реактора основними параметрами, що визначають його працездатність і безпеку в теплотехнічному відношенні, є: температура твелів, запас до кризи тепловіддачі і температура графіту.

Для РБМК розроблений комплекс програм, що дозволяє на станційних ЕОМ проводити оперативні розрахунки для забезпечення теплотехнічної надійності блоку в режимі безперервних перевантажень палива при будь-яких положеннях запірно-регулюючих клапанів на вході в кожен канал. Тим самим забезпечується можливість визначення теплотехнічних параметрів реактора при різній частоті регулювання поканального витрат, різних законах регулювання (по вихідній паросодержания або за запасом до критичної потужності), а також при різного ступеня попереднього дроселювання активної зони.

Для визначення полів енерговиділення по активній зоні реактора використовуються показання системи фізичного контролю, заснованої на внутрішньореакторних вимірах нейтронного потоку по радіусу і висоті активної зони. Поряд з показаннями системи фізичного контролю в станційну ЕОМ вводяться також дані, що характеризують склад активної зони, енерговиработкі кожного ТК, положення регулюючих стрижнів, розподіл, витрат води по каналах активної зони, а також показники датчиків тиску і температури теплоносія.
Досвід експлуатації діючих РБМК показує, що при наявних на цих реакторах засобах контролю та регулювання підтримку температурного режиму палива, графіту і запасу до кризи тепловіддачі на допустимому рівні не викликає ускладнень.


1.4. Системи забезпечення безпеки (рис. 2)
1.4.1. Захисні системи безпеки.
Система аварійного охолодження реактора (САОР) є захисною системою безпеки і призначена для забезпечення відводу залишкового тепловиділення за допомогою своєчасної подачі необхідної кількості води в канали реактора при аваріях, що супроводжуються порушеннями охолодження активної зони. До таких аварій відносяться: розриви трубопроводів КМПЦ большо¬го діаметра, паропроводів і трубопроводів живильної води.
Система захисту від перевищення тиску в основному контурі теплоносія призначена для забезпечення допустимого значення тиску в контурі за рахунок відводу пара в басейн-барботер для його конденсації.
Система захисту реакторного простору призначена для підтримки тиску в ньому на рівні не вище допустимого при аварійній ситуації з розривом одного ТК за рахунок відведення парогазової суміші з реакторного простору в вигородку парогазових скидів басейну-барботера і далі в басейн-барботер при одночасному гасінні ланцюгової реакції засобами A3 . САОР і система охолодження реакторного простору можуть використовуватися для введення відповідних нейтронних поглиначів (солі бору і 3Не).

1.4.2. Локалізуючі системи безпеки.
Система локалізації аварій (СЛА), реалізована на четвертому блоці ЧАЕС, призначена для локалізації радіоактивних викидів при аваріях з розущільненням будь-яких трубопроводів контуру охолодження реактора, крім пароводяних комунікацій, верхніх трактів ТК і тієї частини опускних труб, яка знаходиться в приміщенні БC і трубопроводів парогазових скидів з реакторного простору.
Основним компонентом СЛА є система граматичних приміщень, що включає наступні приміщення реакторного відділення:
- Прочноплотним бокси, розташовані симетрично щодо осі реактора і розраховані на надлишковий тиск 0,45 МПа;
- Приміщення роздавальних групових колекторів і нижніх водяних комунікацій (ці приміщення за умовами міцності елементів конструкції реактора не допускають зростання надлишкового тиску вище 0,08 МПа і розраховані на це значення).
Приміщення прочноплотним боксів і паророзподільних коридору з'єднуються з водним об'ємом барботажно-конденсаційного пристрої паровідвідних каналами.
Система отсечной і герметизуючої арматури призначена для забезпечення герметичності зони локалізації аварій шляхом відсікання комунікацій, що зв'язують герметичні та негерметичні приміщення.
Барботажно-конденсаційне пристрій призначений для конденсації пари, що утворюється в процесі аварії з розущільненням реакторного контуру, при спрацьовуванні головних запобіжних клапанів і при протечках через них в режимі нормальної експлуатації.

1.4.3. Забезпечують системи безпеки. Електропостачання АЕС.
Споживачі електроенергії на АЕС в залежності від вимог, що пред'являються до надійності електропостачання, підрозділяються на три групи:
- Споживачі, які не допускають перерви живлення від часток секунди до декількох секунд в будь-яких режимах, включаючи режим повного зникнення напруги змінного струму від робочих і резервних трансформаторів власних потреб, і вимагають обов'язкового харчування після спрацьовування A3 реактора;
- Споживачі, які допускають в тих же режимах перерву харчування від десятків секунд до десятків хвилин і вимагають обов'язкового харчування після спрацьовування A3 реактора;
- Споживачі, які не потребують харчування в режимах зникнення напруги від робочих і резервних трансформаторів власних потреб, а в нормальному режимі роботи блоку допускають перерву живлення на час переведення з робочого на резервний трансформатор власних потреб.

1.4.4. Керуючі системи безпеки.
Керуючі системи безпеки призначені для автоматичного включення пристроїв захисних, локалізують і забезпечують систем безпеки і контролю за їх роботою.

1.4.5. Система радіаційного контролю.
Система радіаційного контролю АЕС є складовою частиною (підсистемою) автоматизованої системи управління АЕС і призначена для збору, обробки та подання інформації про радіаційну обстановку в приміщеннях АЕС і в зовнішньому середовищі, про стан технологічних середовищ і контурів, про дози опромінення персоналу відповідно до діючих норм і законодавством.

1.4.6. Пункти управління АЕС.
Управління АЕС здійснюється на двох рівнях: станційному і блочному. Всі пристрої, що забезпечують безпеку АЕС, управляються на блочному рівні.


1.5. Опис майданчика Чорнобильської АЕС та району її розташування
1.5.1. Чорнобильська АЕС розташована в східній частині великого регіону, іменованого білорусько-українським Поліссям, на березі р. Прип'ять, яка впадає в Дніпро.
На початок 1986 року загальна чисельність населення в 30-кілометровій зоні навколо АЕС становила ~ 100 тис. Чоловік, з яких 49 тис. Проживали в м Прип'ять, розташованому на захід від трикілометрової санітарно-захисної зони АЕС, і 12,5 тис. - в районному центрі м Чорнобиль, розташованому в 15 км на південний схід від АЕС.

Мал. 2. Розріз по реакторному відділенню АЕС з РБМК-1000, включав зону локалізації (позначення позицій см. На рис. 1)


1.5.2. Опис майданчика АЕС і її спорудженні.
Перша черга ЧАЕС (два енергоблоки з РБМК-1000) була побудована в 1970-1977гг., А до кінця 1983р. на цьому ж майданчику було завершено будівництво двох енергоблоків другої черги. В 1,5 км на південний схід від цієї площадки в 1981р. було розпочато будівництво ще двох енергоблоків з такими ж реакторами (третя черга АЕС).
На південний схід від майданчика АЕС безпосередньо в долині р. Прип'ять побудований наливний ставок-охолоджувач площею 22 км2, який забезпечує охолодження конденсаторів турбін та інших теплообмінників перших чотирьох енергоблоків. Нормальний рівень води в ставку-охолоджувачі прийнятий на 3,5 м нижче відмітки планування майданчика АЕС.

1.5.3. Дані про кількість персоналу на майданчику АЕС під час аварії.
В ніч з 25 на 26 квітня 1986 р па майданчику першої і другої черг ЧАЕС перебували 176 осіб - черговий експлуатаційний персонал, а також працівники різних цехів і ремонтних служб.
Крім того, на майданчику третьої черги АЕС в нічну зміну працювали 268 будівельників і монтажників.

1.5.4. Дані про обладнання на майданчику, що діяв в комплексі з пошкодженим реактором, і про обладнання, що використався в процесі ліквідації аварії.
Кожна черга ЧАЕС складається з двох енергоблоків, що мають спільні системи спеціального водоочищення і допоміжні споруди на промисловому майданчику, до складу яких входять: сховище рідких і твердих радіоактивних відходів; відкриті розподільні пристрої; газове господарство; резервні дизель-генераторні електростанції; гідротехнічні та інші споруди.

Сховище рідких радіоактивних відходів, побудоване в складі другої черги АЕС, призначене для прийому і тимчасового зберігання рідких радіоактивних відходів, що утворюються при роботі третього і четвертого блоків, а також прийому вод експлуатаційних промивок і повернення їх на переробку. Рідкі радіоактивні відходи надходять з головного корпусу по трубопроводах, прокладених на нижньому ярусі естакади, а тверді радіоактивні відходи подаються в сховище по верхньому коридору естакади електрокарами.

Резервна дизельна електростанція (РДЕС) є автономним аварійним джерелом електропостачання систем, важливих для безпеки кожного блоку. На кожній РДЕС третього і четвертого блоків встановлені по три дизель-генератора одиничною потужністю 5,5 МВт. Для забезпечення роботи РДЕС передбачені проміжний і базовий склади дизельного палива, насосні перекачки палива, баки аварійного зливу палива і масла.

Для забезпечення технічною водою відповідальних споживачів, що вимагають безперебійної подачі води, передбачені окремі насосні станції третього і четвертого блоків з резервним електропостачанням від дизель-генераторів.

25 квітня 1986 р працювали всі чотири енергоблоки першої і другої черг і пов'язані з їх нормальної експлуатацією допоміжні системи і об'єкти промислової площадки.