Статья навеяна прочитанной мной статьей камрада unk_energy "РБМК-1000. Неужели конец?" и является по сути полемикой с ней.
Итак, обратимся к фактам: Росатом принял решение отказаться от дальнейших продлений ресурса и в течении следующего десятилетия вывести из эксплуатации все реакторы типа РБМК. Плохо это или хорошо? Автор приведенной выше статьи считает что это очень плохо, так как якобы убивает уникальную ветку энергетических реакторов, в которой СССР/Россия имели научно-технический приоритет, и что якобы реакторы РБМК имеют лучшие и уникальные показатели. Что же на самом деле?
Вообще в отечественной атомной энегетике если не брать до сих не вышедшие из стадии опытной эксплуатации "быстрые" реакторы, а так же проекты которые так и не были реализованы на электростанциях, были две магистральных линии развития энергетических реакторов
Исторически первая - именно предки РБМК, водо-графитовые канальные реакторы.
Подобные реакторы представляют из себя кладку из графитовых кубиков, в которой имеются вертикальные цилиндрические отверстия. Графит является замедлителем нейтронов. В отверстия графитовой кладки вставлены трубы из циркония, внутри которых находятся урановые тепловыделяющие стержни либо регулирующие реакцию поглотительные стержни. Внутри труб так же циркулирует теплоноситель, вода. Вода, проходя через каналы, вскипает и на выходе из реактора получаем пар под давлением, который поступает на турбогенераторы и вращает их
Реактор такого типа, называвшийся АМ-1, был установлен на первой в мире Обнинской АЭС. Далее были АМБ-100 и АМБ-200 на Белоярской АЭС. Так же на Билибинской АЭС пока еще работают реакторы типа ЭГП-6.
Непонятно, о каком приоритете тут вообще можно говорить, т.к. водо-графитовые реакторы были вообще первыми реакторами, в которых человечеству удалось запустить цепную ядерную реакцию. Реакторы Манхэттенского проекта относились именно к этому типу. Первые советские реакторы, на которых был наработан плутоний для советских атомных бомб, тоже были водо-графитовыми. Поэтому не удивительно, что именно их поначалу и попробовали в атомной энергетике.
Вторая большая линейка отечественных энергетических реакторах - это водно-водяные реакторы типа ВВЭР. Первоначально реакторы такого типа были разработаны в качестве энергетических установок атомных подводных лодок, а затем они пришли и в энергетику, и на сегодня именно этот тип является основным.
Такой реактор представляет из себя стальной котел с толстыми прочными стенками, выдерживающими высокое давление. Внутри котла находится активная зона с тепловыделяющими и регулирующими стержнями. Через корпус реактора прокачивается вода, которая в этом типе реактора одновременно является и теплоносителем и замедлителем нейтронов. Внутри корпусов отечественных ВВЭР поддерживается такое высокое давление, что вода внутри реактора не кипит. Поэтому ВВЭР относятся к типу реакторов "Водно-водяной под давлением"(PWR). Есть еще водно-водяные кипящие реакторы(BWR), у которых давление пониже и в активной зоне происходит кипение воды, но у нас таких не строили. Кажется у недостроенных атомных теплоцентралей планировались такие реакторы, но после Чернобыля их постройка была отменена.
Находящаяся под высоким давлением горячая вода реакторного, первого, конутра идет на теплообменник, где происходит обмен теплом с водой второго, чистого, контура. В этом втором контуре вода в теплообменнике вскипает и пар идет на турбину
От своих предков, лодочных реакторов, ВВЭР унаследовали относительную компактность и возможность изоляции всей атомной части, где могут циркулировать радионуклиды, в одном герметичном отсеке, контейнменте. Эта возможность и была реализована: в современных энергоблоках с реакторами ВВЭР сам реактор и оборудование первого контура, где циркулирует слаборадиоактивная вода, находятся внутри прочной герметичной капсулы, и наружу, на турбины, идет только чистый и не зараженный радиацией пар второго контура.
Так в чем преимущества и недостатки этих двух типов реакторов и почему Росатом отказался развивать РБМК?
Первый довод только что озвучен выше: реакторы ВВЭР работают в контейменте. Казалось бы что проще: давайте новые РБМК тоже "упаковывать" в толстый бетонный контеймент. Но не так все просто, как кажется. Во-первых РБМК просто намного больше. В воде нейтрону нужно намного более короткое расстояние пройти, чем в графите, чтобы замедлиться. Поэтому стержни в ВВЭР можно расположить компактно и реактор, даже на 1000 мегаватт имеет диаметр всего 4,5 метра. Диаметр графитовой кладки РБМК - 13,8 метров. Но даже это лишь полбеды. Настоящая беда в том, что РБМК - одноконтурный. Пар, который крутит турбины - слаборадиоактивный, а при серьезной аварии с повреждением тепловыделяющих сборок может стать сильно радиоактивным. Поэтому по-хорошему в контеймент следует заключить весь энергоблок вместе с машинным залом, где турбогенераторы стоят, т.к. это тоже первый реакторный контур. А это невозможно.
А почему, спросите Вы, нельзя сделать у РБМК 2 контура, как у ВВЭР? Сделать то можно но есть ньюанс: это все же электростанция, а немаловажным параметром любой электростанции является тепловой КПД. То есть - процент от полной вырабатываемой реактором тепловой энергии, который превращается в электричество. Тепловой КПД, как мы знаем из курса физики, тем больше, чем выше параметры вырабатываемого реактором пара. Так вот у РБМК эти параметры сильно ниже, чем у ВВЭР. ВВЭР греет воду до 322 градусов цельсия, причем она находится под высоким давлением. У РБМК на выходе пар с температурой 280 градусов цельсия. Ровно такие же параметры пара ВВЭР имеет во втором чистом контуре.
Ведь как мы помним, у РБМК нет прочного стального корпуса, который бы держал давление. Давление у РБМК держат трубы каналов, которые, кстати, нельзя сделать из высокопрочной стали так как они должны быть прозрачны для нейтронов. Поэтому трубы приходится делать из циркония. А если параметры пара РБМК и так ниже, то если еще добавить и второй контур, то КПД станет еще ниже
Вторая причина - надежность. У РБМК 1600 с лишним только топливных каналов. Каждый канал - это как минимум входной и выходной трубопровод. У ВВЭР-1000 всего 4 входных и 4 выходных трубопровода. Поэтому реакторный зал РБМК представляет собой сложнейшую мешанину огромного количества водо- и паропровод и огромное хозяйство насосов и прочих вспомогательных механизмов все это обслуживающих. Естественно чем труб и стыков труб, тем больше вероятность, что где-то потечет. А чем больше оборудования, тем больше вероятность, что что-то сломается. Кроме того все это сложное хозяйство требует и больше людей для своего обслуживания. Например на Курской АЭС на 4 работающих блока численность рабочей смены их обслуживающих составляет более 7 тысяч человек. Численность рабочей смены Ростовской АЭС на момент когда там работало 2 блока и 2 строилось составляла около 1600 человек. Почувствуйте, что называется, разницу.
Третья причина. Коэффициент использования установленной мощности(КИУМ). Это важнейший параметр современных АЭС показывающий процент реально выработанной АЭС электроэнергии к теоретически возможной выработке, если бы АЭС непрерывно и без всяких остановок работала на полной мощности. Так вот у современных ВВЭР он заметно выше и РБМК проигрывают по этому показателю безнадежно. Причина - то, что описано выше, более низкая надежность. РБМК чаще приходится останавливать на ремонт из-за поломок обслуживающего реактор сложного оборудования или утечек из первого контура.
Четвертая причина - дозовые нагрузки на персонал и выбросы радионуклидов в окружающую среду. По данным мониторинга службами радиационной безопасности АЭС выбросов радионуклидов в окружающую среду и получаемых персоналом доз, выбросы и дозы персонала на РБМК заметно выше, чем на ВВЭР
Собственно как иллюстрацию можно привести фото групп управления реактором на блочных щитах ВВЭР и РБМК
ВВЭР
РБМК
Несложно увидеть разницу: персонал РБМК находится в спецодежде предохраняющий от выноса со станции радиоактивных частиц на себе. Это из-за того, что у РБМК большая часть помещений энергоблока, в том числе и блочный щит управления и даже турбинный зал - грязная зона, где возможен контакт с радионуклидами. У ВВЭР, как я уже выше писал, вся ядерная радиоактивная часть сосредоточена в одной герметичной капсуле-контейменте,где работает минимум персонала и то - эпизодически. По информации, которую можно найти в интернете, только 10 процентов персонала ВВЭР работает в этой зоне. Все остальные помещения энергоблока на ВВЭР, в том числе БЩУ и машзал - чистые и опасности контакта с радионуклидами там нет.
Пятая причина известна каждому: Чернобыль. Там взорвался именно РБМК и по результатам расследования всплыли опаснейшие недочеты реактора по части его управляемости и нейтронной физике. Почти все их после доработок или убрали или сильно нивелировали, но пятно на репутации осталось.
Почему же при всех этих недостатках СССР строил такие реакторы? На это во время принятия решения о строительстве РБМК было несколько веских причин
1. Сложности с производством корпусов ВВЭР. Это сложнейший высокотехнологичный процесс, который не сразу дался советской атомной промышленностью в нужных объемах. В то же время имелось уже отлаженное производство компонентов водо-графитовых реакторов для нужд ядерно-оружейного комплекса. В условиях когда было решено резко нарастить выработку электроэнергии на АЭС было соблазнительно воспользоваться этим ресурсом, и им воспользовались
2. РБМК проще масштабировать и наращивать мощность. Были даже проекты реакторов на 2400 мегаватт. Тогда это казалось перспективным
3. Топливо в РБМК можно перезагружать "на ходу", не глуша реактор. В ВВЭР для перезагрузки топлива обязательно требуется глушить реактор. В 70ых были надежды, что это позволить получить КИУМ выше, чем на водно-водяных реакторах. Плюс РБМК возможно рассматривали и как резерв, который можно было бы использовать для наработки плутония. Однако на сегодня оказалось, что выигрыш за счет перезагрузки на ходу с лихвой компенсируется более низкой надежностью слишком сложной обвязки реактора и КИУМ оказался не выше, а даже ниже, чем у ВВЭР, ну а плутония уже и так наработано столько, что считается что этого запаса уже хватит на все нужды.
То есть, если в сухом остатке, то на РБМК возлагали надежды, которые не вполне оправдались, зато недостатки выявились в самой печальной форме. Все это и привело к нынешним решениям по завершению линии канальных реакторов в отечественной энергетике