Suuritehoisen kanavan reaktori

RBMK
Reaktorin tyyppi kanava, heterogeeninen , uraani-grafiitti ( grafiitti-veden hidastin), kiehuva tyyppi , lämpöneutroni
Reaktorin käyttötarkoitus sähkövoimateollisuus
Tekniset tiedot
jäähdytysnestettä vettä
Polttoaine uraanidioksidi , vähän rikastettu 235 U (rikastus 1,8 % - 3,6 %)
Kehitys
Tieteellinen osa IAE niitä. I. V. Kurchatova
Yritys-kehittäjä NIKIET
Rakentaja Dollezhal N. A.
Rakentaminen ja käyttö
hyväksikäyttö 1973 tähän päivään
Reaktorit rakennettu 17

High Power Channel Reactor ( RBMK ) on sarja Neuvostoliitossa kehitettyjä ydinvoimareaktoreita . Reaktorin RBMK kanava , heterogeeninen , grafiitti-vesi , kiehuva tyyppi , lämpöneutroneilla . Lämmönsiirtoaine  on kiehuvaa vettä.

Reaktorilaitoksen pääsuunnittelija: NIKIET , akateemikko Dollezhal N.A. I. V. Kurchatova , akateemikko Alexandrov A. P. Yleinen suunnittelija ( LAES ): GSPI-11 ( VNIPIET ), Gutov A. I. Turbiinitehtaan pääsuunnittelija: KhTGZ, Turboatom , Kosyak Yu. F. Metallirakenteen kehittäjä: TsNIIPSK , Melnikov N.P. Johtava materiaalitieteen organisaatio " Prometheus " , Kapyrin G.I.





Tällä hetkellä näiden reaktoreiden sarja sisältää kolme sukupolvea. Sarjan pääreaktori on Leningradin ydinvoimalan 1. ja 2. yksikkö .

Luomisen ja toiminnan historia

Projekti

Maailman ensimmäisen ydinvoimalan (AM-1 ("Atom Mirny"), Obninsk Nuclear Plant , 1954) reaktori oli vesijäähdytteinen uraani-grafiittikanavareaktori. Uraani-grafiittireaktoriteknologiaa kehitettiin teollisissa reaktoreissa, mukaan lukien "kaksikäyttöiset" reaktorit (dual-purpose reaktorit), jotka "sotilaallisten" isotooppien lisäksi tuottivat sähköä ja käyttivät lämpöä läheisten kaupunkien lämmittämiseen.

Teollisuusreaktorit, jotka rakennettiin Neuvostoliitossa: A (1948), AI (PO " Majak " Ozyorskissa ), AD (1958), ADE-1 (1961) ja ADE-2 (1964) ( kaivos- ja kemiantehdas Zheleznogorskissa ) , I-1 (1955), EI-2 (1958), ADE-3 (1961), ADE-4 (1964) ja ADE-5 (1965) ( Siperian Chemical Combine in Seversk ) [1] .


1960-luvulta lähtien tulevan RBMK-tyyppisten puhtaasti tehoreaktorien kehittäminen on alkanut Neuvostoliitossa. Joitakin suunnitteluratkaisuja testattiin kokeellisissa voimareaktoreissa "Atom Mirny Bolshoy": AMB-1 (1964) ja AMB-2 (1967), jotka asennettiin Belojarskin ydinvoimalaan .

Varsinaisten RBMK-reaktorien kehitys alkoi 1960-luvun puolivälissä ja perustui suurelta osin laajaan ja menestyksekkääseen kokemukseen teollisten uraani-grafiittireaktorien suunnittelusta ja rakentamisesta. Tekijät näkivät reaktorilaitoksen tärkeimmät edut:

Yleisesti ottaen reaktorin suunnitteluominaisuudet toistivat aikaisempien uraani-grafiittireaktorien kokemusta. Polttoainekanava, jäähdytysnesteen parametrit, uusista rakennemateriaaleista - zirkoniumseokset - valmistettujen polttoaine-elementtien kokoonpanot sekä polttoaine - metallisen uraanin muoto korvattiin sen dioksidilla . Alkuperäisen toimeksiannon mukaan reaktorin piti olla kaksikäyttöinen, eli lämpöparametrien muutoksen myötä se voisi tuottaa aselaatuista plutoniumia [2] . Hanketta kehitettäessä päätettiin kuitenkin luopua tästä ajatuksesta, ja tulevaisuudessa reaktori suunniteltiin yksikäyttöiseksi reaktoriksi - sähkö- ja lämpöenergian tuotantoon.

Projektin työskentely aloitettiin IAE : ssä (RNTs KI) ja NII-8:ssa ( NIKIET ) vuonna 1964. Vuonna 1965 projekti sai nimen B-190, ja teknisen suunnittelun kehittäminen uskottiin Bolshevik-tehtaan suunnittelutoimistolle , koska alun perin suunniteltiin, että tehtaasta tulisi tämän tyyppisten laitteiden valmistuksen päätehdas. reaktorista. Vuonna 1966 reaktorin tekninen suunnittelu esitettiin Minsredmashin tieteelliselle ja tekniselle neuvostolle . Hanketta ei hyväksytty lukuisten teknisten huomautusten ja ehdotusten vuoksi, ja projektin jatkotyö uskottiin Dollezhalin johtamalle NII-8 : lle ( NIKIET ) .

Ensimmäinen sukupolvi

15. huhtikuuta 1966 Minsredmashin päällikkö E. P. Slavsky allekirjoitti toimeksiannon Leningradin ydinvoimalan suunnittelusta, 70 km suorassa linjassa Leningradista länteen , 4 km Sosnovy Borin kylästä . Syyskuun alussa 1966 suunnittelutehtävä valmistui.

Neuvostoliiton ministerineuvosto hyväksyi 29. marraskuuta 1966 asetuksen nro 800-252 Leningradin ydinvoimalan ensimmäisen vaiheen rakentamisesta, jossa määriteltiin yritysten organisaatiorakenne ja yhteistyö ydinvoimalan suunnittelun ja rakentamisen kehittämiseksi. Ydinvoimalaitos.

Ensimmäinen RBMK-1000-tyyppisellä reaktorilla varustettu voimayksikkö otettiin käyttöön vuonna 1973 Leningradin ydinvoimalassa .

Neuvostoliiton ensimmäisten ydinvoimaloiden rakentamisen aikana vallitsi mielipide, että ydinvoimala on luotettava energialähde ja mahdolliset viat ja onnettomuudet ovat epätodennäköisiä tai jopa hypoteettisia tapahtumia. Lisäksi ensimmäiset yksiköt rakennettiin keskikokoisen konepajatekniikan järjestelmään, ja niiden oli tarkoitus toimia tämän ministeriön organisaatioiden toimesta. Turvallisuusmääräyksiä kehityshetkellä joko ei ollut olemassa tai ne olivat puutteellisia. Tästä syystä RBMK-1000- ja VVER-440-sarjan ensimmäisissä voimareaktoreissa ei ollut riittävästi turvajärjestelmiä, mikä vaati tällaisten voimayksiköiden vakavaa modernisointia. Erityisesti Leningradin ydinvoimalaitoksen kahden ensimmäisen RBMK-1000-yksikön alkuperäisessä suunnittelussa ei ollut hydrosylintereitä hätäreaktorin jäähdytysjärjestelmälle (ECCS), hätäpumppujen määrä oli riittämätön, takaiskuventtiilejä ei ollut (OK) Jakoryhmäjakoputkissa (RGK) jne. Jatkossa modernisoinnin yhteydessä kaikki nämä puutteet poistettiin.

RBMK - lohkojen jatkorakentaminen oli tarkoitus toteuttaa Neuvostoliiton energia - ja sähköistysministeriön tarpeisiin . Ottaen huomioon energiaministeriön vähäisemmän kokemuksen ydinvoimalaitoksista hankkeeseen tehtiin merkittäviä voimalaitosten turvallisuutta lisääviä muutoksia. Lisäksi tehtiin muutoksia ensimmäisten RBMK-koneiden kokemuksen huomioon ottamiseksi. Käytettiin muun muassa ECCS-hydrosylintereitä, 5 pumppua alkoi suorittaa hätä-ECCS-sähköpumppujen toimintaa, RGK:ssa käytettiin takaiskuventtiilejä ja tehtiin muita parannuksia. Näiden hankkeiden mukaan rakennettiin Kurskin ydinvoimalaitoksen voimayksiköt 1, 2 ja Tšernobylin ydinvoimalaitoksen 1, 2. Tässä vaiheessa valmistui ensimmäisen sukupolven RBMK-1000 voimayksiköiden (6 voimayksikköä) rakentaminen.

Toinen sukupolvi

Ydinvoimaloiden edelleen parantaminen RBMK:n kanssa alkoi Leningradin ydinvoimalaitoksen toisen vaiheen (voimayksiköt 3, 4) hankkeiden kehittämisellä. Suurin syy hankkeen loppuun saattamiseen oli turvallisuussääntöjen tiukentaminen. Erityisesti otettiin käyttöön ilmapallo-ECCS-järjestelmä, pitkän aikavälin jäähdytyksen ECCS, jota edustaa 4 hätäpumppua. Onnettomuuspaikannusjärjestelmää ei edustanut kuplasäiliö , kuten aiemmin, vaan onnettomuuspaikannustorni, joka pystyi kerääntymään ja tehokkaasti estämään radioaktiivisuuden vapautumisen reaktoriputkien vaurioituneiden onnettomuuksien sattuessa. Muita muutoksia on tehty. Leningradin ydinvoimalaitoksen kolmannen ja neljännen voimayksikön pääpiirre oli tekninen ratkaisu RGC:n sijoittamiseksi ytimen korkeutta korkeampaan korkeuteen . Tämä mahdollisti ytimen taatun täyttymisen vedellä hätätilanteessa RGC:lle. Myöhemmin tätä päätöstä ei sovellettu.

Keskikokoisen konerakennuksen ministeriön alaisuudessa olevan Leningradin ydinvoimalaitoksen voimayksiköiden 3, 4 rakentamisen jälkeen aloitettiin RBMK-1000-reaktorien suunnittelu Neuvostoliiton energiaministeriön tarpeisiin. Kuten edellä todettiin, energiaministeriön ydinvoimalaitosta kehitettäessä hankkeeseen tehtiin lisämuutoksia, joiden tarkoituksena oli parantaa ydinvoimalaitosten luotettavuutta ja turvallisuutta sekä lisätä sen taloudellista potentiaalia. Erityisesti RBMK:n toisten vaiheiden viimeistelyssä käytettiin halkaisijaltaan suurempaa rumpuerotinta (BS) (sisähalkaisija tuotiin 2,6 metriin ), otettiin käyttöön kolmikanavainen ECCS-järjestelmä, jonka kaksi ensimmäistä kanavaa olivat toimitetaan vedellä hydrosylintereistä, kolmas - syöttöpumpuista. Reaktorin hätävesihuoltoon tarkoitettujen pumppujen lukumäärä nostettiin 9 yksikköön ja tehtiin muita voimayksikön turvallisuutta merkittävästi lisääviä muutoksia (ECCS:n suoritustaso vastasi suunnitteluhetkellä voimassa olevia asiakirjoja ydinvoimalaitoksesta). Onnettomuuspaikannusjärjestelmän ominaisuuksia lisättiin merkittävästi, ja se oli suunniteltu estämään suurimman halkaisijan omaavan putkilinjan (pääkiertovesipumppujen (MCP) Du 900) giljotiinin murtuman aiheuttama onnettomuus. RBMK:n ensimmäisten vaiheiden kuplasäiliöiden ja Leningradin ydinvoimalaitoksen yksiköiden 3 ja 4 suojatornien sijaan energiaministeriön toisen sukupolven RBMK:ssa käytettiin kaksikerroksisia suojaaltaita, mikä lisäsi merkittävästi onnettomuuspaikannusjärjestelmä (ALS). Suojarakennuksen puuttuminen kompensoitiin strategialla, jossa käytettiin tiukkalujuisten laatikoiden (TPB) järjestelmää, jossa jäähdytysnesteen moninkertaisen pakkokierron putkistot sijaitsivat. PPB:n suunnittelu, seinien paksuus laskettiin tilan eheyden säilyttämisestä siinä olevan laitteiston rikkoutuessa (MCP DN 900 mm:n painejakoputkeen asti). PPB ei kuulu BS:n ja höyry-vesiviestinnän piiriin. Myös ydinvoimalaitoksen rakentamisen aikana reaktoriosastot rakennettiin kaksoislohkoon, mikä tarkoittaa, että kahden voimayksikön reaktorit ovat olennaisesti samassa rakennuksessa (toisin kuin aikaisemmissa RBMK:n ydinvoimalaitoksissa, joissa jokainen reaktori oli erillisessä rakennuksessa rakennus). Joten valmistettiin toisen sukupolven RBMK-1000 reaktorit: Kurskin ydinvoimalaitoksen voimayksiköt 3 ja 4, Tšernobylin ydinvoimalaitoksen 3 ja 4, Smolenskin ydinvoimalaitoksen 1 ja 2 (yhdessä yhdessä reaktorin 3 ja 4 kanssa Leningradin ydinvoimala, 8 voimayksikköä).

Tshernobylin onnettomuuden jälkeen

Ennen Neuvostoliiton Tšernobylin ydinvoimalaitoksen onnettomuutta suunniteltiin laajoja tällaisten reaktoreiden rakentamista, mutta onnettomuuden jälkeen suunnitelmia RBMK-voimayksiköiden rakentamisesta uusille kohteille supistettiin. Vuoden 1986 jälkeen otettiin käyttöön kaksi RBMK-reaktoria: RBMK-1000 Smolenskin ydinvoimalassa (1990) ja RBMK-1500 Ignalinan ydinvoimalassa (1987). Toinen Kurskin ydinvoimalan 5. lohkon RBMK-1000 reaktori oli valmistumassa ja vuoteen 2012 mennessä saavutettiin ~85 % valmius, mutta rakentaminen lopetettiin lopulta.

Kanavauraani -grafiittireaktorin konseptin kehitystyötä tehdään MKER  -Multi-loop Channel Power Reactorin hankkeissa [3] .

RBMK:n ominaisuudet

Ominaista RBMK-1000 RBMK-1500 RBMKP-2400
(projekti)		 MKER-1500
(projekti)
Reaktorin lämpöteho, MW 3200 4800 5400 4250
Laitteen sähköteho, MW 1000 1500 2000 1500
Yksikkötehokkuus (brutto), % 31.25 31.25 37.04 35.3
Höyrynpaine turbiinin edessä, atm 65 65 65 75
Höyryn lämpötila turbiinin edessä, °C 280 280 450 274
Ytimen mitat , m:
 - korkeus 7 7 7.05 7
 – halkaisija (leveys × pituus) 11.8 11.8 7,05 × 25,38 neljätoista
Ladataan uraania , t 192 189 220
Rikastus , % 235 U
 - haihdutuskanava 2,6-3,0 2,6-2,8 1.8 2-3.2
 - ylikuumenemiskanava — — 2.2 —
Kanavien määrä:
 – haihtuva 1693-1661 [4] 1661 1920 1824
 - ylikuumeneminen — — 960 —
Keskimääräinen palaminen, MW päivä/kg:
 - haihdutuskanavassa 22.5 25.4 20.2 30-45
 - ylikuumenemiskanavassa — — 18.9 —
Polttoainekuoren mitat ( halkaisija × paksuus), mm:
 - haihdutuskanava 13,5 × 0,9 13,5 × 0,9 13,5 × 0,9 -
 - ylikuumenemiskanava — — 10 × 0,3 —
Polttoaineen päällystemateriaali:
 - haihdutuskanava Zr + 2,5 % Nb Zr + 2,5 % Nb Zr + 2,5 % Nb -
 - ylikuumenemiskanava — — ruostumaton teräs teräs —
TVEL:ien määrä kasetissa ( TVS ) kahdeksantoista kahdeksantoista
Kasettien määrä ( TVS ) 1693 1661

Rakentaminen

Yksi RBMK-reaktorin kehittämisen tavoitteista oli polttoainekierron parantaminen. Ratkaisu tähän ongelmaan liittyy rakennemateriaalien kehittämiseen, jotka absorboivat heikosti neutroneja ja eroavat vain vähän mekaanisista ominaisuuksiltaan ruostumattomasta teräksestä. Neutronien absorption vähentäminen rakennemateriaaleissa mahdollistaa halvemman , alhaisen uraanin rikastamisen (alkuperäisen projektin mukaan 1,8 %) ydinpolttoaineen käytön. Myöhemmin uraanin rikastusastetta nostettiin.

RBMK-1000

RBMK-1000 ytimen perustana on 7 m korkea ja halkaisijaltaan 11,8 m pienempi lohkoista valmistettu grafiittisylinteri , joka toimii moderaattorina. Grafiitti lävistetään suurella määrällä pystysuuntaisia ​​reikiä, joista jokaisen läpi kulkee paineputki (kutsutaan myös prosessikanavaksi (TC)). Paineputken keskiosa, joka sijaitsee ytimessä, on valmistettu zirkonium-niobium-seoksesta ( Zr + 2,5 % Nb ), jolla on korkea mekaaninen ja korroosionkestävyys, paineputken ylä- ja alaosa on valmistettu ruostumattomasta teräksestä . terästä . Paineputken zirkonium- ja teräsosat on yhdistetty hitsatuilla adaptereilla.

RBMK-voimayksiköitä suunniteltaessa valittiin laskentamenetelmien epätäydellisyydestä johtuen kanavaryhmän epäoptimaalinen etäisyys. Tämän seurauksena reaktori osoittautui jonkin verran hidastuneeksi, mikä johti höyryn reaktiivisuuskertoimen positiivisiin arvoihin työalueella, joka ylitti viivästyneiden neutronien osuuden . Ennen Tšernobylin ydinvoimalaitoksen onnettomuutta höyryn reaktiivisuuskerroinkäyrän laskemiseen käytetty menetelmä (BMP-ohjelma) osoitti, että huolimatta positiivisesta RCC:stä käyttöhöyrypitoisuuden alalla, höyrypitoisuuden kasvaessa tämä arvo muuttaa etumerkkiä, niin, että kuivumisen vaikutus osoittautui negatiiviseksi. Näin ollen turvajärjestelmien koostumus ja suorituskyky suunniteltiin ottaen huomioon tämä ominaisuus. Kuten Tšernobylin ydinvoimalaitoksen onnettomuuden jälkeen kävi ilmi, höyryn reaktiivisuuskertoimen laskettu arvo alueilla, joilla on korkea höyrypitoisuus, saatiin kuitenkin väärin: negatiivisen sijaan se osoittautui positiiviseksi [5] . Höyryn reaktiivisuuskertoimen muuttamiseksi ryhdyttiin useisiin toimenpiteisiin, mukaan lukien joihinkin kanaviin asennettiin lisäabsorbentteja polttoaineen sijaan. Myöhemmin RBMK:lla varustettujen voimayksiköiden taloudellisen suorituskyvyn parantamiseksi poistettiin ylimääräisiä vaimentimia, haluttujen neutronifysikaalisten ominaisuuksien saavuttamiseksi käytettiin polttoainetta, jolla oli korkeampi rikastus palavalla absorboijalla ( erbiumoksidi ).

Jokaiseen polttoainekanavaan on asennettu kasetti, joka koostuu kahdesta polttoainenipusta (FA) - alemmasta ja ylemmästä. Jokainen kokoonpano sisältää 18 polttoainesauvaa . Polttoaine-elementin kuori on täytetty uraanidioksidipelleteillä . Alkuperäisen suunnitelman mukaan rikastus uraani-235 :ssä oli 1,8 %, mutta RBMK:n käytöstä saatujen kokemusten myötä rikastuksen lisääminen osoittautui tarkoituksenmukaiseksi [6] [7] . Rikastuksen lisääminen yhdistettynä palavan myrkyn käyttöön polttoaineessa mahdollisti reaktorin ohjattavuuden lisäämisen, turvallisuuden ja taloudellisen suorituskyvyn parantamisen. Tällä hetkellä on siirrytty polttoaineeseen, jonka rikastus on 2,8 %.

RBMK-reaktori toimii yksisilmukaisen järjestelmän mukaisesti. Jäähdytysneste kierrätetään moninkertaisessa pakotetussa kiertopiirissä (MPC). Sydämessä polttoainesauvoja jäähdyttävä vesi haihtuu osittain ja muodostuva höyry-vesi-seos menee erotinrumpuihin . Rumpuerottimissa tapahtuu höyryn erotus, joka tulee turbiiniyksikköön. Jäljelle jäävä vesi sekoitetaan syöttöveteen ja syötetään reaktorisydämeen pääkiertopumppujen (MCP) avulla. Erotettu kylläinen höyry (lämpötila ~284 °C ) paineessa 70-65 kgf/cm 2 syötetään kahdelle turbogeneraattorille , joiden sähköteho on kummankin 500 MW . Poistohöyry kondensoidaan , minkä jälkeen regeneratiivisten lämmittimien ja ilmanpoiston läpi kulkemisen jälkeen se syötetään syöttöpumpuilla (FPU) MPC:hen.

RBMK-1000 - reaktorit asennetaan Leningradin ydinvoimalaitokseen , Kurskin ydinvoimalaan , Tšernobylin ydinvoimalaan ja Smolenskin ydinvoimalaan .

Tšernobylin onnettomuus

RBMK-1500

RBMK-1500:ssa tehoa lisättiin lisäämällä ytimen ominaisenergiaintensiteettiä lisäämällä FC:n (polttoainekanavat) tehoa.[ selventää ] 1,5 kertaa suunnittelunsa säilyttäen. Tämä saavutetaan tehostamalla lämmönpoistoa polttoainesauvoista käyttämällä[ selventää ] erityiset lämmönsiirron tehostimet (turbulaattorit) [8] molempien polttoainenippujen yläosassa . Yhdessä tämä mahdollistaa aiempien mittojen ja reaktorin yleisen suunnittelun tallentamisen [6] [9] .

Käytön aikana kävi ilmi, että energian vapautumisen suuresta epätasaisuudesta johtuen yksittäisissä kanavissa ajoittain esiintyvät lisääntyneet (huippu)tehot johtavat polttoaineen suojakuoren halkeilemiseen. Tästä syystä tehoa vähennettiin 1300 MW :iin .

Nämä reaktorit asennettiin Ignalinan ydinvoimalaan ( Liettua ).

RBMK-2000, RBMK-3600, RBMKP-2400, RBMKP-4800, (entiset mallit)

RBMK-reaktorien yleisistä suunnitteluominaisuuksista johtuen, joissa ydin, kuten kuutiot, rekrytoitiin suuresta määrästä samantyyppisiä elementtejä, ajatus tehon lisäntymisestä ehdotti itseään.

RBMK-2000, RBMK-3600

RBMK-2000- projektissa tehon lisäystä suunniteltiin johtuen polttoainekanavan halkaisijan kasvusta, kasetin polttoaine-elementtien lukumäärästä ja TK-putkilevyn noususta. Samanaikaisesti itse reaktori pysyi samoissa mitoissa [6] .

RBMK-3600 oli vain konseptisuunnittelu [10] , sen suunnitteluominaisuuksista tiedetään vain vähän. Todennäköisesti ongelma ominaistehon lisäämisestä siinä ratkaistu, kuten RBMK-1500:ssa, tehostamalla lämmönpoistoa muuttamatta sen RBMK-2000-pohjan rakennetta - ja siten lisäämättä ydintä.

RBMKP-2400, RBMKP-4800

RBMKP-2400 ja RBMKP-4800 reaktoriprojekteissa aktiivinen vyöhyke ei näytä sylinteriltä, ​​vaan suorakaiteen muotoiselta suuntaissärmiältä. 450 °C:n höyryn lämpötilan saavuttamiseksi reaktorit on varustettu tulistuskanavilla ja polttoaine-elementtien verhoukset on valmistettu ruostumattomasta teräksestä. Jotta kanavaputket eivät absorboi liikaa neutroneja, ne voidaan jättää zirkaliksi (Zr + Sn), ja polttoainenipun ja kanavan seinämän väliin voidaan sijoittaa kyllästettyä höyryä sisältävä kotelo . Reaktorit on jaettu osiin sulkemaan yksittäisiä osia koko reaktorin sijaan [11] .

Tämäntyyppinen reaktori suunniteltiin asennettavaksi alkuperäisen suunnitelman mukaisesti Kostroman ydinvoimalaan [12] .

MKER (modernit projektit)

MKER-reaktorilaitosprojektit ovat RBMK-reaktorien sukupolven kehitystä. Ne ottavat huomioon uudet, tiukemmat turvallisuusvaatimukset ja poistavat aiempien tämän tyyppisten reaktorien tärkeimmät puutteet.

MKER -800:n ja MKER-1000 :n toiminta perustuu jäähdytysnesteen luonnolliseen kiertoon, jota tehostavat vesi-vesi-suuttimet. Suuren kokonsa ja tehonsa ansiosta MKER-1500 toimii pääkiertopumppujen kehittämällä jäähdytysnesteen pakkokierrolla. MKER-sarjan reaktorit on varustettu kaksinkertaisella suojarakennuksella : ensimmäinen on terästä, toinen on teräsbetoni ilman esijännitettyä rakennetta. MKER-1500:n suojarakennuksen halkaisija on 56 metriä (vastaa Bushehrin ydinvoimalan suojarakennuksen halkaisijaa ). Hyvästä neutronitasapainosta johtuen MKER-reaktorilaitoksilla on erittäin alhainen luonnonuraanin kulutus (MKER-1500:lla se on 16,7 g/ MWh (e)  - maailman alhaisin) [13] .

Odotettu hyötysuhde - 35,2%, käyttöikä 50 vuotta, rikastus 2,4%.

Edut

  • Polttoaineen vaihto ilman reaktorin sammuttamista kanavien riippumattomuuden vuoksi (erityisesti se lisää asennetun tehon käyttökerrointa );
  • Alennettu vedenpaine primääripiirissä verrattuna astiatyyppisiin VVER :iin ;
  • Kanavan suunnittelun ansiosta kalliita asuntoja ei ole;
  • Ei ole olemassa kalliita ja rakenteellisesti monimutkaisia ​​höyrygeneraattoreita ;
  • Ytimen koolle ja muodosta ei ole perustavanlaatuisia rajoituksia (se voi esimerkiksi olla suuntaissärmiön muodossa, kuten RBMKP-projekteissa);
  • Ohjaus- ja suojajärjestelmän (CPS) riippumaton piiri ;
  • Laajat mahdollisuudet ydinkomponenttien (esim. teknisten kanavien putkien) säännölliseen seurantaan ilman tarvetta sammuttaa reaktoria ja myös korkea huollettavuus;
  • Pieni "parasiittinen" neutronien absorptio ytimessä (grafiitti on pienempi neutronien absorboija kuin vesi), seurauksena - ydinpolttoaineen täydellisempi käyttö;
  • Helpommat (verrattuna alustyyppiin VVER ) kiertopiirin paineen alenemisesta johtuvat onnettomuudet sekä laitevioista aiheutuvat transientit;
  • Mahdollisuus muodostaa reaktorisydämen optimaaliset neutronifysikaaliset ominaisuudet (reaktiivisuuskertoimet) suunnitteluvaiheessa;
  • Merkittömät reaktiivisuuskertoimet jäähdytysnesteen tiheydelle (nykyaikainen RBMK);
  • Mahdollisuus tuottaa radionuklideja teknisiin ja lääketieteellisiin tarkoituksiin sekä erilaisten materiaalien säteilydoping;
  • Boorin säätelyn tarpeen puuttuminen (verrattuna suonen tyyppisiin VVER :iin) ;
  • Tasaisempi ja syvempi (verrattuna alustyyppisiin VVER -koneisiin ) ydinpolttoaineen palaminen;
  • Mahdollisuus käyttää reaktoria alhaisella ORM:lla - operatiivinen reaktiivisuusmarginaali (nykyaikaiset projektit, esimerkiksi Kurskin ydinvoimalan keskeneräinen viides voimayksikkö );
  • Halvempi polttoaine alhaisemman rikastuksen ansiosta, vaikka polttoaineen kuormitus on paljon suurempi (yleinen polttoainekierto käyttää VVER :n käytetyn polttoaineen jälleenkäsittelyä );
  • Kanava-kanavakohtainen jäähdytysnesteen virtausnopeuksien säätö kanavien läpi, mikä mahdollistaa ytimen lämpöluotettavuuden säätelyn;
  • Sydämen lämpöinertia, joka lisää merkittävästi varantoja ennen polttoainevaurioita mahdollisten onnettomuuksien aikana;
  • Reaktorin jäähdytyspiirin silmukoiden riippumattomuus (RBMK:ssa - 2 silmukkaa), mikä mahdollistaa onnettomuuksien paikallistamisen yhdessä piirissä.

Haitat

  • Suuri määrä putkistoja ja erilaisia ​​apualajärjestelmiä (esimerkiksi sulku- ja ohjausventtiilit) vaatii suuren määrän erittäin pätevää henkilöstöä (jos vertaamme Kaliniinin ydinvoimalaa (VVER) Kurskiin , käy ilmi, että 900 ihmistä lisää Kursk, ja sähköä tuotettiin vähemmän [14] );
  • Tarve säätää virtausnopeuksia kanavakohtaisesti, mikä voi johtaa onnettomuuksiin, jotka liittyvät jäähdytysnesteen virtauksen katkeamiseen kanavan läpi;
  • Virhe[ mitä? ] hidastusmoduulien suunnittelu (grafiittilohkot);
  • Riittämätön lämmönluovutusohjausjärjestelmä reaktorikerroksissa (oikea menetelmä lämmönluovutuskentän kaarevuuden ohjaamiseksi kerroksittain ilmestyi vuonna 1995 - CPS-ohjausryhmän (lämmönvapautuksen ohjaus) täyspitkien sauvojen käyttöönotto ilman päädyn syrjäyttäjää) ;
  • Riittämätön neutronivuon ohjausjärjestelmä (normaalit SOI-instrumentit olivat jo epäluotettavia, mutta kukaan ei ottanut huomioon Kurchatov-instituutin ehdottamaa ohjausjärjestelmää - vähän myöhemmin sillä oli vakava rooli useiden standardia käyttävien reaktorien käynnistysjärjestelmän järjestämisessä polttoaine);
  • Yksipiirisessä järjestelmässä laite toimii säteilyolosuhteissa, mikä vaikeuttaa sen suoraa käyttöä ihmisille, ja pienessäkin onnettomuudessa se toimii radioaktiivisen saastumisen lähteenä [15] ;
  • Henkilöstön suurempi vuotuinen altistuminen VVER-tyyppisiin reaktoreihin verrattuna [16] [17] [18] ;
  • A3R:n suuresta koosta ja RBMK:n metallinkulutuksesta johtuen suurempi määrä aktivoituja rakennemateriaaleja, jotka jäävät käytöstä poistamisen jälkeen ja vaativat hävittämistä [19] [20] [21] [22] [23] [24] ;
  • Grafiitin loppusijoitustekniikan puute käytöstäpoiston aikana, 14 C :n puoliintumisaika on 5730 vuotta. Tämä on erittäin aktiivista pitkäikäistä radioaktiivista jätettä, ja se voidaan varastoida (haudata) vain syviin geologisiin muodostumiin. Tällä hetkellä ei ole olemassa tehokasta mekanismia, jolla tähän voitaisiin kerätä riittävästi varoja (Leningradin ydinvoimalan neljän voimayksikön osalta tämä voi olla jopa 7 miljardia euroa) [25] .
  • Teknologia RBMK-1000-reaktoreista peräisin olevan SNF:n jälleenkäsittelyyn ei ole taloudellisesti kannattavaa [25]

Hyödyntämiskäytäntö

Yhteensä otettiin käyttöön 17 RBMK:lla varustettua voimayksikköä. Toisen sukupolven sarjalohkojen takaisinmaksuaika oli 4-5 vuotta.

IAEA :n PRIS-tietokannan mukaan kaikkien toimivien voimalaitosten kumulatiivinen kapasiteettikerroin on RBMK:n osalta 69,71 %; VVER :lle  - 71,54 % (Venäjän federaation tiedot yksikön käyttöönoton alusta vuoteen 2008; vain toimivat yksiköt otetaan huomioon).

Grafiitin turvotus

Vuonna 2011 Leningradin ydinvoimalaitoksen ensimmäisen voimayksikön reaktorin tilan seuraava tutkimus paljasti grafiittipinon ennenaikaisen vääntymisen, joka aiheutui grafiitin säteilyturpoamisesta ja sen myöhemmästä halkeilusta [26] . Vuonna 2012, 37. käyttövuonna, reaktori suljettiin piippusiirtymän raja-arvojen saavuttamisen vuoksi. 1,5 vuodessa löydettiin teknologisia ratkaisuja, jotka mahdollistivat muurauksen muodonmuutoksen vähentämisen leikkaamalla grafiittia, kompensoiden turpoamista ja muodonmuutoksia [27] .

Vuonna 2013 reaktori käynnistettiin uudelleen, mutta vikojen kertymisen lisääntyminen vaati lähes vuosittaista työtä muurauksen korjaamiseksi. Siitä huolimatta reaktori pystyttiin pitämään toiminnassa suunnitellun käyttöiän loppuun saakka vuonna 2018 [28] . Jo vuonna 2013 vastaava työ oli aloitettava Kurskin ydinvoimalaitoksen toisella voimalaitoksella , vuonna 2014 - Leningradin ydinvoimalaitoksen toisella voimalaitoksella, vuonna 2015 - Kurskin ydinvoimalaitoksen ensimmäisellä voimalaitoksella.

Suuronnettomuudet voimayksiköissä RBMK:n kanssa

Vakavimmat onnettomuudet ydinvoimalaitoksilla RBMK-reaktoreilla:

  • 1975 - onnettomuus , jossa yksi kanava murtui Leningradin ydinvoimalaitoksen ensimmäisessä yksikössä ja radioaktiivisten aineiden vapautuminen ympäristöön;
  • 1982 - yhden kanavan rikkoutuminen Tshernobylin ydinvoimalan ensimmäisessä lohkossa;
  • 1986 - vakava onnettomuus , jossa Tšernobylin ydinvoimalan neljännen lohkon kanavat murtuivat massiivisesti ja ydin tuhoutui, mikä johti suuren alueen radioaktiiviseen saastumiseen;
  • 1991 - tulipalo Tšernobylin ydinvoimalan toisen lohkon konehuoneessa (onnettomuus liittyy ensisijaisesti turbogeneraattorin hätätilanteeseen);
  • 1992 - yhden kanavan rikkoutuminen Leningradin ydinvoimalan kolmannessa yksikössä.

Monet asiantuntijat pitävät vuoden 1975 LNPP-onnettomuutta vuoden 1986 Tšernobylin onnettomuuden edelläkävijänä [29] .

Vuoden 1982 onnettomuus liittyi pääsuunnittelijan sisäisen analyysin (NIKIET) mukaan operatiivisen henkilöstön toimintaan, joka rikkoi törkeästi teknisiä määräyksiä [30] .

Vuoden 1986 onnettomuuden syyt olivat ja ovat edelleen kiivasta keskustelun kohteena. Eri tutkijaryhmät tekivät erilaisia ​​johtopäätöksiä onnettomuuden syistä. Neuvostoliiton virallinen hallituksen komissio nimesi pääsyyksi teknisiä määräyksiä rikkoneen henkilöstön toimiin . Tämän näkemyksen jakaa myös pääsuunnittelija NIKIET. Neuvostoliiton Gosatomnadzorin komissio tuli siihen tulokseen, että onnettomuuden pääasiallinen syy oli reaktorin epätyydyttävä rakenne . Ottaen huomioon Neuvostoliiton Gosatomnadzorin raportin IAEA korjasi johtopäätöksensä onnettomuudesta. Vuonna 1986 tapahtuneen onnettomuuden jälkeen tehtiin paljon tieteellistä ja teknistä työtä reaktorin turvallisuuden ja sen ohjauksen modernisoimiseksi.

Vuonna 1991 Tšernobylin ydinvoimalaitoksen toisen yksikön konehuoneessa sattunut onnettomuus johtui reaktorilaitoksesta riippumattomista laitevioista. Onnettomuuden aikana konehuoneen katto romahti tulipalon seurauksena. Tulipalon ja katon romahtamisen seurauksena reaktorin vesisyöttöputket vaurioituivat ja höyrynpoistoventtiili BRU-B tukkeutui auki-asennossa. Onnettomuutta seuranneista lukuisista järjestelmien ja laitteiden vioista huolimatta reaktori osoitti hyviä itsesuojausominaisuuksia (johtuen operatiivisen henkilöstön oikea-aikaisista toimista CMPC:n täydentämisessä hätätilanteen mukaan), mikä esti polttoaineen kuumenemisen ja vaurioitumisen. .

Yhden kanavan repeämä Leningradin ydinvoimalaitoksen kolmannella yksiköllä vuonna 1992 johtui venttiilivirheestä.

Tilanne vuodesta 2022

Vuodesta 2022 lähtien kolmella ydinvoimalaitoksella on käytössä 8 RBMK-voimalaitosta: Leningradissa , Kurskissa ja Smolenskissa . Kaksi LNPP:n yksikköä ja yksi KuNPP:n yksikkö oli määrä sulkea resurssien ehtymisen vuoksi. Poliittisista syistä (Liettuan velvoitteiden mukaisesti Euroopan unionia kohtaan) kaksi Ignalinan ydinvoimalan voimalaitosyksikköä suljettiin . Samoin pysäytti kolme voimayksikköä (nro 1, 2, 3) Tšernobylin ydinvoimalassa [31] ; toinen Tšernobylin ydinvoimalan lohko (nro 4) tuhoutui onnettomuuden seurauksena 26. huhtikuuta 1986.

Uusien keskeneräisten RBMK-yksiköiden rakentamista Venäjälle ei ole tällä hetkellä suunnitteilla. Esimerkiksi päätettiin rakentaa keskusydinvoimala VVER-1200 : lla [32] Kostroman ydinvoimalaitoksen paikalle, jonne RBMK alun perin suunniteltiin asentaa. Päätettiin myös olla saamatta päätökseen Kurskin ydinvoimalaitoksen 5. voimayksikön rakentamista huolimatta siitä, että sillä oli jo korkea valmiusaste - reaktoripajan laitteet asennettiin 70 prosentilla, RBMK:n päälaitteistosta. reaktori - 95 %, turbiinitehdas - 90 % [33] .

Tehoyksikkö [34] Reaktorin tyyppi Osavaltio Teho
(MW)
Tšernobyl-1 RBMK-1000 lopetettiin vuonna 1996 1000
Tšernobyl-2 RBMK-1000 lopetettiin vuonna 1991 1000
Tšernobyl-3 RBMK-1000 lopetti vuonna 2000 1000
Tšernobyl-4 RBMK-1000 tuhoutui vahingossa vuonna 1986 1000
Tšernobyl-5 RBMK-1000 rakentaminen lopetettiin vuonna 1987 1000
Tšernobyl-6 RBMK-1000 rakentaminen lopetettiin vuonna 1987 1000
Ignalina-1 RBMK-1500 lopetti vuonna 2004 1300
Ignalina-2 RBMK-1500 lopetti vuonna 2009 1300
Ignalina-3 RBMK-1500 rakentaminen lopetettiin vuonna 1988 1500
Ignalina-4 RBMK-1500 projekti peruttiin vuonna 1988 1500
Kostroma-1 RBMK-1500 rakentaminen lopetettiin vuonna 1990 1500
Kostroma-2 RBMK-1500 rakentaminen lopetettiin vuonna 1990 1500
Kursk-1 RBMK-1000 lopetettiin vuonna 2021 1000
Kursk-2 RBMK-1000 aktiivinen (poistetaan 31.1.2024) 1000
Kursk-3 RBMK-1000 aktiivinen (poistetaan 27.12.2028) 1000
Kursk-4 RBMK-1000 aktiivinen (poistetaan 21.12.2030) 1000
Kursk-5 RBMK-1000 rakentaminen lopetettiin vuonna 2012 1000
Kursk-6 RBMK-1000 rakentaminen lopetettiin vuonna 1993 1000
Leningrad-1 RBMK-1000 lopetettiin vuonna 2018 [35] 1000
Leningrad-2 RBMK-1000 lopetettiin vuonna 2020 [36] 1000
Leningrad-3 RBMK-1000 aktiivinen (lopellaan vuonna 2025) 1000
Leningrad-4 RBMK-1000 aktiivinen (lopellaan vuonna 2025) 1000
Smolensk-1 RBMK-1000 aktiivinen (lopellaan vuonna 2027) 1000
Smolensk-2 RBMK-1000 aktiivinen (lopellaan vuonna 2030) 1000
Smolensk-3 RBMK-1000 aktiivinen (lopellaan vuonna 2035) 1000
Smolensk-4 RBMK-1000 rakentaminen lopetettiin vuonna 1993 1000

Luettelo lyhenteistä, RBMK-terminologia [37]

  • ATS - reservin automaattinen syöttö
  • AZ - aktiivinen vyöhyke
  • AZ-5 - hätäsuojaus 5 (hätäsuojausjärjestelmä asennettuna voimayksiköihin, joissa on RBMK-reaktorit)
  • AZ-1 - hätäsuoja 1 (reaktorin tehon alentaminen 60 prosenttiin nimellistehosta)
  • AZ-2 - hätäsuoja 2 (reaktorin tehon vähennys 50 prosenttiin nimellistehosta)
  • AZM - hätäsuojaus (signaali) yliteholle
  • AZRT - reaktorilaitoksen hätäsuojaus teknisten parametrien mukaan (järjestelmä)
  • Täyttöasema - hätäsuojaus (hälytys) korkealle lämpötilalle
  • AZSP - hätäsuojaus tehonsiirtonopeuden hätälisäämiseen aloitusalueella
  • AZSR - hätänopeussuoja reaktorin käyttötehoalueella
  • APCS - automatisoitu prosessinohjausjärjestelmä
  • AIS - automaattinen mittausjärjestelmä
  • APN - hätäsyöttöpumppu
  • AR - automaattinen säädin
  • ASKRO - automatisoitu järjestelmä säteilytilanteen seurantaan
  • Ydinvoimala - ydinvoimala
  • BAZ - nopea hätäsuojaus
  • BMKR - nopea reaktiivisuuden tehokerroin
  • BB - allas- kuplituslaite
  • NIK - sivuionisaatiokammio
  • BOU - lohkosuolanpoistolaitos
  • BRU-A - nopea alennuslaite , joka laskee ilmakehään
  • BRU-B - nopea paineenalennuslaite, joka tyhjennetään kuplituslaitteeseen
  • BRU-D - nopea alennuslaite, joka tyhjentää ilmanpoistoon
  • BRU-K - nopea alennuslaite, joka purkaa turbiinin lauhduttimeen
  • BS - erotinrumpu
  • BSM - nopea tehon vähennys
  • Päävalvomo - lohkoohjauspaneeli
  • BSHU-N - BSHU (ei käytössä)
  • MCR-O - MCR (toiminnallinen)
  • BPU - lohkoohjauspaneeli (tätä sanamuotoa käytetään yhdessä päävalvomon kanssa)
  • BPW - syöttövesisäiliö
  • VZD - vyöhykkeen sisäinen anturi
  • VK - ylärajakytkin
  • VRD-R - reaktorin sisäinen anturi (energian vapautumisen ohjaus) radiaalinen
  • VRD-V - korkean korkeuden reaktorin sisäinen anturi (energian vapautumisen ohjaus)
  • VSRO - reaktoriosaston apujärjestelmät
  • VIK - korkean korkeuden ionisaatiokammio
  • VIUB (SIUB) - johtava (vanhempi) yksikön ohjausinsinööri
  • VIUR (SIUR) - johtava (vanhempi) reaktorin ohjausinsinööri
  • VIUT (SIUT) - johtava (vanhempi) turbiinin ohjausinsinööri
  • GPK - päävaroventtiili
  • MCC - pääkiertopiiri
  • MCP - pääkiertovesipumppu
  • DKE (p), (v) - energian vapautumisen ohjausanturi (radiaalinen), (korkeus)
  • DP - lisävaimennin
  • DREG - parametrien diagnostinen rekisteröinti
  • DRK - kaasuläppäventtiili
  • DE - ilmanpoistohylly
  • LRW - nestemäinen radioaktiivinen jäte
  • ZRK - sulku- ja ohjausventtiili
  • IPU - impulssiturvalaite
  • ISS - informaation mittausjärjestelmä
  • KGO - verhouksen tiiviyden valvonta ( polttoainesauvat )
  • KD - jakokammio
  • KIUM - asennetun kapasiteetin käyttöaste
  • KMPTS - moninkertainen pakkokiertopiiri
  • KN - lauhdepumppu
  • SOI - neutronien mittauskanava
  • KOO - heijastimen jäähdytyskanava
  • KPR - peruskorjaus
  • KRO - klusterin ohjausventtiili
  • KUS - sauvan ohjausavain
  • KCTK - teknisten kanavien (järjestelmän) eheyden valvonta
  • LAZ - paikallinen hätäsuojaus
  • LAR - paikallinen automaattinen säädin
  • IAEA - Kansainvälinen atomienergiajärjestö
  • MZR - suurin reaktiivisuusmarginaali
  • MPA - suurin suunnitteluperusteinen onnettomuus
  • MTK - teknisten kanavien muistonäyttö
  • MFK - fyysinen vähimmäistehotaso
  • MEKR - suurin tehollinen kerroin
  • NVK - alempi vesiliikenne
  • NK - paineenkeräin
  • NSB - yksikön työvuoron valvoja
  • NSS - asemavuoron valvoja
  • NPC - neutroniset ominaisuudet
  • ORM - operatiivinen reaktiivisuusmarginaali (ehdolliset "sauvat")
  • OK - takaiskuventtiili
  • OPB - "Yleiset turvallisuusmääräykset"
  • NSA - " Ydinturvallisuussäännöt "
  • HPH - korkeapainelämmitin
  • PVK - höyry-vesiviestintä
  • PKD - höyrynpaineen kompensaattori
  • PK-AZ - ylikompensointitankojen ryhmän toimintatila
  • PN - syöttöpumppu
  • PPB - tiukka-vahva nyrkkeily
  • PPR - suunniteltu ennaltaehkäisevä huolto
  • PRIZMA - ohjelma laitteen tehon mittaamiseen
  • PSU - passiivinen sprinklerilaite
  • PEN - sähköinen syöttöpumppu
  • RBMK - suuritehoinen kanavareaktori (kiehuva vesi)
  • RA, RB - renkaiden osa 6 kV turbogeneraattorin luokkien A, B päävirtalähteen aputarpeisiin
  • RHA, RNB - 6kV virtakiskojen osa turbogeneraattorin luokkien A, B luotettavan virransyötön aputarpeisiin
  • РВ - turbiinin varaherätys
  • RGK - jakeluryhmän jakotukki
  • RZM - purku- ja lastauskone
  • RZK - purku- ja lastauskompleksi
  • RK CPS - ohjaus- ja suojajärjestelmän työkanava
  • RP - reaktoritila
  • PP - manuaalinen ohjaus
  • RU - reaktorilaitos
  • SAOR - reaktorin hätäjäähdytysjärjestelmä
  • SB - turvajärjestelmät
  • SVP - palava vaimennustanko
  • SHS - hermeettinen aitajärjestelmä
  • SDIVT - Senior Duty Computer Engineer
  • ALS - onnettomuuspaikannusjärjestelmä
  • SP - vaimennustanko
  • SPIR - tyhjennys- ja jäähdytysjärjestelmä
  • PHRS - passiivinen lämmönpoistojärjestelmä
  • SRK - pysäytys- ja ohjausventtiili
  • STK - prosessinohjausjärjestelmä
  • CPS - ohjaus- ja suojajärjestelmä
  • SFKRE - sähkönjakelun fyysisen ohjauksen järjestelmä
  • STsK "Skala" - keskitetty ohjausjärjestelmä (SKALA - Leningradin ydinvoimalan laitteiston ohjausjärjestelmä)
  • TVS - polttoainenippu
  • TVEL - polttoaine-elementti
  • TG - turbogeneraattori
  • TC - tekninen kanava
  • TN - jäähdytysneste
  • UZSP - suojavahvistin aloitusalueen nopeudelle
  • USP - lyhennetty vaimennustanko (manuaalinen)
  • UTC - koulutuskeskus
  • NF - ydinpolttoaine
  • NFC - ydinpolttoainekierto
  • Ydinvoimala - ydinvoimala
  • AZMM - hätäsuojaus (signaali) SFKRE:n ylityksestä

Muistiinpanot

  1. ↑ NIKIETin saavutukset (pääsemätön linkki) . JSC "N.A. Dollezhalin mukaan nimetyt Lenin NIKIETin käskyt". - Virallinen sivusto. Haettu 17. maaliskuuta 2010. Arkistoitu alkuperäisestä 12. kesäkuuta 2010. 
  2. ↑ Neuvostoliiton ja Venäjän ydinvoimateollisuuden historia. Ongelma. 3. RBMK:n historia. Ed. Sidorenko V. A. - M .: IzdAT, 2003. . Elektroninen kirjasto "History of Rosatom" - [1] Arkistokopio päivätty 21. tammikuuta 2021 Wayback Machinessa
  3. ↑ Nuclear.Ru. Y. Cherkashov: On äänetön päätös pysäyttää RBMK-reitti (pääsemätön linkki) . Konferenssit / Arkisto / "Conduit Reactors: ongelmat ja ratkaisut". Media konferenssista . FSUE "NIKIET nimetty N.A. Dollezhalin mukaan" (01.11.2004). Käyttöpäivä: 27. maaliskuuta 2009. Arkistoitu alkuperäisestä 19. joulukuuta 2007. 
  4. ↑ Riippuu muutoksesta.
  5. ↑ "IAEA:lle laaditut tiedot Tšernobylin ydinvoimalaitoksen onnettomuudesta ja sen seurauksista". Arkistoitu 27. elokuuta 2010 julkaisuun Wayback Machine Atomic Energy Journal , vol. 61, no. 5 marraskuuta 1986
  6. ↑ 1 2 3 Dollezhal N. A., Emelyanov I. Ya. Kanavan ydinvoimareaktori. - M.: Atomizdat, 1980.
  7. ↑ V. F. Ukraintsev , Reaktiivisuusvaikutukset voimareaktoreissa. Oppikirja, Obninsk, 2000 . Haettu 17. maaliskuuta 2010. Arkistoitu alkuperäisestä 18. tammikuuta 2012.
  8. ↑ RBMK-1500 FA-vahvistimet tulee erottaa jokaiseen FA:hen 10 kpl asennetuista välilevyistä. , jotka sisältävät myös turbulaattoreita.
  9. ↑ Nigmatulin I.N., Nigmatulin B.I. , Ydinvoimalaitokset. Oppikirja yliopistoille. Moskova: Energoatomizdat, 1986.
  10. ↑ Ydinvoimalaitokset: Artikkelikokoelma. Ongelma. 8, Energoatomizdat, 1985.
  11. ↑ 5.5 Rbmkp-2400-reaktorin projekti . StudFiles. Haettu 8. maaliskuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 13. tammikuuta 2019.
  12. ↑ Dollezhal N.A. Ihmisen luoman maailman alkuperä: Suunnittelijan muistiinpanot - M .: Knowledge, 1989 - Akateemikon tribüüni - 256s.
  13. ↑ MKER-1500-reaktorin kuvaus . Haettu 22. huhtikuuta 2006. Arkistoitu alkuperäisestä 22. huhtikuuta 2009.
  14. ↑ Vuosikertomus 2017 . rosenergoatom.ru (24.04.2018). Haettu 12. elokuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 12. elokuuta 2018.
  15. ↑ Radioaktiivisen höyryn vapautuminen Leningradin ydinvoimalassa vuonna 2015 Arkistokopio 24. elokuuta 2017 Wayback Machinessa .
  16. ↑ Vuosikertomus 2017, s. 138 . rosenergoatom.ru (24.04.2018). Haettu 12. elokuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 12. elokuuta 2018.
  17. ↑ Henkivaarat ydinvoimalaitoksilla työskennellessä, s. 12 . Kazatomprom. Haettu 19. heinäkuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 20. heinäkuuta 2018.
  18. ↑ Boris Bezrukov, Olga Bezrukova, Vadim Glasunov. TYÖHYVÄN ALTISTUMISEN DYNAMIIKKA ERI VENÄJÄLLISISSÄ YDINVOIMALAITOSSA  : [ eng. ]  / Työperäisen altistuksen tietojärjestelmä (ISOE). - 2008. - 7 s.
  19. ↑ O. E. Muratov, M. N. Tikhonov . Ydinvoimalan käytöstä poistaminen: ongelmat ja ratkaisut Arkistoitu 20. tammikuuta 2022 Wayback Machinessa .
  20. ↑ ATOMITIETEEN JA TEKNOLOGIAN KYSYMYKSIÄ, 2007, nro 2. Sarja: Thermonuclear fusion, s. 10-17.
  21. ↑ Kokoelma XII kansainvälisen nuorisotieteellisen konferenssin tiivistelmiä "Polar Lights 2009. Nuclear Future: Technology, Safety and Ecology", Pietari, 29. tammikuuta - 31. tammikuuta 2009, s. 49-52.
  22. ↑ ATOMITIETEEN JA TEKNOLOGIAN KYSYMYKSIÄ, 2005, nro 3. Sarja: Säteilyvaurioiden fysiikka ja säteilymateriaalitiede (86), s. 179-181.
  23. ↑ ATOMITIETEEN JA TEKNOLOGIAN KYSYMYKSIÄ, 2002, nro 6. Sarja: Säteilyvaurioiden fysiikka ja säteilymateriaalitiede (82), s. 19-28.
  24. ↑ Yliopistouutisia. Nuclear Energy, 2007, nro 1, s. 23-32.
  25. ↑ 1 2 Oleg Bodrov, Daria Matveenkova, Andrey Talevlin, Kersti Album, Fedor Maryasov, Juri Ivanov. Venäjän ydinvoimaloiden käytöstäpoisto, SNF- ja RW-hallinta vuonna 2016, s. 14 . Haettu 14. heinäkuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 14. heinäkuuta 2018.
  26. ↑ Grafiittimuurauksen entisöinti Leningradin ydinvoimalassa . Haettu 21. joulukuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 14. marraskuuta 2017.
  27. ↑ RBMK-1000 RU:N KZH-GK-JÄRJESTELMÄN RAJOITUSTEN PALAUTTAMINEN ROBOTIKOMPLEKSIN AVULLA. Arkistoitu kopio 22. joulukuuta 2018 Wayback Machinessa . Yhdennentoista kansainvälisen tieteellisen ja teknisen konferenssin "YDINENERGIAN TURVALLISUUS, TEHOKKUUS JA TALOUS" TÄYSISTUNTO JA JAKSORAPORTOINTI. S. 121.
  28. ↑ ENNUSTUSLASKMAT RBMK:N GRAFIITTIKAKENTEEN MUODOALLISESTA MUUTOKSISTA GRAD-OHJELMAN OSALTA. Arkistokopio päivätty 22. joulukuuta 2018 Wayback Machinessa . Yhdennentoista kansainvälisen tieteellisen ja teknisen konferenssin "YDINENERGIAN TURVALLISUUS, TEHOKKUUS JA TALOUS" TÄYSISTUNTO JA JAKSORAPORTOINTI. S. 146.
  29. ↑ Liite I: Neuvostoliiton valtion teollisuuden ja ydinenergian työturvallisuuden valvontakomitean raportti (N. A. Steinberg, V. A. Petrov, M. I. Miroshnichenko, A. G. Kuznetsov, A. D. Zhuravlev, Yu. E. Bagdasarov) // Tšernobylin onnettomuus: lisäys INSAG-1:een INSAG-7. Ydinturvallisuutta käsittelevän kansainvälisen neuvoa-antavan ryhmän raportti . - Wien: IAEA , 1993. - S. 59. - 146 s. — (Turvallisuussarja nro 75-INSAG-7). — ISBN 92-0-400593-9 .
  30. ↑ Abramov M. A., Avdeev V. I., Adamov E. O. et al. Cherkashov Yu. M. Channel -ydinvoimareaktorin RBMK:n päätoimituksessa. - M.: GUP NIKIET, 2006.
  31. ↑ Muistio keskinäisestä yhteisymmärryksestä Ukrainan ritarikunnan ja Ukrainan "Suuri Symkan" ritarikunnan ja Euroopan Spivtovaristvan komission välillä Tšornobylin AES:n  (ukrainalainen) sulkemiseksi (20. joulukuuta 1995). Haettu 17. maaliskuuta 2013. Arkistoitu alkuperäisestä 5. maaliskuuta 2016.
  32. ↑ Keskusydinvoimalaitos Arkistoitu 27. maaliskuuta 2011 Wayback Machinessa . - 04.02.2011
  33. ↑ Kurskin ydinvoimalan yksikkö 5: TO BE or NOT TO BE ... Arkistokopio päivätty 19. tammikuuta 2012 Wayback Machinessa  - 22.01.2007
  34. ↑ * Tšernobyl 1 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinen kautta  , Chernobyl 2 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinen  kautta , Tšernobyl 3 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinen kautta , Tšernobyl 4 Arkistoitu1 4. kesäkuuta Chernobyl Machine1 , Chernobyl0back1 5 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa , Chernobyl 6 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 . (Englanti)         Wayback Machinessa  , Ignalina 3 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa  
  35. Kursk 1 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa  , Kursk 2 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa  , Kursk 3 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa , Kursk 4 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa , Kursk 5 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa , Kursk 6 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa        
  36. Leningrad 1 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa  , Leningrad 2 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa  , Leningrad 3 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa , Leningrad 4 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa    
  37. Smolensk 1 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa  , Smolensk 2 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa  , Smolensk 3 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa , Smolensk 4 Arkistoitu 4. kesäkuuta 2011 Wayback Machinessa    
  38. Tietoja OJSC "Concern Energoatomin" haarasta "Kostroma NPP"  (pääsemätön linkki) (Kostroma-1 ja 2).
  39. Taulukko 31. Tekniikka ja neuvostoenergian saatavuus - marraskuu 1981 - NTIS-tilaus #PB82-133455 Arkistoitu 24. syyskuuta 2015 Wayback Machinessa (Ignalina-4:n kautta). (Englanti)
  40. ↑ Asemat ja projektit (pääsemätön linkki) . www.rosenergoatom.ru Haettu 22. joulukuuta 2018. Arkistoitu alkuperäisestä 22. joulukuuta 2018. 
  41. ↑ "Rosatom" pysäytti toisen voimayksikön Leningradin ydinvoimalassa . RIA Novosti (20201110T1050). Haettu 10. marraskuuta 2020. Arkistoitu alkuperäisestä 10. marraskuuta 2020.
  42. ↑ lyhenteet%2C RBMK terminologia. A3, tehon muutosnopeuden mukaan AR High Power Channel Reactor (RBMK) . Haettu 26. toukokuuta 2022. Arkistoitu alkuperäisestä 7. marraskuuta 2021.

Kirjallisuus

  • Levin VE Ydinfysiikka ja ydinreaktorit. 4. painos - M.: Atomizdat , 1979.
  • Abramov M. A., Avdeev V. I., Adamov E. O. et ai. Yleistoimituksena Yu. M. Cherkashov Kanavan ydinvoimareaktori RBMK. - M.: GUP NIKIET, 2006. 632 s.
  • Dollezhal N. A., Emelyanov I. Ya. Kanavan ydinvoimareaktori. - M.: Atomizdat , 1980.
  • Emelyanov I. Ya., Mikhan V. I., Solonin V. I., toim. toim. akad. Dollezhala N. A. Ydinreaktorien suunnittelu. - M.: Energoatomizdat , 1982.

Linkit

 Neuvostoliiton ja Venäjän ydinreaktorit
Tutkimus
historiallinen
Toiminnassa
Rakenteilla
Teollinen
ja kaksikäyttöinen		 Majakka A-1 AB(-1;-2;-3) AI OK-180 OK-190 OK-190M "Ruslan" LF-2 ("Ljudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) GCC HELVETTI ADE (-1,-2)
Energiaa
VVER ( lista )
RBMK ( lista )
BN
Kuljetettava
muu
Kuljetus Sukellusveneet Vesi-vesi VM-A VM-4 KLO 5 OK-650 nestemäinen metalli RM-1 BM-40A (OK-550) pinta-aluksia OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Ilmailu Tu-95LAL Tu-119 ‡ Avaruus Kamomilla Pyökki Topaasi Jenisei
§ — reaktoreita on rakenteilla, ‡ — olemassa vain projektina
  1. ↑ Krimin niemimaan alueella , jonka liittyminen Venäjään ei saanut kansainvälistä tunnustusta