壓力管式石墨慢化沸水反應爐

壓力管式石墨慢化沸水反應爐並且國際社會上有關於關閉剩餘那些反應堆的要求。RBMK反應堆是蘇聯核能專案的最高峰，其為一種基於蘇聯的石墨慢化軍事級鈽生產反應堆的水冷反應堆。其中的第一臺機型，奧布寧斯克核電站的AM-1可以產生5百萬瓦(MW)電能，並在1954至1959年間為奧布寧斯克供應電力。由於其使用輕水作冷卻劑、石墨做減速劑，所以可以使用天然鈾作為燃料，不需要透過分離同位素來獲取濃縮鈾和重水，因此大大降低了建設和維護的難度，也就降低了成本，同時還能提供很高的功率，例如立陶宛的伊格納利納核電站中，每臺機組可發電1500百萬瓦(MW)，無論在當時還是現今都已是很大的功率。反應堆的設計和執行.透過使用真空隔離的石墨作為減速劑和用天然鈾作為燃料，RBMK的執行成本只有同功率的重水反應爐的四分之一，然而RBMK的設計上就存在很多安全隱患，比如在控制棒尖端附著了石墨，由此導致其空泡係數偏高並且在低功率下不穩定。這些隱患最終導致了切爾諾貝利核事故的發生。RBMK的設計是典型的50年代蘇聯模式，也是一些第二代反應堆的共性，就是更偏重於建設簡單而不注重冗餘性。RBMK的設計使得如果操作員違規操作，反應堆將會進入一個極為不穩定的危險狀態。故後，世界上許多國家要求關閉這些反應堆，但是不少原蘇聯的成員國的電力供應十分依賴這些反應堆，比如切爾諾貝利的反應堆直到2000年才關閉。反應堆的容器、減速劑、保護外牆.反應堆坑由鋼筋混凝土製成，外形大小21.6×21.6×25.5米，是一個圓柱體，上下置有金屬板，內部則放置反應堆容器。容器中則有石墨堆，並填充氦氮混合氣體，以提供一個惰性環境並幫助將石墨上的熱量帶到冷卻管中。減速劑塊由核能級石墨製成，大小250×250×500毫米。其縱向方位有直徑114毫米的孔以便燃料棒和控制棒插入。這些石墨塊則放置在一個14米直徑、8米高的圓柱形反應堆容器中。這些石墨最高能承受730°C。反應堆容器是一個圓柱形鋼鐵，外徑14.52米，厚16毫米，高9.75米，並有伸縮縫以對抗各方向上的熱膨脹/收縮應力。減速劑放在一個圓柱形的，內徑16米，外徑19米的中空水槽。水槽壁厚30毫米，內部分為16個垂直單元。水從單元底部泵入並從頂部流出。這些水亦可被用於緊急冷卻反應堆。水槽有熱電藕器來監視水溫和離子室以監控反應堆功率。水槽、沙層和反應堆坑中的混凝土亦被作為額外的生物防護層。反應堆頂部被“上層生物防護層”覆蓋，又被稱為“Schema E”，“Pyatachok”，在切爾諾貝利核事故後亦被稱為“Elena”。這是一個厚3米，直徑17米的圓柱體，並有立管鑽孔以供安裝燃料棒和控制棒。防護層上下以40毫米厚的鋼板覆蓋，並焊牢起來以防氦氣逸出，同時起到加強結構的功能。保護板與管道間的空隙用含大量束縛水的蛇紋岩填充。防護層由混凝土水箱上的16個滾軸支撐。防護層的結構提供了對控制棒、燃料棒、反應堆房的地板以及蒸汽管道的支撐。反應堆下部則有“下層生物防護層”，與上層的類似，但是隻有14.5米直徑和2米厚度。其同樣有穿孔以便壓力管透過、承載石墨堆和提供冷卻管道的入口。下層防護層下焊有兩塊成直角的兩塊鋼板，用於支撐防護層並將結構負荷傳遞到建築上。上層防護層之上有“上防護蓋”。其上表面即為反應堆房的地板。它是防護層的一部分，並用於隔離反應堆的熱量。其位於反應堆上方的中央部分有獨立的可移除的金屬-石墨棒。加壓管道.加壓燃料棒由焊死的鋯合金製成，內徑80毫米，壁厚4毫米，穿過石墨減速劑中央的通道。燃料棒上下端由不鏽鋼製成，並與鋯合金以碳-鐵-鋯合金過渡連線。加壓的管道由兩片交疊的20毫米厚的石墨支撐。其中一片直接接觸管道，與石墨堆有1.5毫米空隙，另一片直接接觸石墨堆並與管道有1.3毫米空隙。這種結構減輕了由於中子膨脹、熱膨脹與壓力管道的其他因素造成的負載轉移，並促進石墨堆中熱能的轉移。這些管道被焊接到反應堆外殼的底部與頂部的金屬盤上。據估計核心中約有5.5%的熱能以石墨熱能的形式存在，其中約80~85%由燃料冷卻通道經石墨圈帶走，剩下的熱能則由控制棒冷卻管道帶走。反應堆周圍的氣體輔助將這些熱能帶至周邊的冷卻管道，但是其自身沒有起到任何散熱效果。反應堆核心有1661個燃料通道和211個控制棒通道。燃料元件被掛在一個支架上，懸在燃料通道里，並用有一個密封栓。密封栓設計簡單以方便由機器人安裝和移除。燃料通道中除了燃料亦可以放置中子吸收劑，也可以空置放置冷卻水。加壓管道和石墨間的空隙使石墨對於損壞很易感。如果加壓管道變形了，會造成很大的負載並使其損壞，甚至可能影響周圍的管道。核燃料.燃料由二氧化鈾粉末組成, 與粘結劑燒結為直徑11.5毫米，長15毫米的桶狀。原料中可能含有二氧化銪作為可燃燒的中子毒物來降低新的和用了一部分的燃料的差別。為了減輕熱膨脹以及和外殼反應的問題，這些顆粒有半球形凹陷，中心還有一個2毫米直徑的孔。這個孔還有助於對氣態裂變產物的排出。其使用的濃縮鈾的濃縮等級為2%。燃料可以耐受2100°C的高溫。燃料棒由鋯合金(1%鈮)製成，外徑13.6毫米，厚度0.825毫米。燃料棒中充有壓強為0.5 MPa的氦氣並完全密封。保持環使得燃料呆在燃料棒中央並輔助散熱。燃料在豎直方向上由彈簧支撐。每支燃料棒中含有3.5公斤的燃料。燃料棒長3.64米，其中有效部分長3.4米。燃料棒可以耐受600°C高溫。燃料構件由兩組共18根燃料棒構成。這些燃料棒被擺放在中心的支撐棒周圍，由10個間隔36釐米的不鏽鋼隔板支撐。兩個子構件在其中心由一根圓柱體連線。反應堆執行時這一段無核燃料的區域降低了反應堆中心區域的中子流。燃料構件中鈾的總質量為114.7 kg。燃料的燃燒度為20 MW·d/kg。整個燃料構件總長10.025米，其中有效長度6.862米。除了常規的燃料構件，還有一些燃料構件在其中心安裝了儀器來探測中子流。這種情況下，燃料棒由一根15毫米外徑，2.5毫米厚的管子替代。與常規壓水/沸水反應堆不同的是，RBMK反應爐的燃料構件為圓柱型以適應加壓管道。遙控的再裝料機器安裝在一個龍門吊車上。燃料更換可以在不關閉反應爐的情況下進行，這是生產武器級鈽的一個重要因素，對民用來說，亦能提高反應堆的發電時間。當一根燃料棒需要更換時，機器會被放置在燃料管道上方並與之對接，然後平衡其內部壓力，拉出舊的燃料棒並換一根新的進去。用過的燃料棒被放置在冷卻池中。在標稱功率下，再裝料機器的執行能力是每天2根燃料構件，峰值為每天5根燃料構件。控制棒.反應堆的大多數控制棒都是從上方插入的，另外有24根短棒則是從下方插入以用來增加對核心縱向輸出分佈的控制。除了12根自動控制的控制棒，所有控制棒在末端都有4.5米長的石墨，並以1.25米長的嵌入物隔開以在石墨與碳化硼中子吸收劑間建立一個充滿水的部分。石墨部分。在切爾諾貝利事故後，其他RBMK反應堆的控制棒伺服器被更換以加速插入過程，讓控制棒插入更快的方法是僅使用一層水膜來冷卻控制棒的管道，這樣控制棒就可以在氣體中移動。將控制棒在用於手動控制和應急保障間進行分配是隨意的。控制棒可在反應堆執行時被重新分配至另一個系統而不會帶來任何技術或組織上的問題。另外當反應堆使用新的燃料時，固定的硼基中子吸收劑會被放入。在最初裝料後大約會放入240個吸收劑。這些吸收劑最後均會被拿走以增加燃燒度。反應堆的空泡係數由其中所裝填的物品決定。因此其可能從很低的值。通常操作下使用43~48根控制棒。氣體迴路.反應堆在氦–氮混合氣體中工作。氣體迴路由壓縮機、氣霧劑、碘過濾器、一氧化碳和二氧化碳的吸收劑、氨、一個用於在廢棄放射性氣體前使其衰變的罐子、一個用於去除固態衰變產物的空氣過濾器、一個氣體交換器，以及建築上方的標誌性煙囪。氣體由交換器底部以低速輸入，並從各氣體迴路經獨立的管道排出。排出氣體的溫度與溼度均受到監控，若有上升則意味著冷卻系統出現洩漏。冷卻迴路和蒸氣迴路.反應堆擁有兩條獨立的冷卻迴路，每條迴路有三個主迴圈泵和一個備用泵。冷卻水由下方的水管注入到公共壓力頭。在分離器頂部，兩個獨立的收集器分別從兩個分離器中收集蒸汽。之後蒸汽被混合並輸送至機房中的渦輪發電機。渦輪機由1個高壓轉子和4個低壓轉子組成。五個低壓分離預熱器則在蒸汽進入下一個渦輪前，以新產生的蒸汽對現有蒸汽重新加熱。最後未冷凝的蒸汽將進入冷凝器降溫至165°C，再由給水泵送至蒸汽分離器的出水口並與那裡的水混合。這些水由12條下水管注回冷凝泵，之後經一級冷凝泵送至化學除雜裝置，再由二級冷凝泵送入4具除氣裝置去除氣中溶解的氣體，之後再透過過濾器，最後注回主迴圈泵，再次回到反應堆。迴圈中有一個離子交換機來對冷卻水進行去離子化。除氣裝置同時也用作冷卻水的儲存裝置。主迴圈泵由6千伏電動馬達驅動，輸水能力為5500~12000立方米每小時。通常每臺泵提供的冷卻劑流量為8000立方米每小時，而當反應堆輸出功率降低到500百萬瓦(MW)以下時，這個值會降低到6000~7000立方米每小時。每個泵的出口有一個流量控制閥，出入口上都有一個安全閥。反應堆核心中每個加壓管道都有獨立的流量控制閥以調節反應堆核心的溫度分佈。每個管道都有一個球形流量計。平常反應堆核心冷卻劑流量為46000~48000立方米每小時。最高功率下的蒸汽量為5440~5600噸每小時。反應堆入水口的標稱水溫為265~270°C，出口處的溫度則為284°C，蒸汽分離器中壓強為6.9兆帕。壓強與進水溫決定了水在反應堆何處開始沸騰。反應堆設計使其對冷卻水水溫十分敏感，若是入水口溫度過高，水在反應堆低處就會沸騰，導致反應堆中幾乎沒有中子吸收劑，因此反應堆功率會上升，使得水溫升得更快，如此惡性迴圈最終導致了切爾諾貝利核事故。事故後，燃料構件中加入了中子吸收劑，以降低這種災害的可能性，但是這樣一來，鈾需要經過一些濃縮才能用於反應堆，因此提高了執行成本。若水溫太接近沸點，泵中會出現氣穴，使其工作變得不穩定，甚至會停止執行。冷卻水溫與蒸汽量有關。蒸汽經過一系列裝置後將以較低的溫度。當反應堆功率偏低的時候，入水水溫會高到危險的地步。水溫被控制在沸點之下以防止出現萊頓弗羅斯特現象。反應堆將在蒸汽分離器中水位過低或過高、蒸汽壓過大、給水流量過小，或者是任意一條迴路的主冷卻泵有2個失效的時候自行關閉。這些自動關閉設定可以被人工取消。蒸汽其中的水位、反應堆加壓管道中的蒸汽量、在反應堆中開始沸騰的位置、中子流強度、反應堆功率分佈以及冷卻水流量都需要小心控制。蒸汽其中的水位主要由冷卻水流量控制，同時除氣機槽可以用作蓄水池。反應堆與冷卻劑的容許升溫速率是10°C每小時，最大降溫速率是30°C。緊急堆芯冷卻系統.反應爐配備有緊急堆芯冷卻系統，直到柴油發電機開始正常工作。切爾諾貝利事故發生時，該系統正在進行測試。ECCS有三套系統，分別連線到冷卻系統的分配頭。冷卻系統出現故障時，ECCS第一子系統將對故障的迴圈提供100秒的冷卻能力，之後由另兩個子系統負責長期的冷卻工作。ECCS第一子系統由兩組蓄水池組成，每組6個，內含氮氣，內部壓強為10兆帕，經快速釋放閥與反應堆連線。每組可提供反應堆最大冷卻液流量的四分之一。還有一組電動水泵從除氣裝置中抽水。該子系統可由渦輪發電機轉子的慣性推動。ECCS第二子系統負責故障處理故障的冷卻迴圈，由3對電動水泵組成。它們從減壓槽中抽水到冷卻系統。這些水由熱交換器的進水管經電廠的冷卻用水冷卻。每對電動水泵均可提供反應堆最大冷卻液流量的四分之一。ECCS第三子系統負責協助處理剩下的正常的冷卻迴圈，由三個水泵組成。水泵從冷凝水貯藏箱取水，每個水泵可提供反應堆最大冷卻液流量的四分之一。ECCS系統的水泵由內部6千伏常備線驅動，該線路有備用的柴油發電機。一些需要不間斷供電的閥門還有備用電池。反應爐控制及管理系統.反應堆的功率分佈由在核心內外的離子室監測。物理核心功率分佈控制系統，改良了安全與故障遏制設計。MKER-1000的原型為庫爾斯克5號機組，但是否建造仍未確定。列寧格勒核電站計劃有MKER-800、MKER-1000和MKER-1500的建造。關閉.17座建造的RBMK反應堆中。在冊反應堆清單.服役狀態圖例：參考.