Меню
Вибір типу реактора
|
— із застосуванням реактора РБМК-1000; — із застосуванням газографітового реактора РК-1000; — із застосуванням реактора ВВЕР-1000. Згідно з проектним завданням техніко-економічні показники першого варіанту були нагінижчими, але стан розробок і можливість постав- ки обладнання — найбільш сприятливими. Спільним рішенням Міненерго СРСР і Мінсередмашу СРСР від 21.09.68 р. затверджено проектне завдання із використанням газографітового реактора. Застосування реакторів РБМК-1000 було визначено спільним рішенням цих самих міністерств від 19.06.69 р. Перероблене проектне завдання затверджено Радою Міністрів СРСР 14.12.70 р. Відповідно до наказу Міненерго СРСР від 30.03.70 р. подальше проектування Чорнобильської АЕС було доручено інституту "Гідропроект". Проект реакторного відділу першої черги ЧАЕС, включаючи робоче проектування, виконав Всесоюзний науково-дослідний і проектний інститут енергетичних технологій (ВНДІПІЕТ) Мінсередмашу СРСР як субпідрядник у генерального проектувальника — інституту "Гідропроект". За базовий був прийнятий енергоблок з реактором РБМК-1000 електричною потужністю 1000 МВт — гетерогенний канальний реактор на теплових нейтронах, де як уповільнювач використовується графіт, а як теплоносій — вода. Чорнобиль-ська АЕС була третьою станцією з реакторами типу РБМК-1000 після Ленінградської і Курської АЕС, пущених у 1973 і 1976 рр. Принципова особливість конструкції канальних реакторів — відсутність спеціального міцного корпусу, притаманного реакторам типу ВВЕР, що будувались у СРСР і широко застосовувались в інших країнах. Серійне виготовлення унікальних особливо міцних корпусів великих розмірів стримувалося в ті роки відсутністю необхідних виробничих потужностей. За цих умов будівництво канальних реакторів дозволяло забезпечити швидкий розвиток атомної енергетики, оскільки для їх спорудження не потрібні реакторні корпуси. Такі енергоустановки, крім того, давали можливість досягти великої потужно- сті одного блока — 1000, а потім і 1500 МВт (ел.). Остання обставина є важливою, оскільки максимальна потужність реакторів типу ВВЕР визнача- лася, насамперед, розмірами корпуса, здатного витримувати великий тиск, і водночас можливістю його перевезення залізницею. Підготовлені до реалізації на той період проекти реакторів ВВЕР були обмежені потужностями енергоблоків 440 МВт (ел.), і тільки у 1980 р. одиничну потужність таких енергоблоків доведено до 1000 МВт (ел.). Крім того, на реакторах РБМК можна здійснювати перевантаження ядерного палива на ходу, що дозволяє підвищити коефіцієнт використання їх потужності. Активна зона реактора РБМК-1000 являє собою циліндричну графітову кладку діаметром 11,8 м і висотою 7 м, яку пронизує 1661 вертикальний канал з цирконієвого сплаву діаметром 80 мм. Усередині каналів розташовані органи управління реактором і тепловидільні зборки, які містять 18 стрижневих тепловидільних елементів (ТВЕЛів) з двоокису урану в оболонці з цирконієвого сплаву, де вода, що надходить знизу в реактор, проходить по каналах з ТВЗ і нагрівається до кипіння. Пара, що утворилася після сепарації, надходить безпосередньо в турбіну, а потім — у конденсатор, після чого за допомогою насосів конденсат повертається в реактор. Така схема називається одноконтурною і є типовою для реакторів з киплячим теплоносієм. Особливість канальних реакторів полягає в тому, що подача води і відведення пароводяної суміші здійснюються для кожного каналу окремо. У реакторі РБМК-1000 ці канали згруповані в два незалежних контури, кожний з яких охоплює половину реактора. |
|
