☢️РБМК против ВВЭР: Достаточно ли модернизаций после Чернобыля,

В 1986 году катастрофа на Чернобыльской АЭС (4-й блок) обнажила критические, врожденные недостатки реакторов РБМК-1000 — канальных, водо-графитовых установок, эксплуатировавшихся в СССР. Этот тип реактора, в отличие от корпусного ВВЭР, оказался динамически неустойчивой системой по отношению к возмущениям мощности и паросодержания.

В этом видео мы проводим детальное сравнение этих двух основных типов российских атомных реакторов и анализируем, насколько успешно были внедрены обширные меры по повышению безопасности РБМК, чтобы устранить их фатальные проектные дефекты.

Что вы узнаете:

1. Врожденные недостатки РБМК (Причина Чернобыля)

До аварии проектные расчеты ошибочно предполагали, что при полном испарении теплоносителя реактивность увеличится лишь до +2beta_{эфф}, а затем станет отрицательной, что привело бы к самозаглушению. Фактические послеаварийные исследования и эксперименты, а также более ранние расчеты (1980, 1985 гг.), показали, что реактор обладал большим положительным пустотным эффектом реактивности (ПЭР), который при полном испарении теплоносителя достигал +5beta_{эфф} и более. Это вызывало неконтролируемый разгон реактора.

Кроме того, была выявлена проблема сниженной эффективности системы аварийной защиты (СУЗ)**: при срабатывании аварийной защиты (АЗ) движение стержней могло на несколько секунд добавить положительную реактивность (от 0,5% до 7% от веса одного стержня РР).

2. Контраст с ВВЭР

В отличие от РБМК, который использует графит как замедлитель, реакторы типа ВВЭР (Водо-водяной энергетический реактор) являются корпусными и используют обычную воду как теплоноситель и замедлитель. Это обеспечивает самозаглушение реактора (отрицательный коэффициент реактивности) при появлении пара или повышении температуры, что является свойством внутренней самозащищенности. Также ВВЭР оснащен вторым контуром, что снижает выбросы в атмосферу.

3. Пять ключевых направлений модернизации РБМК

Сразу после аварии была запущена масштабная программа по устранению недостатков проекта и модернизации всех 14 действующих энергоблоков РБМК. Основные направления работ:

1. Снижение ПЭР: Была поставлена задача снизить пустотный коэффициент реактивности до уровня, не превышающего 1,0beta. Это достигалось увеличением количества дополнительных поглотителей (ДП) (80–90 шт. для РБМК-1000) и увеличением оперативного запаса реактивности (ОЗР). Также было принято решение о загрузке топлива с обогащением 2,4% U-235 в РБМК-1000. Измерения 1995 года показали, что пустотный коэффициент на действующих блоках находился в диапазоне 0,1beta до 0,97beta.
2. Повышение эффективности СУЗ: Была изменена конструкция стержней ручного регулирования, чтобы устранить столбы воды под вытеснителем, что ликвидировало положительный выбег реактивности при их введении. Скорость движения стержней сократилась с 18 до 12–14 секунд, а начальная скоростная эффективность возросла до 0,9 beta/с.
3. Внедрение Быстрой Аварийной Защиты (БАЗ/FASS): Разработана независимая система, способная ввести 2,5beta отрицательной реактивности за 2 секунды.
4. Ужесточение контроля металла: Усилен контроль металла коллекторов и трубопроводов большого диаметра, что позволило оценить вероятность крупного разрыва на уровне $0,75 times 10^{-6} 1реактор-год.
5. Увеличение пропускной способности паросбросов (РП): Пропускная способность систем сброса пара была увеличена, чтобы обеспечить целостность реакторного пространства (РП) при одновременном разрыве до четырех ТК (по первому решению) или даже девяти ТК (более сложное решение, реализованное, например, на Смоленском-3).

4. Выводы: Полностью ли устранен риск?

Модернизация устранила недостатки проекта, проявившиеся в аварии. Однако остаются проблемы реконструкции реакторов первого поколения для соответствия современным требованиям. Хотя критический флюенс нейтронов для графита (один из критериев работоспособности кладки) может быть увеличен за счет учета влияния гамма-излучения, что продлевает срок службы за проектные 30 лет, сам подход к безопасности РБМК отличается от ВВЭР: если для корпусного реактора предельное состояние строго детерминировано, то для РБМК деградация графитовой кладки рассматривается как процесс, который может быть контролируемым и растянутым во времени.

Смогли ли инженеры преодолеть "врожденную" неустойчивость канального реактора? Погружаемся в детали ядерной физики и истории безопасности!