Реактор Большой Мощности Канальный (Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj, Reaktor Kanałowy Wielkiej Mocy) – lekkowodny, wrzący reaktor atomowy z moderatorem grafitowym.Projekt RBMK-1000 został opracowany przez Anatolija Aleksandrowa na początku lat sześćdziesiątych. Budowę pierwszego bloku uruchomiono w roku 1967, a oddano do użytku w roku 1973 w elektrowni Sosnowy Bór, 80 kilometrów na zachód od Leningradu (obecnie Sankt Petersburg). RBMK był celem sowieckiego programu budowy reaktorów służących do produkcji plutonu do celów militarnych. Jego prototyp, AM-1 („Атом Мирный”, Atom Mirny, „pokojowy atom”) uruchomiony 27 czerwca 1954 w Obnińsku produkował dla miasta 5 MW mocy do 1959 roku.Chłodzenie lekką wodą i moderacja grafitem umożliwiła stosowanie jako paliwa naturalnego uranu, bez jego uprzedniego wzbogacania czy oczyszczania. Czyni to z RBMK jeden z najekonomiczniejszych reaktorów. Jednak kombinacja ta oznacza również utratę stabilności reaktora, gdyż zwiększająca się ilość pary doprowadza do wzrostu reaktywności rdzenia. Właśnie ten defekt był główną przyczyną awarii w Czarnobylu.
Budowa
Schemat Reaktora RBMK 1000
Reaktor składa się z rdzenia głównego umieszczonego w betonowych szybie o wymiarach 21,6x21,6x25,5m. Rdzeń stanowi 1661 kwadratowych bloków grafitowych o boku długości 250mm, a także z pionowymi otworami na kanały paliwowe. Pomiędzy bloki wtłoczona jest mieszanka helu i azotu zwiększająca wydajność reaktora na zasadzie większego przewodnictwa ciepła. Rdzeń otoczony jest 800m warstwą grafitu będąca tzw. reflektorem neutronów i zarazem pierwszą warstwą ochronną. Następnie całość zanurzona jest w zbiorniku wodnym o gróbości 1,2m który stanowi już 2 warstwę ochronną. Reszta systemów ochronnych to 2 metrowa płyta betonowa od góry i płyta stalkowa od dołu. Kanały paliwowe stanowią rury o średnicy 88 mm, wykonane ze stali nierdzewnej, a ich główna część przechodząca przez grafit - ze stopu niobu i cyrkonu. Każdy kanał był chłodzony indywidualnie, i w każdym z nich wrzała osobna porcja wody ogrzewanej do temperatury 290 °C. Wewnątrz nich umieszczone są dwa zestawy paliwowe o wysokości 3650 mm po 18 prętów każdy. Pojedynczy pręt paliwowy to rurka (koszulka) cyrkonowo-niobowa o średnicy 13,6 mm i grubości 0,9 mm, wypełniona pastylkami paliwowymi o grubości 15 mm z dwutlenku uranu, minimalnie wzbogaconego do 1,8%. Całkowita masa paliwa wynosi 190 t. Czas przebywania pręta w reaktorze wynosi około 3 lata, a ich przeładunek może przebiegać podczas normalnej pracy reaktora.
Rdzeń wyposażony jest w 211 prętów kontrolnych wykonanych z węgliku boru, umożliwiających kontrolę mocy reakcji. Kilkanaście mniejszych prętów wsuwanych od spodu ma za zadanie odpowiednio rozprowadzać energię po rdzeniu, zaś główne pręty wprowadzanie są od góry. Część z nich jest sterowana automatycznie, część ręcznie, a reszta - awaryjnie (aktywowana tylko poprzez przełącznik AZ-5). W razie odchylenia od normalnych parametrów (np. skoku mocy) pręty mogą zostać opuszczone w celu zmniejszenia lub zaprzestania aktywności reaktora. Zazwyczaj podczas normalnej pracy część prętów jest na stałe wsuniętych do rdzenia, w przeciwieństwie do reaktorów PWR.
Blok pracuje z jednym obiegiem technologicznym, ale w dwóch osobnych systemach chłodzenia. W kanałach paliwowych woda pod ciśnieniem odbiera większość ciepła wygenerowanego w trakcie reakcji. Jej część odparowuje, a w separatorach następuje oddzielenie wody z mieszaniny parowo-wodnej wychodzącej z reaktora. Uzyskana para nasycona (o temp. 284°C i ciśnieniu 6,5 MPa, w ilości średnio 5780 t/h) doprowadzana jest do dwóch turbogeneratorów po 500 MW każdy. Skroplona w kondensatorze kierowana jest z powrotem do reaktora. Sprawność elektrowni wynosi 31%. Rdzeń jest wyposażony w układ awaryjnego chłodzenia reaktora, uruchamiany jeśli obieg chłodziwa zostanie poważnie zaburzony.
Różnice pomiędzy RBMK a zachodnimi reaktorami
Cechą odróżniającą RBMK od zachodnich konstrukcji jest brak zewnętrznej obudowy bezpieczeństwa zabezpieczającej przed uwolnieniem skażeń w przypadku awarii. Najważniejszą jednak cechą reaktorów typu RBMK jest to, że woda służy w nich wyłącznie jako chłodziwo, a do spowalniania neutronów wystarcza grafit. W reaktorach PWR, w których rdzeń zanurzony jest w wysokociśnieniowym zbiorniku z wodą częściowe odparowanie wody powoduje niedostateczne spowalnianie neutronów i moc reaktora PWR samoczynnie maleje. Natomiast reaktor RBMK w przypadku utraty wody chłodzącej zaczyna pracować niestabilnie i zwiększa swoją moc, ponieważ mniej jest wtedy wody pochłaniającej pewną część neutronów podtrzymujących reakcje rozszczepiania, a spowalnianie i tak zachodzi skutecznie na graficie, jest to tzw. dodatni współczynnik reaktywności.
Układ awaryjnego chłodzenia reaktora był oddzielony z obiegiem pierwotnym zaworem odcinającym, a nie zwrotnym. Oznaczało to, że woda do układu nie dopływała samoczynnie w wypadku awarii obiegu, lecz trzeba było ją ręcznie włączać. Większość (179) prętów kontrolnych wyposażona była w charakterystyczne głowice - tzw. jeźdźców. Między jeźdźcem a trzonem pręta występowała niewielka przestrzeń. Jeździec, wykonany z grafitu, gdy wsuwa się do rdzenia, jest praktycznie przezroczysty dla neutronów, podczas gdy woda, którą wypycha z kanału, jest ich pochłaniaczem. Oznacza to więc, że podczas wprowadzania pręta, jego jeździec zwiększa moc rdzenia, nim trzon pręta ją obniży.
Wykaz zalet i wad RBMK
Zalety
- Możliwość rozbudowy reaktora przez zestawienie typowych modułów
- Łatwość przeładunku paliwa w czasie normalnej pracy reaktora
- Elastyczność eksploatacji umożliwiająca pracę w różnych warunkach
Wady
- Dodatni współczynnik reaktywności przeważający przy małych mocach reaktora i powodujący skoki mocy
- Brak obudowy bezpieczeństwa
- Groźba zapalenia grafitu w obecności tlenu z powietrza
- Mała prędkość działania i wadliwy projekt systemu awaryjnego wyłączenia
- Skomplikowana obsługa i sterowanie
- Niebezpieczeństwo kontaktu rozgrzanego grafitu z wodą w przypadku rozszczelnienia któregoś z kanałów paliwowych