RBMK

RBMK
Kraj rozwijający się: związek Radzieckizwiązek Radziecki związek Radziecki
Dane reaktora
Typ reaktora: Reaktor z wrzącą wodą
Rodzaj projektu: Reaktor rurowy ciśnieniowy
Moderator: Grafit i (w niewielkim stopniu) lekka woda
Chłodzenie: lekka woda
Paliwo: 235 uran
Stopień wzbogacenia: 1,8% do 2,8%
Współczynnik pęcherzyków pary: pozytywny
Klasy mocy w MW (brutto): 1000, 1500, 2400 MW
Powstrzymywanie: Niedostępne
Kopie zbudowane: 17.

RBMK ( rosyjski Реактор Большой Мощности Канальный , transkrypcji reaktor Bolschoi Moschtschnosti Kanalny na niemiecki o reaktora o wysokiej wydajności z kanałów ) jest graphite- chłodzony wodą , temperatura wody - ciśnienie reaktora rurowego projektowania Radzieckiego.

Typ reaktora stał się znany na całym świecie dzięki katastrofie w Czarnobylu , która miała miejsce z reaktorem typu RBMK-1000. Łącznie miało powstać 26 takich reaktorów, z których dziewięć nie zostało ukończonych. Spośród 17 oddanych do użytku reaktorów RBMK 9 nadal pracuje (stan na czerwiec 2021 r.). Poprawę bezpieczeństwa wprowadzono po wypadku w Czarnobylu. Ostatni RBMK ma zostać wycofany z eksploatacji w 2035 r. po zaplanowanych 45 latach (2).

fabuła

Reaktor typu RBMK został opracowany w Związku Radzieckim w połowie lat 60. pod kierownictwem akademika Nikołaja Antonowicza Dolleschala . W ten sposób można było oprzeć się na doświadczeniach z pierwszymi sowieckimi elektrowniami jądrowymi Obnińsk i Biełojarsk . Celem było zbudowanie większej liczby reaktorów energetycznych w stosunkowo krótkim czasie i bez większych inwestycji w rozwój nowych technologii. Pierwszym reaktorem RBMK był pierwszy blok Leningradzkiej Elektrowni Jądrowej , który oddano do eksploatacji w 1973 roku.

Największe reaktory tego typu, RBMK-1500, znajdują się w wyłączonej z eksploatacji litewskiej elektrowni jądrowej Ignalina koło Visaginas . Dwie jednostki, które weszły do ​​komercyjnej eksploatacji w 1984 i 1987 roku, były największymi reaktorami, jakie kiedykolwiek zbudowano w Związku Radzieckim . Pod względem wydajności elektrycznej dopiero w 2018 r. RBMK-1500 prześcignął EPR , który wszedł do eksploatacji w Chińskiej Republice Ludowej . Pod względem wydajności termicznej RBMK pozostaje rekordzistą nawet po tym.

budowa

Uproszczony przekrój RBMK

RBMK jest reaktorem rurowym ciśnieniowym z wrzącą wodą z moderatorem grafitowym . Zamiast zbiornika ciśnieniowego reaktora zawiera liczne rurki ciśnieniowe o średnicy 8 cm, w których znajdują się elementy paliwowe . Reakcja łańcuchowa w reaktorze jest kontrolowana przez pręty kontrolne . Ciepło powstałe w wyniku rozszczepienia jądra jest pochłaniane przez wodę i jej parowanie . Powstała para nasycona jest przepuszczana przez separatory pary w celu zawrócenia ciekłej wody do reaktora, a następnie wykorzystywana w turbinach parowych napędzających generatory, a tym samym dostarczających energię elektryczną.

W celu usprawnienia wymiany ciepła pomiędzy blokami grafitowymi w reaktorze , w szczelinach pomiędzy blokami grafitowymi krąży mieszanina gazowa helu i azotu. Pręty kontrolne zawierają węglik boru (B 4 C) i mogą być wprowadzane do rdzenia reaktora częściowo od góry, a częściowo od dołu. Drążki sterujące, które są wsuwane od góry, służą do regulacji wydajności podczas pracy; chowane pręty dolne służą do ustawiania równomiernego rozkładu mocy w rdzeniu reaktora. Pręty sterujące są zwykle kontrolowane przez detektory neutronów w automatycznym systemie sterowania w rdzeniu reaktora. Reaktor posiada dwa oddzielne układy chłodzenia, każdy z czterema pompami , z których każda chłodzi połowę rdzenia reaktora. W normalnej pracy pracują trzy pompy, natomiast kolejna gotowa do pracy pompa pełni rolę rezerwy. W przypadku przegrzania rdzenia lub przerwy w zasilaniu, awaryjny system chłodzenia rdzenia uruchamia się automatycznie.

Zespoły paliwowe

Składnik RBMK BE: 1 - przekładka; 2 - skorupa z cyrkonu; 3 - tabletka paliwowa

Paliwo RBMK początkowo składało się z uranu wzbogaconego do 2% 235 U. Po Czarnobylu stosuje się uran wzbogacony do 2,4%, później 2,6% i 2,8%, ponieważ wyższe stopnie wzbogacenia zwiększają stabilność pracy reaktora. Tlenek erbu (III) absorbera jest dodawany do prętów paliwowych od 1996 roku . Najpierw 0,41%, a następnie 0,6% w 2001 r. (5) Od 2010 r. 0,8% erbu zostało zintegrowane w środku prętów paliwowych, a 0,4% erbu w górnej i dolnej części prętów paliwowych. To obniżyło współczynnik pustki praktycznie do zera, co jest decydującym postępem w zakresie bezpieczeństwa (6,7). Paliwo ma postać małych tabletek paliwowych wykonanych ze spiekanego dwutlenku uranu z osiowo centralnym otworem. Mieszczą się one w prętach wykonanych z cyrkonii o średnicy 13,6 mm i długości 3,65 m. Zespół paliwowy składa się z dwóch elementów, każdy po 18 prętów, które są ułożone cylindrycznie. Dwa komponenty BE znajdują się jeden na drugim w siedmiometrowej rurze ciśnieniowej. Można je wymieniać podczas pracy reaktora, ponieważ każda pojedyncza rura ciśnieniowa może być oddzielona od obiegu wody za pomocą zaworów. Jeden element paliwowy zawiera 114,7 kg uranu; cały reaktor mieści do 192 ton, jeśli wszystkie kanały są zajęte.

Pręty sterujące

Pręty sterujące RBMK mają grafitowy korpus wyporowy pod materiałem absorbera, znany również jako „grafitowa końcówka”. Ten szczegół służy zmniejszeniu zatrucia ksenonem . Ksenon-135, który działa jak trucizna neutronowa , jest nieuchronnie wytwarzany podczas pracy reaktora i jest rozkładany przez wychwytywanie neutronów przy stałej mocy reaktora z taką samą szybkością . Problemem staje się, gdy drążki sterujące są częściowo cofnięte i moc ma być później ponownie zwiększona. Strumień neutronów , a zatem szybkość degradacji ksenonu-135 zmniejsza się, gdy zasilanie jest zmniejszone, a jego wytwarzanie (przez rozpad radioaktywny produkt rozszczepienia) początkowo jeszcze zachodzi w poprzedniej taryfy, dzięki czemu zwiększa się jego stężenie czasowo. Składnik grafitowy na prętach sterujących powoduje teraz, że pusty kanał tylko częściowo wypełnia się wodą po jego wyciągnięciu. Węgiel pochłania neutrony znacznie słabiej niż woda. Korpus grafitowy zwiększa zatem lokalnie strumień neutronów, dzięki czemu Xe-135 ulega szybszej degradacji.

Schemat kanałów rdzenia reaktora RBMK (liczba w nawiasach):
_ Źródło neutronów (12)
_ Ręczny drążek sterujący (167)
_ Krótki drążek sterujący, działający od dołu (32)
_ Automatyczny drążek sterujący (12)
_Element paliwowy (1661)
Liczby na prętach kontrolnych wskazują głębokość w cm w momencie wybuchu w Czarnobylu.

Układ sterowania i zabezpieczeń RBMK II generacji może sterować 211 drążkami sterującymi. Są osadzone w wybranych kanałach, które są połączone ze specjalnym obiegiem chłodzącym. Są podzielone na 4 klasy.

  • Ręczne pręty sterujące do sterowania promieniowym strumieniem neutronów
  • Krótkie pręty sterujące do sterowania osiowym strumieniem neutronów, cofane od dołu
  • Automatyczne pręty sterujące, które są regulowane przez system sterowania
  • Awaryjne pręty sterujące

Drążki sterujące składają się z elementów z węglika boru, każdy o długości 967,5 mm. Krótkie drążki kontrolne składają się z 3 takich elementów, mają łączną długość 3,05 m. Pozostałe typy drążków składają się z 5 elementów i mają długość 5,12 m. Z wyjątkiem automatycznych drążków sterujących, wszystkie drążki sterujące wyposażone są w opisane powyżej grafitowe korpusy wyporowe.

Systemy ochrony reaktorów

Na stronie internetowej Leningradzkiej Elektrowni Jądrowej (LNPP ) wymieniono kilka automatycznych systemów bezpieczeństwa dla lokalnych reaktorów RBMK. Opis ma jednak charakter ogólny i nie zawiera informacji o rodzaju użytego sprzętu pomiarowego, redundancji i możliwościach lub potrzebie interwencji człowieka.

Uwięzienie

Powstrzymywanie , to jest hermetyczny powstrzymywanie wokół reaktora i pomocniczych radioaktywnymi nie reaktorów RBMK. Zamknięcia z reaktorów wodnych jest układ zabezpieczający, który jest przeznaczony do zapobiegania materiały radioaktywne, takie jak ucieczkę wody chłodzącej w przypadku uszkodzenia rurociągu przed ucieczką od bezpiecznej strefy. Wszystkie RBMK od drugiej generacji mają takie zamknięcie.

W celu ochrony przed promieniowaniem reaktor otoczony jest grubymi ścianami żelbetowymi ( osłona biologiczna ) oraz kilkoma wnękami, które mają służyć jako zamknięcie. Każdy z separatorów pary ma własną osłonę radiacyjną.

Specyfikacja techniczna

Specyfikacja techniczna RBMK-1000 RBMK-1500 RBMKP-2400
Wydajność cieplna 3200 MW tys 4800 MW tys 6500 MW tys
Energia elektryczna 1000 MW 1500 MW 2400 MW
Ciśnienie chłodziwa 6,9 do 6,2 MPa 7,5 do 7,0 MPa -
Natężenie przepływu chłodziwa 37 440 t/h - 39 300 t/h
Temperatura płynu chłodzącego 284 ° C 277 do 290°C -
Zdolność produkcyjna pary 5600 t/h - 8580 t/h
Wzbogacanie paliwa 2,0% do 2,4% 2,0% 1,8% do 2,3%
Liczba zespołów paliwowych 1550 do 1580 - -
Liczba rurek ciśnieniowych 1661 do 1693 1661 1920 (960 dla przegrzania pary)
Liczba drążków sterujących 191 do 211 235 -
Wysokość reaktora 7 metrów 7 metrów 7 metrów
Wielkość podstawy reaktora Średnica 11,8 metra Średnica 11,8 metra 7,5 × 27 metrów

Zalety i wady

Ten artykuł lub następna sekcja nie są odpowiednio zaopatrzone w dokumenty potwierdzające ( np. dowody indywidualne ). Informacje bez wystarczających dowodów mogą wkrótce zostać usunięte. Pomóż Wikipedii, badając informacje i dołączając dobre dowody.

Linia RBMK ma pewne szczególne cechy w porównaniu z innymi typami reaktorów.

Zalety

  • Systemy mogą być budowane w konstrukcji modułowej.
    • Nie ma dużych odkuwek jak zbiornik ciśnieniowy.
    • Dzięki temu budowa jest mniej zależna od lokalnych warunków i istniejącej infrastruktury.
    • Dodając do projektu więcej kompatybilnych elementów, możliwe jest zwiększenie całkowitej wydajności do wydajności reaktora, która (w przypadku RBMK-1500 i 2400) jest wyższa niż w przypadku zachodnich reaktorów jądrowych.
  • Mówi się, że wykorzystanie i dostępność były powyżej średniej dla innych reaktorów w Związku Radzieckim. Pod tym względem systemy powinny sprawdzić się w praktyce.
  • Grafit jako moderator umożliwia stosowanie materiałów rozszczepialnych, których nie można stosować w reaktorach z moderacją wody lekkiej.
  • Zmiana elementów paliwowych jest możliwa podczas pracy, reaktor nie musi być wyłączany.
    • W ten sposób można zrezygnować z dłuższej rocznej przerwy w eksploatacji w celu ponownego załadowania rdzenia reaktora.
    • Reaktor nie musi być wyposażony w doprowadzenie paliwa m.in. B. być obciążony przez cały rok eksploatacji; jest to korzyść w zakresie bezpieczeństwa.
    • Trwająca zmiana elementów paliwowych umożliwia produkcję plutonu uzbrojenia o niskiej zawartości 240 Pu.

niekorzyść

  • Zakłócenie chłodzenia może prowadzić do wzrostu mocy cieplnej. Powodem tego jest dodatni współczynnik strat chłodziwa tego typu reaktora. Jest to zasadniczy mankament konstrukcji reaktora.
  • RBMK mają znacznie zwiększoną potrzebę kontroli ze względu na zastosowanie rur ciśnieniowych, które mają wiele połączeń spawanych .
  • Podczas normalnej eksploatacji RBMK emitują znacznie większą radioaktywność w porównaniu z innymi konstrukcjami. Emisje prowadzą do równoważnych dawek do 2,0  mSv rocznie. Dla porównania: przeciętna zachodnia elektrownia jądrowa wytwarza dawki od 0,001 mSv do 0,01 mSv na obszarze rocznie. Narażenie na promieniowanie ze źródeł naturalnych wynosi średnio 2,4 mSv rocznie. W przypadku tomografii komputerowej dawka promieniowania wynosi od 2 mSv do 10 mSv.
  • Reaktor nie ma obudowy , lecz jest tak zwanym zamknięciem (patrz wyżej). System staje się bardziej złożony i bardziej podatny na awarie dzięki połączeniu kilku systemów, zwłaszcza systemu chłodzenia awaryjnego. Ponadto wiele systemów bezpieczeństwa nie jest dostępnych w RBMK lub z niewystarczającą redundancją .
  • Reaktor zawiera dużo grafitu . Grafit jest palny i tworzy palne gazy w kontakcie z parą wodną w temperaturze powyżej 900 ° C.
  • Nie ma prawdziwego systemu szybkiego wyłączania , ponieważ w sytuacji awaryjnej pręty sterujące potrzebują od 12 do 18 sekund, aby przejść z całkowicie wysuniętego do całkowitego wycofania, a tym samym stłumić reakcję łańcucha jądrowego, w tym czasie może się to zdarzyć w reaktorze nadkrytycznym ze względu na bardzo gwałtownie rosnąca temperatura dochodzi do topnienia. Powstający wodór może spowodować wybuch reaktora.
  • Jedną z podstaw sowieckiej konstrukcji reaktora było przypisanie więcej umiejętności operatorowi ludzkiemu niż automatycznemu sterowaniu, choć zwykle popełnia to mniej błędów.
  • Duży rozmiar reaktora sprzyja niejednorodnemu rozkładowi mocy. Nakłada to specjalne wymagania na sterowanie, zwłaszcza przy małej mocy.
  • Drążki sterujące poruszane są elektrycznie, co może mieć poważne konsekwencje w przypadku awarii zasilania.
  • Na końcach drążków sterujących znajdują się korpusy wyporowe wykonane z grafitu, co zwiększa reaktywność po włożeniu w pełni wysuniętych drążków sterujących do kanałów wodnych .
  • Jak dotąd nie ma rozwiązania dla demontażu i ostatecznego przechowywania radioaktywnego rdzenia grafitowego.

Poprawa obiektów

Elektrownia jądrowa Smoleńsk z trzema RBMK-1000
Blok 1 elektrowni jądrowej Ignalina

Po awarii w Czarnobylu dokonano ulepszeń w wielu reaktorach RBMK, aby zmniejszyć prawdopodobieństwo powtórzenia się skoku energii jądrowej. Zmieniono m.in. tryb pracy tak, że zamiast rezerwy reaktywności operacyjnej 30 ekwiwalentów prętów kontrolnych, trzeba teraz docierać co najmniej 45 prętów. Udało się to osiągnąć dzięki zastosowaniu uranu o wyższym wzbogaceniu paliwa wynoszącym 2,4% zamiast 2,0%, co jest kompensowane przez zamontowane na stałe pręty absorbera, których nie można przemieszczać w 80 rurach ciśnieniowych. Niektóre RBMK używają nawet uranu wzbogaconego do 2,8%. Powodem tego jest to, że wtórna produkcja innych substancji podczas procesu rozszczepienia ma powodować zwiększoną absorpcję neutronów. To sprawia, że ​​reaktywność jest mniej zależna od zawartości pary wodnej w wodzie chłodzącej. Tylko te natychmiastowe zmiany obniżyły współczynnik pustki RBMK z +4,5% beta do +0,7% beta, dzięki czemu łatwiej można zapobiec wypadaniu neutronów.

W sumie 179 z 211 prętów kontrolnych po stronie wlotowej reaktora miało grafitowe końcówki, które wypierały wodę chłodzącą. Wstępnie ograniczono wysuwanie prętów tak, aby zawsze wystawały na co najmniej 1,2 m w głąb rdzenia reaktora, a tym samym korpus wyporowy poniżej materiału absorbera zakrywa dolną powierzchnię reaktora, dzięki czemu woda w reaktorze nie jest zastępowana przez grafit rdzeń, gdy jest schowany. Pręty kontrolne zostały później zastąpione przez pręty z dłuższym prętem utrzymującym pomiędzy absorberem a korpusem grafitowym, tak że korpus wyporowy zwisa niżej, gdy pręt sterujący jest całkowicie wysunięty i nie jest możliwy wzrost reaktywności podczas przemieszczania się przez wypieranie wody.

Poprawiono również dynamikę technologii sterowania reaktorem poprzez wymianę napędów drążków sterujących. W ten sposób udało się skrócić czas całkowitego przemieszczenia prętów sterujących do rdzenia reaktora w ramach awaryjnego wyłączenia z 18 do 12 sekund. W celu poprawy skuteczności prętów zainstalowano nowe pręty z węglika boru . Ponadto zainstalowano system szybkiego wyłączania , który nie pozwala już na umieszczenie 24 pracowników służb ratunkowych w wypełnionych wodą rurach ciśnieniowych, ale w rurach wypełnionych gazem. Kanały te są zwilżane cienką warstwą wody w celu schłodzenia. Dzięki tej nowej mechanice zmniejszenie reaktywności o 2β zajmuje mniej niż 2,5 sekundy.

W 1995 roku blok 1 elektrowni jądrowej w Czarnobylu został zamknięty w celu przeprowadzenia poważnych prac konserwacyjnych. Niektóre rury ciśnieniowe zostały usunięte z rdzenia reaktora w celu zbadania ich wytrzymałości materiału i zużycia. Kontrola wykazała, że ​​dętki były kruche i zużyte. Aby zredukować te efekty starzenia, opracowano nowy typ rurki ciśnieniowej. Ich wymiana to jeden z długoterminowych projektów, m.in. w Smoleńsku 3 , a także wymiana starych zaworów, zastosowanie nowych zaworów bezpieczeństwa oraz ulepszenie istniejącego rdzenia awaryjnego systemu chłodzenia. W celu optymalizacji ochrony przed promieniowaniem rozważane są ulepszenia w budynku reaktora.

Dalszy rozwój

RBMKP-2000 oraz RBMKP-2400 to kolejne rozwinięcia RBMK o mocy elektrycznej ponad 2000 MW, które zostały opracowane w latach 70. XX wieku. Projekt nie został jednak ukończony. W latach 80. planowano budowę RBMK-2400.

Dalszym rozwojem RBMK, który nie był jeszcze używany, jest MKER . Ten typ opiera się na tej samej podstawowej zasadzie, ale ma ulepszony system bezpieczeństwa i jest zamknięty w obudowie. Reaktory RBMK można wyposażyć w opracowane już systemy bezpieczeństwa i systemy komputerowe. Dokonano tego w celu podniesienia standardu bezpieczeństwa dla wszystkich reaktorów RBMK w Rosji. Aktualizacja ma na celu nie tylko podniesienie standardów bezpieczeństwa, ale także wydłużenie czasu pracy istniejących systemów RBMK. Aktualizacja pozwala na łączny okres 45 lat. W 2006 roku Rosatom rozważał modernizację wszystkich reaktorów RBMK w Rosji, aby przedłużyć ich żywotność o 15 lat.

Użyj w ZSRR

Hala reaktora RBMK-1500 w Ignalinie (Blok 1) od wewnątrz z usuniętymi kamieniami osłonowymi
Elektrownia jądrowa w Czarnobylu

Elektrownie jądrowe typu RBMK były budowane tylko na terenie byłego Związku Radzieckiego. Dziś znajdują się na Litwie ( Ignalina ), Rosji ( Kursk , Smoleńsk , Leningrad , Belojarsk ) i Ukrainie ( Czarnobyl ). W 1980 roku rozpoczęła się budowa elektrowni jądrowej Kostroma z dwoma reaktorami RBMK-1500 w obwodzie kostromskim na terenie dzisiejszej Rosji, dziesięć kilometrów na południe od miasta Bui . Jednak projekt został porzucony z powodu protestów. W 2006 roku w Rosji podjęto decyzję o kontynuacji budowy RBMK-1000 w bloku 5 elektrowni jądrowej Kursk, cofnięto ją w 2012 roku na rzecz budowy nowej elektrowni WWER typu Kursk II i budowy działalność została przerwana.

Reaktory były używane w ZSRR, ponieważ mogły być również budowane na odległych obszarach (nie były wymagane duże zbiorniki ciśnieniowe) i były stosunkowo niedrogie w budowie w krótkim czasie. W okresie zimnej wojny ciekawa była możliwość produkcji stosunkowo czystego plutonu- 239 nadającego się do broni jądrowej przy jednoczesnym wytwarzaniu energii elektrycznej ; opiera się na fakcie, że w przypadku tego typu reaktora poszczególne elementy paliwowe mogą być w sposób ciągły wymieniane po krótkim czasie przebywania bez konieczności wyłączania reaktora. Nie wiadomo jednak, czy reaktory te były rzeczywiście wykorzystywane do tego celu.

W sumie istnieją trzy generacje reaktorów RBMK. Reaktory pierwszej generacji (OPB-72) były budowane do około połowy lat siedemdziesiątych. Druga generacja nosi nazwę OPB-82 i była budowana od końca lat 70. do początku lat 80. XX wieku. Nazwa OPB-82 wzięła się stąd, że reaktor spełniał normy bezpieczeństwa z 1982 roku. Po katastrofie w Czarnobylu opracowano trzecią generację reaktorów RBMK o nazwie OPB-88, które spełniały normy bezpieczeństwa z 1988 roku. W sumie istnieje sześć reaktorów pierwszej generacji, z których trzy zostały wycofane z eksploatacji. Istnieje również osiem reaktorów generacji OPB-82, z których jeden został uszkodzony w katastrofie w Czarnobylu, drugi został wyłączony, a budowa dwóch bloków wstrzymana. Istnieje gotowy reaktor generacji OPB-88. Zaprzestano budowy trzech kolejnych OPB-88.

W samym ZSRR technologia stała się wizytówką ówczesnej nowej technologii jądrowej Związku Radzieckiego. Do 1986 roku elektrownia atomowa w Czarnobylu , największa na Ukrainie , z czterema RBMK-1000 była elektrownią modelową. Niemieckie czasopismo handlowe Atomwirtschaft również napisało w grudniu 1983 r.: „Wiarygodność Czarnobyla jest bardzo wysoka”. W chwili wypadku IV blok był najnowszym reaktorem na miejscu, a wraz z nim elektrownia miała moc 4  GW . Rozbudowa do 6 GW trwała już w 1986 roku. Elektrownia atomowa była więc jedną z najmłodszych w Związku Radzieckim. 26 kwietnia 1986 r. odłączenie bloku 4 po próbie pomyślnego sprawdzenia spadku napięcia generatora 8 z bloku 4 po konwersji regulatora napięcia z powodu nowych linii 750 kV (drugorzędne znaczenie bezpieczeństwa), spowodowało katastrofalny wypadek (35) . Proces zaplanowano na piątek 25 kwietnia 1986 r. w godzinach porannych z długofalowym wpływem na działalność sieci międzynarodowej, m.in. B. Ograniczenia importu dla NRD 120 MW (36, 37). Praca reaktora 4 w Czarnobylu z połową obciążenia do następnego dnia, która była wówczas konieczna z powodu awarii innej mocy elektrowni, doprowadziła do śmiertelnego zatrucia ksenonem (35). Po wypadku reaktor typu RBMK został skrytykowany ze względów bezpieczeństwa. Ale zostało to ujęte w odpowiedniej perspektywie w raporcie MAEA (Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej) z 1991 roku. Część projektów budowlanych zakończono i plany zarzucono, ale uruchomiono też reaktory (Ignalina 1987, Smoleńsk 3 1990). Dziewięć reaktorów RBMK w Rosji pracuje stabilnie z dyspozycyjnością 75%, bez żadnych incydentów bezpieczeństwa wartych wzmianki, a wraz z nimi możliwe są tylko dodatkowe funkcje (38).

Zobacz też

literatura

linki internetowe

Commons : RBMK  - kolekcja obrazów, filmów i plików audio

Indywidualne dowody

  1. ↑ Reaktory RBMK | reaktor bolszoj moshchnosty kanalny | Dodatni współczynnik pustki - Światowe Stowarzyszenie Jądrowe. Źródło 4 sierpnia 2019 .
  2. ↑ Miedwiediew, Grigori: Spalone dusze – Katastrofa w Czarnobylu . Hanser Verlag, 1991 ISBN 3-446-16116-3
  3. ↑ Czarnobyl - dziesięć lat później. Wypadek i bezpieczeństwo instalacji RBMK, Society for Plant and Reactor Safety, Kolonia, luty 1996, (GRS; Vol. 121), ISBN 3-923875-74-6 , strona 36
  4. ↑ a b c d e f world-nuclear.org
  5. ↑ Mikhail V. MALKO: Reaktor w Czarnobylu: cechy konstrukcyjne i przyczyny wypadku. (PDF) W: Ostatnie działania badawcze dotyczące awarii elektrowni jądrowej w Czarnobylu na Białorusi, Ukrainie iw Rosji. Uniwersytet w Kioto, lipiec 2002, dostęp 13 stycznia 2020 .
  6. ↑ LNPP - Awaryjny system ochrony reaktora (Angielski)
  7. ↑ a b LNPP - Pozbawienie wolności (angielski)
  8. ↑ AECL - Czarnobyl - kanadyjski Perspective ( Memento od tej oryginalnej z dnia 4 lutego 2012 roku w Internet Archive ) Info: archiwum Link został wstawiony automatycznie i nie została jeszcze sprawdzona. Sprawdź link do oryginału i archiwum zgodnie z instrukcjami, a następnie usuń to powiadomienie. (PDF). @1@2Szablon: Webachiv / IABot / canteach.candu.org
  9. ↑ LNPP - Główne cechy RBMK-1000 (Angielski)
  10. ↑ Rosatom-Volgodonsk-Generation  ( strona nie jest już dostępna , szukaj w archiwach internetowych )  Info: Link został automatycznie oznaczony jako uszkodzony. Sprawdź link zgodnie z instrukcjami, a następnie usuń to powiadomienie. (Język angielski).@1@2Szablon: Dead Link / vnpp.rosenergoatom.ru  
  11. ↑ LNPP - Projekt i główne cechy (angielski).
  12. ↑ a b AECL - Rosyjski Program Energetyki Jądrowej (przeszłość, teraźniejszość i przyszłość) Dr. IgorPioro, Starszy Naukowiec, CRL AECL  ( strona już niedostępna , szukaj w archiwach internetowych )  Info: Link został automatycznie oznaczony jako wadliwy. Sprawdź link zgodnie z instrukcjami, a następnie usuń to powiadomienie. (Język angielski).@1@2Szablon: Dead Link / www.cns-snc.ca  
  13. ↑ Podręcznik o Ignalińskiej EJ (angielski; PDF; 382 kB).
  14. ↑ I. S. Zheludev, LV Konstantinov: Energia jądrowa w ZSRR. W: Biuletyn MAEA. Tom 22, nr 2, Wiedeń 1980. s. 34–45, iaea.org (PDF; 372 kB).
  15. ↑ Podstawowa wiedza o energetyce jądrowej (broszura o energetyce jądrowej)
  16. ↑ a b INSP - RBMK (angielski)
  17. ↑ a b c d Wypadek reaktora w Czarnobylu (PDF) na kernfragen.de.
  18. ↑ (PDF; 657 kB) s. 10 Opracowanie o rosyjskich elektrowniach jądrowych ( Memento z 21 kwietnia 2014 w Internet Archive )
  19. ↑ Emisje RBMK  ( strona niedostępna , szukaj w archiwach internetowych )  Informacja: Link został automatycznie oznaczony jako uszkodzony. Sprawdź link zgodnie z instrukcjami, a następnie usuń to powiadomienie.@1@2Szablon: Dead Link / www.rosenergoatom.ru  
  20. ↑ Broszura - Emisje z elektrowni jądrowych i narażenie na promieniowanie; Maj 2008 ( Memento od tej oryginalnej datowany 6 lutego 2009 w Internet Archive ) Info: archiwum Link został wstawiony automatycznie i nie została jeszcze sprawdzona. Sprawdź link do oryginału i archiwum zgodnie z instrukcjami, a następnie usuń to powiadomienie. (PDF). @1@2Szablon: Webachiv / IABot / www.kernenergie.de
  21. ↑ Ekspozycja na promieniowanie przez CT
  22. ↑ Anatolij Diatłow: Jak było: perspektywa operatora. W: Inżynieria Jądrowa Międzynarodowa. Global Trade Media, listopad 1991, dostęp 13 stycznia 2020 .
  23. ↑ Elektrownia atomowa dla wyspy energetycznej. W: FAZ , 15 lipca 2011. Źródło 15 lipca 2011.
  24. ↑ a b c INSAG-7: Wypadek w Czarnobylu: Aktualizacja INSAG-1. (PDF) W: Seria raportów o bezpieczeństwie. MAEA , listopad 1992, dostęp 13 stycznia 2020 .
  25. ↑ MAEA - Analiza wydajności elektrowni jądrowych WWER-440/230 (PDF; 9,2 MB), s. 25 (j. angielski).
  26. ↑ Dostępność technologii i sowieckiej energii – listopad 1981 – zamówienie NTIS nr PB82-133455 (PDF; 5,8 MB), s. 122 (angielski).
  27. ↑ Gabaraev, Cherkashov et al. Wielopętlowym Tube Ciśnienie zasilające Reaktory (MKER) - Konsolidacja Expertise in Design krajowych reaktorach rurowych ciśnienia ( pamiątka z oryginałem z 27 września 2007 roku w Internet Archive ) Info: archiwum Link został wstawiony automatycznie i jeszcze nie sprawdzone. Sprawdź link do oryginału i archiwum zgodnie z instrukcjami, a następnie usuń to powiadomienie. @1@2Szablon: Webachiv / IABot / www.nikiet.ru
  28. ↑ Rosenergoatom „Dyrekcja Budowy Kostroma NPP” ( pamiątka z oryginałem z 27 września 2007 roku w Internet Archive ) Info: archiwum Link został wstawiony automatycznie i nie została jeszcze sprawdzona. Sprawdź link do oryginału i archiwum zgodnie z instrukcjami, a następnie usuń to powiadomienie. (Język angielski). @1@2Szablon: Webachiv / IABot / www.rosenergoatom.ru
  29. ↑ Energia jądrowa: Raport światowy 2006; atw Vol 52 (2007) Wydanie 4 - kwiecień. ( pamiątka z oryginałem z dnia 29 września 2007 w Internet Archive ) Info: archiwum Link został wstawiony automatycznie i nie została jeszcze sprawdzona. Sprawdź link do oryginału i archiwum zgodnie z instrukcjami, a następnie usuń to powiadomienie. (PDF). @1@2Szablon: Webachiv / IABot / www.ktg.org
  30. ↑ Vladimir Slivyak: KOMENTARZ: Rosatom złomuje starożytny projekt reaktora w Czarnobylu pod Kurskiem: Właściwa decyzja, zła wiadomość , Bellona, ​​6 marca 2012 r. Dostęp 30 września 2016 r.

2. www.atominfo.ru, A.Slobodcikov „RBMK bezpieczne w działaniu” 05.08.2020

5. Cernikov OG Wprowadzenie nowego rodzaju paliwa ze spalającymi się absorberami erbowymi w reaktorach RBMK-100 Leningradzkiej Elektrowni Jądrowej, 2001, publikacje Elektrowni Jądrowej Leningrad.

6. Fedosov AM Uzasadnienie zastosowania paliwa uranowo-erbowego do reaktorów RBMK i poparcie dla jego wprowadzenia Habilitacja, 2008, Instytut Kurczatowa Moskwa

7. Patent RU 2372676C1, Petrov IV i in. Udział erbu w prętach paliwowych reaktorów RBMK-1000 wynosił 0,6–0,8% w środkowej i 0,2–0,4% w dolnej i górnej części, 2008

35 raport MAEA, Insag-1, informacja o katastrofie w Czarnobylu... Atomnaja energija, tom 61, wydanie 5, listopad 1986

36. Dokumenty wewnętrzne Centralny Zarząd Dyspozytorski Praga, 1986

37. dokumenty wewnętrzne główny rozkład obciążeń Berlin, 1986 r.

38. www.Rosenergoatom.ru