Aleksandras Nikolajevičius Rumjantsevasįgijo išsilavinimą MEPhI. Iki 1965 m. jis dirbo NIKIET projektavimo inžinieriumi, įvaldė tuo metu naujas kompiuterines technologijas ir atliko masės neutronų fizikos skaičiavimus. 1966 m. jis išvyko dirbti į IAE, kur dalyvavo kuriant alternatyvų RBMK-1000 reaktoriaus projektą, kaip nepriklausoma pagrindinio projekto kūrėjų kontrolė. Pakeliui buvo tęsiamas darbas įsisavinant naujas pažangias kompiuterines technologijas, kuriant programas ir atliekant trimačius neutroninius ir termohidraulinius skaičiavimus. 1974 m. buvo nutraukta projekto RBMK-1000 konkurencinė veikla ir A. N. Rumjantsevas išvyko dirbti į TATENA. 1981 m. grįžęs į IAE, dirbo OVTiR (Kompiuterių mokslo ir radioelektronikos katedros) direktoriaus pavaduotoju. Žemiau pateikiami informacijos agentūros paskelbti A.N.Rumjancevo atsiminimai, įkvėpti kitų Černobylio avarijos metinių. PROatomas. Šie ilgi atsiminimai yra vertingi, nes juose aprašomas pradinis projekto RBMK-1000 kūrimo etapas (1965–1975 m.), nulėmęs pagrindinių reaktoriaus fizikos ir konstrukcijos parametrų pasirinkimą ir visam laikui palaidotas Černobylio avarijoje. .

Černobylis 2009 m

A.N.Rumjantsevas, technikos mokslų daktaras, pavaduotojas. STC „Elektronika“ Nacionalinio tyrimų centro „Kurchatovo institutas“ direktorius moksliniam darbui, 2009 m. balandžio 27 d. – birželio 10 d.

Nuo avarijos Černobylio atominėje elektrinėje praėjo 23 metai (šiandien – beveik 25 – Redaguoti.) metų. Daug kas jau pamiršta. Daugelis reaktorių, tokių kaip RBMK-1000 ir RBMK-1500, kūrėjų jau išėjo iš šio gyvenimo. Tačiau daugelis gyvų tokių reaktorių kūrimo dalyvių vis dar analizuoja šios žmogaus sukeltos nelaimės priežastis, pirmiausia tam, kad gautą „know-how“ būtų galima objektyviausiai panaudoti vertinant būsimą riziką, susijusią su branduoline energija.

Vienas iš jų, Rusijos mokslo centro (RSC) „Kurchatovo instituto“ darbuotojas Valentinas Michailovičius Fedulenko, su kuriuo bendradarbiauju nuo septintojo dešimtmečio pradžios, tiesiogiai dalyvavo priežasčių analizės ir pasekmių šalinimo darbe. daugelio incidentų ir avarijų SSRS ir Rusijos Federacijos pramoniniuose ir energetikos reaktoriuose, įskaitant Černobylio avariją 1986 m. balandžio mėn. Žinodamas apie mano dalyvavimą rengiant tokių reaktorių projektus, jis pasiūlė įvertinti šios avarijos priežastis, kaip matyti 2009 m. Nuo seno negrįžtamai, jo prašymu buvo sukurtas šis memorialinis užrašas.

Fonas

1966–1975 m. būdamas TAE pavadinto 14 sektoriaus darbuotojas. I.V. Kurchatovas, kuriam vadovavo profesorius Savely Moiseevich Feinberg, dalyvavau projektuojant RBMK-1000 ir RBMK-1500 tipų reaktorius. S.M.Feinbergas buvo projektų mokslinio direktoriaus pavaduotojas. Projektų mokslinis vadovas buvo akademikas Anatolijus Petrovičius Aleksandrovas, pavadinto Atominės energetikos instituto direktorius. I.V.Kurčatova (nuo 1991 m. - RRC „Kurchatovo institutas“).

Iškart po to, kai 1963 m. baigiau MEPhI ir įgijau inžinerinės fizikos laipsnį, buvau išsiųstas dirbti projektavimo inžinieriumi organizacijoje P.Ya. 788, dabar – Energetikos tyrimų ir projektavimo institutas (NIKIET). N. A. Dollezhal. 1963 m. rugpjūtį pradėjęs dirbti Yu.I.Mityajevo grupėje, kuri buvo Fizikos skyriaus Nr.5 dalis, vadovaujama A.D.Žirnovo, po dviejų mėnesių gavau laikiną leidimą į TAE. I. V. Kurchatovas, siekdamas panaudoti joje esančią kompiuterinę įrangą (kompiuterio tipas M-20) atlikti Belojarsko AE (AMB tipo) įrengtų ir pastatytų kanalinių reaktorių su tiesioginiu garo perkaitinimu charakteristikų skaičiavimo modeliavimo darbus. reaktoriai). NIKIET neturėjo reikiamų skaičiavimo išteklių.

Pradedant programavimo įvaldymo kodu M-20 kompiuteriui, esančiam pastate. 101 IAE pavadintas. I. V. Kurchatova, jau 1964 m. viduryje, daugiausia dirbdama naktį (dienos derinimo laikas kompiuteryje praktiškai nebuvo prieinamas), NIKIET buvo sukurtas pirmasis programinės įrangos paketas, skirtas AMB tipo urano-grafito reaktorių reaktyvumui apskaičiuoti naudojant perturbaciją. teorijos metodai. Pagrindas buvo pagrįstas skaičiavimo metodais, sukurtais Fizikos ir energetikos institute (IPPE, Obninsk), kuris buvo AMB tipo reaktorių projektų mokslinis direktorius. Mano užduotis buvo šias technikas, kuriomis buvo atlikti skaičiavimai elektrinėmis skaičiavimo mašinomis, perkelti į kompiuterius. Dėl to 1964 m. Yu.I. Mityajevo grupės ketvirčio planai dėl AMB tipo reaktorių parametrų skaičiavimo pagrindimo buvo pradėti vykdyti per dvi ar tris savaites. Tada kiti NIKIET darbuotojai puolė prie kompiuterio. NIKIET direktoriaus Nikolajaus Antonovičiaus sprendimu. Dollezhal 1964 m. pabaigoje man buvo patikėta užduotis rasti ir išsinuomoti laisvą darbo laiką M-20 tipo kompiuteriais Maskvoje ir Maskvos srityje, organizuoti atsiskaitymo darbus NIKIET darbuotojams ir suteikta teisė pasirašyti dokumentus apmokėjimui. už naudojamą kompiuterio laiką. Iki 1965 m. pradžios kartu su dviem NIKIET darbuotojais V. G. Ovsepyanu ir V. K. Vikulovu buvo sukurta išsami programa urano-grafito reaktorių darbo kanalų fizinėms charakteristikoms apskaičiuoti, atsižvelgiant į sudegimą. Programa buvo pavadinta BOR – vienalyčių grotelių perdegimas – tai sutapo su pirmomis autorių pavardžių raidėmis. Šioje sudėtingoje programoje neseniai sukurta (1964 m.) G.I. programa buvo naudojama šiluminių neutronų pasiskirstymui urano-grafito reaktoriaus kameroje ir terminių neutronų panaudojimo koeficientui apskaičiuoti. Marchukas (IPPE), kuris apskaičiavo šiluminių neutronų laukus ne difuzijoje, o tikslesnėje P3 aproksimacijoje. Greitųjų neutronų dauginimo koeficientų ir tikimybės išvengti rezonansinio gaudymo skaičiavimai atlikti naudojant IPPE sukurtus metodus AMB tipo reaktoriams su virimo ir perkaitimo kanalais. Ši programa ir vėlesnės jos modifikacijos buvo NIKIET darbo įrankis iki M-20 ir M-220 tipų kompiuterių eksploatavimo nutraukimo 70-ųjų pradžioje.

Mano darbas urano-grafito reaktorių fizikos ir šiluminės hidraulikos srityje naudojant kompiuterius, įskaitant tuos, kurie yra pavadintame IAE. I.V. Kurchatovą pastebėjo 14 sektoriaus darbuotojas Ya.V. Shevelev, kuris pasiūlė S.M.Feinbergui perkelti mane iš NIKIET į IAE. I.V. Kurchatova. Kadangi buvau laikomas „jaunu specialistu“, toks perkėlimas galėjo būti atliktas tik SSRS valstybinio atominės energijos naudojimo komiteto (GKAE) personalo administracijos sprendimu. S. M. Feinbergo iniciatyva, kurią įgyvendino jo pavaduotojas 14-ajam sektoriui V. A. Čebotarevas, GKAE priėmė tokį sprendimą ir 1966 m. kovą, dar būdamas „jaunas specialistas“, buvau perkeltas į pavadintą IAE. I. V. Kurchatovas buvo paskirtas vyresniuoju inžinieriumi.

Prieš išeidamas iš NIKIET, turėjau viską paaiškinti N. A. Dolležaliui ir jo pavaduotojui I. Jai Emelyanovui. Jie išsiaiškino, kad sąskaitų, kurias pasirašiau apmokėti už NIKIET darbuotojų įvairiuose kompiuteriuose Maskvoje ir Maskvos srityje 1965 metais sunaudotą darbo laiką, suma daug kartų viršijo NIKIET finansines galimybes. Po to sekė įtikinėjimai likti NIKIET su paaukštinimu ir grasinimais bausti už tokį man suteiktų teisių disponavimą, kuris „sugriovė“ NIKIET.

Nuo 1966 m. kovo mėn. 14-ajame sektoriuje buvo pradėtas neutrino generatoriaus, sudaryto iš impulsinio urano-grafito reaktoriaus su keliasdešimt tonų sveriančia išmestų strypų grupe su ličio fluoridu, projektas, skirtas statyti . Serpukhov (Maskvos sritis, apie 100 km nuo Maskvos). Šiam projektui vadovavo S.M.Feinbergas ir Ya.V.Shevelev, vienas iš unikalaus IGR impulsinio reaktoriaus kūrėjų. 1966 m. atlikau eksperimentinius ličio fluorido šiluminės talpos tyrimus V. I. Merkino sektoriuje esančiame kalorimetre. Buvo nustatyta, kad paskelbtuose amerikiečių duomenyse ši šiluminė galia, turėjusi esminę reikšmę kuriant neutrinų generatorių, buvo neįvertinta beveik perpus. Tuo pačiu laikotarpiu, vadovaujant S-14 darbuotojui N.I.Laletinui, buvo bandoma sukurti analitinį neutronų generatoriaus šiluminių neutronų anizotropinio difuzijos koeficiento skaičiavimo modelį. Surašius kalnus popieriaus, reikiama formulė buvo gauta, tačiau skaičiavimus pagal ją buvo galima atlikti tik kompiuteriu. Dėl to buvo padaryta išvada, kad veiksmingiausias būdas išspręsti šią problemą yra tiesioginis jos modeliavimas Monte Karlo metodu. Kai kurių kitų atliktų darbų rezultatas buvo galimo seisminio šio reaktoriaus ličio strypų sistemos išleidimo poveikio Serpuchovo miestui ir net Maskvai pareiškimas. 1967-68 metais tokio generatoriaus projektas tyliai „numirė“. Taip pat 1966 metais S.M.Feinbergo nurodymu buvo atlikta nemažai darbų, kuriais buvo lyginami AMB tipo reaktorių parametrai su numatomais RBMK tipo reaktorių parametrais. Visi skaičiavimai atlikti naudojant BOR programą.

Dalyvavimas projektuojant RBMK tipo reaktorius

Nuo 1967 metų pradžios S.M.Feinbergas mane visiškai pervedė prie urano-grafito kanalinių reaktorių su verdančiu vandeniu aušinimu – RBMK tipo reaktorių projektavimo. Beveik visi skaičiavimo, teoriniai ir eksperimentiniai darbai su RBMK tipo reaktoriais buvo sutelkti 15 sektoriuje, kuriam vadovavo E. P. Kuneginas. 15 sektorius daugiausia teikė mokslinį valdymą ir paramą pramoniniams plutonio gamybos reaktoriams. Tačiau S.M.Feinbergas, būdamas RBMK projekto mokslinio direktoriaus pavaduotoju, manė, kad būtina atlikti nepriklausomus projektavimo tyrimus, kad būtų galima palyginti savarankiškai spręsti apie RBMK vyriausiojo konstruktoriaus, kuris buvo paskirtas NIKIET, darbą. sektoriaus-15 darbas ir vyriausiojo konstruktoriaus, kuriam paskirtas VNII „Gidroproekt“, darbas. Jis pats iš tikrųjų veikė kaip įvairių specialistų komandų sukurtų idėjų ir požiūrių integratorius.

Būdamas architektas, išradingai suvokęs grafiką, S. M. Feinbergas man, V. A. Čebotarevui ir tuomet dar labai jaunam specialistui V. E. Nikulšinui pakrovė RBMK technologinių kanalų (TC) projektavimo darbus, reikalaujančius surinkimo brėžinių rinkinių. , aprūpintas šiluminėmis-hidraulinėmis ir neutroninėmis reaktoriaus charakteristikomis, kurias jis panaudojo aptardamas projektinius sprendimus, kuriuos pasiūlė vyriausiasis dizaineris N.A. Dollezhal ir jo komanda iš NIKIET. Keletą kartų S.M.Feinbergas mane vedė į šias diskusijas. Turime pagerbti N.A. Dollezhal ištvermę. Ne kartą per šiuos susitikimus jis man priminė 1966 m. NIKIET „griuvimą“, su kuriuo turėjau tiesioginį ryšį. TC šiluminių-hidraulinių ir neutroninių-fizinių charakteristikų projektavimo darbai buvo atlikti naudojant VOR programų rinkinį, jo modifikacijas ir naujai sukurtas programas, kurios leido palyginti 15 sektoriuje gautus rezultatus su 2000 m. mūsų skaičiavimai. VOR programoje įgyvendinti metodai buvo pagrįsti IPPE sukurtais metodais AMB tipo reaktoriams. 15-ajame sektoriuje naudojami metodai buvo pagrįsti mūsų pačių sukurtais pramoninių urano-grafito reaktorių, gaminančių plutonį, skaičiavimais. Pagrindiniai dizaino patobulinimai buvo pagrįsti 15 sektoriuje sukurtų programų rinkiniu, skirtu apskaičiuoti dvimatį 16 kuro elementų daugiamatį elementą, o šiluminiai neutronų laukai kiekviename elemente ir tarp elementų buvo nustatyti difuzijos aproksimacijoje be jokio ryšio su kuro elemento šiluminės-hidraulinės charakteristikos.

Pagrindiniai metodų skirtumai, susiję su rezonansinės sugerties tikimybės apskaičiavimo metodais ir šiluminių neutronų laukų TC ląstelėse skaičiavimo metodais. Eksperimentiškai buvo išbandyti IPPE sukurti skaičiavimo metodai AMB tipo reaktoriams ir įdiegti VOR programoje bei neutronų balanso reaktoriuje skaičiavimo programose, įskaitant terminių neutronų laukų skaičiavimą kameroje P3 aproksimacija. Belojarsko AE ir pirmosios atominės elektrinės Obninske. 15 sektoriuje sukurti skaičiavimo metodai buvo išbandyti kritiniame UG stende, pastatytame IAE vardu pavadintame IAE. I. V. Kurchatovas, su kuriuo eksperimentai buvo atlikti tik su šviežiu kuru. UG stendo mastelis buvo eilės tvarka mažesnis nei projektiniai RBMK reaktoriaus aktyviosios zonos matmenys. Eksperimentai UG stende buvo ekstrapoliuoti į policeles su skirtingais išdegimais ir į visą šerdį. Skaičiavimo rezultatų palyginimas, labai ribotas dėl esamo visų su RBMK reaktoriaus projektu susijusių medžiagų paslapties, atskleidė sistemingą duomenų skirtumą tiek tikimybei išvengti rezonansinio gaudymo, tiek šiluminių neutronų panaudojimo koeficiento. deginimo funkcija.

S. M. Feinbergui pritarus, laikotarpiu nuo 1967 m. pabaigos iki 1968 m. pabaigos kelis mėnesius turėjau būti komandiruotėse pavadintame TATENA padalinyje. I.V. Kurchatova - NITI, Sosnovy Bor, šalia Leningrado AE 1-ojo bloko su RBMK-1000 reaktoriumi statybvietės. Komandiruočių tikslas – atlikti reaktoriaus RBMK-1000 aktyviosios zonos daugybinius skaičiavimus, kuo išsamesnę TC konstrukcijos ir jų veikimo režimų įtakos RBMK-1000 reaktoriaus neutroninėms ir termohidraulinėms charakteristikoms analizę. . NITI turėjo palyginti mažai apkrautą M-220 tipo kompiuterį, kuriame beveik kiekvieną dieną buvo galima gauti didelį (iki 6-12 valandų) kompiuterio laiką. vardu pavadintame Atominės energetikos institute. I. V. Kurchatovo teigimu, galimybės gauti kompiuterio laiką buvo apribotos intervalu nuo 15 minučių iki 1 valandos per dieną.

Atliktų skaičiavimo tyrimų rezultatai buvo apibendrinti daugelyje uždarų IAE ataskaitų. I.V.Kurchatovas (1968), redagavo ir asmeniškai patvirtino S.M.Feinbergas. Ne visi gauti rezultatai buvo įtraukti į ataskaitas. Iš atliktų skaičiavimo tyrimų paaiškėjo, kad:

Grafito kamino žingsnis, pasirinktas RBMK projektavimo sumetimais 25 cm lygyje su projektiniu pradiniu urano-235 sodrinimo lygiu 1,8 %, yra optimalus pasiekiamo kuro degimo gylio, įskaitant plutonio gamybą, atžvilgiu. režimas, kai RBMK tipo reaktoriai konvertuojami į dvejopos paskirties darbo režimą ;

Tačiau 25 cm žingsniu reaktyvumo su vandeniu garo efektas (dėl vandens tankio sumažėjimo formuojantis garams) tikėtinai pusiausvyros degimo izotopinei degalų sudėtiai visada yra teigiamas ir gali gerokai viršyti uždelstų neutronų dalis;

20 cm žingsniu garų reaktyvumo efektas visada yra neigiamas, nes vyrauja neutronų rezonansinės sugerties didinimo efektas, o ne absorbcijos vandenyje mažinimo efektas;

30 cm žingsniu garų reaktyvumo efektas visada yra neigiamas, nes vyrauja didėjančios absorbcijos grafite efektas, o ne sugerties sumažėjimo vandenyje efektas, šiek tiek padidėjus neutronų rezonansinei absorbcijai;

25 cm žingsniu galima pasiekti tam tikrą teigiamo reaktyvumo garo efekto sumažinimą padidinus pradinį urano-235 sodrinimą iki 2,2-2,4 %; tačiau norint padidinti pradinį sodrinimą, reikėjo iš esmės pakeisti valdymo sistemą, o tai buvo laikoma neįgyvendinama. Degiųjų absorberių, pvz., gadolinio, naudojimas buvo atmestas.

Bendra skaičiavimų išvada buvo tokia, kad pasirinkus 25 cm žingsnį, atsiranda reikšmingas teigiamas garų reaktyvumo efektas, dėl kurio gali atsirasti dideli ir nekontroliuojami energijos išsiskyrimo netolygumai visame reaktoriaus tūryje. Tačiau iki to laiko pagrindinės RBMK-1000 konstrukcijos charakteristikos jau buvo patvirtintos ir nebebuvo įmanoma pakeisti grafito mūro žingsnio. Siūlymai sumažinti grafito tankį iki 20-22 cm žingsnio ekvivalento (grafito „burbuliavimas“ arba mūro užpildymas grafito kamuoliukais) buvo laikomi praktiškai neįgyvendinamiais. Palyginus gautus duomenis su 15-ojo sektoriaus darbu, nustatyta, kad skirtumai tarp taikomų neutronų-fizinių skaičiavimo metodų praktiškai neįtakoja numatomų degimo gylių, turi mažai įtakos numatomoms kuro izotopinėms sudėtims kaip išdegimo funkcijai. , tačiau skiriasi vandens tankio ir grafito temperatūros reaktyvumo efektai tiek kiekybiškai, tiek net pagal požymius.

Daugelyje vėlesnių 15 sektoriaus darbų (1969–1971 m.), įskaitant tuos, apie kuriuos buvo pranešta uždaruose seminaruose, taip pat buvo aptiktas teigiamas garų reaktyvumo efektas. Tačiau šio poveikio neapibrėžtumas buvo laikomas per dideliu, kad būtų galima nedelsiant priimti sprendimus dėl grafito kamino konstrukcijos ar kitų reaktoriaus konstrukcijos elementų keitimo ar reaktoriaus darbo režimų peržiūros.

Dėl buvimo NITI ir vėlesnio pasirodymo pavadintame Atominės energijos institute. I. V. Kurchatovo kompiuteris BESM-6, kurio našumas tuo metu buvo iki 1 milijono operacijų per sekundę, mano 1969–1971 m. sukurtas kanalinių reaktorių stacionarių charakteristikų trimatės neutronikos ir termohidraulinių skaičiavimų programų rinkinys. Neutroninių charakteristikų modeliavimo pagrindas buvo Galanino-Feinbergo metodas, sukurtas trimatei geometrijai. Kiekvieno kuro elemento, valdymo ir apsaugos sistemos (CPS) strypų ir papildomų absorberių (AD) neutroniniai parametrai buvo apibūdinti koreliacinėmis funkcijomis, gautomis apdorojant kuro elemento, valdymo ir apsaugos sistemos bei DP elementų parametrų variantinius skaičiavimus. išdegimo, vandens tankio ir grafito temperatūros funkcija. Šiluminis-hidraulinis skaičiavimas buvo pagrįstas visų (iki 2 tūkst.) TC, turinčių individualius termohidraulinius parametrus, įskaitant ilgius ir kitas apatinio įleidimo vandens ir viršutinio išleidimo garo-vandens komunikacijų savybes, skaičiavimo metodu. (NVK ir PVK), kuris vyko 1969-70 m. eksperimentiniai bandymai pavadintame CS IAE stende. I.V.Kurčatova.

Sukurtas programų komplektas buvo panaudotas kelių kritinių UG stendo apkrovų analizei. Skaičiavimo rezultatai patenkinamai sutapo su eksperimentu. 1971-1973 m RBMK tipo reaktorių pastovios būsenos parametrų trimačiai neutronikos ir termohidrauliniai skaičiavimai atlikti įvairiems galios lygiams ir įvairioms aktyviųjų zonų kompozicijoms – nuo ​​pradinio paleidimo iki pastovios būsenos nuolatinės perkrovos režimu. Vienas skaičiavimas BESM-6 kompiuteryje užtruko 2-3 valandas procesoriaus laiko. Atliekant šiuos skaičiavimus paaiškėjo, kad taikomi efektyvaus dauginimo koeficiento (Keff) kaip matricos operatoriaus savosios reikšmės apskaičiavimo metodai suteikia didžiausią pirmąją savąją reikšmę neigiamo skaičiaus pavidalu 10-12 diapazone. Matematiškai teisingas sprendimas neturėjo fizinės reikšmės. Ši problema buvo intensyviai aptarta su V. I. Lebedevu ir Ya. V. Shevelev. Nustatyta, kad tik antroji savoji reikšmė buvo teigiama ir vienybės diapazone, kaip tikėtasi Keffui. Vadovaujantis formalia matricos operatorių savųjų verčių ir savųjų vektorių aiškinimo logika, buvo galima daryti išvadą, kad iš pradžių stabiliausia reaktoriaus šerdies būsena yra „jo nebuvimas“. Tai buvo „pirmasis“ skambutis dėl pirminės būsimų RBMK reaktorių saugos. Vėlesnė turimos informacijos apie matricos operatorių savųjų reikšmių ir savųjų vektorių problemas analizė parodė, kad nurodytas efektas būdingas vadinamiesiems. „laisvai susietos sistemos“, t.y. sistemos, susidedančios iš daugelio posistemių, turinčių silpnus tarpusavio ryšius. Iš skaičiavimų ir eksperimentų buvo žinoma, kad 35-40 šviežių RBMK tipo kuro elementų grupė jau sudaro kritinę sistemą. Iš skaičiavimų paaiškėjo, kad jei RBMK tipo reaktoriaus aktyvioje zonoje yra iki 1700 kuro elementų, net ir pasiekus pusiausvyros degimą, vietinė 70-110 kuro elementų grupė taip pat gali pasiekti kritinį lygį, jei joje nėra aukštakrosnės. arba įvesti valdymo strypai.

RBMK reaktorių branduolių stacionarių trimačių neutronų ir termohidraulinių parametrų skaičiavimo rezultatai, pasiekus pusiausvyros degimą, atskleidė keletą tada labai netikėtų efektų:

Reaktoriui veikiant maža galia (1-5% nominalios vertės), susidaro garo ir vandens mišinys, susidarantis dėl tiekiamo vandens temperatūros, artimos soties temperatūrai, ir vandens slėgio kritimo derinio dėl. padidinti vandens tiekimo sistemos hidraulinį pasipriešinimą; dėl teigiamo garo efekto didžiausias energijos išsiskyrimas gali pasislinkti į apatinę reaktoriaus dalį toje zonoje su TC, turinčiomis ilgiausius NVC, šalia šoninio reflektoriaus, kartu padidėjus bendram energijos išskyrimo koeficientui, netolygumui per visą laiką. šerdis;

Kai reaktorius veikia mažu galios lygiu (1–5% vardinės), nuimant anksčiau panardintą valdymo strypą, esantį šalia šoninio reflektoriaus, kartu nuleidžiant valdymo strypą, esantį priešingame aktyviosios zonos krašte (veikia „ išlyginus“ valdymo strypų padėtis aukštyje), žymiai padidėja bendras energijos išsiskyrimo netolygumo koeficientas visoje šerdyje, o didžiausias yra paimamo valdymo strypo srityje;

TC galios aukščio pasiskirstymas turi ryškų „dvigubą kuprą“; kai reaktorius veikia vardine galia, viršutinė „kupra“ yra didesnė už apatinę; kai reaktorius veikia maža galia (apie 1-5% vardinės vertės), apatinė „kupra“ gali būti didesnė už viršutinę;

Kai reaktoriaus galia padidėja iki nominalios vertės, maksimalus energijos išsiskyrimas aukštyje pasislenka į viršutinę aktyviosios zonos dalį;

Didėjant galiai ir mažėjant į šildymo kompleksą tiekiamo vandens temperatūrai, bendras energijos išsiskyrimo netolygumo koeficientas per kergą mažėja.

Iš atliktų skaičiavimų padaryta pagrindinė išvada, kad sunkiausiai stebimi ir valdomi reaktoriaus darbo režimai esant mažai galiai su padidėjusiu vandens suvartojimu. Kita išvada buvo konstatavimas, kad energijos išsiskyrimo aukščio pasiskirstymas išilgai TC priklauso nuo regiono, kuriame prasideda tūrinis vandens virimas, padėties. Dirbant vardine galia, sritis, kurioje prasidėjo tūrinis virimas, buvo 1,5–3 m aukštyje nuo šerdies dugno. Tačiau sumažėjus reaktoriaus galiai ir atitinkamai padidėjus vandens srautui esant aukštesnei įleidimo temperatūrai, virimo pradžios sritis gali pasislinkti žemyn į mažesnio kuro sudegimo sritį, skirtingą skirtingiems kuro elementams, o tai sukėlė papildomą teigiamą reaktyvumą. Taigi buvo įrodyta, kad atliekant RBMK tipo reaktorių parametrų neutroninius skaičiavimus reikia atsižvelgti į individualias kiekvieno kuro komplekso šilumines-hidraulines charakteristikas.

Išrastas 1971-1972 m. naujas verdančio branduolinio reaktoriaus aušinimo būdas (autoriai: S.M. Feinbergas, A.N. Rumyancevas, V.A. Čebotarevas, A.Ja. Kramerovas) ir vadinamasis šio metodo įgyvendinimas. „daugiaaukštis“ TC (autoriai: S. M. Feinbergas, A. N. Rumyancevas, V. A. Čebotarevas, V. E. Nikulšinas, V. S. Osmačkinas, V. A. Kapustinas) su skersiniu vandens tiekimu, sėkmingai išbandytas KS stende 1973 m., su galimybe jį naudoti abiejuose RBMK -1000 ir RBMK-1500, jis beveik visiškai pašalino vandens tankio pasiskirstymo TC aukščio netolygumus ir turėjo 2,5–3 kartus didesnę kritinę galią, palyginti su RBMK -1000 TC. Tačiau vietoj jo RBMK-1500 reaktoriaus projektui buvo naudojamas NIKIET sukurtas kuro bakas su tradiciniu išilginiu vandens tiekimu ir plieniniais sūkuriais garo ir vandens mišinio srautui viršutinėje rezervuaro dalyje. RBMK-1000 kuro bako konstrukcija išliko nepakitusi. Išsaugotas vandens tankio aukščio netolygumas RBMK tipo reaktoriuose.

Per 1972-1973 m sukurta trimačių neutroninių ir termohidraulinių nestacionarių procesų skaičiavimo metodika ir programa RBMK tipo kanaliniuose reaktoriuose (iki 2000 TC). Neutronų fizikinių charakteristikų modeliavimo pagrindas buvo Galanino-Feinbergo metodas, sukurtas nestacionariems trimatės geometrijos procesams. Įdiegtas modelis atsižvelgė į 6 uždelstų neutronų grupes. Programa buvo skirta išanalizuoti gana lėtus nestacionarius procesus, kuriuose kiekvieno TC galios kitimo laikotarpis turėjo būti didesnis nei laikas, per kurį aušinimo skystis praeina per pačią šerdį. RBMK atveju laikas, per kurį aušinimo skystis praeina per pačią šerdį, buvo įvertintas 3–4 sekundėmis. Kadangi RBMK tipo kuro strypo su šviežiu kuru šiluminė konstanta buvo įvertinta 13 sek., nurodyti modelio apribojimai praktiškai neturėjo jokios įtakos santykinai „lėtų“ nestacionarių procesų, ypač dėl tankio poveikio, modeliavimui. vandens reaktyvumas. Nepastovi šiluminė hidraulika buvo apskaičiuota kiekvienam TC, atsižvelgiant į individualias jo NVC ir PVC charakteristikas. Kiekvieno TC neutroninės-fizinės charakteristikos buvo apibūdintos koreliacijos priklausomybėmis kaip pradinio sodrinimo, degimo, vandens temperatūros ir tankio bei grafito temperatūros funkcija. DP ir valdymo strypų neutroninės fizikinės charakteristikos buvo apibūdintos koreliacinėmis priklausomybėmis kaip temperatūros ir vandens tankio bei grafito temperatūros funkcija. Koreliacinės priklausomybės buvo gautos apdorojant ląstelių parametrų skaičiavimo variantų seriją naudojant modifikuotą BOR programą

Kiekvienas reaktoriaus variantas buvo skaičiuojamas nuo pradinės pastovios būsenos apskaičiavimo. Tada pagal priimtą įvykių scenarijų buvo atliktas pereinamojo nestacionaraus proceso skaičiavimas, pradedant nuo stacionarios būsenos ir baigiant arba naujos beveik stacionarios būsenos pasiekimu, arba skaičiavimo nutraukimu dėl gautų skaičių bitų tinklelio perpildymas dėl TC neutronų srauto laiko ir galios padidėjimo (vienas Kompiuterio BESM-6 atminties langelis buvo naudojamas 3 dešimtainiams skaičiams saugoti). Skaičiavimas netikėtai nutrūko, kai šilumos išsiskyrimo netolygumo koeficientas per reaktoriaus aktyviosios zonos tūrį pasiekė 103 eilės reikšmę. Vienam 3-5 minučių trukmės nestacionaraus proceso skaičiavimui prireikė nuo 100 iki 150 valandų procesoriaus darbo laiko. BESM-6. Šerdies vientisumo kriterijus buvo kritinio šilumos srauto neviršijimas bet kuriame bet kurio TC aukščio taške. Mano prašymu, palaikomas Y. V. Ševelevo, S. M. Feinbergas kreipėsi į instituto direktoriaus pavaduotoją A. G. Zelenkovą, kuris prižiūrėjo kompiuterių kompleksą, su pasiūlymu skirti man asmeninį išteklį – du nuolat veikiančius magnetofonus ir eilę 3 magnetiniai diskai nestacionariems RBMK skaičiavimams BESM-6 kompiuteryje atlikti. Prašymas buvo patenkintas. Programinės įrangos pakete buvo įrengtas automatinio paleidimo mechanizmas, kuris leido bet kada pradėti ir sustabdyti užduotį. Kadangi tuo metu kompiuterio BESM-6 operatoriai gaudavo premijas už didžiausią procesoriaus laiko išnaudojimo rodiklį, šis programinis kompleksas tapo „mėgstu“ operatorių, kurie jam paleisti naudojo tik 4 perfokortas. Atsisakymo įeiti į dideles perfokortų kalades dėl strigčių, pasvirimo ir pan. Jei perfokortelių atkurti nepavyko, kompiuterių operatoriai norėjo paleisti programinės įrangos paketą, kad išvengtų kompiuterio prastovų. Vieno laiko žingsnio apskaičiavimas reikalauja nuo 5 iki 15 minučių BESM-6 procesoriaus laiko. Taigi, kompiuterio laiką, reikalingą vienam nestacionaraus proceso skaičiavimui atlikti, būtų galima gauti per 2-4 savaites. Per 1972-1974 m. buvo atlikta ne daugiau kaip 30-40 pilnų skaičiavimų.

Daugiausia buvo modeliuojamos aktyvių zonų charakteristikos su pasiektu pusiausvyros išdegimu ir izotopų sudėtimi. Šios būsenos atitiko 10–20 DP strypų buvimą šerdyje, beveik tolygiai paskirstytų visame šerdyje. Įterptų valdymo strypų skaičius buvo nustatytas naudojant perturbacijos teoriją. Pradinis valdymo strypų aukščio pasiskirstymas buvo imituotas Monte Karlo metodu. Pradinė Keff vertė visada buvo normalizuota iki vieneto. Dėl daugelio įvykių scenarijų buvo susitarta su S.M. Feinbergu ir Ya.V. Shevelev. Didžiausias dėmesys buvo skirtas situacijų, susidariusių reaktoriui dirbant maža galia (1-5% vardinės) ir aktyviosios zonos iškrovimo įvairiais galios lygiais, analizei. Skaičiavimų rezultatai buvo pateikti šildymo komplekso galios pasiskirstymo laikui bėgant diagramų pavidalu (maždaug 2,5x2,5 metro dydžio, iki 20-30 tokių lapų vienam skaičiavimo variantui) ir įrašais darbo knygelėse, esančiose 1. Pastato skyrius. 101, kuriam vadovavo L.S.Dančenko. Skaičiavimų rezultatai buvo pristatyti keliuose uždaruose 14-ojo sektoriaus seminaruose. Skaičiavimo rezultatų eksperimentiniam patikrinimui tuo metu nebuvo galimybių. Atliekant daugybę skaičiavimų, buvo aptiktas reikšmingas nestacionarus energijos paskirstymo netolygumas visame šerdies tūryje, lokalizuojant šerdies tūrį, įskaitant apie 70–110 TC. Išvadas apie galios perskirstymo erdvinių efektų atsiradimą ir vystymąsi, susidarius vietinėms superkritiškumo zonoms, būtų galima patvirtinti arba paneigti tik eksperimentai su veikiančiais RBMK tipo reaktoriais. Iki tol sukaupta patirtis eksploatuojant dvigubos paskirties pramoninius reaktorius, taip pat AMB tipo reaktorius šių išvadų negalėjo nei patvirtinti, nei paneigti.

Iš šiandien (2009 m.) gautų rezultatų iš atminties galima atkurti tik keletą, kurie, kaip paaiškėjo, vėliau, deja, buvo patvirtinti eksperimentu. Todėl jie buvo prisiminti.

1) Kai reaktorius veikia maža galia (1-5% vardinės) ir naudojant 6 pagrindinius cirkuliacinius siurblius (MCP), nuimant anksčiau visiškai panardintą valdymo strypą, esantį šalia šoninio reflektoriaus simetrijos srityje. šerdį, tuo pat metu nuleidus valdymo strypą, esantį priešingame šerdies krašte (valdymo strypų padėties „išlyginimo“ aukštyje operacija), gali susidaryti vietinė padidinto energijos išsiskyrimo zona, kuri laikui bėgant didėja. apatinė šerdies dalis ištraukiamo valdymo strypo srityje. Kuro elemento vietinės galios augimo greitis buvo panašus į kuro strypo šiluminę konstantą (apie 13 sek.). Šios vietinės zonos, artimos rutulio ar elipsės formai, efektyvusis skersmuo skaičiavimo pabaigoje buvo 2,5–3 metrai. Ši sritis apėmė 70–110 TC grupę. Energijos išskyrimo netolygumo tūrinis koeficientas svyravo plačiame diapazone, siekdamas 200-500, santykinai nežymiai padidėjus integralinei reaktoriaus galiai. Skaičiavimo pabaigoje šildymo komplekso vietinė galia maksimalaus energijos išsiskyrimo srityje gali viršyti šilumos perdavimo krizės ribą 2-10 kartų. Tas pats pereinamasis procesas, kai reaktorius veikė vardine galia, tik sukėlė vietinio galios pasiskirstymo poslinkį išilgai TC aukščio į viršutinę aktyviosios zonos dalį be jokių reikšmingų energijos išsiskyrimo tūrinio koeficiento pokyčių netolygumai visoje aktyvioje. Prieita prie išvados, kad būtina panaikinti nuotolinio valdymo strypų aukščio niveliavimo operacijas, kai reaktorius dirba mažos galios lygiais, ir būtinybę mažinti vandens srautą per aktyviąją zoną, kai jo galia sumažėja. Nežinau, ar toks reikalavimas buvo įtrauktas į veiklos reglamentą. 1975 m. gruodžio mėn. įvykusi avarija Leningrado atominės elektrinės (LNE) 1-ajame bloke patvirtino tokių scenarijų įgyvendinamumą, taip pat vietinio kuro rinklės perkaitimo ir vėlesnio slėgio mažinimo (apie 100 kuro rinklių) mastą. ).

2) Šerdies atstatymas esant mažam galios lygiui (1-5% vardinės, kai veikia 6 pagrindiniai siurbliai) visada padidino energijos išleidimo tūrinį koeficientą, nelygumus, kai didžiausias energijos išsiskyrimas buvo perkeltas į apatinę šerdį dėl dviejų efektų superpozicijos: garo ir vandens mišinio jau prie įėjimo į kuro kamerą, kuri turėjo mažesnį vandens ryšį ir didžiausią ilgį, ir didžiausio neutronų srauto bei energijos išsiskyrimo poslinkį į kuro kamerą. apatinė šerdies dalis, nes iš šerdies pašalinami grafito išstūmikliai ir įvesta šerdies strypų sugerianti dalis. Šiuo atveju atsirado konkurencija tarp dviejų erdvinių efektų – vietinio reaktyvumo mažinimo viršutinėje šerdies dalyje dėl šerdies strypų sugeriančių elementų įvedimo ir vietinio reaktyvumo padidėjimo apatinėje šerdies dalyje. dėl teigiamo garo efekto ir neutronų lauko „užspaudimo“. Šių varžybų rezultatą lėmė pradinis DP ir valdymo strypų išdėstymas šerdyje bei šerdies strypų įstūmimo į šerdį greitis. Leningrado AE 1-ojo bloko projekte priimtu šerdies strypų įterpimo greičiu (apie 0,4 m/sek.) visada pasireikšdavo trumpalaikio vietinio „brinkimo“ efektas. Poveikio mastas buvo įvertintas dešimtis kartų padidinus energijos išsiskyrimo netolygumo tūrinį koeficientą. Tam tikromis pradinėmis sąlygomis šis poveikis sukėlė trumpalaikę (dešimties sekundžių) šilumos pašalinimo krizę. Per tą laiką šerdies strypai buvo įkišti maždaug iki šerdies vidurio (3,5 metro). Įvertintos galimos vietinio pagreičio pasekmės zonoje prie šoninio reflektoriaus, kurio efektyvusis skersmuo 2,5-3 metrai, kai kuro elemento šiluminė konstanta yra 13 sek., ir atsižvelgiant į atšvaito dydį. vandenilis, kuris gali išsiskirti tiek dėl cirkonio-garų reakcijos, tiek daugiausia dėl terminio vandens skilimo. Daryta prielaida, kad apdegė ir plyšo 70-110 šildymo sistemos cirkonio vamzdžių, o per maždaug kuro elemento šiluminės konstantos laikotarpį į vietinį superkritiškumą pateko 5-10 tonų vandens, termiškai suirusio į vandenilį ir deguonį. zona. Vėlesniam kontaktui su atmosfera gali įvykti detonacijos ir vandenilio mišinio detonacija, kai 1 tona mišinio buvo laikoma lygiaverte 0,5-2 tonoms TNT. Gauti įverčiai atitiko TNT ekvivalentą, kuris svyravo nuo 2 iki 20 tonų TNT.

Nustatytos konkurencijos tarp dviejų erdvinių efektų nežinojimas ar nežinojimas vėlesniuose (man nedalyvaujant) tobulinant RBMK tipo reaktorius lėmė tai, kad Černobylio atominės elektrinės (ChAE) ir Ignalinos atominės elektrinės reaktoriuose su RBMK -1500 reaktoriaus, valdymo strypų ir valdymo strypų grafito poslinkiai (ribiniai jungikliai) buvo sutrumpinti AZ. Vietoj grafito šių strypų apačioje buvo apie 1,2 metro aukščio vandens stulpeliai. Šie stulpai atliko šiluminių neutronų sugertojo vaidmenį ir jų dydis gana koreliavo su minėtu efektyviu vietinės kritinės zonos skersmeniu (2,5-3 metrai). Numetus šerdies strypus į apatinę šerdies dalį, šerdies strypų grafito galai išstumdavo vandenį, o tai suteikė papildomą teigiamą reaktyvumą jau esamam teigiamam garų reaktyvumo efektui ir neutronų lauko „suspaudimo“ efektui. . Numatomas energijos išsiskyrimo netolygumo tūrinio koeficiento padidėjimas šerdies iškrovimo metu esant mažos galios lygiui su galimybe sukurti vietines superkritiškumo zonas buvo devintojo dešimtmečio pradžioje. praeitas amžius buvo eksperimentiškai patvirtintas paleidus reaktorius tiek Černobylio AE, tiek Ignalinos AE su reaktoriumi RBMK-1500. 1986 m. šį efektą dar kartą eksperimentiškai patvirtino avarija Černobylio atominės elektrinės 4-ajame bloke, įvykusi mano gimtadienį, balandžio 26 d.

Dalyvavimo projektuojant RBMK reaktorius istorijos tęsinys

1973 m. birželį TAE taryboje apgyniau disertaciją fizinių ir matematikos mokslų kandidato laipsniui gauti. I.V. Kurchatova. Tarybai vadovavo A. P. Aleksandrovas. Disertacijos tema, kuri buvo klasifikuojama kaip klasifikuota, buvo sukurti trimačių kanalinio tipo reaktorių stacionarių neutroninių ir termohidraulinių charakteristikų skaičiavimo metodai, atitinkamos programinės sistemos ir kai kurie RBMK-1000 parametrų skaičiavimo rezultatai. tipo reaktoriai. Bendru S.M.Feinbergo, kuris buvo Tarybos pirmininko pavaduotojas, ir Y.V.Ševelevo sprendimu, Y.V.Ševelevas buvo paskirtas mano moksliniu vadovu. Skaičiavimų, kurie kėlė abejonių priimtais RBMK-1000 reaktoriaus projektiniais parametrais, rezultatai buvo neįtraukti į pradinį disertacijos tekstą. Gynyba buvo sėkminga.

1973 metų rugsėjo pradžioje S.M.Feinbergas, paskirtas Leningrado AE 1-ojo bloko reaktoriaus RBMK-1000 paleidimo valstybinės komisijos pirmininku, grįžo iš komandiruotės į Leningrado AE, pasikvietė mane pas save ir pasakė: „Sasha, mes sukūrėme kažką panašaus, ko žmogaus protas nebegali suvokti. Reaktorį paleisime iki lapkričio 7 d. Iš viso 30-40 kanalų. Ir tada grįšime prie jūsų skaičiavimų. Kol pasieksime pilną branduolio apkrovą, turėsime laiko dar kartą viską patikrinti ir išsiaiškinti. Tada S.M.Feinbergas išskrido į seminarą Tbilisyje. S.M.Feinbergas buvo skubiai evakuotas iš seminaro į Maskvą ir nedelsiant paguldytas į 6-ąją ligoninę, kur jam buvo nustatyta mirtina diagnozė. 1973 m. spalio pabaigoje Savely Moiseevich Feinberg mirė. Niekas nebuvo įleistas į ligoninę jo pamatyti, išskyrus jo artimuosius ir V. A. Čebotarevą. Daugiau jokių nurodymų iš jo negavau. NIKIET darbuotojas L.V.Konstantinovas, naujai paskirtas valstybinės komisijos pirmininkas, kurį gerai pažinojau iš savo darbo NIKIET ir su kuriuo keletą metų dirbau TATENA, neturėjo jokio supratimo apie aukščiau trumpai aprašytas RBMK problemas.
Vėlesnės V. A. Sidorenkos vadovaujamo Branduolinių reaktorių departamento pertvarkymai ir formavimas, formalus mano komandos perkėlimas vadovaujant E. P. Kuneginui nesustabdė bandymų toliau analizuoti RBMK-1000 reaktorių ir projektuojamo RBMK-1500 ypatybes. Remiantis darbo rezultatais 1973-1974 m. buvo paskelbta nemažai įslaptintų pranešimų. 1974 metų pradžioje kreipiausi į A.P.Aleksandrovą su pasiūlymu savo grupės ir sukurtų programinių sistemų pagrindu sukurti Kanalinio tipo reaktorių skaitmeninio modeliavimo laboratoriją (RBMK tipas), joje apjungiant išsklaidytus RBMK skaičiavimus. įvairiuose skyriuose. Laboratorija nebuvo sukurta. Tuo pačiu metu Ya.V. Shevelev, remdamasis atliktų skaičiavimų rezultatais, ėmėsi iniciatyvos kiekviename RBMK tipo reaktoriuje įrengti skaičiavimo ir diagnostikos kompleksą, susidedantį iš 2 BESM-6 kompiuterių, nes nėra kitų reikiamų kompiuterių. energija buvo gaminama SSRS. Ši iniciatyva nebuvo įgyvendinta. Bendradarbiaujant su mano magistrantu N. L. Pozdniakovu, buvo numatyti būdai, kaip patobulinti trimačių neutroninių ir termohidraulinių skaičiavimų metodus, siekiant sumažinti kompiuterio darbo laiką 10 ar daugiau kartų. Šie metodai buvo sukurti ir sudarė jo sėkmingai apginto daktaro disertacijos pagrindą.

1974 m. rugsėjį buvau išsiųstas į Amerikos branduolinės draugijos konferenciją Atlantoje (JAV) su pranešimu apie kanalinio tipo reaktoriuose vykstančių nestacionarių procesų trimačio modeliavimo metodus. Pranešimas sulaukė susidomėjimo ir buvo publikuotas konferencijos pranešimų rinkinyje. Pagrindinis klausimas buvo: kur buvo galima rasti kompiuterį, kuriame būtų galima išspręsti 104-105 matricos matmenų problemas, kai elementų skaičius yra 108-1010? Amerikiečių teigimu, tokių kompiuterių gamtoje niekada nebuvo. Atsakymas, kad toks kompiuteris yra BESM-6, sukėlė nuostabą, nepasitikėjimą ir net pavydą. Kitas dažnai užduodamas klausimas buvo RBMK tipo reaktorių valdomumas ir energijos išsiskyrimo aktyvioje kontrolės metodai. Gleno Seaborgo vadovaujamos JAV atominės energijos komisijos komandos vizito į statomą Leningrado AE 1-ąjį bloką 1972 m., kurį lydėjo S.M.Feinbergas, amerikiečiai jau daug žinojo apie atominių elektrinių statybos programą kartu su RBMK. -1000 ir jau domėjosi tokių reaktorių valdymo galimybėmis, taip pat jų panaudojimo dvejopos paskirties režimais galimybėmis.

1974 m. pabaigoje buvau įtrauktas į GCAE rezervą dirbti TATENA. Nuo 1975 m. vasario mėn. RBMK analizės darbai buvo sustabdyti. Visa medžiaga, įskaitant esamas programinės įrangos sistemas, buvo oficialiai perduota E.P. Kuneginui. N.L.Pozdniakovas po dvejų metų sėkmingai apsigynė. 1975 m. gegužę išvykau į Vieną stažuotis TATENA.

1975 m. gruodžio mėn. grįžo iš Vienos, kad vėliau būtų registruotas kaip TATENA visu etatu dirbantis darbuotojas, atleistas iš TATENA. I.V. Kurchatova, sužinojau apie vietinę avariją Leningrado AE 1-ajame bloke. Susitikęs su RBMK laboratorijos vedėju A.Ya.Kramerovu, jam išsamiai paaiškinau labiausiai tikėtiną nelaimės priežastį (žr. aukščiau) ir pasirašiau leidimą susipažinti su mano darbo knygelėmis, kurios buvo saugomos 101 korpuso 1-asis skyrius uždarų ataskaitų rankraščių pavidalu. 1976 m. kovą išvykau dirbti į TATENA. Prieš išvykdamas susitariau su L.S.Dančenko, kad ji 1-ame skyriuje išsaugos visas mano darbo knygeles, visus labai storus aplankus su tiek mano programų šaltinių tekstų, tiek skaičiavimų rezultatų atspaudais.

Baigęs komandiruotę TATENA, 1981 m. sausį vėl tapau TATENA darbuotoju. I. V. Kurchatovas, einantis Kompiuterių mokslo ir radioelektronikos departamento (OVTiR) direktoriaus pavaduotojo pareigas, gavęs V. A. Legasovo ir V. A. Sidorenko nurodymus visais įmanomais būdais prisidėti prie IAE skaičiavimo bazės plėtros. I.V.Kurchatovas, kadangi turėjo patirties dirbant su naujausiomis užsienio kompiuterinėmis technologijomis, o RBMK-1000 ir RBMK-1500 charakteristikų analizės klausimai nebebuvo aktualūs - reaktoriai buvo pastatyti ir sėkmingai veikė. Matyt, 1975 m. gruodį Leningrado AE 1-ajame bloke įvykusios avarijos nepasikartojo. Atitinkamas TSKP CK ir SSRS Ministrų Tarybos nutarimas dėl TAE sukūrimo. I. V. Kurchatovo klasterinis skaičiavimo centras (CCC) buvo priimtas 1980 m. Jame buvo numatyta statyti iki 20 tūkstančių kvadratinių metrų ploto CCC. m laikotarpiu iki 1990 m. ir aprūpinant jį galingiausiais vidaus ir užsienio gamybos kompiuteriais, įskaitant Cray tipo superkompiuterius. Tada rezoliucijos projektą parengė OVTiR direktorius I. I. Malašininas (kuris tapo laivyno kontradmirolu kaip OVTiR direktorius) ir jo pavaduotojas I. N. Polyakovas A. P. Aleksandrovo vardu.

Grįžus iš TATENA paaiškėjo, kad 1-ąjį departamentą perkeliant iš 101 pastato į 158 pastatą, E. P. Kunegino nurodymu buvo sunaikintos visos mano darbo knygelės ir popieriai. Mano buvęs abiturientas N. L. Pozdniakovas, kuris tuo metu taip pat buvo išsiųstas į TATENA, nesugebėjo sutrukdyti šiai 1-ojo skyriaus archyvo „grėbimo“ akcijai. L.S.Dančenko buvo labai susirūpinęs, tačiau dėl formalių priežasčių (galiojimo laikas, slaptumas ir pan.) nieko negalėjo padaryti.

Kompiuterių technologijų katedros (OCT) darbuotojo A. A. Derbenevo bandymai atkurti trimačių skaičiavimų programines sistemas, kurių atsargines kopijas nuo 1975 m. saugojo magnetinėse juostose, 1981 m., žlugo. Pirmą kartą bandant perskaityti ir perrašyti šias juostas ant naujos laikmenos, nuo jų nukrito feromagnetinis sluoksnis. Iš visų šių programinės įrangos sistemų, išskyrus leidinius ir kai kuriuos vartotojo vadovus, nieko neliko. Funkciniai šių kompleksų analogai dar nebuvo atrasti (2009). Reaktorių kinetika tebėra taškinė, nėra paskirstytos šiluminės hidraulikos, fizinių procesų modeliavimo lygis RBMK tipo reaktoriuose dar toli nuo to, kas kadaise buvo pasiekta prieš kelis dešimtmečius.

Kuriant IAE pavadintą skaičiavimo bazę. I.V.Kurchatovas galėjo sužinoti apie Černobylio AE pristatytus RBMK-1000 patobulinimus. Didžiausią susidomėjimą sukėlė sprendimas sutrumpinti grafito poslinkius ant valdymo strypų ir valdymo strypų. Iš tų, kurie tada jau buvo RBMK reaktoriaus valstybinės premijos laureatai, bandymai išsiaiškinti, kiek tokie patobulinimai galioja, nieko nedavė. Liko tik laukti. E.P.Kuneginas, dirbęs RBMK projekto mokslo direktoriaus pavaduotoju, mirė 1983 m. V.A.Sidorenko buvo perkeltas dirbti į „Gosatomnadzor“. A.P. Aleksandrovas tapo SSRS mokslų akademijos prezidentu. Faktinis reaktorių teritorijų valdymas atiteko instituto direktoriaus pavaduotojui V.A.Legasovui, talentingam chemikui.

Vardo TATENA partijos ir ekonominių aktyvistų išplėstiniame susirinkime. I. V. Kurchatovas 1984 m. lapkričio 13 d., kurį OVTiR vardu vedžiau A. Ju. Gagarinskis, ką tik išrinktas instituto partijos komiteto sekretoriumi (OVTiR direktorius I. I. Malašininas, kaip įprasta, skubiai). susirgo“ - „nuėjo miegoti dėl dugno“), įgyvendinant Centro komiteto ir Ministrų Tarybos nutarimą, buvo nubrėžta Instituto skaičiavimo bazės plėtros programa ateinantiems 10–15 metų. Programa buvo sukurta kartu su I. N. Polyakovu, tuometiniu OVTiR direktoriaus pavaduotoju, būsimu RRC „Kurchatovo instituto“ direktoriumi (2003–2006 m.), aktyviai dalyvaujant Kompiuterių vartotojų tarybos pirmininkui L. V. Mayorovui ir tarybos nariams. . Pristatant programą buvo pabrėžta, kad skaičiavimo galios trūkumas neleidžia atlikti reikiamos atominių elektrinių projektinių sprendimų saugos analizės, o labiausiai tikėtinas kandidatas į sunkią avariją yra naujausi RBMK blokai su visais. juose įdiegtus patobulinimus. L. V. Mayorovas pabrėžė didelį skaičiavimo galios trūkumą ir „nebaigtų“ reaktorių projektų riziką. Pirmoje konferencijų salės pastato eilėje. 158 sėdėjo A. P. Aleksandrovas ir V. A. Legasovas. V.A.Legasovas į tai, ką išgirdo, reagavo audringai, pakrypo į asmeninius įžeidimus L.V.Majorovo atžvilgiu. A.P.Aleksandrovas dažniausiai tylėjo, tačiau šią informaciją taip pridėjo prie širdies, kad po trijų dienų iškėlė klausimą dėl OVTiR panaikinimo, kas ir buvo padaryta. Tame pačiame posėdyje IAE vyriausiasis inžinierius. I.V.Kurchatovas E.O.Adamovas (būsimas „Minatom“ vadovas) pasiūlė vietoj kompiuterių centro statyti garažą ir automatizuotas mechanines dirbtuves, kaip dalį institutui sukurtos inžinerinės rekonstrukcijos programos. Dėl to E. O. Adamovo pasiūlymas buvo įgyvendintas. Centro komiteto ir Ministrų Tarybos nutarimas buvo ignoruojamas be pasekmių. Garažas buvo pastatytas ir stovėjo tuščias daugiau nei 10 metų, kol buvo „perduotas“ automobilių bendrovei „Audi“. Mechaninės dirbtuvės, paskelbtos „Visasąjungine komjaunimo smūgio statyba“, liko nebaigtos iki šiol. Vienintelis asmuo, kuris vienareikšmiškai įvertino tai, kas nutiko šiame partijos ūkyje, buvo N. N. Ponomarev-Stepnoy, kuris, pasibaigus turtui, man pasakė, kad C&E centras bus pastatytas. Nepaisant visų sunkumų, Konferencijų ir parodų centro pastatas buvo pastatytas po 12 metų pagal kosminių reaktorių įrenginių kūrimo programą tik N. N. Ponomarev-Stepnoy iniciatyva ir parama. Šios konstrukcijos projektavimo užduotį parašė I. N. Polyakovas ir aš. Šis pastatas su visa įranga pasirodė itin tinkamas mikroelektronikos darbams plėtoti, o vėliau ir daugiaprocesorinėms skaičiavimo sistemoms jame diegti. Kasetės su pasisakymų ir diskusijų šiame išplėstiniame partijos ir ekonomikos veikėjų susirinkime įrašais dingo iš partijos komiteto archyvų 1986 metų gegužės-birželio mėnesiais po avarijos Černobylio atominės elektrinės 4-ajame bloke.

Informacija apie avariją Černobylio atominės elektrinės 4-ajame bloke iš A.Ju.Gagarinskio gauta 1986 metų balandžio 28 dieną be jokių detalių. Dėl smulkmenų jis, partijos komiteto sekretorius, viešai patarė klausytis „Amerikos balso“ radijo stoties. Po savaitės aš, kaip OVT politinio-ekonominio seminaro vadovas, vedžiau planinį seminarą. Joje A.A.Derbenevas, gerai išmanantis mano darbo RBMK istoriją, paklausė apie galimas šios avarijos priežastis. Nežinodamas jokių detalių apie tai, kas nutiko, išskyrus oficialius pranešimus apie avariją, pateikiau keletą versijų, kurių pagrindinė buvo energijos išsiskyrimo netolygumai, kuriuos išprovokavo mažos galios veikimas, dėl kurio susidarė vietinės superkritiškumo zonos m. apatinė šerdies dalis prie šoninio reflektoriaus su vėlesniu pagreičiu (žr. detaliau). aukštesnis). Vėliau paaiškėjo, kad taip ir buvo. 1986 metų birželį instituto valgykloje mane pasitiko RBMK laboratorijos vedėjas A.Ja.Kramerovas, grįžęs iš komandiruotės į Černobylio atominę elektrinę ir uždavė tą patį klausimą. Ir gavau tą patį atsakymą, kuris labai nustebino.

1986 metų gegužę per asmeninį susitikimą su V.A.Legasovu, grįžusiu iš Černobylio atominės elektrinės, pasiprašiau, kad mane įtrauktų į instituto komandą, kuri analizavo avarijos priežastis. Jis pažadėjo tai padaryti. Po dvejų metų, po V. A. Legasovo mirties, pavyko išsiaiškinti, kad jis davė komandą neleisti man analizuoti šios „patrankos“ šūvio avarijos. Šio sprendimo priežastys man nežinomos.

Šiek tiek apie avariją Černobylio atominės elektrinės 4-ajame bloke

Nei intensyvūs poavarijos tyrimai, nei TATENA pateikta V.A.Legasovo vadovaujamos komisijos ataskaita man nieko naujo dėl RBMK savybių neatskleidė. Ilgalaikis reaktoriaus veikimas esant mažos galios lygiui, o aktyvioji zona beveik „švari“ nuo valdymo strypų ir aukštakrosnių išprovokavo vietinių superkritiškumo zonų susidarymą apatinėje reaktoriaus dalyje, šalia šoninio reflektoriaus ir šerdies simetrijos ašis, dėl teigiamo garo efekto, kai į TC tiekiamas garo-vandens mišinys, kurio pradinis galios padvigubėjimo periodas nustatomas pagal kuro elemento šiluminę konstantą. Vėlesnį santykinai lėtą galios padidėjimą aptiko reaktoriaus operatorius, paspaudęs aktyviosios zonos atleidimo mygtuką. Šerdies strypų įdėjimo pradžia išprovokavo papildomo reaktyvumo įvedimą į apatinę šerdies dalį dėl vandens išstūmimo „patobulintais“ grafito išstūmikliais ir vėlesniu galios pagreičiu. Sprogmenų ekspertai apskaičiavo, kad Černobylio atominės elektrinės 4-ajame bloke įvykusios avarijos TNT ekvivalentas yra 10–15 tonų trotilo. Ši vertė gerai koreliuoja su įvertinimais, kuriuos padariau 1973 m.

Oficialioje SSRS GCAE ataskaitoje „Avarija Černobylio atominėje elektrinėje ir jos pasekmės“, kurią sudarė V. A. Legasovo vadovaujama komisija ir kuri buvo pristatyta 1986 m. rugpjūčio 25–29 d. vykusiame TATENA ekspertų posėdyje, buvo pateikta informacijos, kuri galėtų gali būti naudojamas patvirtinti arba paneigti mano prognozes apie nestacionarius procesus RBMK-1000 tipo reaktoriuose, sudarytas 1972–1974 m.

Žemiau pateikti skaičiavimai pagrįsti informacija apie galimus avarijos atsiradimo ir vystymosi scenarijus, gauta modeliuojant RBMK tipo reaktorių nestacionariąsias charakteristikas 1972-1974 m. Naudojamas supaprastintas tiesinis analitinis modelis.

Iš pranešimo žinoma, kad 1 val. 22 min. 1986 m. balandžio 26 d. operatorius smarkiai sumažino tiekiamo vandens srautą, dėl to į reaktorių patenkančio vandens temperatūra pakilo su vėlavimu, lygiu vandens patekimo iš separatoriaus būgnų į reaktorių laikui. Visi 8 pagrindiniai cirkuliaciniai siurbliai veikė bendru debitu (56-58)103 m3/val. Kai TC skaičius yra 1680, vidutinis debitas per vieną TC buvo (56-58)103 m3/val. / 1680 "(33,3-34,5) m3/val." 9,4 l/sek. Dėl tikslių duomenų trūkumo intervaliniai įverčiai toliau naudojami kvantilinio neapibrėžtumo įverčių metodu. Maisto vandens suvartojimo mažinimo „aštrumo“ matas ataskaitoje nenurodytas. Tarkime, kad „staigus“ tiekimo vandens tiekimo sumažėjimas lėmė beveik visišką jo tiekimo nutraukimą per 5¸7 sekundes. Įvertinus vidinį NVC skersmenį 5 cm diapazone ir NVC ilgį 30¸50 metrų diapazone, gauname vieno NVC talpą 19 cm2*(3000¸5000)cm = ( 57000¸95000) cm3 = 57¸95 litrai. Panašus indas, kurio srautas per TC yra 9,4 l/sek, bus pripildytas padidintos temperatūros vandeniu per (57/9,4)¸(95/9,4) sek. » 6¸10 sek. Atsižvelgiant į kolektorių ilgį nuo būgninių separatorių iki pagrindinio cirkuliacinio siurblio (>50 m) ir nuo pagrindinio cirkuliacinio siurblio iki grupinių kolektorių jungties su NVK (> 60 m), faktinis vandens kelias iki TC padidės dar »110 m ir bus (30+110)¸( 50+110)=140¸160 m. Faktinis kelionės laiko diapazonas vandeniui su padidinta temperatūra iki įėjimo į TC su ilgiausiu žemesniu vandens komunikacijos (LOC) yra proporcingas kelio ilgiui (140¸160)/(30¸50)”3,8 ir gali būti vertinamas diapazone » 23¸38 sek. Atsižvelgiant į pašarinio vandens suvartojimo sumažėjimo „aštrumą“, realų laiką, per kurį vanduo su padidinta temperatūra iš būgninių separatorių pasiekia įėjimo į TC su ilgiausiu NWC tašką, gali būti įvertintas intervale (23+5). ¸(38+7)=28¸45 sek.

Iš pranešimo žinoma, kad 1 val. 22 min. Per 30 sekundžių iš „Skala“ sistemos buvo gautas faktinių energijos išleidimo laukų ir visų valdymo strypų padėties atspaudas. Atsižvelgiant į energijos išleidimo lauko jutiklių sistemos inerciją ir „Skala“ sistemos veikimą, gautas spaudinys greičiausiai atitiko laiko tašką iki 1 valandos. 22 minutes, t.y. fiksavo branduolio būklę tol, kol operatorius sumažino pašarinio vandens suvartojimą. Kol buvo gautas šis spaudinys, vanduo su padidinta temperatūra iš būgninių separatorių dar praktiškai nebuvo pasiekęs įėjimo taško į TC su ilgiausiu NWC.

Iš ataskaitos žinoma, kad praėjus minutei smarkiai sumažėjus tiekiamo vandens srautui, 1 val. 23 min., reaktoriaus parametrai buvo arčiausiai stabilių. Reaktorius toliau veikė »200 MW (»6,25 % nominalios) galia. Šiuo metu į TC jau buvo tiekiamas padidintos temperatūros vanduo, kurio NVK (60-45)¸(60-28)=15¸32 sekundės.

Iš pranešimo žinoma, kad 1 val. 23 min 04 sek. Turbogeneratoriaus Nr.8 uždarymo ir valdymo vožtuvai (SVR) buvo uždaryti ir pradėti bandymai. Šiuo metu į TC jau buvo tiekiamas padidintos temperatūros vanduo su ilgiausiu NVK (15+4)¸(32+4)=19¸36 sekundės. Reaktorius toliau veikė »200 MW galia.

Iš ataskaitos žinoma, kad praėjus kuriam laikui nuo bandymų pradžios, prasidėjo lėtas galios didėjimas. Sąvokos „tam tikrą laiką“ ir „lėtas augimas“ ataskaitoje neapibrėžtos.

Iš pranešimo žinoma, kad 1 val. 23 min 40 sek., t.y. Praėjus 36 sekundėms po valdymo vožtuvo uždarymo, padalinio pamainos prižiūrėtojas davė komandą paspausti mygtuką AZ-5, gavus signalą, visi valdymo strypai ir avarinės apsaugos strypai buvo įkišti į šerdį. Strypai nukrito, tačiau po kelių sekundžių įvyko smūgiai ir operatorius pamatė, kad amortizatoriai sustojo nepasiekę apatinių galų. Ataskaitoje nepasakoma, kokia buvo reaktoriaus galia, privertusi bloko pamainos viršininką duoti komandą paspausti AZ-5 mygtuką.

Taigi, vos per 36 sekundes nuo bandymų pradžios, reaktoriaus galia, lėtai didėjanti, pasiekė lygį, dėl kurio AZ-5 buvo numestas. Ataskaitoje rašoma, kad praėjus 3 sekundėms po AZ-5 atstatymo, reaktoriaus galia viršijo 530 MW, o pagreičio laikotarpis tapo gerokai mažesnis nei 20 sekundžių.
Panagrinėkime tikėtiną reaktoriaus galios kitimo dinamiką. Iki 1 val. 23 min. reaktoriaus parametrai buvo arčiausiai stabilių ir iki 1 val. 23 min. 04 sek. reaktoriaus galia buvo "200 MW ("6,25% nominalios vertės). Šiuo metu (1 valanda 23 minutės 04 sekundės) vanduo su padidinta temperatūra jau buvo tiekiamas į TC su ilgiausiu NVK 19¸36 sekundes.

Atsižvelgiant į šilumos laidumo koeficiento sumažėjimą per dujų tarpą tarp urano dioksido granulių ir kuro elemento korpuso jam perdegus (įvertinti nuo "5 iki "2 kW/(m2*deg)), šiluminė konstanta kuro elementas "t" gali būti nustatytas 13-33 sek. intervale, o vidutinė vertė (matematinis logaritmiškai vienodo pasiskirstymo lūkestis, žr.) »21 sek. Darant prielaidą, kad vietinės superkritiškumo zonos formavimasis apatinėje šerdies dalyje prasidėjo nuo to momento, kai į TC su ilgiausiu NVK buvo pradėtas tiekti padidintos temperatūros vanduo, T=19¸36 sek. kuro elemento konstanta t=13¸33 sek, vietinės superkritiškumo zonos galia padidėjo (eksponentinė priklausomybė) e(T/t) »2,718((19¸36)/(13¸33)) »3,6 karto su 90 % pasikliovimo intervalu nuo 2 iki 7,3 karto. Tuo pačiu metu TC galia vietinėje superkritiškumo zonoje padidėjo nuo pradinio 6,25% nominalios vertės iki (0,0625*3,6)"0,22 nominalios vertės su 90% pasikliautinuoju intervalu 0,125¸0,45 nominalios vertės. . Anksčiau buvo įvertintas 2,5–3 metrų efektyvusis galimos vietinės superkritiškumo zonos skersmuo. Tokios zonos tūris yra maždaug 11 kubinių metrų. Kuro kameros su kuru užimamos šerdies tūris gali būti 735 kubiniai metrai. Darant prielaidą, kad atsirado tik viena vietinė superkritiškumo zona, visos šerdies integrali šiluminė galia galėtų padidėti (1+(11/735)*3,6)"1,05 karto su 90% pasikliautinuoju intervalu nuo 1,03 iki 1,1, t.y. nuo 200 MW iki 210 MW su 90 % pasikliovimo intervalu nuo 206 iki 220 MW. Tokio palyginti nedidelio galios padidėjimo padalinio personalas tiesiog negalėjo pastebėti 1 val. 23 min. 04 sek. Padalinio darbuotojai tik pažymėjo, kad „praėjus tam tikram laikui nuo bandymų pradžios prasidėjo lėtas galios didėjimas“.

Kol komanda atstatyti AZ-5 duodama per 36 sekundes. ne mažiau kaip (19+36)¸(36+36)=55¸72 sek. HC su ilgiausiomis NWC buvo tiekiamas padidintos temperatūros vandeniu. Per šį laiką vietinės superkritiškumo zonos galia padidėjo e(T/t)"2,718((55¸72)/(13¸33)"19 kartų (!) su 90% pasikliautinuoju intervalu nuo 6 iki 87 laikai. Tuo pačiu metu TC galia vietinėje superkritiškumo zonoje padidėjo nuo pradinio 6,25% vardinės galios iki (0,0625*19)"1,2 vardinės galios su 90% pasikliautinuoju intervalu 0,38¸5,4 vardinis. Darant prielaidą, kad atsirado tik viena vietinė superkritiškumo zona, visos šerdies šiluminė galia galėtų padidėti (1+(11/735)*19)"1,3 karto su 90% pasikliautinuoju intervalu nuo 1,09 iki 2,3 karto arba iki 260 MW su 90 % pasikliovimo intervalu nuo 218 iki 460 MW.

Atsižvelgiant į laiką, kurį padalinio pamainos vadovas praleido analizuodamas netikėtai spartų galios padidėjimą ir duodamas komandą iš naujo nustatyti AZ-5 (ekspertinis įvertinimas 5-10 sekundžių, nulemtas pasirengimo suvokti neigiamą informaciją ir į ją reaguoti), pradinė šerdies integralios galios vertė, nuo kurios pamainos vadovo dėmesys buvo nukreiptas į galios lygio jutiklį, gali būti įvertinta kaip laikas nuo padidintos temperatūros vandens tiekimo į HC pradžios momento. ilgiausias NVC iki pamainos vadovo analizės pradžios momento (55-10)¸(72-5 )=45¸68 sek. Per šį laikotarpį vietinės superkritiškumo zonos galia, palyginti su pradine, padidėjo e(T/t)"2,718((45¸68)/(13¸33))"13 kartų su 90% patikimumu. intervalas nuo 5 iki 55 kartų . Tuo pačiu metu šildymo komplekso galia vietinėje zonoje padidėjo iki (0,0625*19)"0,8 nuo vardinės su 90% pasikliautinuoju intervalu 0,3¸3,4 nuo vardinės. Reaktoriaus integrali galia, pastebėta pamainos viršininkas, palyginti su pradiniu, padidėjo (1+(11/ 735)*13)"1,2 karto. Taigi bloko pamainos prižiūrėtojo dėmesį patraukusi reaktoriaus galia pasiekė 240 MW su 90% pasikliautinuoju intervalu nuo 214 iki 360 MW ir toliau didėjo.

AZ-5 išmetimo metu TC vietinėje superkritiškumo zonoje jau turėjo vidutinę zonos galią, kuri buvo 1,2 karto didesnė už vardinę galią. Jų galia toliau didėjo. Atsižvelgiant į visas aplinkines aplinkybes, avarija tapo neišvengiama.

Jei AZ-5 nebūtų sutrumpintų grafito išstumiklių, tai jo išmetimas negalėtų užkirsti kelio avarijai, bet galėtų sumažinti jos mastą, todėl jis atitiktų 1975 m. Leningrado AE 1-ojo bloko avarijos pasekmes. kad įvestas AZ -5 „pasaulinis“ reaktyvumas tapo žymiai neigiamas, perėjus iš pagreičio režimo į galios mažinimo režimą, įvedant strypo amortizatorius į 1/3–1/2 gylio gylio (2,3–3,5 m) gylį. , pagreitis tęstųsi po AZ-5 paleidimo momento dar 5,3¸8,8 sek., kai strypų judėjimo greitis yra 0,4 m/sek. Šiuo metu „visuotinio“ neigiamo reaktyvumo įvedimas yra ne mažesnis kaip (55+5,3)¸(72+8,8)=60,3¸80,8 sekundės. vanduo su padidinta temperatūra būtų tiekiamas į ilgiausius NWC turinčius HOB. Per šį laiką vietinės superkritiškumo zonos galia padidėtų e(T/t)"2.718((60.3¸80.8)/(13¸33))"26 kartus (!) su 90% pasikliautinuoju intervalu nuo 7.5 iki 144 kartus. Tokiu atveju TC galia vietinėje superkritiškumo zonoje nuo pradinio lygio 6,25% vardinės vertės padidėtų iki (0,0625*26)»1,6 vardinės galios verčių, kai 90% pasikliautinasis intervalas yra 0,46¸ 9 nominalo. Darant prielaidą, kad susidarytų tik viena vietinė superkritiškumo zona, visos šerdies integrali šiluminė galia galėtų padidėti (1+(11/735)*26)"1,4 karto su 90% pasikliautinuoju intervalu nuo 1,1 iki 3,2 karto arba iki 280 MW su 90 % pasikliovimo intervalu nuo 220 iki 640 MW. Kai kuro elemento galia vietinėje zonoje yra 1,2¸1,6 nuo vardinės vertės, neišvengiamai įvyktų kuro elemento sunaikinimas, o tai savaime sukeltų neigiamą reaktyvumą ir vėlesnį galios sumažėjimą. Tai leidžia daryti išvadą, kad Černobylio AE avarijos mastai gali būti gana panašūs į 1975 m. Leningrado AE 1-ojo bloko avarijos mastą.

Tačiau išleidus AZ-5 su sutrumpintais išstumtuvais, toliau didėjo reaktoriaus galia, plečiantis vietinei superkritiškumo zonai dėl kitų aktyviosios zonos sričių įtraukimo į apatinę jo dalį, o tai nulėmė katastrofiškas pasekmes.

Iš pranešimo žinoma, kad paspaudus AZ-5 atstatymo mygtuką „...po 3 sekundžių galia viršijo 530 MW, o pagreičio laikotarpis tapo gerokai mažesnis nei 20 sekundžių...“. Esant projektiniam valdymo strypų judėjimo greičiui, maždaug 0,4 m/sek., per 3 sekundes nuo AZ-5 numetimo momento, iš po apatinių galų pašalinamos 1,2 m aukščio vandens kolonėlės ir pakeičiamos grafitas tęsė. Per šį laikotarpį žemyn judantys grafito antgaliai suteikė papildomą teigiamą reaktyvumą apatinėje šerdies dalyje. Iš viršaus įvesti valdymo strypų neutronų absorberiai taip pat nukeliavo 1,2 m atstumą, tačiau jų indėlis į neigiamą „pasaulinį“ reaktyvumą vis dar buvo nedidelis. Po 3 sekundžių nuo AZ-5 atstatymo momento praėjo ne mažiau (55+3)¸(72+3)=58¸75 sekundės, per kurias į TC buvo tiekiamas padidintos temperatūros vanduo ilgiausiai. NVK.

Kadangi po 3 sekundžių „pagreičio periodas tapo daug mažesnis nei 20 sekundžių“, šiuo metu nustatysime pagreičio periodą „t“ intervale nuo „0,01 sek., kuri yra proporcinga šiluminių neutronų gyvavimo trukmei šerdyje, iki virš leistinos maksimalios kuro elemento šiluminės konstantos“33 sek., būdinga didžiausio išdegimo kuro strypams (t. y. 0,01¸33 sek., kai matematinė prognozė yra »4,1 sek.). Atsižvelgiant į klaidą fiksuojant šias „3 sekundes“ ir apibrėžiant laiko intervalą 3±0,1 sek intervale, TC su ilgiausiu NVC galia padidės dar vienu e(T/t)»2,718(( 2,9¸3,1)/(0,01¸33 ))» 2 kartus su 90 % pasikliautinuoju intervalu nuo 1,002 iki 24 kartų. Taigi visos šerdies integrali šiluminė galia, įvertinta AZ-5 dempingo metu 260 MW su 90% pasikliautinuoju intervalu nuo 218 iki 460 MW, per ateinančias 3 sekundes padidės dar 2 kartus ir gali būti įvertinta. esant 520 MW su 90 % pasikliovimo intervalu nuo 220 iki 6240 MW. Ataskaitoje nurodyta 530 MW galia patenka į šio 90 % pasikliautinojo intervalo ribas ir gerai koreliuoja su numatoma 520 MW pagrindine galia.

Aukščiau gauti tikėtinos reaktoriaus galios pokyčių dinamikos įverčiai pateikti 1 lentelėje. Lentelės 5 stulpelis rodo laiką nuo to momento, kai karštas vanduo (HW) buvo pradėtas tiekti į aktyviąją HC, turinčią ilgiausią NWC.

1 lentelė. Tikėtinos reaktoriaus galios kitimo dinamikos intervaliniai įverčiai

5 lentelės eilutė atitinka situaciją Černobylio atominės elektrinės 4-ajame bloke. Pasiekęs integruotą 530 MW galią, reaktorius toliau greitėjo.

6 eilutėje pateikiami tie patys įverčiai nesutrumpintų valdymo strypų grafito galų atveju. Pasiekęs 280 MW integraliąją galią (perpus mažesnės nei 5 linijoje), reaktorius nustotų greitėti.

Tai, kas išdėstyta pirmiau, vertinu kaip kokybinį ir kiekybinį mano prognozių apie nestacionarius procesus RBMK-1000 tipo reaktoriuose su vietinių superkritiškumo zonų susidarymu, padarytų dar 1972–74 m., patvirtinimu. Aukščiau pateiktus įvertinimus galima laikyti įrodymu, kad vyriausiasis konstruktorius ir mokslinis direktorius padarė projektavimo klaidą, sutrumpinęs valdymo strypų grafito poslinkius, sukėlusius katastrofiškas Černobylio avarijos pasekmes.

Prie to galima pridurti, kad RBMK-1000 tipo reaktorių konstrukcijose valdymo strypų įterpimo greitis pasirinktas labai mažas (apie 0,4 m/sek). Laikas, kol strypai buvo visiškai įkišti, buvo 17-18 sekundžių. Tačiau net ir gerokai (2–3 kartus) padidinus valdymo strypų įkišimo į šerdį greitį, avarijos nebuvo galima išvengti. Kai įterpimo greitis yra maždaug 0,8¸1,2 m/s, laikas, reikalingas pasiekti nuo trečdalio (2,3 m) iki pusės šerdies aukščio (3,5 m), gali būti įvertintas intervale nuo (2,3/1,2). = 1,9 sek. (3,5/0,8 ) = 4,4 sek. Tokiu atveju vandens stulpelių su grafito išstumtuvais išstūmimo laikas būtų nuo 1 iki 1,5 sekundės. Bendras laiko intervalas iki „visuotinio“ neigiamo reaktyvumo įvedimo gali būti įvertintas intervale (1+1.9)¸(1.5+4.4)»3¸6 sekundės. Vadinasi, naudojant greitesnę valdymo strypų atstatymo sistemą, būtų praėję mažiausiai (55+3)¸(72+6)=58¸78 sekundės, kol buvo įvestas „visuotinis“ neigiamas reaktyvumas, per tą laiką TC su ilgiausiu NVC buvo tiekiamas vanduo su padidinta temperatūra. Per šį laiką vietinės superkritiškumo zonos galia padidėjo e(T/t)"2,718((58¸78)/(13¸33))"23 kartus su 90% pasikliautinuoju intervalu nuo 7 iki 118 kartų. Darant prielaidą, kad atsirado tik viena vietinė superkritiškumo zona, visos šerdies integrali šiluminė galia galėtų padidėti (1+(11/735)*23)"1,34 karto, t.y. nuo 200 MW lygio iki maždaug 270 MW. Iš to, kas pasakyta, darytina išvada, kad AZ-5 greitis praktiškai negalėjo turėti įtakos avarijos mastui.

Šiek tiek apie reportažą apie avariją Černobylio atominės elektrinės 4-ajame bloke
TATENA pateiktoje ataskaitoje rašoma, kad (cituota iš 4 skirsnio „Avarijos priežastys“): „...reaktoriaus vystytojai nenumatė sukurti apsauginių saugos sistemų, galinčių užkirsti kelią avarijai įvykus avarijai. tyčinių techninių apsaugos priemonių išjungimų ir eksploatavimo taisyklių pažeidimų, nes manė, kad toks įvykių derinys neįmanomas. Taigi pagrindinė nelaimės priežastis buvo itin mažai tikėtinas energetinio bloko personalo padarytų tvarkos ir darbo režimo pažeidimų derinys. Katastrofiškų mastų avarija įgavo dėl to, kad reaktorius personalas buvo atvestas į tokią būseną, kurioje ženkliai išaugo teigiamo reaktyvumo koeficiento įtaka galios augimui...“

Tačiau šiek tiek žemiau toje pačioje ataskaitoje yra frazė (cituota iš 5 skyriaus „Prioritetinės priemonės atominių elektrinių su RBMK reaktoriais saugai gerinti“): „Buvo nuspręsta pertvarkyti valdymo strypų galinius jungiklius, kai veikia branduolinė energija. elektrines su RBMK reaktoriais taip, kad ekstremalioje padėtyje visi strypai būtų panardinti į aktyvią zoną iki 1,2 m gylio.Ši priemonė padidina apsaugos greičio efektyvumą ir pašalina galimybę padidinti aktyviosios zonos dauginimosi savybes apatinėje jos dalyje (pabrėžė aš, ANR), kai strypas juda nuo viršutinio galo.

Pasirinktas teksto fragmentas buvo skirtas nuslėpti tikrąją tokio didelio masto avarijos priežastį, susijusią su „valdymo strypų“ grafito poslinkių sutrumpėjimu 1,2 metro, tobulinant RBMK-1000 reaktorius. tipo, kurį vykdė vyriausiasis projektuotojas, dalyvaujant moksliniam direktoriui, kuris ignoravo jau žinomas neutronų fizikos ir šiluminės hidraulikos ypatybes apatinėje aktyviosios zonos dalyje, kai reaktorius veikia maža galia. Manau, kad netrumpinant grafito išstumtuvų, bet kokios Černobylio AE personalo manipuliacijos galėtų tik pasikartoti 1975 m. gruodį Leningrado AE 1-ajame bloke įvykusią avariją. Galbūt kiek didesniu mastu. Už tai jie galėjo būti nubausti. Kiek žinau, dėl 1975 m. gruodį įvykusios avarijos prieš teismą nebuvo patrauktas nė vienas Leningrado AE 1-ojo bloko personalas. Tačiau grupė Černobylio AE darbuotojų buvo teisiami.

Šią išvadą apie „uždangą“ patvirtina tų pačių 1986 m. lapkritį žurnale „Atominė energija“ publikuotas straipsnis „TATENA parengta informacija apie Černobylio atominės elektrinės avariją ir jos pasekmes“ su tekstu. paantraštėje „Toliau pateikiama trumpa informacijos, kurią sovietų ekspertai pateikė TATENA, santrauka“. Šioje „santraukoje“ pažodžiui pakartotas aukščiau paminėtos ataskaitos 4 skirsnis „Avarijos priežastys“, kai kurios ataskaitos dalys netgi išplečiamos, tačiau minėtas ataskaitos TATENA 5 skirsnis „ Prioritetinės priemonės atominių elektrinių su RBMK reaktoriais saugai gerinti“ visiškai neįtrauktos. Matyt, tai lėmė nenoras sovietiniams skaitytojams pasakyti tai, ką jau žinojo labai platus tarptautinių ekspertų, susirinkusių į TATENA 1986 m. rugpjūtį, ratas. Nei vyriausiojo konstruktoriaus atstovai, nei mokslinio vadovo atstovai nebuvo patraukti prieš teismą. Grupė Černobylio AE darbuotojų buvo įkalinti.

Pokalbis
Manau, kad RBMK tipo reaktorių likimą lėmė priešlaikinė S. M. Feinbergo mirtis, likus dviem savaitėms iki fizinio Leningrado AE 1-ojo bloko reaktoriaus paleidimo 1973 m. Tikėjau ir tebetikiu, kad tai buvo „ antrasis skambutis“. Tie, kurie jį pakeitė, negalėjo kompensuoti šio praradimo. „Trečiasis iškvietimas“, manau, buvo avarija Leningrado AE 1-ajame bloke 1975 m. gruodžio mėn. Kitų avarijų, buvusių prieš Černobylio avariją, rinkinyje, matyt, yra tam tikras modelis. Įvyko per daug tarpusavyje susijusių įvykių, kurie lėmė tokį liūdną rezultatą.

Deja, daugelio iš aukščiau išvardytų šiandien nebėra gyvųjų. Iš žmonių, kurie buvo tiesiogiai susiję su atominių elektrinių su RBMK reaktoriais kūrimu, tik vienas asmuo – Anatolijus Petrovičius Aleksandrovas – viešai visą kaltę dėl Černobylio avarijos prisiėmė sau. Tiesioginė ir netiesioginė Černobylio avarijos žala daug kartų viršijo visas kapitalo investicijas į SSRS branduolinės energetikos pramonę ir, tiesą sakant, pradėjusi ekonominę katastrofą žemų pasaulinių naftos kainų sąlygomis, privedė prie SSRS išnykimo.

Černobylio atominės elektrinės 4-ojo bloko avarija nebuvo pirmoji avarija branduolinės energetikos istorijoje. Įspūdingiausia avarija prieš Černobylio avariją buvo 1979 metais Amerikos Three Mile Island atominėje elektrinėje įvykusi avarija, dėl kurios ištirpo branduolys, bet be rimtų pasekmių gyventojams ir aplinkai. Tačiau Černobylio avarijos mastas buvo neproporcingai didelis.

Neatmetu, kad S.M.Feinbergas buvo teisus, kai namuose man kartą pasakė: „Branduolinė energija ne šioms žmonių kartoms“. Prie šio įvertinimo neturiu ką pridurti.

Bibliografija

1. Černobylio atominės elektrinės avarija ir jos pasekmės. Informacija parengta TATENA ekspertų susitikimui (1986 m. rugpjūčio 25–29 d., Viena). 1 dalis. Apibendrinta medžiaga. – M., GKAE TSRS, 1986 m.

2. Rumjantsevas A.N. Neapibrėžtumų kvantinių įverčių metodas. – Atominė energija, 2007, t. 102, Nr. 4, p. 208-215.

3. Informacija apie Černobylio atominės elektrinės avariją ir jos pasekmes, parengta TATENA. – Atominė energija, 1986, t. 61, Nr. 5, p. 301-320.

1. Įvadas…………………………………………………………….4

2. Pagrindinės RBMK-1000 reaktoriaus charakteristikos………………7

2.1 Šiluminė diagrama su RBMK-1000 reaktoriumi……………………7

2.2 Konstrukcijos reaktoriuje…………………………………12

2.3 Uždarymo ir valdymo vožtuvas……………………………………18

2.4 Pakrovimo ir iškrovimo mašina……………………………….21

2.5 Kuro rinkiniai (FA)…………………………………………………………………………………………………………………

2.6 Rektoriaus apsaugos nuo jonizuojančiosios spinduliuotės projektavimas..28

3. Vamzdynų ir jų komponentų tipai ir paskirtis su brėžiniais ir schemomis, veikimo parametrai ir pagrindinės vamzdynus veikiančios jėgos………………………………………………………………………… ……….32

4. Pagrindiniai vamzdynų defektai su jų atsiradimo priežasčių analize, defektų nustatymo metodai……………………………….48

5. Vamzdynų išvedimo remontui tvarka su darbo vietos paruošimu ir atjungimu nuo šiluminės grandinės……………………………………………………………………………

6. Remonto gamybos technologija, tarpinė kontrolė……….57

7. Dujotiekio bandymas……………………………………………………..60

8. Eksploatacijos pradžia………………………………………………………….61

9. Išvada……………………………………………………………………………………..63

10. Santrumpų sąrašas………………………………………………………….64

11. Literatūros sąrašas………………………………………….66

ĮVADAS

RBMK-1000 reaktorius yra reaktorius su neperkrovimo kanalais, priešingai nei reaktoriai su perkrovimo kanalais, kuro rinklės ir proceso kanalas yra atskiri blokai. Vamzdynai prijungiami prie reaktoriuje įrengtų kanalų naudojant nuolatines jungtis - atskirus aušinimo skysčio tiekimo ir išleidimo takus. Į kanalus sukrautos kuro rinklės tvirtinamos ir sutankinamos viršutinėje kanalo stove. Taigi, perkraunant kurą, nereikia atidaryti aušinimo skysčio kelio, o tai leidžia atlikti atitinkamus perkrovimo įrenginius, neišjungiant reaktoriaus.

Kuriant tokius reaktorius buvo išspręsta ekonomiško neutronų panaudojimo reaktoriaus aktyvioje erdvėje problema. Šiuo tikslu kuro strypų korpusai ir kanalų vamzdžiai gaminami iš silpnai neutronus sugeriančių cirkonio lydinių. Kuriant RBMK, cirkonio lydinių darbinės temperatūros riba nebuvo pakankamai aukšta. Tai lėmė palyginti žemus aušinimo skysčio parametrus RBMK. Slėgis separatoriuose yra 7,0 MPa, o tai atitinka 284 ° C sočiųjų garų temperatūrą. RBMK įrenginių konstrukcija yra vienos grandinės. Garo-vandens mišinys po šerdies atskirais vamzdžiais patenka į separatoriaus būgnus, po to sotieji garai nukreipiami į turbinas, o atskirtas cirkuliacinis vanduo, sumaišius su tiekiamu vandeniu, tiekiamu į separatoriaus būgnus iš turbinų blokų, cirkuliaciniais siurbliais tiekiamas į reaktoriaus kanalus. RBMK kūrimas buvo reikšmingas žingsnis plėtojant branduolinę energetiką SSRS, nes tokie reaktoriai leidžia sukurti dideles didelės galios atomines elektrines.

Iš dviejų tipų šiluminių neutroninių reaktorių - suslėgto vandens reaktorių ir kanalinių vandens-grafito reaktorių, naudojamų Sovietų Sąjungos atominės energetikos pramonėje, pastarieji pasirodė lengviau įvaldomi ir įgyvendinami. Tai paaiškinama tuo, kad kanalinių reaktorių gamybai gali būti naudojamos bendrosios mašinų gamybos gamyklos ir nereikalinga unikali įranga, reikalinga slėginio vandens reaktoriaus indų gamybai.

RBMK tipo kanalinių reaktorių efektyvumas labai priklauso nuo kiekvieno kanalo pašalinamos galios. Galios pasiskirstymas tarp kanalų priklauso nuo neutronų srauto tankio šerdyje ir kuro sudeginimo kanaluose. Yra galios riba, kurios negalima viršyti jokiame kanale. Šią galios vertę lemia šilumos pašalinimo sąlygos.

Iš pradžių RBMK projektas buvo sukurtas 1000 MW elektros galiai, kuri pagal pasirinktus parametrus atitiko 3200 MW reaktoriaus šiluminę galią. Atsižvelgiant į turimų darbo kanalų skaičių reaktoriuje (1693) ir susidariusį šilumos išsiskyrimo netolygumo koeficientą reaktoriaus aktyvioje teritorijoje, didžiausia kanalo galia buvo apie 3000 kW. Atlikus eksperimentinius ir skaičiavimo tyrimus, nustatyta, kad esant didžiausiam garų masės kiekiui kanalų išėjimo angoje apie 20% ir nurodytai galiai, būtinas rezervas yra numatytas prieš šilumos šalinimo krizę. Vidutinis garų kiekis reaktoriuje buvo 14,5%. Energijos blokai su RBMK reaktoriais, kurių elektrinė galia 1000 MW (RBMK-1000), veikia Leningrado, Kursko, Černobylio AE, Smolensko AE. Jie įrodė esą patikimi ir saugūs įrenginiai, turintys aukštus techninius ir ekonominius rodiklius. Nebent juos tyčia susprogdinsi.

Siekiant padidinti RBMK reaktorių efektyvumą, buvo tiriamos kanalų maksimalios galios didinimo galimybės. Dėl projektavimo ir eksperimentinių tyrimų paaiškėjo, kad, sustiprinus šilumos perdavimą, maksimalią leistiną kanalo galią galima padidinti 1,5 karto iki 4500 kW, tuo pačiu padidinant leistiną garo kiekį iki kelių dešimčių procentų. Reikiamas šilumos perdavimo intensyvinimas buvo pasiektas sukūrus kuro rinkinį, kurio konstrukcijoje yra šilumos perdavimo stiprintuvai. Padidinus leistiną kanalo galią iki 4500 kW, RBMK reaktoriaus šiluminė galia padidinta iki 4800 MW, o tai atitinka 1500 MW elektros galią. Tokie RBMK-1500 reaktoriai veikia Ignalinos AE. Galios padidinimas 1,5 karto su sąlyginai nedideliais konstrukcijos pakeitimais, išlaikant reaktoriaus dydį, yra puikų efektą duodančio techninio sprendimo pavyzdys.

PAGRINDINĖS REAKTORIAUS RBMK-1000 CHARAKTERISTIKOS

Šiluminė diagrama su RBMK-1000 reaktoriumi

DALIS.

Vamzdynų ir jų komponentų tipai ir paskirtis su brėžiniais ir schemomis, veikimo parametrai ir pagrindinės vamzdynus veikiančios jėgos.

Dujotiekio klasifikacija

Vamzdynai, priklausomai nuo vežamos medžiagos pavojingumo klasės (sprogimo ir gaisro pavojingumo ir kenksmingumo), skirstomi į aplinkos grupes (A, B, C) ir, atsižvelgiant į aplinkos projektinius parametrus (slėgis ir temperatūra) – į penkias kategorijas. (I, II, III, IV, V)

Dujotiekio kategorija turėtų būti nustatoma pagal parametrą, dėl kurio jis turi būti priskirtas atsakingesnei kategorijai.

Tam tikros gabenamos terpės grupės žymėjimas apima terpės grupės (A, B, C) ir pogrupio (a, b, c) žymėjimą, atspindintį į šią medžiagą įtrauktų medžiagų toksiškumą ir gaisro bei sprogimo pavojų. vidutinis.

Dujotiekio žymėjimas apskritai atitinka gabenamos terpės grupės ir jos kategorijos žymėjimą. Pavadinimas „I grupės A (b) vamzdynas“ reiškia dujotiekį, kuriuo gabenama A (b) grupės terpė su I kategorijos parametrais.

Dujotiekio, pernešančio terpę, aplinkosaugos grupė, susidedanti iš įvairių komponentų, nustatoma pagal komponentą, kuriam dujotiekis turi būti priskirtas atsakingesnei grupei. Be to, jei vieno iš komponentų kiekis mišinyje viršija vidutinę mirtiną koncentraciją ore pagal GOST 12.1.007, mišinio grupę reikia nustatyti pagal šią medžiagą. Jei fizinėmis ir cheminėmis savybėmis pavojingiausio komponento mišinyje yra mažesnis už mirtiną dozę, klausimą dėl vamzdyno priskyrimo mažiau atsakingai grupei ar vamzdyno kategorijai sprendžia projektavimo organizacija (projekto autorius). projektas).

Medžiagų pavojingumo klasė turėtų būti nustatyta pagal GOST 12.1.005 ir GOST 12.1.007, medžiagų gaisro ir sprogimo pavojaus rodiklių vertės - pagal atitinkamą ND arba metodus, nurodytus GOST 12.1.044.

Vakuuminėms linijoms reikia atsižvelgti į absoliutų darbinį slėgį.

Vamzdynai, kuriais gabenamos medžiagos, kurių darbinė temperatūra yra lygi arba didesnė už jų savaiminio užsiliepsnojimo temperatūrą, taip pat nedegios, lėtai degančios ir degios medžiagos, kurios sąveikaudamos su vandeniu ar oro deguonimi gali sukelti gaisrą, turėtų būti klasifikuojamos kaip I kategorija. Vykdytojo sprendimu, priklausomai nuo eksploatavimo sąlygų, leidžiama priimti atsakingesnę (nei nulemta pagal skaičiuojamus aplinkos parametrus) vamzdynų kategoriją.

Dujotiekio projektavimo reikalavimai

Dujotiekio projekte turi būti numatyta galimybė atlikti visų rūšių kontrolę. Jei dujotiekio projektavimas neleidžia atlikti išorinių ir vidinių patikrinimų ar hidraulinių bandymų, projekto autorius turi nurodyti kontrolės metodiką, dažnumą ir apimtį, kurią įgyvendinus bus užtikrintas savalaikis defektų nustatymas ir pašalinimas.

Filialai (šakojantys)

Išsišakojimas nuo dujotiekio atliekamas vienu iš šių būdų. Neleidžiama sutvirtinti šakų naudojant standiklius.

– Atšakos ant technologinių vamzdynų

Atšakų sujungimas „a“ metodu naudojamas tais atvejais, kai magistralinio vamzdyno susilpnėjimas kompensuojamas esamomis jungties stiprumo atsargomis. Taip pat leidžiama į dujotiekį įkišti liestine vamzdžio skerspjūvio perimetrą, kad gaminiai nesikauptų apatinėje dujotiekio dalyje.

Trišakiai, suvirinti iš vamzdžių, štampuoti suvirinti vingiai, trišakiai ir lenkimai iš ruošinių, išlieti naudojant elektros šlako technologiją, gali būti naudojami iki 35 MPa (350 kgf/cm2) slėgiui. Šiuo atveju visos suvirinimo siūlės ir liejamų ruošinių metalas yra 100% tikrinami ultragarsu.

Vamzdynuose, pagamintuose iš anglinio plieno, kurių darbinė temperatūra ne aukštesnė kaip 250 °C, galima naudoti suvirintus kryžius ir skersinius įdėklus. Kryžmai ir kryžminiai įdėklai iš elektra suvirintų vamzdžių gali būti naudojami esant ne didesniam kaip PN 16 (1,6 MPa) vardiniam slėgiui. Šiuo atveju skersiniai turi būti pagaminti iš vamzdžių, kurių vardinis slėgis ne mažesnis kaip PN 25 (2,5 MPa). Kryžmai ir skersiniai čiaupai, pagaminti iš besiūlių vamzdžių, gali būti naudojami esant ne didesniam kaip PN 24 vardiniam slėgiui (su sąlyga, kad skersiniai yra pagaminti iš vamzdžių, kurių vardinis slėgis ne mažesnis kaip PN 40. Jungiamųjų detalių įkišimas į vamzdyno suvirinimo siūles turi būti atliekamas atsižvelgiant į 11.2.7 punktą.

Lenkimai

Vamzdynams, kaip taisyklė, naudojami stačiai išlenkti posūkiai, pagaminti iš besiūlių ir suvirintų tiesių siūlių vamzdžių karšto štampavimo arba pratraukimo būdu, taip pat lenkti ir štampuoti suvirinti. Didesniems nei DN 6.4.2 400 skersmenims suvirinama suvirinimo šaknis, o siūlėms taikomas 100 % ultragarsinis arba radiografinis bandymas.

Sulenktos alkūnės, pagamintos iš besiūlių vamzdžių, naudojamos tais atvejais, kai reikia sumažinti dujotiekio hidraulinį pasipriešinimą, pavyzdžiui, vamzdynuose su pulsuojančiu terpės srautu (siekiant sumažinti vibraciją), taip pat vamzdynuose, kurių vardinis skersmuo iki DN 25. Terminio apdorojimo poreikis nustatomas iki 12.2.11.

Srovės diapazono vamzdžių sulenktų lenkimų taikymo ribos turi atitikti vamzdžių, iš kurių jie pagaminti, naudojimo ribas. Tiesios atkarpos ilgis nuo vamzdžio galo iki išlenktos dalies pradžios turi būti ne mažesnis kaip 100 mm.

Vamzdynuose leidžiama naudoti suvirintus sektorinius posūkius, kurių vardinis skersmuo yra DN 500 arba mažesnis, kai vardinis slėgis ne didesnis kaip PN 40 (4 MPa), o vardinis skersmuo didesnis kaip DN 500, kai vardinis slėgis didesnis. iki PN 25 (2,5 MPa). Gamybos sektoriaus vingiuose kampas tarp sektoriaus skerspjūvių neturi viršyti 22,5°. Atstumas tarp gretimų suvirinimo siūlių vidinėje lenkimo pusėje turėtų užtikrinti šių siūlių valdymą per visą siūlės ilgį. Sektoriniams posūkiams gaminti neleidžiama naudoti spiraliniu būdu suvirintų vamzdžių, didesniems nei 400 mm skersmenims naudojamas suvirinimas šaknimis, suvirinimo siūlės tiriamos 100% ultragarsu arba radiografiškai. Suvirinto sektoriaus posūkiai neturėtų būti naudojami esant: - didelėms ciklinėms apkrovoms, pavyzdžiui, dėl slėgio, daugiau nei 2000 ciklų; - savęs kompensavimo trūkumas dėl kitų vamzdžio elementų.

Perėjimai

Vamzdynuose, kaip taisyklė, perėjimai turėtų būti štampuojami, valcuojami iš lakšto vienu suvirinimu arba štampuojami ir suvirinami iš pusių dviem siūlėmis. Plieninių perėjimų naudojimo ribos turi atitikti panašių plieno markių ir panašių eksploatacinių (skaičiuojamųjų) parametrų sujungtų vamzdžių naudojimo ribas.

Vamzdynams, kurių vardinis slėgis ne didesnis kaip PN16 (1,6 MPa), o vardinis skersmuo DN 500 ar mažesnis, leidžiama naudoti žiedlapių perėjimus. Vamzdynuose, skirtuose suskystintoms dujoms ir A ir B grupių medžiagoms transportuoti, negalima montuoti žiedlapių perėjimų.

Žiedlapių perėjimai turi būti suvirinti, o po to 100% suvirinimo siūlių kontrolė ultragarsu arba radiografiniais metodais. Po pagaminimo žiedlapių perėjimai turi būti termiškai apdoroti.

Stubs

Vamzdynuose, kurių vardinis slėgis iki PN 25 (2,5 MPa), rekomenduojami suvirinti plokšti ir briaunoti kaiščiai iš lakštinio plieno.

Tarp flanšų sumontuoti kamščiai neturėtų būti naudojami atskirti du vamzdynus su skirtingomis terpėmis, kurių maišymas yra nepriimtinas.

Kištukų naudojimo ribos ir jų charakteristikos pagal medžiagą, slėgį, temperatūrą, koroziją ir kt. turi atitikti flanšo taikymo ribas.

Reikalavimai vamzdynų jungiamosioms detalėms.

Projektuojant ir gaminant vamzdynų jungiamąsias detales, būtina laikytis techninių reglamentų reikalavimų, standartų ir klientų reikalavimų pagal saugos reikalavimus pagal GOST R 53672.

Konkrečių tipų ir tipų dujotiekio jungiamųjų detalių specifikacijose turėtų būti:

Norminių dokumentų, kuriais remiantis projektuojama, gaminama ir eksploatuojama armatūra, sąrašas;

Pagrindiniai techniniai duomenys ir jungiamųjų detalių charakteristikos;

Patikimumo indikatoriai ir (ar) saugos indikatoriai (vožtuvams su galimais kritiniais gedimais);

Gamybos reikalavimai;

Saugos reikalavimai; - pristatymo turinys;

Priėmimo taisyklės;

Bandymo metodai;

Galimų gedimų sąrašas ir ribinių būsenų kriterijai;

Valdymo instrukcijos;

Pagrindiniai bendri ir jungiamieji matmenys, įskaitant išorinį ir vidinį purkštukų skersmenis, purkštukų kraštų pjovimą suvirinimui ir kt.

Pagrindiniai jungiamųjų detalių (visų tipų ir tipų) paskirties rodikliai, nustatyti projektavimo ir eksploatavimo dokumentacijoje:

Vardinis slėgis PN (darbinis arba projektinis slėgis P);

Vardinis skersmuo DN;

Darbo aplinka;

Projektinė temperatūra (maksimali darbo aplinkos temperatūra);

Leistinas slėgio kritimas;

Vožtuvo sandarumas (sandarumo klasė arba nuotėkio vertė);

Konstrukcijos ilgis;

Klimato versija (su aplinkos parametrais);

Atsparumas išoriniams poveikiams (seisminiam, vibracijai ir kt.);

Papildomi konkrečių tipų armatūros paskirties rodikliai:

Atsparumo koeficientas (ζ) uždarymo ir atbuliniams vožtuvams;

Atsparumo koeficiento priklausomybė nuo greičio slėgio – atbuliniams vožtuvams;

Srauto koeficientas (skystis ir dujos), sėdynės plotas, nustatymo slėgis, visiško atidarymo slėgis, uždarymo slėgis, priešslėgis, reguliavimo slėgio diapazonas - apsauginiams vožtuvams;

Sąlyginis pralaidumas (Kvy), pralaidumo charakteristikos tipas, kavitacijos charakteristikos - valdymo vožtuvams;

Sąlyginis pralaidumas, reguliuojamo slėgio vertė, reguliuojamų slėgių diapazonas, slėgio palaikymo tikslumas (negyvoji zona ir nelygi zona), minimalus slėgio kritimas, kuriam esant užtikrinamas darbas - slėgio reguliatoriams;

Pavarų ir pavarų parametrai;

A) elektrinei pavarai – įtampa, srovės dažnis, galia, darbo režimas, perdavimo skaičius, naudingumo koeficientas, maksimalus sukimo momentas, aplinkos parametrai;

B) hidraulinėms ir pneumatinėms pavaroms - valdymo terpė, valdymo terpės slėgis - slėgio reguliatoriams;

Atidarymo (uždarymo) laikas yra vožtuvo užsakovo pageidavimu.

Armatūra turi būti išbandyta pagal GOST R 53402 ir TU, o į privalomą bandymų apimtį turi būti įtraukta:

Dėl pagrindinių dalių ir suvirintų jungčių, veikiančių esant slėgiui, stiprumo ir tankio;

Dėl vožtuvų sandarumo, vožtuvų sandarumo standartų - pagal GOST R 54808 (A, B (a) ir B (b) grupių darbo įrangos vožtuvams, tikrinant vožtuvo sandarumą neturėtų būti matomų nuotėkių - A klasė GOST R 54808 );

Sandarumui išorinės aplinkos atžvilgiu;

Dėl funkcionavimo (našumo). Bandymo rezultatai turi atsispindėti vožtuvo sertifikate.

Neleidžiama naudoti uždarymo vožtuvų kaip valdymo (droselinių) vožtuvų.

Montuojant pavarą ant vožtuvo, rankinio valdymo rankračiai turi atidaryti vožtuvą prieš laikrodžio rodyklę ir užsidaryti pagal laikrodžio rodyklę. Pavaros strypo ašių kryptis turi būti nustatyta projektinėje dokumentacijoje.

Uždarymo vožtuvuose turi būti fiksavimo elemento padėties indikatoriai ("atviras", "uždarytas").

Vamzdynų vožtuvo medžiaga turėtų būti parenkama atsižvelgiant į eksploatavimo sąlygas, gabenamos terpės parametrus ir fizikines-chemines savybes bei norminių dokumentų reikalavimus. Armatūra iš spalvotųjų metalų ir jų lydinių gali būti naudojama tais atvejais, kai dėl pateisinamų priežasčių negalima naudoti plieno ir ketaus armatūros. Armatūra, pagaminta iš anglies ir legiruotojo plieno, gali būti naudojama aplinkoje, kurioje korozijos greitis ne didesnis kaip 0,5 mm per metus.

Vamzdynams, transportuojantiems grupės terpę, turėtų būti naudojamos jungiamosios detalės, pagamintos iš ne žemesnės kaip KCh 30-6 klasės kaliojo ketaus ir ne žemesnės kaip SCh 18-36 klasės pilkojo ketaus.

A(b), B(a) grupių aplinkai, išskyrus suskystintas dujas; B(b), išskyrus degius skysčius, kurių virimo temperatūra žemesnė nei 45°C; B(c) – kaliojo ketaus jungiamosios detalės gali būti naudojamos, jei terpės darbinės temperatūros ribos yra ne žemesnės kaip minus 30 °C ir ne aukštesnės kaip 150 °C, kai vidutinis slėgis ne didesnis kaip 1,6 MPa (160 kgf/cm2). ). Tokiu atveju vardiniam darbiniam terpės slėgiui iki 1 MPa naudojamos jungiamosios detalės, skirtos ne mažesniam kaip PN 16 (1,6 MPa) slėgiui, o didesniam nei PN 10 (1 MPa) vardiniam slėgiui - jungiamosios detalės, skirtos slėgis ne mažesnis kaip PN 25 (2 ,5 MPa). 8.13 Vamzdynuose, kuriais transportuojamos A(a) grupės terpės, B(a) grupės suskystintos dujos, negalima naudoti jungiamųjų detalių iš kaliojo ketaus;

degieji skysčiai, kurių virimo temperatūra žemesnė nei 45 °C, B(b) grupė. Ant vamzdynų, vežančių A ir B grupių medžiagas, taip pat ant garo vamzdynų ir karšto vandens vamzdynų, naudojamų kaip palydovai, negalima naudoti pilkojo ketaus jungiamųjų detalių.

Pilko ir kaliojo ketaus sklendžių negalima naudoti nepriklausomai nuo terpės, darbinio slėgio ir temperatūros šiais atvejais: - ant vamzdynų, kuriuos veikia vibracija;

Vamzdynuose, veikiančiuose greitai kintančiomis temperatūros sąlygomis;

Jei dėl droselio efekto galimas reikšmingas jungiamųjų detalių aušinimas;

Vamzdynuose, vežamuose A ir B grupių medžiagas, kuriuose yra vandens ar kitų stingdančių skysčių, kai vamzdyno sienelės temperatūra yra žemesnė nei 0 °C, nepriklausomai nuo slėgio;

Vamzdynuose siurblių įrenginiuose, kai siurbliai montuojami atvirose vietose;

Vamzdynų rezervuaruose ir konteineriuose, skirtuose sprogioms, gaisrui pavojingoms ir toksinėms medžiagoms laikyti.

Vamzdynuose, kurie eksploatuojami žemesnėje nei 40 °C aplinkos temperatūroje, turi būti naudojamos jungiamosios detalės, pagamintos iš atitinkamo legiruotojo plieno, specialių lydinių arba spalvotųjų metalų, kurių metalo smūgio stipris (KCV) yra ne mažesnis kaip 20 J/cm2 esant žemesnei galimai kūno temperatūrai. Skystam ir dujiniam amoniakui pagal parametrus ir sąlygas leidžiama naudoti specialias jungiamąsias detales iš kaliojo ketaus.

Vožtuvų hidraulinėje pavaroje turi būti naudojami nedegūs ir neužšąlantys skysčiai, atitinkantys darbo sąlygas.

Siekiant išvengti kondensato susidarymo pneumatinėse pavarose žiemą, dujos džiovinamos iki rasos taško esant neigiamai projektinei dujotiekio temperatūrai.

Vamzdynams, kurių vardinis slėgis didesnis nei 35 MPa (350 kgf/cm2), negalima naudoti lietinių jungiamųjų detalių.

Vožtuvai su flanšiniais sandarikliais „iškyša-įduba“, kai naudojami specialūs tarpikliai, gali būti naudojami esant vardiniam slėgiui iki 35 MPa (350 kgf/cm2).

Norint užtikrinti saugų veikimą automatinėse valdymo sistemose, renkantis valdymo vožtuvus turi būti laikomasi šių sąlygų:

Slėgio nuostoliai (slėgio kritimas) valdymo vožtuvuose esant maksimaliam darbinės terpės srautui turi sudaryti ne mažiau kaip 40% slėgio nuostolių visoje sistemoje;

Kai skystis teka, slėgio kritimas valdymo vožtuvuose visame valdymo diapazone neturėtų viršyti kavitacijos kritimo vertės.

Gamintojas matomoje vietoje vožtuvo korpusą turi pažymėti taip:

Gamintojo pavadinimas arba prekės ženklas;

Gamyklos numeris; - Pagaminimo metai;

Nominalus (darbinis) slėgis РN (Рр); - vardinis skersmuo DN;

Darbo aplinkos temperatūra (žymint darbinį slėgį Рр – privaloma);

Rodyklė, rodanti terpės srauto kryptį (su vienpusiu terpės tiekimu); - gaminio žymėjimas;

Plieno markės ir šilumos numeris (iš liejinių pagamintiems korpusams); - papildomi ženklinimai pagal užsakovo reikalavimus ir nacionalinius standartus.

Į dujotiekio jungiamųjų detalių pristatymo paketą turi būti įtraukti tokio tūrio eksploataciniai dokumentai:

Pasas (PS);

Naudojimo vadovas (OM);

Komponentų (pavarų, pavarų, padėties reguliatorių, eigos jungiklių ir kt.) eksploatacinės dokumentacijos. Paso forma pateikta N priede (nuoroda). Naudojimo instrukcijoje turi būti: - vožtuvų konstrukcijos ir veikimo principo aprašymas;

Surinkimo ir išmontavimo procedūra; - informacijos, esančios ženklinant armatūra, kartojimas ir paaiškinimas;

Pagrindinių jungiamųjų detalių medžiagų sąrašas;

Informacija apie pavojingų poveikių tipus, jei armatūra gali kelti pavojų žmonių gyvybei ir sveikatai ar aplinkai, ir jų prevencijos priemones;

Patikimumo rodikliai ir (ar) saugos rodikliai;

Armatūros tikrinimo prieš montavimą apimtis;

Vožtuvų ir pagrindinių jų komponentų kontrolinių bandymų (apžiūrų) atlikimo metodika, techninės priežiūros, remonto ir diagnostikos tvarka.

Prieš montuojant armatūra turi būti patikrinta ir išbandyta pagal naudojimo instrukcijoje nurodytą mastą. Armatūra turi būti montuojama atsižvelgiant į saugos reikalavimus pagal naudojimo instrukciją.

Vožtuvų sauga eksploatacijos metu užtikrinama laikantis šių reikalavimų:

Vožtuvai ir pavaros įtaisai turi būti naudojami pagal paskirtį pagal darbo parametrus, aplinką, eksploatavimo sąlygas;

Vožtuvai turi būti eksploatuojami pagal naudojimo vadovą (įskaitant projektines avarines situacijas) ir technologinius reglamentus;

Uždarymo vožtuvai turi būti visiškai atidaryti arba uždaryti. Neleidžiama naudoti uždarymo vožtuvų kaip valdymo vožtuvų;

Armatūra turi būti naudojama pagal funkcinę paskirtį;

Vožtuvų pramoninės saugos gamybos kontrolė turėtų apimti priemonių sistemą, skirtą pašalinti galimas ribines būsenas ir užkirsti kelią kritiniams vožtuvų gedimams.

Neleidžiama:

Valdyti vožtuvus, jei nėra ženklinimo ir eksploatacinių dokumentų;

Atlikti kėbulo dalių defektų pašalinimo darbus ir priveržti sriegines jungtis esant slėgiui;

Naudokite armatūrą kaip dujotiekio atramą;

Vožtuvui valdyti naudokite rankenos ar smagračio svirties svirtis, kurios nenumatytos naudojimo instrukcijoje;

Tvirtinimo veržliarakčiams naudokite ilginamuosius laidus.

VAMZDYNŲ REMONTO SU DARBO VIETĖS PARUOŠIMO IR ATJUNGIMO NUO ŠILUMOS GRANDINĖS TVARKA.

Plyšus garo-vandens tako vamzdžiams, kolektoriams, šviežio garo vamzdynams, pakartotinio šildymo ir ištraukimo garams, magistraliniams kondensato ir tiekiamo vandens vamzdynams, jų garo-vandens jungiamosioms detalėms, trišakiams, suvirinamoms ir flanšinėms jungtims, maitinimo blokui (katilui, turbinai) ) turi būti nedelsiant atjungtas ir sustabdytas.
Jei šviežio garo, pakaitinimo ir ištraukimo garo linijose, tiekiamo vandens vamzdynuose, jų garo-vandens jungiamose dalyse, trišakiuose, suvirintose ir flanšinėse jungtyse aptinkama įtrūkimų, iškilimų ar fistulių, apie tai reikia nedelsiant pranešti dirbtuvių pamainos vadovui. Pamainos vadovas įpareigotas nedelsiant nustatyti pavojingą zoną, nutraukti visus darbus joje, pašalinti iš jos darbuotojus, aptverti šią zoną, pastatyti saugos ženklus „Įeiti draudžiama“, „Atsargiai! avarinė zona naudojant nuotolinius diskus. Jei išjungimo metu neįmanoma rezervuoti avarinės dalies, reikia sustabdyti atitinkamą įrangą, susijusią su avarine sekcija. Išjungimo laiką nustato elektrinės vyriausiasis inžinierius, pranešęs elektros sistemos budinčiam inžinieriui.
Jei aptinkamos sunaikintos atramos ir pakabos, reikia atjungti vamzdyną ir atkurti tvirtinimą. Išjungimo laiką nustato elektrinės vyriausiasis inžinierius, susitaręs su energetikos sistemos budinčiu inžinieriumi.
Nustačius dujotiekio ar jo tvirtinimo pažeidimus, būtina nuodugniai išanalizuoti pažeidimo priežastis ir sukurti efektyvias priemones patikimumui didinti. Jei jungiamosiose detalėse, flanšinėse jungtyse arba iš po izoliacinės vamzdynų dangos aptinkamas nuotėkis ar garai, apie tai reikia nedelsiant pranešti pamainos vadovui. Pamainos vadovas privalo įvertinti situaciją ir, jeigu dėl nuotėkio ar garų kyla pavojus dirbančiam personalui ar įrangai (pvz., garai iš po izoliacijos), imtis veiksmų. Nuotėkis arba garai, kurie nekelia pavojaus personalui ar įrangai (pvz., garai iš taros), turi būti tikrinami kiekvieną pamainą.

Vamzdynai turi būti pateikti remontuoti pasibaigus planuojamam kapitalinio remonto laikotarpiui, nustatytam pagal galiojančius techninės eksploatacijos standartus, ir dažniausiai remontuojami kartu su pagrindine įranga. Pateikti dujotiekį remontuoti nepasibaigus numatytam kapitalinio remonto terminui būtina esant avarinei žalai ar avarinei būklei, patvirtinta ataskaita, kurioje nurodomos pažeidimo ar susidėvėjimo priežastys, pobūdis ir mastas. Dujotiekio defektai, nustatyti kapitalinio remonto metu ir nesukeliantys avarinio išjungimo, turi būti pašalinti bet kurio kito sustabdymo metu.
Garo vamzdynai, veikiantys 450 °C ir aukštesnėje temperatūroje, turi būti patikrinti prieš kapitalinį remontą.

Klientas, atiduodamas remontui, rangovui privalo perduoti projektavimo ir remonto dokumentaciją, kurioje yra informacija apie vamzdyno ir jo komponentų būklę, defektus ir pažeidimus. Dokumentacija turi būti parengta pagal GOST 2.602-68*. Po remonto ši dokumentacija turi būti grąžinta klientui.

Pagal Įrangos organizavimo, priežiūros ir remonto taisykles atliekant kapitalinį katilų ir stoties vamzdynų remontą, į nomenklatūrą turėtų būti įtraukti šie darbai:

Garo vamzdynų techninės būklės tikrinimas;

Flanšinių jungčių ir tvirtinimo detalių techninės būklės patikrinimas, susidėvėjusių smeigių keitimas.

Spyruoklių priveržimo tikrinimas, pakabų ir atramų tikrinimas ir remontas.

Suvirinimo siūlių ir metalo apžiūra.

Sugedusių jungčių pakartotinis suvirinimas, sugedusių vamzdynų elementų ar tvirtinimo sistemų keitimas.

Mėginių ir mėginių aušintuvų tikrinimas ir remontas.

Šilumos izoliacijos remontas.

Tikrinant vamzdynus turi būti fiksuojami nusmukimai, išsipūtimai, fistulės, įtrūkimai, korozijos pažeidimai ir kiti matomi defektai. Jei flanšinės jungtys yra sugedusios, reikia patikrinti sandarinimo paviršių ir tvirtinimo detalių būklę. Kai atramos ir pakabos yra sugedusios, turi būti fiksuojami visų atramų ir pakabų elementų metalo įtrūkimai ir spyruoklių liekamosios deformacijos.

Vamzdyno metalo kontrolės tvarką ir apimtį nustato normatyvinė ir techninė dokumentacija. Kontrolė atliekama techniniu būdu vadovaujant metalų laboratorijai.

Užsakovas turi teisę kištis į rangovo darbą, jeigu pastarasis:

Padaryti defektai, kurie gali būti paslėpti atliekant tolesnius darbus;

Neatitinka technologinių ir norminių techninės dokumentacijos reikalavimų.

Atliekant remonto darbus, susijusius su spyruoklinių blokų ar vamzdyno dalių montavimu ar išmontavimu, turi būti laikomasi darbo projekte ar technologiniame žemėlapyje numatytos operacijų sekos, užtikrinančios likusių ar naujai sumontuotų vamzdyno komponentų ir elementų stabilumą ir užkertant kelią jo išardytų dalių kritimas.

Prieš demontuojant stacionarią atramą arba pjaunant vamzdyną, kai pervirinamos suvirintos jungtys pagal defektų detektorių išvadas arba keičiant kokius nors vamzdyno elementus, spyruokles ant artimiausių dviejų pakabų iš abiejų remontuojamo ploto pusių reikia sutvirtinti sriegiu. suvirinti ryšiai. Laikinosios atramos (tvirtinimas) turi būti įrengiamos ne didesniu kaip 1 m atstumu iš abiejų pusių nuo dujotiekio iškrovimo (arba fiksuotos atramos išmontavimo) vietos. Šios atramos turi užtikrinti suvirinimo metu reikalingą vamzdynų poslinkį išilgai ašies ir pritvirtinti vamzdyną projektinėje padėtyje. Neleidžiama šių galų tvirtinti prie gretimų vamzdynų, atramų ar pakabų.

Abiejose remontuojamo ploto pusėse ant vamzdžių turi būti padarytos gyslos, atstumas tarp gyslų taškų turi būti įrašytas ataskaitoje. Atstatant dujotiekį turi būti atliekamas šaltas tempimas, kad atstumo tarp šerdies taškų nuokrypis neviršytų 10 mm.

Išmontavus dujotiekio atkarpą ar elementą, likusių vamzdžių laisvieji galai turi būti uždaryti kamščiais.
Pjaunant vamzdyną keliuose taškuose, operacijos turi būti atliekamos kiekvienu atveju.
Pjaunant vamzdyną suvirinus uždarymo jungtį, būtina surašyti aktą ir įrašyti į laidų knygelę.
Atlikus remonto darbus, susijusius su dujotiekio pjovimu ar jo atramų dalių pakeitimu, būtina patikrinti dujotiekio nuolydžius.
Keičiant sugedusią spyruoklę, keičiama spyruoklė turi būti parinkta pagal atitinkamą leistiną apkrovą, iš anksto sukalibruota ir suspausta iki apskaičiuoto aukščio šaltai būsenai. Sumontavę pakabos bloką ir nuėmę atraminius raiščius, patikrinkite spyruoklių aukštį ir, jei reikia, sureguliuokite. Suvirinant jungtis, nepriimtina, kad spyruoklių ritės liestųsi su elektros lanku, o pjaunant – su degiklio liepsna, o tai gali sugadinti spyruokles.
Keisdami atramos spyruoklę dėl jos pažeidimo arba projektinių apkrovų nesilaikymo, turėtumėte:

Padėkite plokštes po spyruokliniu bloku (jei keičiamo bloko aukštis yra mažesnis nei pakeistas);

Išardykite atraminį pjedestalą ir sumažinkite jo aukštį (jei keičiamo bloko aukštis didesnis nei pakeisto).
Keičiant spyruoklių aukščius spyruoklės atramoje, reikia nuimti reguliuojamą bloką, pakeisti jo aukštį ant kalibravimo įrenginio ir sumontuoti atrama.
Pabaigus spyruoklių aukščių reguliavimo darbus, spyruoklių aukščiai po reguliavimo turi būti užrašomi eksploatacinėse formose (žr. 6 priedą), o poslinkio indikatoriuose nurodomos vamzdyno padėties šaltoje būsenoje.
Bet kokie dujotiekio projekto pakeitimai, atlikti jo remonto metu ir suderinti su projektavimo organizacija, turi atsispindėti šio vamzdyno pase arba laidų knygoje. Keičiant pažeistas vamzdyno dalis arba dalis, kurių eksploatavimo laikas pasibaigęs, atitinkamas naujų dalių charakteristikas reikia įrašyti į laidų knygelę.
Atlikus remonto ir derinimo darbus, turi būti padarytas atitinkamas įrašas remonto žurnale ir surašytas paleidimo aktas bei įrašytas į laidų knygą.

VAMZDYNO BANDYMAS

PADĖTIS EKSPLOATACIJA

Dujotiekio užpildymas po remonto darbų vykdomas pagal patvirtintą planą, kuriame numatytos technologinės priemonės, skirtos pašalinti dujotiekyje garo-oro fazę. Paprastai ši operacija atliekama naudojant elastinius separatorius.

Patartina pradėti eksploatuoti dujotiekį atlikus remonto darbus su atmosferinėmis sąlygomis degazuotu kondensatu.

Dujotiekio užpildymas stabiliu kondensatu gali būti atliekamas esant bet kokiam pradiniam slėgiui vamzdyno viduje. Jei dujotiekis užpildytas nestabiliu kondensatu arba suskystintomis angliavandenilio dujomis, ši operacija turi būti atliekama padidinus dujų, vandens ar stabilaus produkto slėgį dujotiekyje virš siurbiamo produkto garų slėgio ir įvedus mechaninius separatorius. dujotiekis.

Jei reikia išstumti vandenį iš vamzdyno naudojant nestabilų produktą, reikia imtis priemonių, apsaugančių nuo hidrato susidarymo (naudoti separatorius, hidrato susidarymo inhibitorius ir kt.).

Jei nėra mechaninių separatorių, prieš užpildant pumpuojamą produktą, vamzdyną rekomenduojama iš dalies užpildyti stabiliu kondensatu.

Dujos arba vanduo, naudojami prapūtimo (praplovimo) ir vėlesnio gaminio vamzdyno bandymo metu ir išstumiami gaminio naudojant separatorius, iš dujotiekio išleidžiami prapūtimo vamzdžiais.

Tokiu atveju turi būti organizuojama produkto kiekio kontrolė sraute, išeinančiame iš prapūtimo vamzdžio, siekiant sumažinti aplinkos taršos riziką ir sumažinti produkto nuostolius.

Pripildžius dujotiekį degazuotu kondensatu, slėgis pakeliamas virš minimalaus leistino darbinio slėgio, kurį lems degazavimo slėgis, slėgio nuostolių dėl trinties dydis, gaminio sudėtis, trasos profilis ir vandens temperatūra. dujotiekio „karščiausias taškas“.

Slėgis vamzdyne pakeliamas siurbiant kondensatą su uždarytu vožtuvu dujotiekio sekcijos gale.

Slėgiui kondensato produktų vamzdyno pradžioje padidėjus virš minimalaus leistino, leidžiama pradėti siurbti nestabilų kondensatą.

Mažiausio leistino darbinio slėgio palaikymą vamzdyne eksploatacijos metu užtikrina tiesiai prieš vartotoją sumontuotas slėgio reguliatorius prieš srovę.

RBMK yra šiluminis vienos grandinės galios reaktorius su verdančio vandens aušinimo skysčiu kanaluose ir tiesioginiu sočiųjų garų tiekimu į turbinas. Moderatorius yra grafitas. Eksploatuojami 1000 ir 1500 MW galios RBMK. 2009 m. keturiose atominėse elektrinėse veikia 12 blokų su RBMK.

Aušinimo skystis tiekiamas atskirai į kiekvieną kanalą, galima reguliuoti vandens srautą per kanalą. Dėl reaktoriaus fizikos ypatumų šiluminė energija visame tūryje išsiskiria netolygiai. Eidamas per kanalą dalis vandens išgaruoja, didžiausios galios kanaluose masės garų kiekis išėjimo angoje siekia 20%, vidutinis garų kiekis reaktoriaus išėjimo angoje yra 14,5%.

Verdantis vanduo iš reaktoriaus leidžiamas per garo separatorius. Tada prisotintas garas (temperatūra 284 °C), esant 65 atm slėgiui, tiekiamas į du turbogeneratorius, kurių kiekvieno elektros galia yra 500 MW. Išmetamieji garai kondensuojami, po to cirkuliaciniai siurbliai tiekia vandenį į reaktoriaus įvadą. Du RBMK-1000 reaktoriaus elektrinės garo separatoriai turi cilindrinį horizontalų 30 m ilgio ir 2,3 m skersmens plieninį korpusą. Iš šono per tiekimą tiekiamas garo ir vandens mišinys, kurio vidutinis garo kiekis yra apie 15 % (masės). vamzdžiai tiesiai iš reaktoriaus kanalų.

Reaktoriaus šiluminė galia, MW
Reaktoriaus elektros galia, MW
Kuro pakrovimas stacionariu režimu, t.y.
Šerdies aukštis, m.
Šerdies skersmuo, m.	11,8.
Vidutinė specifinė kuro galia 1 kg urano, kW/kg	16,7
Vidutinė vandens temperatūra šerdyje, o C
Vidutinis vandens tankis šerdyje, g/cm3	0,516
Grafito bloko dydis, cm	25x25
Grafito tankis, g/cm3	1,65
Technologinių kanalų skaičius
Skylės skersmuo grafito bloke, cm.	11,4
Kuro strypų skaičius proceso kanale
Kuro strypo išorinis skersmuo, cm	1,35
Kuro elemento cirkonio apvalkalo storis, mm.	0,9
Kuro granulės skersmuo, cm	1,15.
Tankis UO 2, g/cm 3	10,5

Skirtukas. 21 Pagrindinės RBMK-1000 šerdies charakteristikos.

Vienas iš kanalinių RBMK pranašumų, palyginti su laivo tipo VVER, yra galimybė perkrauti sudegusį kurą neišjungiant reaktoriaus. Kuras į reaktorių pilamas naudojant pakrovimo ir iškrovimo mašiną ( REM). Kai kanalas yra perkrautas REM yra hermetiškai sujungtas su viršutine kanalo dalimi, jame sukuriamas toks pat slėgis kaip ir kanale, panaudoto kuro rinklės išvežamos į retųjų žemių metalą, o kanale įrengiamos šviežio kuro rinklės.

Reaktorių RBMK-1000 eksploatacijos pradžioje buvo naudojamas 1,8% sodrinimo kuras, tačiau vėliau pasirodė patartina pereiti prie 2% prisodrinto kuro. Šiuo metu pereinama prie 2,8% sodrinimo kuro.

RBMK reaktoriaus FA ir kuro strypai

Kuro strypams ir kuro rinkelėms per visą jų eksploatavimo laiką keliami aukšti patikimumo reikalavimai. Jų įgyvendinimo sudėtingumą apsunkina tai, kad kanalo ilgis yra 7000 mm, esant santykinai mažam skersmeniui, o tuo pačiu metu turi būti užtikrinta kasečių mašinos perkrova tiek reaktoriui sustabdžius, tiek reaktoriui išjungus. bėgimas. Intensyvios kuro rinklių eksploatavimo sąlygos RBMK reaktoriuose lėmė poreikį atlikti didelį priešreaktorių ir reaktorių bandymų kompleksą. Pagrindiniai kuro rinklių eksploatavimo sąlygas apibūdinantys parametrai

RBMK-1000 reaktoriaus aktyvioje zonoje yra 1693 kanalai su kuro rinkiniais, o RBMK-1500 - 1661 kanalas. Veikiant reaktoriuje kuro rinklės yra nejudančios. Branduolinės reakcijos reguliavimas, tam tikros reaktoriaus galios palaikymas, perėjimas iš vieno galios lygio į kitą ir reaktoriaus išjungimas vykdomas vertikaliai judant valdymo ir apsaugos sistemos valdiklius aktyvioje zonoje.

RBMK-1000 ir RBMK-1500 reaktoriuose naudojamos dviejų tipų kuro rinklės: darbinės kuro rinklės ir darbinio kuro rinklės, skirtos gama kamerai. Skirtingų tipų FA turi tam tikrų dizaino skirtumų.

Kuro rinklių RBMK-1000 ir RBMK-1500 konstrukcija su deginamu absorberiu ir tarpikliais iš cirkonio lydinių yra geometrinio stabilumo su 30-35 MW per parą/kg urano sudeginimo, užtikrina aukštą saugumą ir geras ekonomines charakteristikas. RBMK reaktoriaus branduoliai. RBMK-1000 kuro rinklės, kaip taisyklė, naudoja regeneruotą kurą.

Kuro rinklę sudaro du kuro strypų ryšuliai, du kotai, centrinis strypas su strypu (darbiniam kuro rinkiniui) arba nešiklio vamzdis su centrine ertme jutiklių vietai (darbiniam kuro rinkiniui gama kamerai) , tvirtinimo ir tvirtinimo detalės.

Kuro sąrankoje viršutinis kuro strypų pluoštas sujungiamas su apatiniu, naudojant centrinį strypą su strypu arba nešikliu ir tvirtinimo detalėmis. Bendras RBMK kuro rinklės ilgis – 10 m, kuro dalis – 7 m, skerspjūvyje kuro rinkinys yra apskritimo formos, kurio skersmuo 79 mm, kuro rinkinio masė apie 185 kg. RBMK FA yra FA be gaubtų.

Kuro strypų ryšulį sudaro 18 kuro strypų, rėmo su tarpinėmis grotelėmis ir 18 užspaudimo žiedų, skirtų kuro strypams tvirtinti kuro rinkinio galinėje tinklelyje.

Kuro strypai yra pagrindiniai funkciniai kuro rinkinio elementai; vienas galas pritvirtintas prie galinės grotelės, kitas galas lieka laisvas. Kuro strypai yra struktūriškai iš cirkonio lydinio pagaminti vamzdžiai, užpildyti sukepinto urano dioksido granulėmis su erbio oksidu, užsandarinti suvirinant kamščiais. Kuro strypų su į kurą integruotu erbio oksidu panaudojimas leido pagerinti energijos paskirstymą visame reaktoriuje, padidinti RBMK reaktorių aktyvių aktyvių saugą ir technines bei ekonomines charakteristikas.

Kuro rinkinio RBMK-1500 komponentai yra tokie patys kaip RBMK-1000 degalų rinklės. Skirtumas tas, kad siekiant turbulizuoti aušinimo skysčio srautą ir intensyvinti šilumos pašalinimą iš kuro strypų, ant viršutinio kuro strypų pluošto papildomai sumontuota 18 šilumos perdavimo stiprintuvų.

7.3 PWR (Slėginio vandens reaktorius). Rusijos analogas (VVER).

PWR yra indo tipo reaktorius, veikiantis aukšto slėgio vandens aušinimo skysčiu, neverdantis, dviguba grandine. PWR yra labiausiai paplitęs reaktorių tipas pasaulyje.

PWR reaktorius susideda iš 150 mm storio apvalkalo. kurio vidinis skersmuo yra 5 m, su keturiais įleidimo ir keturiais išleidimo vamzdžiais, esančiais viršutinėje korpuso dalyje tame pačiame lygyje. Pirminės grandinės vamzdžių ir vamzdynų skersmuo yra 750 mm. Vidinis visos pirminės grandinės paviršius, įskaitant nuimamą sferinį dangtį, yra padengtas austenitinio nerūdijančio plieno sluoksniu.

Šerdį sudaro kvadratinės kuro rinklės, kuriose yra kuro strypų su prisodrintu urano dioksidu pluoštas. Kuro rinkinys yra be korpuso; kartu su kuro strypų ryšuliu yra judantys sugeriantys elementai (PEL).

Kuro papildymas PWR reaktoriuose, kaip ir VVER reaktoriuose, atliekamas visiškai nuleidus apkrovą ir nuėmus dangtį. Kiekvieno dalinio degalų papildymo metu kuras pakraunamas kuro rinkelėmis, kurių urano sodrinimas yra 3,4 %, į periferinę šerdies sritį. Panaudoto kuro rinklių iškrovimas vykdomas iš centrinės zonos.

Pirminio aušinimo skysčio slėgis yra 150 atm. Reaktoriaus aktyviosios zonos išėjimo angoje temperatūra yra 315 °C, įėjimo angoje apie 275 °C. Aušinimo skystis pumpuojamas aplink pirminę grandinę galingais siurbliais, kurių kiekvienas gali sunaudoti iki 6 MW.

Įkaitęs pirminis aušinimo skystis patenka į garo generatorių, kur šiluma perduodama žemesnio vidutinio slėgio aušinimo skysčiui, kuris garų slėgiu išgaruoja. Šilumos perdavimas atliekamas per garų generatorių, nemaišant dviejų skysčių, o tai pageidautina, nes pagrindinis aušinimo skystis gali tapti radioaktyvus.

PWR reaktoriai turi neigiamą temperatūros reaktyvumo koeficientą, todėl įvykus avarijai ir viršijus reaktoriaus kritiškumą, reaktoriaus galia automatiškai sumažinama.

Siekiant išlaikyti reaktoriaus kritiškumą, be boro tirpalo ir sugėriklio strypų, valdymo sistema naudoja galios valdymo galimybes, valdydama šilumos pašalinimą. Temperatūros padidėjimas pirminėje kilpoje sumažina galią ir atvirkščiai. Jei neplanuotai padidėja galia, operatorius gali pridėti boro rūgšties arba sumažinti siurblio galią, kad padidintų pirminio aušinimo skysčio temperatūrą.

Privalumai:

• neigiamas reaktyvumo galios koeficientas .
• maža aušinimo skysčio ir moderatoriaus kaina .
• antrinio kontūro aušinimo skystis nėra užterštas radioaktyviosiomis atliekomis.

Trūkumai:

• Padidinti reikalavimai korpuso ir konstrukcinių medžiagų stiprumui dėl didelio slėgio pirminės grandinės viduje.
• Didelė garo generatoriaus kaina.
• Garo ir cirkonio reakcija su vandenilio išsiskyrimu.

Pastaba: Didžiausia avarija nuo 1986 m. Černobylio avarijos (INES 7 lygis) įvyko su PWR reaktoriumi 1979 m. JAV Three Mile Island atominėje elektrinėje (INES 5 lygis).

Antrasis kanalinio tipo reaktorių gyvenimas

Kitais metais sukaks 70 metų nuo pirmosios kanalinio tipo reaktorių gamyklos paleidimo. Kodėl šiandien technologijų plėtra neleidžiama ir kas su tuo nesutinka? Paaiškina ir atsako Aleksejus Slobodčikovas, vyriausiasis galios kanalų reaktorių projektuotojas, UAB NIKIET departamento direktorius.

Pirma, keli žodžiai apie kanalinių reaktorių istoriją. Jų atsiradimas buvo glaudžiai susijęs su pačios branduolinės pramonės – tiek karinio-pramoninio komplekso, tiek energetikos – atsiradimu.

Pirmasis kanalinis reaktorius buvo paleistas 1948 m. birželio 19 d. Čeliabinsko srityje. Pramoninio reaktoriaus A plėtrą vykdė vyriausiasis dizaineris Nikolajus Antonovičius Dolležalas, o moksliniam projektui vadovavo Igoris Vasiljevičius Kurchatovas. Žinoma, pagrindinis reaktoriaus tikslas buvo gaminti ginklams skirtą plutonį, o pirmasis kanalinių reaktorių pramonės plėtros etapas yra neatsiejamai susijęs su gynybos problemomis.

Pirmieji reaktoriai buvo grynai utilitariniai. Jie pagrįsti srauto schema ir uždaro ciklo nebuvimu. Kuriant eksploatacinius sprendimus tapo įmanoma pereiti prie reaktoriaus naudojimo klasikine pramonine prasme – kaip energetikos komplekso dalį. Pirmasis šią užduotį įgyvendino 1958 metais pastatytas Sibiro atominės elektrinės reaktorius. Tuo laikotarpiu ėmė atsiverti perspektyvos panaudoti branduolinę energiją taikiems tikslams.

Obninske buvo pastatyta pirmoji atominė elektrinė su kanaliniu urano-grafito reaktoriumi. Pagal energetinius standartus AM reaktorius turėjo mažą galią – tik 5 MW. Tačiau nepaisant to, jo sukūrimas, projektavimas ir veikimas (daugiausia tyrimų režimu) leido išspręsti klausimus, susijusius su medžiagų ir jų elgsenos tyrimais gaminant elektros energiją branduoliniame reaktoriuje.

Atspirties taškas
Pradėjus eksploatuoti Obninsko atominę elektrinę, kitas etapas – Belojarsko stotis. Šis projektas buvo drąsus ne tik savo laikui, bet ir reaktorių inžinerijai apskritai. Belojarsko AE buvo įdiegta branduolinio garo perkaitinimo technologija, kuri leido žymiai padidinti elektrinės efektyvumą ir priartėti prie tų rodiklių, kurie būdingi iškastinio kuro elektrinėms. Po to, septintojo–septintojo dešimtmečių sandūroje, atsirado galimybė pradėti RBMK-1000 reaktoriaus kūrimą ir statybą.

RBMK-1000 reaktoriaus paleidimas tapo atspirties tašku plačiam branduolinės energijos panaudojimui šalies ūkyje. Tai buvo pirmasis milijonas plius blokas, kuris gana ilgai liko vienintelis tokios talpos.

Pirmasis jėgos agregatas su RBMK reaktoriais buvo paleistas 1973 metų gruodį Leningrado atominėje elektrinėje. Tada 1970–1980 metais iš eilės buvo paleista 17 jėgainių su RBMK reaktoriais.

Šiandien Rusijoje Leningrado, Kursko ir Smolensko atominių elektrinių aikštelėse veikia 11 tokių jėgainių. Ukrainoje buvo pastatyti keturi energetiniai blokai, dar du – Lietuvos TSR teritorijoje. Pastarojo galia padidinta 1,5 karto – iki 1500 MW (nominali elektros galia). Šie agregatai tuo metu buvo galingiausi, o artimiausioje ateityje Rusijos branduolinei pramonei jie vis dar išlieka atskiro jėgos agregato galios riba.

Biografija

Aleksejus Vladimirovičius SLOBODČIKOVAS
gimęs 1972 m. Baigė Maskvos valstybinį technikos universitetą. N. E. Baumanas, įgijęs atominių elektrinių specialybę.

Nuo 1995 m. dirba UAB NIKIET. Šiuo metu eina elektros kanalinių reaktorių elektrinių vyriausiojo projektuotojo, departamento direktoriaus pareigas.

Už indėlį į RBMK reaktorių resursų charakteristikų atkūrimo darbus A. Slobodčikovas, kaip autorių kolektyvo narys, buvo apdovanotas Rusijos Federacijos Vyriausybės premija. Šios unikalios technologijos, kurią sukūrė NIKIET kartu su pirmaujančiomis pramonės įmonėmis, Rusijos mokslo ir pramonės įmonėmis, sukūrimas ir pramoninis įgyvendinimas leidžia išlaikyti atomines elektrines su tokiais reaktoriais vieningoje Rusijos energetikos sistemoje, kol bus pradėti naudoti pakaitiniai pajėgumai.

Apie RBMK dabartį, praeitį ir ateitį
Jei kalbėtume apie RBMK reaktorių dalį energijos balanse, tai šis skaičius, priklausomai nuo metų, svyruoja apie 39–41%. Kol kas tebenaudojami tik aštuntajame–devintajame dešimtmečiuose pastatyti agregatai. Pirmasis iš jų buvo paleistas 1973 m., o jauniausias - Smolensko stoties trečiasis korpusas - 1990 m. Atsižvelgiant į urano-grafito reaktorių eksploatavimo patirtį, RBMK tarnavimo laikas buvo nustatytas projektavimo etape - 30 metų.

Čia verta padaryti nedidelę pastabą. Viso kanalų sektoriaus raidos istorija – kalbant konkrečiai apie RBMK reaktorius – tai jo tobulinimo ir modernizavimo procesas pagal naujausias technologijas tam tikru momentu. Pavyzdžiui, neįmanoma palyginti 1973 metų reaktoriaus techninės būklės (kaip Leningrado atominėje elektrinėje) su tokia, kokią turime šiandien. Per daugiau nei 40 metų įvyko reikšmingų valdymo sistemų, saugos, paties kuro ciklo ir branduolio fizikos pokyčių.

Černobylio avarija tapo juodu puslapiu tiek kanalų, tiek apskritai pasaulio reaktorių statybos raidos istorijoje. Tačiau po jo buvo padarytos atitinkamos išvados. Dabar RBMK reaktorius vadinamas „Černobylio tipo reaktoriumi“, tačiau tai nėra visiškai teisingas apibrėžimas. Neįmanoma palyginti to, kas buvo su tuo, ką turime šiandien. Nuolatinis modernizavimo procesas, apie kurį kalbėjau, 1990–2000-ųjų sandūroje leido iškelti klausimą dėl reaktorių eksploatavimo trukmės pailginimo iki 45 metų. Taigi pratęstas pirmojo Leningrado AE bloko eksploatavimo laikas baigsis 2018 m., o Smolensko stoties trečiojo bloko eksploatavimas – 2035 m.

Apie grafito elementus ir kreivumo numatymą
Kanalinių reaktorių yra įvairių. Pavyzdžiui, Kanadoje branduolinės energijos pagrindas yra CANDU reaktoriai su sunkiuoju vandeniu. Mūsų šalyje veikia tik urano-grafito kanalų reaktoriai. Grafitas yra nebanali medžiaga, jo savybės nepanašios į plieną ar betoną. Grafito, kaip aktyviosios zonos elemento, tyrimas buvo pradėtas nuo pirmosios pramoninių įrenginių eksploatavimo dienos.

Jau tada buvo aišku, kad esant aukštai temperatūrai ir dideliems energijos srautams ši medžiaga degraduoja. Tuo pačiu metu grafito fizikinių ir mechaninių savybių bei jo geometrijos pokyčiai turi įtakos visos šerdies būklei. Ne tik sovietų mokslininkai išsamiai nagrinėjo šį klausimą. Grafito būsenų pokyčiais domino ir mūsų kolegos amerikiečiai.

Viena iš pagrindinių problemų yra grafito elementų geometrijos keitimas. RBMK reaktoriaus šerdį sudaro grafito kolonos. Kiekviena kolona yra 8 metrų aukščio ir susideda iš 14 grafito blokų – 600 mm aukščio ir 250x250 mm skerspjūvio gretasienių. Tokių stulpelių iš viso yra 2,5 tūkst.

Pačios šerdies aukštis yra 7 metrai, joje esančios kuro rinklės ilgis taip pat yra 7 metrai, o bendras kuro modulio ilgis yra 16 metrų.

Būtina suprasti, kad aktyvioji zona yra vientisa visuma, todėl vieno elemento pokyčiai išilgai grandinės – kaip kumuliacinis efektas – pirmiausia perduodami į netoliese esančias sritis, o vėliau gali apimti visą aktyviosios zonos geometriją. Vienas iš neigiamiausių grafito blokelių pokyčių veiksnių yra kolonų kreivumas ir dėl to kuro kanalų bei valdymo strypų kanalų įlinkiai.

Montavimo metu visos kolonos, žinoma, yra vertikalios, tačiau eksploatacijos metu šis vertikalumas prarandamas. Jei dar kartą atsigręžtume į istoriją, pamatytume, kad pramoniniams įrenginiams ir pirmiesiems urano-grafito reaktoriams šis procesas prasidėjo pirmaisiais veiklos metais. Kartu buvo suprasti šio reiškinio mechanizmai. Kuriant RBMK reaktorių kai kuriems procesams buvo užkirstas kelias projektiniais sprendimais.

Visiškai atsikratyti pokyčių neįmanoma. Sunku numatyti jų išvaizdą. Kai reaktoriaus eksploatavimo laikas yra 45 metai, buvo manoma, kad pokyčių procesas pradės aktyvią fazę 43–44 metų sandūroje. Tačiau paaiškėjo, kad su problema susidūrėme 40-ųjų veiklos metų sandūroje. Tai yra, prognozės paklaida buvo apie trejus metus.

2011 metais pirmajame Leningrado stoties energetiniame bloke užfiksuoti geometrijos pokyčiai: proceso kanalų (branduolinio kuro - juose sumontuotos kuro rinklės), valdymo ir apsauginių strypų kanalų kreivumas. Noriu atkreipti dėmesį į tai, kad RBMK veiklai reikia nuolat stebėti saugumą lemiančius parametrus. Ultragarsinio tyrimo pagalba yra stebimas kanalų skersmuo ir elementų kreivumas, vientisumas, tarpusavio būsena, kurie lemia veikimą įvairiais (tiek vardiniais, tiek pereinamaisiais) režimais. Kai planinio monitoringo metu buvo aptikta pokyčių proceso pradžia, paaiškėjo: prasidėjus procesui jo greitis bus gana didelis; reaktoriaus jėgainės eksploatavimas tokiomis sąlygomis reikalauja papildomų sprendimų.

Pagrindiniai RBMK reaktorių rodikliai

Tinkamų sprendimų paieška
Sulenkus proceso kanalus ir valdymo strypus, pirmiausia būtina užtikrinti besąlyginį valdymo ir apsaugos sistemų pavarų bei kuro rinklių veikimą besikeičiančios geometrijos sąlygomis.

Taip pat būtina patvirtinti technologinių kanalų, veikiančių įlinkio sąlygomis, gebėjimą išlaikyti stiprumo savybes. Pirmajame Leningradskaya stoties bloke technologinių kanalų skaičius yra 1693, ir nei vienam iš jų, veikiant kreivumo sąlygomis, gresia pavojus savo veikimo požiūriu.

Kitas svarbus dalykas: turi būti užtikrintos visos technologinės operacijos, susijusios su kuro rinklių pakrovimu ir iškrovimu. Išskirtinis RBMK reaktoriaus bruožas, kuris taip pat yra privalumas, yra galimybė jį eksploatuoti nuolatinės perkrovos sąlygomis. Konstrukcija leidžia perkrauti eksploatacijos metu tiesiogiai esant galiai. Tai užtikrina lankstų kuro ciklą, šerdies formavimą ir didesnį degimą. Tiesą sakant, tai lemia ekonomiškumą: reaktorius neveikia kampanijomis, jis veikia nuolatinės perkrovos režimu.

2011 metais Leningrado stotyje buvo atlikta nemažai darbų, kurie patvirtino reaktoriaus gamyklos elementų veikimą iki 100 mm įlinkio sąlygomis. Po to trumpam buvo pradėtas eksploatuoti pirmasis Leningrado AE energetinis blokas, sustiprintas parametrų valdymas. Po septynių mėnesių jis vėl buvo sustabdytas išplėstiniam geometrijos valdymui: buvo užfiksuotas proceso, susijusio su grafito kamino formos pasikeitimu, raida. Tada tapo aišku, kad tolesnis reaktoriaus veikimas yra neįmanomas. 2012 metų gegužę buvo sustabdytas pirmasis Leningrado stoties energijos blokas.

Tuo pačiu metu pokyčių pradžia užfiksuota antrajame Leningrado AE ir Kursko atominės elektrinės antrajame bloke. Nustatyti nuokrypiai rodė, kad procesas artėja prie aktyvios fazės.

Reikėjo sprendimo, kuris būtų taikomas visiems Leningrado, Kursko ir Smolensko atominių elektrinių blokams su RBMK reaktoriais. Buvo svarstomi keli būdai. Buvo galima naudoti pasyvų kreivumo valdymo metodą, tačiau tapo akivaizdu, kad grafito irimo procesai ir dėl to formos kitimas yra susiję su žalingų veiksnių lygiu. Visų pirma, su temperatūra ir greitu neutronų srautu.

Atitinkamai, pasyvūs šio proceso valdymo būdai galėtų būti tokie: radikalus, iki 50 %, galios agregatų galios sumažinimas, kad pasireikštų reikšmingas efektas; arba jų veikimas sezoniniu režimu. Tai reiškia, kad įrenginys veikia keturis mėnesius, tada sėdi keletą mėnesių. Tačiau šie metodai buvo tinkami tik tiems reaktoriams, kuriuose pokyčių procesas nebuvo toli.

Antroji kryptis – aktyvi, kaip tuomet vadinome – remonto technologijų kūrimas ir diegimas. Periodiškas jų naudojimas leistų ilgiau eksploatuoti reaktorių.

Kodėl mes net kalbėjome apie remonto galimybę? Atsakant į šį klausimą reikia grįžti prie pramoninių prietaisų patirties, nes jiems formos keitimo problema egzistuoja daugelį dešimtmečių. Sibiro atominės elektrinės EI-2 reaktoriuje užfiksuoti dideli kanalų nuokrypiai. Jei RBMK reaktoriaus įlinkis buvo 100 mm, tai EI-2 reaktoriaus proceso kanalų įlinkiai siekė 400 mm.

Taikant įvairias technologines technikas, naudojant pramoninių įrenginių pavyzdį, buvo parodyta grafito mūro dalinio remonto galimybė. Netgi paties RBMK reaktoriaus patirtis parodė, kad grafito kaminas yra sudėtingas, didelis elementas, bet tam tikru mastu taisomas. Kiekviename maitinimo bloke su RBMK buvo pakeisti technologiniai kanalai - tai, be kita ko, lėmė poveikis grafito mūrui.

Didelė patirtis, sukaupta projektavimo institutuose ir tiesiogiai gamyklose remonto srityje šerdyje, leido sukurti ir įdiegti naujas remonto technologijas.

Pramoniniuose įrenginiuose naudojamų technologinių metodų analizė parodė, kad jų panaudojimas RBMK reaktoriui dėl įvairių priežasčių yra neįmanomas. Kai kurios operacijos yra neveiksmingos RBMK sąlygomis; kiti neįmanomi dizaino ypatybių požiūriu. Inžinieriai ir dizaineriai pradėjo ieškoti naujų sprendimų. Reikalinga technologija, kuri leistų tiesiogiai paveikti atskiro grafito bloko formos ir geometrijos pasikeitimo priežastį, tai yra sumažinti jo skersinį dydį.

Dėl problemos masto reikėjo laipsniško RBMK reaktorių eksploatavimo nutraukimo. 2012 metais - pirmasis, 2013 metais - antrasis Leningrado stoties korpusas; 2012 m. - Kursko stoties antrasis korpusas; 2012–2014 metais turėjo būti uždaryta pusė RBMK reaktorių – 20–25% visos Rusijoje pagaminamos atominės energijos!

Dauguma ekspertų suprato, kad pramoniniams įrenginiams taikomi metodai neduos norimo efekto reaktorių atveju dėl įvairių savybių.

AE su RBMK pajamos pagal metus

Sukauptos AE pajamos su RBMK (2014–2035 m.)

Apsprendžiantis sprendimas
Galiausiai 2012 m. birželį pasirodė įdomus techninis pasiūlymas. Po mėnesio, liepos mėn., Leningrado AE, vadovaujant Sergejui Vladilenovičiui Kirijenkai, buvo surengtas posėdis, kurio metu buvo priimtas sprendimas parengti ir įgyvendinti remonto programos projektą.

Tuo metu niekas negalėjo duoti sėkmės garantijų. Siūlomas technologinis metodas buvo sudėtingas; Pirmiausia tai lėmė tai, kad visus darbus turėjo atlikti robotizuotos sistemos maždaug 18 metrų gylyje, 113 mm skersmens skylėje. Be to, buvo atliktas ne vienos konkrečios kolonos, o viso reaktoriaus remontas.

Pirmojo Leningrado stoties energetinio bloko darbai pradėti 2013 m. sausio mėn. pirmąsias dešimt dienų.

Pasirodo, per šešis mėnesius buvo apgalvotas visas operacijų kompleksas. Tai buvo intensyvus ir daugiafunkcinis darbas, kuriame dalyvavo trys alternatyvūs techninio komplekso kūrėjai: UAB „NIKIMT-Atomstroy“ ir dvi organizacijos už „Rosatom“.

Techninių priemonių kūrimas buvo problemos sprendimo pradžia. Lygiagrečiai buvo atliktas visas kompleksas skaičiavimo, mokslinio ir eksperimentinio darbo, siekiant patvirtinti ir ištirti visų šerdies elementų veikimo galimybes kreivumo sąlygomis, derinant su remonto technologijos įtaka.

Prieš patenkant į reaktorių, net ir bandomajam kuriamų įrenginių eksploatavimui, reikėjo atlikti plataus masto technologijos testavimą. Žinoma, pirmumo principas buvo „nedaryti žalos“, nes bet koks veiksmas buvo negrįžtamas. Todėl buvo būtina patikrinti kiekvieną žingsnį tiek technologijos, tiek įrangos kūrimo etape.

ENITs tyrimų institute, Elektrogorske, anksčiau kitiems bandymams sukurtame stende, buvo atlikti pilno masto įrangos bandymai tiek grafito kolonoms pjauti, tiek jėgos pritaikymui grafito mūro elementams. Ypatingas dėmesys buvo skirtas radiacinės saugos užtikrinimo klausimams. Atliekant bet kokias mechanines grafito (kuris yra radioaktyvioji medžiaga) šalinimo operacijas, reikia atsižvelgti į tai, kad jis neturėtų liestis su aplinka.

Visa tai buvo kruopščiai išbandyta bandymų stendo sąlygomis. Dar kartą pabrėžiu: neturėjome tokio darbo patirties, todėl visi parengiamieji procesai vyko palaipsniui. Visos techninės medžiagos buvo kruopščiai išnagrinėtos Rostechnadzor. Esant reikalui buvo daromi koregavimai ir papildymai. Tik po visų šių procedūrų gavome leidimą ir pradėjome dirbti Leningrado stotyje. Jie buvo vykdomi keliais etapais: pirmos devynios ląstelės, viena eilė, po to trys eilės, penkios eilės ir tik po to buvo sprendžiama dėl technologijos efektyvumo ir galimybės ją pritaikyti visam aparatui.

Technika tokia, kokia yra
Pagrindinė grafito mūro formos pasikeitimo priežastis yra grafito bloko geometrijos pasikeitimas. Po ilgo naudojimo grafitas patenka į vadinamąją „brinkimo“ stadiją: jo sluoksniai, labiausiai veikiami temperatūros ir takumo, didina tankį. Ir toliau traukiasi išoriniai grafito bloko sluoksniai. Atsiranda vidinė įtampa, dėl kurios susidaro įtrūkimai.

Vertikalaus plyšio plotis grafito bloke laikui bėgant didėja. Taigi grafito bloko geometriniai matmenys, iš pradžių 250x250 mm, padidėja iki 255x257 mm. Kadangi mūre yra tūkstančiai grafito blokų, kurie liečiasi vienas su kitu, daugybė įtrūkimų juose ir jų geometrinių matmenų padidėjimas lemia tai, kad jie pradeda stumti vienas kitą ir palaipsniui judėti iš centro. į periferiją, lemiančią geometrijos pokyčius.

Kreivių atsiradimas taip pat susijęs su neutronų srautu, kuris atrodo kaip lentyna, kurios periferijoje mažėja. Tiesą sakant, visa ši lentyna elgiasi taip pat. Vienoje eilėje yra 24 grafito blokeliai, ir kiekvienas atstumia savo kaimyną: tarkime, pirmas blokas nustumiamas 2 mm, kitas - dar 2, visa tai sumuojama, ir rezultatas yra gana didelės įlinkio rodyklės periferijoje.

Šio proceso mechanika buvo patvirtinta atliekant pirmojo Leningrado stoties energijos bloko matavimus, kurie leido sukurti remonto technologiją. Atstūmimas, susijęs su plyšių susidarymu ir geometrijos padidėjimu, yra pagrindinės viso grafito mūro formos pokyčių priežastys. Taigi išvada: kaip reljefo priemonę būtina sumažinti grafito bloko skersinius matmenis.

Visa technologija pagrįsta tuo, kad jei neigiamas veiksnys yra dydžio padidėjimas, tada teigiamas veiksnys bus jo sumažinimas. Ši technologija, be sustojimo ties tarpiniais etapais, apima tris operacijas vienai ląstelei, kurios iš pirmo žvilgsnio atrodo gana paprastos. Pirma: naudojant pjovimo įrankį, grafito blokeliai supjaustomi vertikaliai. Pjovimo plotis paeiliui keičiasi nuo 12 iki 36 mm - grafito blokas išpjaunamas iš abiejų pusių, o „perteklius“ pašalinamas. Antroji operacija yra apdirbtų grafito blokelių sujungimas. Trečioji operacija – skylės atstatymas.

Norint atkurti viso reaktoriaus geometriją, kuriama schema, kurioje atsižvelgiama į periferijoje esančių elementų įtaką centrui ir atvirkščiai. Ši abipusė įtaka yra lemiamas veiksnys renkantis remonto schemą, o tai savo ruožtu turi įtakos darbų kiekiui. Taigi pirmojo Leningrado stoties bloko remonto apimtis 2013 m. siekė 300 kamerų iš viso 1693.

Pagrindiniai remonto technologijos principai

Remontui parenkama tų celių konstrukcija ir geometrinė padėtis, kuri sumažins bendrą kreivumą, o tai leis toliau eksploatuoti reaktorių.

Tobulinant remonto technologiją ir ją diegiant, vykdomas visas mokslinių, techninių ir skaičiavimo priemonių kompleksas, patvirtinantis galimybę visus reaktoriaus elementus eksploatuoti baigus darbus ir vykstančios deformacijos sąlygomis.

Darbe, siekiant pagrįsti galimybę eksploatuoti reaktorių po remonto, dalyvavo daugelis pramonės įmonių: NIKIET, VNIIAES, VNIIEF, OKBM im. I. I. Afrikantova, ENITs, NIKIMT.

Bendrą koordinavimą vykdė NIKIET. Jis taip pat dirbo generaliniu rangovu kuriant, galimybių studijoje ir remontuojant Leningrado atominės elektrinės bloką.

Bendra užduotis
Esant tokiam dideliam proceso dalyvių skaičiui, jų tarpusavio sąveikoje problemų nekilo. Darbas Leningrado atominėje elektrinėje tapo vienu ryškiausių bendros priežasties pavyzdžių, siekiant rezultato, suformuluoto taip: sukurti ir įdiegti technologijas, atlikti remontą ir pagrįsti tolesnio eksploatavimo galimybę, nustatyti optimalias sąlygas. Atliekant visas operacijas taip pat buvo atsižvelgta į tolesnį grafito degradaciją ir vėlesnius formos pokyčius.

Pirmasis Leningrado stoties blokas buvo paleistas 2013 m. lapkritį. Nuo sprendimo priėmimo iki energetinio bloko paleidimo praėjo kiek daugiau nei metai. Dėl to sukūrėme techninį sprendimą, leidžiantį atkurti grafito kamino funkcionalumą ir pailginti reaktoriaus tarnavimo laiką kartojant panašią operaciją.

Kitas išteklių charakteristikų atkūrimo procedūros ypatumas (taip vadinamas toks remontas) yra tai, kad iš šios operacijos neįmanoma padaryti naujo reaktoriaus. Tai yra, formavimosi procesas tęsis: iškerpamas ribotas skaičius ląstelių, paliekant ląsteles, kurių negalima pataisyti, todėl formavimosi ir atitinkamai kreivumo procesas tęsis. Jo greitis fiksuojamas nuosekliu valdymu.

Metodika reiškia: esant kontroliuojamam procesui, jo skaitinis prognozavimas nustato remonto laiką, jo atlikimo dažnumą ir aptarnavimo intervalus tarp remontų. Žinoma, šis procesas turi būti kartojamas cikliškai. Iki šiol grafito mūro išteklių charakteristikos buvo atkurtos dviejuose Leningrado stoties energetiniuose blokuose: pirmame ir antrajame - bei pirmajame Kursko stoties etape (taip pat pirmame ir antrame energijos blokuose).

Nuo 2013 iki 2017 metų technologija buvo gerokai modernizuota. Pavyzdžiui, sutrumpėjo darbų atlikimo laikas, optimizuotos technologinės operacijos, ženkliai sumažėjo savikaina – beveik kelis kartus lyginant su Leningrado AE energetiniais blokais. Galima sakyti, kad technologija buvo įdiegta pramoninėje veikloje.

Šis straipsnis, kuriame turėtų būti bendras supratimas apie reaktoriaus, šiandien tapusio vienu pagrindinių mūsų branduolinei energijai, konstrukciją ir veikimą, yra aiškinamasis tekstas brėžiniams, kuriuose pavaizduotas RBMK-1000 reaktorius. už diagramas, paaiškinančias iškrovimo ir pakrovimo mašinos (REM) veikimą).
Pagrindinis atominės elektrinės pastatas su RBMK reaktoriumi susideda iš dviejų po 1000 MW galios blokų, su bendra turbogeneratoriaus patalpa ir atskiromis patalpomis reaktoriams. Jėgos blokas yra reaktorius su aušinimo skysčio cirkuliacijos kontūru ir pagalbinėmis sistemomis, vamzdynų ir įrangos sistema, per kurią vanduo iš turbininių kondensatorių nukreipiamas į aušinimo skysčio cirkuliacijos kontūrą, ir du turbogeneratoriai, kurių kiekvieno galia po 500 MW.
Aušinimo skystis yra vanduo, cirkuliuoja per dvi lygiagrečias sistemas. Kiekvienoje sistemoje yra du separatoriaus būgnai, 24 nuleidimo vamzdžiai, 4 siurbimo ir - slėgio kolektoriai, - 4 cirkuliaciniai siurbliai, iš kurių trys veikia, o vienas rezervinis, 22 grupiniai paskirstymo kolektoriai, - taip pat uždarymo ir valdymo vožtuvai. .
Iš paskirstymo grupės kolektorių 270°C temperatūros vanduo per atskirus vamzdynus uždaromaisiais ir valdymo vožtuvais paskirstomas į proceso kanalus. Plaunant kuro elementus, jis įkaista iki soties temperatūros, dalinai išgaruoja, o susidaręs garo-vandens mišinys atskirais vamzdynais iš kiekvieno kanalo patenka ir į separatoriaus būgnus.Čia garo-vandens mišinys išskiriamas į garą ir vandenį.Atskirtas vanduo sumaišytas su pašaru vandeniu ir per nuleidžiamąsias sroves.vamzdžiai siunčiami į pagrindinius cirkuliacinius siurblius.Sotūs 70 kgf/cm2 slėgio garai aštuoniomis garo linijomis siunčiami į dvi turbinas.Dirbę turbinų aukšto slėgio cilindruose, garai patenka į tarpinius separatorius-perkaitintuvus, kur nuo jo atskiriama drėgmė ir ji perkaitinama iki 250°C temperatūros Praėję žemo slėgio cilindrus, garai patenka į kondensatorius Kondensatas 100% išvalomas ant filtrų, kaitinamas penkiuose regeneraciniuose šildytuvuose ir patenka į deaeratorius.Iš ten 165°C temperatūros vanduo vėl pumpuojamas į separatoriaus būgnus.Vos per valandą siurbliai pravažiuoja per reaktorių Jie varo apie 38 tūkst.t vandens. Reaktoriaus vardinė šiluminė galia – 3140 MW; per valandą pagamina 5400 tonų garo.
Reaktorius įrengtas kvadratinio skerspjūvio betoninėje šachtoje, kurios matmenys 21,6 x 21,6 m ir 25,5 m gylio, reaktoriaus svoris perkeliamas į betoną naudojant suvirintas metalines konstrukcijas, kurios kartu atlieka ir biologinę apsaugą. Kartu su korpusu jie sudaro sandarią ertmę, užpildytą helio ir azoto mišiniu - reaktoriaus erdvę, kurioje yra grafito kaminas. Dujos naudojamos mūro temperatūrai palaikyti.
Viršutinė ir apatinė reaktoriaus metalinės konstrukcijos yra padengtos apsaugine medžiaga (serpentinito uoliena) ir pripildytos azotu. Vandens rezervuarai naudojami kaip šoninė biologinė apsauga.

Grafitinis kaminas yra vertikaliai išdėstytas cilindras, surinktas iš grafito kolonų su centrinėmis angomis proceso (garą generuojantiems) kanalams ir valdymo ir apsaugos sistemos kanalams (jie nepavaizduoti diagramoje).
Kadangi reaktoriaus veikimo metu grafito moderatoriuje išsiskiria apie 5 % šiluminės energijos, buvo pasiūlyta originali tvirtų kontaktinių žiedų konstrukcija, kad būtų palaikomos reikiamos grafito blokų temperatūros sąlygos ir pagerintas šilumos pašalinimas iš grafito į aušinimo skystį, tekančią reaktoriuje. kanalai. Skaldyti žiedai (20 mm aukščio) dedami išilgai kanalo aukščio arti vienas kito taip, kad kiekvienas greta esantis žiedas patikimai kontaktuotų išilgai cilindrinio paviršiaus arba su kanalo vamzdžiu, arba su grafito mūro bloko vidiniu paviršiumi, taip pat galuose su kitais dviem žiedais. Siūlomos konstrukcijos efektyvumas buvo patikrintas atliekant eksperimentus ant šiluminio stendo. Leningrado AE energetinių blokų eksploatavimo patirtis patvirtino galimybę ir paprastumą į technologinį taką įrengti kanalą su grafito žiedais ir jį iš jo pašalinti.
Technologinis kanalas – tai suvirinta vamzdžio konstrukcija, skirta jame sumontuoti kuro rinkles (FA) ir organizuoti aušinimo skysčio srautą.
Viršutinė ir apatinė kanalo dalys pagamintos iš nerūdijančio plieno, o centrinis vamzdis, kurio skersmuo 88 mm ir sienelės storis 4 mm šerdyje, kurios aukštis yra 7 m, yra pagamintas iš cirkonio lydinio su niobu ( 2,5 proc.). Šis lydinys yra mažesnis už plieną, sugeria neutronus, pasižymi aukštomis mechaninėmis ir korozinėmis savybėmis. Sukurti patikimą hermetišką jungtį tarp kanalo centrinės cirkonio dalies ir plieninių vamzdžių pasirodė sudėtinga užduotis, nes jungiamų medžiagų linijiniai plėtimosi koeficientai skiriasi maždaug tris kartus. Ją pavyko išspręsti difuzinio suvirinimo būdu pagamintų plieno-cirkonio adapterių pagalba.
Į technologinį kanalą dedama kasetė su dviem kuro rinkelėmis (tokių kanalų yra 1693); Kiekvieną tokį mazgą sudaro 18 kuro strypų. Kuro elementas yra cirkonio lydinio vamzdis, kurio išorinis skersmuo 13,6 mm, sienelės storis 0,9 mm su dviem galiniais kamščiais, kurių viduje dedamos urano dioksido granulės. Iš viso į reaktorių įkraunama apie 190 tonų urano, kuriame yra 1,8% urano-235 izotopo.