#Атомное #ЧАЭС
Теперь о конструкции.
Часть 1 https://fanfics.me/message384285
Часть 2 https://fanfics.me/message384286
Часть 3 https://fanfics.me/message384287
Целиком исправленное на фикбуке https://ficbook.net/readfic/8313046

Вернёмся к теплофизике. Вообще требования нейтронной физики и теплогидравлики стабильно входят в противоречия.

С точки зрения турбиниста из реакторной части энергоблока в машзал к нему приходит пар и это главное. На РБМК-1000 пар правда радиоактивный (но он бета-активен, а потому радиация может попадать в машзал только с утечками пара и никак иначе).

И из "тепловой части" и регенеративной системы паротурбинной установки обратно в реакторное здание нужно подавать питательную воду содержащую самый минимум примесей (чтобы они не активировались). Потому что, хотя чистая вода и активируется, в ней образуются исключительно короткоживущие изотопы водорода и кислорода. Ещё есть радиолиз - разложение воды с образованием опасного водорода, но это решается и к аварии отношения не имеет.

Электрический (нетто) КПД станции (отношение электрической мощности отпускаемой потребителю к тепловой мощности реактора) тем выше, чем выше параметры свежего пара. Т.е. его давление или температура. Почему "или"? РБМК производит насыщенный пар, а не перегретый как котлы ТЭС - тепловых станций.

Боюсь, что этот момент не будет понятен не знакомым с технической термодинамикой. Но я приведу понятный, как мне кажется, пример: пар идущий из чайника, если убрать из него все капельки воды - сухой насыщенный. Повысить его температуру можно повысив давление (как в скороварке, или автоклаве) или нагрев после выхода из "чайника" - такой бы пар назвали перегретым.

В РБМК негде перегревать пар - всё что возможно - удалить из него мелкодисперсную влагу в барабанах-сепаратара и отправлять насыщенный пар на "турбину". Турбоустановка при этом будет работать на влажном паре - смеси кипящей при температуре насыщения воде и насыщенного пара. Именно такая смесь выходит из носика любого чайника.

Отношении массы сухого пара к массе всей пароводяной смеси зовется степенью сухости, или, иначе паросодержанием.

Я пока не рассказываю ничего, что бы не имело самого прямого отношения к аварии и без чего её понять невозможно.

Наконец перейдём от абстрактного "топлива" к твэлам. То есть тепловыделяющим элементам. "Твэлы" с вашего позволения буду писать не как аббревиатуру, а как слово. Так тоже допускается.

Твэл в РБМК это тонкая полая трубка из циркония легированного небольшой добавкой ниобия. Внутри трубки размещены цилиндрические-же "таблетки" из слабообогащенного диоксида урана. Внутрь твэлов закачан под большим давлением гелий.

Пароводяная смесь движется вдоль пучка таких твэлов – тепловыделяющей сборки – охлаждая её.

Почему цирконий, почему не сталь? Цирконий очень слабо поглощает нейтроны. Если бы трубка была из нержавеющей стали, то пришлось бы увеличивать обогащение урана - мы же помним о балансе нейтронов в активной зоне? А это деньги и деньги огромные.

Во всех тепловых энергетических реакторах для этой цели используется цирконий. Его для прочности легируют оловом или для коррозионной стойкости - ниобием.

У циркония есть поганое свойство - при высоких температурах он охрупчается подвергаясь коррозии, при дальнейшем увеличении температуры за 400С - начинается пароциркониевая реакция приводящая к выделению водорода. Чем выше температура, тем быстрее идёт реакция - в школе такое рассказывают.

Давление и/или температура свежего пара определяют и давление в реакторе. Для теплоэнергетики 7МПа (более 65 атмосфер - я не заглядывал в справочники и взял 7МПа по памяти) и соответствующее этому давлению температура кипения примерно 285.8С это не что-то невероятное, но в общем-то для чайника - это круто.

Кроме того, такое давление удачно близко к давлению, при котором в воде максимальное значение критического теплового потока - при котором между стенкой нагревателя (твэла в данном случае) и кипящей водой возникает паровая пленка. Отделяющая его от кипящей воды и приводящая к пережёгу твэлов.

Кризис теплообмена (или иначе кризис теплообмена первого рода - в отечественной литературе) каждый из нас наблюдал в жизни сам - на кухне. Если уронить на сухую раскалённую сковороду каплю воды, то она не испаряется мгновенно, а начинает бегать по её поверхности - теплообмену как раз мешает паровая подушка отделяющую воду от чугуна/алюминия/тефлона.

Что должно было выдержать такое давление?

Выбор тут невелик. Можно заключить всю активную зону в один корпус, как это сделано в водо-водяных реакторах с водой под давлением ВВЭР, PWR или даже в кипящем корпусном реакторе BWR (B - boiler), но есть одно НО.

Не углубляясь в сопромат скажу сразу: при неизменном давлении толщина стенки рассчитанного на это давление цилиндрического сосуда растет пропорционально его диаметру.

Такой сосуд невозможно изготовить до сих пор. Просто нет такого колоссального оборудования. Ведь диаметр аз РБМК почти 12 метров. А высота - 7 метров только по твэлам (в одном канале две 3.5м ТВС - одна над другой).

И по этой же причине огромный РБМК (с учётом всего остального "металлолома" обеспечивающего работу реактора) не имел контайнмента. Затраты на такое сооружение из бетона были бы чудовищными. Стенка из лучшего бетона сильно больше метра...

https://ru.wikipedia.org/wiki/Герметичная_оболочка
Нет, её можно было заложить в проект, но в реакторах второй серии обошлись полумерой - прочно-плотными боксами в которые поместили контур многократной принудительной циркуляции - состоящий из чудовищного количества труб и арматуры а потому имевшего некий шанс разрыва случайной мелкой трубки – одной из тысяч.

Да и как защитить графит от воды? Помним же о замедлителе. В итоге такая огромная активная зона, собранная из блоков графита со стороной в 250мм была пронизана технологическими каналами. Круглыми трубами из циркония. По которым как по направляющим ими «выстрелило» вверх при аварии.

Такая схема называется канальной.

Графит всего реактора тем не менее окружала стенка из нержавейки, но служила она для другого - через графит продувалась смесь гелия и азота для его охлаждения. Помним, что часть тепла выделятся всё-таки в замедлителе. Кроме того, все это дело окружали биологическая защита включавшая и воду.

Есть мнение что на западе канальные реакторы не развивали не только потому что считали сочетание воды и графита опасным (задним умом все крепки - кто-то один такое сказал, да и только), но и потому что вовремя не решили проблему эффективного отвода тепла от графита комплексно решенную специальными втулками и газовым контуром на РБМК. И свернули на иной путь.
В технологических каналах (ТК) размещались не только каналы с ТВС (тепловыделяющими сборками - композициями из соединенных вместе твэлов), но и контрольная аппаратура, каналы с регулирующими стержнями которые охлаждались своим собственным не кипящим контуром (к этому вернёмся позже).

(В сериале идею про взрыв бака контура СУЗ из-за накопившегося в нём водорода озвучивает сериальный же идиот-Дятлов. Напомню, что кто там что говорил - нигде не записано. На кассеты фиксировались только переговоры по телефону и внутренней связи)

Итак, с конструкцией активной зоны немного определились. А теперь я сакцентирую внимание на том, что РБМК - кипящий реактор. То есть вода омывающая твэлы - кипит.

С точки зрения теплофизики это чудесно - при кипении происходит самый лучший теплообмен, но вот с точки зрения нейтронной физики всё неприятно.

Хотя, как посмотреть... Меньше воды (поглотителя нейтронов) - лучше нейтронный баланс. И опять - экономия.

Но сделать его не кипящим было невозможно - это потребовало бы производить пар в парогенераторе – огромном и дорогом промежуточном теплообменнике между первым и вторым контуром. Как на CANDU. И это потребовало бы либо снизить параметры пара из-за температурного напора в парогенераторе и значит ухудшить КПД станции, либо увеличить давление (и температуру) в первом контуре, что привело к увлечению толщины стенки технологического канала. Что ухудшило бы злосчастный нейтронный баланс. Да ещё и затраты на массивное дополнительное оборудование - уничтожившие бы все преимущества РБМК-1000 перед ВВЭР-1000.

Интересно то, что создание водо-водяных корпусных кипящих реакторов изначально в СССР считали сложным именно по причинам проблем с их регулированием... забавно это.

Нередко говорят, что одноконтурные АЭС менее металлоёмкие чем двухконтурные. Это так, но, если одноконтурная - это АЭС с BWR - кипящим корпусным реактором. По металоёмкости РБМК никак не превосходил отечественный же двухконтурный одногодок - ВВЭР. В нём были те же барабан-сепараторы и туча труб КМПЦ - контура многократной принудительной циркуляции.

В чем была проблема с ВВЭР? Делать качественные трубы большого диаметра в СССР всегда было проблемой. Как и огромные корпуса самого реактора ВВЭР-1000 и его парогенератор требовали создания нового производства - и оно строилось. Это должен быть стать волгодонский Атоммаш. Для этого требовалось в том числе и множество зарубежного оборудования.

https://ru.wikipedia.org/wiki/Атоммаш
По проекту на «Атоммаше» мощности позволяли изготавливать 8 водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР-1000) в год мощностью 1000 МВт каждый. Верне даже не реакторв а полных комплектов основного оборудования – парогенераторы, ГЦН-ы.

Мне вот говорили (так что не требую воспринимать это всерьёз), что в СССР искали пути даже кооперации по производству ВВЭР с Японией. Не срослось. В это время стране нужны были всё новые и новые генерирующие мощности. РБМК же состояли из кучи "деталей" производство которых по отдельности тем не менее не требовало ничего такого выдающегося или не освоенного советской промышленностью. Те же барабан-сепараторы по диаметру были просто из верхнего ряда применявшихся на самых мощных паровых котлах.

Ещё одна из множества причин аварии. Санкции убивают. Как и война – даже если она холодная. Иногда замысловатым путём. Убивают жадность или желание сэкономить. Это всё происходило на фоне тяжелую нагрузки на промышленность СССР в виде ВПК в самый разгар холодной войны – когда шанс аварии на АЭС не останавливал их массовое строительство без геромоооболочек. Стране была нужна дешёвая электроэнергия.
Можно сказать, что виновато желание поставить во главу угла эффективность, а не безопасность. Нет, систем безопасности на РБМК хватало, но гермооболочка тогда уже не была чем-то новым и в мире не обязательным. Те же финны на свои ВВЭР-440 потребовали её установить.

Вернёмся к кипению.

Входит в каналы вода недогретая до кипения, выходит имеющая некое паросодержание. Но не сухой насыщенный пар (т.е. уже газ). Потому что тогда бы теплообмен был совсем плох и твэлы перегревались бы.

Кроме того, растворимость разных примесей в паре ниже чем в воде и выпадала бы на твэлах и стенках ТК натуральная накипь.

Но на паротурбинную установку ПТУ идёт осушенный пар, а значит через реактор проходит больше пароводяной смеси, чем через реакторную установку как единый элемент тепловой схемы.

Поэтому РБМК для теплоэнергетиков и напоминал топку котла - на заметной высоте расположены большие цилиндры с запасом воды (барабан-сепараторы - БС) в которые подавалась горячая, но далёкая очень от кипения питательная вода от паротурбинной установки*, в них же попадала пароводяная смесь из реактора. ПВС разделялась (сепарировалась) на пар уходивший на ПТУ, сепарат же смешиваясь с питательной водой становился "циркводой"- циркуляционной водой и подавался ГЦН - главными циркуляционными насосами в реактор.

*что как бы намекает – кто-то понимал, что надо бы иметь запас, снижающий влияние парового эффекта о коем ниже.

О половинках РБМК я, пожалуй, тут умолчу.

Все это напоминает паровой котел, только вместо опускного и подъемного участка жаровых труб - активная зона. И нет пароперегревателя. Такая схема позволяла обеспечивать даже естественную циркуляцию при потере электроснабжения и совсем уж аварийном расхолаживании повышая так безопасность. А также обеспечивала и подпор перед ГЦН исключая кавитацию даже при закипании воды в барабан-сепараторах.

Кавитация - это закипание воды на лопастях (рабочем колесе) насоса (нагетателя) при недостаточном подпоре - т.е. очень грубо если на входе кипящая вода. При этом на них возникают и тут же схлопываются пузырьки, давление в которых просто чудовищные - точечно превосходя предел прочности материала лопастей. В результате громкий шум, потеря расхода и неизбежное со временем разрушение насоса. Но ГЦН РБМК такое не грозило никак. Рассматривалась одно время такая версия – но её разумно отвергли.

Важно было поддерживать в БС уровень, так как при его падении в реактор могла пойти ПВС - пароводяная смесь, проскочить, так сказать. А это чревато проблемами с вышеупомянутым непрерывным отводом тепла от аз.

Итак - важно обеспечивать бесперебойную подачу воды и уровень в БС. Дежурная смена это, кстати, упорно и делала. Забив на физику реактора - считая, что он так устроен, что сам со всем справится и вообще - свехнадёжен (Но не виноваты ли в известном смысле те, кто подпитывал их в этом уверенность?). То есть виден упор на теплогидравлику... Но ведь это сказка про физику, а не про «нефизический» персонал.

Как был устроен и как работал это реактор становится постепенно понятно. (Многочисленные системы безопасности, САОР (система аварийного охлаждения реактора) и прочее я не упоминаю - они помогли бы при расчётной аварии, на ЧАЭС-4 они были бесполезны и это - не их вина)