Reaktor lekkowodny moderowany grafitem (LWGR) – RBMK
W reaktorze lekkowodnym moderowanym grafitem (Light Water Graphite Moderated Reactor – LWGR) moderatorem jest grafit, a czynnikiem chłodzącym jest woda, która wrze w rurkach ciśnieniowych wokół paliwa. Przykładem tego typu reaktora jest RBMK. Jest to skrót od rosyjskiego określenia Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj. RBMK jest nazwą niejednorodnego, chłodzonego wodą ciśnieniowego reaktora kanałowego z moderatorem grafitowym.
Reaktory RBMK miały konstrukcję odmienną od reaktorów PWR i BWR, budowanych w krajach OECD i na całym świecie. Jedną z przyczyn tego stanu było oparcie konstrukcji reaktora RBMK na wcześniej budowanych w ZSRR uranowo-grafitowych reaktorach przeznaczonych do produkcji plutonu do celów wojskowych, uruchamianych od 1948 roku. Pierwszy reaktor tego typu o mocy 5 MWe uruchomiono w ZSRR w Obnińsku w roku 1954.
Rdzeń reaktora RBMK składa się z cegieł grafitowych, które ułożone są w stosy tworzące cylindryczny blok. W bloku z cegieł grafitowych znajdują się pionowe nawiercenia na kanały ciśnieniowe, w których umieszczone są kasety paliwowe. Kolejne otwory wywiercone są także dla prętów regulacyjnych.
Blok grafitowy z kanałami ciśnieniowymi jest obudowany stalowym zbiornikiem, który jednak nie został skonstruowany jako zbiornik ciśnieniowy. Pusta przestrzeń w zbiorniku wypełniona jest gazem ochronnym (by zapobiec zapaleniu się grafitu). W elementach paliwowych zachodzą reakcje rozszczepienia jąder atomowych. Woda odbiera ciepło i wskutek tego częściowo paruje. Mieszanka wody i pary wydostaje się z kanałów ciśnieniowych do separatora pary. Para płynie do dwóch turbin, a woda jest pompowana z powrotem do reaktora.
Cechy charakterystyczne
Paliwo reaktora RBMK znajduje się w wielu równoległych kanałach pod ciśnieniem, a nie jest zamknięte w zbiorniku ciśnieniowym jak w reaktorach PWR, WWER czy BWR. Dzięki temu wielkość rdzenia, a co za tym idzie moc reaktora mogła być bardzo duża, bo nie ograniczały jej trudności w spawaniu grubych ścian dużego zbiornika mieszczącego rdzeń reaktora oraz problemy związane z transportem zbiornika.
Rdzeń reaktora RBMK zbudowany jest na zasadzie modułowej. Liczbę rur ciśnieniowych (patrz rysunek poniżej), w których umieszczone są zestawy paliwowe można zwiększać, osiągając duże moce reaktora, stąd w jego nazwie znalazły się słowa „Bolszoj Moszcznosti” – wielkiej mocy. W reaktorze RBMK do zwiększenia mocy wystarczała decyzja projektanta i zapewnienie przepływu chłodziwa, a trudności spawalnicze pozostawały na tym samym poziomie niezależnie od liczby kanałów. Konstruktorzy radzieccy wykorzystywali tę szansę budowy dużych jednostek i moc podstawowego bloku z reaktorem RBMK wynosiła 1000 MWe, a największe bloki miały po 1500 MWe.
Charakterystyka reaktora RBMK w Czarnobylu
- 200 ton paliwa (UO2 o wzbogaceniu 1,8%),
- 2 500 ton grafitu (moderator),
- Średnica rdzenia 11,8 m, wysokość 7 m,
- 1 661 pionowych kanałów paliwowych,
- 211 prętów kontrolnych,
- moc cieplna – 3 200 MW(t),
- moc elektryczna – 1 000 MW(e).
Zalety reaktora RMBK
- stosowanie paliwa o stosunkowo niskim wzbogaceniu (1,8%);
- możliwość przeładunku paliwa w trakcie normalnej pracy bez konieczności jego wyłączania;
- brak kosztownego i masywnego zbiornika ciśnieniowego;
- możliwość konstrukcji reaktorów o nieograniczonej mocy;
- wysoki współczynnik dyspozycyjności;
- produkcja plutonu o wojskowej jakości.
Wady reaktora RBMK
- reaktor nie posiada żadnych właściwości samoregulacyjnych mających na celu uniknięcie niedopuszczalnych wzrostów mocy (brak tzw. wbudowanych cech bezpieczeństwa). W efekcie, w razie zdarzeń takich jak nadmierne wytwarzanie w wodzie pęcherzyków pary czy spadek ilości chłodziwa, następujące wskutek tego przyspieszenie reakcji łańcuchowej i wzrost mocy, nie zostaną zatrzymane w drodze samoregulacji;
- ze względu na duże rozmiary reaktora konstruktorzy założyli, że jeśli dojdzie w nim do awarii rozerwania obiegu pierwotnego, to spowoduje ona utratę wody tylko z części kanałów paliwowych. Ograniczyli więc rozmiary układu awaryjnego chłodzenia rdzenia budując go tak, by dostarczał wodę do tej połowy rdzenia, która narażona była na utratę chłodziwa po awarii;
- reaktor jest niestabilny przy niskiej mocy;
- brak obudowy bezpieczeństwa. Wskutek tego nie było konstrukcji, która mogła uniemożliwić rozproszenie w środowisku substancji radioaktywnych, które w czasie awarii mogły wydostać się z reaktora;
- specjalny układ detekcji przecieków miał niezawodnie wykrywać, w której połówce reaktora nastąpiła awaria i kierować odpowiednio wodę z układu chłodzenia awaryjnego. Pozwalało to na oszczędności – ale wydajność układu chłodzenia awaryjnego była zmniejszona, co oznaczało, że do jego prawidłowego działania trzeba było wskazać, do której części rdzenia ma on wtryskiwać wodę;
- moderator (grafit) jest materiałem palnym;
- pręty bezpieczeństwa miały napęd nie „grawitacyjny”, ale hydrauliczny. Na końcu pręta bezpieczeństwa umocowany jest wkład grafitowy zwany wypełniaczem, który zabezpiecza przed napływem wody do obszaru, z którego wyciągnięto pręt bezpieczeństwa;
- możliwość odłączenia układu zabezpieczeń reaktora. Układ awaryjnego chłodzenia rdzenia włączał się po otrzymaniu sygnału, w której części rdzenia wystąpił przeciek. Istniała możliwość odłączenia tego układu. Sygnały układu zabezpieczeń reaktora również można było odłączyć.