|
Реактор 4-го блока являлся серийным, типа РБМК-1000 (реактор большой мощности, канальный). Это реактор на тепловых нейтронах, замедлителем в котором служит графит. Реактор размещался в наземной бетонной шахте размером 21,6 х 21,6 х 25,6 м, которая являлась средством биологической защиты. Графитовая кладка была заключена в цилиндрический корпус толщиной 30 мм. Реактор опирался на бетонное основание, под которым располагался бассейн-барботер системы локализации аварии.
В качестве ядерного топлива использовалась слабообогащенная по урану-235 двуокись урана. Стационарная загрузка топлива в один реактор составляла свыше 190 тонн. Каждая тонна ядерного топлива содержала примерно 20 кг ядерного горючего (урана-235). Ядерное топливо было загружено в реактор в виде тугоплавких таблеток, помещенных в трубках из циркониевого сплава - ТВЭлах (тепловыделяющих элементах).
ТВЭлы размещались в активной зоне в виде тепловыделяющих сборок (ТВС), объединяющих по 18 ТВЭлов. Эти сборки (около 1700 штук) помещались в специальные вертикальные технологические каналы в графитовой кладке. По этим же каналам циркулировал теплоноситель (вода), которая в результате теплового воздействия от происходящей в реакторе цепной реакции доводилась до кипения. Пар через специальные коммуникации подавался на турбину, которая вырабатывала электрическую энергию. По мере выгорания топлива кассеты с ТВЭлами заменялись в ходе работы реактора без понижения его мощности. К моменту аварии активная зона реактора 4-го энергоблока содержала 1659 кассет с ТВЭлами, 75% которых проработали 600 эффективных суток. Общая активность приближалась к предельной величине и составляла 1500 МКи.
Кругооборот воды в реакторе осуществлялся шестью работающими и двумя резервными главными циркуляционными насосами (ГЦН). В цилиндре активной зоны имелись сквозные отверстия (трубы), в которых размещалось 211 стержней регулирования из бористой стали или карбида бора, поглощающих нейтроны, а также регулирующих изменение скорости нейтронного потока. По мере извлечения стержней из активной зоны (поднятия вверх)начиналась цепная реакция и нарастание мощности реактора (чем выше извлечены стержни, тем больше мощность). Однако в любом случае количество опущенных в активную зону стержней должно быть не менее 28-30 (после Чернобыльской аварии установлено, что в нижнем положении должно находиться не менее 70 стержней) для того, чтобы способность реактора к разгону не превысила возможность поглощающих стержней при необходимости заглушить реактор. Эти 28-30 стержней (в настоящее время - 70) составляли так называемый оперативный запас реактивности. В момент аварии в крайнем верхнем положении находились 205 стержней (по свидетельству старшего инженера управления реактором - 193), т.е. внизу оставалось только 6 стержней (или 18), что являлось грубейшим нарушением регламента эксплуатации.
Реактор имел также противоаварийные системы. Прежде всего это система управления и защиты реактора (СУЗ). Она обеспечивала пуск, автоматическое и ручное регулирование мощности, плановую и аварийную остановку реактора. Аварийная остановка осуществлялась по сигналам аварийной защиты (АЗ) или при нажатии специальной кнопки.
Аварийная защита должна срабатывать при превышении заданных уровней и скорости нарастания нейтронного потока, при отказах в работе оборудования, а также при превышении значений технологических параметров. По сигналу АЗ в активную зону автоматически должны быть введены все стержни СУЗ, чтобы заглушить реактор.В случае разрыва труб контура многократной принудительной циркуляции, по которому протекает теплоноситель, должна включаться система аварийного охлаждения реактора (СА-ОР) и в течение 45 секунд подавать воду из гидроемкостей в технологические каналы до постоянной подачи воды от специальных насосов.
Перейти на страницу: 1 2 3 4 5 |