Ядерные катастрофы эпохи

Материалы и конструкция активных зон: РБМК-1000 и ВВЭР-440

Активная зона реактора РБМК-1000 (Чернобыльская АЭС, 4-й энергоблок) представляла собой графитовую кладку размером 7×7×14 м с вертикальными каналами, в которых размещались тепловыделяющие сборки (ТВС). Графит марки ГР-1 (плотность 1,65 г/см³, пористость не более 22 %) выполнял функцию замедлителя нейтронов. Коэффициент размножения нейтронов в холодном незагруженном состоянии составлял 1,05. Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) изготавливались из диоксида урана (UO₂) с обогащением 2,0–2,4 % по изотопу ²³⁵U. Оболочка ТВЭЛа — сплав на основе циркония Zr + 1 % Nb (марка Э-110) с пределом текучести 230–270 МПа и толщиной стенки 0,9 мм. Максимальная допустимая линейная нагрузка на ТВЭЛ составляла 450 Вт/см. Для сравнения: в реакторах ВВЭР-440 (Нововоронежская АЭС) использовались корпусные конструкции из стали 15Х2МФА (класса прочности КП-2), выдерживавшие давление 12,5 МПа при температуре корпуса до 350 °C. ТВС ВВЭР собирались в шестиугольные кассеты с шагом 12,2 мм, общее число тепловыделяющих элементов в сборке — 126, высота активной части 2500 мм.

Системы управления и защиты: отличия канальных и корпусных решений

В РБМК-1000 использовалась система из 211 стержней СУЗ (стержни управления и защиты), сгруппированных по типу действия: автоматические регуляторы (АР), стержни аварийной защиты (АЗ), стержни ручного регулирования (РР). Стержень аварийной защиты представлял собой трубу из алюминиевого сплава АД-31 (наружный диаметр 50 мм, стенка 2,5 мм) с заполнителем из карбида бора (B₄C) — поглотителя нейтронов. Максимальная скорость введения стержня АЗ в активную зону составляла 0,3 м/с. Критический недостаток конструкции — наличие «концевого эффекта»: при полностью поднятых стержнях АЗ вытеснитель из графита (на нижнем конце) при вводе первым опускался в активную зону, локально увеличивая реактивность. В ВВЭР-440 система управления включала 37 кластеров по 12 стержней в каждом, материал поглотителя — титанат диспрозия (Dy₂Ti₃O₇) в гранулах диаметром 4–6 мм, что обеспечивало температуру плавления 1850 °C и отсутствие газовыделения при нейтронном облучении.

Парогенераторы и теплообмен: параметры коррозионной стойкости котлов

Парогенераторы РБМК-1000 — прямоточные типа ПГВ-1000 (производительность по пару 450 т/ч, давление пара 6,4 МПа, температура 280 °C), теплообменная поверхность из нержавеющей стали 12Х18Н10Т (суммарная площадь 5835 м²). Для удаления влаги из пара применялись жалюзийные сепараторы из титана марки ВТ1–0 с шагом пластин 5 мм и влажностью на выходе не более 0,05 %. На Нововоронежской АЭС использовались парогенераторы ПГВ-440 с корпусом из стали 10ГН2МФА (толщина стенки 50 мм, рабочее давление в первом контуре 15,7 МПа) и трубными пучками из циркониевого сплава Э-110 + 2,5 % Nb. Трубки развальцовывались в коллекторах из аустенитной стали 08Х18Н10Т с усилием 500–700 Н/мм² — стандарт герметизации по ОСТ 108.030.113-82. При инциденте 1985 года на Ленинградской АЭС (реактор РБМК-1000, 1-й блок) разрыв трубной системы парогенератора произошел из-за локальной коррозии в зоне вальцовки, что потребовало замены 12 из 24 секций с переборкой по карте дефектоскопии ВИК-МС3.

Топливные циклы и качество оболочек

Советское топливо для РБМК производилось на Ульбинском металлургическом заводе (г. Усть-Каменогорск) по ТУ 95.166-83: гранулы UO₂ диаметром 8 мм, высота 10–12 мм, плотность 10,6 г/см³ (93 % от теоретической). Оболочки Э-110 проходили тройной контроль: ультразвуковой на прочность связи α-слоя (частота 5 МГц), гамма-радиографию толщины (допуск ±0,05 мм) и испытание на коррозивность в растворе LiOH (7,5 pH). В ВВЭР использовались ТВЭЛы с серной присадкой (20–30 мкг/см² серы) для предотвращения взаимодействия оболочки с продуктами деления — так называемый «гадолиниевый эффект» снижал скорость коррозионного растрескивания при выгорании до 40 МВт·сут/кг.

Особенности реакторов ОК-150 (судовые ЯЭУ) и радиационная стойкость корпусов

Ядерная энергетическая установка ОК-150, установленная на ледоколах типа «Ленин», использовала водо-водяной реактор (ВВР) с корпусом из стали 15Х2МФА (аналог ВВЭР, но уменьшенный — высота 3,5 м, диаметр 1,8 м). Активная зона загружалась 74-мя кассетами (обогащение 5,3 % ²³⁵U), мощность тепловыделения до 90 Вт/см³. Корпус испытывался на ударную вязкость при −40 °C (значение KCU не менее 60 Дж/см²). В 1967 году в процессе эксплуатации на ледоколе «Ленин» обнаружены трещины в сварных швах корпуса реактора — дефект устранили заменой всего первого контура на модификацию ОК-150А с усиленными циркуляционными кольцами (толщина стенки 65 мм). Радиационное охрупчивание корпусов ВВЭР-440 после 10 лет работы достигало 0,6–0,8 МПа·м¹/² по вязкости разрушения (стандарт — не ниже 60 МПа·м¹/² при 100 °C), что учитывалось при продлении сроков эксплуатации вплоть до 2026 года.

Добавлено: 27.04.2026