典型的な原子炉 rbmk。 Rbmkハイパワーチャネルリアクター。 チェイス事故
反応器は、断面が 21.6 × 21.6 × 25.5 m の正方形のコンクリート立坑内に設置されています。図 1.3 および 1.4 に、コンクリート立坑内に位置する RBMK-1000 反応炉の金属構造を示します。
中央閘門の両側には、原子炉の中心を通り使用済み燃料プールに向かう垂直面に対して対称に、主要機器のための部屋、すなわちMCPのループ、BS、縦樋シャフト、MCPコレクターのための部屋がある。
蒸気コレクターは分離器の上にあります。 スラブ床の下にはPVCパイプラインの通信があります。
NVK パイプラインは RGC の敷地内にあり、「OR」スキームに基づいて配置されています。
原子炉の内部コンポーネント、アセンブリ、通信の重量からコンクリートへの力の伝達、および原子炉の内部空洞の密閉は、溶接された MC を使用して実行されます。これらは同時に次の役割を果たします。 生物学的保護。 金属構造には次の構造要素が含まれます。 スキーム「C」、「OR」、「KZh」、「L」および「D」、「E」、「G」、スラブ床、「E」。上記の図はすべて反応器の縦断面図で示されています（図 1.4 を参照）。
スキーム「C」の金属構造
「C」スキームの金属構造 (図 1.5 を参照) は、「OP」スキームの主なサポート金属構造です。 高さ5.3メートルの2枚のスラブから十字の形で作られ、垂直補強材で補強されています。 「OR」スキームの下部金属構造物、黒鉛石材およびNVKからの重量を、+11.21mレベルの耐熱鉄筋コンクリート製十字形基礎スラブの埋設部分に移動します。
2 つの自立ラックは側面の生物学的保護のサポートとして機能します。
米。 1.3. RBMK-1000リアクター
米。 1.4. RBMK-1000反応器の縦断面図
米。 1.5. スキーム「C」の金属構造
スキーム「C」は、十字の形で互いに垂直な2つの平面に沿って配置された高さ5 mのビームラックからのフランジボルト接続の助けを借りて組み立てられています。
「C」パターンの上部には突起があり、「OP」パターンの下板との接触面にフィットします。
すべての部品は 10KhSND 鋼で作られ、表面はアルミニウム (0.15¸0.25 mm) でメタライズされ、有機ケイ酸塩コーティングで塗装されています。
環境 - 空気あり 相対湿度最大 80%、最大 270°C の温度。
「OR」方式の金属構造
「OR」スキームの金属構造（図1.6を参照）は、管板とシェルから組み立てられた直径14.5 m、高さ2 mのドラムの形で作られています。 グラファイトスタック、「KZh」スキーム、およびリアクターの底部での通信のサポートとして機能し、リアクターの生物学的保護を低下させます。 中央の十字を形成する補強リブは、「C」スキームの MC の同様のリブと一致します。
米。 1.6. 「OR」方式の金属構造
「OR」スキームの金属構造は、2 つの（上部と下部）ベローズ補償器によって側面生体保護の本体に接続されており、構造の熱膨張と N 2 -He および N 2 キャビティの気密性を補償します。
「OR」スキームの MC には次の場所があります。
技術的および特別なチャネルの下位パス。
熱電対スリーブ MK;
窒素とヘリウムの混合物を反応器の内部空洞に供給するためのパイプ。
原子炉キャビティからの PGM 除去パイプ。
天板からの排水パイプ。
「OR」方式のMC内部空洞にN 2 を供給、排出するための配管です。
「OR」方式のMCのすべての部品は鋼鉄10KhSNDで作られています。
MKの労働条件:
プレート温度の低下 - 最大 270 °C。
上部プレート温度 - 最大 350 °C、局所加熱で最大 380 °C。
下部プレートの環境は相対湿度が最大 80% の空気であり、上部プレートの環境は N 2 混合物ではありません。
スキーム「L」および「D」の金属構造
スキーム「L」および「D」の金属構造は、原子炉の側面の生体保護であり、鉱山のコンクリートへの放射線束を減少させます。 熱シールドとして機能します。 原子炉シェルの冷却に寄与します。 「L」スキームの金属構造 (図 1.7 を参照) も同様です。 支持構造「E」スキームの場合。
米。 1.7. スキーム「L」の金属構造
スキーム「L」および「D」の金属構造は、水で満たされた中空の環状タンクの形をしており、隔壁によって 16 の区画に分割されています。 「D」スキームの金属構造 (図 1.8 を参照) はバイオセキュリティの上部であり、「L」スキームの金属構造に基づいています。
米。 1.8. スキーム「L」および「D」の金属構造
スキーム「L」および「D」のブロックの外径 - 19 m。
「L」方式のブロックの内径は 16.6 m です。
「D」方式の MK ブロックの内径は 17.8 m です。
「L」方式の MK ブロックの高さは 11.05 m です。
「D」方式の MK ブロックの高さは 3.2 m です。
MC スキーム「L」および「D」のすべての要素は鋼 10KhSND で作られています。
スキーム「L」および「D」の金属構造には、作業および開始電離箱（RIKおよびPIK）のチャネル、ならびに区画内の水温を測定するための排水パイプおよび熱電対スリーブ（各区画に1つ）があります。
MCの水量は相互に接続されており、冷却水の供給は「L」方式のMCブロックの下部に行われ、出口は「D」方式のMCブロックの上部から行われます。 「L」方式のMCの内筒と「KZh」方式のMCの間の空間には窒素が充填されています。 スキーム「L」および「D」の MK の外筒と反応器シャフトによって形成される設置スペースは、追加の生体保護として機能する砂で満たされます。 DN 150排水管の穴への砂の侵入を防ぐために、設置スペースの下部には砕石（200¸400 mm）が充填されています。
MKの労働条件:
MC回路の水温 - 60°Сまで、90°С以下;
「KZh」方式の MC 側の環境は相対湿度 80% 以下の窒素です。
原子炉シャフト側の環境は相対湿度80%以下の空気です。
「KZh」方式の金属構造
「KZh」スキームの金属構造（図1.9を参照）は、「E」スキームの下部プレートおよび「OR」スキームの上部プレートとともに、原子炉石積みの周囲に密閉されたキャビティを形成します。 原子炉スペース、 N 2 が保持されている - 混合物ではありません。
米。 1.9. 「KZh」方式の金属構造
「KZh」スキームの設計は、金属板stから直径14.5 mの円筒形の溶接ケーシングの形で作られています。 環状の補強リブがケーシングの外面に沿って溶接されています。 リアクトル動作中の補償器の電圧を下げるために、「KZh」回路は「E」回路の底部プレートと「OR」回路の上部プレートに予圧をかけて溶接されています。
MKの労働条件:
ケーシング温度 - 最大350°С;
内部環境 - N 2 - 水柱 150 mm の圧力を持つ混合物ではなく、外部 - 水柱 200¸250 mm の圧力を持つ N 2。
スキーム「E」の金属構造
スキーム「E」の金属構造（図1.10を参照）は、反応器の上部の生物学的保護およびTCの特別なサポートとして機能します。 原子炉上部のチャネル、スラブ床、および通信パイプライン。 スキーム「E」は、直径 17 メートル、高さ 3 メートルのドラムで、円筒形のシェルと内部の垂直補強材によって結合された管板、厚さ 40 mm の上部および下部プレートから組み立てられています。 材質 MK - スチール 10HSND。
米。 1.10. スキーム「E」の金属構造
以下はスキーム「E」の金属構造に溶接されます。
1. 技術チャネルおよび特殊チャネルのパスの上部（RIK および PIK チャネルを除く）。
2. テレビカメラのエリア。
3. 熱電対スリーブ MK;
反応器の内部空洞からのＰＧＭ出口パイプ、 ５．
5. 窒素の入口および出口のパイプ。
内部空洞は蛇紋岩充填物 (重量の 60%) とハリ (40%) で満たされています。 この方式の MC は、MC cx の側面の生体保護上の 16 個のローラー ベアリングによってサポートされています。 「L」と「D」はそれぞれ耐荷重750トンに設計されています。 スキーム「E」の MC には、N 2 -He および N 2 キャビティの気密性を維持しながら熱膨張をもたらす上部および下部の水平補償器も含まれています。 スキーム「E」の MC の内部空洞の気密性は、継ぎ目の気密性を確認しながら溶接することによって確保されます。
MKの労働条件:
底部プレート温度は最大 350 °С、局所加熱は最大 370 °С、
上部プレート温度 - 最大 290 °C、
上部プレート上の環境 - 湿度 80% までの空気、下部プレートの下 - N 2 - 混合物ではありません。
スキーム「G」の金属構造
「G」スキームの金属構造（図1.11を参照）は、高さ35.5 mのスラブと床ダクトで構成されており、原子炉の上部連通部からの電離放射線から中央ロックを生物学的に保護する役割を果たします。
回路の下部は厚さ 70 cm で、蛇紋岩ゴール (重量の 14%) とスチールショット (86%) の混合物が充填された 10KhSND 鋼で作られた金属箱の形で作られています。
スキームの上部は厚さ 10 cm の炭素鋼板でできており、中央ロックの側面には厚さ 5 mm の耐食性鋼板 0Kh18N10T が並んでいます。 回路の梁とボックスには、埋め戻し材と大気を連通し、埋め戻し材内での爆発性ガスの生成を防ぐための呼吸ボルト M-24 が付いています。
米。 1.11. 「G」スキームの金属構造とスラブ床
開始イオン化室と作動イオン化室のチャネル上の開口部には、取り外し可能なプレートが付いています。 ボックスとプレートの間のスペースには、KSUZ、DKE、KD、PIK、RIK サーボ ドライブからのケーブル、石積みにある熱電対からのケーブル、「L」方式の MC の支持板と保護板、コンパートメント、および「G」方式の排水管があります。 回路のビームとダクトの外面は、2 層の 0.15¸0.25 mm のアルミノケイ酸塩コーティングで金属化されています。
スキーム「G」の金属構造は、相対湿度が最大 80% の環境で機能します。 梁とボックスの温度は最大250℃、鋼板は最大100℃、ライニングは最大50℃に達します。
1.はじめに………………………………………………………….4
2.RBMK-1000リアクターの主な特徴…………………………7
2.1 RBMK-1000 リアクターを使用した熱スキーム…………………………7
2.2 原子炉内構造…………………………………………………………12
2.3 遮断弁および制御弁………………………………………………18
2.4 荷降ろしおよび積込み機械…………………………………….21
2.5 燃料集合体（FA）………………………………………………25
2.6 原子炉の電離放射線に対する保護の設計..28
3. パイプラインとそのコンポーネントの種類と目的、図面とダイアグラム、動作パラメータおよびパイプラインに作用する主な力……………………………………………………………….32
4. パイプラインで発生する主な欠陥とその発生原因の分析、欠陥を検出する方法……………………………….48
5. 作業場の準備と熱回路からの切断を伴う修理のためのパイプラインの撤去手順……………………………………………….53
6.補修生産技術、中間管理技術…………57
7.パイプラインのテスト………………………………………………..60
8.試運転…………………………………………………….61
9.結論…………………………………………………………………………..63
10.略語一覧……………………………………………………………….64
11. 使用文献リスト………………………………………….66
序章
RBMK-1000 原子炉は非燃料交換チャネルを備えた原子炉であり、燃料交換チャネルを備えた原子炉とは対照的に、燃料集合体とプロセス チャネルは別個のユニットです。 パイプラインは、永久接続、つまり冷却剤の供給と除去のための個別の経路の助けを借りて、原子炉に設置されたチャネルに接続されます。 チャネルに装填された燃料集合体は、チャネルライザーの上部で固定され、圧縮されます。 したがって、燃料を補給する際に冷却材経路を開放する必要がなく、原子炉を停止することなく適切な燃料補給装置を使用して燃料補給を行うことができる。
このような原子炉を作成すると、炉心内での中性子を経済的に利用するという問題が解決されました。 この目的のために、燃料要素の被覆管とチャンネルチューブは、中性子を弱く吸収するジルコニウム合金で作られています。 RBMK の開発中、ジルコニウム合金の動作温度限界は十分に高くありませんでした。 これにより、RBMK 内の冷却剤の比較的低いパラメータが決定されました。 分離器内の圧力は 7.0 MPa (飽和蒸気温度 284°C に相当) RBMK ユニットのレイアウトはシングル ループです。 炉心の後、蒸気と水の混合物は個別のパイプを通って分離ドラムに入り、その後飽和蒸気がタービンに送られ、分離された循環水はタービンプラントから分離ドラムに入る供給水と混合された後、循環ポンプの助けを借りて原子炉チャンネルに供給されます。 RBMK の開発は、ソ連の原子力産業の発展における重要な一歩でした。なぜなら、そのような原子炉により、高出力の大型原子力発電所の建設が可能になるからです。
加圧加圧水型とチャネル水グラファイト型の 2 種類の熱中性子炉のうち、 原子力 ソビエト連邦、後者の方が習得と実装が簡単であることが判明しました。 これは、チャネル型原子炉の製造には一般的な機械製造プラントが使用でき、加圧水型原子炉の製造に必要なそのような独特の設備が必要ないという事実によって説明される。
RBMK タイプのチャネル リアクトルの効率は、各チャネルから取得される電力に大きく依存します。 チャネル間の出力分布は、炉心の中性子束密度とチャネル内の燃料の燃焼度に依存します。 同時に、どのチャネルでも超えることのできない電力制限があります。 この電力値は除熱条件によって決まります。
当初、RBMK プロジェクトは 1000 MW の電力を対象に開発されましたが、これは、選択されたパラメーターを使用すると、原子炉の熱出力 3200 MW に相当します。 原子炉内で利用可能な作業チャネルの数 (1693) と炉心内で得られた熱放出の不均一係数を考慮すると、最大チャネル出力は約 3000 kW でした。 実験および計算による研究の結果、チャネルの出口での最大質量蒸気含有量が約 20% で、指定された出力があれば、熱除去危機の前に必要な予備が提供されることがわかりました。 反応器内の平均水蒸気含有量は１４．５％であった。 電気容量 1000 MW の RBMK 原子炉を備えた発電装置 (RBMK-1000) は、レニングラード、クルスク、チェルノブイリ原子力発電所、およびスモレンスク原子力発電所で運転中です。 これらは、高い技術的および経済的指標により、信頼性が高く安全な設置であることが証明されています。 特に爆破されない限り。
RBMK リアクターの効率を高めるために、チャネルの最大出力を高める可能性が研究されました。 設計開発と実験研究の結果、次のことが判明しました。 可能な方法熱伝達を強化して、チャネルの最大許容出力を1.5倍の4500kWに増加させ、同時に許容蒸気含有量を数十パーセントに増加させます。 必要な熱伝達の強化は、熱伝達強化装置を備えた設計の燃料集合体の開発によって達成されました。 チャネルの許容出力が 4500 kW に増加すると、RBMK 原子炉の熱出力は 4800 MW に増加し、これは 1500 MW の電力に相当します。 このような RBMK-1500 原子炉はイグナリナ原子力発電所で運転されています。 反応炉の寸法を維持しながら、比較的小さな設計変更で出力を 1.5 倍に向上させることが、大きな効果をもたらす技術的ソリューションの一例です。
RBMK-1000リアクターの主な特徴
RBMK-1000 リアクターを使用した熱スキーム
部。
パイプラインとそのコンポーネントの種類と目的、図面と図、動作パラメータ、パイプラインに作用する主な力。
パイプラインの分類
パイプラインは、輸送される物質の危険クラス（爆発および火災の危険性と有害性）に応じて環境グループ（A、B、C）に分類され、環境の設計パラメータ（圧力と温度）に応じて 5 つのカテゴリ（I、II、III、IV、V）に分類されます。
パイプラインのカテゴリは、より責任のあるカテゴリに割り当てる必要があるパラメータに従って設定する必要があります。
特定の輸送媒体のグループの指定には、媒体のグループ (A、B、C) とサブグループ (a、b、c) の指定が含まれ、この媒体に含まれる物質の毒性と火災および爆発の危険性が反映されます。
におけるパイプラインの指定 一般的な見解搬送媒体のグループとそのカテゴリの指定に対応します。 「パイプライン I グループ A (b)」という指定は、グループ A (b) の媒体がカテゴリ I のパラメータで輸送されるパイプラインを意味します。
さまざまなコンポーネントで構成されるメディアを転送するパイプラインの環境グループは、パイプラインをより責任のあるグループに割り当てる必要があるコンポーネントに応じて設定されます。 さらに、混合物中の成分の 1 つの含有量が GOST 12.1.007 に基づく空気中の平均致死濃度を超える場合、混合物のグループはこの物質によって決定される必要があります。 物理的および化学的特性の点で最も危険な成分が致死量未満の量で混合物に含まれている場合、パイプラインをより責任の低いグループまたはパイプラインのカテゴリに割り当てる問題は、設計組織（プロジェクト作成者）によって決定されます。
物質の危険クラスは、GOST 12.1.005 および GOST 12.1.007 に従って、物質の火災および爆発の危険指標の値は、関連する ND または GOST 12.1.044 に規定されている方法に従って決定する必要があります。
真空ラインの場合、絶対動作圧力を考慮する必要があります。
使用温度が自己発火温度以上の物質、および水や大気中の酸素と相互作用すると火災や爆発の危険が生じる可能性がある不燃性、遅燃性、可燃性の物質を輸送するパイプラインは、カテゴリー I に分類される必要があります。 開発者の決定により、動作条件に応じて、パイプラインの (環境の設計パラメータによって決定されるよりも) より責任のあるカテゴリを選択することが許可されます。
パイプライン設計の要件
パイプラインの設計では、あらゆる種類の制御を実行できるようにする必要があります。 パイプラインの設計で外部および内部の検査または水圧試験が許可されていない場合、プロジェクトの作成者は、管理の方法論、頻度、および範囲を示す必要があり、その実施により欠陥をタイムリーに検出して排除することが保証されます。
支店（提携）
パイプラインからの分岐は、いずれかの方法で実行されます。 枝を補強材で補強することは許可されません。
– 技術パイプラインに関するブランチ
方法「a」による分岐の接続は、メインパイプラインの弱体化が接続強度の利用可能なマージンによって補償される場合に使用されます。 パイプラインの下部に製品が蓄積するのを防ぐために、パイプの断面の円周に接してパイプラインに切り込みを入れることもできます。
パイプから溶接されたティー、スタンプ溶接されたベンド、エレクトロスラグ技術を使用して鋳造されたブランクで作られたティーおよびベンドは、最大 35 MPa (350 kgf / cm2) の圧力に使用できます。 この場合、鋳造ビレットのすべての溶接部と金属は 100% 超音波検査の対象となります。
溶接クロスおよびクロスタイインは、250 °C を超えない動作温度で炭素鋼製のパイプラインで使用することが許可されています。 電気溶接パイプで作られたクロスおよびクロスタイインは、呼び圧力 PN 16 (1.6 MPa) 以下で使用できます。 この場合、クロスは公称圧力が少なくとも PN 25 (2.5 MPa) のパイプで作られている必要があります。 シームレスパイプのクロスおよびクロスタイインは、PN 24 以下の公称圧力で使用できます (ただし、クロスが少なくとも PN 40 の公称圧力を持つパイプで作られていることが条件です。パイプラインの溶接継ぎ目への継手の挿入は、第 11.2.7 項を考慮して実行する必要があります。)
肘
パイプラインの場合、原則として、ホットスタンピングまたは絞り加工によってシームレスおよび溶接された長手方向のパイプで作られた曲げ曲げ部が使用され、曲げおよびスタンプ溶接も行われます。 DN 6.4.2 400 より大きい直径では、溶接のルートが溶接され、溶接は 100% 超音波または X 線撮影の制御を受けます。
シームレスパイプから作られた曲げは、最小限に抑える必要がある場合に使用されます。 油圧抵抗たとえば、（振動を低減するための）脈動媒体流を伴うパイプラインや、公称直径が DN 25 までのパイプラインなどです。熱処理の必要性は 12.2.11 によって決定されます。
現在の範囲のパイプからの曲げの使用制限は、それらが作られたパイプの使用制限に対応する必要があります。 パイプの端から曲がり部分の始まりまでの直線部分の長さは少なくとも 100 mm 必要です。
パイプラインでは、公称圧力 PN 40 (4 MPa) 以下では公称直径 DN 500 以下、公称圧力 PN 25 (2.5 MPa) まででは公称直径 DN 500 を超える溶接セクターベンドを使用することが許可されています。 セクターベンドの製造では、セクターの断面間の角度が 22.5° を超えてはなりません。 曲げの内側に沿った隣接する溶接間の距離は、溶接の全長に沿ったこれらの溶接の検査の可用性を確保する必要があります。 セクターベンドの製造では、直径400 mmを超えるスパイラル溶接パイプの使用は許可されず、ルート溶接が使用され、溶接は100％超音波またはX線撮影の制御を受けます。 溶接セクターベンドは、次のような場合には使用しないでください。 - 2000 サイクルを超える圧力などによる高い周期的負荷。 - 他のパイプ要素による自己補償の欠如。
トランジション
パイプラインでは、原則として、1つの溶接でシートからスタンプ、圧延、2つの溶接で半分からスタンプ溶接したものを使用する必要があります。 鋼製トランジションの使用の制限は、同様の鋼種および同様の動作 (計算) パラメータの接続されたパイプの使用の制限に対応する必要があります。
スペードアダプターは、呼び圧力が PN16 (1.6 MPa) 以下、呼び径が DN 500 以下のパイプラインに使用できます。 液化ガスおよびグループAおよびBの物質の輸送を目的としたパイプラインにペタルトランジションを設置することは許可されていません。
スペードの移行部は溶接され、その後超音波または X 線撮影法によって溶接部が 100% 制御される必要があります。 製造後、ペタルアダプターは熱処理を受ける必要があります。
スタブ
鋼板製の溶接された平らなプラグとリブ付きプラグは、最大 PN 25 (2.5 MPa) の公称圧力でパイプラインで使用することをお勧めします。
フランジ間に取り付けられたプラグは、異なる媒体を含む 2 つのパイプラインを分離するために使用しないでください。媒体の混合は許容されません。
プラグの使用限界と材質、圧力、温度、腐食などの特性 フランジの適用限界に準拠する必要があります。
パイプライン継手の要件.
パイプライン継手を設計および製造する場合、GOST R 53672に準拠した安全要件に従って、技術規制、規格、顧客の要件に準拠する必要があります。
パイプライン継手の特定のタイプとタイプの仕様には、以下を含める必要があります。
スクロール 規範文書、それに基づいてバルブを設計、製造、操作します。
継手の基本的な技術データと特性。
信頼性指標および（または）安全性指標（重大な故障が発生する可能性のあるバルブ用）。
製造要件。
安全要件; - 納品内容;
受け入れルール。
試験方法;
起こり得る障害と限界状態の基準のリスト。
使用説明書;
枝管の外径と内径、溶接のための枝管の端の切断などを含む、主な全体寸法と接続寸法。
設計および運用文書で確立された（あらゆる種類およびタイプの）補強の目的の主な指標は次のとおりです。
公称圧力 PN (作動圧力または設計圧力 P);
呼び径DN;
作業環境;
設計温度（作業環境の最高温度）。
許容差圧;
密閉性（気密性クラスまたは漏れ率）。
施工長さ;
気候バージョン（パラメータ付き） 環境);
外部影響（地震、振動など）に対する耐性。
特定の種類の補強の目的を示す追加の指標:
ストップバルブとリターンバルブの抵抗係数 (ζ)。
速度圧力に対する抵抗係数の依存性 - リバースバルブの場合;
流量係数（液体および気体用）、シート面積、設定圧力、全開圧力、閉圧力、背圧、設定圧力範囲 - 安全弁の場合。
条件付きスループット (Kvy)、スループット特性の種類、キャビテーション特性 - 制御バルブ用。
条件付き容量、調整可能な圧力値、調整可能な圧力範囲、圧力維持精度（デッドゾーンおよび不均一ゾーン）、操作性が保証される最小圧力降下 - 圧力調整器の場合。
ドライブとアクチュエータのパラメータ。
A) 電気駆動装置の場合 - 電圧、電流周波数、電力、動作モード、ギア比、効率、最大トルク、環境パラメータ。
B) 油圧および空気圧駆動装置用 - 制御媒体、制御媒体の圧力 - 圧力調整器用。
開閉時間 - バルブ顧客の要求に応じて。
継手は GOST R 53402 および TU に従ってテストする必要があり、テストの必須範囲には以下が含まれる必要があります。
圧力下で動作する主要部品および溶接継手の強度と密度について。
ゲートの気密性については、ゲートの気密性の基準 - GOST R 54808による（グループA、B（a）およびB（b）の作業手段の取り付けについては、ゲートの気密性をテストするときに目に見える漏れがあってはなりません - クラスA GOST R 54808）。
外部環境に対する気密性のため。
機能性（操作性）について。 テスト結果はバルブパスポートに反映されなければなりません。
遮断バルブを制御 (絞り) バルブとして使用することは許可されていません。
アクチュエータをバルブに取り付ける場合、手動操作用ハンドルは反時計回りにバルブを開き、時計回りに閉じる必要があります。 アクチュエータのステム軸の方向は、プロジェクトのドキュメントで決定する必要があります。
遮断バルブには、ロック要素の位置 (「開」、「閉」) の表示がなければなりません。
パイプラインの継手の材質は、動作条件、パラメータ、および条件に応じて選択する必要があります。 物理的及び化学的性質輸送媒体とNDの要件。 正当な理由により鋼製や鋳鉄製の継手が使用できない場合には、非鉄金属およびその合金製の継手の使用が認められます。 炭素鋼および合金鋼で作られたアーマチュアは、腐食速度が 0.5 mm/年以下の環境で使用できます。
グループ媒体を輸送するパイプラインには、KCh 30-6 以上のグレードのダクタイル鋳鉄および SCh 18-36 以上のグレードのねずみ鋳鉄で作られた継手を使用する必要があります。
液化ガスを除く、グループ A (b)、B (a) の環境の場合。 B(b)、沸点が 45°C 未満の可燃性液体を除く。 B(c) - 媒体の使用温度限界が 1.6 MPa (160 kgf / cm2) 以下で媒体の使用温度限界がマイナス 30 ℃ 以上 150 ℃ 以下の場合、ダクタイル鉄製の継手を使用できます。 同時に、媒体の公称作動圧力が 1 MPa までの場合は、少なくとも PN 16 (1.6 MPa) の圧力用に設計されたバルブが使用され、PN 10 (1 MPa) を超える公称圧力の場合は、少なくとも PN 25 (2.5 MPa) の圧力用に設計されたバルブが使用されます。 8.13 グループ A (a) の媒体、グループ B (a) の液化ガスを輸送するパイプラインにダクタイル鋳鉄継手を使用することは許可されていません。
グループB(b)の沸点が45℃未満の引火性液体。 グループAおよびBの物質を輸送するパイプライン、蒸気パイプラインおよびパイプラインでは、ねずみ鋳鉄製の継手を使用することは許可されていません。 お湯衛星として利用されている。
ねずみ鋳鉄および可鍛鋳鉄で作られた継手は、媒体、動作圧力、温度に関係なく、以下の場合には使用できません。 - 振動のあるパイプライン。
媒体の急激に変化する温度領域で動作するパイプライン。
スロットル効果の結果としてアーマチュアが大幅に冷却される可能性があります。
圧力に関係なく、パイプライン壁の温度が 0 °C 未満で、水またはその他の凍結液体を含むグループ A および B の物質を輸送するパイプライン上。
オープンエリアにポンプを設置する場合のポンプユニットの配管内。
爆発性物質や有毒物質を保管するタンクやコンテナの配管に。
周囲温度が 40 °C 未満で動作するパイプラインでは、適切な合金鋼、特殊合金、または非鉄金属で作られた継手を使用し、可能な限り低いケース温度で金属の衝撃強度 (KCV) が 20 J/cm2 以上である必要があります。 液体および気体のアンモニアの場合、パラメーターと条件の範囲内で特殊なダクタイル鋳鉄継手の使用が許可されています。
油圧バルブアクチュエータは、動作条件を満たす不燃性かつ不凍液を使用する必要があります。
空気圧ドライブ内の結露の可能性を排除するため、 冬時間ガスはマイナスの露点まで乾燥されます 設計温度パイプライン。
公称圧力が 35 MPa (350 kgf / cm2) を超えるパイプラインの場合、鋳造継手の使用は許可されません。
フランジシール「突起キャビティ」を備えた継手は、特殊なガスケットを使用する場合、最大 35 MPa (350 kgf / cm2) の公称圧力で使用できます。
自動制御システムの安全な動作を確保するには、制御バルブを選択するときに次の条件を満たす必要があります。
作動媒体の最大流量における制御弁の圧力損失（圧力降下）は、システム全体の圧力損失の少なくとも 40% でなければなりません。
液体が流れるとき、制御範囲全体で制御バルブ全体の圧力降下がキャビテーション降下の値を超えてはなりません。
バルブ本体の目に見える場所に、メーカーは次の容量をマークします。
メーカーの名前または商標。
工場番号; - 製造年。
公称（作動）圧力РN (Рр); - 呼び径DN;
作動媒体の温度（作動圧力Ppをマークするとき - 必須）;
媒体の流れの方向を示す矢印（媒体の片側供給の場合）。 - 製品の指定。
鋼種と熱価（鋳物製本体の場合）。 - 追加の標識顧客の要求と国家規格に従ったマーキング。
パイプライン継手の納品セットには、以下の量の運用文書が含まれている必要があります。
パスポート（PS）;
操作マニュアル (RE);
コンポーネント (ドライブ、アクチュエーター、ポジショナー、リミット スイッチなど) の操作に関する文書。 パスポートの形式は付録 H (参照) に記載されています。 操作マニュアルには以下を含める必要があります。 - バルブの設計と動作原理の説明。
組み立てと分解の順序。 - 補強材のマーキングに含まれる情報の繰り返しと説明。
補強材の主要部分の材料リスト。
バルブが人の生命、健康、または環境に危険を及ぼす可能性がある場合の危険な影響の種類と、それらを防止および防止するための対策に関する情報。
信頼性指標および（または）安全性指標。
設置前の継手の入力制御の範囲;
バルブおよびその主要コンポーネントの制御試験（チェック）を実施するための方法論、手順 メンテナンス、修理と診断。
設置前に、継手は取扱説明書に指定されている範囲で受入れ検査およびテストを受ける必要があります。 継手の取り付けは、取扱説明書に従って安全要件を考慮して実行する必要があります。
動作中のバルブの安全性は、次の要件によって確保されます。
バルブと駆動装置は、動作パラメータ、媒体、動作条件の点で意図された用途に従って使用する必要があります。
バルブは操作マニュアル（設計上の偶発事項を含む）および技術規定に従って操作する必要があります。
遮断弁は完全に開くか完全に閉じる必要があります。 遮断弁を制御弁として使用することは許可されていません。
継手はその機能的目的に従って使用する必要があります。
継手の産業安全の生産管理では、起こり得る限界状態を排除し、継手の重大な故障を防止するための対策システムを提供する必要があります。
禁じられている：
マーキングや操作文書がない状態でバルブを操作する。
ボディ部品の欠陥を除去し、圧力をかけながらネジ接続を締める作業を実行します。
パイプラインのサポートとして継手を使用します。
レバーを使用してアーマチュアを制御し、ハンドルまたはフライホイールのショルダーを延長すること。これは取扱説明書に記載されていません。
ファスナーレンチ用のエクステンションをご使用ください。
配管の手順 職場の準備と加熱回路からの切断を伴う配管の修理。
蒸気と水の経路のパイプ、コレクター、生蒸気パイプライン、再加熱蒸気と抽出、主凝縮水と供給水のパイプライン、その蒸気と水の継手、ティー、溶接継手およびフランジ継手が破裂した場合は、電源ユニット（ボイラー、タービン）をオフにして直ちに停止する必要があります。
生蒸気パイプライン、再加熱蒸気と抽出、給水パイプライン、蒸気水継手、ティー、溶接継手、フランジ継手に亀裂、膨らみ、瘻孔が見つかった場合は、工場勤務監督者に直ちに通知する必要があります。 当直監督は、危険ゾーンを直ちに判断し、そのゾーンでのすべての作業を停止し、そこから人員を排除し、このゾーンを保護し、「通行禁止」、「注意! 危険ゾーン」という安全標識を掲示し、遠隔ドライブによって緊急セクションを無効にする緊急措置を講じる義務があります。 シャットダウン中に緊急セクションを予約できない場合は、緊急セクションに関連する関連機器を停止する必要があります。 停止時間は、当直の電力システムエンジニアへの通知を受けて、発電所の主任技術者によって決定されます。
破損したサポートとハンガーが見つかった場合は、パイプラインを取り外し、固定を元に戻す必要があります。 停止時間は、発電所の主任技術者が勤務中の電力システム技術者と合意の上で決定します。
パイプラインまたはその固定具の損傷が検出された場合は、損傷の原因を徹底的に分析し、信頼性を向上させるための効果的な対策を開発する必要があります。 継手、フランジ接続部、またはパイプラインの断熱コーティングの下から漏れや蒸気が検出された場合は、直ちにシフト監督者に報告する必要があります。 当直監督者は状況を評価し、漏れや蒸気が保守要員や機器に危険をもたらす場合（断熱材の下からの蒸気など）、措置を講じる義務があります。 人員や機器に危険を及ぼさない漏れや蒸気 (グランドシールからの蒸気など) は、シフトごとに検査する必要があります。
パイプラインは、現在の技術運用基準に基づいて設定された計画オーバーホール期間後に修理のために引き渡されなければならず、ほとんどの場合、主要機器と同時に修理されます。 緊急の損傷または緊急状態が発生した場合、損傷または摩耗の原因、性質、程度を示す法律によって確認された場合、計画されたオーバーホール期間が終了する前に修理のためにパイプラインを引き渡す必要があります。 オーバーホール期間中に特定され、緊急停止を引き起こさないパイプラインの欠陥は、次回の停止時に除去する必要があります。
450℃以上の温度で稼働する蒸気パイプラインは、オーバーホール前に検査する必要があります。
修理のために引き渡すとき、顧客は請負業者に設計および修理の文書を転送する必要があります。これには、パイプラインとそのコンポーネントの状態、欠陥および損傷に関する情報が含まれています。 文書は GOST 2.602-68* に従って作成する必要があります。 修理後、この文書はお客様に返却する必要があります。
組織規則に従って、期間中の機器の保守および修理 オーバーホールボイラーとステーションのパイプラインでは、次の作業を命名法に含める必要があります。
検査 技術的条件蒸気パイプライン。
フランジ接続と留め具の技術的状態をチェックし、摩耗したスタッドを交換します。
スプリングの締まり具合の確認、サスペンションやサポートの点検・修理。
溶接部や金属の検査。
欠陥のある接合部の過熱、パイプラインまたは固定システムの欠陥のある要素の交換。
サンプラーやサンプルクーラーの点検・修理。
断熱材の補修。
パイプラインを検査するときは、たるみ、膨らみ、フィステル、亀裂、腐食損傷、その他の目に見える欠陥を記録する必要があります。 フランジ接続の故障が検出された場合は、シール面と留め具の状態をチェックする必要があります。 サポートとサスペンションの探傷の場合、サポートとサスペンションのすべての要素の金属の亀裂とスプリングの残留変形を記録する必要があります。
パイプラインの金属に対する管理の順序と範囲は NTD によって決定されます。 管理は金属研究所の技術指導の下で行われます。
顧客は、請負業者が以下の場合、請負業者の作業の遂行に干渉する権利を有します。
その後の作業で隠れる可能性がある欠陥を作成した。
技術的なパフォーマンスは行わず、 規制要件技術文書。
スプリングブロックまたはパイプライン部品の取り付けまたは取り外しに関連する修理作業中、プロジェクトまたは 技術地図残りの、または新たに設置されたパイプラインユニットおよび要素の安定性を確保し、解体された部品の落下を防ぐ一連の操作。
分解前 固定サポートまたは、探傷技師の結論に従って溶接継手を再溶接するとき、またはパイプラインの要素を交換するときにパイプラインを切断することによって、修理された部分の両側にある最も近い2つのハンガーのスプリングをねじ付き溶接タイで固定する必要があります。 パイプラインのアンロード（または固定サポートの解体）場所の両側に1 m以下の距離に、一時的なサポート（固定）を設置する必要があります。 これらのサポートは、溶接中に必要な軸に沿ったパイプラインの変位と、パイプラインを設計位置に固定することを保証する必要があります。 これらの端を隣接するパイプライン、サポート、またはハンガーに取り付けることは許可されていません。
修理部分の両側で、パイプにパンチングを行う必要があり、パンチングポイント間の距離を行為で記録する必要があります。 パイプラインを復元するときは、パンチポイント間の距離の偏差が10 mmを超えないように冷延伸を実行する必要があります。
パイプラインのセクションまたは要素を解体した後、残りのパイプの自由端をプラグで閉じる必要があります。
配管を複数箇所で切断する場合には、その都度作業を行う必要があります。
閉鎖ジョイントの溶接後にパイプラインを切断する場合は、コードブックに記載された行為を作成する必要があります。
パイプラインの切断またはサポートの部品の交換に関連する修理作業が完了したら、パイプラインの傾斜を確認する必要があります。
欠陥のあるスプリングを交換する場合、交換用スプリングは適切な許容荷重に従って選択され、事前に校正され、冷間状態での設計高さに圧縮される必要があります。 サスペンションユニットに取り付けて固定タイを取り外した後、スプリングの高さを確認し、必要に応じて再調整します。 カプラーを溶接する場合、スプリングのコイルと電気アークとの接触は容認できません。また、切断する場合、バーナーの炎との接触はスプリングに損傷を与える可能性があります。
サポートのスプリングが損傷したり、設計荷重と一致しないために交換する場合は、次のことを行う必要があります。
プレートをスプリングブロックの下に置きます（交換用ブロックの高さが交換用ブロックよりも低い場合）。
ベースポストを取り外し、高さを下げます (交換ユニットが交換されるユニットよりも高い場合)。
スプリングサポート内のスプリングの高さを変更する場合は、調整可能なブロックを取り外し、校正デバイス上の高さを変更してサポートに取り付ける必要があります。
スプリングの高さの調整作業が完了したら、調整後のスプリングの高さ（付録6を参照）を操作ログに記録し、冷間状態でのパイプラインの位置を変位インジケーターに指定する必要があります。
修理期間中に行われ、設計組織と合意されたパイプラインの設計の変更は、このパイプラインのパスポートまたはコードブックに反映されなければなりません。 パイプラインの損傷した部品または耐用年数を過ぎた部品を交換する場合、新しい部品の対応する特性をコードブックに記録する必要があります。
修理および調整作業が完了したら、修理記録に適切な記入をし、コードブックに記入して試運転の行為を作成する必要があります。
パイプラインのテスト
試運転
修理作業後のパイプラインの充填は、パイプライン内の蒸気-空気相を除去することを目的とした技術的措置を規定する承認された計画に従って実行されます。 原則として、この操作は弾性セパレーターを使用して実行されます。
大気条件下で凝縮水を脱気して修理作業を行った後、パイプラインを稼働させることをお勧めします。
パイプライン内の初期圧力にかかわらず、パイプラインを安定した凝縮水で満たすことができます。 パイプラインが不安定な凝縮水または液化炭化水素ガスで満たされている場合、この操作は、パイプライン内のガス、水、または安定した製品の圧力をポンプで送られる製品の蒸気圧よりも高くした後、およびパイプラインに機械的分離器を導入した後に実行する必要があります。
不安定な製品を使用してパイプラインから水を排除する必要がある場合は、水和物の形成を防ぐための措置を講じる必要があります（分離器、水和物形成抑制剤の使用など）。
機械的分離器がない場合は、ポンプ輸送された製品を充填する前に、パイプラインを安定した凝縮水で部分的に充填することをお勧めします。
パージ（フラッシング）およびその後の製品パイプラインのテスト中に使用され、セパレーターを使用して製品によって置き換えられたガスまたは水は、パージ ノズルを通ってパイプラインから放出されます。
同時に、環境汚染のリスクを軽減し、製品の損失を減らすために、パージ ノズルから出るジェット内の製品の内容を制御する必要があります。
パイプラインを脱気された凝縮水で満たした後、圧力は最低許容動作圧力を超えて上昇します。この圧力は、脱気圧力、摩擦による圧力損失の量、製品の組成、ルートのプロファイル、および温度自体によって決まります。」 ホットスポット「パイプライン。
パイプライン内の圧力の上昇は、パイプラインセクションの端にある閉じたバルブで凝縮水を汲み上げることによって行われます。
凝縮水パイプラインの始点の圧力を最小許容値を超えて増加させた後、不安定な凝縮水の汲み出しを開始することができます。
動作中のパイプライン内の最小許容作動圧力の維持は、消費者の直前に直接設置された圧力調整器「自体」によって保証されます。
原子力発電所のウラン黒鉛原子炉のチャネルの設計
RBMK-1000チャンネルの放熱部分
(図 2.31) は 2 つの燃料集合体、ベアリング中央ロッド、シャンク、ロッド、チップで構成されています。 燃料集合体は、直径 13.5x0.9 mm の棒状燃料棒 18 本、フレーム、および留め具から組み立てられます。 TVは交換可能です。 フレームは中央のチューブで構成され、その一端と 10 個のスペーサー グリッドが固定されています。 スペーサー格子は、必要な機能を提供するのに役立ちます。
燃料集合体の断面における燃料棒の位置は、中央管に取り付けられています。 スペーサーグリッドを固定すると、燃料棒の熱膨張に伴ってスペーサーグリッドが軸に沿って3.5mの距離で移動できるようになります。 最外側のスペーサーグリッドはダボに取り付けられ、束のねじれに対する剛性を高めます。
スペーサー グリッドはハニカム構造で、中央、中間ポール、12 個の周囲セル、およびリムから組み立てられ、スポット溶接によって相互接続されています。 リムにはスペーサー突起が付いています。
米。 2.31。 テレビ RBMK-1000:
1 - 一時停止。 2 - アダプター; 3 - シャンク。 4 - 燃料棒。 5 - ベアリングロッド; 6 - ブッシング。 7 - チップ。 8 - ナット
燃料集合体の中心管は、チャネル内で燃料集合体を互いに接続するために、端部に長方形の半径カットを有する。 これにより、2 つの燃料集合体の燃料棒に必要な同軸性が確保され、燃料棒の相互回転が排除されます。
燃料棒は燃料集合体のエンドグリッド（炉心の上下境界）にしっかりと固定されており、原子炉運転時には熱膨張により炉心中央の隙間が選択されます。 炉心中心の燃料棒間の距離を短くすると、爆発的な熱放出が減少し、燃料棒プラグの領域の燃料と構造材料の温度が下がります。 炉心の高さに沿って 2 つの燃料集合体を使用することにより、各集合体が高さ方向で最大および最小のエネルギー放出のゾーンで動作することが可能になります。
棒とスペーサーグリッドを除く燃料集合体のすべての部品はジルコニウム合金で作られています。 アセンブリとサスペンションを接続するロッドとスペーサーグリッドは Kh18N10T ステンレス鋼で作られています。
熱水力学的解析と 強度特性 RBMK-YUOO 原子炉の調査により、設備の出力を増加させるために利用可能な埋蔵量が明らかになりました。 技術チャネルの臨界出力、すなわち、ジルコニウム被覆管の温度の許容できない上昇を伴う燃料要素の表面で熱伝達危機が発生する出力の増加は、燃料集合体に熱伝達増強剤を導入することによって達成された。 冷却剤の流れを軸方向に旋回させる増圧器グリッドを使用することで、RBMK-1000 プロセス チャネルの容量を 1.5 倍に増やすことができました。 RBMK-1500 燃料集合体の設計は、上部燃料集合体にスペーサー増圧器グリッドが使用されている点で RBMK-1000 燃料集合体の設計と異なりますが、それ以外の点では燃料集合体の設計に基本的な違いはありません。 循環回路の抵抗を維持するには、冷媒の流量を減らす必要があります。
燃料集合体の出力が増加すると、それに対応して燃料要素の線形出力も最大 550 W/cm まで増加します。 愛国的であり、 海外経験このレベルの線形パワーが限界ではないことを示しています。 米国の多くの放送局では、最大線形電力は 570 ～ 610 W/cm です。
運転中の技術チャネルのハウジングの取り付けと交換、およびチャネルへのグラファイト石材の信頼できるヒートシンクの編成のために、その中央部分に「固体接触」リングがあります（図2.32）。 高さ 20 mm の分割リングは、チャネルの高さに沿って互いに近接して配置され、隣接する各リングが円筒面に沿ってチャネル パイプまたはチャネルと確実に接触するようになります。 内面黒鉛石積みブロック、およびそれらの間の端にあります。 チャンネルリングとリングブロックの最小許容ギャップは、グラファイトの放射線収縮とその結果としてのチャンネル直径の増加の結果として石材内でチャンネル詰まりが許容されない条件から決定されます。
パイプ材料のクリープ。 隙間がわずかに増加すると、黒鉛石材からの熱除去が低下します。 いくつかのブッシングがチャネル本体の上部に溶接されており、原子炉の金属構造からの熱除去を改善して放射線の安全性を確保し、チャネル本体の製造における技術的基盤を構築するように設計されています。
米。 2.32 黒鉛石材への技術チャネルの設置:
1- パイプ (合金 Zr + 2.5% Nb); 2 - 外側のグラファイトリング。 3 - 内側のグラファイトリング。 4 - 黒鉛石積み
すでに述べたように、ジルコニウム合金は主に炉心の要素の製造に使用され、ジルコニウム合金の特有の特性が最大限に活用されます。
「透明性」、耐熱性、耐腐食性、耐放射線性など。反応器の他の部分の製造には、より安価な材料であるステンレス鋼が使用されます。 これらの材料の組み合わせは、材料と技術の観点からの経済的考慮だけでなく、設計要件によって決定されます。 ジルコニウム合金と鋼の物理的、機械的、技術的特性の違いにより、それらの接続に問題が発生します。
鋼とジルコニウム合金の組み合わせは工業用原子炉で知られています。 機械的にたとえば、カナダのピッカリング-2、-3、-4 原子炉では、ジルコニウム合金製のチャネルパイプと焼き戻しステンレス鋼製のエンドフィッティング（図 2.33）の接続は、圧延を使用して実行されました。 ただし、このような化合物は 200 ～ 250 °C の温度で十分に機能します。 海外では、ジルコニウムと鋼の接合が融接（アルゴンアーク）および固相溶接によって研究されています。 アルゴンアーク溶接は固相溶接よりも高温で行われるため、接合部に脆い金属間層が形成され、溶接部の機械的特性や腐食特性に悪影響を及ぼします。 ジルコニウム合金と鋼を固相で接合するために研究されている方法には、爆発溶接、継手鍛造、スタンピング、圧力溶接、継手プレス、コンタクトジェットろう付け、摩擦溶接などが含まれます。
ただし、これらすべての接続は、RBMK 原子炉の技術チャネルのパイプには適用できません。
他のパラメータを使用すると、必要な密度と強度を提供できなくなります。
原子炉炉心内に位置する RBMK チャネルの中央のジルコニウム部分は、特殊な鋼 - ジルコニウム アダプターを使用してステンレス鋼の端部アセンブリに接続されます。 アダプター鋼 - ジルコニウムは拡散溶接によって得られます。
ジルコニウム合金とステンレス鋼の高温に加熱された部品を真空チャンバー内で強く押し付けて溶接します。 後 機械加工一端がジルコニウム合金で、もう一端がステンレス鋼であるアダプターが得られます。 ジルコニウム合金（a = 5.6 * 10 -6 1 / °C）と鋼0X18H10T（a = 17.2 * 10 -6 1/°C）の線膨張係数の差が大きい接合部で発生する応力を軽減するには、バイメタルホットプレスパイプの包帯が使用されます（鋼グレード0X18H10T + 鋼グレード1X17H2）。 (a = 11 * 10 -6 1/°С)。
外径 88、肉厚 4 mm のジルコニウム チューブとアダプターの接続は、電子ビーム溶接によって行われます。 溶接部には、メインパイプと同じ強度と腐食特性の要件が適用されます。 電子ビーム溶接の開発されたモード、溶接部および溶接付近の機械的および熱処理の方法およびモードにより、信頼性の高い真空気密の鋼-ジルコニウム溶接継手を得ることが可能になりました。
プロジェクトの科学的監修: IAE im. I. V. クルチャトワ、学者アレクサンドロフ A. P。
総合設計者 (LNPP): GSPI-11 (VNIPIET)、Gutov A.I.
タービンプラントの主任設計者: KhTGZ、「ターボアトム」、Yu. F. Kosyak
金属構造開発者: TsNIIPSK、Melnikov N. P.
主要な材料科学組織:「プロメテウス」、Kopyrin G.I.
CPS 電気機械装置の設計者および製造者、CTO: ボリシェビキ工場設計局、Klaas Yu. G.
現時点では、これらの原子炉シリーズには 3 世代が含まれています。 このシリーズの先頭の原子炉は、レニングラード原子力発電所の 1 号機と 2 号機です。
百科事典 YouTube
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✪ 発電用原子炉
✪ TCおよびCPSチャネルの廃止
✪ 最初の RBMK: レジェンドが去る
✪ RBMK-1000反応器の多重強制循環回路の設置
✪ NNPP 第 1 電源装置の廃止措置
字幕
誕生と運営の経緯
世界初の原子力発電所 (AM-1 (「アトム ミールヌイ」)、オブニンスク原子力発電所、1954 年) の原子炉は、まさに水冷却材を備えたウラン黒鉛チャネル原子炉でした。 ウラン黒鉛原子炉技術の開発は、「軍事用」同位体に加えて、電気を生成し、近くの都市の暖房に熱を使用する「二重」目的原子炉（両目的原子炉）を含む工業用原子炉で行われた。
ソ連で建設された工業用原子炉: A (1948)、AI (オゼルスクのPO「Mayak」)、原子炉 AD (1958)、ADE-1 (1961) および ADE-2 (1964) (ジェレズノゴルスクの鉱山および化学プラント)、原子炉 I-1 (1955)、EI-2 (1958)、ADE -3、ADE-4 (1964) および ADE-5 (1965) (セヴェルスクのシベリア化学工場)。
RBMK 原子炉の開発自体は 1960 年代半ばに始まり、工業用ウラン黒鉛原子炉の設計と建設における広範で成功した経験に大きく依存していました。 原子炉プラントの主な利点は、作成者によって次のように認識されました。
- ウラン黒鉛炉の経験を最大限に活用する。
- 工場間の連携が確立されており、基本的な機器の生産が確立されています。
- ソ連の産業と建設産業の現状。
- 有望な中性子特性（燃料濃縮度が低い）。
一般に、原子炉の設計上の特徴は、以前のウラン黒鉛原子炉の経験を繰り返したものでした。 燃料チャネルは新しくなり、新しい構造材料であるジルコニウム合金からの燃料要素の集合体が使用され、新しい形態の燃料である金属ウランはその二酸化物と冷却材パラメータに置き換えられました。 この反応器は元々、電気エネルギーと熱エネルギーを生成するための単一目的反応器として設計されました。
このプロジェクトの作業は 1964 年に IAE (RRC KI) と NII-8 (NIKIET) で開始されました。 1965 年に、このプロジェクトは B-190 と名付けられ、その設計はボリシェビキ工場の設計局に委託されました。 1966 年、NTS 閣僚の決定により、このプロジェクトの作業は Dollezhal が率いる NII-8 (NIKIET) に委託されました。
ソ連における最初の原子力発電所の建設中には、原子力発電所は信頼できるエネルギー源であり、起こり得る故障や事故は起こりそうもない、あるいは仮定の出来事ですらあるという意見がありました。 さらに、最初のユニットは中型機械工学システム内で構築され、この省の組織によって操作されることになっていました。 開発当時の安全規制は存在しないか不完全でした。 このため、RBMK-1000 および VVER-440 シリーズの最初の発電炉には十分な数の安全システムが装備されておらず、そのような発電装置のさらなる本格的な近代化が必要でした。 特に、レニングラード原子力発電所の最初の 2 つの RBMK-1000 ユニットの初期設計では、非常用原子炉冷却システム (ECCS) の水圧シリンダーがなく、非常用ポンプの数が不十分で、分配群ヘッダー (RGK) に逆止弁 (OK) がありませんでした。その後の近代化の過程で、これらの欠点はすべて解消されました。
RBMKブロックのさらなる建設は、ソ連エネルギー・電化省のニーズに応えて実施されることになっていた。 エネルギー省の原子力発電所に関する経験が少ないことを考慮して、発電装置の安全性を高めるためにプロジェクトに大幅な変更が加えられました。 さらに、最初の RBMK の経験を考慮して変更が加えられました。 特に、ECCS 油圧シリンダーの使用、5 台のポンプが非常用 ECCS 電動ポンプの機能を実行するようになった、RGK での逆止弁の使用などの改良が行われました。 これらのプロジェクトに従って、クルスク原子力発電所の発電ユニット 1、2 とチェルノブイリ原子力発電所の 1、2 が建設されました。 この段階で、第1世代のRBMK-1000パワーユニット（6パワーユニット）の構築が完了しました。
RBMK による原子力発電所のさらなる改善は、レニングラード原子力発電所の第 2 段階 (発電機 3、4) のプロジェクトの開発から始まりました。 プロジェクトが完了した主な理由は、セキュリティ規則の強化でした。 特に、4台の緊急ポンプに代表されるバルーンECCS、長期クールダウンのECCSシステムが導入されました。 事故位置特定システムは、以前のようなバブラータンクではなく、原子炉パイプラインの損傷を伴う事故の場合に放射能を蓄積し、放出を効果的に防止できる事故位置特定タワーによって表されました。 その他の変更も行われました。 レニングラード原子力発電所の 3 番目と 4 番目の発電装置の主な特徴は、RGC の位置がアクティブゾーンの高度よりも高い高度にあるという技術的決定でした。 これにより、RGC への緊急給水が発生した場合に、炉心を確実に水で満たすことが可能になりました。 その後、この決定は適用されなかった。
中型機械建設省の管轄下にあるレニングラード原子力発電所の発電ユニット 3、4 の建設後、ソ連エネルギー省のニーズに合わせた RBMK-1000 原子炉の設計が始まりました。 上で述べたように、エネルギー省が原子力発電所を開発する際、原子力発電所の信頼性と安全性を向上させ、経済的可能性を高めることを目的として、プロジェクトに追加の変更が加えられました。 特に、RBMKの第2段階を完成させるとき、より大きな直径のドラムセパレーター（BS）が使用され（内径が2.6 mに増加）、3チャンネルのECCSシステムが導入されました。最初の2つのチャンネルには油圧シリンダーから水が供給され、3番目のチャンネルには給水ポンプから水が供給されました。 原子炉への緊急給水用のポンプの数が9台に増加し、発電装置の安全性を大幅に高めるその他の変更が加えられた（SAORの実行レベルは、原子力発電所の設計時に有効な文書に準拠した。事故位置特定システムの能力は大幅に向上し、最大直径のパイプライン（主循環ポンプ（MCP）Du 900の圧力マニホールド）のギロチン破断によって引き起こされる事故に対処するように設計された）。レニングラード原子力発電所の第 1 段 Р BMK のバブルタンクと 3 号機と 4 号機の原子炉格納塔の代わりに、エネルギー省の第 2 世代の RBMK では 2 階建ての原子炉格納プールが使用され、事故位置特定システム (ALS) 機器の能力が大幅に向上しました (MCP DN 900 mm の圧力マニホールドまで)。 PPB は BS および蒸気水通信ではカバーされていませんでした。 また、原子力発電所の建設中、原子炉区画は二重ブロックで建設されました。これは、2 つの発電装置の原子炉が基本的に同じ建物内にあることを意味します (各原子炉が別の建物内にあった RBMK を備えた以前の原子力発電所とは異なります)。 そこで、第2世代のRBMK-1000原子炉が作られた。クルスク原子力発電所の3号機と4号機、チェルノブイリ原子力発電所の3号機と4号機、スモレンスク原子力発電所の1号機と2号機（レニングラード原子力発電所の3号機と4号機と合わせて8基の発電機）。
RBMKを搭載したパワーユニットは合計17台が稼働した。 第 2 世代のシリアル ブロックの投資回収期間は 4 ～ 5 年でした。
ロシアのすべての原子力発電所による総発電量に対する、RBMK 原子炉を備えた原子力発電所の寄与は約 50% です。
RBMKの特徴
| 特性 | RBMK-1000 | RBMK-1500 | RBMKP-2400 （計画） |
MKER-1500 （計画） |
|---|---|---|---|---|
| 原子炉の熱出力、MW | 3200 | 4800 | 5400 | 4250 |
| ユニットの電力、MW | 1000 | 1500 | 2000 | 1500 |
| ブロック効率、% | 31,3 | 31,3 | 37,0 | 35,2 |
| タービン前の蒸気圧力、atm | 65 | 65 | 65 | 65? |
| タービン前の蒸気温度、°C | 280 | 280 | 450 | |
| アクティブゾーンの寸法、m: | ||||
| - 身長 | 7 | 7 | 7,05 | 7 |
| - 直径（幅×長さ） | 11,8 | 11,8 | 7.05×25.38 | 14 |
| ウランの積載、t | 192 | 189 | 220 | |
| 濃縮、% 235 U | ||||
| - 蒸発チャネル | 2,6-3,0 | 2,6-2,8 | 1,8 | 2-3,2 |
| - チャンネルの過熱 | - | - | 2,2 | - |
| チャンネル数: | ||||
| - 蒸発性 | 1693-1661 | 1661 | 1920 | 1824 |
| - 過熱 | - | - | 960 | - |
| 平均燃焼度、MW 日/kg: | ||||
| - 蒸発チャネル内 | 22,5 | 25,4 | 20,2 | 30-45 |
| - 過熱チャネル内 | - | - | 18,9 | - |
| 燃料被覆管寸法 (直径×厚さ)、mm: | ||||
| - 蒸発チャネル | 13.5×0.9 | 13.5×0.9 | 13.5×0.9 | - |
| - チャンネルの過熱 | - | - | 10×0.3 | - |
| 燃料被覆材: | ||||
| - 蒸発チャネル | + 2,5 % | + 2,5 % | + 2,5 % | - |
| - チャンネルの過熱 | - | - | ステンレス鋼 鋼 | - |
デザイン
RBMK 原子炉開発の目標の 1 つは、燃料サイクルを改善することでした。 この問題の解決策は、中性子を弱く吸収し、機械的特性がステンレス鋼とほとんど変わらない構造材料の開発に関係しています。 構造材料における中性子の吸収を減らすことで、ウラン濃縮度が低い（当初のプロジェクトによれば1.8％）安価な核燃料を使用することが可能になります。 その後、ウラン濃縮度は増加しました。
RBMK-1000
各燃料チャンネルには 2 つのカセットがあり、 燃料集合体(TVS) - 下部と上部。 各アセンブリには 18 本の燃料棒が含まれています。 燃料要素被覆管には二酸化ウランペレットが充填されています。 当初の設計によれば、ウラン 235 の濃縮度は 1.8% でしたが、RBMK の運用経験が得られると、濃縮度を高めることが賢明であることが判明しました。 濃縮度の増加と燃料中の可燃性毒物の使用により、原子炉の制御性が向上し、安全性が向上し、経済性が向上しました。 現在は濃縮度2.8％の燃料に移行している。
RBMK リアクターはシングルループ方式に従って動作します。 冷却剤は複数の強制循環ループ (MPC) 内で循環されます。 炉心では、燃料棒を冷却している水の一部が蒸発し、生じた蒸気と水の混合物が分離ドラムに入ります。 蒸気の分離はドラム分離器で行われ、タービンユニットに入ります。 残りの水は給水と混合され、主循環ポンプ (MCP) の助けを借りて炉心に供給されます。 70 ～ 65 kgf/cm 2 の圧力下で分離された飽和蒸気 (温度 ～ 284 °C) は、それぞれ 500 MW の電力を備えた 2 つのタービン発電機に供給されます。 排気蒸気は凝縮され、再生加熱器、脱気器を経た後、供給ポンプ（FPU）によりKMPCに供給されます。
RBMK-1000 原子炉は、レニングラード原子力発電所、クルスク原子力発電所、チェルノブイリ原子力発電所、スモレンスク原子力発電所に設置されています。
チェルノブイリ事故
RBMK-1500
RBMK-1500では、設計をそのままにFCの出力を1.5倍に高めることでコアの比エネルギー強度を高め、出力を向上させた。 これは、両方の燃料集合体の上部にある TVC 内の特殊な熱伝達増強装置 (タービュレーター) を使用して、燃料要素からの熱除去を強化することによって実現されます。 これにより、以前の寸法を保存し、 一般的なデザイン反応器。
運転中に、エネルギー放出の不均一性が大きいため、個々のチャネルで周期的に発生する増加（ピーク）出力が燃料被覆管の亀裂を引き起こすことが判明しました。 このため、出力は 1300 MW に減少しました。
これらの原子炉はイグナリナ原子力発電所 () に設置され、コストロマ原子力発電所の当初の設計に従って設置されるように計画されました。
RBMK-2000、RBMK-3600、RBMKP-2400、RBMKP-4800（旧プロジェクト）
おかげで 共通機能 RBMK原子炉の設計では、立方体のようなコアが同じタイプの多数の要素から集められ、出力をさらに高めるというアイデアが示唆されました。
RBMK-2000、RBMK-3600
プロジェクト中 RBMK-2000出力の増加は、燃料チャネルの直径、カセット内の燃料棒の数、FC チューブシートのピッチの増加により計画されました。 同時に、原子炉自体の寸法は同じままでした。
RBMK-3600それは単なるコンセプトプロジェクトでした、ああ、それは デザインの特徴ほとんど知られていない。 おそらく、比出力を高めるという問題は、RBMK-1500 と同様に、RBMK-2000 ベースの設計を変更することなく、したがってコアを増やすことなく、熱除去を強化することによって解決されました。
RBMKP-2400、RBMKP-4800
これらは、直方体の形状とステンレス鋼の過熱チャネルの存在という活性ゾーンの点ですべての RBMK と異なります。 RBMKP-2400およびRBMKP-4800の蒸気温度は450℃です。 ] .
MKER (最新プロジェクト)
期待効率 - 35.2%、耐用年数 50 年、濃縮度 2.4%。
利点
運用実践
主任設計者 (NIKIET) の内部分析によれば、1982 年の事故は活動に関連していた。 運用担当者著しく違反した人 技術規制.
| パワーユニット | リアクターの種類 | 州 | 力 (MW) |
生成する 電力 (MW) |
|---|---|---|---|---|
| RBMK-1000 | 1996年に停止 | 1000 | ||
| RBMK-1000 | 1991年に停止 | 1000 | ||
| RBMK-1000 | 2000年に停止 | 1000 | ||
| RBMK-1000 | 1986年に事故で破壊された | 1000 | ||
| RBMK-1000 | 1987年に建設は中止された | 1000 | ||
| RBMK-1000 | 1987年に建設は中止された | 1000 | ||
| RBMK-1500 | 2004年に停止 | 1300 | ||
イグナリナ-2 |
RBMK-1500 | 2009年に停止 | 1300 | |
イグナリナ-3 |
RBMK-1500 | 建設は1988年に中止された | 1500 | |
イグナリナ-4 |
RBMK-1500 | プロジェクトは1988年に中止された | 1500 | |
| RBMK-1500 | 建設は1990年に中止された | 1500 | ||
コストロマ-2 |
RBMK-1500 | 建設は1990年に中止された | 1500 | |
| RBMK-1000 | アクティブ | 1000 | ||
| RBMK-1000 | アクティブ | 1000 | ||
| RBMK-1000 | アクティブ | 1000 | ||
| RBMK-1000 | アクティブ | 1000 | ||
| RBMK-1000 | 2012年に建設が中止された | 1000 | ||
| RBMK-1000 | 建設は1993年に中止された | 1000 | ||
| RBMK-1000 | アクティブ | 1000 | ||
レニングラード-2 |
RBMK-1000 | アクティブ | 1000 | |
レニングラード-3 |
RBMK-1000 | アクティブ | 1000 | |
レニングラード-4 |
RBMK-1000 | アクティブ | 1000 | |
| RBMK-1000 | アクティブ | 1000 | ||
スモレンスク-2 |
RBMK-1000 | アクティブ | 1000 | |
RBMK-1000反応器の燃料要素として、直径13.9mm、肉厚0.9mm、長さ約3.5mの両端が閉じたジルコニウム管が使用され、直径11.5mm、高さ15mmの燃料ペレットが充填されている。 燃料柱の熱膨張量を減らすために、タブレットには穴が開けられています。 シェルの下の初期媒体にはヘリウムが5kgf/cm2の圧力で充填されており、燃料柱はバネで固定されています。 燃料ペレットの中心部の最高温度は 2100°С に達することがあります。 実際には、この温度は 1600°С 以下で、ヘリウム圧力は最大 17 kgf/cm 2 で、TVEL クラッドの外表面の温度は約 300°С です。
燃料要素（燃料要素）は、それぞれ 18 個の燃料集合体（FA）に組み立てられます。 直径32mmの円の周りに6個、直径62mmの円の周りに12個あります。 中央には支持ロッドがあります (図 2.14 を参照)。 セクションB-B）。 アセンブリ内の燃料要素は、特別なスペーサーグリッドで0.5メートルごとに固定されています。
原子炉の主燃料ブロックは燃料 (または作動) カセットであり、共通のキャリアロッド、ロッド、先端、尾部によって接続された 2 つの燃料集合体で構成されています。 したがって、アクティブゾーンに位置するカセットの部分の長さは約７ｍである。
カセットは水で洗浄されますが、原子炉の通常運転中は燃料と冷却材が直接接触することはありません。
原子力発電所の許容可能な効率を得るには、できるだけ多くの発電所が必要です。 高温反応器によって生成される蒸気の圧力。 したがって、冷却剤をこれらのパラメータに保持するハウジングを提供する必要があります。 このような容器は、VVER 型反応器の主要な構造要素です。 RBMK 原子炉の場合、容器の役割は次のとおりです。 たくさんの耐久性のあるパイプライン。その中にカセットが配置されます。 このようなパイプラインはテクノロジーチャネル（TC）と呼ばれ、コア内はジルコニウムで、直径88 mm、壁厚4 mmで、RBMK-1000には1661のテクノロジーチャネルがあります。
米。 1.14。 RBMK原子炉の燃料集合体
技術的チャネル (図 1.13 を参照) は、燃料集合体を収容し、冷却剤の流れを整理するように設計されています。
チャンネルボディは中間部と端部の溶接構造です。 中間部分チャンネルはジルコニウム合金製で、エンドキャップはステンレス鋼製です。 これらはスチールとジルコニウムのアダプターによって相互接続されています。 チャネル本体は 23 年間問題なく動作できるように設計されていますが、必要に応じて、欠陥のあるチャネル本体を停止した反応器から取り外し、その場所に新しいものを取り付けることができます。
燃料カセットはチャネル内のハンガーに取り付けられており、これにより燃料カセットは炉心に保持され、REMを使用して原子炉を停止することなく使用済みカセットを交換することができます。 サスペンションには流路を密閉するストッパーが装備されています。
さらに、原子炉には制御チャネルと保護チャネルがあります。 それらには吸収ロッド、エネルギー放出制御センサーが含まれています。 黒鉛石積みの柱における制御チャネルの配置は、技術チャネルから独立しています。
グラファイトとチャネルの間の空間は、熱伝導率が高く、熱容量が低く、連鎖反応の過程に大きな影響を与えないガスで満たされています。 この観点から見ると、ヘリウムが最良のガスです。 ただし、抵抗が高いため、純粋な形ではなく、窒素との混合物で使用されます（公称電力レベル 80% のヘリウムと 20% の窒素では、より低い窒素電力ではさらに多くなり、公称 50% ではすでに純粋な窒素になる可能性があります）。
同時にグラファイトと酸素の接触が防止されます。 その酸化。 グラファイトスタック内の窒素とヘリウムの混合物は下から上に吹き込まれます。これは、技術チャネルの完全性を制御するという3番目の目標を達成するために行われます。 実際、TC が漏れると、石積みからの出口のガスの湿度とその温度が上昇します。
グラファイトからチャネルへの熱伝達を改善するために、ガスの移動中に一種の迷路が作成されます (図 1.15 を参照)。 高さ 20 mm の分割黒鉛リングをコアの中心の 5.35 m の部分のブロックの溝と穴に交互に配置します。 したがって、ガスは、グラファイト - リングカット - チャネル壁 - リングカット - グラファイトというスキームに従って移動します。
