Сергей Соловьёв - Валерий Легасов: Высвечено Чернобылем

Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции – М.: Высш. школа, 1978.

Характерным эпизодом в работах по ЛПА на ЧАЭС явилось изучение возможности падения горячих остатков реактора в бассейн-барботер с последующим паровым взрывом. Для предотвращения подобного исхода была организована связанная с большим риском откачка воды из помещений ББ.

БЭР, биологический эквивалент рентгена – внесистемная единица эквивалентной дозы (см. Доза эквивалентная) ионизирующего излучения .

ВВЭР,водо-водяной энергетический реактор – ядерный реактор на тепловых нейтронах , в котором в качестве замедлителя нейтронов и одновременно теплоносителя используется обычная вода. Благодаря тому, что вода является наиболее эффективным замедлителем нейтронов, полный объем активной зоны такого реактора (топливо + замедлитель + теплоноситель) оказывается минимальным по сравнению с объемами активных зон с другими замедлителями. Компактность активной зоны дает реактору такого типа целый ряд преимуществ, в том числе – возможность использования на морских судах. Малый объем активной зоны упрощает контроль и управление, сокращает строительные объемы.

Поскольку вода как замедлитель эффективна лишь в плотном, т. е. в жидком состоянии, то необходимым условием поддержания цепной ядерной реакции является предотвращение кипения воды. Это достигается созданием в реакторе высокого давления (отсюда англоязычное название для реакторов такого типа – реактор с водой под давлением, Pressurized Water Reactor, PWR ). Удержание высокого давления приводит к необходимости применения массивного прочно-плотного корпуса , сложного в изготовлении и транспортировке.

Тепловая схема АЭС с ВВЭР является двухконтурной . Первый контур – реакторный, предназначен для съема тепла в активной зоне. После выхода из активной зоны теплоноситель направляется в парогенераторы, где через теплопередающую поверхность, образованную множеством теплообменных труб, отдает тепло кипящей котловой воде второго контура. Второй контур – паросиловой, образован потоками пара и турбинного конденсата.

Реактор ВВЭР-1000: Разрез (а) со схемой движения теплоносителя и общий вид (б).

1. Патрубки с приводами органов регулирования

2. Шпильки крепления верхнего блока к корпусу.

3. Верхний блок с крышкой

4. Корпус реактора.

5. Внутрикорпусная шахта

6. Разделитель входящего и выходящего потоков теплоносителя

7. Выгородка активной зоны 8, 9 Тепловыделяющие сборки активной зоны.

ВВЭР/PWR – самый распространенный тип реакторов в современной атомной энергетике.

Лит.: Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002; История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 2. История ВВЭР. М.: ИздАТ, 2002; АЭС с реактором типа ВВЭР-1000: от физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С.А. Андрушечко, А.М. Афронов, Б.Ю. Васильев [и др.]. Логос, 2010.

ВНИПИЭТ, Всесоюзный научно-исследовательский и проектный институт энергетической технологии – предприятие-разработчик проектов предприятий ядерного оружейного комплекса и атомной энергетики и промышленности, подведомственных Министерству среднего машиностроения СССР. Проект предприятия (промышленного объекта) отличается от проекта отдельного сколь угодно сложного технического устройства (в частности, ядерного реактора) тем, что должен содержать проектные решения по всему производственному циклу, включая выбор серийно выпускаемого оборудования, по размещению оборудования, прокладке трубопроводов и кабелей, а также помимо технологических решений должен содержать архитектурно-строительные решения.

ВНИПИЭТ явился разработчиком проектов Первой в мире АЭС в г. Обнинске, Ленинградской АЭС, а также проектов реакторных отделений энергоблоков №№ 1 и 2 Чернобыльской АЭС.

В 2014 г. был объединен с Санкт-Петербургским «Атомэнергопроектом», занимавшимся разработкой проектов гражданских объектов – тепловых и атомных электростанций. Объединенное предприятие получило наименование АО «Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий “АТОМПРОЕКТ”».

Водоносные слои,водоносные горизонты – геологические образования, пласты из осадочных горных пород с пористой водопроницаемой структурой (песок, гравий и т. п.) и с горизонтальным или с близким к горизонтальному расположением. Обычно ограничены снизу и сверху водоупорными пластами – глиной и т. п. Служат накопителями подземных вод , которые могут быть извлечены на поверхность посредством скважин. Наличие ВС рассматривается как желательное условие при размещение объектов использования атомной энергии с перспективой применения в качестве основных или резервных источников водоснабжения; при этом размещение объектов непосредственно над ВС не допускается.

ВТГР,высокотемпературный газоохлаждаемый (гелиевый) реактор – энергетический ядерный реактор, где в качестве теплоносителя применяется гелий . Применение гелия как теплоносителя позволяет получить на выходе из реактора высокие температуры – до 1 тыс. °С – при относительно низких для таких температур значениях давления. При использовании такого реактора на АЭС могут быть получены высокие значения коэффициента полезного действия . ВТГР перспективен в качестве источника высокопотенциального тепла в химических – в т. ч. металлургических – производствах. Ядерное топливо в современных проектах ВТГР оформлено в виде малоразмерных – менее 1 мм – капсул, инкорпорированных в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ) , выполненных из графита и имеющих сферическую форму. Активная зона ВТГР представляет собой свободную засыпку шаровых ТВЭЛ в бетонном бункере (шахте). Объем активной зоны продувается потоком гелия, подаваемым вертикально снизу вверх. Структура и материальный состав активной зоны исключают возникновение аварий, связанных как с неуправляемым разгоном мощности, так и с ухудшением теплоотвода.

В настоящее время реакторы типа ВТГР существуют в единичных экземплярах в качестве опытных образцов.

Лит.: Гребенник В.Н., Кухаркин Н.Е., Пономарев-Степной Н.Н. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы – инновационное направление развития атомной энергетики. М.: Энергоатомиздат, 2008.

Выбег(турбогенератора) – режим работы электрического генератора переменного тока, приводимого в действие паровой турбиной, когда подача пара на турбину прекращена, генератор отключен от внешней электрической сети, и вращение турбины вместе со связанным с ней генератором происходит по инерции. Частота вращения при этом непрерывно уменьшается вплоть до останова. Турбогенератор, работающий в режиме В., некоторыми специалистами рассматривался как источник электроснабжения собственных нужд энергоблока АЭС при аварийной потере внешнего электроснабжения, в т. ч. для организации расхолаживания . На энергоблоке № 4 ЧАЭС в ночь на 26 апреля 1986 года выполнялся электротехнический эксперимент с В. турбогенератора с нагрузкой собственных нужд . В записях Легасова про этот эксперимент неверно указано, что это был свободный В. Свободным В. турбогенератора является тогда, когда тот отключен не только от внешней энергосистемы, но и от потребителей на самой станции.