ОСОБЕННОСТИ КОМПОНОВОЧНО-КОНСТРУКТИВНЫХ РЕШЕНИЙ АЭС

Возведение специальных защитных конструкций АЭС (реферат, составил - Галиновский И.)

ПРЕДИСЛОВИЕ

Альтернативы атомной энергетике в мире в ближайшие десятилетия нет. Синдром Чернобыля уходит в прошлое. Возобновился интерес к АЭС в европейских странах, в США, где по существу 30 лет назад был объявлен мораторий на сооружение атомных станций. Однако все это время не прекращалось строительство АЭС в Индии, Китае, Южной Корее, Японии и ряде других стран. Особое внимание в последние десятилетия уделяется вопросам безопасности. Большую роль в обеспечении безопасности АЭС отводится строительным конструкциям, среди которых обязательная двойная защитная оболочка, устройство для локализации расплава и ряд других. Именно строительные конструктивно-компоновочные решения обеспечивают защиту реакторной установки от внешних воздействий, в том числе экстремальных, а также защищают окружающую среду от возможных, хотя и маловероятных аварий на станции.

В настоящей работе обобщен опыт возведения защитных железобетонных конструкций в нашей стране и частично за рубежом. Основное внимание уделено наиболее ответственным конструктивным элементам. Отражены вопросы контроля качества, которые лежат в основе безопасности АЭС.

ВВЕДЕНИЕ

В начале 2008 г. в мире на АЭС действовало 439 ядерных энергоблоков (ЭБ) суммарной электрической мощностью 371 тыс. МВт. В стадии строительства находилось 43 энергоблока и планировалось еще 84.

Сегодня более 16% всей вырабатываемой в мире электроэнергии приходится на АЭС. В 16 странах доля электроэнергии, произведенной на атомных станциях, превышает 25%. Среди них Франция - 78%, Бельгия - 57%, Украина и Швеция - по 46%, Швейцария и Республика Корея - почти по 40%, Япония - 34,5%, Германия - 30%, Испания - 26%. В США боле 20% электроэнергии получают на АЭС, в России - около 16% [1].

Мировое производство электроэнергии, производимой на АЭС за период с 2000 по 2005 г., увеличилось на 5,8%, в то время как на тепловых и гидростанциях соответственно на 2,7% и 2,1% [2]. По мнению большинства аналитиков, в ближайшие десятилетия альтернативы ядерной энергетике нет. Относительная мощность АЭС в мире будет увеличиваться. По оценкам МАГАТЭ к 2020 г. предполагается строительство до 130 новых энергоблоков общей мощностью 430 ГВт.

Особенно впечатляет прогнозируемый рост мощности АЭС в странах Юго-Восточной Азии. В Китае сегодня 10 работающих энергоблоков, в стадии строительства и подготовки еще 22 ЭБ. Общая мощность АЭС к 2010 г. должна составить 20 тыс. МВт, а к середине XXI в. долю электроэнергии, производимой на АЭС, предполагается довести до 30% [3,4].

В Индии к 2010 г. будет работать 19 ЭБ общей мощностью более 14 000 МВт. До 2020 г. запланировано ввести еще столько же.

В Республике Корея сегодня функционирует 20 ЭБ и еще 6 находятся в стадии строительства. 39% электроэнергии вырабатывается АЭС. Предполагается, что к 2035 г. АЭС обеспечит 60% электроэнергии страны [5].

Серьезно рассматривают развитие атомной энергетики страны, не имеющие пока АЭС: Турция, Египет, Марокко, Нигерия, Чили, Бангладеш, Индонезия, Вьетнам, Таиланд, Австралия и др.

Ряд стран Западной Европы пересматривают свое негативное отношение к ядерной энергетике. Двадцатилетний период застоя в этой области, мораторий на строительство АЭС, вывод работающих станций из эксплуатации сменяется интересом к атомному направлению в развитии энергетики. Причин тому, помимо надежной и эффективной работы АЭС в мире, несколько. Среди них можно выделить экологическую и экономическую составляющие. Работа АЭС, в отличие от тепловой электростанции, почти не сопровождается выбросами парниковых газов. АЭС не нуждается в органическом топливе, стоимость которого растет, особенно нефти и газа. Кроме того, страны-экспортеры зависят от внешних поступлений, существует опасность прекращения поставок в случае каких-либо форс-мажорных обстоятельств.

Развитию атомной энергетики в Западной Европе, как и во всем мире, способствовал резкий скачок цен на нефть в 1973 г. Интенсивное строительство АЭС началось в США, Великобритании, Канаде, Германии, однако наиболее крупномасштабная программа строительства на Западе при участии государства была разработана и реализована только во Франции. Здесь последовательно совершенствовались и сооружались серии типовых АЭС с хорошо изученными реакторами PWR, сначала при мощности энергоблоков 900 МВт (эл), а затем 1300 МВт и 1500 МВт. Было построено 18 однотипных ЭБ по 900 МВт серии СР1, затем 10 ЭБ по 900 МВт серии СР2, далее 8 энергоблоков по 1300 МВТ серии Р4, затем 12 такой же мощности серии Р'4, а в конце 90-х г XX в. и начале XXI серия № 4 - энергоблоки мощностью 1500-1600 МВт. Если первоначально использовались технологии американской фирмы «Вестингауз», то в последние десятилетия АЭС сооружаются по собственным проектам.

Сегодня Франция - безусловный лидер в области атомного энергетического строительства. Синдром Чернобыля, охвативший страны Западной Европы после 1986 г., практически ее не коснулся. В период с 1987 по 1997 г. в стране введено в эксплуатацию 15 атомных энергоблоков. Благодаря атомной энергетике бедная энергетическими ресурсами страна обеспечила электроэнергией не только себя. Значительная часть электроэнергии экспортируется соседям.

Работы в этой области не прекращаются. В июне 2006 г. начаты подготовительные работы на площадке АЭС «Фламанвиль-3» мощностью 1600 МВт (в 1985 г. там введен в эксплуатацию первый, а в 1986 г. второй энергоблоки мощностью по 1330 МВт), и в конце 2007 г. в фундаментную плиту уложен первый куб бетона. Ввод в эксплуатацию этой самой современной АЭС намечен на начало 2012 г.

Головная АЭС с аналогичной реакторной установкой EPWR (European Pressur-ized-Water Reactor) мощностью 1630 МВт (крупнейшая в мире) сооружается в Финляндии - АЭС «Олкилуото-3». Тендер выиграл консорциум Framatome ANP - совместное предприятие французской компании Framatoma и германского концерна Simens AG.

Сегодня во Франции функционирует 59 энергоблоков АЭС общей мощностью 63 260 МВт, которые ежегодно вырабатывают 430 ТВт-ч электроэнергии [2].

В США — стране с наибольшей суммарной мощностью АЭС (107 энергоблоков мощностью более 100 тыс. МВт) последние 28 лет не был заказан ни один атомный энергоблок. Однако в последние годы работы в этой области активизировались. Президентом страны в 2007 г. заявлено, что массовое строительство АЭС в США возобновится в 2010 г. По базовому прогнозному сценарию мощность АЭС к 2030 г. достигнет 115 тыс. МВт. Фирма «Вестингауз» разработала проект унифицированного, повышенной безопасности энергоблока с новым реактором типа PWR-AP 1000 мощностью 1120 МВт со сроком службы 60 лет.

Все это время не прекращалась работа по совершенствованию реакторных систем, оборудования, организации и технологии строительства в Республике Корея, Японии. Впечатляют успехи корпорации «Тошиба», построившей только в Японии 22 ядерных энергоблока с кипящими реакторами BWR.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт введена в эксплуатацию в 1954 г. в СССР в г. Обнинске. Массовое строительство атомных электростанций в стране было начато в 60-х гг. прошлого века. Сооружались энергоблоки, главным образом с реакторами ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000. В 80-е гг. возведение АЭС было, по существу, поставлено на поток. Ежегодно в эксплуатацию вводилось 2-5 ЭБ суммарной мощностью до 5000 МВт.

В 1991 г. в СССР на 16 АЭС работало 49 ЭБ общей мощностью около 40 млн кВт. Практически все электростанции были построены в европейской части России и на Украине. С распадом СССР финансирование строительства АЭС почти не осуществлялось. Начатые объекты были законсервированы. В период до 2001 г. не был введен в эксплуатацию ни один атомный блок, а в последующие 5 лет только два с реакторами ВВЭР-1000, на Волгодонской (Ростовской) АЭС и на Калининской АЭС.

Сегодня атомная энергетика возрождается. Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса на 2007-2010 гг. и на перспективу до 2015 г.» (постановление Правительства РФ от 06.10.2006 г. № 605) предусматривается ускоренное строительство атомных электростанций, расширение применения атомной энергии в производстве электрической энергии.

Реализация программы позволит решить следующие задачи:

- стабильность производства электроэнергии;

- замещение углеводородов как ценного химического сырья и экспортного товара в топливном балансе страны;

- снижение техногенной нагрузки на окружающую среду, главным образом путем сокращения выбросов парниковых газов.

В соответствии с программой, наряду с продлением срока эксплуатации действующих энергоблоков, предусматривается достройка энергоблоков высокой степени готовности, а также строительство и ввод в эксплуатацию новых энергоблоков повышенной безопасности. Близки к завершению энергоблок № 2 на Волгодонской и № 4 на Калининской АЭС. Начинается сооружение новых типовых серийных блоков с реакторами ВВЭР мощностью до 1150 МВт на Нововоронежской АЭС-2, Ленинградской АЭС-2, Южно-Уральской АЭС и ряде др.

К окончанию срока реализации Программы на АЭС должны быть введены в эксплуатацию 10 новых энергоблоков общей мощностью 9800 МВт, а еще 10 блоков будут находиться в стадии строительства.

Прогнозируется и в дальнейшем значительный рост мощности АЭС. По оптимистическому сценарию к 2030 г. мощность АЭС составит более 25% мощности всех электростанций РФ. Предполагается построить примерно 26 новых энергоблоков АЭС.

Основное внимание в работе уделено наиболее распространенным в мире АЭС с водо-водяными реакторами под давлением (PWR, ВВЭР). Частично затрагиваются вопросы строительства АЭС с кипящими водо-водяными реакторами (BWR).

Литература к введению

1. Исаев А.Н. Современное состояние и тенденции развития ядерной энергетики мира // Атомная техника за рубежом, 2006. № 2. - С. 10.

2. Атомная техника за рубежом, 2008. № 3. - С. 4.

3. Энергетика за рубежом, 2008. Вып. 4. - С. 17.

4. Ядерная энергетика за рубежом в 2007-2008 гг. Состояние, проблемы, прогнозы. - М.: Атоминформ, 2008. Обзор / В.В. Кудинов, Г.В. Волков, И.Д. Соколова.

5. Атомная техника за рубежом, 2008. Вып. 10. - С. 33.

Глава 1. ОСОБЕННОСТИ КОМПОНОВОЧНО-КОНСТРУКТИВНЫХ РЕШЕНИЙ АЭС

1.1. Основные технологические системы и объекты АЭС

На АЭС в общем случае можно выделить ряд основных, подсобно-производственных и вспомогательных установок, систем, обеспечивающих ее функционирование, производство и выдачу потребителю электрической энергии при соблюдении радиационной и ядерной безопасности. Основные из них следующие:

- реакторная (парогенерирующая) установка; на АЭС с реакторами ВВЭР это реактор, оборудование петель первого контура и некоторое другое;

- турбинная (пароиспользующая) установка: турбоагрегат (турбина и генератор), конденсатор и другое тепломеханическое оборудование;

- системы, обеспечивающие безопасность работы реактора, включая установки надежного энерго- и водоснабжения;

- система газоочистки с вентиляционной трубой;

- система спецводоочистки;

- система переработки радиоактивных отходов и их хранения;

- система управления работой АЭС;

- система технического водоснабжения;

- система водоподготовки;

- электрическая часть, включая электрическое распределительное устройство;

- газовое хозяйство (компрессорная, азотно-кислородная станция, электролизная) и ряд других.

Также на АЭС предусматриваются помещения, здания санитарнобытового, административного, лабораторного назначения и другие.

Реакторная и турбинная установки являются основой энергоблока и размещаются в зданиях, которые называются соответственно реакторным и машинным (турбинным) отделениями, а вместе - главным корпусом. На площадке АЭС размещается, как правило, не менее двух энергоблоков, а перечисленные выше системы проектируются как моноблочные, обслуживающие только один энергоблок, полиблочные или общестанционные. В последнем случае они обеспечивают работу всех энергоблоков станции. Указанные системы размещаются в зданиях, которые связаны коммуникациями с главным(и) корпусом(ами), а при необходимости и между собой. Коммуникации прокладываются в подземных каналах, в галереях или на эстакадах. Для перехода персонала между зданиями, как правило, предусматриваются надземные галереи - переходные мостики, а иногда и подземные галереи.

Имеют место различные виды блокировок:

- две реакторные и турбинные установки - в одном здании;

- турбинные установки двух и более энергоблоков в одном здании - машинном отделении, а реакторные установки - каждая в своем здании;

- системы различного технологического назначения - в одном здании.

Возможны и другие схемы. Решение зависит от типа, мощности реактора

и технологической схемы АЭС, от количества энергоблоков на площадке, от постоянно трансформирующихся требований безопасности и ряда других причин. Блокируются в единый строительный объем и отдельные здания, составляющие комплекс АЭС.

Конструктивно-компоновочные решения комплекса объектов АЭС и отдельных зданий должны обеспечивать:

- надежное, бесперебойное энергоснабжение потребителей;

- условия для эксплуатации, ревизии, ремонта, монтажа и демонтажа оборудования;

- санитарно-гигиенические условия;

- радиационную и ядерную безопасность;

- пожарную безопасность;

- возможность реализации проекта, в том числе его архитектурноконструктивной части, на площадке современными доступными технологиями в оптимальные или заданные сроки;

----- высокие технико-экономические показатели АЭС, к числу которых в первую очередь относятся: удельные капиталовложения и объем строительно-монтажных работ (руб/кВт), себестоимость вырабатываемой энергии (руб/кВт-ч), срок окупаемости капиталовложений;

- возможность модернизации по завершении проектного срока службы или вывод из эксплуатации с консервацией или с полным демонтажем оборудования, зданий при восстановлении на площадке условий «природной лужайки».

Опыт проектирования, строительства, эксплуатации электростанций позволил в каждой из перечисленных выше групп ряд условий конкретизировать в достаточно строгие и четкие требования нормативных документов. Вместе с тем в каждой из групп многое носит характер рекомендаций и допускает вариативность решений.

Среди факторов, от которых зависит конструктивно-компоновочное решение, можно выделить следующие:

- тип реактора, особенности технологической схемы;

- количество и мощность устанавливаемых энергоблоков;

- габариты, особенности конструктивно-компоновочного решения основного оборудования, в первую очередь реактора, турбоагрегата, конденсатора и некоторых др.;

- технологические и строительные решения по обеспечению радиационной и ядерной безопасности;

-количество и структура эксплуатационных служб, объем служебных помещений;
- продолжительность и частота ремонтных периодов, перегрузок топлива, необходимость специальных помещений, площадок и грузоподъемных механизмов.

1.2. Обеспечение радиационной и ядерной безопасности АЭС

Радиационная и ядерная безопасность АЭС обеспечивается технологическими, а также конструктивно-компоновочными решениями.

Выделим некоторые из них:

1. Здания, сооружения и помещения в зависимости от воздействия на персонал радиационных факторов делятся на две зоны: зону контролируемого доступа (ЗКД) и зону свободного доступа (ЗСД). К ЗКД относятся производственные помещения, где осуществляется обращение с источниками излучения и возможно воздействие радиационных факторов на персонал группы А. Доступ в помещения ЗСР должен осуществляться через санпропускник (специальное санитарно-бытовое помещение с организацией дозиметрического контроля). К ЗСД относятся помещения, где при нормальной эксплуатации АС практически исключается воздействие на персонал радиационного фактора.

2. Помещения ЗКД в зависимости от степени возможного радиационного воздействия на персонал подразделяются на три категории:

- I категория - необслуживаемые помещения, условия эксплуатации которых и радиационная обстановка при работе АС на мощности не допускают пребывания в них персонала;

- II категория - периодически обслуживаемые помещения, в которых условия эксплуатации и радиационная обстановка при работе АС на мощности допускают ограниченное во времени пребывание в них персонала;

- III категория помещения постоянного пребывания персонала в течение всего рабочего времени.

Компоновка, наряду с конструктивными, санитарно-техническими и другими решениями, должна обеспечивать взаимную изоляцию этих помещений. Проход в необслуживаемые и периодически обслуживаемые помещения должен осуществляться через стационарные или временные саншлюзы.

3. В зоне строгого режима выделяется комплекс помещений, в объеме которых локализуются радиационные последствия возможных аварий (зона локализации аварий или гермозона). На АЭС с реакторами ВВЭР (PWR) это помещения реакторной установки (реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы и другое оборудование первого контура), а также ряда вспомогательных систем. Указанные помещения отделяются от других специальным ограждением. Наиболее известное решение - герметичная защитная оболочка. Вход и въезд в помещения локализации, в оболочку организуются через шлюз.

4. Компоновка здания или его части, как и конструктивное решение, должна учитывать класс безопасности располагаемых в нем элементов станции и, как следствие, категорию здания, соответствующие нагрузки, воздействия и их сочетание.

По влиянию элементов атомной станции на безопасность устанавливаются 4 класса безопасности. К наиболее важному классу относятся тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) и элементы АЭС, отказы которых являются исходными событиями запроектных аварий, приводящими при проектном функционировании систем безопасности к повреждению ТВЭЛ с превышением установленных для проектных аварий пределов.

Элементы класса 1, в частности реакторная установка, размещаются в зданиях I категории по условию ответственности за радиационную и ядерную безопасность и обеспечение функционирования в нем оборудования и систем.

Конструкции зданий и сооружений I категории рассчитываются с учетом следующих особых воздействий и их сочетаний:

- экстремальные ветровые и снеговые нагрузки повторяемостью 1 раз в 10 ООО лет;

- экстремальные температуры;

- ураганы, смерчи (торнадо), волны цунами;

- падение самолета массой до 20 т;

- воздушная ударная волна с давлением во фронте 10 кПа;

-максимальная проектная авария;

- максимальное расчетное землетрясение.

Указанные воздействия предопределяют выполнение внешней ограждающей конструкции помещений реакторной установки в виде защитной оболочки - последнего барьера на пути распространения радиоактивных веществ.

В современных решениях на АЭС водо-водяными реакторами под давлением оболочка выполняется обязательно двойной: внешняя - железобетонная цилиндрическая толщиной около 800 мм, внутренняя, рассчитанная на избыточное давление до 0,5 МПа, металлическая (цилиндрическая или сферическая) толщиной 40 45 мм или преднапряженная железобетонная толщиной до 1200 мм. Работы по оболочке в значительной степени определяют продолжительность строительства АЭС.

5. Оборудование, системы зоны контролируемого доступа компонуются в отдельных помещениях-боксах относительно небольшой площади с массивными ограждающими конструкциями. Такая схема позволяет осуществлять ремонт, замену оборудования при минимальных дозовых нагрузках на персонал.

1.3. Принципиальные компоновочные схемы АЭС

Основные функционально-технологические системы энергоблока АЭС компонуются в ряде обособленных зданий, важнейшие из которых следующие:

- реакторное отделение (здание реакторной установки);

- машинное отделение с этажерками деаэратора и электротехнических устройств (здание турбинной установки);

- здание электротехнических устройств и управления (щиты управления, измерительно-коммутационные системы, ЭВМ, трансформаторы и распредуст-ройства собственных нужд и др.);

- здание безопасности (насосы, баки запаса воды аварийного охлаждения реактора и др.);

- здание спецводоочистки;

- здание переработки и хранения радиоактивных отходов;

- здание вытяжного вентцентра с фильтрами (системами газоочистки);

- здание установок надежного энергопитания ответственных потребителей (дизель-генераторы);

- здание дезактивации и ремонта «грязного» оборудования;

- здание санитарно-бытовых помещений, в том числе санпропускники;

- здание насосной циркуляционного водоснабжения.

Отличительными особенностями перечисленных зданий среди объектов

АЭС являются:

- принадлежность к I категории по степени ответственности за радиационную и ядерную безопасность, кроме машинного отделения, санитарнобытового корпуса и здания циркуляционных насосов;

- принадлежность к I категории по сейсмостойкости, кроме машинного отделения, санитарно-бытового корпуса и здания циркуляционных насосов;

- наличие между зданиями следующих важных коммуникаций:

- ответственных за радиационную и ядерную безопасность: между реакторным отделением и зданиями систем управления и безопасности;

- ответственных за радиационную безопасность: короба к вытяжному вентиляционному центру с системами газоочистки; трубопроводы с радиоактивными жидкостями к зданию спецводоочистки, переработки радиоактивных отходов; транспортные пути к хранилищу отходов;

- ответственных за эффективную работу энергоблока: паропроводы и трубопроводы питательной воды между реакторным и машинным отделениями; водоводы от циркуляционной насосной к машинному отделению (к конденсатору).

С увеличением протяженности этих коммуникаций возрастает вероятность отказов, повреждений, в том числе от внешних воздействий. Снижается надежность, безопасность АЭС. Кроме того, увеличиваются объем строитель-но-монтажных работ, сметная стоимость, а также цена вырабатываемой электроэнергии;

- наличие в ряде перечисленных зданий помещений зоны контролируемого доступа, проход в которые должен осуществляться только через санпропускник, и помещений зоны свободного доступа;

- необходимость устройства между зданиями пешеходных мостиков для персонала (иногда сообщение осуществляется по подземным галереям).

Как правило, на энергоблок предусматривается не более одного санпропускника (иногда один санпропускник на 2-4 энергоблока), из которого должна быть обеспечена связь по мостикам с помещениями зон контролируемого доступа всех зданий, где эти зоны есть.

Указанное предопределяет целесообразность объединения (блокировку) ряда перечисленных зданий, а иногда и всех в единый строительный объем (сомкнутая компоновка). Разумеется, в этом случае появляется необходимость в той или иной внутренней перекомпоновке каждого из объединяемых зданий по сравнению с разомкнутым решением.

С увеличением степени блокировки сокращаются или исчезают коммуникации между зданиями, а значит, и вероятность их повреждения, в том числе и от внешних воздействий, что особенно важно в современных условиях. Кроме того, уменьшается расход материалов, конструкций, полуфабрикатов, снижается стоимость. К негативной стороне объединения можно отнести усложнение организации и технологии возведения здания.

Для современных АЭС характерна модульная предельно сомкнутая компоновка основных объектов. И в технологической, и в строительной части энергоблок проектируется как максимально автономный. Большинство подсобно-производственных и

вспомогательных систем, не говоря уже о системах безопасности, обслуживают только один энергоблок. Протяженность коммуникаций, от которых зависит радиационная и ядерная безопасность, сведена к минимуму.

Как правило, они прокладываются внутри зданий-блоков, вплотную примыкающих друг к другу (рис. 1.1-1.5, а).

Рис. 1.1. Компоновочная схема главного корпуса энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 (СССР, головной энергоблок мощностью 1000 МВт на Нововоронежской АЭС, 1980 г.): 1 - реакторное отделение; 2 - машинное отделение; 3 - этажерка деаэраторов; 4 - блоки систем безопасности, управления, спецводоочистки, газоочистки; 5 - вентиляционная труба; 6 - помещение баков аварийного запаса воды; 7 - переходные мостики в санитарно-бытовой корпус

На площадке обычно располагается два и более одинаковых зданий-энергоблоков. Общестанционными, как правило, являются открытое электрическое распределительное устройство, часть объектов технического водоснабжения, система водоподготовки, газовое хозяйство (азот, водород и др.) и некоторые другие. Однако есть примеры блокировки главного корпуса со зданием циркуляционных насосов и даже водоподготовки (рис. 1.2).

Традиционно в отечественной практике эти здания решались в сборном железобетоне или металлоконструкциях. В указанном примере они запроектированы в монолитном железобетоне, как и остальные блоки в составе главного корпуса.

Частично разблокированный модуль характерен для ряда зарубежных АЭС 70-80-х гг. XX в. В отдельных зданиях компоновались обычно электротехнические системы и системы управления (зона свободного доступа), санитарнобытовые помещения (зоны свободного и контролируемого доступа), а в некоторых случаях и системы спецводоочистки, переработки и хранения радиоактивных отходов. В этом случае между зданиями появляются пешеходные мостики для персонала и технологические коммуникации, прокладываемые на эстакадах или в подземных каналах {рис. 1.5, б, 1.6, 7.7).Частично разблокированный модуль характерен для ряда зарубежных АЭС 70-80-х гг. XX в. В отдельных зданиях компоновались обычно электротехнические системы и системы управления (зона свободного доступа), санитарно-бытовые помещения (зоны свободного и контролируемого доступа), а в некоторых случаях и системы спецводоочистки, переработки и хранения радиоактивных отходов. В этом случае между зданиями появляются пешеходные мостики для персонала и технологические коммуникации, прокладываемые на эстакадах или в подземных каналах (см.рис. 1.5, б, 1.6, 1.7).

Рис. 1.2. Компоновочная схема главного корпуса энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 (Китай, 2000 г.):
1 - реакторное отделение; 2 - машинное отделение; 3 - блок циркуляционных насосов и водо-подготовки; 4 - блок управления и электротехнических систем; 5 - санитарно-бытовой блок; 6 - блок вспомогательных систем: 6а - блок газоочистки, спецводоочистки и переработки радиоактивных отходов; 66 - блок дезактивации оборудования и ремонта; 7 - вентиляционная труба; 8 - хранилище радиоактивных отходов; 9 - блок систем безопасности; 10 - блок дизель-генераторов; 11 - транспортная эстакада

В некоторых решениях, как сомкнутых, так и частично разомкнутых, между реакторным и машинным отделениями предусмотрено некоторое расстояние. Объясняется эго различными геометрическими формами, архитектурно-конструктивными решениями зданий, а также необходимостью создать благоприятные условия в период строительства.

Особенностью некоторых зарубежных решений является блок топлива, примыкающий к реакторному отделению. Здесь, наряду с хранением кассет свежего топлива, размещается бассейн выдержки кассет с отработанным топливом. Последние транспортируются в бассейн через небольшие проемы в оболочке.

Как известно, отечественные решения предусматривают размещение бассейна в реакторном отделении рядом с шахтой реактора.

1.3. Принципиальные компоновочные схемы АЭС

Модульные компоновки обладают высокой степенью универсальности. На площадке может размещаться любое требуемое количество энергоблоков-модулей в соответствии с проектируемой мощностью АЭС. Меняться на разных площадках будут только вспомогательные, второстепенные по стоимости, трудозатратам, влиянию на безопасность системы, здания.

В 60-80 гг. XX в. получили распространение библочные решения. Главный корпус проектировался для размещения двух энергоблоков.

При индивидуальных системах безопасности для каждой реакторной установки предусматривался один

спецкорпус с общей на два блока системой спецводоочистки, переработки радиоактивных отходов, общим хранилищем отходов, системой дезактивации оборудования, ремонтной мастерской. Также проектировался один санитарнобытовой блок. На ряде АЭС в одном здании машинного отделения скомпонованы турбинные установки обоих энергоблоков (рис. 1.8-1.10).

Рис. 1.3. Компоновочная схема главного корпуса энергоблока АЭС с реактором PWR мощностью 1300 МВт (Франция, проект Р'4, 80-е гг. XX в.):
1 - реакторное отделение; 2 - машинное отделение; 3 - блок электротехнических устройств и управления; 4 - блок лифтов и лестничная клетка; 5 - блок систем аварийного энергопитания (дизель-генераторы); б - санитарнобытовой блок; 7 - блоки систем безопасности, систем спецводоочистки, хранилище радиоактивных отходов и др.; 8 - блок свежего и хранения отработанного топлива; 9 - помещение бака запаса воды

Такое решение позволяет сократить количество единиц вспомогательного оборудования, расход материалов, конструкций, снизить стоимость, однако не отвечает современным требованиям, одно из положений которых связано с
необходимостью обеспечить максимальную автономность блока, возможность его функционирования при отказах и авариях в системах соседних.

Можно вспомнить событие 1986 г. на Чернобыльской АЭС с реактором РБМК. Авария реакторной установки №4 в библочном главном корпусе с общим машинным отделением привела к выходу из строя на длительное время и смежного энергоблока № 3. Энергоблоки № 1 и № 2, расположенные в соседнем здании, не пострадали.

Библочная компоновка не универсальна. На площадке можно разместить лишь четное число энергоблоков. Как и в случае моноблока-модуля, библочный главный корпус может быть решен по сомкнутой или разомкнутой схеме.

Сомкнутая библочная компоновка характерна для первых отечественных АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (рис. 1.8). Между защитными оболочками реакторных установок размещены помещения индивидуальных систем управления и безопасности, а также общий спецкорпус. В общем машинном отделении установлены все турбоагрегаты и соответственное тепломеханическое оборудование. Отдельно стоящее здание санитарно-бы-тового корпуса связано с главным корпусом переходным мостиком.

Аналогичное решение имело место на ряде зарубежных АЭС (рис. 1.9).

Рис. 1.4. Главный корпус энергоблока АЭС мощностью 1300 МВт с реактором PWR (совместный проект Франции и ФРГ, 90-е гг. XX в.):
а - компоновочная схема; б - общий вид; 1 - реакторное отделение; 2 - машинное отделение; 5 - блоки систем безопасности; 4 - блок вспомогательных систем (спецводоочистка и др.); 5 - блок топлива; 6 - блок дизель-генераторов; 7 - санитарно-бытовой блок; 8 - блок электротехнических систем

Проектное решение библочного главного корпуса АЭС с двумя реакторами ВВЭР-440 характеризуется достаточно высокой степенью разомкнутости входящих в него объектов, что создает благоприятные условия для его возведения, однако сопровождается увеличением протяженности коммуникаций и площади застройки (рис. 1.10).

Каждая реакторная установка размещается внутри защитной оболочки, вокруг которой в круговой обстройке скомпонованы индивидуальные системы управления и безопасности. Двублочным запроектирован спецкорпус, который состоит из блока санитарно-бытовых помещений (санпропускник), блока спецводоочистки и хранилища отходов. В одном машинном отделении размещены все четыре турбоагрегата по 220 МВт и тепломеханическое оборудование. Здания связаны пешеходно-коммуникационными галереями. Проход в контролируемую зону реакторного отделения - через санпропускник в спецкорпусе, в свободную зону обстройки реакторного отделения - по мостику из машинного отделения.

1.3. Принципиальные компоновочные схемы АЭС

По схеме с неполным модулем решена отечественная АЭС мощностью 4000 МВт с реакторами ВВЭР-1000 (унифицированный проект). Основные объекты АЭС - 4 главных корпуса-модуля (рис. 1.11). Каждый модуль включает машинное отделение с этажерками деаэратора и электротехнических устройств и реакторное отделение с реакторной установкой внутри защитной оболочки, а также системами безопасности, управления в обстройке вокруг оболочки и в цокольной части здания.

Общестанционным, на 4 энергоблока, запроектирован спецкорпус, включающий блок центральных ремонтных мастерских (ЦРМ) зоны (контролируемого доступа строгого режима), санитарно-бытовой блок (санпропускник) со спецпрачечной и блок спецводоочистки.

В блоке ЦРМ помимо ремонтных предусмотрены следующие помещения, участки: хранения, наладки и ревизии оборудования, дезактивации оборудования (перед ремонтом), узел свежего топлива, станция по зарядке аккумуляторов, лаборатория металлов, приточный и вытяжной вентцентры и другие.

Рис. 1.11. Компоновочная схема основных объектов четырехблочной АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (унифицированный проект, Запорожская АЭС, Балаковская АЭС):1 - реакторное отделение: 1а - блок реакторной установки в защитной оболочке;
16 - блок-обстройка (система безопасности, электротехнические системы, щиты управления и др.); 2 - машинное отделение с этажерками деаэратора и электроустройств; 3 - дизель-генераторная; 4 - спецкорпус: 4а - блок спецводоочистки;
46 - санитарно-бытовой блок (санпропускник); 4в - блок «грязных» мастерских;
5 - здание переработки и хранения радиоактивных отходов; 6 - вентиляционная труба спецкорпуса и здания переработки (трубы реакторных отделений установлении на покрытии обстройки)

В блоке спецводоочистки располагаются системы очистки жидких радиоактивных сред, переработки и хранения радиоактивных отходов, узел битумирования (отверждения отходов), узел хранения реагентов, водно-радиохимическая лаборатория, приточный и вытяжной вентцентры, щит управления и др.

Блоки ЦРМ, санитарно-бытовой и спецводоочистки функционально и конструктивно разнородны, однако запроектированы и реализованы в сомкнутой компоновке. Есть и разомкнутые решения - три рядом стоящих самостоятельных здания.

Спецкорпус связан транспортно-пешеходно-коммуникационной галереей с каждым главным корпусом.

К недостаткам такой компоновки в первую очередь следует отнести растянутость коммуникаций, особенно трубопроводов с радиоактивными средами. Разрушение связующей здания галереи приведет к остановке всей АЭС. Большое расстояние разделяет санпропускники от рабочих мест. Кроме того, схема не универсальна по отношению к количеству блоков, размещаемых на площадке, при одном, двух или трех энергоблоках необходимо новое решение спец-корпуса.

Во всех без исключения решениях наиболее конструктивно сложным, материалоемким и трудоемким является реакторное отделение и особенно его зона локализации аварии — защитная оболочка и конструкции внутри нее.

Ихменно эта часть комплекса АЭС определяет продолжительность строительства. Именно здесь сосредоточены усилия проектировщиков и строителей, направленные на сокращение объемов СМР, совершенствование технологий возведения, уменьшение сроков.

1.4. Защитные конструкции и объемы работ на АЭС

К защитным относятся конструкции, которые помимо обычных ограждающих и несущих функций выполняют роль защиты от ионизирующих излучений - нейтронов (вблизи корпуса реактора) и гамма- квантов-фотонов гамма-излучения.

В таких конструкциях выполняют помещения, здания зоны контролируемого доступа, где возможно воздействие на персонал радиационных факторов. Это в первую очередь реакторное отделение, здания спецводоочисток, переработки и хранения радиоактивных отходов, дезактивации и ремонта «грязного» оборудования.

Основным материалом защитных конструкций является обычный железобетон плотностью до 2500 кг/м’. В отдельных местах используются специальные защитные бетоны. К ним относятся особо тяжелые, плотностью обычно до 4400 кг/м’, и гидратные плотностью 2300-2400 кг/м’ с повышенным содержанием химически связанной воды.

Характерными особенностями железобетонных защитных конструкций являются:

- значительная толщина, для отдельных элементов до 2000 мм;

- насыщенность строительными и технологическими закладными элементами, проходками, в том числе с повышенными требованиями к точности установки;

- высокая степень армирования, до 250 кг/м'’ и более, особенно для конструкций зданий и сооружений I категории, которые рассчитываются на особые воздействия и их сочетания;

- необходимость для многих стен, перекрытий, других элементов герметизирующей стальной облицовки поверхности;

- сложная геометрическая форма ряда конструкций, к которым в первую очередь относятся защитная оболочка, шахта реактора и др.;

- отсутствие архитектурно-строительной регулярности в решениях основных зданий, блоков АЭС, что имеет место для большинства объектов производственного назначения;

- высокие требования к качеству производства работ (к плотности и однородности бетона в конструкции; к поверхности бетона, по которой наносится спецпокрытие; к герметичности стальной облицовки); особенно это касается труднодоступных участков, а также элементов, ремонт которых связан с высокими дозовыми нагрузками на персонал.

Объем бетона в специальных защитных конструкциях только реакторного отделения энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 (унифицированный проект) составляет 97,5 тыс. м3, арматуры, металлопроката и спецметаллоконструкций, включая облицовку, - 21 500 т, в том числе в гермозоне, включая оболочку и опорную плиту, соответственно 33,45 тыс. м3 и 8780 т, т.е. более 260 кг металла на 1 м ’ бетона. В отдельных стенах и перекрытиях насыщенность арматурой и закладными в бетоне достигает 350 кг/м3 и более (табл. 1.1) [1].

По данным ОАО «Атомэнергопроект», в гермозоне АЭС последнего поколения содержание арматуры в железобетонных конструкциях составляет 150-250 кг/м3, достигая в отдельных элементах с учетом закладных и облицовки 400 кг/м3. Закладные детали составляют 27% от площади стен и перекрытий, в том числе 18% полосовые и 9% трубные (проходки). Удельная масса закладных 15-20 кг на 1 м3 конструкции (табл. 1.2). О степени насыщенности арматурой можно судить по рис. 1.12.

К наиболее ответственным специальным конструкциям относится защитная оболочка. Защитная оболочка - это ограждающая конструкция, внутри которой компонуется реакторная установка, и ряд других систем. Оболочка является последним барьером безопасности на пути распространения в окружающую среду радиоактивных продуктов при авариях, в том числе при наиболее тяжелых авариях, связанных с разрывом трубопроводов первого контура (на АЭС с реакторами ВВЭР, PWR) или паро-водяных коммуникаций (на АЭС с кипящими реакторами BWR). Кроме того, оболочка защищает реакторную установку от внешних воздействий.

Таблица 1.1

Объемы работ по специальным железобетонным конструкциям реакторного отделения энергоблока АЭС с ВВЭР-1000 (унифицированный проект)

Компоновочно-конструктивные решения, форма, размеры оболочек зависят от ряда факторов, среди которых, в общем случае, можно выделить следующие:

- тип, мощность реактора;

- технологическая схема АЭС (одно- или двухкоитурная);

- способ снижения давления внутри оболочки при авариях (спринклерная система, бассейн-барботер, ледовый конденсатор);

- требования по безопасности национальных органов и МАГАТЭ.

На практике на АЭС с водо-водяными реакторами под давлением получили распространение следующие решения:

• Одинарные железобетонные преднапряженные цилиндрические оболочки с пологим сферическим или эллипсоидным куполом (и карнизной частью), а также с полусферическим куполом. Диаметр при мощности реактора 900-10 00 МВт - 40 45 м, высота 60-70 м, толщина до 2000 мм. Изнутри оболочка в большинстве случаев имеет стальную герметизирующую облицовку.

Решение характерно для французских АЭС 70-х - начала 80-х гг. прошлого века, целого ряда АЭС США, АЭС с реакторами ВВЭР-1000 в нашей стране. Такие же оболочки предусмотрены на достраиваемых в настоящее время энергоблоках Волгодонской, Калининской и Балаковской АЭС (рис. 1.13,

1.14. а).

• Двойные (двухбарьерные) цилиндрические железобетонные оболочки с пологим сферическим или полусферическим куполом (внешняя оболочка) на общей железобетонной фундаментной гшите. Решения и размеры внутренней оболочки аналогичны одинарной. Наружная оболочка рассчитывается на внешние воздействия, выполняется без преднапряжения и имеет толщину 500-800 мм при диаметре до 55 м и высоте до 80 м (мощность ректора 900-1500 МВт). Основное назначение внутренней оболочки - удержать радиоактивные парогазовые и аэрозольные продукты аварии при расчетном давлении (в зависимости от особенностей АЭС до 0,4-0,5 МПа). Ширина воздушного зазора между оболочками 1,5-2,0 м. В зазоре системой вентиляции поддерживается давление ниже атмосферного. Здесь собираются и отводятся на фильтры газовые протечки из внутренней оболочки. Решения появились в конце 70-х гг. XX в. и реализованы на десятках энергоблоков в США, Франции
и других странах. Сегодня во вновь сооружаемых АЭС типа ВВЭР размещение реакторной установки в двойной железобетонной защитной оболочке является обязательным (рис.1.14, б-г, 1.15).

Объемы работ по гермозоне реакторного отделения АЭС с реактором ВВЭР-1000 последнего поколения (АЭС «Кудам-Кулам», Индия)

1.4. Защитные конструкции и объемы работ на АЭС

На ряде АЭС во Франции и, в частности, на головной с энергоблоками 1330 МВт АЭС «Палюэль» (в эксплуатации с 1984 г.) внутренняя оболочка выполнена без облицовки (см. рис. 1.14, б, в). Объяснялось это следующими причинами:

- преднапряженный бетон внутренней оболочки при тщательном производстве работ по укладке и уплотнению достаточно надежный барьер на пути распространения парогазовой смеси при авариях; конденсация паровой составляющей в порах бетона препятствует выходу радиоактивных газов, что подтверждено экспериментами;

- и при наличии облицовки велики протечки через шлюзы, технологические проходы, сварные соединения облицовки;

- протечки газов из внутренней оболочки собираются и отводятся на фильтры;

- снижаются стоимость, трудозатраты на возведение.

Однако при отсутствии облицовки усложняются работы по установке соосных технологических проходок в цилиндрических частях оболочек. Более сложными и трудоемкими становятся работы по возведению купольной части.

Внутренние железобетонные оболочки всех современных АЭС сооружаются с облицовкой.

• Двойные оболочки из металла и железобетона. Внешняя - железобетонная цилиндрическая с полусферическим куполом. Диаметр и высота около 60 м, толщина 1,8-2,0 м (мощность реактора 1200-1300 МВт). Внутренняя -стальная сферическая диаметром до 55-60 м при толщине 30-40 мм. Нижняя часть сферы заделана в железобетонные конструкции фундаментной части. Решение характерно для ряда АЭС США и для всех АЭС Г ермании, построенных в конце 70-х, в 80-е гг. прошлого века (рис. 1.16).

Рис. 1.14. Железобетонные оболочки французских АЭС:
а - одинарная оболочка с металлической облицовкой; АЭС серий СР-1, СР-2; всего 28 энергоблоков мощностью по 900 МВт; 6, в - двойные оболочки без облицовки; АЭС серий Р4, Р4'; всего 20 энергоблоков мощностью по 1300 МВт; первые энергоблоки серии Р4 введены в 1984 г. на АЭС «Палюэль»; г - двойные оболочки с внутренней металлической облицовкой; первые энергоблоки серии № 4 мощностью 1400-1500 МВт введены в 1991 г. на АЭС «Шуз»

Рис. 1.15. Реакторные отделения с двойными защитными железобетонными оболочками:
а - АЭС последнего поколения с ВВЭР-1000 (Нововоронежская АЭС-3); б - АЭС по проекту № 4 (АЭС «Шуз», 1991 г., 1300 МВт, Франция); в - АЭС по проекту EPWR Франция - Германия (АЭС «Олкилуото-3», 1500 МВт, Финляндия); 1 - внешняя оболочка; 2 - внутренняя оболочка; 3 - реактор

Рис. 1.16. Схема реакторного отделения АЭС с реактором PWR с внутренней металлической сферической оболочкой и внешней железобетонной цилиндрической с полусферическим куполом:
1 — реактор; 2 - парогенератор; 3 - компенсатор объема; 4 - главный циркуляционный насос; 5 - бассейн выдержки тепловыделяющих сборок; 6 - защитные конструкции; 7 - транспортный шлюз; 8 - кран; 9 - металлическая сферическая оболочка; 10 - железобетонная оболочка

1.4. Защитные конструкции и объемы работ на АЭС

В США возводились АЭС и с внутренней цилиндрической стальной оболочкой, при полуэллиптическом днище и сферическом куполе. Диаметр и высота для мощных реакторов соответственно 40 46 м и 60-70 м.

Следует заметить, что разработанный в США и широко разрекламированный в конце 80-х гг. проект АЭС с реактором ALWR не предусматривал сооружение оболочки в ее классических конструктивных формах [2]. Система безопасности с барботажными баками не допускает значительного повышения давления при разрыве трубопроводов. Реакторное отделение решается в железобетоне в обычных геометрических формах. Конструкции здания при небольших пролетах помещений, массивных стенах и покрытии воспринимают внешние экстремальные воздействия.

Для АЭС с кипящими водо-водяными реакторами (BWR) характерна более простая одноконтурная технологическая схема. Отсутствуют крупногабаритные парогенераторы (2-4 на энергоблок), компенсатор объема, главные циркуляционные насосы. Давление в контуре только 7 МПа, в то время как на АЭС с PWR - 16 МПа. Современные решения, когда сепарационные устройства и циркуляционные насосы находятся в одном корпусе с реактором, внутри оболочки располагают практически только корпус. Несмотря на то что диаметр, высота реактора BWR в 1,5. ..1,6 раза больше, чем у PWR при эквивалент-

ной мощности, защитная оболочка имеет относительно небольшие размеры и в ряде последних решений превращается в своего рода страховочный корпус. В литературе укоренился термин «коитаймент» (containment), который часто употребляется также для крупных цилиндрических и сферических оболочек.

Еще одна отличительная особенность АЭС с BWR-система снижения давления при возможной аварии с использованием барботажных емкостей с водой (бассейн-барботер). Она более эффективна, чем спринклерная система на большинстве АЭС с PWR, но имеет свои недостатки при строительстве и эксплуатации. Барботажные емкости располагают в непосредственной близости от реактора, внутри оболочки страховочного корпуса.

Рассмотрим несколько характерных решений последней четверти XX, начала XXI в. На ряде первых с крупными энергоблоками АЭС США в 70-е гг. («Дрезден-2,3», энергоблоки 772 МВт, 1970, 1971 г.; «Браун Ферри-2»,

1065 МВт, 1974 г. и другие) реактор размещался в колбообразной стальной камере при диаметре в сферической части около 20 м с полусферической металлической крышкой (рис. 1.17). Реакторная камера окружалась бетоном биологической защиты и была соединена патрубками с нижерасположенной металлической торообразной камерой бассейна-барботера. Вся указанная система компоновалась внутри цилиндрической с полусферическим куполом железобетонной защитной оболочки [3].

1.4. Защитные конструкции и объемы работ на АЭС

В Германии построено несколько энергоблоков мощностью 650 -900 МВт с размещением реактора и бассейна-барботера внутри стальной сферической оболочки диаметром 27-30 м при толщине 16-30 мм (рис. 1.18). Оболочка компоновалась в здании - реакторном отделении, которое решалось в традиционных строительных формах. Массивные железобетонные стены, перекрытия и покрытие здания были рассчитаны на экстремальные воздействия, в числе которых падение самолета, взрывная волна и др.

В Германии имели место решения с расположением реактора и барбо-тажных емкостей в железобетонной преднапряженной цилиндрической оболочке диаметром 29 м с внутренней металлической облицовкой (рис. 1.19).

Похожая конструкция железобетонного преднапряженного контаймента реализована на ряде шведских станций: АЭС «Форс-Марк 1,2,3» мощностью 970—1160 МВт, 1980-1985 гг.; АЭС «Оскарсхам», 1160 МВт, 1985 г. (рис. 1.20) [4].

Контаймент японских АЭС «Кашивасаки-Карива», «Фукушима» (80-е гг., 1100 МВт) имеет в нижней части на высоту 12 м форму цилиндра внутренним диаметром 28 м, который выше переходит в усеченный конус диаметром 10 м вверху (рис. 1.21). Конструкция выполнена из преднапряженного железобетона толщиной около 2 м с герметирующей переменной толщины по высоте стальной облицовкой изнутри. Высота от верха фундаментной плиты - 48 м. Сверху стальная крышка, близкая по форме к полусфере. Бассейн-барботер находится внутри оболочки, занимая ее нижнюю цилиндрическую часть [5].

Рис. 1.21. Реакторное отделение при размещении реактора и бассейна-барботера в железобетонном преднапряженном страховочном корпусе-контайменте (АЭС «Кашивасаки-Карива-2;5» с реакторами BWR 1100 МВт,Япония, 1989-1990 гг.):
1 - реактор; 2 - преднапряженный железобетонный корпус с облицовкой; 3 - бассейн-барботер

Железобетонные защитные оболочки, рассчитываемые на повышенное давление при авариях, во избежание раскрытия трещин и утечки газообразных радиоактивных продуктов преднапрягают. Напрягаемые пучки арматурных канатов протягивают внутри трубчатых металлических или из полимерных материалов каналообразователей диаметром до 270 мм, заложенных в бетон. Для цилиндрических с куполом оболочек имеют место геликоидальная (спиралевидная) и ортогональная схемы расположения каналообразователей - пучков.

При геликоидальной схеме пучки в цилиндрической части оболочки располагаются по пересекающимся винтовым линиям с правым и левым заходом под углом около 45°. В верхней карнизной части пучки анкеруются, а в нижней части, в специальной кольцевой галерее, натягиваются. Достаточно проста в этом случае (сверху вниз) технология протягивания пучков в каналах.

Купольная часть обжимается пучками, которые располагаются в двух взаимно перпендикулярных направлениях. Анкеровка и натяжение осуществляются в карнизе. К недостаткам схемы следует отнести конструктивный узел карниза. Карнизная часть получается материалоемкой и трудоемкой при возведении.

1.4. Защитные конструкции и объемы работ на АЭС

Для большинства АЭС, построенных в последние десятилетия, характерна ортогональная схема преднапряжения.

Каналообразовагели для пучков в цилиндрической части оболочки располагаются в горизонтальном (кольцевом) и в вертикальном направлениях. Горизонтальные пучки анкеруются на специально предусмотренных пилястрах по всей высоте цилиндрической части оболочки. Количество пилястр по периметру - 3, 4 или 6. Угол охвата пучками цилиндра в различных решениях от 120° до 270°.

При пологой купольной части пучки купола анкеруются в карнизе, а вертикальные пучки цилиндра - в кольцевой галерее, расположенной в нижней части оболочки. При полусферическом куполе вертикальные в цилиндрической части U-образные пучки охватывают купол, одновременно обжимая в вертикальном направлении всю оболочку.

По проектам отечественных АЭС последнего поколения горизонтальные пучки с шагом по высоте 700 мм охватывают полукольцами цилиндр и с шагом 1300 мм - купол. Их натяжение осуществляется на две вертикальные пилястры, переходящие в купол, толщиной по оси 0,65 м и шириной 5,0 м. Анкеровка осуществляется поочередно, то на одной, то на другой пилястре. Каждый последующий пучок повернут относительно предыдущего на 180 градусов. Такая схема позволяет создать однородное обжатие (рис. 1.22).

По толщине цилиндра оболочки горизонтальные преднапрягаемые элементы располагаются в два ряда у наружной грани оболочки. Кольцевые пучки в куполе расположены в один ряд. Количество кольцевых арматурных пучков в цилиндре - 53 шт., в куполе - 15 шт.

Для вертикального преднапряжения используются U-образные пучки, которые охватывают оболочку во взаимно перпендикулярных направлениях, проходят через купол и анкеруются в нижней кольцевой галерее, в фундаментной части. Количество вертикальных арматурных пучков - 60 шт., шаг в кольцевом направлении - 3,0°. Привязка - 400 мм от внутренней поверхности оболочки.

Защитная оболочка является одним из наиболее ответственных в эксплуатации и трудоемких при строительстве конструктивных частей реакторного отделения. Работы по возведению оболочки часто лежат на критическом пути сетевого графика и определяют продолжительность строительства АЭС.

Из других специальных конструкций АЭС, относящихся к наиболее сложным и трудоемким при возведении, можно выделить шахту реактора, которая на АЭС с ВВЭР-1000 последнего поколения переходит в нижней части в шахту локализации кориума - расплава активной зоны при тяжелых авариях. Шахта имеет цилиндрическую форму с переменными по высоте толщиной стенки, а также внутренним и наружным диаметрами. Общая высота около 30 м. Шахта облицована нержавеющей сталью, пронизана технологическими

проходками, в том числе трубопроводами первого контура, системами охлаждения активной зоны реактора и другими. В шахте устанавливаются наиболее ответственные закладные технологического назначения, среди которых «корзина» системы локализации расплава, опорное кольцо «сухой» защиты, опорная и упорная фермы реактора и другое. Общий объем бетона, укладываемого в шахту, - более 900 м3.

О сложности геометрических форм стен и перекрытий помещений, примыкающих к шахте реактора, а также других в гермозоне реакторного отделения и, как следствие, трудоемкости их возведения можно судить по схемам на рис. 1.13-1.21.

Литература к главе 1

1. Обязательные технологические правила строительства атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000. - М; Атомэнергостройпроект, 1988. Т. 1.

2. Демидов А.П., Савченко В.А. Защитные оболочки реакторных отделений зарубежных АЭС // Энергетическое строительство за рубежом, 1989. № 5. - С. 2-7.

3. Nuclear news, 1972, v.l5, № 11, p.32; 1973, v. 16, № 6, p. 73.

4. ABB- Atom’s BWR 90 is based on experience with proven design features. Nuclear Engineering International, 1988, v. 33, №407, p. 40 44.

5. T. Kawahito, T. Seko. Aiming for cost reduction at Tepco’s Kashiwazaki-Kariwa BWR Nuclear Engineering International, 1984, v. 29, № 358, p. 39-43.

36