Материал: Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции (1994 г., 5-е издание)

Рис. 12.4. Поперечный разрез по АЭС с РБМК-1000:

1 — конденсатный насос первого подъема; 2 — СПП; 3 — турбина; 4 — конденсатор; 5 — мостовой кран; 6 — ПНД; 7 — трубопроводный коридор; 8 — БРУ-К; 9 — блочный щит управления (БЩУ); 10 — подщитовое помещение; 11 — помещение распредустройства собственных нужд; 12 — помещение приточных вентиляторов реакторного отделения; 13 — общий вытяжной вентиляционный центр; 14 — помещение воздуховодов; 15 — кран обслуживания ГЦН; 16 — электропривод ГЦН; 17 — бассейн-барботер; 18 — помещение системы охлаждения железобетонных конструкций; 19 — помещение нижних водяных коммуникаций; 20 — раздаточные групповые коллекторы; 21 — помещение обслуживания РГК; 22 — пароводяные коммуникации (ПВК); 23 — барабаны-сепараторы; 24 — стальная выхлопная труба; 25 — стальная вентиляционная труба; 26 — мостовой кран; 27 — разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ); 28 — реактор; 29 — группы клапанов бассейна-барботера; 30

— помещение вспомогательных систем реакторного отделения

Рис. 12.5. Продольный разрез по реакторному отделению АЭС с РБМК-1000:

197

1 — помещение системы очистки гелия; 2 — транспортный коридор; 3 — помещение систем контроля герметичности оболочек твэлов (КГО) и контроля целостности технологических каналов (КЦТК); 4 — приточные вентиляторы реакторного отделения; 5 — разрузочно-загрузочная машина (РЗМ); 6 — реактор; 7 — подреакторное помещение; 8 — помещение системы охлаждения каналов СУЗ; 9 — бассейн-барботер; 10 — бассейн выдержки ТВС; 11 — транспортно-технологическая часть; 12 — помещение спецводоочисток; 13 — помещения установки подавления активности (УПАК); 14 — вентиляционная труба

Состав этих компоновок приведен достаточно подробно в подрисуночных подписях. Однако на их основе целесообразно сделать некоторые сопоставления для двух типов АЭС.

Сравнение рис. 12.3 и 12.4 показывает, что реактор ВВЭР-1000 позволяет выполнить АЭС в меньших строительных габаритах как в целом по станции, так и в отношении герметичных помещений.

Гидроаккумулирующие емкости (см. рис. 12.3) располагаются непосредственно в реакторном отделении. Для АЭС с РБМК (см. рис. 12.4) это сделать не удается из-за стеснения компоновки, поэтому они вынесены в отдельное помещение 30. В помещении 30 находятся также баки "грязного" конденсата, опорожнения и аварийного запаса воды.

Для АЭС с ВВЭР вентиляционная металлическая труба расположена на обстройке герметичной оболочки. В обстройке герметичной оболочки в ее разных углах расположено основное оборудование всех вспомогательных систем безопасности (см. рис. 7.11). Поэтому в случае падения на АЭС с воздуха больших предметов может быть выведена из строя только одна система с сохранением двух других в работоспособном состоянии.

Для АЭС с; РБМК-1000 металлическая вентиляционная труба, единая для обоих блоков, расположена на корпусе СВО. Рис. 12.5 представляет собой разрез по центру реактора на рис. 12.4.

Показанные на рис. 12.4 металлические выхлопные трубы имеют своим назначением выброс в атмосферу пара, который мог бы скопиться в помещении над барабанамисепараторами при аварийном разрыве одного из расположенных там трубопроводов. Количество этого пара невелико, радиоактивность его очень мала, и такой выброс допустим. Он необходим во избежание повышения давления в негерметичных помещениях и разрушения строительных конструкций.

Для АЭС с ВВЭР-1000 на избыточное давление 0,45 МПа при МПА рассчитана герметичная защитная оболочка выше отметки 13,0 (см. рис. 12.3).

Так как АЭС состоит обычно из нескольких блоков, то кроме БЩУ и РЩУ каждого блока на АЭС имеется также центральный щит управления (ЦЩУ), на котором размещены наглядные схемы и основные параметры работы всех блоков. С ЦЩУ осуществляется выдача электроэнергии в систему и распределение нагрузки между блоками.

Первоначально ЦЩУ располагали в главном здании первого блока. В настоящее время считается более правильным располагать ЦЩУ в самостоятельном здании, отдельно от главных корпусов блоков.

198

Важными для АЭС являются вопросы пожарной безопасности. Они учитываются не только при разработке генерального плана АЭС, но и при компоновке блоков АЭС, с обязательной установкой систем обнаружения и тушения пожаров. Автоматическое включение последней дублируется дистанционным ее включением со щитов управления:

сБЩУ для помещений блоков и с ЦЩУ для прочих помещений.

Сточки зрения пожарной безопасности при компоновке особое внимание уделяется установкам: маслохозяйства турбин и ГЦН (напорные маслопроводы выполняют из бесшовных труб повышенной прочности и с минимальным числом фланцевых соединений); водородного охлаждения электрогенераторов (ресиверы для хранения водорода размещают вне главного корпуса, на огражденной площадке, а выпуск водорода в атмосферу производят на высоте не менее 2 м над кровлей машзала); кабельных помещений; систем обеспечения безопасности. Строительные конструкции двух последних систем, так же как и помещений для регенерации и очистки масла, должны выполняться несгораемыми, с пределом огнестойкости не менее 1,5 ч. Еще более высокие требования по огнестойкости ограждения (не менее 2,5 ч) предъявляются к помещениям, в которых хранятся ядерное горючее и отвержденные жидкие радиоактивные отходы или находятся фильтры сорбции радиоактивных золей.

По электропитанию установки автоматического пожаротушения отнесены к первой категории.

12.5. О выводе оборудования АЭС из эксплуатации

АЭС рассчитывается на определенный срок эксплуатации, после этого срока возникает вопрос о выводе ее оборудования из эксплуатации. Так как основное оборудование АЭС в процессе его эксплуатации становится радиоактивным, то эти вопросы решаются достаточно сложно. Кроме оборудования, исчерпавшего свой ресурс, приходится осуществлять мероприятия для преждевременного вывода из эксплуатации аварийного оборудования, для которого восстановление его в эксплуатации оказывается слишком дорогим. При решении о прекращении работы оборудования АЭС приходится решать вопросы о дальнейшем использовании помещении, в которых это оборудование находилось, и о возможности использования для иных производств многочисленных и зачастую очень дорогих материалов.

К настоящему времени в мире насчитывается более ста реакторных установок, которые должны быть выведены из эксплуатации. К ним относятся как исследовательские, так и энергетические реакторы. В числе последних находятся первые реакторы, сооруженные в ряде стран, а также реакторы, претерпевшие столь серьезную аварию, что восстановление их в работе потребовало бы слишком значительного финансирования.

Все это побудило страны, имеющие развитую атомную энергетику, создавать специальные подразделения для выработки определенных технических решений по снятию с эксплуатации и по составлению соответствующих смет. Выяснилось, что стоимость снятия с эксплуатации не только близка к стоимости первоначального сооружения, но в ряде случаев превышает его. В связи с этим было решено определять

199

себестоимость электроэнергии на вновь проектируемой АЭС с учетом затрат на ее последующее выведение из эксплуатации. Примеров выведения атомных энергоблоков из эксплуатации можно привести много. Так, в США были выведены полностью первая ее АЭС "Шиппингпорт", а также АЭС "Энрико Ферми" и ряд других из числа первых АЭС этой страны. Решено было, например, не восстанавливать в эксплуатации один из недавно завершенных блоков АЭС "Три-Майл-Айленд" мощностью 975 МВт, на котором произошла широко известная авария. Предполагается использовать этот еще совершенно новый блок для проведения опытных работ по снятию из эксплуатации. В России прекращена работа первых двух блоков Нововоронежской АЭС и блока Белоярской АЭС. Пока демонтаж их оборудования еще не производится, они остановлены и доступ в их помещения запрещен.

Во всех странах составлены перечни АЭС, подлежащих выводу из эксплуатации. При проектировании новых АЭС следует учитывать при компоновке необходимость последующего их выведения из эксплуатации.

Г л а в а 1 3

ВЕНТИЛЯЦИОННЫЕ И ДЕЗАКТИВАЦИОННЫЕ УСТАНОВКИ АЭС

13.1. Назначение вентиляционных

идезактивационных установок

Всистеме любой АЭС неизбежна радиоактивность циркулирующих сред. Это происходит за счет проникновения в теплоноситель радиоактивных продуктов деления и за счет наведенной активности естественных примесей и продуктов коррозии, содержащихся в теплоносителе. Из табл. 13.1 следует, что из естественных примесей необходимо принимать во внимание только Na, дающий жесткое коротковолновое гаммаизлучение. Но в теплоносителе натрия очень мало, так как все потоки, влияющие на состав теплоносителя, проходят полное обессоливание. Из табл. 13.2 видно, что существенно больший вклад в радиоактивность теплоносителя вносят продукты коррозии. Растворимость их в воде мала, поэтому в основном они находятся во взвешенном состоянии с возможностью их отложения на элементах оборудования реакторных контуров. Отложения в активной зоне способствуют повышению температуры оболочек твэлов и снижению их коррозионной стойкости; отложения в теплообменных трубках парогенераторов снижают коэффициент теплопередачи и паропроизводительность установки; отложения затрудняют ремонт ГЦН в связи с ухудшением радиационной обстановки.

Газообразные радиоактивные продукты могут ухудшить радиационную обстановку в помещениях АЭС и за ее пределами.

Из сказанного можно сделать вывод о следующих задачах, решаемых вентиляционными и дезактивацирнными установками: поддержание нормальной радиационной обстановки как в помещениях АЭС, так и за ее пределами; создание

200

условий для нормальной работы оборудования; обеспечение непревышения допустимых санитарных норм для работы обслуживающего персонала.

Вентиляционные и дезактивационные установки в ряде случаев действуют в составе единой системы. Так, для того чтобы обеспечить допустимые выбросы (ДВ) и предельно допустимые выбросы (ПДВ), представленные для среднесуточных значении в табл. 13.3 и для среднемесячных значений в табл. 13.4, необходима дезактивация "грязного" воздуха перед его поступлением из вентилируемых помещений в вентиляционную трубу и далее в атмосферу, как это показано, например, на рис. 13.1. Было бы правильней не давать примечаний табл. 13.3 и к табл. 13.4, а указать, что, если будет иметь место превышение норм, указанных в табл. 13.3 или в табл. 13.4, то необходимо немедленно установить причину этих превышений и принять меры к ее устранению вплоть до остановки реактора, если это необходимо.

Таблица 13.1. Характеристика радиоактивных нуклидов естественных

примесей воды реакторов

Продолжение табл. 13.1

201