ЧАСТИНА 2. Об’єднані енергосистеми та енергоутворення

Головний корпус АЕС включає реакторне відділення, машинний зал, деаераторну етажерку й етажерку електротехнічних пристроїв, що примикає до машинного залу (мал. 4.3). У даний час використовується принцип модульної компоновки: кожен енергоблок розміщується в окремій будівлі (мал. 4.4), що забезпечує можливість поточного будівництва атомних електростанцій потужністю 4–6 млн. кВт. Реакторне відділення являє собою самостійний об'єм і складається з герметичної частини – оболонки і негерметичного оббудовування (мал. 4.5).

Захисна герметична оболонка водо-водяного енергетичного реактора – це циліндр з внутрішнім діаметром 45 м з куполоподібним верхом (перекриттям). Оболонка є заздалегідь напруженою монолітною залізобетонною конструкцією з металевим облицьовуванням всередині з вуглецевої сталі завтовшки 8 мм. Товщина стінки циліндра 1,20 м, куполу – 1,10 м. Відмітка куполу 66,55 м, об'єм робочого простору біля 70000 м3.

З погляду безпеки герметична оболонка є третім бар'єром, що захищає населення від наслідків аварії (першим бар'єром є оболонка тепловиділяючих елементів (твелів), другим – межа першого контура). У нормальному режимі роботи оболонка оберігає реактор і його контур охолоджування від зовнішніх дій і є захисним екраном від випромінювань активної зони реактора. В аномальних або аварійних умовах оболонка повинна знизити радіологічну дію в межах майданчика до допустимих доз опромінювання. Для зниження аварійного тиску пароповітряної суміші у разі розриву головного циркуляційного трубопроводу в приміщеннях герметичної оболонки використовуються спеціальні спринклерні системи. Враховуючи значення герметичної оболонки, перед пуском АЕС, під час першої зупинки реактора для завантаження паливом і потім раз на десять років проводять її випробування на механічну міцність і герметичність, піддаючи її внутрішньому надмірному тиску 0,46 МПа (1,15 від розрахункового).

Мал. 4.3. Поперечний розріз головного корпуса п’ятого енергоблоку Нововоронізької АЕС: 1 – реактор; 2 – компенсатор об’єму; 3 – вентиляційна установка; 4 – басейн перегрузки палива; 5 – транспортна шахта; 6 – круговий кран реакторного відділення; 7 – турбоагрегат; 8 – мостовий кран машинної зали; 9 – етажерка електропристрою

Мал. 4.4. Головний корпус уніфікованої АЕС з реактором ВВЕР 1000

Окрім цього, для здійснення контролю за станом оболонки в процесі експлуатації передбачена контрольно-вимірювальна апаратура (маятники, нитки з інвару, тензометри і термопари), датчики якої встановлені в бетонних конструкціях. Конструкції внутрішніх приміщень герметичного об'єму мають складну конфігурацію (мал. 4.6), а елементи приміщень виконані зі сталевих комірок заводського виготовлення, насичені технологічними проходами і закладними частинами, які виконують наступні функції: служать опорою для устаткування першого контура; розділяють різні петлі першого контура; оберігають герметичну оболонку від викидів струменів і уламків у разі аварії.

Мал. 4.5. Розрізи реакторного відділення АЕС з реактором ВВЕР 1000 за уніфікованим проектом: I – оболонка; II – оббудовування; 1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – головний циркуляційний насос; 4 – ємність системи аварійного охолодження активної зони; 5 – круговий кран

Ці конструкції з'єднуються разом ростверком реакторного відділення через шахту ядерного реактора.

Шахта реактора є конструкцією циліндричної форми (заввишки більше 14 м, внутрішнім діаметром 5,05 м, товщина стінок від 1,95 до 2,85 м), яка служить опорою для корпусу ядерного реактора, обмежує амплітуду його переміщень при аварії і забезпечує біологічний захист.

У герметичній оболонці розміщені системи, устаткування й трубопроводи теплоносія першого контура (тиск до 18 МПа, температура 325°С):

• реакторна установка, до складу якої входять ядерний реактор, парогенератори, головні циркуляційні насоси (ГЦН), компенсатор об'єму, місткості системи аварійного охолоджування зони (САОЗ) і трубопроводи зв'язку;

• система неохолоджуваного байпасного очищення теплоносія (СВО-1), що складається з високотемпературних механічних фільтрів і трубопроводів;

• система продувки-підживлення першого контура, що включає регенеративний теплообмінник продувки, доохолоджувач продувки і трубопроводи;

• система організованих протоків першого контура – охолоджувач протоків і трубопроводи (мал. 4.2).

Крім того, під оболонкою розміщені системи і устаткування, що забезпечують транспортно-технологічні операції і ревізію реактора. До них відносяться: басейн витримки і перевантаження ядерного палива, перевантажувальна машина, шахти ревізії і мокрого вивантаження внутрішньокорпусних пристроїв, шахта ревізії верхнього блоку реактора, машина і пультова система зовнішнього огляду корпусу реактора, вентиляційні системи, що підтримують необхідний температурний режим повітря під оболонкою.

Обслуговування основного устаткування реакторної установки здійснюється круговим краном вантажопідйомністю 320 т через отвори і люки перекриття. Контейнери з ядерним паливом і пристосування для ремонту і ревізії реактора доставляють всередину оболонки  через транспортний люк над залізничним в'їздом. Основний вхід обслуговуючого персоналу всередину оболонки організований через герметичний шлюз на відмітці 36,9 м. Для аварійного виходу персоналу передбачений герметичний шлюз на відмітці 19,34 м. Вертикальний транспорт здійснюється вантажопасажирським ліфтом вантажопідйомністю 500 кг. Мал. 4.6. Реакторне відділення п'ятого енергоблока Нововоронізької АЕС: 1 – реактор ВВЕР 1000; 2 – парогенератор ПГВ 1000; 3 – головний циркуляційний насос; 4 – головна запорна засувка; 5 – компенсатор об'єму; 6 – барботажний бак; 7 – бак для аварійного запасу розчину бору; 8 – перевантажувальна машина; 9 – головні паропроводи; 10 – круговий мостовий електричний кран; 11 – відцентровий вентилятор; 12 – вентиляційний короб; 13 – запасні штанги СУЗ; 14 – кришка над бетонною шахтою реактора; 15 – люк над головною запорною засувкою; 16 – майданчик обслуговування; 17 – основний шлюз; 18 – приміщення електриків; 19 – залізобетонна захисна оболонка

Оббудовування реакторного відділення вісесиметрично оточує герметичну оболонку і є в плані квадратом розміром 66×66 м. В оббудовуванні розміщені системи, устаткування і конструкції, що забезпечують безпеку енергоблока, планову і аварійну зупинку ядерного реактора.

Машинна зала і деаераторна установка. Ці приміщення торцями примикають до реакторного відділення (див. мал. 4.3, 4.4). Машинний зал в плані має розміри 127×45 м і висоту до низу ферм перекриття 33,5 м. У машинному залі встановлюється один турбоагрегат потужністю 1000 кВт і частина допоміжного устаткування – підігрівачі високого (ПВД) і низького (ПНД) тиску, бойлерні тощо. У деаераторній етажерці розміром 127×12 м, що примикає до машинного залу, розташовані решта допоміжного устаткування турбоагрегату, – турбоживильний насос, конденсатні, дренажні й мережеві насоси, пароежекторні установки, деаератори, кондиціонери, вентиляційне устаткування. Каркас машинного і деаераторного відділень – металевий. Устаткування машинного залу обслуговується двома мостовими кранами вантажопідйомністю 200/32 т й 15 т.

Допоміжні будівлі й споруди. До складу АЕС, окрім головного корпуса, входять допоміжні будівлі та споруди, що забезпечують надійну експлуатацію атомної електростанції, виробництво і видачу електроенергії.

Системи технічного водопостачання АЕС. Сучасні атомні станції, які широко використовують турбіни, що працюють на насиченій парі невисокого тиску, вимагають дуже великих витрат технічної води для охолоджування конденсаторів. Система охолоджування конденсаторів турбін залежить від конкретних кліматичних умов і наявності джерел водопостачання і аналогічна системам технічного водопостачання ТЕС. Найбільш широке застосування для систем водопостачання АЕС отримали ставки-охолоджувачі й градирні.

На будівництві енергоблоків Нововоронізької АЕС 2 (Росія)  

Встановлена сумарна електрична потужність енергоблоків Нововоронізької АЕС-2 складе 2300 МВт. Будівництво енергоблоку №1 планується закінчити у 2012 році, енергоблоку №2 – у 2013 році.
Нові енергоблоки Нововоронізької АЕС-2 будуть обладнані вдосконаленими реакторними установками типу ВВЕР-1000 проекту АЕС-2006, які забезпечуватимуть вищий рівень безпеки й економічної ефективності у порівнянні з діючими енергоблоками. Термін експлуатації реакторних установок складе 50–60 років.