Первый и второй энергоблоки представляют собой малую серию АЭС с реакторами ВВЭР-1000 с отдельно стоящими реакторными отделениями, соединенные общим машинным залом.
Реакторное отделение первого и второго энергоблоков – это 76-ти метровые герметические сооружения цилиндрической формы со сферическим куполом, построенные на бетонном основании. Защитная оболочка выполнена из предварительно напряженного железобетона.
Третий энергоблок сооружен по серийному проекту АЭС ВВЭР-1000 и представляет собой моноблок. В главный корпус энергоблока входит реакторное отделение, состоящее из герметичной оболочки, расположенной вокруг нее обстройки, которая разделена на зоны «строгого» и «свободного» режима и примыкающих машинного зала, пристройки электротехнических устройств, деаэраторного отделения, специального корпуса и др.
В реакторных отделениях размещены: реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы, компенсатор давления, трубопроводы главного циркуляционного контура, емкости системы аварийного расхолаживания, перегрузочная машина, бассейны выдержки и перегрузки, другое технологическое оборудование. Управление всеми системами реакторного отделения производится с блочного щита управления.
В объединенном машинном зале первого и второго энергоблоков расположены 2 турбогенератора. Его компоновка предусматривает продольное расположение основного оборудования. На различных отметках машинного зала размещены системы обеспечения работы турбины и генератора, насосное оборудование, системы охлаждения и смазки, сепараторы-пароперегреватели, вспомогательное оборудование.
Машинный зал третьего энергоблока содержит турбогенератор, а также оборудование и трубопроводы вспомогательных технологических систем второго контура.
На Южно-Украинской атомной электростанции в числе основных зданий и сооружений имеется два специальных корпуса – технологических помещений, предназначенных для работы с источниками ионизирующего излучения. Они оснащены специальным оборудованием. В блоке спецводоочистки производится очистка воды технологических систем. При этом очищенная вода вновь возвращается в цикл и используется для подпитки основных технологических контуров.
На площадке ЮУАЭС отдельно размещаются: дизель-генераторная станция, корпус газового хозяйства, пусковая котельная с дымовой трубой, блочная насосная станция, хранилище слабоактивных твердых отходов, технологические трубопроводы на эстакадах, объединенное маслохозяйство, открытое распределительное устройство, подводящий и отводящий каналы, административный и лабораторно-бытовые корпуса, столовая и др. АЭС имеет железнодорожные пути и автомобильные дороги.
На ЮУ АЭС эксплуатируется 3 энергетических блока. В составе блока: реактор ВВЭР-1000, турбина К-1000-60, генератор ТВВ-1000, парогенераторы ПГВ-1000, главные циркуляционные насосы, компенсатор давления, трубопроводы главного циркуляционного контура, емкости системы аварийного расхолаживания, перегрузочная машина, бассейны выдержки и перегрузки, другое технологическое оборудование.
Рис. Принципиальная тепловая схема АЭС
- система управления и защиты реактора
- главный циркуляционный насос
- корпус реактора
- парогенератор
- активная зона реактора с топливом
- турбина
- генератор
- питательный насос
- конденсатор
- циркуляционный насос
- пруд-охладитель
- защитная оболочка
- пар
- трансформатор
- линии электропередач
Тепловая схема станции – двухконтурная.
Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР-1000 и 4 циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос(2), парогенератор(4), главные циркуляционные трубопроводы. К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды.
Реактор ВВЭР-1000 – водо-водяной энергетический реактор корпусного типа, с водой под давлением. Термин "водо-водяной" означает, что замедлителем нейтронов и теплоносителем, отводящим выделяющееся в реакторе тепло, служит обессоленная борированная вода.
В корпусе реактора(3) находится активная зона(5), расположены конструктивные элементы для организации потока теплоносителя и органы управления реактивностью(1). В качестве топлива используется слабообогащенная двуокись урана.
Трубопроводы циркуляционных петель присоединены к входным и выходным патрубкам корпуса реактора(3). Через нижние входные патрубки вода поступает внутрь корпуса реактора, затем проходит снизу вверх через активную зону, отводя тепло от тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), и через верхние выходные патрубки подается в парогенераторы(4). Температура воды на входе в реактор 288ºС, на выходе 320ºС, давление воды в первом контуре – 160 кгс/см2. Расход воды через активную зону создается главными циркуляционными насосами(2) и составляет 80 000 м3/ч, объем воды первого контура – 360 м3. Основной конструктивный материал первого контура - нержавеющая сталь.
Активная зона реактора собрана из 163 шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС). В каждой ТВС находятся объединенные в пучок и зафиксированные дистанционными решетками 312 тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) стержневого типа с покрытием из циркониевого сплава (неделящийся материал). Сердечник ТВЭЛа состоит из топлива в виде таблеток из спеченной двуокиси урана UO2. Диаметр топливной таблетки – 7,53 мм. Герметичная оболочка ТВЭЛа обеспечивает сохранение его геометрической формы и механической прочности, предотвращает загрязнение теплоносителя продуктами деления и препятствует коррозии. Диаметр ТВЭЛов – 9,1 мм.
Перегрузка активной зоны производится на остановленном реакторе, дистанционно, под слоем воды, специальной перегрузочной машиной. Извлеченные отработанные ТВС устанавливаются в бассейне выдержки на 3-5 лет для снятия остаточного тепловыделения и снижения радиационной активности ТВЭЛов. Ежегодно осуществляется частичная (около 1/3) выгрузка рабочих ТВС из реактора и догрузка таким же количеством свежих топливных сборок.
Оборудование первого контура находится в герметичной части оболочки, выполненной из предварительно напряженного железобетона. При возможных аварийных разуплотнениях оборудования и трубопроводов реакторного отделения в герметичной оболочке локализуются все радиоактивные вещества, что исключает их попадание в окружающую среду.
Второй контур - нерадиоактивный. Он включает в себя 4 парогенератора(4), паропроводы, паровую турбину(6), генератор(7), сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы(8), трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенераторы являются общим оборудованием для первого и второго контуров. В них тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар (температурой 274ºC и давлением 60кгс/см2), вырабатываемый в парогенераторах, по паропроводу поступает на турбину(6), которая приводит во вращение ротор генератора(7), вырабатывающего электрический ток.
Охлаждение пара в конденсаторах турбины производится циркуляционной водой, подаваемой насосами(10), установленными на блочной насосной станции, связанной через подводящий канал с Ташлыкским прудом – охладителем(11). После конденсатора циркуляционная вода сбрасывается обратно в пруд-охладитель. Конденсат (охлажденный пар) с помощью питательного насоса(8) подается в парогенераторы(4). И далее процесс повторяется в замкнутом цикле.
Все основные процессы работы оборудования, включая и пусковые, автоматизированы. Обработанная информация о состоянии энергоблоков с вычислительного центра передается на мониторы, установленные на БЩУ, в виде основных параметров и рекомендаций по изменению режима.
Процесс регулирования мощности реактора или прекращения цепной реакции осуществляется органами системы управления и защиты (СУЗ), путем выведения или введения в активную зону реактора элементов поглощающих нейтроны.
На случай аврийного выхода из строя БЩУ предусмотрен резервный щит управления, с которого возможно управление аварийной разгрузкой и остановом блока.
www.sunpp.mk.ua/ru/energocomplex
ООО «Арт-Сервис» - это новейшие технологии управления зданиями и промышленными объектами на базе оборудования фирмы Honeywell – ведущего поставщика технологий в области автоматизации.
