• Название:

    Лекция 7 АЭС 2013


  • Размер: 0.2 Мб
  • Формат: RTF
  • Сообщить о нарушении / Abuse

    Осталось ждать: 20 сек.

Установите безопасный браузер



Предпросмотр документа

7

ТЕМА 17. Пожежна безпека об’єктів енергетики

ЛЕКЦІЯ 7

ОСОБЛИВОСТІ ТЕХНОЛОГІЧНОГО ПРОЦЕСУ ОДЕРЖАННЯ ЕЛЕКТРОЕНЕРГІЇ НА АЕС

ЛІТЕРАТУРА

1.Руцкой А. И. Электрические станции и подстанции: основное

электрическое оборудование. — Минск: Изд-во Наука и техника 1967. 546 с.

2.Микеев А.К. Противопожарная защита АЕС. М.: Энергоатомиздат. 1990. – 430

3. Противопожарные нормы проектировния атомных электростанций. ВСН – 01

87. Минэнерго СССР.

4. Временные правила пожарной безопасности при эксплуатации атомных станций (ВППБ АС-92).

5. Правила пожарной безопасности в компаниях, на предприятиях и в организациях энергетической отрасли Украины. НАПБ В.01.034-2005/111.- Киев. Энергоперспектива.- 2005.

6. НАПБ 05.028-2004. Протипожежний захист енергетичних підприємств, окремих об’єктів та енергоагрегатів. Інструкція з проектування та експлуатації. Мінпаливоенерго України .2004.

7. НАПБ 03.005-2002 Протипожежні норми проектування атомних електростанцій з ВВЕР. Енергопроект Мінекології та природних ресурсів України ДП НАЕК Енегоатом. Введені в дію 25.12.03.

8. НАКАЗ N 256 від 30.05.2007 " Про затвердження Правил пожежної безпеки при експлуатації атомних станцій".

ПЛАН ЛЕКЦІЇ

ВСТУП 10хв.

1. Фізико-технічні принципи роботи атомної електростанції. 20 хв.

2.Особливості технологічного процесу 20 хв.

3.Системи управління та захисту реактора 10 хв.

4. Основні споруди АЕС 10 хв.

Висновки 5 хв.

Завдання на самопідготовку 5 хв.

ВСТУП

Предметом гордості в енергетичній галузі до сумного 1986 року була атомна енергетика. Атомна енергетика, а конкретніше АЕС були гордістю бурхливого розвитку ядерної фізики. В 1954 році в м. Обнінську Калужської області була введена перша в світі АЕС, яка була першою в сіті дослідною промисловою АЕС потужністю 5 тис.кВт. Лише через два роки, у 1956 була введена в експлуатаціюперша АЕС у Великобританії, і ще через рік – у США. За даними Міжнародної агенції з атомної енергетики (МАГАТЕ) станом на 31 травня 2000 року у всьому світі в експлуатації знаходилось 433 ядерних реактора потужністю близько 318 МВт, що забезпечували 17% світового виробництва електроенергії;будується 43 і заплановано до будівництва 51атомних енергоблоку. Діючими потужностями АЕС володіли 25 країн, і ще в 11 країнах АС знаходились в стадії будівництва або проектування.

В Україні експлуатується 4 атомних електростанції: Рівненська, Південно-Українська, Запорізька, Хмельницька.

Чорнобильська АЕС — розташована в Поліссі на березі р. Прип'ять. Спорудження почате в 1970 р., у 1977 р. пущений перший блок, 2-й і 3-й блоки введені в експлуатацію в 1978 і 1981 р. До складу кожного блоку входять реактори канального типу РБМК (РВПК).

Чорнобильська АЕС – сьогодні це об’єкт Укриття (ОУ) – виведена з експлуатації 15 грудня 2000 року. Об’єкт укриття – викликає сьогодні тривогу світової громадськості. За різними оцінками в надрах Укриття знаходиться близько 200 тонн залишків ядерного палива. Через недоступність багатьох приміщень і високих радіаційних полів до цього часу остаточно не можна визначити місце знаходження всього палива. До того ж в об’єкті постійно проходять деструктивні процеси, старіють будівельні конструкції, а відтак зростає небезпека їх локального обвалення. Останнім часом більш інтенсивно, ніж це очікувалось раніше, проходить накопичення в приміщеннях саркофагу радіоактивного пилу, котрий утворюється від розтріскування лавоподібних залишків палива та інших матеріалів. Зараз кількість такого пилу оцінюється в 10 тон, він дрібнодисперсний і у випадку виходу за межі об’єкта буде довго і небезпечно осідати на землю.

Небезпечним є і процес накопичення у приміщеннях Укриття радіоактивної води, кількість якої досягає кількох тисяч кубічних метрів. Від взаємодії з водою радіоактивність паливовмісних мас підвищується. Не виключається ризик виникнення самопідтримування ланцюгової реакції поділу в ядерному паливі.

Зараз в об’єкті Укриття встановлені системи контролю паливовмісних мас, модернізується штатна система пилопридушення, освоюються раніше недоступні приміщення саркофагу. В дослідно-промисловій експлуатації знаходиться підсистема аварійної сигналізації на випадок виникнення само підтримувальної ланцюгової реакції. Міжнародне співробітництво розробило план здійснення заходів на об’єкті Укриття, згідно якого є зведення конфайнмента (Укриття -2) та демонтаж нестабільних частин ОУ. Реалізація плану розрахована на 8-9 років і вартість запланованих робіт складає близько 758 млн доларів.

Сьогодні виконані роботи з цього плану: усунені дві з п’яти найкритичніших конструктивних зон ОУ, відремонтована вентиляційна вежа 3-го та 4-го енергоблоків, завершено стабілізацію опірних балок, обвалення яких могло б призвести до значного руйнування покрівлі саркофагу.

Розглянемо коротко загальну характеристику діючих в Україні АЕС.

Рівненська АЕС — розташована в поліській частині на березі Стирі. Будівництво почате в 1973 р., у 1981 і 1983 р. введені в роботу блоки другого покоління з реакторами ВВЕР-440. Сумарна електрична потужність блоків — 1818 МВт, будується 4-й блок потужністю 1000 Мвт. Місто енергетиків — Кузнецовськ.

Південно-Українська АЕС — розташована на Південному Бузі в Миколаївській області. Будівництво почате в 1986 р. В експлуатації знаходяться 3 енергоблоки одиничною потужністю 1000 МВт кожний. Будівництво 4-го блоку заморожено. Місто енергетиків — Южно-УкраЇнськ.

Хмельницька АЕС — розташована в Славутскому районі Хмельницької області. Будівництво почате в 1981 р. Повна проектна потужність — 4000 МВт. Перший блок включений у роботу в 1988 р. Ведеться будівництво 2-го блоку. Місто енергетиків — Нетешин.

Запорізька АЕС — найбільша атомна станція Європи. Установлена потужність — 6 млн. квт, працює 6 енергоблоків. Розташована на лівому березі Каховського водоймища, місто Енергодар. Спорудження почате в 1979 р. У результаті мораторію пуск 6-го блоку затриманий на 5 років.

У 1999 році на п’яти АЕС України на 14 ядерних енергоблоках потужністю 12818 МВт вироблялось 42,1 % електроенергії від її загального виробництва.

1. ФІЗИКО-ТЕХНІЧНІ ПРИНЦИПИ РОБОТИ АТОМНОЇ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЇ.

В основі вироблення електроенергії на АЕС лежить принцип реакції розподілу ядер важких елементів під впливом нейтронів, що здійснюється у ядерних реакторах, які дозволяють регулювати, підтримувати ланцюгову ядерну реакцію.

Відомо, що за своєю будовою атом схожий з сонячною системою; кругом невеличкого ядра рухаються по орбітам планети – електрони. Ядро ж складається з більш малих частинок – протонів та нейтронів. Число протонів в ядрі, які мають позитивний заряд визначає до якого хімічного елементу відноситься даний атом (порядковий номер в таблиці Менделєєва).

У кожному атомі число електронів (негативно заряджених частинок) стільки скільки протонів, тобто атом є нейтральним. Крім цього в ядрі є і нейтральні частинки – нейтрони, число яких може бути різним. Якщо атом має ядра з однаковим числом протонів, але розрізняється числом нейтронів, то він відноситься до ізотопів- різновідностей одного хімічного елементу. Ізотопи мають однакове число протонів. Так, уран-238 містить 92 протона і 146 нейтронів, уран-235 — 92 протона але 143 нейтрона. Ядра всіх ізотопів утворюють групу нуклидів і є нестабільними (весь час вони перетворюються в інші нукліди).

Час від часу з ядер урану-238 (ядро відноситься до нестабільної групи хімічних елементів нуклідів) вириваються групи з 2-х протонів і 2-х нейтронів (-частка) і він перетворюється в торий-234, що також поділяється по ланцюжку до одержання стабільного нукліда свинцю.

Поділ ядер урану-238 найбільш імовірний при поглинанні низько енергетичних (теплових) нейтронів. При поглинанні ядром теплового нейтрона утворюється ядро урану-236 у збудженому стані. Приблизно з 85% імовірністю пройде поділ цього ядра на два уламки з одночасним випусканням двох або трьох швидких нейтронів та виділенням енергії. Осколки поділу представляють собою радіоактивні ядра хімічних елементів середньої частини таблиці Менделєєва. Нейтрони, що утворюються при поділу, поділяються на миттєві (приблизно 99%), які вириваються в момент поділу, та нейтрони, що запізнюються (1%) при розпаді осколків поділу. Середня енергія нейтронів, що запізнюються складає приблизно 0,8 10-13 Дж (0,5 МеВ), миттєвих 3,2 10 -13 Дж (2 МеВ) . Щоб забезпечити само підтримуючу реакцію необхідно зменшити енергію утворення швидких нейтронів, тобто сповільнити їх, що можливо при зіткненні нейтронів з ядрами легких елементів. Самопідтримуюча реакція поділу може проходити тільки при визначених розмірах (об’ємі) реактора, коли виток нейтронів знаходиться в рівновазі з утворенням їх в процесі поділу. Такі розміри (об’єм) називаються критичними, а маса ядерного палива, що заповнює активну зону при критичних розмірах – критичною.

Весь процес мимовільного розпаду нестабільного нукліда називається радіоактивним розпадом, а сам такий нуклід - радіонуклідом.

Період, за який розпадається в середньому половина всіх радіонуклідів визначеного типу в любому радіоактивному джерелу називається періодом напіврозпаду відповідного ізотопу. Цей процес продовжується безперервно. При кожнім етапі розпаду вивільняється енергія, яка передається далі у виді випромінювання: випущення ядром частки з 2-х протонів і 2-х нейтронів — це -випромінювання; випущення електрона — це -випромінювання, вихід порції чистої енергії — -випромінювання.

Повна енергія, що виділяється при поділу одного ядра урану, складає 200 МеВ (мегаелектронвольт) або 3,2 10-11 Дж, а теплова енергія, що виділяється при поділу 1 г урану, складає 7,79 10-10 Дж, що відповідає спалюванню 2660 кг вугілля.

Схема розпаду Урану-238

Вид випромінювання при розпадіНуклідПеріод напіврозпаду15перетворювань-випромінюванняУран -2384,47 млрд. років-випромінюванняТорий -23424,1 доби. . . . . . . . . -випромінюванняРадій -2261600 років. . . . . . . . . -випромінюванняПолоній-210138,4 доби— Свинець-206Стабільний

Переважна більшість реакторів працюють на урані.

Природній уран представляє собою суміш двох ізотопів – урану-235 та урану-238. Основна речовина, що підлягає розкладу – уран-235, в природному урані його лише 0,7 %. Його ядра діляться під впливом, як швидких нейтронів, так і теплових. Щодо ядер урану- 238, вміст якого в природній суміші 99,3%, то вони діляться тільки під впливом швидких нейтронів з енергією більше 1,1 МеВ. Тому уран-238 є тільки в основному поглиначем нейтронів, і отже запобігає протіканню ланцюгової реакції поділу на ядрах урану-235.

Для здійснення ланцюгової реакції розподілу на ядрах урану-235 необхідно збагачення природного урану більш ніж у 10 разів, тим самим забезпечуючи кількість урану-235, або забезпечити в зоні реакції теплові швидкості нейтронів.

Для здійснення незатухаючої ланцюгової реакції необхідно забезпечити такі умови, при яких коефіцієнт розмноження нейтронів був би не менше одиниці, тобто число нейтронів кожного наступного розподілу дорівнювало би або перевищувало число нейтронів попереднього поділу.

Це можливо здійснити, якщо природній уран помістити в речовину, яка ефективно сповільнює швидкі нейтрони, що утворюються при розподілі урану-235 до теплових енергій (Е=0,025 еВ).

Такими сповільнювачами є вуглець (графіт), важка вода, берилій або оксид берилію (дуже дорогий). Вода має порівняно великий переріз захвату теплових нейтронів і може бути використана в якості сповільнювача при роботі реактора на збагаченому урані-235. Природній графіт вміщує до 20% бору і тому не придатний як сповільнювач. Для цього одержують реакторний графіт штучно із суміші нафтового коксу та кам’яновугільної смоли, а потім термічно обробляють при високих температурах.

За конструкцією графітові сповільнювачі мають форму стрижня і називаються поглинальні стрижні.

2. ОСОБЛИВОСТІ ТЕХНОЛОГІЧНОГО ПРОЦЕСУ

Якщо атоми урану бомбардувати нейтронами, то з кожного ядра утвориться

по два осколки і кілька нейтронів. Нейтрони, вдаряючись об інші ядра, спричиняють ланцюгову реакцію поділу нових ядер. Під час поділу ядер енергія зв’язку переходить у кінетичну енергію осколків і виділяється у вигляді теплоти, коли осколки гальмуються в речовинах. Цю вміло зібрану теплоту використовують для нагрівання води й утворення водяної пари, яка приводить в рух турбіну.

Таким чином, для функціонування АЕС потрібно мати:

паливо (уран, плутоній);

сповільнювач нейтронів (легка або важка вода, графіт, берилій);

теплоносій для відведення теплоти;

конструкційні матеріали;

органи регулювання ланцюгової реакції (рухомі стрижні з матеріалу, який поглинає нейтрони);

систему захисту від випромінювання;

систему циркуляції теплоносіїв і перетворення енергії.

Ядерний реактор (ЯР) – основний апарат в якому здійснюється поділ важких ядер урану з виділенням великої енергії. Основна частина ЯР – активна зона, де знаходяться ядерне паливо та сповільнювач.

У більшості країн світу експлуатуються переважно енергетичні реактори на теплових нейтронах зі слабозбагаченим або природнім ураном, водо-водяного (ВВЕР) типу, у яких вода є і теплоносієм і сповільнювачем.

Взагалі існує класифікація реакторів за:

-призначенням (енергетичні, експериментальні);

-за розміщенням палива та сповільнювача (гомогенні, гетерогенні);

-за ядерно-фізичними процесами (ЯР на теплових нейтронах, ЯР на швидких нейтронах);

-за видом теплоносія (з водяним (ВВЕР), графіто-водяний(ГВР), важководний (ВВР), графіто-газовий (ГГР);

-за конструктивними ознаками (корпусні – тиск теплоносія витримується корпусом ЯР, канальні – тиск теплоносія витримується стінками ТВЗ, басейнові- експериментальні, тобто активна зона знаходиться в баку з водою).

На сьогодні в світі розроблено 10 основних типів енергетичних реакторів. В США, наприклад, основними є АЕС з водоводяними реакторами з водою під тиском та киплячі реактори, в Канаді – АЕС з важководними реакторами і т.д. У СРСР для АЕС першого покоління будувалися уран-графітові реактори канального типу, до яких відноситься і широко сумновідомий тепер РВПК (РБМК), а пізніше – вдосконалені водо-водяні реактори з водою під тиском.

Реактори типу РВПК діють на Ленінградській, Курській, Смоленській та Ігналійській АЕС. За даними на початок 1995 р. тільки в Росії діяло 15енергоблоків з реактором цього типу, планувалося побудувати ще один.

Вибір цього типу реакторів фахівці пояснюють простотою і технологічною доступністю. Для цього реактора можна було використовувати менш збагачене паливо, можна було не зупиняючи реактор, перезавантажувати ТВЗ, він не має важкого корпусу (на інших реакторах сталеві вироби досягають маси до 200-500 тон). Але гонитва за економічною вигідністю мала і зворотній бік.

Недоліками були: відсутність єдиного корпусу – відсутність додаткової перешкоди на шляху викиду радіонуклідів при аварії; активна зона РВПК має величезні розміри: її діаметр становить 12 м, висота – 7 м, експлуатаційні викиди радіоактивних благородних газів у РВПК мало не в 40 разів більші, ніж ВВЕР.

В ядерному реакторі майже вся енергія, що звільнюється при діленні ядер, перетворюється в теплову енергію, а потім в електричну. В якості ядерного палива для АЕС використовують ізотопи, що діляться: уран-235, уран-233, плутоній-239.

Ядерний реактор складається з декількох зон. В активній зоні здійснюється поділ ядер урану. Відбір теплоти, що виділяється при поділу, здійснюється шляхом циркуляції теплоносія через активну зону.

Зміна кількості поділу в активній зоні (а отже, потужності реактора) здійснюється за допомогою стрижнів регулювання системи управління та захисту реактора.

Ядерне паливо завантажується у виді тепловиділяючих елементів (твелів).

Діаметр твела — 9,1 мм.

Діаметр паливних таблеток — 7,53 мм.

Маса завантаження двоокису урану у твели — 1565 г.

Твели поєднуються в тепловиділяючі зборки (ТВЗ) касетного типу, що містять 317 твелів і 12 направляючих стрижнів регулювання.

Кількість ТВЗ в активній зоні — 163, з них з регулюючими стрижнями — 61.

Конструктивно реактор ВВЕР являє собою вертикальну циліндричну судину з кришкою. Усередині корпуса реактора в спеціальній циліндричній шахті установлюється виймальний кошик з активною зоною — з висотою 2,5 м і діаметром 3,0 м. Активна зона набирається з ТВЗ і касет, системи захисту і керування. Наприклад, на ХАЕС реактор тепловою потужністю 3000 МВт має масу 320 т, діаметр корпусу 4,57 м, висота корпусу 10,9 м. Активна зона реактора, касети з ТВЕЛами – 163 шт., кількість твелів в робочій касеті 312 шт., діаметр ТВЕЛа – 9,1 мм, завантаження палива 74,2 т.

Заміна касет, що вигоріли здійснюється на зупиненому та розкритому реакторі. Щорічно здійснюється вивантаження приблизно 1/3 робочих касет та довантаження такої ж кількості палива. Вилучення відпрацьованих касет з реактора здійснюється під водою спеціальною розвантажувальною машиною з дистанційним керуванням.

Тепло, що виділяється твелами, відводиться безупинно циркулюючим теплоносієм (вода, важка вода, натрій).

Декілька слів про теплоносії: Природня вода попередньо деаерується (очищення, видалення газів). Недолік – низька температура кипіння та поглинання теплових нейтронів.

Важка вода мало відрізняється за властивостями від звичайної води, але не поглинає нейтрони. Недолік – висока вартість.

Натрій – хороший теплоносій, не реагує з металами до 600 – 9000 С.

На АЕС з реакторами типу ВВЕР-1000, на відміну від станцій з чорнобильськими реакторами типу РВПК (реактор великої потужності канальний, одноконтурна схема), використання теплоти активної зони здійснюється по 2-х контурній схемі.

Перший контур — радіоактивний, теплоносієм та уповільнювачем тут є знесолена вода під тиском. Перший контур включає в себе ядерний реактор, чотири петлі циркуляції теплоносія з головними циркуляційними насосами, компенсатор об’єму, парогенератори. Ядерний реактор типу ВВЕР охолоджується теплоносієм першого контуру. Теплоносій прокачується через активну зону реактора головними циркуляційними насосами, де віддає в парогенераторах тепло воді другого контуру.

Трубопроводи, парогенератори, насоси (ГЦН) – виконані з аустенітної сталі, фільтри першого контуру, компенсатори тиску та ємності системи аварійного охолодження реактора виконані з легованої сталі.

Принципова схема відведення тепла в активній зоні АЕС показана на рис.

Другий контур — нерадіоактивний, призначений для одержання насиченої пари, подачі її на турбіну та одержання електроенергії, — складається з паровиробляючої частини парогенераторів, турбіни з генератором і допоміжного устаткування машинного відділення. У схему другого контуру включена бойлерна установка продуктивністю 840 ГДж/год для опалення будинків промплощадки і житлового селища АЕС.

Обидва контури ізольовані один від одного, що дозволяє запобігти переходу радіоактивних речовин з першого в другий.

Але двоконтурна система також має недоліки, особливо, якщо теплоносієм є натрій. Недоліком двоконтурної системи відведення теплоти від зони реакції є близьке сусідство теплоносіїв – натрію і води – у разі руйнування другого контуру. Вода і натрій взаємодіють з виділенням водню та великої кількоситі теплоти. Аварійна зупинка контура неминуча.

У наш час у деяких країнах Світу вже працюють АЕС з реакторами на

швидких нейтронах (РШН).

Паливом у них є уран – 238. Традиційно теплоту від реактора на ШН відбирають за допомогою 3- х циркуляційних систем (3-х контурів); перша та друга системи наповнені натрієм, третя – водою. Другий контур упроваджено для підвищення надійності та безпеки реактора, гарантування його роботи навіть у разі неполадок у парогенераторі. Парогенератор складається з 20 тис. трубок, усередині яких під тиском циркулює вода (перегріта пара); назустріч воді між трубами тече розплавлений натрій, який через стінки трубок віддає свою теплоту воді. Вода, нагріваючись, перетворюється на пару, яку спрямовують у турбіну. Порушення герметичності хоча б в одній із трубок спричиняє вихід води з контуру та взаємодію її з натрієм, а потім вихід з ладу парогенераторв. Має місце аварія.

На сьогодні натрій не має собі рівної заміни в першому контурі. Він є найкращим теплоносієм у реакторах на швидких нейтронах. Щоб уникнути сусідства натрію з з водою вчені запропонували замінити його у другому контурі на інертний відносно води та натрію теплоносій. Таким теплоносієм є евтектичний сплав літієвих сполук, який скорочено називають евлітом. Він не здатний до самозаймання та вибуху. Впровадження евліту теплоносієм в другому контурі спрощує конструкцію парогенератора, робить її дешевою, безпечнішою та полегшує ремонтні роботи.

3. СИСТЕМИ УПРАВЛІННЯ ТА ЗАХИСТУ РЕАКТОРА

Ядерний реактор має наступні системи управління та захисту:

Система автоматичного регулювання потужності ЯР (САР) –

представляє собою сукупність приладів та пристроїв для автоматичного управління процесами пуску, підтримання та зміни рівня потужності ЯР.

Система компенсації реактивності ЯР (СКР)- яка представляє сукупність приладів та пристроїв для компенсації повільних змін реактивності ЯР, що обумовлені вигорянням ядерного палива, температурними та іншими факторами.

Система аварійного захисту ЯР (САЗ)- сукупність приладів та пристроїв, що зупиняють реакцію або знижують реактивність ЯР до безпечного рівня на випадок аварійного порушення режиму роботи ЯР.

Спрацьовування САЗ здійснюється при відхиленні від норми наступних параметрів:

-підвищення нейтронного потоку;

-перевищення швидкості розбігу реактора;

-вихід із ладу органів управління;

-відключення живлення циркуляційних насосів;

-надмірне підвищення температури теплоносія;

-зниження тиску в контурі;

-підвищення активності в робочих приміщеннях тощо.

Система радіаційного захисту попереджує можливий викид радіоактивних речовин продуктів поділу урану і представляє собою:- захисну оболонку - герметичну залізобетонну попередньо напружену сталевими тросами оболонку у виді кулі або циліндра, що витримує тиск в декілька бар. Містить в собі ЯР та обладнання, яке примикає до нього, здатна локалізувати радіоактивні речовини при виникненні максимальної проектної аварії. Товщина залізобетонної стінки оболонки – 1,2 м, з внутрішнього боку має герметичне металеве облицювання товщиною 8 мм. Гермооболонка виконана з армованого бетону, що витримує падіння літака-винищувача типу Міг, землетрус силою 7 балів, дію ударної хвилі від вибуху 5 тон тротилу на відстані 200м.

У разі підвищення тиску в оболонці здійснюють вбризк води, барботаж пари через басейн з водою або конденсацію пари за допомогою льоду. На випадок аварії оболонка заповнюється борною водою;

- стінка оболонки ТВЕЛа виготовлена з цирконієвого сплаву і перешкоджає вихід радіоактивних осколків ядерного поділу в теплоносі 1-го контуру;

- паливна таблетка затримує в собі рухи практично всіх осколків поділу.

4. ОСНОВНІ СПОРУДИ АЕС

Основними спорудами на АЕС є: головні корпуси енергоблоків; спецкорпуса із санітарно-побутовими блоками, блоками майстерень і сполучних естакад; об'єднаний допоміжний корпус; об'єднаний газовий корпус; спорудження технічного водопостачання; електротехнічні спорудження.

1). Головний корпус — поєднує реакторне відділення, машинний зал і примикає до нього деаераторне відділення і приміщення розподільного пристрою власних потреб.

2). Реакторне відділення — герметична циліндрична оболонка діаметром 47,4 м із сферичним куполом і негерметична - обстройка.

Основне технологічне обладнання реакторної установки – реактор, парогенератори, головні циркуляційні насоси ( ГЦН), компенсатор об’єму, ємність системи аварійного охолодження зони, трубопроводи зв’язку, розміщені під захисною оболонкою в боксах з масивними стінками з важкого бетону і залізобетону. Оболонка й обладнання установлені на загальному фундаменті, основою якого служить масивна монолітна плита. Перекриття негерметичної частини виконані з збірних залізобетонних панелей.

Обстройка реакторного відділення поділена на зони суворого та вільного режиму.

В зоні суворого режиму знаходяться системи, які мають контакт з радіоактивною водою 1 контуру:

-системи аварійного розхолоджування реактора та гасіння аварійного тиску в герметичній оболонці;

- системи розхолоджування басейну витримки;

- системи промислового контуру ГЦН;

- системи організованих протікань;

-системи продувки – постачання 1 контуру;

- системи продувки парогенераторів;

- витяжний вентилятор з системою очищення газових здувок;

- маслосистема ГЦН;

- спецканалізація тощо.

Реакторне відділення має висоту 67,5 м и в плані представляє квадрат зі стороною 66 м.

Машинний зал і деаераторне відділення мають у плані розміри 12045 та12012 м і торцем примикають до реакторного відділення.

Розташування турбіни в машинному залі — подовжнє. Висота машинного залу — 35,5 м. Оперативна відмітка обслуговування — 15 м.

2) Спецкорпус — блок центральних ремонтних майстерень, санітарно-побутовий блок і блок спецводоочистки (60242 м).

3) Об'єднаний допоміжний корпус — хімводоочистка, центральні ремонтні майстерні, склади, лабораторії, адміністративні приміщення (180120 м).

4) Об'єднаний газовий корпус 10918 м з компресорною, електролізерною, бетонозмішувальним вузлом, складами.

5) Технічне водопостачання — ставок-охолоджувач площею 9-10 кв.км., градирні.

6) Електротехнічні спорудження — генератор, трансформатори, вимикач навантаження, розподільний пристрій, дизель-генератори.

Висновок: Виробництво енергії на АЕС є технічно складним, а використовуване для виробництва електроенергії виробниче устаткування і ТП — пожежо- вибухо- та аварійно небезпечним. Потрібне глибоке вивчення питань забезпечення ПБ АЕС.

ЗАВДАННЯ НА САМОПІДГОТОВКУ

1.Руцкой А.И. Электрические станции и подстанции: основное электрическое оборудование. — Минск: Изд-во Наука и техника 1967. 546 с.

2.Микеев А.К. Противопожарная защита АЕС. М.: Энергоатомиздат. 1990. - 430 с.

3.Правила устройства электроустановок /Миненерго СРСР. - М. Энергоатомиздат. 1986. - 648 с.

4. Правила пожежної безпеки в Україні . Укрархбудінформ 2004.

5. Противопожарные нормы проектировния атомных электростанций. ВСН – 01-87. Минэнерго СССР.