Реакторное отделение

К о и о б е е в с к и и С. Т. Действие облучения па материалы. Введение в радиационное материаловедение. М., Агомиздат, 1967. 401 с. Реакторное материаловедение М., Лтомиздат, 1968. 386 с. с ил. Авт.: Д. М. Скоров, Ю. Ф. Бычков, А. И. Дошкопскии, В. В. Чепкунов.

Реакторное материаловедение, под ред. Д. М. Скорова, Атомиздат, 1968.

125. Радиационное повреждение различных видов искусственных графитов.— В кн.: Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. М., Атомиздат, 1970, с. 240. Авт.: В. И. Клименков, Ю. С. Виргильев,

7. Ватинов С. Н., Прохоров В. И., Балашов В. Д., Шамардин В. /(. Роль облучения в высокотемпературной хрупкости сталей.— В кн.: Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. М. : Атомиздат, 1970. с. 82—94.

13. Ватинов С. Н., Прохоров В. И., Балашов В. Д., Шамардин В. К. Роль облучения в высокотемпературной хрупкости сталей.— В кн.: Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. М. : Атомиздат, 1970, с. 82—94.

54. Балашов В. Д., Ватинов С. Н., Прохоров В. И. Влияние облучения на механические свойства сплавов системы Fe—Cr— №.— В кн.: Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. М. : Атомиздат, 1970, с. 101—115.

Скорое Д.М., Бычков Ю.Ф., Дашковский А.И. Реакторное материаловедение. - М.:

Скорое ДМ, Бычков Ю.Ф., Дашкоескии А.И. Реакторное материаловедение. - М.:

Скорое Д. М., Бычков Ю. Ф., Дашковский А. И. Реакторное материаловедение. М.: Атомиздат, 1979.

Скорое Д. М., Бычков Ю. Ф., Дашковский А. И. Реакторное материаловедение. М.: Атомиздат, 1979.

13. Балашов В.Д., Вотинов С.Н., Прохоров В.И.// Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. М.: Атомиздат, 1970. С. 101-115.

К о и о б е е в с к п и С. Т. Действие облучения на материалы. Введение в радиационное материаловедение. М., Атомиздат, 1967. 401 с. Реакторное материаловедение М., Атомиздат, 1968. 386 с. с ил. Авт.: Д. М. Скорое, Ю. Ф. Бычков, А. И. Дошковский, В. В. Чепкунов.

предназначен для получения пара за счет тепла, отдаваемого теплоносителем первичного контура, и для подачи пара в турбину. Такая схема устраняла возможность радиоактивного «загрязнения» турблн и конденсаторов. Реакторное отделение станции размещено в здании, удаленном на 50 м от здания с паротурбинным и электрическим оборудованием. Раздельное размещение имело целью избавить персонал от опасности возможных выбросов радиоактивных аэрозолей и пр. Однако вскоре была установлена несостоятельность подобных опасений, и все современные атомные электростанции строятся в едином комплексе, как и обычные электрические станции.

Значительная работа в десятой пятилетке выполнена в части индустриализации строительства АЭС. В этих целях были разработаны и внедрены новые сборно-монолитные железобетонные конструкции для главных корпусов и вспомогательных о'бъектов АЭС. Основой этих конструкций послужили разработанные институтами Минэнерго СССР армоопалубочные ребристые панели, арматурные пространственные каркасы, обетонированные с двух сторон, и стальные ячейки. Применение сборно-монолитных конструкций в стенах и перекрытиях сооружений АЭС позволило значительно улучшить качество бетонных поверхностей, что в свою очередь дало возможность полностью отказаться от производства штукатуркых работ, сократило расход дефицитных эпоксидных красителей на 10% 'И снизило трудоемкость при строительстве этих объектов на 20%. Внедрение сборно-монолитных конструкций позволило е десятой пятилетке отказаться от выполнения 1200 тыс.м2 штукатурных работ, 1500 тыс. м2 опалубочных работ, значительно повысило культуру производства. В указанных выше конструкциях было, например, сооружено за 10,5 мес реакторное отделение главного корпуса второго энергоблока мощностью 1 млн. кВт на Курской АЭС (рис. 11.1), т. е. вдвое быстрее, чем на первом энергоблоке.

Рис. П.7.7. Реакторное отделение ACT: / — реакторная установка; 2 — мостовой кран полярный; 3 — перегрузочная машина; 4 — бассейн выдержки топлива; 5 — блочные установки; 6 — мостовой кран; 7— транспортный контейнер топлива; 8 — сетевые теплообменники и насосы; 9 — грузовой люк; 10 — подъездной железнодорожный путь; // — помещения электроустройств; 12 — компенсатор объема и контура; 13 — теплообменники расхолаживания реактора; 14 — шахта мокрой перегрузки ВКУ; 15 — вентиляционная установка

/ — реакторное отделение; 2 — защитная оболочка; 3— пассивное спринклерное устройство; 4 — раствор борной кислоты; 5 — выход парогазовой смеси; 6 — секториальный бокс; 7 •— барботажный конденсатор; *—водосборник; 9 — трубы гидрозатвора; 10 — кожух; // — проем для прохода парогазовой смеси; 12 — герметичные боксы парогенераторов

Для защиты персонала от радиационного излучения помещения главного корпуса разделяют на зону строгого режима (реакторное отделение, помещения, периодически загрязняемые радиоактивными веществами, машинное отделение одноконтурных АЭС и т. п.) и зону свободного режима, где в нормальных условиях исключается воздействие радиации (машинное отделение двухконтурных и трех-контурных АЭС, блочные щиты управления и др.). Переход из одной зоны в другую разрешен только через санпропускники. Помещения зоны строгого режима делятся на не-

Оснойное технологическое оборудование обычно устанавливают в боксах, а все реакторное отделение заключено в цилиндрическую оболочку из напряженного железобетона, имеющую внутреннюю стальную облицовку. Оболочка рассчитана на локализацию радиоактивных, выбросов при крупной аварии со значительным выбросом в помещение горячей воды (например, при разрыве трубопровода циркуляционной петли).

Реакторное отделение АЭС 225, 227, 228 Регенеративный отбор пара из турбины, доля 53

Рис. 11.9. Реакторное отделение энергоблока АЭС с ВВЭР-1000:

l"^3^1"*^06 ,?ТДелеНИе' 7/ ~ этажерка электроустройств: /// — деаэраторная этажерка; IV — реакторное отделение: /—турбоагрегат: 2— по-

Рис. 11.9. Реакторное отделение энергоблока АЭС с ВВЭР-1000:

/ — машинное отделение; // — этажерка электроустройств: ///— деаэраторная этажерка; IV — реакторное отделение- /—турбоагрегат- 2—подогреватели высокого давления; 3 — деаэратор: 4—блочный щит управления; 5 ~ емкость системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ)- б— реактор; 7 — парогенераторы ''