«АЭС-2006» — расейскі праект атамнай электрастанцыі 3-га пакаленьня на аснове вода-вадзянога энэргетычнага рэактара (ВВЭР). Улучае паравую турбіну магутнасьцю 1200 мэгават вытворчасьці расейскага ААТ «Сілавыя машыны» (Санкт-Пецярбург, Калінінскі раён, вул. Ватуціна, д. 3а)[1], якое належыць яго кіраўніку Аляксандру Мардашову праз кіпрскае ТАА «Хайстат» (Лімасол, вул. Караіскакіса, д. 6). Заказчыкам праекту ёсьць расейскае дзяржаўнае ААТ «Канцэрн Расэнэргаатам» (Масква, Паўднёва-Ўсходняя адміністрацыйная акруга, раён Выхіна-Жулебіна, вул. Фэрганская, д. 25). Галоўныя праектавальнікі — дзяржаўныя прадпрыемствы «Атампраект» (Санкт-Пецярбург, Прыморскі раён, вул. Савушкіна, д. 82)[2] і «Атамэнэргапраект» (Масква, Цэнтральная адміністрацыйная акруга, Басманны раён, вул. Бакунінская, д. 7/1). Галоўны канструктар рэактарнай устаноўкі — Асаблівае канструктарскае бюро (АКБ) «Гідрапрэс» (Падольск, Маскоўская вобласьць, Цэнтральная фэдэральная акруга, Расея). Навуковы кіраўнік — Навукова-дасьледчы цэнтар «Курчатаўскі інстытут» (Масква, Паўночна-заходняя адміністрацыйная акруга, раён Шчукіна, пл. Курчатава, д. 1)[3].

5 жніўня 2016 году на Новаваронескай АЭС-2 (Новаваронеж, Варонеская вобласьць, Цэнтральная фэдэральная акруга, Расея) запусьцілі 1-ы адпаведны энэргаблёк паводле праектаваньня расейскага дзяржаўнага прадпрыемства «Атамэнэргапраект» (Масква)[4]. Па стане на 2017 год у Расеі таксама працягвалі будаваць Ленінградзкую АЭС-2 (Сасновы Бор, Ленінградзкая вобласьць, Паўночна-Заходняя фэдэральная акруга) паводле праектаваньня дзяржаўнага прадпрыемства «Атампраект» (Санкт-Пецярбург). У замежжы зь сярэдзіны красавіка 2012 году ўзводзілі Беларускую АЭС (Астравецкі раён, Гарадзенская вобласьць, Беларусь) паводле праектаваньня пецярбурскага «Атампраекту»[5].

Будаўнічая пляцоўка Новаваронескай АЭС-2 (зьлева; 24 кастрычніка 2014 г.)

Зьмест

Спосаб дзеяньняРэдагаваць

У энэргаблёк мантуюцца ядзерны рэактар, які грэе ваду, і турбагенэратар, які выпрацоўвае электраэнэргію. Цепланосьбіт 1-га контуру прапампоўваецца праз рэактар 4-ма цэнтрабежнымі цыркулярнымі помпамі. У выніку вада ў рэактары грэецца і перадае сваё цяпло вадзе 2-га контуру ў парагенэратарах. Затым нагрэтая вада ў парагенэратарах ператвараецца ў пару, якая круціць турбіну. У сваю чаргу турбіна круціць ротар-магніт. Электрычны ток зьяўляецца пры вярчэньні ротару-магніту ў вітках статару, які акаляе яго. Электрычны ток выпрацоўваецца дзякуючы ўзьнікненьню электрарухальнай сілы ў замкнутым праводзячым контуры пры зьмяненьні магнітнага патоку, які працінае гэты контур (электрамагнітная індукцыя). Пры спыненьні энэргаблёку агрэгаты АЭС могуць сілкавацца электраэнэргіяй ад 3-х лініяў электраперадачаў. Для падстрахоўкі бесьперапыннага электразабесьпячэньня абсталяваньня сыстэмаў бясьпекі выкарыстоўваюць 3 запасныя дызэль-генэратарныя электрастанцыі, для сыстэмаў кіраваньня і аховы (СКА) — акумулятарную батарэю. Для работы энэргаблёку патрабуюцца помпавыя станцыі, якія адказваюць за водазабесьпячэньне вузлоў АЭС. У газазборніках-рэсывэрах зьбіраюцца і ачышчаюцца газы. У сховішчы сьвежага паліва адбываецца падрыхтоўка сьвежага паліва для далейшай загрузкі ў рэактар[6].

ЭнэргаблёкРэдагаваць

У склад энэргаблёку ўваходзяць: рэактарнае аддзяленьне, машынная заля, дэаэратарная этажэрка (з абсталяваньнем для выдаленьня газаў зь цепланосьбіта 2-га контуру) і памяшканьні электратэхнічных прыбораў. Ядзерны рэактар і абсталяваньне галоўнага цыркуляцыйнага контуру месьцяцца ў ахоўнай абалонцы рэактарнага аддзяленьня, дзе разам утвараюць замкнёны аб’ём для цепланосьбіта 1-га контуру. Таксама ўнутры ахоўнай абалонкі знаходзяцца: абсталяваньне шахтаў рэвізіі ўнутрырэактарных прыбораў, машына перагрузкі паліва, палярны кран, абсталяваньне бэтоннай шахты рэактару (зьмяшчае біялягічныя і тэмпэратурныя ахоўныя сродкі), басэйны перагрузкі і вытрымліваньня паліва. Ахоўная абалонка абапіраецца на жалезабэтонную пліту таўшчынёй 2,4 мэтру на вышыні 13 мэтраў. Гермэтычная засьцярога забясьпечваецца падвойнай жалезабэтоннай абалонкай. Прастора між абалонкамі праветрываецца для забесьпячэньня разраджэньня і ачысткі асяродзьдзя. Таўшчыня ўнутранай абалонкі: цыліндрычная частка — 1,2 мэтру, сфэрычная частка — 1 мэтар. Таўшчыня зьнешняй абалонкі: цыліндрычная частка — 80 см, сфэрычная частка — 60 см. Шчыліна між абалонкамі — 1,8 мэтру[6].

Ахоўная абалонка абцягваецца тросамі, якія знаходзяцца ўнутры сьценаў, з узмацненьнем нацяжэньня да 1200 тонаў на кожны трос для павелічэньня трываласьці канструкцыі. Нагляд за раўнамернасьцю абцяжкі ахоўнай абалонкі ажыцьцяўляецца пры дапамозе ўбудаваных у яе чуйнікаў. Перад запускам энэргаблёку прадугледжваецца праверка трываласьці ахоўнай абалонкі ўнутраным празьмерным ціскам у 5 атмасфэраў, што стварае нагрузку на ўнутраную паверхню абалонкі ў амаль 600 000 тонаў. Зьнешняя абалонка прызначаецца для аховы ад прыродных і тэхнагенных узьдзеяньняў звонку: урагану, сьмерчу, паводкі, сьнегу, выбуху, падзеньня малога (аднаматорнага) самалёту. Унутраная абалонка мае служыць абароне жыцьцядзейнасьці і ізаляцыі рэактарнага абсталяваньня пры здарэньні. Прастора між зьнешняй і ўнутранай ахоўнымі абалонкамі стварае кіраваны аб’ём, прызначаны для збору радыяактыўных уцечак праз унутраную абалонку ў выпадку здарэньня. Працечка 1-й ахоўнай абалонкі складае 0,3% паветранага аб’ёму за содні пры найбольшым разьліковым ціску ў выніку здарэньня. У аббудове, што знаходзіцца вакол ахоўнай абалонкі рэактару, зьмяшчаецца блёчны пункт кіраваньня рэактарам, абсталяваньне сыстэмаў кіраваньня, кантролю і аховы энэргаблёку, мэханізмы праветрываньня, фільтры і проціпажарнае абсталяваньне. У падмурку аббудовы месьцяцца прылады аварыйнага ахалоджваньня, цеплаабменьнікі, частка абсталяваньня прамежнага контуру і прылады насычэньня-прадзіманьня. З аббудовай рэактарнага аддзяленьня злучаецца будынак машыннай залі і дэаэратарнага аддзяленьня. У машыннай залі месьцяцца турбіна і электрагенэратар[6].

Уласьцівасьці энэргаблёку[7]
Уласьцівасьць Велічыня
Намінальная цеплавая магутнасьць рэактара (мэгават) 3200
Намінальная электрычная магутнасьць (мэгават) 1198,8
Выніковы час выкарыстаньня намінальнай магутнасьці (гадзіна/год) 8065*
Тэрмін службы АЭС (гадоў) 50
Сэйсмаўстойлівасьць:
Найбольшы разьліковы землятрус (g = 9,8 м/с) 0,25
Праектны землятрус (g) 0,12
Цеплавыдзяляльных зборак (ЦВЗ) у актыўнай зоне 163
Знаходжаньне паліва ў актыўнай зоне (гадоў) 4-5
Першы контур
Петляў 1-га контуру 4
Выдатак цепланосьбіта праз рэактар (м³/гадз) 85600±2900
Тэмпэратура цепланосьбіта на ўваходзе ў рэактар/выхадзе з рэактара (°C) +298,6/+329,7
Намінальны ціск стацыянарнага рэжыму на выхадзе з актыўнай зоны (мэгапаскаль) 16,2
Другі контур
Намінальная напруга генэратара (кіляват) 24
Турбіна:
Частасьць вярчэньня за сэкунду 50
Канструктыўная схема** 2ЦНЦ+ЦВЦ±2ЦНЦ
Намінальны ціск пары на ўваходзе ў турбіну (мэгапаскаль) 6,8
Тэмпэратура сілкавальнай вады ў намінальным рэжыме (°C) +225±5
*>336 дзён (>11 месяцаў) ці >92% часу за год


**Цыліндры высокага (ЦВЦ) і нізкага (ЦНЦ) ціску

Цеплавая схемаРэдагаваць

Цеплавая схема энэргаблёку з вода-вадзяным рэактарам (ВВЭР) зьмяшчае 2 контуры цыркуляцыі цепланосьбіта. Першы контур зьяўляецца замкнёным, радыяактыўным і прызначаецца для адвядзеньня цяпла ад рэактару і перадачы яго вадзе 2-га контуру. Першы контур улучае: рэактар, паравы кампэнсатар ціску і 4 аднолькавыя петлі ахалоджваньня, якія зьмяшчаюць галоўныя цыркуляцыйныя помпы, трубаправоды, парагенэратары, іённаабменныя фільтры. Цепланосьбітам 1-га контуру ёсьць чыстая вада, якая знаходзіцца пад ціскам у 162 атмасфэры, што перашкаджае яе кіпеньню. Для плаўнага кіраваньня магутнасьцю рэактара ў ваду 1-га контуру дадаюць рашчыну борнай кісьлі, якая ёсьць моцным паглынальнікам нэўтронаў. Ваду прапампоўваюць галоўнымі цыркуляцыйнымі помпамі праз актыўную зону рэактару, дзе тая награецца з +298°C да +330 °C за кошт цяпла, якое выдзяляецца ў выніку ядзернай рэакцыі ў актыўнай зоне рэактару. Кожная з 4-х помпаў прапампоўвае за гадзіну 22 000 літраў вады (звыш за 61 літар за сэкунду). Вада 1-га контуру перадае сваё цяпло вадзе 2-га контуру праз мэталічныя сьценкі цеплаабменных трубак у парагенэратары і вяртаецца ў рэактар. У выніку ствараецца перашкода на шляху радыяактыўных элемэнтаў, якія знаходзяцца ў вадзе 1-га контуру і ня могуць патрапіць у 2-і контур. Другі контур прызначаецца для выпрацоўкі пары і перадачы яе на турбіну. Другі контур таксама замкнёны, але не радыяактыўны, і мае парагенэратары, параправоды вострай пары, турбагенэратар з кандэнсацыйнай устаноўкай і сыстэму рэгенэраваньня цяпла. Парагенэратары падаюць пару пад ціскам 70 атмасфэраў на паравую турбіну, што рухае ротар турбагенэратару. Адпрацаваная пара ахалоджваецца ў кандэнсатарах і ператвараецца ў ваду, якая зноў з дапамогай помпы трапляе ў парагенэратар. Першы і другі контуры ахалоджваньня зьяўляюцца замкнёнымі[6].

РэактарРэдагаваць

Вода-вадзяны энэргетычны рэактар (ВВЭР) выкарыстоўвае ваду адразу 2 спосабамі — у якасьці цепланосьбіта і замаруджвальніка хуткіх нэўтронаў (адсюль і назоў). У рэактары ажыцьцяўляецца кіраваная ланцуговая рэакцыя дзяленьня ядраў урану, якая суправаджаецца выдзяленьнем энэргіі. Ланцуговая рэакцыя, у якой за сэкунду адбываецца 3х1016 дзяленьняў, адпавядае магутнасьці ў 1 мэгават. Рэактар улучае 14 канструкцыйных складнікаў і зьмяшчае: корпус, покрыўку, верхні блёк з прыводамі сыстэмы кіраваньня і аховы (СКА), унутрыкорпусную шахту, выгарадку, блёк ахоўных трубаў, электраабсталяваньне і ўзоры-сьведчаньні. Агульная вага рэактару складае каля 800 тонаў. З разьлікам на высокі ціск корпус рэактару дыямэтрам 4,5 мэтры вырабляюць зь нержавейнай сталі. У ніжняй частцы корпусу, якая называецца актыўнай зонай, знаходзяцца: ядзернае паліва, стрыжні рэгуляваньня і адбівальнік нэўтронаў. У актыўнай зоне адбываецца перадача цяпла ад паліва да цепланосьбіта, якім зьяўляецца вада 1-га контуру, што падаецца галоўнымі цыркуляцыйнымі помпамі. Над гермэтычна злучанай з корпусам покрыўкай рэактару месьцяцца прыводы сыстэмаў кіраваньня і аховы (СКА). Агульная вышыня рэактарнай устаноўкі складае каля 20 мэтраў. Паліва зьмяшчаюць у актыўнай зоне рэактару ў выглядзе 163 паліўных зборак, кожная зь якіх улучае па 312 цеплавыдзяляльных элемэнтаў (ЦВЭл). У якасьці цеплавыдзяляльнага элемэнту (ЦВЭл) выкарыстоўваюць гермэтычна завараную трубку дыямэтрам 9 мілімэтраў з цырконавага сплаву, у якой знаходзяцца таблеткі сьпечанага двухвокісу ўрану. У паліве ўтрымліваецца звыш за 4% ізатопу ўрану-235, які можа дзяліцца на двое пры захопе нэўтрона і падтрымліваць ланцуговую рэакцыю, бо падчас дзяленьня яго ядраў разам з прадуктамі дзяленьня ўтвараюцца дадатковыя нэўтроны[6].

Цяпло ў рэактары вылучаецца за кошт ланцуговай рэакцыі дзяленьня ядраў урану-235 пры паглынаньні імі запаволеных нэўтронаў. Прадукты дзяленьня ў выглядзе частак ядраў набываюць большую хуткасьць. У выніку кінэтычная энэргія прадуктаў дзяленьня ператвараецца ў цеплавую падчас тармажэньня ў рэчыве паліўнай таблеткі. Падчас работы рэактару тэмпэратура ўнутры цеплавыдзяляльных элемэнтаў (ЦВЭл) дасягае +1600 °C. Прадукты дзяленьня, сярод якіх цьвёрдыя рэчывы і газы (ксэнон, крыптон), маюць большую радыяактыўнасьць за ўран. З улікам гэтага, паліва захоўваюць у гермэтычнай цырконавай абалонцы, што перашкаджае прадуктам дзяленьня трапляць у цепланосьбіт 1-га контуру. Паліва знаходзіцца ў актыўнай зоне рэактару 3 гады. За гэты час частка цеплавыдзяляльных элемэнтаў (ЦВЭл) губляе гермэтычнасьць у выніку ўзьнікненьня шчылінаў у цырконавай абалонцы. У выніку ў цепланосьбіт 1-га контуру трапляюць пераважна газападобныя прадукты дзяленьня. Нэўтронныя патокі ў актыўнай зоне рэактару прыводзяць да зьяўленьня ў цепланосьбіце (вадзе) новых радыяактыўных ядраў (актывацыя). Актываваныя дамешкі цепланосьбіту (солі, прадукты ржавеньня і зносу рухомых частак абсталяваньня) і тлен ствараюць асноўную частку наведзенай радыяактыўнасьці. У выніку цепланосьбіт набывае большую радыяактыўнасьць. У сувязі з гэтым ажыцьцяўляецца няспынная ачыстка цепланосьбіту 1-га контуру ад дамешкаў, каб абмежаваць павышэньне яго радыяактыўнасьці. Таксама сыстэма бясьпекі рэактару прадугледжвае адсутнасьць кантакту цепланосьбіту зь людзьмі і атмасфэрай[6].

Рэактарам кіруюць праз вызначэньне інтэнсіўнасьці патоку нэўтронаў пры перамяшчэньні па вышыні актыўнай зоны стрыжняў, якія паглынаюць нэўтроны. Стрыжні вырабляюць з карбіду бору, які моцна ўбірае нэўтроны, і перамяшчаюць у адмыслова накіравальных каналах, разьмешчаных між цеплавыдзяляльнымі элемэнтамі (ЦВЭл) унутры паліўных зборак. Чым глыбей уводзяць стрыжні ў актыўную зону, тым больш нэўтронаў тыя паглынаюць. Ланцуговая ядзерная рэакцыя разьвіваецца або затухае пры перамяшчэньні стрыжняў адпаведна ўгору або ўніз. Магутнасьць рэактару пры гэтым адпаведна ўзрастае або зьмяшчаецца. Ланцуговая рэакцыя цалкам спыняецца пры глыбокім увядзеньні стрыжняў у сувязі моцным паглынаньнем нэўтронаў. Стрыжні перамяшчаюць дыстанцыйна з пульту кіраваньня рэактарам. На нэўтронны паток у актыўнай зоне таксама ўзьдзейнічаюць з дапамогай зьмены канцэнтрацыі борнай кісьлі ў актыўнай зоне (борнае рэгуляваньне). Ланцуговая рэакцыя спыняецца пры высокім засяроджаньні борнай кісьлі ў актыўнай зоне таксама праз моцнае паглынаньне нэўтронаў[6].

Разьмяшчэньне ўбіральных стрыжняў унутры актыўнай зоны рэактару вызначаюць паводле разьліку і вымярэньня нэўтронных палёў. Пры кіраваньні магутнасьцю рэактару і забесьпячэньні сымэтрычнасьці нэўтронных палёў у актыўнай зоне рэактару выкарыстоўваюць 10% кіравальных стрыжняў. Рэшту (90%) стрыжняў разьмяшчаюць над актыўнай зонай і выкарыстоўваюць пры патрэбе хуткага спыненьня рэактару аўтаматыкай або апэратарам з блёчнага пункту кіраваньня. Пры аварыйным спыненьні рэактару стрыжні звальваюць у актыўную зону за 4 сэкунды, што вядзе да спыненьня ланцуговай ядзернай рэакцыі. Абавязковай ступеняй вытворчай дзейнасьці АЭС ёсьць штогадовы плянава-папераджальны рамонт (ППР) працоўнага энэргаблёку, які ўлучае: рамонт абсталяваньня для выпраўленьня паломак; перагрузку ядзернага паліва; замену вузлоў і агрэгатаў, якія адпрацавалі свой тэрмін; асучасьніваньне абсталяваньня. Аднойчы на 4 гады дзейны энэргаблёк выводзіцца ў капітальны плянава-папераджальны рамонт (ППР), што прадугледжвае: суцэльную выгрузку ядзернага паліва з актыўнай зоны рэактару, выпрабаваньне ўнутрыкорпусных мэханізмаў і трываласьці корпусу рэактару[6].

ПаліваРэдагаваць

 
Цеплавыдзяляльная зборка (ЦВЗ-2М) для ВВЭР-1200 у «АЭС-2006»

Ізатоп урану-235, які можа дзяліцца нэўтронамі і падтрымліваць ланцуговую рэакцыю дзяленьня ядраў, зьяўляецца прыродным ядзерным палівам для ядзернага рэактару. Для вода-вадзянога энэргетычнага рэактару (ВВЭР) патрабуецца паліва з 4—4,5% ізатопу ўрану-235. У прыродным уране 99,3% складае ізатоп урану-238, 0,7% — ізатоп урану-235. Таму прыродны ўран узбагачаюць ізатопам урану-235 да патрэбных 4—4,5% масы. Затым на заводзе ядзернага паліва прасуюць і сьпякаюць таблеткі з двухвокісу ўрану пры даданьні патрэбных складнікаў і вырабляюць цеплавыдзяляльныя элемэнты (ЦВЭл), зь якіх робяць цеплавыдзяляльныя зборкі (ЦВЗ). Сьвежае паліва ў выглядзе ЦВЗ перавозяць з заводу на АЭС у кантэйнэрах. Агульная маса паліва пры поўнай загрузцы актыўнай зоны рэактару складае каля 80 тонаў. На АЭС ажыцьцяўляюць: прыём, захаваньне і падрыхтоўку сьвежага паліва да загрузкі ў рэактар; перагрузку паліва ў рэактар; захаваньне адпрацаванага паліва; адпраўку адпрацаванага паліва з тэрыторыі АЭС[6].

У сховішчы сьвежага паліва ажыцьцяўляюць прыём, уваходны агляд, захаваньне ў чахлах і падрыхтоўку сьвежых цеплавыдзяляльных зборак (ЦВЗ) да загрузкі. Затым цеплавыдзяляльныя зборкі (ЦВЗ) у засьцерагальных чахлах дастаўляюць у рэактарнае аддзяленьне на ўнутрыстанцыйнай плятформе. Пасьля з дапамогай перагрузачнай машыны пад слоем вады, якая засьцерагае супрацоўнікаў ад гама-выпраменьваньня, адпрацаваныя ЦВЗ замяняюць на сьвежыя і перастанаўліваюць ЦВЗ унутры актыўнай зоны рэактару. Адпрацаванае ядзернае паліва (АЯП) мае павышаную радыяактыўнасьць, таму адпрацаваныя ЦВЗ захоўваюць унутры гермэтычнай абалонкі рэактарнага аддзяленьня ў стэлажах басэйну вытрымліваньня пад ахоўным слоем вады, якая зьмяшчае рашчыну борнай кісьлі. У выніку адбываецца ахалоджваньне цеплавыдзяляльных зборак. Адпрацаванае ядзернае паліва (АЯП) вытрымліваецца на АЭС прынамсі 3 гады з наглядам за ўзроўнем і тэмпэратурай вады ў басэйне вытрымліваньня і засяроджаньня ў ёй борнай кісьлі. Пасьля АЯП вывозяць чыгункай на прадпрыемства рэгенэраваньня паліва ў транспартных кантэйнэрах ТК-13. Чыгуначны эшалён пры вывазе ўлучае некалькі вагонаў-агрэгатаў з транспартнымі кантэйнэрамі[6].

АбпраменьваньнеРэдагаваць

Для ўтрыманьня большасьці радыяактыўных прадуктаў у тэхналягічным контуры, дзе тыя ўтвараюцца, прадугледжваецца 5 перашкодаў распаўсюду радыёнуклідаў.

  • Спрасаванае ў таблетку і сьпечанае да стану керамікі ядзернае паліва (паліўная матрыца), дзе знаходзіцца большасьць нуклідаў, якія ўтвараюцца ў ходзе дзяленьня ядраў.
  • Трубчастая цырконавая абалонка цеплавыдзяляльнага элемэнту (ЦВЭл), што зьмяншае трапляньне прадуктаў дзяленьня ў цепланосьбіт 1-га контуру (ваду).
  • Сьценкі абсталяваньня і трубаправодаў 1-га контуру дазваляюць пазьбегнуць кантакту цепланосьбіту з атмасфэрай і супрацоўнікамі. Перад уводам у дзеяньне 1-ы контур выпрабоўваюць на трываласьць унутраным ціскам у 250 атмасфэраў.
  • Ахоўная абалонка, унутры якой месьцяцца абсталяваньне і трубаправоды 1-га контуру з радыяактыўным цепланосьбітам (вада), і распырсквальнікі (спрынклерная сыстэма). Унутраная паверхня абалонкі мае абліцоўку са сталёвых лістоў таўшчынёй 8 мілімэтраў, якія ўтвараюць замкнёны аб’ём. Канструкцыя ахоўнай абалонкі дазваляе вытрымліваць землятрус да 7 балаў, ураган, сьмерч, буру, падзеньне (малога аднаматорнага) самалёту масай да 5,7 тоны на хуткасьці 100 м/сэк (360 км/гадз)[6], выбух звонку зь ціскам ад ударнай хвалі ў 30 кіляпаскаляў і ўнутраны ціск у 5 кг/см² пры ператварэньні ў пару ўсёй пададзенай у рэактар вады. Рэкамбінатар вадароду пад купалам абалонкі замінае гэтаму газу назапашвацца, што прадухіляе магчымасьць выбуху. Аб’ём прасторы пад ахоўнай абалонкай складае 75 000 кубічных мэтраў (м³), што таксама зьмяншчае пагрозу скапленьня вадароду ў выбухованебясьпечнай канцэнтрацыі. Распырсквальнікі (спрынклерная сыстэма) пры здарэньні маюць распырскваць з-пад купала блёка рашчыну бору і іншых рэчываў, якія замінаюць распаўсюду радыяактыўнасьці і паніжаюць ціск пары ўнутры ахоўнай абалонкі[8].
  • Каструкцыі і матэрыялы вакол ядзернага рэактару і яго вузлоў прызначаюцца для аслабленьня радыяцыйнага ўзьдзеньня на супрацоўнікаў[6].

Дадатковае апраменьваньне насельніцтва, якое жыве ў 30-кілямэтровай зоне вакол АЭС, складае 1 мілізывэрт у год. Тым часам прыродны радыяцыйны фон у 30-кілямэтровай зоне шматгадовага назіраньня вакол Беларускай АЭСАстравецкім раёне) склаў каля 1 мілізывэрт за год, або ад 0,06 да 0,14 мікразывэрту за гадзіну ў залежнасьці ад пары году. Для супрацоўнікаў АЭС дадатковая доза апраменьваньня складае 20 мілізывэрт за год. Уплыў радыяцыі на чалавека адсутнічае пры дозе меншай за 100—200 мілізывэрт. Дадатковы лік выпадкаў сьмерці ад раку для АЭС складае 0,5[6].

АдкідыРэдагаваць

У час работы ядзернага рэактару частка абсталяваньня 1-га контуру становіцца радыяактыўнай. У цепланосьбіце 1-га контуру (вадзе) назапашваюцца радыяактыўныя прадукты дзяленьня ядзернага паліва, актываваныя ў нэўтронным патоку дамешкі і прадукты ржавеньня канструкцыйных матэрыялаў. Да ліку цьвёрдых радыяактыўных адкідаў належаць: часткі абсталяваньня 1-га контуру з наведзенай радыяактыўнасьцю, якія падлягаюць замене пры рамонце (чуйнікі нэўтроннага патоку); забруджаныя вопратка і старызна; фільтры газаачысткі. Да ліку вадкіх радыяактыўных адкідаў (ВРА) належаць адпрацаваная смала іёнаабменных фільтраў і канцэнтраваная салявая рашчына водаачысткі. Цьвёрдыя радыяактыўныя адкіды (ЦРА) зьбіраюць у кантэйнэры ў месцах іх утварэньня. Пры загрузцы ў кантэйнэры ЦРА разьбіраюць (сартуюць) у адпаведнасьці з узроўнем актыўнасьці. Для памяншэньня аб’ёму гаручыя ЦРА спальваюць у печах зь фільтрамі, якія замінаюць выкіду радыёнуклідаў разам з дымавымі газамі. Негаручыя ЦРА здрабняюць і сьціскаюць прэсам. Затым ЦРА зьмяшчаюць у сталёвыя ёмістасьці і заліваюць цэмэнтавай рашчынай. У такім зьвязаным выглядзе радыяактыўныя адкіды зьмяшчаюць у ячэйкі сховішча ЦРА, якія знаходзяцца на тэрыторыі АЭС. Ёмістасьці ячэек сховішча прызначаюцца для захаваньня ЦРА цягам усяго часу работы АЭС. Ячэйкі сховішча вырабляюць з жалезабэтону. Дно ячэек знаходзіцца вышэй за ўзровень грунтовых водаў і мае гідраізаляцыю зьверху будаўнічых канструкцыяў і паддон зь нержавейнай сталі. Дах і перакрыцьцё над сховішчам адкідаў прадухіляюць трапляньне ападкаў у ячэйкі для захаваньня ЦРА. За сховішчам ЦРА ажыцьцяўляюць дазімэтрычны нагляд. Назіральныя сьвідравіны па пэрымэтры будынку сховішча вадкіх радыяактыўных адкідаў (ВРА) выкарыстоўваюць для рэгулярнага забору вады на наяўнасьць уцечкі радыяактыўных рэчываў. Каля 98% агульнага аб’ёму ЦРА складаюць нізкаактыўныя адкіды. ЦРА нізкай і высокай радыяактыўнасьці захоўваюць асобна[6].

Вадкія радыяактыўныя адкіды (ВРА) ўтвараюцца ў выніку ачысткі цепланосьбіту 1-га контуру (вады) і іншых вадкасьцяў, у якіх ёсьць радыёнукліды. Частку цепланосьбіту ўвесь час адводзяць на фільтры ўнутрыконтурнай ачысткі ў блёк водаачысткі для памяншэньня ліку радыёнуклідаў і падтрыманьня заўсёднага хімічнага складу. У якасьці фільтравальнага матэрыялу выкарыстоўваюць іёнаабменную смалу. Адпрацаваную смалу фільтраў водаачысткі зьбіраюць у ёмістасьці прамежкавага захоўваньня, якія знаходзяцца ў спэцкорпусе, і пэрыядычна замяняюць сьвежай смалой. Гэтыя ВРА вытрымліваюць у ёмістасьцях да распаду радыёнуклідаў з кароткім тэрмінам паўраспаду. Затым тыя ВРА ў выглядзе напаўвадкага шламу зьмешваюць з цэмэнтам і заліваюць у сталёвыя бочкі для пераводу ў цьвёрды стан. Пасьля іх зьмяшчаюць у ячэйкі сховішча цьвёрдых радыяактыўных адкідаў (ЦРА)[6].

Іншыя радыяактыўныя вадкасьці ўлучаюць: дэзакцывацыйную і прамывачную рашчыну, якой апрацоўваюць абсталяваньне; ваду басэйнаў вытрымліваньня і перагрузкі паліва; ваду бакаў аварыйнага запасу борнай кісьлі; трапную ваду (працечка цепланосьбіту, абмывальная вада для дэзактывацыі зьнешніх паверхняў абсталяваньня, падлогі, сьценаў і столі памяшканьняў). Нерадыяактыўная вада ад умывальнікаў, пральні і душавых таксама падлягае такому ж абыходжаньню, як і радыяактыўная вадкасьць. Трапную ваду, забруджаную мэханічнымі дамешкамі і хімічнымі злучэньнямі, упарваюць. Атрыманы ў выніку выпарваньня салявы канцэнтрат (кубавы астатак), які ў сотні разоў меншы за аб’ём трапнай вады, зьмяшчае ўсе радыяактыўныя дамешкі і мае кансыстэнцыю вадкага кісялю. Салявы канцэнтрат запампоўваюць у ёмістасьці зь нержавейнай сталі для вытрымліваньня цягам 2—3 гадоў да распаду радыёнуклідаў з кароткім тэрмінам паўраспаду, якія ствараюць асноўны радыяцыйны фон. Затым вадкія радыяактыўныя адкіды (ВРА) з салявога канцэнтрату дадаткова выпарваюць і цэмэнтуюць у сталёвых бочках, якія зьмяшчаюць у ячэйкі сховішча цьвёрдых радыяактыўных адкідаў (ЦРА). Дыстылят, утвораны пры ўпарваньні трапнай вады і іншых ВРА, вяртаюць да выкарыстаньня на АЭС пасьля ачысткі на іёнаабменным фільтры[6].

СьцёкіРэдагаваць

На пляцоўцы АЭС прадугледжваюцца 4 каналізацыі:

  • гаспадарча-побытавая каналізацыя зоны вольнага доступу;
  • гаспадарча-побытавая каналізацыя зоны кантраляванага доступу;
  • вытворча-дажджавая каналізацыя незабруджаных сьцёкаў;
  • вытворчая каналізацыя сьцёкаў, забруджаных нафтапрадуктамі.

Гаспадарча-побытавыя сьцёкі ачышчаюць мэханічна і біялягічна. Ачышчаныя сьцёкі зоны кантраляванага доступу пасьля радыяцыйнага замеру накіроўваюць ва ўстаноўку водаачысткі для перапрацоўкі або на паўторнае выкарыстаньне ў залежнасьці ад высокіх або нізкіх паказьнікаў радыяактыўнасьці адпаведна. Сьцёкі вытворча-дажджавой каналізацыі АЭС адводзяць у сыстэму тэхнічнага водазабесьпячэньня. Забруджаныя нафтапрадуктамі сьцёкі ачышчаюць ад іх і накіроўваюць на хімічную водаачыстку. Побытавыя сьцёкі будаўнічай пляцоўкі адводзяць у каналізацыю зоны вольнага доступу, дзе біялягічна ачышчаюць і абезаражваюць. У каналізацыю зоны кантраляванага доступу пасьля дазімэтрычнага забору адводзяць: сьцёкі санітарных вузлоў рэактарнага аддзяленьня і будынка перапрацоўкі адкідаў, душавую ваду санітарных прапусьнікоў. Сьцёкі ад забруджаных алівай і нафтапрадуктамі частак мэханізмаў, якія круцяцца, ад гідрапрыбіраньня машынных залаў, памяшканьняў дызэльгенэратараў і кацельняў спачатку ачышчаюць ад нафтапрадуктаў. Чысты складнік сьцёкаў вяртаюць на паўторнае выкарыстаньне[6].

КрыніцыРэдагаваць

  1. ^ Вячаслаў Будкевіч. ААТ «Сілавыя машыны» паставіць асноўнае энэргетычнае абсталяваньне для беларускай АЭС // БелаПАН, 10 студзеня 2013 г. Праверана 17 лютага 2017 г.
  2. ^ Праект АЭС-2006. Асноўныя канцэптуальныя рашэньні на прыкладзе Ленінградзкай АЭС-2(рас.) // «Атампраект», 2011 г. Праверана 17 лютага 2017 г.
  3. ^ «Атамэнэргапраект». Новаваронеская АЭС-2. Праект «АЭС-2006»(рас.) // ААТ «Канцэрн Расэнэргаатам», 2010 г. Праверана 17 лютага 2017 г.
  4. ^ Лізавета Царыцына. У Расеі запусьцілі атамны энэргаблёк, які ня мае аналягаў у сьвеце(рас.) // Інфармацыйнае агенцтва Расеі «ТАСС», 5 жніўня 2016 г. Праверана 11 сакавіка 2017 г.
  5. ^ Лілія Крапівіна. «Расатам» высока ацэньвае якасьць работаў беларускіх будаўнікоў на АЭС // БелТА, 1 лютага 2013 г. Архіўная копія ад 1 лютага 2013 г. Праверана 11 сакавіка 2017 г.
  6. ^ а б в г д е ё ж з і к л м н о п р Эдуард Сьвірыд. Першая Беларуская АЭС (перакл. Ірына Качаткова) // Полымя : часопіс. — Студзень 2012. — № 1 (987). — С. 121-133. — ISSN 0130-8068.
  7. ^ ААТ «Санкт-Пецярбурскі Атамэнэргапраект». Праект АЭС-2006(рас.) // «Расатам», 2013 г. Праверана 17 лютага 2017 г.
  8. ^ Бясьпека АЭС // УП «Беларуская атамная электрастанцыя», 2016 г. Праверана 17 лютага 2017 г.

Вонкавыя спасылкіРэдагаваць