СТРОИТЕЛЬСТВО
АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
Для студентов вузов

СТРОИТЕЛЬСТВО
АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
Под редакцией доктора технических наук, профессора В. Б. ДУБРОВСКОГО
2-е издание, переработанное и дополненное
Допущено Министерством высшего и среднего специального образования СССР в качестве учебника для студентов высших учебных заведений, обучающихся по специальностям «Строительство тепловых и атомных электростанций» и «Промышленное и гражданское строительство»
Куйбышевский нженерно-сгроите ч»ный ин-tvt БИБЛИОТЕКА Учебный фонд бинв.
МОСКВА ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ 1987
ББК 31.47
С 86
УДК 621.311.25.621.039:621.181 (075.8)
Рецензент В. Л. Тимченко
Авторы: В. Б. Дубровский, А. П. Кириллов, В. С. Конвиз, П. А. Лавданский, Ф. С. Нешумов, Ю. В. Пономарев, А. Б. Пуховский
Строительство атомных электростанций: Учеб-С 86 ник для вузов/ В. Б. Дубровский, А. П. Кириллов, В. С. Конвиз и др.; Под ред. В. Б. Дубровского.— 2-е изд., перераб. и доп. — М.: Энергоатом-издат, 1987. — 248 с.: ил.
Описываются конструкции атомных электростанций (АЭС) с корпусными, канальными и другими типами ядерных реакторов. Рассматриваются принципиальные вопросы технологии работы, оборудование и основы эксплуатации. Основное внимание уделяется выбору площадок для строительства, конструкциям зданий и сооружений комплекса АЭС, защите от излучения, организации производства строительных работ. Первое издание вышло в 1979 г. в качестве учебного пособия. Второе издание переработано и дополнено новыми прогрессивными решениями по строительству АЭС.
Для студентов вузов, обучающихся по специальностям «Строительство тепловых и атомных электростанций» и «Промышленное и гражданское строительство».
2304000000-387
С 051(01)-87
ББК 31.47
УЧЕБНИК
ВИТАЛИЙ БОРИСОВИЧ ДУБРОВСКИЙ
АЛЕКСАНДР ПЕТРОВИЧ КИРИЛЛОВ
ВЛАДИМИР СЕМЕНОВИЧ КОНВИЗ
ПАВЕЛ АЛЕКСАНДРОВИЧ ЛАВДАНСКИЙ
ФЕЛИКС СЕРГЕЕВИЧ НЕШУМОВ
ЮРИЙ ВАСИЛЬЕВИЧ ПОНОМАРЕВ
АРКАДИЙ БОРИСОВИЧ ПУХОВСКИЙ
СТРОИТЕЛЬСТВО АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
Редактор Л. В. Бутович
Редактор издательства А. Д. Шмелькина
В. А. Гозак-Хозак
Технический редактор-. Н. Н. Хотулева
Корректор 3. Б. Драновская
ИБ № 856
Сдано в набор 19.03.87 Подписано в печать 29.06.87	Т-15977
Форматах 1081/1в Бумага типографская № 2 Гарнитура литературная Печать высокая Усл. печ. л. 26,04 Усл. кр.-отт. 26,04 Уч.-изд. л. 30,52 Тираж 5800 экз.	Заказ 6063	Цена 1 р. 50 к.
Энергоатомиздат. 113114, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10
Ордена Октябрьской Революции и ордена Трудового Красного Знамени МПО «Первая Образцовая типография» имени А. А. Жданова Союзполиграфпрома при Государственном комитете СССР по делам издательств, полиграфии и книжной торговли. 113054, Москва, Валовая, 28.
© Издательство «Энергия». 1979
© Энергоатомиздат, 1987, с изменениями
ПРЕДИСЛОВИЕ
В 1954 г. в г. Обнинске под Москвой дала промышленный ток первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт. В 1956 г. вступила в строй первая АЭС в Англии, в 1957 г.—первая АЭС в США.
В СССР с конца семидесятых годов ускоренно развивается атомная энергетика, на ее долю в настоящее время приходится десятая часть всей вырабатываемой электроэнергии. За XI пятилетку на АЭС введено в эксплуатацию 15,8 млн. кВт установленной мощности.
В решениях XXVII съезда КПСС определены большие и сложные задачи, стоящие перед строителями и проектировщиками. Основной задачей в области капитального строительства является создание и ускоренное обновление основных фондов народного хозяйства и повышение эффективности строительного производства. За XII пятилетку капитальные вложения в народное хозяйство должны увеличиться на 18—22%. Необходимо добиться кардинального улучшения проектирования объектов строительства. От этого зависит технический уровень производства, повышение эффективности капитальных вложений.
Энергетическое строительство — одно из важнейших направлений капитального строительства.
К 1990 г. намечено довести выработку на всех электростанциях страны до 1840— 1880 млрд. кВт-ч.
На атомных электростанциях за последние годы введены в эксплуатацию энергоблоки мощностью по 1000 МВт — на действующих Курской, Ленинградской, Нововоронежской и других АЭС. Продолжается строительство крупных АЭС: Запорожской, Балаковской, Южно-Украинской, Смоленской, Калининской, Игналинской и др. На новых АЭС будут устанавливаться в основном энергоблоки с реакторами ВВЭР мощностью 1000 МВт.
Основные топливно-энергетические ресурсы СССР находятся в Сибири, а основной прирост потребности в электроэнергии наблюдается в европейской части страны. В этих
условиях дефицит энергоресурсов в европейской части может быть покрыт за счет строительства АЭС. Стоимость производства электроэнергии на АЭС примерно одинакова для всех районов страны. Сопоставление экономических показателей производства электроэнергии на АЭС и ТЭС показывает, что производство электроэнергии на ядерном топливе экономически целесообразно во всех районах европейской части СССР. Каждые 1000 МВт электрической мощности на АЭС позволяют сохранить ежегодно 2,1 млн. т условного топлива.
В настоящее время развитие электроэнергетики на длительную перспективу, в том числе атомной энергетики, в нашей стране определяется Энергетической программой СССР.
Основные положения Энергетической программы СССР предусматривают:
проведение энергосберегающей политики в народном хозяйстве и быту, экономию топлива и энергии, снижение удельной энергоемкости национального дохода;
ускорение технического прогресса в отраслях энергетического комплекса;
опережение темпов роста производства электроэнергии по сравнению с темпами роста добычи и производства энергетических ресурсов;
форсированное развитие ядерной энергетики для производства электрической и тепловой энергии, что позволит высвободить значительное количество органического топлива;
создание материально-технической базы для использования реакторов на быстрых нейтронах, вторичного ядерного горючего, энергии термоядерного синтеза.
Осуществление Энергетической программы СССР проводится в два этапа. Первый этап завершится на рубеже 80—90-х годов. В это время основой надежного энергообеспечения народного хозяйства будут высокий уровень добычи нефти, увеличение добычи газа в районах Сибири, развитие ядерной энергетики. Второй этап завершится на рубеже XX и XXI веков, он будет характеризоваться ускорением научно-технического прогресса и ин
3
тенсивностью энергосбережения. В середине этого этапа добыча газа стабилизируется, а дальнейший прирост энергетических ресурсов будет обеспечен за счет производства ядер-ной энергии, добычи угля, использования возобновляемых источников энергии.
На первом этапе одновременно со строительством крупных АЭС начнется создание атомных станций теплоснабжения (ACT) и атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ).
На втором этапе планируется создание реакторов энерготехнологического назначения и опытно-промышленных установок управляемого термоядерного синтеза. Термоядерная энергетика является одним из наиболее вероятных направлений создания неисчерпаемых источников энергоснабжения.
Увеличение производства энергетических ресурсов связано с ростом капиталоемкости топливно-энергетического комплекса. Капитальные вложения в развитие топливно-энергетического комплекса, определенного Энергетической программой СССР, составят 20— 22 % в общем объеме капитальных вложений в народное хозяйство. Несмотря на увеличение капиталоемкости топливно-энергетического комплекса реализация мероприятий Энергетической программы позволит получить высокий народнохозяйственный эффект. Ожидается, что общая экономия затрат, полученных от реализации Энергетической программы, в 1,5—1,8 раза превысит капитальные вложения, необходимые для ее осуществления. Кроме того, развитие топливно-энергетического комплекса обеспечит экономию трудовых ресурсов в промышленности, строительстве, сельском хозяйстве, на транспорте.
Важное значение в повышении эффективности строительства АЭС имеет совершенствование проектных решений. Большим достижением в этой области является создание проекта АЭС с унифицированными энергоблоками единичной мощностью 1000 МВт. Этот проект максимально унифицирует строительные конструкции АЭС, что позволяет изготовлять их в заводских условиях и широко использовать принцип сборности. В настоящее время по такому проекту ведется строительство нескольких атомных электростанций, первая из которых — Запорожская АЭС проектной мощностью 6 млн. кВт.
Новым направлением в развитии атомной энергетики является применение ядерных реакторов для централизованного теплоснабжения крупных городов. В XII пятилетке будет осуществляться строительство ACT в Горьком и Воронеже.
Рост числа АЭС, создание ACT, расположение их в обжитых районах у крупных городов неизбежно повышает требования к во-4
просам радиационной безопасности. В настоящее время требования к конструкциям АЭС, обеспечивающим их безопасную эксплуатацию, ужесточаются. Особое значение приобретает обеспечение качества строительства атомных станций, сооружение строительных конструкций реакторных отделений, биологической защиты и т. п.
Комплексная программа научно-технического прогресса стран — членов СЭВ до 2000 г. определила пять приоритетных направлений современной научно-технической революции, из которых заметное место отводится ускоренному развитию ядерной энергетики.
Главная цель сотрудничества братских стран в этой области — глубокая качественная перестройка энергетических хозяйств стран — членов СЭВ, повышение эффективности и надежности электроснабжения, сокращение использования органического топлива, улучшение теплоснабжения городов, охрана окружающей среды и рациональное использование энергии.
Для достижения указанной цели совместными усилиями стран — членов СЭВ ставятся следующие задачи:
совершенствование и дальнейшее сооружение атомных электростанций с реакторами водо-водяного типа мощностью 440 и 1000 МВт (ВВЭР-440 и ВВЭР-1000) с высокими технико-экономическими показателями, степенью стандартизации и унификации оборудования и качественно новыми высоконадежными системами управления, контроля и автоматизации технологических процессов;
улучшение использования природного урана, создание новых, эффективных методов и средств обработки, транспортировки и захоронения радиоактивных отходов, а также безопасной ликвидации отработавших нормативный срок атомных электрических установок;
широкое внедрение в народное хозяйство, и прежде всего в промышленность, принципиально новых видов материалов, обладающих по сравнению с традиционными такими ценными свойствами, как коррозионная и радиационная стойкость, жаропрочность, устойчивость к износу и др.;
разработка оборудования для реакторов на быстрых нейтронах, воспроизводящих в процессе работы ядерное топливо, а также высокотемпературных ядерных энерготехнологических установок многоцелевого назначения, проведение исследований в целях создания научной основы нового источника энергии — управляемого термоядерного синтеза.
Развитие ядерной энергетики обусловливает рост потребности в инженерах соответ
ствующей подготовки, которые должны обеспечить проектирование и строительство зданий и сооружений атомных электростанций. В связи с этим производится расширение подготовки инженеров по специальностям «Промышленное и гражданское строительство» (ПГС) и «Строительство тепловых и атомных электростанций» (СТАЭ). Это требует выпуска учебников и учебных пособий специально для студентов, готовящихся для работы в области проектирования, строительства и эксплуатации зданий и сооружений атомных электростанций.
Первое издание было выпущено в 1979 г. издательством «Энергия» в качестве учебного пособия для строительных специальностей вузов и факультетов и широко используется в учебном процессе при подготовке инженеров-строителей.
Данная книга является вторым изданием учебника для строительных вузов и факультетов, где ведется подготовка инженеров по специальностям ПГС и СТАЭ. Имеется в виду, что к началу изучения учебника студенты имеют знания по дисциплинам: архитектура гражданских, промышленных и сельскохозяйственных зданий; железобетонные и металлические конструкции; технология строительного производства; организация и экономика строительства.
Глава 1 учебника содержит материал о классификации, компоновочных и технологических решениях, принципиальных схемах и оборудовании АЭС. Рассмотрены устройство и принципы работы ядерных реакторов ВВЭР, РБМК и БН. Приведены схемы и принципы работы основного технологического оборудования, являющегося источником излучения, описаны системы спецвентиляции, спецкана-лизации, методы хранения радиоактивных отходов. В гл. 2 рассмотрены требования, предъявляемые к выбору площадок для строительства АЭС, и принципы проектирования генеральных планов. В гл. 3 содержатся общие сведения об объемно-планировочных решениях главных корпусов и вспомогательных зданий и сооружений АЭС. В гл. 4 рассмотрены несущие и ограждающие железобетонные и металлические конструкции, особое внимание
уделено конструктивным решениям защитных оболочек ядерных энергетических реакторов. В гл. 5 приведены сведения о строительных материалах (местных и специальных), их радиационной стойкости, рассмотрены конструктивные решения экранов для защиты от ионизирующих излучений и т. п. В гл. 6 даны характеристики источников ионизирующих излучений, образующихся при работе АЭС в нормальном и аварийном режимах, описаны методы расчета ослабления излучений в строительных материалах, защиты окружающей среды и т. п. В гл. 7 рассмотрены особенности основных строительных работ применительно к условиям возведения АЭС, организация строительства, строительно-монтажная база, стройгенплан, монтаж строительных конструкций, механизация строительства и т. д. В приложениях приведены терминология, понятия, схемы, чертежи, примеры расчетов и т. д.
Эксплуатируемые, строящиеся и проектируемые в настоящее время АЭС относятся к конденсационным электростанциям с реакторами на тепловых нейтронах с водяным теплоносителем, поэтому основное внимание в учебнике уделено АЭС такого типа.
Авторы выражают глубокую благодарность заместителю главного инженера Главного научно-технического управления Минэнерго СССР канд. техн, наук В. Л. Тимченко за полезные замечания, сделанные при рецензировании рукописи.
Настоящий учебник подготовлен коллективом авторов: доктором техн, наук, проф. В. Б. Дубровским — гл. 5 и приложения к ней; канд. техн, наук, доц. П. А. Лавданским — гл. 1, 6 и приложения к ней; инж. Ф. С. Нешумовым— гл. 2, § 3.1, 3.2, приложения к гл. 3 и § 4.1; канд. техн, наук В. С. Конви-зом — § 3.3 и 3.4; доктором техн, наук, проф. А. П. Кирилловым — § 4.2; канд. техн, наук, доц. А. Б. Пуховским — § 4.3; инж. Ю. В. Пономаревым— гл. 7 и приложения к ней.
Замечания и пожелания по книге просьба направлять по адресу: 113114, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10, Энергоатомиздат.
В. Б. Дубровский
ГЛАВА 1
ТЕХНОЛОГИЯ И ОБОРУДОВАНИЕ АЭС
1.1. ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
Некоторые сведения из физики ядерных реакторов. Современная атомная энергетика основана на использовании энергии, выделяющейся при делении ядер урана-235 (gf’U), существующего в природе, а также искусственно получаемых делящихся веществ плутония-239 (g49Pu) и урана-233 Gi-'U). Деление этих ядер возможно при определенных условиях, что потребовало создания комплекса приспособлений для осуществления реакции деления — ядерпого реактора.
Тепловая энергия, выделяющаяся при делении ядер, отводится из ядерного реактора прокачкой через него жидкого или газообразного теплоносителя. Эта энергия может быть преобразована в электрическую путем получения пара, предназначенного для вращения турбоагрегатов, а также использована для подогрева воды для бытовых, промышленных нужд или непосредственно в энергоемких процессах, например в химической или металлургической промышленности.
Рассмотрим реакцию деления на примере 925U.
Деление ядер 925U наиболее вероятно при поглощении низкоэнергетических (тепловых) Нейтронов. При поглощении ядром теплового нейтрона пт образуется ядро 92SU в возбужденном состоянии:
235тт >	236т т
92 U + Пт -* 92 U.
Примерно с 85%-ной вероятностью произойдет деление этого ядра на два осколка g*F и г’Рс испусканием двух или трех быстрых нейтронов пб и выделением энергии Е:
i6U->^F + l3F + 2,5n6 + £.
Осколки деления представляют собой радиоактивные ядра химических элементов средней части таблицы Менделеева. Нейтроны, образовавшиеся при делении, подразделяются на мгновенные ( — 99%), испускаемые в момент деления, и запаздывающие ( — 1 %), испускаемые при распаде осколков деления.
6
Средняя энергия запаздывающих нейтронов составляет примерно 0,8-10~13 Дж (0,5 МэВ), мгновенных 3,2-10”13 Дж (2 МэВ). Чтобы обеспечить самоподдерживающуюся реакцию, необходимо уменьшить энергию образовавшихся быстрых нейтронов, т. е. замедлить их, что возможно при столкновении нейтронов с ядрами легких элементов.
Самоподдерживающаяся реакция деления может происходить только при определенных размерах (объеме) реактора, когда утечка нейтронов уравновешивается их образованием в процессе деления. Такие размеры (объем) называются критическими, а масса ядерного топлива, заполняющего активную зону при критических размерах, — критической. Если размеры реакторов меньше критических, они называются под критически ми, а если больше, то иадкритиче-с к и м и.
Чтобы уменьшить утечку нейтронов, активную зону реакторов окружают материалами, хорошо рассеивающими нейтроны,— так называемыми отражателями нейтронов. При наличии отражателя увеличивается количество нейтронов в активной зоне реактора, участвующих в процессе деления, и, следовательно, уменьшаются критические размеры реактора. Кроме того, отражатель обеспечивает некоторое выравнивание плотности потока нейтронов по объему активной зоны и, следовательно, более равномерное выгорание горючего в процессе эксплуатации. Последнее обстоятельство является важным для реакторов атомных электростанций, так как позволяет увеличить время между перегрузками топлива, сопровождающимися остановками реактора и перерывами в энергоснабжении.
Полная энергия, выделяющаяся при делении одного ядра урана, составляет 3,2-10-11 Дж (200 МэВ), а тепловая энергия, выделяющаяся при делении 1 г урана, составляет 7,79-10'° Дж, что соответствует сжиганию 2660 кг угля в условном исчислении.
Следует различать электрическую и тепловую мощность АЭС. Электрическая мощность определяется мощностью турбоагрегатов, тепловая — загрузкой топлива и конструктивным решением реактора.
Тепловая мощность реактора Ар с горючим из 92dU может быть определена из выражения
*4 = 3,0-НС11 ФроК,
где 3,0-10'11 Дж (190 МэВ)—тепловая энергия, выделяющаяся при делении одного ядра 925U под действием теплового нейтрона; Ф— средняя плотность потока тепловых нейтронов в реакторе; р — число ядер делящегося вещества в единице объема активной зоны; V — объем активной зоны реактора; о — микроскопическое сечение деления (для урана-235 можно принять 585- 10 2i см2).
Природный уран состоит в основном из двух изотопов: 925U и 928U, содержание которых в естественной смеси соответственно составляет примерно 0,7 и 99,3% по массе. Если содержание изотопа 925U в уране искусственно увеличено, такой уран называется обогащенным.
При облучении нейтронами 928U и go8Th в результате следующих цепочек радиоактивных превращений могут быть получены новые делящиеся вещества 923U и Ц9Ри.
Ториевый цикл:
232™ I „ ( 233™ 3 233Do 3 233т т
90 1 п -р п —> 90 1 П —> 91 Ра —> 92 и.
Плутониевый цикл:
238	. Т , „ 7 239, т 3 239кт	3 239п<,
92	U -р п —* 92 U —>93 Np —> 94 PU.
Конечные продукты этих реакций, как и уран-235, могут быть использованы в качестве горючего в ядерных реакторах.
Радиоактивные ядра, образующиеся в реакторе, распадаются с испусканием излучений: альфа-частиц, имеющих заряд Z=-|-2 и массовое число А =4; они состоят из двух нейтронов и двух протонов и представляют собой ядра гелия; бета-частиц, имеющих единичный отрицательный заряд, равный заряду электрона и его массе; гамма-частиц, являющихся электромагнитными колебаниями с малой длиной волны или потоком фотонов.
Основные элементы ядерных реакторов. Реакторы классифицируются в зависимости от назначения, вида и физического состояния горючего, замедлителя, теплоносителя и имеют свои особенности. Однако принципиальные схемы устройства всех реакторов во многом одинаковы. Любой ядерный реактор состоит из нескольких зон, имеющих свое назначение. В активной зоне происходит деление ядер горючего. Отбор теплоты, выделяю
щейся при делении, осуществляется путем циркуляции теплоносителя через активную зону.
Изменение количества делений в активной зоне (а следовательно, мощности реактора) производится с помощью регулирующих стержней системы управления и защиты реактора (СУЗ), выполненных из материалов, хорошо поглощающих нейтроны. Активная зона, окруженная отражателем нейтронов, помещается в корпус реактора. Корпус реактора защищен бетонной биологической защитой, обеспечивающей снижение потоков излучений до допустимого уровня. Между корпусом и биологической защитой часто устраивается слой радиационно-тепловой защиты, предназначенной для восприятия радиационных тепловыделений и предохранения бетонной биологической защиты от радиационных повреждений.
Ядер ное горючее и тепловыделяющие элементы. В качестве ядер-ного горючего в активной зоне, как уже говорилось, могут быть использованы уран-235, уран-233, плутоний-239. Деление ядер горючего может происходить под действием тепловых или быстрых нейтронов. В зависимости от энергии нейтронов, под действием которых происходит деление горючего, реакторы подразделяются па реакторы на тепловых и быстрых нейтронах.
В реакторах на тепловых нейтронах [средняя энергия нейтронов, вызывающих деление, менее 1,6X10“19 Дж (1 эВ)] в качестве горючего в основном применяют уран-235.
В реакторах на быстрых нейтронах (средняя энергия нейтронов, вызывающих деление, составляет несколько сотен кэВ) в качестве горючего применяют высокообогащенный уран и плутоний-239.
Ядерное топливо может быть использовано в твердом или жидком виде. В зависимости от этого реакторы подразделяются соответственно на гетерогенные и гомогенные. В гетерогенных реакторах твердое топливо помещено в оболочку, предохраняющую его от взаимодействия с теплоносителем и локализующую осколки деления. В гомогенных реакторах ядерное топливо равномерно перемешано с теплоносителем (и замедлителем, если это реактор на тепловых нейтронах).
Горючее, помещенное в предохранительную герметичную оболочку, называют тепловыделяющими элементами (твэ-лами). Конструктивно твэлы (рис. 1.1) могут быть выполнены стержневыми (а), пластинчатыми (б), гофрированными (в), трубчатыми (а), шаровыми (б), перфорированными
7
Рис. 1.1. Конструктивные схемы твэлов
(е). Чаще всего используются стержневые и трубчатые твэлы.
Тепловыделяющие элементы, собранные в кассеты, с помощью центрирующих узлов устанавливаются в рабочих каналах реактора.
Самым распространенным топливом энергетических реакторов в настоящее время является слабообогащенная двуокись урана UO2 с содержанием изотопа д'Гидо 5 % по массе. Она химически инертна, совместима с большинством конструкционных материалов и теплоносителей, обладает высокой температуро-стойкостью (температура плавления около 2800 °C) и высокой радиационной стойкостью. В дальнейшем, по-видимому, основным видом топлива высокотемпературных реакторов станут карбиды урана и плутония. Обладая сопоставимыми с двуокисью урана температурой плавления и радиационной стойкостью, карбиды имеют в 5—10 раз более высокую теплопроводность и большую плотность.
Замедлитель и отражатель. Назначение замедлителя — уменьшить энергию нейтронов, образующихся при делении ядер горючего. Лучшими замедлителями являются легкие материалы, не поглощающие тепловых нейтронов. Наибольшее распространение в качестве замедлителей получили вода Н2О, тяжелая вода D2O и графит. Тяжелая вода имеет высокую стоимость и обычно применяется в тех случаях, когда в качестве горючего используется природный уран без обогащения. Для обогащенного горючего в качестве замедлителя используют обыкновенную воду. Графит, являясь дешевым материалом, часто применяется в качестве замедлителя в реакторах, охлаждаемых газом или водой.
Назначение отражателя — увеличение количества нейтронов в активной зоне и выравнивание распределения плотности потока нейтронов по ее объему. В качестве отражателей в реакторах на тепловых нейтронах, как правило, используют те же материалы, что и для замедлителей (вода, графит). Активная зона реакторов на быстрых нейтронах обычно окружена отражателем из естественного урана. Верхняя и нижняя части тепло-8
выделяющих элементов активной зоны заполняются естественным ураном, который образует верхний и нижний отражатели. В реакторах на быстрых нейтронах отражатель, выполненный из естественного урана, одновременно является зоной воспроизводства, где происходит реакция воспроизводства плутония (см. выше плутониевый цикл).
Теплоноситель. Отбор теплоты из активной зоны реакторов может осуществляться двумя принципиально различными способами: теплоноситель под давлением прокачивается независимо через каждый рабочий канал или через всю активную зону, причем давление в первом случае воспринимается стенками технологических каналов, во втором— корпусом реактора. Поэтому реактор первого типа называется канальным, второй — корпусным.
Основными материалами теплоносителей служат вода, газы, жидкие металлы и органические жидкости. Вода — наиболее распространенный теплоноситель (и замедлитель) реакторов АЭС.
Основным требованием, предъявляемым к воде в ядерной энергетике, является ее чистота. Это вызвано тем, что под действием воды материалы реактора и всего контура подвергаются коррозии и эрозии, продукты которых вызывают наведенную активность теплоносителя. Кроме того, под действием излучения происходит разложение воды на водород и кислород (радиолиз), образуется и перекись водорода. Смесь этих газов взрывоопасна, а наличие растворенных в воде газов существенно влияет на ускорение коррозионных процессов в контуре. Поэтому вода во время работы реактора очищается на ионообменных или высокотемпературных неорганических фильтрах.
Реакторы с водяным теплоносителем и замедлителем называют водо-водяными реакторами (ВВР), а с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем — водографитовыми реакторами (ВГР). Их часто называют также легководными (теплоноситель— обыкновенная вода), тяжело
водными (теплоноситель — тяжелая вода) или уран-графитовыми (горючее — уран, замедлитель — графит) реакторами.
Реакторы с водяным теплоносителем подразделяют на не кипящие, работающие в водном режиме, и кипящие, в которых пар получается непосредственно в активной зоне.
Наибольшее распространение среди газовых теплоносителей получил углекислый газ, который используется в сочетании с графитовым замедлителем. Гелий благодаря высокой теплопроводности, почти в 10 раз большей, чем теплопроводность углекислого газа, является перспективным теплоносителем для реакторов на быстрых нейтронах и для заполнения кладок канальных реакторов. Однако он очень текуч и дорог, что сдерживает его применение на крупных энергетических установках. Воздух можно считать приемлемым теплоносителем. Однако он сильно активируется за счет присутствия аргона, поэтому в крупных энергетических реакторах в зоне больших потоков нейтронов его не применяют.
Газы имеют малую вероятность захвата (сечение) тепловых нейтронов, низкую теплоемкость и малый коэффициент теплопередачи, что требует больших объемов при их прокачке через активную зону. Уменьшение объемов прокачиваемых газов ведет к увеличению давления на корпус реакторов, что затрудняет создание корпусов высокого давления. Однако газы можно нагревать до высоких температур. Верхний температурный предел нагрева газа ограничивается предельно допустимой температурой конструкционных материалов твэлов и активной зоны. Создание высокотемпературных материалов позволило довести нагрев газа в современных реакторах более чем до 1000 °C.
Жидкие металлы являются хорошим теплоносителем и используются в основном в реакторах на быстрых нейтронах. Это объясняется тем, что эти металлы обладают хорошими теплофизическими свойствами. Высокая температура кипения большинства металлов позволяет создать высокотемпературные контуры при низком давлении в них. Из жидкометаллических теплоносителей наибольшее распространение получил натрий. К недостаткам натрия как теплоносителя, которые необходимо учитывать при проектировании систем охлаждения, относятся повышенная взрывоопасность при взаимодействии с водой, большая наведенная активность при облучении нейтронами в реакторе, необходимость принудительного подогрева до 100 °C при заполнении системы контуров и во время длительных остановок реактора и необходимость изготовления достаточно надежного уникаль
ного оборудования, предназначенного для перекачки жидкого металла.
Основные отличительные признаки ядерного реактора, такие как способ восприятия давления (корпусом или стенками канала), вид теплоносителя (вода, жидкий металл, газ), его фазовый состав (вода под давлением, кипящая вода) и вид замедлителя (вода, графит), обычно вводят в название реактора, т. е. по названию реактора можно определить его конструктивные особенности. Например, если в качестве теплоносителя в реакторе используется вода, замедлителя нейтронов— графит, давление теплоносителя воспринимается стенками каналов, теплоотвод от активной зоны осуществляется водой при кипении, а реактор предназначен для получения энергии, то он называется водографитовым канальным кипящим энергетическим реактором.
В атомной энергетике принято сокращенное название реактора, которое обычно заканчивается цифрой, характеризующей его электрическую мощность. Так, из названия «реактор ВВЭР-1000» следует, что это водо-водяной энергетический реактор электрической мощностью 1000 МВт.
Система управления и защиты реактора (СУЗ). Система управления и защиты предназначена для пуска реактора, выхода на проектную мощность, изменения и поддержания заданной мощности, остановки реактора. Кроме того, в случае отклонения от нормального режима СУЗ должна обеспечивать его аварийную остановку.
СУЗ реактора — одна из главных систем, обеспечивающих контроль и безопасность АЭС. Она состоит из трех групп стержней (систем), имеющих определенные функции:
компенсирующих стержней (КС), предназначенных для компенсации изменений реактивности при переходе реактора из холодного в горячее состояние (изменение температурного коэффициента реактивности) и компенсации шлакования и выгорания топлива;
стержней автоматического (АР) или ручного (РР) регул и ров а-ы и я, предназначенных для поддержания мощности реактора и основных параметров теплоносителя на заданном уровне путем небольшого изменения реактивности. Когда эффективность стержней АР оказывается недостаточной для этих целей, совместно с ними используется часть стержней КС;
стержней аварийной защиты (АЗ), предназначенных для быстрой остановки реактора при аварийной ситуации.
Изменение мощности реактора осуществляется путем изменения количества нейтро
9
нов, участвующих в процессе деления в активной зоне. Изменение баланса нейтронов в реакторе возможно путем введения в активную зону материалов, хорошо поглощающих нейтроны, или путем увеличения утечки нейтронов из активной зоны, например при перемещении отражателя.
Энергетические реакторы имеют СУЗ, состоящую из стержней разнообразной формы: цилиндрических, призматических, крестообразных, шаровых. В качестве поглотителя в рабочих частях СУЗ используются материалы с большой вероятностью захвата тепловых нейтронов: бор или кадмий в виде сплавов с конструкционными материалами или соединений, заключенных в оболочки. Также предусматривается впрыск в теплоноситель жидкого поглотителя (раствор борной кислоты).
Защита. Защита ядерных реакторов АЭС может выполнять несколько функций: снижать потоки излучений до допустимого уровня (биологическая защита) и предохранять ответственные конструктивные элементы ядерного реактора от чрезмерного перегрева и радиационных повреждений (радиационнотепловая защита). Поглощение в материале корпуса или бетонной защиты реактора энергии излучений приводит к развитию высоких температур и температурных перепадов и как следствие — к возникновению значительных температурных напряжений. Кроме того, под действием излучений в течение длительного времени изменяются физико-технические свойства материалов: сталь становится хрупкой, заполнители бетонов неравномерно расширяются, вследствие чего бетон может потерять прочностные свойства. Поэтому перед сильно нагруженными ответственными конструкциями (например, перед корпусом или перед бетонной биологической защитой) часто устанавливают экраны из жаропрочных радиационно стойких материалов, поглощающих избыточную энергию излучений и получивших название радиационно-тепловой защиты. Корпус реактора может иметь радиационно-тепловую защиту, выполненную из чугуна или стали, а предохранение бетонной биологической защиты возможно установкой перед ней слоя из жаропрочного бетона или других жаропрочных материалов с желательно большой теплопроводностью.
Биологическая защита реактора предназначена для снижения потоков излучений до допустимого уровня. Биологическая защита реакторов АЭС, как правило, выполняется из обычного тяжелого бетона (см. гл. 5). Использование бетона обусловлено относительно невысокой его стоимостью, а также хорошими свойствами защиты от нейтронного и гамма-излучения.
10
Конструктивные схемы ядерных реакторов. Корпусные водо-водяные реакторы. Наиболее освоенными энергетическими реакторами, получившими широкое распространение на АЭС, являются реакторы ВВЭР, которые подразделяются на два типа: с водой под давлением (без кипения) — ВВРД и кипящий — ВВРК-
Принципиальную схему корпусного реактора с водой под давлением рассмотрим на примере реактора ВВЭР-1000 (рис. 1.2).
Вода циркуляционными насосами подается через нижние патрубки и по кольцевому зазору между корпусом реактора и корзиной активной зоны опускается под активную зону. При движении вниз вода охлаждает корпус, одновременно являясь дополнительной защитой его от нейтронов. Поднимаясь и проходя через зазоры между твэлами активной зоны, вода нагревается и через верхние патрубки выводится из реактора. Под активной зоной и над ней расположено различное -вспомогательное оборудование: органы регулирования мощности реактора, датчики температуры и т. д. Стержневые тепловыделяющие элементы, собранные в кассеты, монтируются в корзине, фиксирующей взаимное расположение твэлов и стержней СУЗ, элементы которой крепятся внутри корпуса. Патрубки для приварки главных трубопроводов располагаются вверху боковой цилиндрической части корпуса. Реактор в сборе опирается кронштейнами или выступами корпуса на кольцевую ферму железобетонной шахты, выполняющей функции биологической защиты.
Основные параметры отечественных реакторов с водой под давлением приведены в табл. 1.1.
Принципиальная схема кипящего реактора с внутренней сепарацией пара приведена на рис. 1.3.
Приводы и рабочие органы СУЗ в ВВРК располагают обычно внизу активной зоны. Рабочие органы СУЗ аналогичны по конструктивному решению устанавливаемым в
Таблица 1.1. Основные параметры реакторов ВВЭР		
Показатели	ВВЭР-440	ВВЭР-1000
Мощность, МВт:  • электрическая тепловая КПД (брутто), % Давление насыщенного пара перед турбиной, МПа Давление в корпусе реактора, МПа Число циркуляционных петель Подача главного циркуляционного насоса, м3/ч Мощность турбоагрегата, МВт	440 1375 32 4,5 12,5 6 6500 220	1000 2940 34 6,0 17,0 4 17 000 1000
Рис. 1.2. Водо-водяной реактор ВВЭР-1000:
/ — съемная крышка корпуса; 2 — направляющие трубы для органов и приводов СУЗ; 3 — прижимной цилиндр; 4 — патрубок выхода теплоносителя; 5—разделительная обечайка; 6—патрубок входа теплоносителя; 7 —прижимная плита; 8 — ограничивающий пояс; 9 — корпус реактора; Ю — кассеты с твэлами; // — корзина активной зоны; /2 — тепловая защита корпуса; 13— опорная плита (для кассет); 14— теплоизоляция; /5—кольцевой бак с водой или «сухая» тепловая защита; 16 — кронштейны и ферма для опирания корпуса; 17 — штанга привода органов СУЗ; 18 — кольцевой уплотняющий и компенсирующий лист; /9 — облицовка помещения; 20— чехлы для приводов органов СУЗ; 21 — вход охлаждающего воздуха; 22 —выход охлаждающего воздуха
рис. 1.3. Схема кипящего реактора:
/—напорная камера; // — камера пароводяной смеси; ///—область огсспарированной воды и влажного пара; IV — полость сухого пара; / — крышка; 2—жалюзийный сепаратор; 3 — блок сепараторов; “/—отвод пара; 5—турбосепаратор; 6 — уровень воды; 7—трубы с пароводяной смесью; 8 — крышка пароводяной камеры; 9 — отвод отсепарированной воды; 10 — стальной корпус; // — корзина активной зоны; 12 — кассета с твэлами; 13 — опорно-разделительный узел; 14 — подвод воды от насоса; 15 — гидроприводы СУЗ
реакторе ВВРД (крестообразные стержни или трубки с карбидом бора, перемещаемые между топливными кассетами). Из-за меньших критических нагрузок размеры твэлов в ВВРК больше, чем в ВВРД. Активная зона расположена внутри корпуса. Над корзиной активной зоны устанавливается блок сепараторов, образующий цилиндрическую полость между активной зоной и сепараторами — камеру пароводяной смеси. Из камеры пароводяная смесь поступает в турбосепараторы, где происходит образование влажного пара (влажность до 10%). Досушивание пара производится с помощью жалюзийных сепараторов, расположенных в верхней части корпуса.
Для атомных станций теплоснабжения, которые предназначены только для отпуска горячей воды и отопления зданий в крупных населенных пунктах и в перспективе заменят промышленные котельные, разработан специальный реактор (рис. 1.4). С учетом того, что ACT должны располагаться в непосредственной близости от крупных населенных пунктов, к реакторам предъявляются повышенные требования по радиационной безопасности. Поэтому реакторная установка для ACT выполнена с интегральной компоновкой технологического оборудования. Теплообменники помещены в герметичный металлический корпус, рассчитанный на 1,5 МПа.
11

нения в сочетании с графитом высокотемпературных газовых теплоносителей, а также создания систем перегрузки без остановки реактора.
Реакторы с графитовым замедлителем могут быть корпусными и канальными. Для корпусных графитовых реакторов в качестве теплоносителя используются углекислый газ, гелий и реже другие газы (газографитовые реакторы — ГГР), а для канальных — обычная вода (водографитовые реакторы — ВГР).
Устройство ВГР рассмотрим на примере РБМК-ЮОО — реактор большой мощности канальный (рис. 1.5), который представляет собой набор вертикальных каналов 1 из циркония, вставленных в отверстия блочной графитовой кладки 2, являющейся замедлителем и отражателем (на рисунке условно показаны только два канала из 1693) и помещенной в корпус 3, заполненный инертным газом под давлением, близким к атмосферному. Нагрузка от собственного веса активной зоны воспринимается нижней опорной металлоконструкцией коробчатого сечения, заполненной серпентинитом 4. Верхняя металлоконструкция, аналогичная нижней, опирается па бак с водой, служащий радиационно-тепловой защитой бетонной биологической защиты. Между перекрытием реакторного отделения и верхней металлоконструкцией расположена система разводки труб теплоносителя от общих и групповых коллекторов к головкам каналов. Каналы проходят через пространство для разводки теплоносителя 5 и заканчиваются перегрузочными головками 6. Перегрузка осуществляется с помощью специальной машины, установленной на перекрытии
Рис. 1.4. Схема реактора для ACT:
/ — теплообменник; 2— корпус реактора; 3—страховочный корпус; 4—активная зона; 5 — тяговый участок; 6 — кольцевой зазор; 7— СУЗ
Кроме того, на случай аварийной разгерметизации корпуса предусмотрено устройство дополнительного страховочного корпуса, предназначенного для локализации протечки теплоносителя. Циркуляция водяного теплоносителя в реакторе естественная. Вода за счет разогрева в активной зоне поднимается по тяговому участку в верхнюю часть реактора, затем, опускаясь по периферийному кольцевому зазору (в нем установлены теплообменники), охлаждается и возвращается в нижнюю часть реактора под активной зоной.
Графитовые реакторы
Реакторы с графитовым замедлителем достаточно широко применяются на АЭС благодаря возможности использования в качестве топлива природного слабообогащенно-го металлического урана или его двуокиси, получения большего коэффициента воспроизводства, чем у реакторов типа ВВЭР, приме-12
Рис. 1.5. Конструктивная схема реактора РБМК-ЮОО
реакторного отделения 7. Подреакторное пространство занято помещением приводов СУЗ.
Вес реактора передается на бетон через сварные металлоконструкции, которые одновременно используются для биологической защиты и образуют герметичную полость, заполненную смесью гелия и азота, — реакторное пространство, в котором размещается графитовая кладка.
В реакторах ВГР Белоярской АЭС перегретый пар образуется непосредственно в рабочих каналах активной зоны. Каналы бывают двух типов: испарительные и пароперегревательные. В испарительных каналах вода преобразуется в пароводяную смесь, которая подается в сепаратор. Пар, отделенный от воды в сепараторе, поступает в пароперегревательные каналы и выводится из реактора при температуре 480 °C и давлении 9 МПа, т. е. происходит ядерный перегрев пара. При прохождении через активную зону пар активируется, поэтому конденсаторы турбин, трубопроводы острого пара и другое вспомогательное оборудование на подобных АЭС должны быть окружены биологической защитой.
Дальнейшее развитие реакторов этого типа осуществлялось путем упрощения конструкции каналов (одноходовое движение теплоносителя), замены нержавеющей стали, обладающей значительным сечением захвата нейтронов, цирконием (улучшение нейтронного баланса), использования хорошо освоенного двуокисного топлива в форме пучков в циркониевой оболочке, увеличения единичной мощности, а также обеспечения почти непрерывной перегрузки топлива. Реакторы РБМК установлены на многих атомных электростанциях СССР (Ленинградской, Курской, Смоленской и др.).
Ниже приведены основные параметры реактора РБМК-Ю00:
Мощность, МВт: тепловая.................................... 3200
электрическая ............................ 1000
КПД (брутто), °/о...............................31,3
Мощность турбоагрегата, МВт......................500
Диаметр активной зоны, м........................11,8
Высота активной зоны, м.........................7
Масса графитовой кладки, т..................... 2000
Вид топлива......................................UO2
Газографитовые корпусные реакторы ГГР установлены на АЭС, сооруженных в Великобритании. Пример конструктивного решения усовершенствованного газового реактора (УГР) в корпусе из предварительно напряженного железобетона приведен на рис. 1.6.
Рис. 1.6. Газографитовый реактор в железобетонном корпусе:
1 — корпус реактора из предварительно напряженного железобетона; 2 — газодувка; 3 — парогенератор; 4 — тепловая защита; 5---кладка активной зоны; (/ — отвод пара; 7 — теплоизоляция корпуса; 8— внутренняя уплотняющая облицовка корпуса;
9 — канал; 10 — машина для перегрузки топлива; // — камера горячего газа; 12 — внутренний корпус, образующий холодную камеру для подачи части газа на охлаждение замедлителя; 13— подвод питательной воды; 14 — опоры конструкции; /5 — подвод в активную зону части газа, поступающего из газодувок
Таблица 1.2. Основные параметры реакторов на быстрых нейтронах
Параметр	НН-350	БИ-600
Мощность, МВт:		
тепловая	1000	1470
электрическая	150	600
Производительность по опресненной воде, тыс. м3/сут	120	—
КПД (брутто), %	35	43
Число контуров	3	3
Теплоноситель	Na	Na
Число петель охлаждения	6	3
Мощность турбоагрегата, МВт Параметры пара перед турбиной:	50	200
температура, °C давление, МПа	440	505
	5	14
13
Рис. 1.7. Реактор на быстрых нейтронах БН-600:
1 — несущая конструкция; 2 — бак реактора; 3 — насос; 4 —- электродвигатель насоса; 5 — поворотная пробка; 6 — верхняя неподвижная защита; 7— теплообменник; 8 — центральная сборка СУЗ; 9 — загрузочное устройство
1.2. ТИПЫ АЭС. ОСНОВНОЕ
ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЕ
ОБОРУДОВАНИЕ
Будущее атомной энергетики принадлежит реакторам на быстрых нейтронах (БН). В качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах используют газы или жидкие металлы, в основном натрий.
Для энергетического реактора БН-600 (рис. 1.7) Белоярской АЭС принята интегральная (баковая) компоновка радиоактивного технологического оборудования: активная зона, насосы и промежуточные теплообменники расположены в одном герметичном баке. Теплоноситель на выходе из активной зоны имеет высокую температуру, что увеличивает КПД АЭС и позволяет использовать пар параметров, принятых на современных тепловых электростанциях (табл. 1.2).
Технологические схемы АЭС. Гафики потребления электроэнергии, вырабатываемой электрическими станциями всех видов, неравномерны и зависят от времени суток (резкое уменьшение потребления электроэнергии в ночное время и увеличение его в дневное с провалом в обеденный перерыв), дня недели (уменьшение потребления электроэнергии в субботние, воскресные и праздничные дни) и времени года (уменьшение потребления электроэнергии летом.
Для повышения маневренности АЭС и надежности обеспечения потребителей электроэнергией, а также повышения качества электроснабжения электростанции объединяют в общую энергетическую систему, что дает возможность уменьшить резерв мощности на каждой электростанции за счет несовпадения во времени максимумов нагрузок в различных районах и облегчает прохождение ночного провала нагрузок.
Атомные электростанции, так же как другие электростанции, могут работать в общей энергосистеме, объединенной электрическими сетями, и изолированно, для покрытия нужд определенного района, например в труднодоступных районах СССР или в районах, где поблизости нет месторождений органического топлива.
Для покрытия максимумов нагрузок эффективно создание пиковых энергетических установок, работающих относительно короткое время (1—2 ч в сутки и менее). Основным требованием, предъявляемым к этим установкам, является максимальное снижение стоимости их оборудования. Себестоимость электроэнергии (КПД установки) в этом случае не имеет решающего значения.
14
Большинство тепловых электростанций сооружаются как базовые, т. е. для длительной работы в номинальном режиме. Учитывая значительную капиталоемкость, АЭС в основном также сооружаются как базовые.
Как и тепловые, атомные электростанции подразделяются на конденсационные и теплофикационные. На конденсационных АЭС пар от турбины (ее также называют конденсационной) поступает в теплообменник-конденсатор, в котором остаточная теплота отдается холодной воде, забираемой из моря, реки, пруда-охладителя или градирни.
На теплофикационных электростанциях теплота, отводимая от теплофикационных турбин, может быть направлена с горячей водой или паром для последующего использования потребителями: на промышленных предприятиях, для обогрева зданий ит.д.
Основными потребителями органического топлива являются промышленные, районные, квартальные и местные котельные. Поэтому взамен таких котельных решено создать атомные станции теплоснабжения, имеющие более высокий КПД по сравнению с котельными благодаря отсутствию теплопотерь с уходящими газами. Кроме того, использование ACT
приведет к снижению загрязнения воздушной среды в городской черте.
В настоящее время существуют несколько технологических схем АЭС (рис. 1.8). На
всех АЭС необходимо создание биологической защиты вокруг оборудования, являющегося источником ионизирующих излучений. Биологическую защиту можно условно разделить на первичную — защиту собственно реактора и вторичную — защиту трубопроводов и другого оборудования, доступ к которому возможен после остановки реактора.
В современных АЭС рабочим телом (веществом, совершающим работу, преобразующую тепловую энергию в механическую) является водяной пар.
При одноконтурной схеме АЭС (рис. 1.8,а) вода (пар) выполняет функции теплоносителя и рабочего тела. Пар, образующийся в активной зоне, сепарируется и подается на турбину. Отработанный пар конденсируется, и конденсат возвращается в реактор. Эта схема характерна для кипящих реакторов, у которых все оборудование, включая турбину, работает в радиационных условиях что является одним из недостатков схемы. Однако значительное преимущество таких АЭС — меньшее количество теплотехнического оборудования и, следовательно, уменьшение потерь теплоты, увеличение КПД. По однокон-
1 здесь и далее под термином радиационные условия подразумевается наличие ионизирующих излучений и радиоактивных изотопов в рабочих помещениях, превышающих нормативное.
Рис. 1.8. Принципиальные технологические схемы атомных электростанций:
а — одноконтурная; б — двухконтурная АЭС пли АТЭЦ; в— не полностью двухконтурная АЭС; г — трехконтурная АЭС; О — трехконтурная ACT; /— реактор; 2— первичная биологическая защита;.?—вторичная биологическая защита; 4—регулятор давления в контуре; 5 — турбина; 6 — электрогенератор; 7 — конденсатор или газоохладитель; 6 — насос или компрессор; '/—•емкость для пополнения теплоносителя или рабочего тела; 10—-регенеративный подогреватель; 11 — циркуляционный насос; 12 — парогенератор; 13 — промежуточный теплообменник; 14 — сетевой теплообменник; 15— сетевой насос; 16 — встроенный в корпус реактора промежуточный теплообменник; 17 — фильтр спецводоочистки
15
турной схеме работают АЭС с реакторами РБМК.
Наибольшее распространение получили двухконтурные схемы АЭС, в которых контуры теплоносителя и рабочего тела разделены (рис. 1.8,6). Радиоактивный контур теплоносителя называют первым, а нерадиоактивный контур рабочего тела — вторым. Теплоноситель, нагреваясь в активной зоне, подается в парогенератор, отдает теплоту воде второго контура, превращая ее в пар, и с помощью циркуляционного насоса возвращается в реактор. Пар, образовавшийся в парогенераторе, подается на турбину, затем конденсируется и конденсат возвращается в парогенератор. Отсутствие радиоактивности во втором контуре упрощает эксплуатацию электростанции.
По двухконтурной схеме работают атомные электростанции с корпусными водо-водяными реакторами.
В качестве теплоносителя в первом контуре двухконтурной схемы могут использоваться вода, газ или органические теплоносители. Здесь должно поддерживаться достаточно большое давление во избежание закипания теплоносителя и в связи с необходимостью иметь достаточный перепад температуры в парогенераторе между теплоносителем и водой второго контура.
Для увеличения КПД АЭС желательно подавать на турбины перегретый пар. В связи с этим появилась не полностью д в у х к о н т у р н а я схема отбора теплоты (рис. 1.8,в). Нагретая в реакторе вода подается в парогенератор и возвращается в реактор. Образовавшийся в парогенераторе насыщенный пар подается для перегрева в реактор и поэтому является одновременно теплоносителем и рабочим телом. Далее перегретый пар подается на турбину. Эта схема получила название схемы АЭС с ядерным перег.ревом.
Используемый в качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах натрий бурно реагирует с водой и водяным паром. В связи с этим появилась необходимость создать дополнительный промежуточный контур, исключающий даже в аварийной ситуации возможность выхода из строя первого радиоактивного контура. Технологические схемы таких атомных электростанций относятся к трех контурным (рис. 1.8,а). В первом контуре циркулирует натрий, который через промежуточный теплообменник отдает теплоту натрию второго контура. Натрий второго контура, проходя через парогенератор, отдает теплоту воде третьего контура, далее схема ничем не отличается от двухконтурной. Наличие второго промежуточного контура ве-16
дет к увеличению капитальных затрат, но обеспечивает безопасность работы реактора. По трехконтурной схеме работают реакторы БН-350 на Шевченковской АЭС и БН-600 на Белоярской АЭС.
Для сокращения тепл.опотерь и затрат на сооружение коммуникаций атомные станции теплоснабжения должны располагаться как можно ближе к потребителю, т. е. к крупному населенному пункту. В связи с этим, как уже отмечалось, к безопасности ACT предъявляются очень жесткие требования, которые могут быть выполнены при обязательном использовании трехконтурной схемы отбора теплоты (рис. 1.8,6). Первый контур — контур естественной циркуляции теплоносителя в корпусе реактора, второй — промежуточный нерадиоактивный. В него входят встроенные в корпус реактора промежуточные теплообменники, с помощью которых теплота из первого контура реактора передается на сетевые теплообменники.
Все теплотехническое оборудование АЭС по стадиям технологического процесса подразделяется на реакторную, парогенерирующую, паротурбинную и конденсационную установки и конденсационно-питательный тракт. Взаимосвязь между этими элементами образует тепловую схему электростанции.
Назначение основного технологического оборудования можно продемонстрировать на примере упрощенной тепловой схемы двухконтурной АЭС с водоводяным реактором (рис. 1.9).
В реакторе 3 происходит разогрев теплоносителя (воды), который по трубопроводам первого контура, снабженного задвижкой 5, направляется в парогенератор 7. В парогенераторе происходит теплопередача от теплоносителя рабочему телу второго контура, производится пар, который подается на цилиндр высокого давления турбоагрегата. Теплоноситель из парогенератора с помощью главного циркуляционного насоса 6 по трубопроводам подается в реактор. Таким образом, назначением первого контура является передача теплоты, выделяемой в реакторе, рабочему телу. Компенсатор объема 4 предназначен для компенсации теплового расширения теплоносителя при разогреве и расхолаживании реактора.
Для поддержания чистоты воды в первом контуре на заданном уровне требуется непрерывное выведение примесей, образующихся в результате коррозии конструкционных материалов. Удаление примесей производится путем отбора (продувки) части воды, ее очистки с последующим возвращением в контур. Расход продувочной воды определяется нормативным содержанием примесей
в теплоносителе и может изменяться в широких пределах для АЭС различных типов.
На рассматриваемой схеме отбор продувочной воды производится из трубопровода, расположенного между главным циркуляционным насосом 6 и задвижкой. Продувочная вода проходит через охладитель продувки 8, питаемый насосом 20, ионообменные фильтры 18 и возвращается в контур.
Еще одним методом очистки воды первого контура, используемым наряду с непрерывной продувкой, является спецводоочистка. Вода первого контура (или протечки, дренажные воды и т. д.) собирается в бак активного конденсата 23 и с помощью насоса направляется на выпарные установки 25, где за счет отбора греющего пара от турбины происходит выпаривание конденсата, который далее направляется на фильтры 18 и собирается в баке чистого конденсата 26. При наиболее глубокой очистке конденсата активность достигает 3,7-102 Бк/кг (10~8 Ки/кг) и принимается в качестве нормируемой для конденсата одноконтурной АЭС. Выпар конденсата по спецканализации направляется в хранилище жидких отходов 24. Очищенный конденсат с помощью насоса направляется 2—6063
для дегазации в деаэратор подпитки 1 и подпиточным насосом 2 возвращается в реактор 3.
Пар, образовавшийся в парогенераторе 7, совершает работу в цилиндре высокого давления (ЦВД) турбоагрегата и увлажняется. Для уменьшения зависящей от влажности коррозии лопаток цилиндра низкого давления (ЦНД) турбины пар после ЦВД пропускается через сепаратор 12, где происходит отделение влаги, перегреватель 13 и направляется в ЦНД. Конденсат сепаратора поступает на дегазацию в деаэратор 10. Перегрев пара в пароперегревателе 13 осуществляется с помощью отбора острого пара от парогенератора 7.
Отработанный пар конденсируется в конденсаторе 7/ и с помощью конденсатного насоса 15 через конденсатоочистку 14 и регенеративные подогреватели низкого давления (ПНД) направляется на дегазацию в деаэратор 10. Конденсация отработанного пара в конденсаторе 11 осуществляется технической водой из моря, реки, пруда-охладителя или градирни.
Назначение регенеративного подогрева пшыинпнндй^аода^Хё§йичитъ .КПД АЭС за |КуЯ5ги»2-.с. кй	<7
инженерно-cTpwirc ьяый п;-?-.
БИБЛ И ЭТЕНА !'
Учебный фонд б ин в. ,
счет отвода теплоты от пара в дурбине и передачи его питательной воде для ее нагрева. Образовавшийся при этом конденсат возвращается в питательный тракт. В принципе чем больше отборов пара от турбины и больше подогревателей питательной воды, тем выше КПД цикла. Однако повышение температуры питательной воды допускается до определенного предела, пока увеличение КПД не перестает компенсировать дополнительные затраты на оборудование (регенеративные подогреватели, парогенератор).
Назначение деаэратора 10 — очистка всего образующегося конденсата от растворенных в нем газов за счет вскипания при подогреве паром от ЦВД турбины. Дегазированный конденсат собирается в баке деаэратора и с помощью питательного насоса 9 через регенеративные подогреватели высокого давления (ПВД) направляется в парогенератор 7. Подогрев питательной воды в ПВД осуществляется паром от ЦВД турбины. Образовавшийся конденсат направляется на дегазацию в деаэратор 10.
Очистка (продувка) воды второго контура от примесей производится отбором ее из парогенератора с последующей подачей в расширитель 22, охладитель 21 и фильтры 18. Очищенная питательная вода собирается в баке 16 и с помощью насоса направляется в конденсатор турбины. Подпитка питательной воды второго контура осуществляется подачей насосом 17 в осветлитель 19, сбором осветленной воды в баке 16, из которого она через фильтры 18 направляется в бак чистого конденсата 27.
Описанная тепловая схема АЭС с водоводяными реакторами в' металлических корпусах, использованная на третьем энергоблоке Нововоронежской АЭС, получила наибольшее распространение на ряде отечественных и зарубежных АЭС. По этой схеме работают Ровенская, Кольская и Армянская АЭС, а также АЭС Норд (ГДР), Козлодуй (НРБ), Пакш (ВНР), АЭС в США, ФРГ и других капиталистических странах.
На третьей очереди Нововоронежской АЭС установлен реактор ВВЭР-440, имеющий шесть циркуляционных петель (на рис. 1.9 приведена одна петля). Каждая петля имеет парогенератор и циркуляционный насос. Трубопроводы и задвижка изготовлены из аустенитной стали. Давление воды в контуре 12,3 МПа, температура на выходе из реактора 300 °C. Для каждого реактора предусмотрены две турбины типа К-220-44 (с одним ЦВД и двумя ЦНД), работающие на насыщенном паре.
В настоящее время в СССР серийное строительство АЭС основано на использова
18
нии реакторов ВВЭР-1000. Принципиальная тепловая схема этих АЭС аналогична описанной. Отличие заключается в укрупнении технологического оборудования и сокращении числа петель, охлаждающих активную зону реактора, с шести на АЭС с ВВЭР-440 до четырех на АЭС с ВВЭР-1000. Кроме того, на серийных АЭС в блоке с реактором ВВЭР-1000 устанавливается одна турбина электрической мощностью 1000 МВт.
Тепловая схема атомной теплоэлектроцентрали практически не отличается от схемы, приведенной на рис. 1.9. Для обеспечения отпуска теплоты во втором контуре применяются теплофикационные турбины, т. е. турбины, в которых предусмотрена возможность отпуска пара на подогрев сетевой воды. Пар из отборов ЦВД и ЦСД турбоагрегатов (рис. 1.10) направляется на
-------Пар
-----— дада
Сетевая Зада к потребителю
От потребителя
Рис. 1.10. Тепловая схема турбоагрегата для АТЭЦ:
1 — цилиндр высокого давления; 2 — цилиндр среднего давления; 3— цилиндр низкого давления; 4 — электрогенератор; 5 — конденсатор турбины; 6 — насос; 7—сетевой подогреватель
сетевые подогреватели и возвращается в контур рабочего тела.
Тепловая схема атомной станции теплоснабжения, как уже отмечалось (рис. 1.11), трехконтурная. Реактор 2 для ACT мощностью 500 МВт принят интегрального типа с встроенными теплообменниками 3. С помощью насоса вода, нагреваемая в теплообменниках 3, по трубопроводам второго (промежуточного) контура 12 направляется в сетевой теплообменник 4, Число петель второго контура— три (на рисунке показана одна петля). Предусмотрена система очистки воды промежуточного контура 5. Давление теплоносителя в корпусе реактора 1,5 МПа, в промежуточном контуре 1,2 МПа и на выходе из сетевого подогревателя 1,5 МПа. Для исключения попадания радиоактивного теплоносителя в сетевой контур давление в третьем (сетевом) контуре 11 поддерживается сетевы-
Рис. 1.11. Тепловая схема ACT:
/—здание-оболочка; 2 — реактор; 3 — встроенный теплообменник; 4— сетевой теплообменник; 5— система продувки второго контура; 6—система продувки первого контура; 7 — подпитка первого контура; 8 — система аварийного охлаждения активной зоны; 9 — спринклерная система; J0— система сжигания гремучей смеси; 11— подпитка сетевого контура; /2 — промежуточный контур
ми насосами выше, чем давление в промежу-точном контуре 12.
Все остальные системы: продувки 6 и подпитки 7 первого контура, аварийного охлаждения активной зоны 8, спринклерная 9, сжигания гремучей смеси 10 и др. — характерны для схемы реактора с водяным теплоносителем.
Все оборудование, обеспечивающее безопасность ACT, расположено в герметичном объеме, окруженном оболочкой 1. Так как параметры теплоносителя (давление, температура) в реакторе ACT значительно ниже,
чем в реакторе ВВЭР-1000, железобетонная оболочка может быть выполнена без предварительного напряжения.
Тепловая схема с кипящимка-нальным реактором применена на Ленинградской АЭС (рис. 1.12), а также на Курской, Смоленской и других отечественных АЭС.
Энергетический блок АЭС такого типа состоит из одного реактора РБМК-1000 и двух турбоагрегатов К-500-65 мощностью по 500 МВт. Каждый реактор имеет две циркуляционные петли (на рис. 1.8,а показана одна петля), состоящие из четырех циркуляционных насосов подачей 7000 м3/ч, двух внешних испарителей-сепараторов диаметром 2,3 м, длиной 30 м и 22 раздаточных групповых коллекторов диаметром 300 мм, питающих каналы реактора.
Вода в каналах 2 реактора 1 нагревается до температуры кипения, собирается в коллекторы и направляется на сепараторы 3. После разделения вода направляется циркуляционными насосами 4 в реактор, а насыщенный пар под давлением около 6,5 МПа с влажностью 0,1—0,2 % • подается на пятицилиндровую турбину с одним ЦВД 7 и четырьмя ЦНД 8. Между ЦВД и ЦНД установлены сепараторы 10 и промежуточные пароперегреватели 9. Система очистки конденсата 11 обеспечивает 100%-ную его очистку. После очистки конденсат через систему регенеративных подогревателей (ПВД и ПНД) 12 и деаэратор 5 с помощью питательного насоса 6 возвращается в сепараторы 3.
Дальнейшее развитие строительства АЭС с реакторами канального типа основано на использовании реакторов РБМК-1500. Впервые такой реактор начал работать на Игна-
2*
Рис. 1.12. Тепловая схема одноконтурной АЭС с канальным кипящим реактором (Ленинградская АЭС)
19
линской АЭС. Принципиальная тепловая схема АЭС с реактором РБМК-1500 аналогична схеме АЭС с реактором РБМК-ЮОО. Отличие заключается только в увеличении единичной мощности технологического оборудования: электрическая мощность реактора составляет 1500 МВт, а в блоке с ним используются два турбоагрегата К-750-65 мощностью по 750 МВт.
Тепловая схема АЭС с корпусным кипящим реактором и внутренней сепарацией пара (рис. 1.13) применена на многих зарубежных АЭС. Энергоблок таких электростанций состоит из реактора с принудительной циркуляцией теплоносителя и двух турбоагрегатов с одним ЦВД и двумя ЦНД.
Широкое распространение за рубежом нашли и схемы с кипящими корпусными реакторами, внутренней сепарацией и естественной циркуляцией теплоносителя. Тепловая схема этих АЭС подобна схеме, приведенной на рис. 1.13. Отличие заключается в отсутствии циркуляционных насосов.
Тепловые схемы с газоохлаждаемы ми реакторами. По термодинамическому циклу эти АЭС подразделяются на паротурбинные и газотурбинные и по числу контуров — соответственно на двухконтурные и одноконтурные.
Наибольшее распространение получили АЭС с паротурбинным циклом с усовершенствованными газографитовыми реакторами (УГР). Однако наиболее перспективными являются высокотемпературные газовые реакторы (ВТГР), которые благодаря высокой температуре теплоносителя (850 °C и выше) могут использоваться также и для технологических целей: в химической промышленности— для получения искусственного метана из угля, в металлургической промышленности — для восстановления железа из руд.
Тепловая схема с высокотемпературным газовым реактором приведена на рис. 1.14.
Рис. 1.13. Тепловая схема с корпусным кипящим реактором: 1— реактор; 2 циркуляционный насос; 3 — ЦВД турбины; 4 — ЦНД турбины; 5 — сепаратор; 6 — пароперегреватель; 7 — конденсатный насос; 8 — конденсатоочистка; 9 — охладитель конденсата; 10 — питательный насос
Реактор охлаждается гелием. Компоновка оборудования реактора— интегральная. В двух циркуляционных петлях имеются два компрессора 1 и шесть прямоточных парогенераторов 2. Пар под давлением 16,6 МПа с температурой 538 °C подается в ЦВД 6, затем в компрессор 1,
вновь подогревается до температуры 538 °C в парогенераторе и под давлением 4,1 МПа подается в ЦСД 7 турбоагрегата. Регенеративный подогрев состоит из трех ПНД, деаэратора и двух ПВД.
Тепловые схемы АЭС с реакторами на быстрых нейтронах выполняются в петлевом или баковом варианте. В настоящее время применяются схемы, выполненные в обоих вариантах.
Отличительной особенностью АЭС с такими реакторами является наличие промежуточного контура между жидкометаллическим теплоносителем и пароводяным трактом. В качестве примера тепловой схемы с реактором на быстрых нейтронах и жидкометаллическим теплоносителем приведена схема третьего энергоблока Белоярской АЭС с реактором БН-600 (рис. 1.15). Реактор с основным технологическим оборудованием первого контура размещен в баке 1. Три насоса
Рис. 1.14. Тепловая схема с высокотемпературным газовым реактором:
/ — компрессор для гелия; 2 —парогенератор; 3 —корпус из предварительно напряженного железобетона; 4 — отверстия для перегрузки топлива; 5 — активная зона; 6 — цилиндр вы-сокого давления (ЦВД); 7—цилиндр среднего давления (ЦСД);
8 — цилиндр низкого давления (ЦНД); 9 — генератор; 10— градирня; // — циркуляционные насосы; 12 — конденсатор; 13— подогреватель-деаэратор; 14 — конденсатные насосы; 15— деминерализатор; /6 — подогреватели питательной воды; 17 — питательные насосы
20
Рис. 1.15. Тепловая схема с реактором на быстрых нейтронах:
/ — бак реактора; 2— активная зона реактора; 3 — промежуточный теплообменник; 4 — циркуляционный насос; 5 — электродвигатель циркуляционного насоса; 6 — испаритель; 7 — пароперегреватель; 8 — циркуляционный насос второго контура; 9 — турбина; 10 — конденсатный насос; И — конденсатоочистка; 12— ПНД; 13 — деаэратор; 14 — насос; 15 — ПВД; 16 — насос расхолаживания; 11 — редукционно-охладительная установка (РОУ); 18 — охладитель; 19 — конденсатный насос; 20 — фильтры-ловушки; 21 — сливные баки натрия; 22 — насосы для перекачки натрия; 23 — емкости для хранения аргона
4 и шесть теплообменников 3 образуют три петли. Один энергоблок включает в себя реактор и три турбины К-200-130, работающие на паре под давлением 12,7 МПа с температурой 535 °C.
Главные циркуляционные насосы (ГЦН). Основными требованиями, предъявляемыми к ГЦН и связанными со специфичными условиями их эксплуатации (перекачка радиоактивного теплоносителя), являются надежность и герметичность. Конструктивное выполнение ГЦН и материалы для их изготовления должны отвечать высоким требованиям в связи с высокой коррозионной активностью, радиоактивностью перекачиваемой воды.
Главный циркуляционный электрический насос ЦЭН-195 (рис. 1.16) с механическим уплотнением вала и контролируемыми протечками выполнен для использования в петле водо-водяных реакторов ВВЭР-1000. Насос ЦЭН-195 рассчитан на подачу 19 000 м3/ч; его высота (без поворотного колена на всасе) 9,7 м, размеры в плане 2,9X2,8 м, масса в сборе 100 т.
Циркуляционный насос ЦВН-7 с механическим уплотнением вала и контролируемыми протечками выполнен для использования в циркуляционных петлях АЭС с кипящими реакторами РБМК-Ю00. Рассчитан на подачу 6850 м3/ч. Общая высота насоса 10,22 м, высота от верха до перекрытия 7,69 м, размеры в плане 2,7X3,23 м, масса общая 127 т, масса электродвигателя 28 т.
В корпусе насоса для АЭС с жидкометаллическим теплоносителем над уровнем натрия создана газовая подушка, что полностью исключает утечку теплоносителя. Конструктивно
насосы первого и промежуточного контуров Шевченковской АЭС с реактором БН-350 выполнены одинаково, но насос первого контура имеет биологическую защиту. Насосы центробежные, консольные с электродвигателем и механическим уплотнением. Общая высота насоса 9,87 м, высота от уровня биологической защиты до верха 7,4 м, диаметр опорной плиты в плане 4,6 м.
Увеличение единичной мощности АЭС и, следовательно, насосов, а также газодувок АЭС с газовыми реакторами приводит к необходимости создания мощных электродвигателей, сложных в изготовлении и дорогостоящих. Поэтому в последние годы наметилась тенденция к отказу от электрического привода и переходу на турбопривод, питаемый тем же паром, что и основной турбоагрегат АЭС.
Высотное расположение ГЦН зависит от отметки входных патрубков реактора. Вертикальная отметка выходного патрубка ГЦН должна быть по возможности близка к отметке входного патрубка корпусного реактора или раздаточного группового коллектора канального реактора. Электрический привод (или турбопривод) ГЦН двухконтурных АЭС не радиоактивен и требует периодического обслуживания. Поэтому он должен быть отделен от активной части насоса (собственно напорного рабочего колеса) защитным перекрытием, т. е. привод насоса должен располагаться в полуобслуживаемом, а рабочее колесо — в необслуживаемом 'помещениях.
Размещение ГЦН в плане связано с требованием минимальной протяженности трубопроводов главного циркуляционного контура. Поэтому насосы должны устанавливаться 21
Рис. 1.16. Главный циркуляционный электрический насос ЦЭН-195:
1 — гидравлическая шаровая опора; 2 — площадки для обслу-живания; 3 — электродвигатель; 4 — вал маховика; 5 — маховик электродвигателя; 6 — вал электродвигателя; 7 — соединительная муфта; 8 — радиально-упорный подшипник; 9 — опорные лапы; 10— узел уплотнения; // — нижний радиальный гидростатический подшипник; 12 — вал насоса; 13— рабочее колесо; 14 — корпус насоса; 15— шпильки и фланец уплотнения главного разъема; 16— мембрана для герметизации междуэтажного перекрытия
симметрично и как можно ближе к вертикальной оси реактора.
При проектировании строительных конструкций должна быть учтена возможность демонтажа ГЦН в процессе эксплуатации. Эта работа может быть выполнена с использованием мостовых кранов реакторного отделения через проемы, которые необходимо предусматривать в проекте. Однако, как правило, краны реакторного отделения в период остановки сильно загружены. Поэтому боксы приводов ГЦН оборудуются самостоятельны-22
Ми грузоподъемными средствами, грузоподъемность которых выбирается исходя из массы самой тяжелой части ГЦН — электродвигателя.
Толщина защитного перекрытия между помещением двигателей ГЦН и помещением контура циркуляции обусловлена прежде всего активностью трубопроводов контура. Для реакторов с водяным теплоносителем основным источником активности при расчете защитного перекрытия (как и других защитных конструкций контура теплоносителя) следует принимать фотоны с энергией 6,2 МэВ из реакции 16О(и, p)16N.
Расчетная поверхностная активность ГЦН атомной электростанции с реактором РБМК составляет 5,2-1010Бк/м2 (1,41 • 10~4 Ки/см2) * **. Насос может быть представлен в виде цилиндра диаметром 220, высотой 130 и толщиной стенки 12 см.
В период пуска Ленинградской АЭС с реактором РБМК-1000 при его электрической мощности 800 МВт измеренное значение удельной активности воды циркуляционного контура составило примерно 3,7 • 106 Бк/кг (10~4 Ки/кг) “, а мощность экспозиционной дозы в боксах циркуляционного контура (3,874-5,15) НО-8 Кл/(кг-с) (150— 200 мкР/с) ***, в коридорах у боксов (0,514-1,29) • 10-10 Кл/(кг-с) (0,2—0,5 мкР/с), а вблизи турбоагрегата (0,264-2,32) • 10-10 Кл/(кг-с) (0,1—0,9 мкР/с).
Парогенераторы и сепараторы. На всех отечественных АЭС с реакторами ВВЭР используются горизонтальные парогенераторы с трубными досками в. виде коллекторов, с погружной поверхностью теплообмена и встроенными сепарационными устройствами.
Устройство горизонтального парогенератора приведено на рис. 1.17. Поверхность нагрева представляет собой U-образную трубную систему, состоящую из множества мерных цельнотянутых труб небольшого диаметра, концы которых завальцованы в коллекторы. По трубам движется теплоноситель, собирающийся в выходном коллекторе. В межтрубном пространстве циркуляция воды естественная. Наружная поверхность трубной системы омывается питательной водой, превращающейся в пар. В паровом объеме над зеркалом теплоносителя установлены жалюзийный сепаратор и пароприемный потолок.
Масса сухого парогенератора для АЭС с реакторами ВВЭР-440 составляет 145 т. Внутренний диаметр корпуса парогенератора 3,2, длина 11,25 м.
* 1 Ки/см2 = 3,7-1014 Бк/м2.
** 1 Ки/кг = 3,7-1010 Бк/кг.
*** 1 р/с = 2,58-10-4 Кл/(кг-с).
Рис. 1.17. Горизонтальный парогенератор:
/ — корпус; 2 — поверхность теплообмена; 3 — опоры трубной системы; 4 — коллектор питательной воды; 5 —жалюзийный сепаратор; 6 — паротурбинный коллектор; 7 — пароприемный потолок; 8 — воздушники; 9~ опоры; 10 — входной и выходной коллекторы теплоносителя
Для АЭС с реактором ВВЭР-1000 принят горизонтальный парогенератор такого же типа, как для АЭС с реакторами ВВЭР-440, но с увеличенными размерами корпуса и двухступенчатой сепарацией пара. Такой парогенератор иногда дополнительно крепится к перекрытию помещения, что снижает усилия на трубопроводы при его тепловом расширении. Масса сухого парогенератора 265 т, внутренний диаметр корпуса 4, длина 16,2 м.
На АЭС с одноконтурными кипящими реакторами и петлевой компоновкой оборудования, когда парогенерирующее оборудование вынесено за пределы корпуса реактора, для получения пара необходимых для турбины параметров используются барабаны-сепараторы.
Сепараторы Ленинградской АЭС с реактором РБМК-ЮОО (две петли по два сепаратора) выполнены в виде горизонтальных барабанов диаметром 2,3, длиной 30 м и массой 200 т.
Основной отличительной особенностью парогенерирующего оборудования АЭС с реак
тором на жидкометаллическом теплоносителе (БН-350) является использование двух самостоятельных аппаратов: испарителя, в котором происходит получение и подогрев пара, и пароперегревателя, в котором происходит его перегрев.
Парогенераторы двухконтурных петлевых АЭС и сепараторы кипящих петлевых реакторов являются высокоактивным оборудованием и должны располагаться в необслуживаемых помещениях.
Высотное расположение парогенераторов водо-водяных реакторов зависит, как и высотное расположение ГЦН, от отметки выходного и входного патрубков реактора.
Размещение парогенераторов в плане связано с требованием минимальной протяженности трубопроводов первого контура, поэтому они располагаются вблизи корпуса реактора и симметрично вокруг него. Над люками парогенераторов в перекрытии должны быть предусмотрены проемы для заглушки труб в случае обнаружения течи. Монтажные работы в коллекторах парогенераторов произво
23
дятся через эти проемы с помощью специальных машин с дистанционным управлением.
Барабаны-сепараторы АЭС с реакторами РБМК-ЮОО должны быть расположены на значительной высоте над реактором для создания дополнительного напора. Расположение в плане должно отвечать тем же требованиям, что и для парогенератора в петлевых водо-водяных реакторах, т. е. минимальной протяженности трубопроводов до реактора. В плане сепараторы могут быть смещены относительно оси реактора для удобства проведения операций по перегрузке активной зоны.
Толщина защитного перекрытия и стен бокса парогенераторов ВВЭР (как и РБМК-ЮОО) определяется кислородной активностью водяного теплоносителя (фотонное излучение с энергией 6,2 МэВ).
Турбины. На раннем этапе развития атомной энергетики в связи с разработкой большого количества разнообразных типов реакторов, вырабатывавших пар различных параметров, индивидуально проектировалось большое число турбин с широким диапазоном давления и температуры пара. В настоящее время определились следующие типы паровых турбин: на АЭС с водо-водяным и кипящими реакторами, имеющими наибольшее распространение, применяют турбины на насыщенном или слабоперегретом паре с давлением 5,5— 7 МПа; на АЭС с газовыми и жидкометаллическими реакторами стремятся использовать серийные турбины с перегретым паром среднего и высокого давления, освоенные на ТЭС, работающих на органическом топливе.
Рост единичной мощности АЭС приводит и к росту единичной мощности турбоагрегатов. В настоящее время наиболее экономичным вариантом является моноблок реактор — турбина единичной электрической мощностью 1000—1300 МВт.
Для турбин одноконтурных АЭС, работающих на радиоактивном паре, требуется создание биологической защиты, а подвод пара в цилиндр необходимо осуществлять ниже отметки обслуживания. Особые требования предъявляются и к герметичности фланцевых соединений паропроводов (по возможности они заменяются на сварные).
Основные параметры отечественных конденсационных турбин, устанавливаемых на АЭС, приведены в табл. 1.3.
Требования к компоновке турбин для двухконтурных АЭС, работающих на нерадиоактивном паре, и для ТЭС на органическом топливе одинаковы. Критерием выбора турбин является минимум затрат на сооружение здания машинного зала, паропровода и питательных трубопроводов.
24
Таблица 1.3. Основные параметры отечественных конденсационных турбин
Параметр	К-220-44 (для АЭС с реактором ВВЭР-440)	К-1000-60/1500 (для АЭС с реактором ВВЭР-1000)	К-500-65/3000* (для АЭС с реактором РБМК-ЮОО)
Мощность электрическая, МВт	220	1000	500
Число цилиндров низкого давления	2	1	4
Общая длина турбины, м	23,2	57,4	39,0
Масса турбоагрегата, т Масса конденсатора, т	750	3500	1570
	586	1120	1170
* Марка турбины расшифровывается следующим образом: К-500-65/3000 — конденсационная, электрической мощностью 500 МВт, давление пара на входе в ЦВД 6,5 МПа, частота вращения вала 3000 об/мин.
Возможно продольное расположение турбин (параллельно оси здания машинного зала) и поперечное. Результаты расчета затрат при продольном и поперечном расположении турбин показали, что небольшой экономический эффект может быть получен для АЭС с турбинами низкого и среднего давления при продольном расположении турбин, а для АЭС с турбинами высокого и сверхвысокого давления — с поперечным их расположением.
Экономичность поперечного размещения турбин высокого и сверхвысокого давления для моноблоков реактор — турбина объясняется большой стоимостью трубопроводов высокого давления. Турбины мощностью 500 МВт и более целесообразно располагать только продольно из-за их значительной длины. Высотное размещение турбоагрегата определяется размерами конденсатора, располагаемого под турбиной.
На АЭС с кипящими реакторами все радиоактивное оборудование машинного зала необходимо размещать под защитным перекрытием, которое должно иметь проемы для демонтажа и ремонта оборудования. Обычно защита турбоагрегата над площадкой обслуживания не предусматривается. Однако при необходимости в процессе эксплуатации возможно устройство на площадке обслуживания блочной сборно-разборной бетонной теневой защиты турбоагрегата с лабиринтом для прохода обслуживающего персонала к турбине.
Толщина защитного перекрытия машинного зала, а также стен конденсатного помещения определяется расчетом и зависит от взаимного расположения большого числа источников фотонного излучения (конденсатора, паро- и конденсатопроводов, регенеративных подогревателей и другого оборудования).
Конденсационные установки и системы технического водоснабжения АЭС. Замкнутый цикл АЭС предопределяет необходимость конденсации отработанного пара в конденсаторе и возвращение конденсата в контур. Чем больше разность температуры пара на входе в турбину и выходе из нее, тем выше ее КПД. Так как температура зависит от давления, то в конденсаторах турбин необходимо поддерживать разрежение. Конструктивная схема поверхностного конденсатора и принципиальная схема конденсационной установки приведены на рис. 1.18.
Охлаждение отработанного пара осуществляется прокачкой циркуляционным насосом через трубки конденсатора охлаждающей технической (не обессоленной) воды. Пар, проходя в межтрубном пространстве, конденсируется и направляется конденсатным насосом в контур.
Конденсатор должен быть герметичным во избежание подсоса воздуха из окружающей среды. Образовавшийся конденсат при хорошей плотности трубок охлаждающей системы является дистиллятом. Для поддержания в конденсаторе разрежения применяют специальные воздухоотсасывающие устройства — паровоздушные эжекторы. Их работа основана на том, что при выходе из рабочего сопла конденсатора рабочий пар (часто отобранный из турбин) увлекает за собой паровоздушную смесь из конденсатора турбины, создавая в ней разрежение.
В конденсаторы одноконтурных АЭС поступает определенное количество продуктов радиолиза, а также радиоактивных газов. Так, расчетная удельная активность конденсаторов турбин реактора РБМК-ЮОО Ленинградской АЭС, обусловленная кислородной активностью, составляет 13,3-104 Бк/л (3,59 X Х10-6 Ки/л). Поэтому отсос газовой смеси из конденсаторов двухконтурных АЭС осуществ
ляется непосредственно в атмосферу, а одноконтурных — через систему спецвентиляции. Образовавшийся в конденсаторе дистиллят насыщен кислородом. Частичное удаление кислорода из конденсатора возможно путем прокачки пара через конденсат в сборнике конденсата (рис. 1.18), т. е. организацией барботажа конденсата.
К конденсационным установкам АЭС наряду с общими требованиями (обеспечение глубокой конденсации и деаэрации конденсата) предъявляются и особые требования, например возможность приема пара, сбрасываемого из реакторов или парогенераторов при аварийных режимах, а также при необходимости расхолаживания реакторов. Это обстоятельство определяет особенности конструктивного решения конденсаторов АЭС, зависящие от типа реактора, времени и режима его расхолаживания.
Вода для охлаждения конденсаторов забирается циркуляционными насосами из расположенных вблизи электростанции естественных источников водоснабжения (река, море, озеро) или из искусственных водоемов (водохранилища, бассейны). Если сброс этой технической воды из конденсатора осуществляется в естественный водоем, система водоснабжения называется прямоточной.
При использовании искусственных источников водоснабжения вода из конденсаторов направляется в специальные устройства: пруды-охладители, брызгальные бассейны, градирни. После охлаждения в них вода вновь подается в конденсаторы. Такая система водоснабжения называется оборотной.
Расход воды и режим водоснабжения зависят от мощности и типа турбин, а также от принятой системы водоснабжения АЭС. Чем ниже параметры пара на входе в турбину, тем больше воды требуется для охлаждения тур
Рис. 1.18. Схема конденсационной установки (а) и конструктивная схема поверхностного конденсатора (б):
1 — поверхностный конденсатор; 2— циркуляционный насос; 3 — конденсатный насос; 4 — пароструйный эжектор; 5— фланец для присоединения к выхлопу турбины; 6— охлаждающие трубы; 7— трубные доски; 8— сборник конденсата
25
боагрегата на 1 кВт-ч производимой электроэнергии.
Современные атомные электростанции, на которых наиболее широкое применение нашли турбины, работающие на насыщенном паре невысокого давления, требуют очень большого расхода технической воды на охлаждение. Расход воды также зависит от температуры охлаждающей воды, подаваемой в конденсатор турбины. Зимой в центральных районах страны расход воды при прямоточной системе водоснабжения снижается на 50—60% по сравнению с летними месяцами.
Если для охлаждения используется высокоминерализованная морская вода, приходится использовать дополнительные теплообменники, в которых морская вода, двигаясь по разомкнутому контуру, отводит тепло от технической воды, предназначенной для охлаждения агрегатов атомной электростанции и циркулирующей по замкнутому контуру.
Система охлаждения конденсатора выбирается в зависимости от конкретных климатических условий и наличия источников водоснабжения. Например, для средней полосы СССР допустимая удельная гидравлическая нагрузка на 1 м2 активной площади водохранилищ-охладителей при нагреве циркуляционной воды в конденсаторах паротурбинных установок на 8—10 °C составляет 0,05 м3/(м2-ч), для брызгальных бассейнов в тех же атмосферных условиях при капельном оросителе 0,8—1 м3/(м2-ч) и при пленочном оросителе — до 6—7 м3/(м2-ч). Для наиболее эффективных и дорогих вентиляторных градирен допускаемая гидравлическая нагрузка составляет 8—10 м3/(м2-ч).
Прямоточная система водоснабжения на 15—25%' дешевле оборотной, но ее применение возможно только при сооружении АЭС вблизи крупных источников водоснабжения. Возможность водоснабжения по прямоточной системе определяется также условиями Гос-рыбнадзора: температура воды в водоеме не должна повышаться за счет сбросов в летний период более чем на 5°С, а в зимний — на 3°С, при этом минимальные расходы реки в меженный период должны превышать потребность электростанции в воде не менее чем в 2—3 раза.
Подвод технической воды может осуществляться по замкнутым водоводам или по подводящему каналу при равнинном рельефе и больших расходах. Отвод воды может осуществляться также по каналу, причем сброс воды должен производиться на расстоянии не менее 40 м от водозабора (рис. 1.19). Перепускной канал служит для перепуска горячей воды на водозабор в зимний период для борьбы с шугой.
26
Рис. 1.19. Схема водоснабжения с использованием рек и водоемов:
1 — течение в реке при прямоточной схеме; 2 — течение в пруде-охладителе при оборотной схеме; 3 — сетчатый фильтр; 4— циркуляционные насосы; 5 — напорный водовод; 6 — сливной сифонный колодец; / — отводящий водовод; 8переключательный колодец; 9 — отводящий канал; 10 — водоотвод; 11 — перепускной сливной канал; 12 — конденсаторы турбин
Оборотная система водоснабжения находит широкое применение при строительстве крупных конденсационных АЭС в густонаселенных районах при отсутствии надежных источников водоснабжения, а также при строительстве вблизи населенных пунктов.
При оборотной системе водоснабжения безвозвратные потери воды, которые должны восполняться извне, составляют от общего расхода циркуляционной воды: для градирен 4—5, для брызгальных бассейнов 5—6, для прудов-охладителей 0,7—0,8%.
Наиболее широкое применение для оборотной системы водоснабжения мощных АЭС находят пруды-охладители. Для увеличения относительной площади охлаждения пруда-охладителя устраиваются специальные струенаправляющие дамбы, отклоняющие потоки сбросных вод из конденсаторов от водоприемных устройств.
Глубина пруда-охладителя должна быть не менее 3 м, причем необходимо предусмотреть возможность его восполнения за счет впадающих ручьев или ключей или путем искусственной подачи воды. Если создать пруд-охладитель невозможно, применяют оборотное водоснабжение с использованием градирен с искусственной или естественной тягой воздуха. В градирнях с искусственной тягой циркуляция воздуха обеспечивается вентилятором, что позволяет уменьшить их высоту.
Принципиальная схема оборотного водоснабжения с градирней приведена на рис.1.20. В зависимости от способа, которым достигается увеличение поверхности контакта охлаждаемой воды с воздухом, градирни подразделяются на капельные и пленочные. Наибольшее распространение на крупных АЭС получили пленочные градирни, имеющие лучшие технико-экономические показатели по сравне-
6
Рис. 1.20. Схема циркуляции воды при оборотной системе водоснабжения с башенной градирней:
1 — напорный водовод; 2 — желоб со сливными трубами; 3 — разбрызгивающие розетки; 4 — решетки; 5 — сборный бассейн; 6— вытяжная башня; 7 — водоотводящий канал; 8 — водоприемный колодец; 9 — продувка; 10 — ввод хлорной извести; //—указатель уровня; 12 — приемный клапан насоса; 13 — циркуляционный насос; 14 — конденсатор турбины
нию с капельными и тем более с брызгальны-ми бассейнами.
При необходимости строительства АЭС в безводных районах применяют системы с охлаждением воды в градирнях Геллера или вентиляторных градирнях. Расходы воды на подпитку таких систем охлаждения гораздо меньше, чем при обычных способах охлаждения, но эффективность охлаждения снижается и соответственно снижается выработка электроэнергии на АЭС и резко возрастает расход электроэнергии, потребляемой оборотными системами. В этом случае наряду с оборотной системой может применяться смешанная система водоснабжения, в меженные периоды часть теплой воды сбрасывается в реку выше водозабора и после смешивания с холодной речной водой снова подается на электростанцию.
Техническая вода на АЭС необходима для охлаждения не только конденсаторов турбин, но и другого оборудования. В тех случаях, когда оборудование входит в систему обеспечения безопасности электростанции, к надежности подачи охлаждающей воды предъявляются особые требования. Гарантированная подача воды в аварийных режимах и при обесточивании электростанции обеспечивается установкой аварийных насосов технической воды — по три независимые группы на каждый энергоблок. Для предупреждения одновременного выхода из строя всех насосов при пожаре каждая группа насосов устанавливается в изолированных помещениях. Все аварийные насосы технического водоснабжения подключаются к надежному энергопитанию от дизельной электростанции. Степень надежности подачи воды должна быть очень высока,
поэтому в случае аварии гидротехнических сооружений, которая может привести к потере воды в основном источнике, необходимо обеспечить подвод воды от резервного источника водоснабжения.
Оборудование конденсационно-питательного тракта. Весь тракт подачи воды от конденсатора до парогенератора (или сепаратора одноконтурной АЭС) носит название конденсационно-питательного (см. рис. 1.9), а часть контура от конденсатора до деаэратора — конденсационнный и от деаэратора до парогенератора (сепаратора) — питательной.
Теплота, передаваемая в конденсаторе охлаждающей воде, теряется безвозвратно. Потери теплоты могут быть снижены, если часть пара направить в систему регенеративных подогревателей. Регенеративные ПНД устанавливаются между конденсаторами турбин и деаэраторами, а подогрев конденсата в них осуществляется отбором пара от ЦНД турбины. Подогреватели высокого давления располагаются между деаэраторами и парогенераторами и питаются паром от ЦВД турбины.
Регенеративные подогреватели, применяемые на АЭС, — это поверхностные теплообменники, преимуществом которых является возможность работы независимо от давления воды и греющего пара, причем прокачка воды через несколько подогревателей может осуществляться одним насосом.
Регенеративные ПНД выполняются с трубными досками, расположенными внутри корпуса. Пар из отборов цилиндров низкого давления турбины подается сверху в подогреватель, омывает U-образные трубки, по которым
27
проходит питательная вода. Конденсат собирается в нижней части подогревателя и самотеком или с помощью дренажного насоса направляется в межтрубное пространство следующей ступени нагрева питательной воды. Из последнего подогревателя дренаж направляется в конденсатор турбины.
Регенеративные подогреватели высокого давления выполняются с коллекторами, к которым присоединены горизонтальные змеевики труб, выполненные в виде спиралей. Пар, омывая змеевики, конденсируется. Регенеративные подогреватели высокого и низкого давления имеют съемную верхнюю крышку, позволяющую легко производить ремонтные работы.
Регенеративные подогреватели питательной воды должны располагаться вблизи турбоагрегата и конденсатора турбины, так как подогрев осуществляется паром, отобранным от турбин. В перекрытии над подогревателями должны быть оставлены проемы для возможного их демонтажа или разборки в процессе ремонта. Монтаж подогревателей выполняется крановым оборудованием машинного зала.
Регенеративные подогреватели одноконтурных АЭС, являющиеся источниками излучений, располагаются в необслуживаемом помещении под защитным перекрытием зала, толщина которого определяется исходя из активности источников излучений (конденсаторов турбин, паропроводов острого пара, трубопроводов питательной воды и т. д.).
Деаэраторы предназначены для удаления из питательной воды растворенных газов, смешивания конденсата с различными значениями температуры, давления, газосодер-жания, а также для подогрева питательной воды. На АЭС обычно используют смешивающие деаэрационные колонки с давлением 0,4— 0,7 МПа, совмещенные с питательными деаэрационными баками для сбора конденсата.
Схема тарельчатой деаэрационной колонки приведена на рис. 1.21.
Вода для деаэрации подается в верхнюю часть колонки через патрубки и сливается последовательно через тарелки с отверстиями (дырчатые щиты). За время движения струй через тарелки вода нагревается до температуры насыщения. Освобожденная от газов вода собирается в деаэраторный бак, расположенный под колонкой. Греющий пар, поднимаясь вверх по зазорам между тарелками, попеременно пересекает струи падающей воды. Не-сконденсированный пар вместе с газами через штуцер отводится на охладитель выпара.
Деаэратор, имеющий значительный запас питательной воды, обычно размещают на верхних отметках деаэраторной этажерки для 28
Рис. 1.21. Схема деаэрационной колонки с баком:
1—подвод основного потока питательной воды; 2 — подвод конденсата от ПВД; 3—подвод конденсата от испарителей; 4 — штуцер для отвода выпара; 5 — подача греющего пара; 6 —тарелки с отверстиями; 7 — деаэраторный бак; 8 — уровень питательной воды в баке
увеличения давления на входе питательных насосов.
Для обслуживания деаэраторов необходимы подъемные средства, грузоподъемность которых определяется массой сухой деаэрационной колонки.
Общепринятая схема размещения деаэраторов имеет два недостатка:
при возможной разгерметизации деаэратора вода может попасть в нижние помещения, где расположены электрические устройства;
заполненные деаэраторные баки, расположенные на высоких отметках, передают значительные статические нагрузки на строительные конструкции, что противоречит основному конструктивному строительному принципу — размещению легкого оборудования на верхних отметках, а тяжелого — на нижних. Большие объемы защиты вокруг деаэраторов для АЭС с одноконтурными кипящими реакторами вызывают дополнительные нагрузки на нижние строительные конструкции.
1.3. ОСОБЕННОСТИ ИНЖЕНЕРНОГО ОБОРУДОВАНИЯ
К инженерному оборудованию относятся вспомогательные системы, обеспечивающие нормальные условия для обслуживающего
персонала, а также необходимые для осуществления основного технологического процесса. Это техническое и питьевое водоснабжение, освещение, технологическая и общеобменная вентиляция, канализация, отопление.
Отличительной чертой АЭС является радиоактивность теплоносителя (и рабочего тела в одноконтурных АЭС) с образованием жидких, твердых и газообразных отходов, потери которых в технологическом процессе неизбежны.
Для удаления радиоактивных отходов на АЭС помимо обычных систем инженерного оборудования устраиваются специальные системы, специфичные для ядерных установок, — специальная технологическая вентиляция, спецканализа-ция и система отверждения и захоронения радиоактивных отходов.
Спецвентиляция. Твердые и жидкие отходы на АЭС сравнительно легко можно локализовать в замкнутых объемах (баки, трубопроводы), загрязнение же воздуха радиоактивными веществами (газами или аэрозолями) может быть значительным. Специальная вентиляция предназначена для очистки воздуха и создания безопасных и нормальных условий работы обслуживающего персонала.
На АЭС поступление радиоактивных веществ в воздух возможно из-за протечек радиоактивного теплоносителя, содержащего газообразные и аэрозольные продукты деления (ксенон, криптон, йод и др.), а также при работе вспомогательных устройств (баки грязного конденсата, бассейны выдержки твэлов и др.). Другим источником загрязнения воздуха является образование газообразных радиоактивных изотопов (в первую очередь аргона-41) и радиоактивных аэрозолей сложного изотопного состава при облучении нейтронами элементов, входящих в состав воздуха и пыли.
Обычный способ борьбы с загрязнением воздушной среды — очистка его на фильтрах или разбавление чистым воздухом до допустимой концентрации. Но так как выход в воздух рабочих помещений АЭС радиоактивных веществ, имеющих большую токсичность, значителен, нормальные условия в помещениях АЭС могут быть созданы в основном за счет герметизации оборудования, размещения его в герметичных боксах с дистанционным управлением, устройства зональной планировки. При таких мерах вентиляция может иметь лишь вспомогательное значение.
Как показывает опыт, воздух рабочих помещений АЭС загрязняется в основном в связи с разгерметизацией оборудования и бок
сов при проведении профилактических и ремонтных операций. С учетом этого, а также требований не допускать облучения персонала внешними и внутренними источниками излучения выше допускаемого на АЭС, как и на любой ядерной установке, необходимо размещение оборудования по зональному принципу (см. гл. 3) с разбивкой всех помещений на зоны строгого и свободного режимов и в свою очередь помещений зоны строгого режима — на необслуживаемые, полуобслуживаемые и обслуживаемые. Требования к концентрации радиоактивных веществ в воздухе зоны, где расположено высокотоксичное необслуживаемое оборудование, могут быть снижены. Предельный уровень концентрации здесь определяется условием не допускать накопления активности. Обеспечивать же допустимые концентрации радиоактивных веществ в таких помещениях необходимо лишь на короткий промежуток времени обслуживания оборудования'.
В связи с этим на АЭС создается несколько систем вентиляции:
постоянно действующие систе-м ы технологической спецвентиляции для поддержания допустимого уровня концентрации радиоактивных веществ в период нормальной работы АЭС;
периодически действующие системы технологической вентиляции, включаемые на период профилактических ремонтов или перегрузок активной зоны реакторов;
спецгазоочистка, предназначенная для отбора с воздухом радиоактивных и взрывоопасных газов непосредственно из мест их образования (продувка реактора, баков грязного конденсата и др.) и очистки на специальных установках.
Нормативными материалами установлены предельно допустимые поступления радиоактивных веществ в организм человека и среднегодовые концентрации радиоактивных веществ в воздухе и воде вокруг АЭС. Поэтому воздух из системы вентиляции, в определенной мере насыщенный радиоактивными изотопами, перед поступлением в окружающую среду должен быть разбавлен. Для этого предварительно очищаемый на фильтрах (если это необходимо) воздух из вентиляционной системы направляется в вытяжную вентиляционную трубу и выбрасывается в верхние слои атмосферы. Высота трубы АЭС определяется из условия разбавления факела выбрасываемого воздуха до допустимого предела при его осаждении на поверхность земли, а также снижения внешнего облучения от него до допустимого.
Специальная вентиляция должна также обеспечивать температуру не выше 50 °C в
29
полуобслуживаемых и не выше 70 °C в необслуживаемых помещениях.
Особенности систем вентиляции АЭС и общие принципы их компоновки. Различают два вида вентиляции АЭС:
местную вытяжную вентиляцию, предназначенную для удаления воздуха от укрытий над местами выделения радиоактивных газов, паров, аэрозолей и создания нормального температурного режима в помещениях. Концентрация радиоактивных веществ в воздухе, удаляемом местной вытяжной вентиляцией, может во много раз превышать допускаемую санитарными нормами. Поэтому такой воздух, как правило, подлежит очистке перед выбросом в атмосферу;
общеобменную приточно-вытяжную вентиляцию, позволяющую не превышать допустимую концентрацию радиоактивных веществ в обслуживаемых и полуобслуживаемых помещениях путем разбавления загрязненного воздуха чистым.
Основным принципом работы системы вентиляции зданий АЭС является поддержание повышенного давления в помещениях с минимально возможным загрязнением и достаточного разрежения в помещениях с мак-мально возможным загрязнением, что осуществляется путем устройства принудительного притока чистого воздуха в наиболее чистые помещения и устройством вытяжки из наиболее грязных помещений. В соответствии с «Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных электростанций» (СП АЭС-79) в полуобслуживаемых помещениях, рассчитанных на аварийное давление, разряжение должно быть не менее 200 Па, а в полуобслуживаемых — 50 Па. Перепуск воздуха из одних помещений в другие должен быть организован так, чтобы при выходе из строя одного или двух вентиляторов он не мог попасть из более грязных помещений в более чистые. Для этого в проемах стен между помещениями устанавливают перепускные клапаны одностороннего действия (клапаны избыточного давления), которые открываются под действием разности давления в смежных помещениях, составляющей не менее 50 Па. Клапаны избыточного давления (КПД) выпускаются диаметром 150, 200, 250, 300, 350 и 400 мм.
Трехзональная планировка помещений АЭС позволяет применить ступенчатую схему вентиляции или схему непосредственной подачи воздуха в зоны.
При ступенчатой схеме вентиляции приточный воздух подается в обслуживаемые помещения, а удаляется через полуобслуживаемые 30
и необслуживаемые помещения. Воздух из обслуживаемых помещений в полуобслуживаемые, затем в необслуживаемые попадает через клапаны избыточного давления, установленные в стенах между зонами.
При схеме непосредственной подачи воздух подают индивидуально в каждое помещение и так же удаляют из него. Такая схема применяется только при предъявлении особо жестких требований к изоляции обслуживаемых помещений от полуобслуживаемых, а также когда эти помещения разделены массивными защитными стенами. Приток воздуха в обслуживаемые помещения превышает вытяжку (примерно в размере двукратного обмена в час), а в полуобслуживаемых помещениях объем вытяжки больше объема притока.
Ступенчатая вентиляция по сравнению с непосредственной подачей воздуха в зоны характеризуется меньшим объемом вентилируемого воздуха (так как он используется сначала для вентиляции обслуживаемых помещений, а затем полуобслуживаемых и необслуживаемых) и меньшей стоимостью.
Однако ступенчатую схему вентиляции следует применять только при условии ее круглосуточной работы, так как при отключении системы возможно протекание загрязненного воздуха из необслуживаемых помещений в обслуживаемые или из необслуживаемых в полуобслуживаемые через щели или неисправные клапаны избыточного давления, что недопустимо.
Подача установок для общеобменной вентиляции реакторных отделений АЭС и машинных залов одноконтурных АЭС назначается с учетом необходимости перегрузок активной зоны и производства ремонтных операций, исходя из следующих значений кратности воздухообмена:
Объем помещения, м3 Кратность воздухообмена, 1/ч
До 100	10
500	5
1000	3
5000	2
10 000 и более	1
Во время перегрузок топлива и при производстве ремонтных работ в реакторных отделениях, а также машинных залах одноконтурных АЭС должен быть обеспечен не менее чем двукратный воздухообмен в час; при ремонтных работах в помещениях парогенераторов и главных циркуляционных трубопроводов двухконтурных АЭС, а также в большинстве необслуживаемых помещений одноконтурных АЭС должен быть обеспечен трех — пятикратный воздухообмен в час.
Все вытяжные и приточные системы зоны строгого режима снабжаются резервными
вентиляционными агрегатами, а вытяжные вентиляционные системы, обслуживающие ответственных потребителей (щит управления, охлаждение СУЗ и др., а также обслуживаемые помещения первого контура), подключаются к сети надежного электропитания и оборудуются устройствами автоматического пуска после перерыва питания.
Местная вентиляция в необслуживаемых и полуобслуживаемых помещениях зоны строгого режима должна обеспечивать разрежение по отношению к условно чистым помещениям, равное не менее 30—50 Па. Расчетную кратность воздухообмена в полуобслуживаемых помещениях определяют, исходя из назначения и объема помещения. Однако расход воздуха должен быть таким, чтобы скорость воздуха в открытом проеме составляла не менее 0,2 м/с.
Часто в необслуживаемых помещениях АЭС располагается оборудование с большим тепловыделением (боксы сепараторов АЭС с реакторами РБМ.К.-1000, трубопроводные коридоры и т. п.). Для таких помещений нецелесообразно устраивать охлаждение с помощью общей системы вентиляции. В этих случаях допускается устройство рециркуляционной системы воздушного охлаждения, при которой воздух охлаждается технической водой или водой из холодильных машин. Для двухконтурных АЭС с реакторами ВВЭР возможно объединение рециркуляционных систем охлаждения шахты реактора и бокса парогенераторов.
В помещениях с постоянным выделением аэрозолей и радиоактивных газов, в которых возможно пребывание людей (надреакторная оболочка, бокс парогенераторов АЭС с реакторами ВВЭР и др.), устраивается рециркуляционная фильтровальная система для очистки воздуха, которая должна иметь резервные вентиляторы и фильтры. На входе в эти помещения устанавливаются штуцера для подключения средств индивидуальной защиты (пневмокостюмы, пневмошлемы). Подача этой системы должна быть не менее 15 м3/ч на один пневмокостюм, а давление в точке подключения — не менее 4,5 кПа. Забор воздуха для пневмокостюмов может осуществляться от любой приточной вентиляционной камеры через аэрозольный тканевый фильтр.
В процессе производства перегрузочных и ремонтных работ требуются дополнительные расходы воздуха. Для этих целей устраивают ремонтную вентиляцию, включаемую на время проведения работ. Подача этой системы должна быть не менее одного объема наибольшего из обслуживаемых помещений в час.
Для предотвращения выхода радиоактивных газов и аэрозолей из бассейнов выдержки и перегрузки топлива над ними устраивается воздушная завеса. Удаляемый воздух направляется в систему ремонтной вентиляции. Во время ремонта системы вытяжной вентиляции в открываемых проемах необслуживаемых помещений необходимо создавать поток воздуха со скоростью не менее 1 м/с.
Воздухоотводы местной вытяжной вентиляции в процессе эксплуатации загрязняются радиоактивными аэрозолями, в связи с чем необходимо устройство биологической защиты вокруг них. Вытяжные вентиляционные короба прокладывают, как правило, внутри массивных бетонных защитных стен или в подземных каналах.
При трассировке воздуховодов необходимо учитывать, что приточные вентиляционные короба запрещается прокладывать в необслуживаемых помещениях, а короба местной вентиляции — в обслуживаемых.
Кроме защиты необходимо предусматривать возможность дезактивации местных вытяжных систем. Для этих целей в воздуховодах и их защите устраиваются специальные люки, а сами воздуховоды прокладываются с уклоном в сторону сливных трапов, служащих для удаления дезактивирующих растворов или конденсата, которыми промывают воздуховоды.
Из-за наличия химически активных веществ в дезактивирующих растворах и в воздухе, удаляемом от различных укрытий, а также из-за присутствия в воздухе радиоактивных веществ к материалам воздухоотводов местной вытяжной вентиляции предъявляются особые требования.
Материалы должны быть стойкими к воздействию кислот, щелочей, должны обладать достаточной радиационной стойкостью и малой сорбционной способностью. Этим условиям удовлетворяют дорогостоящая сталь и алюминий. В последнее время появилась возможность использовать для облицовки воздуховодов химически стойкие полимерные материалы.
Фильтры. В зависимости от требований к степени очистки воздуха от загрязнений, а также в зависимости от материалов, применяемых для фильтрации, фильтры могут быть тонкой и грубой очистки.
Для устройства фильтра тонкой очистки используются специальные ткани на основе поливинилхлорида и ацетилцеллюлозы.
Для устройства фильтров грубой очистки используется волокнистая набивка из стекловолокна или отходов лавсана.
Наибольшее распространение получили фильтры рамной конструкции. На П-образные
31
деревянные рамы натягивается фильтрующая ткань, и из этих рам путем последовательного разворота каждой из них на 180'° набирается фильтр с необходимой фильтрующей площадью. Уничтожение отработанных фильтров возможно сжиганием с последующей очисткой продуктов сгорания.
Вентиляционные трубы. Как уже было сказано, разбавление радиоактивных выбросов до допустимой концентрации на уровне земли обеспечивается применением на АЭС вентиляционных труб.
Рассеивание радиоактивных веществ в атмосфере зависит от скорости ветра и высоты трубы. Скорость и господствующие направления ветра могут быть определены из климатических справочников, где приведена скорость ветра на высоте 10 м от уровня земли. На других высотах скорость ветра определяется введением поправочного коэффициента, изменяющегося в пределах от 0,666 (при высоте 2 м) до 1,8 (при высоте 200 м). Направление ветра определяется по розе ветров, на румбах которой отложено господствующее месячное, квартальное или годовое направление ветра. Расчет высоты труб при заданных выбросах может быть выполнен по методике, изложенной в нормах на проектирование спецвентиляции.
Спец газоочистка. В процессе нормальной работы в спецвентиляцию частично направляются радиоактивные технологические сдувки газов. Однако в процессе перегрузки или при разгерметизации значительного числа твэлов газовая активность в выбросах труб может резко возрасти. В этом случае для очистки воздуха используется система спецгазо-очистки.
Очистка воздуха от инертных газов возможна путем нагнетания их в газгольдеры и выдержки там в течение нескольких часов. За это время происходит радиоактивный распад газов с образованием веществ, которые можно задержать на аэрозольных фильтрах. Для крупных АЭС выдержка радиоактивных газов в газгольдерах сочетается с адсорбцией их на фильтрах-адсорберах, где в качестве сорбента используют активизированный уголь. Основное технологическое оборудование спецгазо-очистки должно иметь 100%-ное резервирование.
Вентиляционные агрегаты и фильтры приточных и вытяжных вентиляционных систем в зданиях АЭС должны быть объединены в приточный и вытяжной вентиляционные центры.
При этом необходимо руководствоваться следующими принципами:
камеры приточных систем (приточный вентиляционный центр) должны располагаться на 32
верхних отметках здания с наветренной стороны;
вход в приточный вентиляционный центр должен быть обеспечен из зоны свободного режима;
вытяжной вентиляционный центр должен быть расположен с подветренной стороны здания в реакторном отделении вблизи вентиляционной трубы.
Вентиляторы и фильтры вытяжных систем необслуживаемых помещений должны располагаться в отдельном боксе с биологической защитой. Приводы и электродвигатели этих установок должны размещаться в обслуживаемых помещениях.
Для возможности монтажа, демонтажа и ремонта все вентиляционные устройства массой более 50 кг должны находиться в зоне действия грузоподъемных механизмов. Над хранилищами фильтров необходимо предусматривать проемы.
Газгольдеры спецгазоочистки целесообразно располагать вблизи вытяжной вентиляционной трубы.
Радиоактивные отходы. Работа АЭС сопровождается образованием значительного количества радиоактивных твердых и в основном жидких отходов. Поэтому при проектировании АЭС помимо хозяйственно-фекальной и промышленно-ливневой канализации должна быть предусмотрена система, обеспечивающая сбор, транспортировку и захоронение радиоактивных отходов.
К жидким радиоактивным отходам относят растворы веществ, активность которых превышает среднегодовые допустимые концентрации (СДК) в воде открытых водоемов более чем в 100 раз. При этом учитываются изотопы с периодом полураспада более 60 дней. Жидкие отходы сбрасывать в водоемы запрещено. По химическим свойствам они могут быть кислыми, нейтральными или щелочными с высоким или низким содержанием солей.
В зависимости от суммарной удельной активности жидкие отходы делятся на три категории: слабоактивные — до 3,7-105 Бк/л (10-5 Ки/л), среднеактивные — от 3,7-105 до 3,7-1010 Бк/л (от 10-5 до 1 Ки/л) и высокоактивные— более 3,7-1010 Бк/л (1 Ки/л). Непосредственно на АЭС высокоактивные отходы не образуются.
К твердым радиоактивным отходам относятся не поддающиеся отмывке или облученные в реакторе части технологического оборудования, контрольно-измерительных приборов, арматура трубопроводов или защиты, а также мусор, одежда, отвержденные концентраты жидких отходов, фильтры вентиляционных систем и т. д.
В зависимости от мощности эквивалентной дозы излучения на расстоянии 10 см от поверхности твердые отходы подразделяются на слабоактивные — от 0,84-10-12 до 840 X Х10-12 Зв/с (от 0,03 до 30 мбэр/ч), среднеактивные—от 840-10-12 до 0,28-10-5 Зв/с (от 30 до 1000 мбэр/ч) и высокоактивные — более 0,28-10 5 Зв/с (более 1000 мбэр/ч).
Жидкие радиоактивные отходы образуются в системах продувки реактора и вспомогательного оборудования, очистки организованных протечек, спецводоочистки, дезактивации, в душевых, спецпрачечных и др.
Общий объем радиоактивных сточных вод с удельной активностью (3,7-105—3,7Х Х104) Бк/л [(Ю-5—10~6) Ки/л)], подлежащих локализации на крупных современных АЭС, не превышает 500 м3/сут. Разовые сбросы могут составить 1000 м3.
Планируемые радиоактивные протечки должны отводиться системой организованных протечек в специальные емкости. Они не смешиваются с другими водами, при необходимости очищаются и возвращаются в контур.
Вода и растворы, попадающие на пол помещений при неплотностях (неорганизованные протечки) или дезактивации оборудования, собираются системой самотечной канализации в отдельные баки.
Для исключения перетока воздуха из одного помещения в другое через спецканализа-цию необходимо предусматривать систему гидрозатворов. Воздух из резервуаров с активностью более 3,7-103 Бк/л (10-7 Ки/л) направляется в систему спецвентиляции.
Сбор среднеактивных отходов производится в баки из нержавеющей или углеродистой стали с надежным антикоррозионным покрытием. Помещения для установки баков оборудуются поддонами из углеродистой стали. Вместимость поддонов определяется из условия разгерметизации самого большого бака, установленного в помещении.
Все жидкие отходы подлежат дезактивации на очистных сооружениях, а очищенные воды должны быть возвращены в производство. Исключение составляют очищенные деба-лансные воды, которые могут быть отведены в водоемы после дозиметрического контроля в промежуточной емкости. Душевые воды из санпропускников направляются в бытовую канализацию, сточные воды от умывальников, установленных перед входом в санпропускники, направляются в спецканализацию. В связи с различным характером и степенью загрязнения контурных, трапных, прачечных и других вод проектируются раздельные системы спец-канализации.
Внутренние сети спецканали-з а ц и и. Для внутренних сетей спецканализа-3—6063
ции, уложенных в местах, недоступных для ремонта, применяются трубы из нержавеющей стали. Возможно также использование толстостенных труб из углеродистой стали для транспортировки неагрессивных стоков. В необслуживаемых помещениях устанавливаются трапы из нержавеющей стали, а в санпропускниках и полуобслуживаемых помещениях — из стали или чугуна.
Диаметры трубопроводов и уклоны сетей самотечной внутренней спецканализации принимаются в соответствии с действующими нормативами на проектирование внутренних сетей промышленной канализации с полным опорожнением труб.
При укладке внутренних сетей спецканализации следует стремиться к их группировке и прокладке в трубных коридорах. Необходимость устройства биологической защиты сетей спецканализации устанавливается радиационно-физическими расчетами.
Допускается открытая прокладка трубопроводов спецканализации для транспортировки слабоактивных стоков в полуобслуживаемых помещениях с обязательным выделением трубопроводов окраской.
При пересечении сетью спецканализации защитных стен должна быть исключена возможность местных прострелов излучения.
Приводы задвижек спецканализации располагаются в полуобслуживаемых или обслуживаемых помещениях.
Полы в помещениях, где установлены трапы, должны быть выполнены с уклоном не менее 0,01 в сторону трапа, а верх решетки трапа должен быть на 5—10 мм ниже уровня чистого пола.
Вентиляция трубопроводов спецканализации с активностью менее 3,7-Ю3 Бк/л (10~7 Ки/л) осуществляется через обычные стояки. При большей активности воздух из спецканализации направляется в систему спецвентиляции.
В случае невозможности организовать самотечную систему спецканализации используют насосные станции перекачки. При перекачке стоков с активностью до 3,7-105 Бк/л (10-5 Ки/л) используются погружные насосы, а с активностью более 3,7  105 Бк/л (ДО-5 Ки/л)—монжюсы или бессальниковые насосы.
Наружные сети спецканализации. Назначение наружных сетей спецканализации — транспортировка радиоактивных стоков к хранилищам или местам переработки. Наружные сети по характеру работы подразделяются на напорные и самотечные, а также работающие постоянно или периодически. Кроме того, их необходимо разделять по ак-
33
Рис. 1.22. Лотки и колодцы спецканализации:
а — разрез лотка с эпоксидным покрытием (для каналов, облицованных нержавеющей сталью, Ъ\ — Ъ)\ б — план монтажносварочного колодца (высота камеры колодца равна высоте канала). Размеры см. в табл. 1.5
тивности, агрессивности, температуре, содержанию механических загрязнений.
Стоки спецканализации подразделяются на технологические, которые направляются на хранение; слабозагрязненные, идущие на очистку; пульпы; кислоты и щелочи; десорбирующие растворы; возвратную воду, конденсат из спецвентиляции и др.
Трубопроводы спецканализации малоактивных жидких отходов допускается укладывать непосредственно в грунт выше уровня грунтовых вод. При активности стоков 3,7 X Х106 Бк/л (10-4 Ки/л) и выше или приустрой-стве спецканализации слабоактивных отходов в водонасыщенных грунтах прокладка трубопроводов спецканализации осуществляется в железобетонных лотках, облицованных нержавеющей сталью, или с эпоксидным покрытием (рис. 1.22) во избежание попадания жидких отходов в грунт при протечках канализации. Кроме того, такая конструкция позволяет проводить дезактивацию внутренних поверхностей лотков.
На прямых участках лотки выполняют из сборных железобетонных блоков длиной 6; 4 и 2 м. Для монтажа и сварки трубопроводов необходимо устройство монтажно-сварочных колодцев. Расстояние между ними должно составлять 50—100 м. Размеры лотков и колодцев при прокладке одного трубопровода спецканализации в зависимости от его диаметра приведены в табл. 1.4.
Сети спецканализации должны прокладываться с уклоном в сторону места сбора, составляющим не менее 3 мм на 1 м длины.
Таблица 1.4. Размеры железобетонных лотков и колодцев спецканализации (рис. 1.22)
Условный диаметр труб спецканализации d	Размеры сечений, мм						
	ht	/г 2	н	ь	Ь1	&2	Л.
40—70	100	200	300	200	216 	600	600
100—125	100	250	350	200	216	600	600
150	150	300	450	250	270	700	700
200	150	300	450	300	320	800	800
>200	190	260	450	400	420	900	900
Трубопроводы в лотках устанавливают на подвижные и неподвижные опоры, приваренные к закладным деталям в стенках лотка. Неподвижные опоры, служащие для ограничения деформаций труб при температурном расширении, устанавливают через 50—70 м.
По длине трассы спецканализации устраивают смотровые и аварийные колодцы, расстояние между которыми должно быть не более 100 м для труб диаметром до 500 мм и 200—250 м для труб диаметром более 500 мм. В аварийных колодцах устанавливают приборы дозиметрического контроля, показания которых передаются на пункт дозиметрического контроля АЭС.
При трассировке трубопроводов сетей канализации средней и высокой активности необходимо учитывать следующее:
сети спецканализации должны прокладываться вдоль дорог, по которым может осуществляться транспортировка радиоактивного оборудования, топлива и пр., при этом расстояние от хозяйственно-питьевого водопровода допускается не менее 3 м при канальной прокладке трубопроводов, 5 м при бесканаль-ной прокладке в глинистых грунтах и 10 м при бесканальной прокладке в фильтрующих грунтах;
водопроводные сети при пересечениях со спецканализацией должны прокладываться над ней в защитном металлическом кожухе (труба в трубе);
заглубление спецканализации определяется теплотехническим расчетом при условии соблюдения мощности дозы (ДМД) на поверхности земли и в колодцах. Мощность экспозиционной дозы на поверхности земли или крышке колодца не должна превышать 1,03Х Х10~10 Кл-кг-'-с”1 (0,4 мкР/с), а в колодце 7,22-1010 Кл-кг-'-с”1 (2,8 мкР/с). Во всех случаях толщина засыпки над сетями спецканализации должна быть не менее 70 см. Рекомендуемое заглубление спецканализации — около 4 м.
Транспортировка концентрированных растворов осуществляется с помощью бессальниковых (герметичных) насосов или сжатым воздухом.
При концентрированных растворах с большим содержанием солей во избежание зарастания труб выпадающими кристаллами необходима установка доупаривателя растворов непосредственно перед их подачей в хранилище. Такая выпарная установка, в частности, предусмотрена на Ленинградской АЭС.
Хранение жидких и твердых отходов. Для концентрированных растворов и ; пульп допускаются следующие методы хранения и удаления: временное хранение в
34
емкостях, глубинное удаление (захоронение), отверждение (битуминирование или цементирование с последующим захоронением в могильниках).
Емкости для хранения жидких и твердых отходов рассчитываются не менее чем на 5-летний срок эксплуатации АЭС с учетом возможности расширения электростанции в период эксплуатации. Хранилища отходов на площадке АЭС размещаются с учетом зональной планировки (см. гл. 2) обязательно в пределах охраняемой зоны предприятия или в отдельной охраняемой зоне на территории с низким уровнем грунтовых вод. Допускаемое расстояние до хранилищ от водопроводных магистралей — не менее 50 м, от открытых водоемов 500 м. Нижняя отметка хранилища жидких отходов принимается на 4 м выше максимального уровня грунтовых вод. Расположение резервуаров должно быть только подземным.
Для хранения концентрированных растворов применяют хранилища двух типов: первый — резервуар устанавливают непосредственно в грунт; второй — резервуар устанавливают в специальные помещения (резервуар казематного типа). Хранилища второго типа, как правило, применяют для хранения высокоактивных жидких'отходов.
Для хранения пульп используют как обычные резервуары, так и резервуары с дренажной системой и специальной системой откачки осветленного раствора после отстаивания и уплотнения взвесей. Откачка осветленного дренированного фильтрата производится из приямка в днище резервуара, которое проектируется с уклоном в сторону приямка. Для отсоса отстоявшегося осветленного раствора с разных уровней (по мере накопления уплотненных взвесей) предусматриваются заборные патрубки. От уровня активности и вида излучателя зависят и другие конструктивные особенности емкостей и остальных сооружений хранилища. Так, емкости, оборудование и коммуникации для жидких отходов с a-излучателями без заметного фотонного излучения не требуют специальной экранировки, однако для них необходима надежная герметизация; для высокоактивных отходов с фотонными излучателями должна быть обеспечена биологическая защита. Для отвода выделяющейся теплоты, взрывоопасного водорода и других газов предусматриваются специальные устройства.
Опыт эксплуатации хранилищ в СССР показывает, что температура высокоактивных жидких отходов, содержащихся в емкостях, как правило, не должна превышать 50 °C. Для поддержания такой температуры высокоактивных отходов необходимо отводить избы-3*
точную теплоту. Это достигается устройством специальных охлаждающих систем.
Отвод теплоты от жидких отходов с активностью до 3-1011 Бк/л (8 Ки/л) осуществляется с помощью технологической вентиляции продувкой воздуха в объеме над зеркалом раствора. Кратность обмена воздуха в этом случае определяется теплотехническим расчетом. Отвод теплоты от высокоактивных отходов осуществляется с помощью змеевиков с водяным охлаждением.
Разбавление до взрывобезопасной концентрации водорода и его отвод осуществляются технологической спецвентиляцией. Во избежание образования мешков для скопления взрывоопасных газов в местах максимального подъема поверхности покрытия резервуаров врезаются патрубки для отсоса этих газов.
В СССР хранилища проектируются с учетом возможности перекачки из одной емкости в другую специальными вакуумными насосами, всасывающая способность которых составляет не более 7 м при плотности жидких отходов 1 т/м3 и менее 7 м при большей плотности. В связи с этим высота резервуаров хранилища ограничивается.
Вместимость каждой группы емкостей (для концентрированных растворов, пульп, отработанных смол и сорбентов) и суммарная вместимость хранилищ определяются: количеством отходов каждого вида; временем, на которое рассчитано заполнение емкостей; предполагаемым временем хранения отходов (долговременное или временное хранение, предусматривающее перекачку отходов после снижения активности в более дешевые емкости); возможностью использования ценных компонентов, содержащихся в отходах; периодом полураспада изотопов, содержащихся в отходах; физическими и химическими изменениями в процессе хранения этих отходов; необходимым резервом (в установившейся практике в качестве резерва на случай аварии предусматривается одна дополнительная емкость) и др.
Хранение твердых отходов более безопасно, поэтому жидкие отходы отверждают. Одним из методов отверждения жидких отходов является битуминирование. Храпение битуминированных блоков с удельной активностью до 3,7-1010 Бк/д (1 Ки/л) может проводиться в бетонных боксах без гидроизоляции. Другой метод — цементирование, перевод жидких отходов в твердые путем изготовления бетонных блоков, в которых в качестве воды затворения применяются жидкие радиоактивные отходы.
Твердые отходы перед захоронением сортируются по уровню загрязненности и помещаются в хранилища-могильники, состоящие 35
из отдельных боксов для хранения отходов разной активности. Обычно отходы транспортируются в специальных автомобилях или электрокарах, оборудованных защитными приспособлениями.
Захоронение твердых отходов средней активности производится в бетонных могильниках, а высокоактивных — в подземных гидро-изолированных емкостях.
Для хранения горючих твердых отходов предусматриваются отдельные емкости, при этом принимаются специальные меры защиты от самовозгорания отходов и устраивается спецвентиляции. Контроль за возможным распространением радиоактивности вокруг хранилищ отходов осуществляется с помощью контрольных скважин, расположенных по периметру хранилища на расстоянии 10—15 м.
ГЛ А ВА 2
ВЫБОР ПЛОЩАДОК СТРОИТЕЛЬСТВА И ГЕНЕРАЛЬНЫЕ ПЛАНЫ АЭС
2.1. ТРЕБОВАНИЯ К ПЛОЩАДКЕ СТРОИТЕЛЬСТВА АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
Мощность атомных электростанций и пункты их строительства намечаются в схеме развития электроэнергетики, которая составляется в соответствии с Энергетической программой на три пятилетки.
Решение о проектировании строительства атомных электростанций принимается на основании технико-экономического обоснования (ТЭО). Проектно-сметная документация для атомных электростанций разрабатывается в две стадии: проект и рабочая документация.
Разработка ТЭО строительства атомных электростанций может начинаться за 6—7 лет до начала строительства.
Выбор площадки строительства атомной электростанции производится в ТЭО. На этой стадии должна быть рассчитана стоимость АЭС и должны быть выполнены все необходимые инженерные проработки, достоверно определяющие объем мероприятий по обеспечению устойчивости всех сооружений электростанций, надежной и безопасной ее эксплуатации.
В процессе выбора площадки предполагаемого строительства атомной электростанции проверяется, отвечают ли намеченные пункты основным требованиям, предъявляемым к площадке строительства АЭС. Обычно после такой проверки остаются два-три варианта, которые детально исследуются с целью определения размеров капитальных затрат, зависящих от места сооружения электростанции.
По минимальным приведенным затратам определяется наиболее экономичная площадка строительства АЭС, которая рекомендуется в ТЭО для утверждения.
К площадке строительства атомной электростанции предъявляются следующие основные требования.
Территория площадки должна иметь достаточные размеры для размещения электро-36
станции заданной мощности, коммуникаций и строительной базы.
Расстояние от населенных пунктов до места размещения площадки АЭС должно соответствовать требованиям «Общих положений по безопасности при проектировании, сооружении и эксплуатации атомных станций» (ОПБ—82) и СП АЭС—79. Вокруг АЭС в соответствии с санитарными правилами должна быть организована санитарно-защитная зона.
Атомная электростанция должна быть обеспечена циркуляционной водой для охлаждения турбоагрегатов и технической для охлаждения другого оборудования. Должны быть рассмотрены варианты технического водоснабжения АЭС и определен его вид: прямоточное, с прудом-охладителем или градирнями и т. п.
Особое внимание следует уделить правильной оценке сейсмичности района размещения АЭС и микросейсмичности непосредственно площадки строительства АЭС, учитывая повышенные требования для атомных электростанций.
Геологические условия площадки должны обеспечивать надежное фундирование строительных конструкций АЭС и гарантированное отсутствие неравномерных осадок основных сооружений. На стадии выбора площадки должны быть проведены тщательные инженерногеологические изыскания в районе предполагаемого строительства АЭС.
Транспортные коммуникации от завода — изготовителя оборудования до площадки строительства АЭС должны быть проверены на возможность доставки по ним (по весу и габаритам) тяжелого оборудования — корпуса реактора, парогенератора и т. д. На это требование должно быть обращено особое внимание при выборе площадки строительства АЭС. Прежде всего следует проверить участки пути с мостовыми переходами и туннелями, а также определить достаточность оснащенности
речных сооружений необходимыми грузоподъемными механизмами, причалами и т. д. Стоимость дополнительных мероприятий по обеспечению транспорта тяжелого оборудования должна учитываться при сравнении вариантов площадок строительства АЭС.
Связь электростанции с внешним миром должна быть обеспечена постоянно и в любых условиях. Это означает, что коммуникации (железные и автодороги, а также линии связи АЭС) должны быть проверены на сохранность при экстремальных ситуациях.
Должна быть тщательно изучена возможность катастрофических явлений в районе строительства АЭС, таких как землетрясения, наводнения, цунами, ураганы, смерчи, сели, оползни, карсты и т. п. Желательно не размещать АЭС в районе катастрофических явлений, а в случае необходимости предусматривать мероприятия по безусловному обеспечению ее безопасности. Стоимость таких мероприятий должна учитываться при сравнении вариантов размещения электростанции.
Предполагаемое место строительства АЭС не должно находиться в зоне затопления паводковыми водами. Отметка территории АЭС должна не менее чем на 0,5 м превышать расчетный максимальный уровень воды в водоеме или реке с учетом подпора и уклона водостока, а также высоты волны и ее набега. За расчетный принимается максимальный уровень воды с возможностью повторения один раз в 10 тыс. лет, т. е. с расчетной обеспеченностью 0,01 %. Площадку строительства АЭС не размещают в зоне возможного затопления при аварии плотин вышележащих водохранилищ.
При выборе площадки строительства АЭС учитывается перспектива развития данного района. Площадка строительства должна быть согласована с местными организациями.
В случае, если есть большие различия при сравнении вариантов размещения АЭС, учитывают затраты на сооружение линии электропередачи, например при необходимости установки опор ЛЭП в водохранилище и т. п.
Рассмотрим подробнее некоторые требования к выбору площадок строительства атомных электростанций.
Радиационная безопасность. В соответствии с требованиями нормативных документов (ОПБ—82 и СП АЭС—79) промплощадка атомной электрической станции мощностью 440 МВт и более должна располагаться на расстоянии не менее 25 км от города с населением свыше 300 тыс. чел. и не ближе 40 км от городов с населением более 1 млн. чел.
Вокруг каждой АЭС предусматриваются с а н и т а р н о-з а щи т н а я зона и зона
наблюдения. Размеры территорий этих зон определяются с учетом конечной мощности АЭС, а также с учетом прогноза радиационной обстановки в районе размещения АЭС при ее длительной эксплуатации. Место строительства АЭС, перспективный план дальнейшего развития района ее размещения, а также размеры территории санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения должны быть согласованы с Госсаннадзором СССР.
В санитарно-защитной зоне не разрешается размещение жилых зданий, детских и лечебно-оздоровительных учреждений, а также промышленных предприятий, пищевых объектов, подсобных и иных сооружений, не относящихся к АЭС.
В санитарно-защитной зоне разрешено располагать здания и сооружения подсобного и обслуживающего назначения АЭС — пожарные части, прачечные, помещения охраны, гаражи, склады (кроме продовольственных), столовые для персонала АЭС, административно-служебные здания, здравпункты, ремонтные мастерские, транспортные сооружения, объекты технического и питьевого водоснабжения и канализации, временные и подсобные предприятия строительства.
На территории санитарно-защитной зоны разрешается выращивание сельскохозяйственных культур, выпас скота при условии обязательного осуществления соответствующего радиометрического контроля производимой здесь сельскохозяйственной продукции. Использование водоемов, расположенных в санитарно-защитной зоне, для хозяйственных целей согласовывается с Госсаннадзором СССР. '
При выборе площадки строительства следует отдавать предпочтение участкам, расположенным с подветренной стороны по отношению к населенному пункту. Особое внимание уделяется ветровому режиму и вертикальной стратификации атмосферы, площадка должна быть со стойким рельефом, хорошо проветриваемой.
Гидрогеологические условия площадки должны дать возможность создания надежной системы долговременного хранения жидких и твердых радиоактивных отходов. Уровень грунтовых вод на промплощадке допускается не менее чем на 1,5 м ниже дна подземных сооружений АЭС.
Для контроля за состоянием и качеством подземных вод на территории площадки АЭС, а также для обнаружения возможных радиоактивных протечек предусматривается сооружение наблюдательных скважин. Место и глубина скважин определяются по гидрогеологическим условиям и в зависимости от наличия потенциальных источников загрязнения— хранилищ твердых и жидких радиоак-
37
тивных отходов, бассейнов выдержки, технологических коммуникаций и т. п.
Инженерно-геологические условия. При выборе места строительства атомной электростанции необходимо тщательное изучение инженерно-геологических условий предполагаемого места строительства, так как для атомных электростанций необходимо обеспечить устойчивость сооружений и практически полностью исключить неравномерные осадки основных сооружений, прежде всего реакторного отделения.
Так, для реакторов водо-водяного типа допустимое отклонение корпуса реактора от вертикали после окончания его монтажа составляет 2—3 мм. В связи с тем что давление на грунт под подошвой фундаментной плиты реакторного отделения достигает 0,6 МПа/см2, к основанию реакторного отделения предъявляются очень жесткие требования. В случае необходимости должны быть предусмотрены инженерные мероприятия по укреплению грунтов или даже изменено место строительства.
В процессе сооружения атомной электростанции практикуется совмещение строительных и монтажных работ. Поэтому для исключения недопустимых отклонений корпуса реактора от вертикальной оси необходимо производить оценку возможной неравномерной осадки здания АЭС при бетонных работах в реакторном отделении после установки корпуса реактора в проектное положение и приварки к нему главных циркуляционных трубопроводов.
Особенно тщательно грунты площадки строительства АЭС должны быть изучены для определения возможности карстообразования или суффозии четвертичных отложений в нижележащие слои. При этом надо учитывать изменение  уровня грунтовых вод в районе промплощадки в связи с замачиванием грунта в процессе строительства и эксплуатации АЭС и возможность появления вертикальных потоков грунтовых вод из-за увеличения гидростатического давления в месте подъема уровня грунтовых вод. Наличие мела, известняка, гипса и растворимых пород в основании АЭС может служить источником нарушений устойчивости сооружений.
При необходимости строительства атомной электростанции в таком районе должны быть предусмотрены инженерно-технические мероприятия, обеспечивающие безусловную надежность основания всех сооружений.
В районах с просадочными грунтами строительство АЭС нежелательно, в связи с тем что в этих условиях могут произойти недопустимые просадки, крены и даже потеря устойчивости сооружений АЭС, так как исключить 38
полностью обводнение грунтов в процессе ее эксплуатации практически невозможно. При крайней необходимости строительства АЭС на площадке с просадочными грунтами требуется устройство свайного основания, замена просадочных грунтов или их закрепление.
При рассмотрении вариантов размещения АЭС следует обратить особое внимание на правильную инженерно-геологическую оценку грунтов при их разнородном составе, например в поймах рек. Вопрос о строительстве АЭС может быть решен только после тщательного изучения грунтов. При сложных инженерно-геологических условиях должно быть увеличено число разведочных скважин, штампов, полевых испытаний, с тем чтобы получить достоверную картину залегания грунтов в основании сооружений АЭС.
В процессе исследования гидрогеологических условий площадки необходимо учитывать влияние на грунтовые воды откачек для понижения их уровня во время строительства и замачивания в процессе эксплуатации АЭС.
Техническое водоснабжение АЭС. Атомная электростанция — крупный водопользователь. Потребление воды на станции незначительно, а использование воды велико, т. е. в основном вода возвращается в источник водоснабжения. Большое количество воды требуется для конденсации отработанного пара турбин. Кроме того, техническая вода используется для охлаждения другого оборудования АЭС, для восполнения потерь воды из замкнутых контуров, для обеспечения хозяйственно-питьевых нужд. Пр'и выборе системы водоснабжения следует стремиться к ограничению строительства новых гидроузлов, длинных каналов, искусственных гидротехнических сооружений.
Использование большого количества воды на атомных электростанциях для технических нужд приводит к возможности повышенных потерь воды в источниках водоснабжения по сравнению с естественными условиями. Чтобы предотвратить недопустимое понижение уровня воды в реках и водохранилищах за счет безвозвратных потерь используемой при эксплуатации АЭС воды на испарение и утечки в грунт, эти потери лимитируют в зависимости от конкретных условий размещения электростанции. Исходя из этих условий должны производиться анализ возможности строительства электростанции и определение ее конечной мощности.
Нормы регламентируют условия забора и сброса воды для АЭС, с тем чтобы не превышать предельно допустимый подогрев воды в открытых водоемах, имеющих народнохозяйственное значение. Исходя из условия сохранения растительного и животного мира в водоемах температура воды в них не должна
повышаться в зависимости от времени года более чем на 3—5 °C. Для этого необходимо, чтобы расход воды в реке в расчетный период не менее чем в 3 раза превышал расход сбрасываемой охлаждающей воды.
При создании прудов-охладителей необходимо предусмотреть мероприятия по предотвращению теплового загрязнения водоема и безусловному соблюдению норм, регламентирующих условия сброса сточных вод в водоемы.
В настоящее время изучается возможность использования сбрасываемой теплоты для теплового орошения, разведения рыбы и создания на базе электростанций агропромышленных комплексов.
Особо должен быть рассмотрен вопрос надежного снабжения технической водой станционных систем, обеспечивающих безопасность АЭС. Снабжение охлаждающей водой этих систем должно быть обеспечено при любых возможных ситуациях, которые могут возникнуть в процессе эксплуатации АЭС. Эти требования могут быть выполнены, например, при создании брызгальных бассейнов.
Сейсмичность района строительства АЭС. При выборе площадки строительства АЭС особое внимание должно быть обращено на тщательное изучение сейсмической активности предполагаемого района строительства АЭС и микросейсмичности участка, непосредственно отводимого для размещения электростанции.
Требования, предъявляемые к сооружениям и оборудованию атомных электростанций по сейсмостойкости, гораздо жестче, чем для других ответственных промышленных сооружений.
Сейсмичность района строительства атомных электростанций учитывается, начиная с 5 баллов по принятой в СССР 12-балльной системе оценки активности землетрясений. Необходимость учитывать землетрясения начиная с 5, а не с 7 баллов, как этого требуют СНиП для обычных сооружений, вызвана повышенными требованиями к сохранности оборудования и трубопроводов радиоактивного контура АЭС и систем, обеспечивающих радиационную безопасность электростанции. В районах с сейсмичностью выше 8 баллов строительство атомных электростанций не допускается.
Для конкретного участка строительства необходимо уточнить сейсмичность в соответствии с реальными грунтовыми условиями по материалам инженерно-геологических и гидрогеологических изысканий. Гравийные, песчаные и глинистые (макропористые) грунты, насыщенные водой, а также пластичные и текучие глинистые грунты неблагоприятны для строительства в сейсмических условиях, и
расчетная сейсмическая балльность для них должна быть увеличена.
Расчет сооружений и оборудования АЭС ведется на прогнозируемую максимальную сейсмическую активность в данном районе. В практике расчетов сооружений АЭС на сейсмические воздействия ускорение при максимально возможных землетрясениях принимается вдвое большим, чем при максимально зафиксированных землетрясениях, т. е. для особо ответственных сооружений АЭС расчетное ускорение увеличивается вдвое по сравнению с принятыми расчетными усилиями от сейсмических воздействий для обычных зданий данного региона.
В расчетах на сейсмические воздействия сооружений, в которых располагаются системы, обеспечивающие радиационную безопасность АЭС, принято учитывать возможную сейсмичность района с вероятностью один раз в 10 тыс. лет.
Строительство атомных электростанций в сейсмических районах при наличии обводненных слабых грунтов (текучие супеси, текучие суглинки и глины, илы и заторфованные грунты, насыпные грунты и т. п.) не рекомендуется. В случае необходимости строительства АЭС в таких районах следует предусматривать дополнительные мероприятия по укреплению оснований зданий и сооружений или замене слабых грунтов. Для строительства АЭС не следует использовать площадки, в непосредственной близости от которых выявлены сейсмические разрывы или сбросы.
Сохранение окружающей среды. При выборе площадок строительства атомных электростанций следует учитывать требования и рекомендации СНиП и других норм по размещению крупных промышленных предприятий. При этом необходимо стремиться к тому, чтобы соблюдались следующие условия:
земли, отводимые для сооружения АЭС, не должны быть пригодными для сельскохозяйственного производства;
площадка строительства должна располагаться у водоемов и рек, на незатапливаемых территориях;
грунты площадки должны допускать по возможности строительство зданий и сооружений без проведения дополнительных мероприятий;
уровень грунтовых вод должен находиться ниже глубины заложения подвалов зданий и подземных инженерных коммуникаций;
площадка должна иметь относительно ровную поверхность с уклоном, обеспечивающим поверхностный водоотвод.
В случае отступления от этих требований при сравнении вариантов предполагаемых мест строительства АЭС должны быть учтены
39
дополнительные затраты, вызванные неблагоприятными условиями площадки строительства.
Площадки строительства АЭС, как правило, не допускается располагать:
в зонах активного карста;
в районах тяжелых (массовых) оползней и селевых потоков;
в районах возможного действия снежных лавин;
в районах заболоченных и переувлажненных с постоянным притоком напорных грунтовых вод;
в зонах крупных провалов в результате горных выработок;
в первом и втором поясах зон санитарной охраны курортов и источников водоснабжения;
на участках, загрязненных органическими и радиоактивными выбросами до истечения сроков, устанавливаемых Госсаннадзором СССР;
в районах залегания полезных ископаемых без согласования с Госгеонадзором;
в зоне возможного затопления в результате разрушения плотин или дамб, расположенных выше предполагаемого места строительства электростанции;
в районах, подверженных воздействию катастрофических явлений, таких как цунами и т. п.
Крайняя необходимость расположения АЭС в таких районах должна быть подтверждена результатами технико-экономического анализа с учетом дополнительных затрат при строительстве и эксплуатации АЭС на ликвидацию неблагоприятных условий.
2.2.	ИНЖЕНЕРНЫЕ ИЗЫСКАНИЯ ПРИ ВЫБОРЕ ПЛОЩАДКИ АЭС
При выборе площадки АЭС проводятся конкретные изыскания по каждому рассматриваемому варианту размещения электростанции.
Инженерно-геологические изыскания проводятся в два этапа. На первом этапе собираются материалы по ранее проведенным изысканиям и определяется степень изученности предполагаемого места строительства, на втором проводятся специальные инженерно-геологические изыскания с бурением скважин и отбором грунтов, а также геологическое обследование площадки. По результатам камеральной обработки собранных данных и дополнительных изысканий должна быть получена инженерно-геологическая характеристика района строительства, определяющая: рельеф и геоморфологию территории; стратиграфию, мощность и литографический состав коренных и четвертичных отложе-40
ний, распространенных в районе до глубины 50—100 м; характер, отметку залеганий и условия распространения отдельных водоносных горизонтов, их число в пределах общей глубины; характер и интенсивность физико-геологических процессов и явлений (оползней, карста, размывов, заболоченности, развития оврагов и т. д.).
На стадии выбора площадки собираются сведения о наличии местных строительных материалов — разрабатываемых карьерах и месторождениях камня, песка, гравия и других строительных материалов.
В этот же период определяются возможности использования подземных вод для технологического и хозяйственно-питьевого водоснабжения.
Картографические материалы и планововысотную геодезическую основу площадки получают в результате топографо-геоде-зических изысканий. На первом этапе производят сбор и анализ имеющегося картографического материала по предполагаемому участку строительства АЭС. На основании результатов этого анализа намечается контур площадки АЭС, составляются профили поперечного сечения долины реки, водоема, намечаются места примыкания подъездных путей к существующим железным и автомобильным дорогам, определяются возможные трассы линий электропередачи.
Для определения размеров санитарно-защитной зоны собираются данные о населенных пунктах и постройках в районе строительства атомной электростанции с указанием числа жителей, количества домов и видов построек, а также о площадях возделываемых земель с указанием вида культур и о площадях лесных массивов. Определяются расстояния до ближайших крупных населенных пунктов.
Для оценки общей ситуации района строительства используются карты масштаба 1 : 100 000, 1 : 50 000, для более детального анализа на стадии выбора площадки производится съемка площадки и изображается в масштабе 1 : 25 000 с сечением высоты рельефа горизонталями через 5 м.
При выборе площадки АЭС для оценки водных ресурсов, выбора источника водоснабжения и участка реки, пригодного для осуществления водозабора, и предварительной наметки схемы водоснабжения проводятся гидрологические изыскания.
На первом этапе собирают и анализируют все имеющиеся литературные источники по этому вопросу, данные наблюдений стационарной гидрометеорологической сети, данные о водохозяйственном использовании реки и режиме работы существующих гидротехнических сооружений. На втором этапе определяют
программу инженерно-гидрологического обследования, в результате которого получают недостающую информацию. В результате гидрологических изысканий получают характеристику водотока, которая содержит следующие показатели: характерные уровни воды (максимальный, минимальный и т. д.) и сведения о ледовых режимах; кривую расхода воды; годовые нормы расхода воды разной обеспеченностью, сезонное (месячное) распределение стока в характерные по водности годы; химический состав воды, загрязненность и другие сведения о качестве воды.
Метеорологическая характеристика районов строительства определяется по данным существующих метеопостов и официальным климатическим справочникам.
Для выявления тектонических разломов в районе строительства АЭС используются съемки гелиевого фона на местности.
2.3.	ГЕНЕРАЛЬНЫЙ ПЛАН
При проектировании атомных электростанций разрабатываются ситуационные планы строительства, схемы генеральных планов и генеральные планы промышленной площадки АЭС.
Для общего представления о месте строительства электростанции составляется ситуационный план (рис. 2.1), обычно в масштабе 1:10 000, на котором показывается расположение промышленной площадки,
Рис. 2.1. Пример ситуационного плана АЭС:
/ — промышленная площадка; 2 — строительная база; .'/ — открытое распределительное устройство; 4 — насосная станция технического водоснабжения; 5 — жилой поселок; 6 — железнодорожная станция; 7 — подъездная автодорога; 8 — сбросной Канал
стройбазы, жилого поселка и других комплексов сооружений, изображаются подсоединения автомобильных и железных дорог к государственным магистралям, а также наносятся границы санитарной зоны.
В технико-экономическом обосновании и при выборе площадки строительства составляется схема генерального плана, на которой без плановой и высотной привязки даются основные сооружения АЭС и их предполагаемое расположение. Схемы генпланов выполняются также на стадии проекта и рабочей документации как иллюстративный, демонстрационный материал. Примеры схем генерального плана некоторых объектов приведены на рис. 2.2—2.5.
Генеральный план разрабатывается на стадии проекта и определяется конкретное размещение на промышленной площадке зданий и сооружений АЭС в плане с указанием их размеров и по высоте. На генеральном плане все сооружения привязываются к строительной сетке (рис. 2.6), т. е. указываются координаты каждого из них. Строительная сетка обычно маркируется по вертикали буквой А и по горизонтали буквой Б.
Чертежи генерального плана выполняются в масштабе 1 : 1000. На них показываются:
координатная сетка в строительной системе координат;
топографическая подоснова на участках, где не предусматривается планировка рельефа;
реперы, шурфы, буровые скважины и опорные знаки строительной сетки;
элементы планировочного рельефа и водоотвода (откосы, подпорные стенки, лестницы, канавы, дождеприемники и т. п.);
здания и сооружения, в том числе коммуникационные сооружения (туннели, эстакады, галереи), производственные и складские площадки;
автомобильные дороги и площадки с дорожным покрытием, проезды по спланированной территории;
железнодорожные пути, пути перекатки трансформаторов, подкрановые пути;
открытые каналы техводоснабжения; выходы линий электропередачи;
ограждение территории промышленной площадки и участков отдельных объектов.
При проектировании генеральных планов необходимо учитывать возможность развития атомной электростанции до конечной мощности и не занимать вспомогательными сооружениями территорию со стороны возможного расширения главного корпуса.
При составлении генерального плана необходимо выбрать оптимальную трассировку железных и автомобильных дорог на терри-
41
Рис. 2.2. Схема генерального плана АЭС Тульнерфельд (Австрия) с кипящим реактором:
1 — реакторное отделение и корпус вспомогательных установок; 2 — корпус для дезактивации; 3 — помещение распределительного устройства; 4—машинное отделение; 5 — корпус аварийного дизеля; 6 — водозаборные сооружения; 7 —насосная станция технического водоснабжения; 8, 5 — водосборные сооружения; /(7 —сооружения водоподготовки; 11— вентиляционная труба; 12 —мастерская; 13—склад; 14— помещение охраны; 15— столовая; /6’—административный корпус; 17 —инженерный корпус; 18 — гаражи
Рис. 2.3. Схема генерального плана АЭС Сарри (США) с реакторами ВВЭР:
1 — оболочка реактора; 2 — административный корпус; 3 — машинное отделение; 4—забор свежего воздуха; 5— трансформатор общестанцнонных собственных нужд; 6 — баки для хранения воды; 7 — пожарная насосная станция; 8—водозаборные сооружения; 9 — резервные трансформаторы; 10 — помещение щита управления; 11 — мастерская; 12 — склад; 13 — лаборатории, санпропускник; 14— баки; 15— хранилище свежего топлива; 16 — здание спецочистки; 17— баки для хранения мазута; 18 — баки-хранилища первичной воды; 19—сбросной канал; 20— стоянка автомашин; 2/—водосброс; 22— бак конденсата; 23— канализационный отстойник; 24— временная подстанция; 25— вспомогательный корпус
42
Рис. 2.4. Схема генерального плана АЭС:
/—главный корпус; 2—вентиляционная труба; 3 — открытая установка трансформаторов; 4—ОРУ 220 кВ; 5—ОРУ 500 кВ; 6—спец-корпус; 7—дизель-генераторная станция; 8— хранилища жидких и твердых отходов; .9—градирни; 10—насосные станции технического водоснабжения; //—подводящий канал; 12—сбросной канал; 13—химводоичистка; 14—маслохозяйство; /5—мазутохозяйство; 16— инженерно-бытовой корпус; 17 — азотно-кислородиая станция; 18— столовая; 19 — мастерские; 20 — складское хозяйство; 21 — пусковая котельная; 22 — ацетилено-генераторная станция; 23 — служебный корпус; / — первый и второй энергоблоки АЭС; II — третий и четвертый энергоблоки АЭС; III — пятый энергоблок АЭС; IV — река; V — водохранилище
тории промышленной площадки и рациональное их подсоединение к путям общего пользе-вания. Каждое здание должно иметь удобные подъезды и подходы, и в то же время площадь, занимаемая железными и автомобильными дорогами, должна быть минимальной. Особенно тщательно должны разрабатываться трассы железных дорог, при этом должны быть учтены нормы Министерства путей сообщения и соблюдены допустимые уклоны и радиусы.
Генеральные планы должны разрабатываться в соответствии с требованиями строительных норм и правил, санитарных норм по проектированию атомных электростанций.
Сокращение отчуждаемой под строительство АЭС земли — основная задача при проектировании. Наибольшая доля отчуждаемых земель приходится на пруды-охладители (если принято водоснабжение такого типа), затем на жилой поселок, строительно-монтажную базу и, наконец, на промышленную площадку АЭС.
Наилучшие показатели по генеральному плану достигаются при проектировании АЭС сразу на полную мощность при компактном размещении сооружений на местности, максимальной блокировке зданий и сооружений АЭС и сокращении вспомогательных сооружений.
Объемы земляных работ, выполняемых при планировке территории АЭС и организации подъездных путей, должны быть минимальными. Если уклон естественного рельефа пло
щадки строительства превышает 0,03, может быть принята террасная планировка территории электростанции. Такая планировка рекомендуется и при расположении АЭС на скальных грунтах. Экономичность террасной планировки оценивается по всему комплексу работ строительства АЭС, а в случае необходимости по комплексу возможных изменений расходов на ее эксплуатацию.
На ситуационном плане района строительства АЭС показывается размещение строительной базы. В составе проекта разрабатывается стройте нплан, на котором показываются размещения монтажных площадок, производственно-вспомогательных и бытовых зданий стройбазы, транспортные связи.
Набор временных сооружений определяется с учетом возможности использования постоянных зданий вспомогательных служб АЭС в период строительства.
В состав атомной электростанции входят здания и сооружения основного производственного назначения, подсобно-производственные и вспомогательные здания и сооружения.
К зданиям и сооружениям основного производственного назначения относятся:
реакторное отделение, в котором располагаются реактор и обслуживающие его системы;
машинный зал, в котором размещаются турбоагрегат, системы подогревателей высокого и низкого давления и т. д., и примыкающие
43
Рис. 2.5. Схема генерального плана АЭС:
/ — главный корпус; 2 — вентиляционная труба; 3— открытая установка трансформаторов; 4— административно-бытовой корпус и столовая; 5 — башня ревизии трансформаторов; 6 — маслохозяйство; 7 — насосная станция технического водоснабжения; 8 — подводящий канал; 9 — напорный бассейн; 10 — водозаборные сооружения; 11 — сбросной канал; 12 — объединенный вспомогательный корпус; 13—дизель-генераторная станция; 14— компрессорная; 15 — аз^тно-кислородная станция; 16 — хранилище жидких отходов; 17 — емкости для сбросных вод; 18— хранилище твердых отходов; 19 — камеры выдержки газов (УПАК); 20 — корпус переработки сбросных вод; 21 — гараж и мойка транспортных средств; 22 — склад химреагентов; 23 ресиверы водорода; 24 — склад свежего топлива; 25—ацетилено-генераторная станция; 26— склад дизельного топлива; 27— склад графита; 28 — открытая площадка с козловыми кранами
к нему деаэраторная этажерка и этажерка электроустройств со щитами управления, по-мешениями кабельных распределительных устройств;
спецкорпус, включающий системы специальной очистки радиоактивного контура и хранилища жидких и твердых радиоактивных отходов;
дизель-генераторная, где размещены установки надежного электропитания — дизель-ге-нераторы;
гидротехнические сооружения, обеспечивающие снабжение АЭС водой (насосные, градирни, каналы и т. п.).
44
К подсоб но-производственным и вспомогательным зданиям и сооружениям относятся:
санитарно-бытовой корпус, в котором размещаются санитарно-бытовые службы со спец-прачечной;
ацетилено-генераторная станция;
электролизная станция;
азотно-кислородная станция;
материальный склад и т. п.;
помещения административных служб.
Сооружения атомной электростанции на генеральном плане размещаются исходя из технологической связи 'вспомогательных служб
Рис. 2.6. Пример привязки сооружений на генеральном плане:
1 — объединенный вспомогательный корпус; 2 — склад материалов (навес); 3 — проходная
с основным производством, на максимальном приближении при соблюдении санитарных, противопожарных и других норм.
Для сокращения площади застройки и протяженности инженерных коммуникаций производится максимальная блокировка зданий и сооружений в зависимости от их назначения.
Состав гидротехнических сооружений атомной электростанции определяется выбранной системой технического водоснабжения. Пропускная способность сооружений технического водоснабжения обычно принимается на полную мощность электростанции с учетом ее возможного расширения.
Существует несколько систем технического водоснабжения АЭС (см. гл. 1). В качестве примера рассмотрим техническое водоснабжение Нововоронежской АЭС, на которой были использованы различные системы охлаждения воды. Следует отметить, что Нововоронежская АЭС явилась своеобразным полигоном для промышленного испытания головных энергетических блоков с реакторами ВВЭР. Практически на площадке Нововоронежской АЭС сооружены три электростанции с разными зданиями главных корпусов.
На первых двух энергоблоках мощностью 210 и 365 МВт с восемью турбоагрегатами К-70-29 используется прямоточная система водоснабжения. Из реки насосами, установлен
ными на береговой насосной станции, охлаждающая вода подается к конденсаторам турбин по напорным циркуляционным водоводам. Из конденсаторов турбин нагретая вода самотеком по закрытому на территории электростанции сбросному железобетонному каналу сбрасывается в реку.
На третьем и четвертом энергоблоках Нововоронежской АЭС с двумя реакторами ВВЭР-440 и четырьмя турбоагрегатами К-220-44 используется оборотная система водоснабжения с градирнями. Всего на два энергоблока установлено семь градирен. Вода из градирен по открытому каналу направляется к циркуляционной насосной станции, из которой подается в конденсаторы турбин. Из конденсаторов турбин вода поднимается в башенные градирни. Стекая вниз по шиферным оросителям, вода охлаждается и попадает самотеком по открытому каналу к циркуляционной насосной. Так образуется замкнутый контур оборотной системы охлаждения: градирни, канал, циркуляционные насосы, конденсаторы турбин, градирни.
Гиперболические башни градирен имеют высоту 90 м, диаметр внизу 90 м, подводящий канал выполнен глубиной 5 и шириной вверху 30 м, для напорных циркуляционных водоводов использованы металлические трубы диаметром до 3 м.
На пятом энергоблоке Нововоронежской АЭС (третья очередь) мощностью 1000 кВт с турбоагрегатом К-1000-60 принята оборотная система технического водоснабжения с прудом-охладителем. Пруд-охладитель создан земляными дамбами в пойме Дона. Для удлинения пути теплой воды от сбросного канала до водозабора насосной станции в водохранилище сооружена разделительная земляная дамба, которая обеспечивает смешивание теплой воды с холодной, вовлекая в активное охлаждение всю воду водохранилища.
Рассмотрим более подробно генеральный план и титульный список сооружений на примере АЭС по унифицированному проекту с реакторами ВВЭР-1000 (рис. 2.7).
Основные показатели по промплощадке (без ОРУ 750 кВ): площадь в ограде 68 га, площадь застройки 23 га, плотность застройки 34 %, протяженность железнодорожных путей 7,4 км, площадь автодорог и площадок 49,2 тыс. м2, протяженность ограды 3,6 км.
Компоновка сооружений АЭС на генеральном плане определяется в первую очередь конструктивными решениями и взаимным расположением основных зданий АЭС: реакторного отделения, машинного зала и спецкорпу-1 са. Для каждого энергоблока сооружается отдельный главный корпус, в котором размещаются реактор и турбоагрегат со всеми вспо-45
Рис. 2.7. Схема генерального плана АЭС по унифицированному проекту с четырьмя реакторами ВВЭР-1000:
1— главный корпус; 2 — дизель-генераторная; 3— спецкорпус: 4— корпус дожигания; 5 — брызгальные бассейны; 6 — блочные насосные; 7 — объединенно-вспомогательный корпус; 8 — лабораторно-бытовой корпус; 9 — административный корпус; 10— столовая на 300 мест; 11 — ОРУ 750 кВ
могательпыми системами и оборудованием. В коридоре шириной 55 м между торцами главных корпусов (со стороны машзалов) и подводящим каналом охлаждающей воды размещаются технологические эстакады, железнодорожные пути, автомобильные дороги. В реакторные отделения предусмотрены железнодорожные въезды, примыкающие к железнодорожному пути между реакторными отделениями и спецкорпусом. Спецкорпус с ремонтными мастерскими зоны строгого режима и санитарно-бытовым блоком принят общим для четырех энергоблоков. Он расположен вдоль' торцов главных корпусов со стороны реакторных отделений на расстоянии 100 м. Этот разрыв вызван расположением железнодорожных путей, автомобильных дорог, технологической эстакады, каналов трубопроводов технического водоснабжения ответственных потребителей и других инженерных сетей. Спецкорпус соединен с реакторными отделениями переходными мостами, совмещенными с эстакадами трубопроводов. К главному корпусу каждого энергоблока примыкает площадка открытой установки трансформаторов с выходами путей перекатки на сквозной железнодорожный путь. Между реакторными отделениями (они отстоят одно от другого на расстоянии 92 м) размещаются дизель-генераторные установки с подземными баками топлива и масла. На все четыре энергоблока принят один объединенный вспомогательный корпус (ОВК).
46
Замкнутая система технического водоснабжения ответственных потребителей состоит из трех брызгальных бассейнов, расположенных за спецкорпусом на расстоянии 109 м от него. Насосные станции данной системы размещены в зданиях дизель-геиераторных станций.
На промплощадку АЭС предусмотрено два автомобильных въезда: один со стороны жил-поселка — постоянный въезд, второй — временный. Для автотранспортной связи пром-площадки и жилпоселка АЭС с внешней сетью автодорог проектируются подъездные автодороги с двумя полосами движения с усовершенствованным капитальным покрытием и шириной проезжей части не менее 7,5 м. При расстоянии от жилого поселка до промплощадки, не превышающем 3 км, между ними предусматривается пешеходная дорога. На пром-площадке и в жилпоселке проектируются дороги с усовершенствованным облегченным или переходным типом покрытия. Транспортная связь АЭС с внешней сетью железных дорог МПС осуществляется по подъездному железнодорожному пути. Пример титульного списка зданий и сооружений атомной электростанции с четырьмя реакторами ВВЭР-1000 приведен в табл. 2.1 (в титульный список гидротехнические сооружения не включены).
2.4.	ВОПРОСЫ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ
Экономичность АЭС характеризуется общей экономической эффективностью, а относительная эффективность позволяет сравнить
Таблица 2.1. Характеристика зданий и сооружений АЭС с четырьмя реакторами ВВЭР-1000
Здания и сооружения	Площадь застройки, тыс. ма	Строительный объем, тыс. м8
Основные со Главный корпус:	оружения	252X4
реакторное отделение	4,49X4	
машинный зал	5,7X4	222X4
деаэраторная этажерка этажерка	электро-	1,15X4	73X4
устройств Спецкорпус:	1, Н'>Х4	19,75X4
блок спецвбдоочистки	8,82	222,2
санитарно-бытовой блок	1,87	56
блок мастерских Хранилище радиоактивных отходов:	6,59	166
хранилище	0,65	—
здание переработки	2,38	6,9
Дизель-генераторная станция	1,64X4	28,24X4
Вспомогательные сооружения
3,2X4
Площадка открытой установки трансформаторов
Открытое распределительное устройство напряжением 750 кВ (ОРУ 750 кВ)
Объединенный вспомогательный корпус
Административный корпус
Лабораторно-бытовой корпус
Корпус газового хозяйства Объединенное маслохозяй-ство и мазутное хозяйство
Переходные мосты:
между главными корпусами
между главными и лабораторно-бытовым корпусами
между административным и лабораторно-бытовым корпусами между лабораторпо-бы-товым корпусом и овк
120
25,1
1,96
1 ,42
2,22 0,79
90*ХЗ 103*
24*
45*
215,09
49
36,85
207,36
5,7
1,45X3
1,6
0,34
0,64
Протяженность мостов, м.
экономическую эффективность .капиталовложений в строительство данной АЭС с экономической эффективностью других электростанций или других вариантов сооружения той же АЭС.
Общая экономическая эффективность характеризуется прибылью, рентабельностью и сроком окупаемости капиталовложений.
Годовая прибыль П электростанции определяется разностью стоимости годового отпуска электроэнергии в оптовых ценах Ц
и себестоимости выработанной электроэнергии за год С:
П = Ц—С.	(2.1)
Рентабельность производственных фондов электростанции Р определяется отношением годовой прибыли к сумме основных и оборотных фондов электростанции Ф:
Р=П/Ф.	(2.2)
Основные фонды электростанции — это капиталовложения в ее строительство без стоимости подъездных автомобильных и железных дорог, объектов непроизводственного назначения, возвратных сумм.
Основную долю оборотных фондов составляет стоимость топлива на складе.
Ориентировочно для оценки экономической эффективности АЭС на стадии предпроектных проработок стоимость основных и оборотных фондов принимается равной 125—130 % капиталовложений.
Срок окупаемости капиталовложений в строительство Ток определяется как отношение суммарных капиталовложений А к объему годовой прибыли П:
Ток—К/П.	(2.3)
Относительная экономическая эффективность капиталовложений в строительство атомных электростанций определяется по приведенным затратам.
При выборе места строительства АЭС исходя из наибольшей экономичности необходимо определить относительную экономическую эффективность рассматриваемых вариантов размещения АЭС, определив капитальные и эксплуатационные затраты по каждому из них в зависимости от конкретных условий.
Для того чтобы, зная капитальные и эксплуатационные затраты по разным вариантам строительства АЭС, оценить ее экономическую эффективность, вводят понятие п р й-веденных затрат. Это необходимо, так как капитальные затраты и эксплуатационные расходы могут быть различными для разных вариантов. Например, при расположении АЭС на более высоких отметках берега реки основанием ее сооружений будут грунты большей несущей способности, а фундаменты будут устанавливаться выше уровня грунтовых вод. В этих условиях нет необходимости укреплять основание и снижать уровень грунтовых вод, капитальные затраты в этом случае будут меньше. Но при таком расположении электростанция удаляется от источника водоснабжения и возрастают затраты на насосы, кото-. рые должны обеспечить подачу воды для охлаждения конденсатора турбины на большую высоту. Вследствие этого увеличиваются экс
47
плуатационные издержки и соответственно увеличивается себестоимость каждого выработанного 1 кВт-ч электроэнергии.
Таким образом, в рассматриваемом варианте капитальные затраты снижаются, а эксплуатационные издержки увеличиваются.
Экономическая эффективность сравниваемых вариантов, определяемая совокупностью факторов, в этом случае оценивается по приведенным затратам по формуле
3ПР=ЕНК + ИМ,	(2.4)
где Ин — годовые издержки производства в год нормальной эксплуатации; К — суммарные капиталовложения в строительство АЭС; Ен — отраслевой нормативный коэффициент эффективности капиталовложений.
Для электроэнергетики коэффициент эффективности установлен 0,1, следовательно,
Зпр=0,1А+Ин.	(2.5)
В капитальные затраты входят затраты на проектирование АЭС, на освоение площадки, на строительство зданий и сооружений, стоимость оборудования и его монтажа и стоимость пусконаладочных работ.
В составе суммарных капиталовложений по рассматриваемому варианту строительства АЭС следует учитывать такие затраты, которые определяются размером ущерба, причиняемого народному хозяйству при изъятии земель. Эти затраты исчисляются на основании данных областных сельскохозяйственных органов и приравниваются к стоимости валовой продукции растениеводства, получаемой с отводимой под строительство площади.
В капиталовложения на сооружение атомной электростанции включаются также затраты на строительство железных и автомобильных дорог до узловых станций примыкания и сопутствующих объектов. Практически капиталовложения— это сумма всех затрат, необходимых для пуска атомной электростанции в действие.
После того как атомная электростанция начала выдавать в сеть электроэнергию, экономическая эффективность ее работы определяется эксплуатационными затратами и соответственно себестоимостью 1 кВт-ч отпущенной электроэнергии. В эксплуатационные затраты входят затраты на ядерное топливо, содержание эксплуатационного персонала, ремонтные работы, амортизационные отчисления и другие затраты, вызванные конкретными условиями эксплуатации АЭС.
Количество вырабатываемой АЭС электроэнергии должно определяться с учетом расхода электроэнергии на собственные нужды электростанции. Поэтому вырабатываемая электроэнергия характеризуется выработкой
брутто Q0, а количество электроэнергий, отпускаемой электростанцией потребителям, характеризуется выработкой нетто QH.
Себестоимость 1 кВт-ч отпущенной электроэнергии, которая зависит от количества вырабатываемой АЭС электроэнергии и эксплуатационных ежегодных затрат, рассчитывается по формуле
Ят + #э /уэ.87бо<р/г<рЛ1’
(2-6)
где Ит — годовые затраты на топливо; Иэ — годовые эксплуатационные расходы; N3 — установленная электрическая мощность электростанции; 8760 — расчетное число часов в году; Ф— коэффициент использования установленной мощности. Ориентировочно для АЭС Ф = 0,75, что соответствует 6500 ч работы АЭС на установленной мощности; kc.K— коэффициент, учитывающий расход электроэнергии на собственные нужды,
Расход электроэнергии на собственные нужды Эс.н при предварительных расчетах может приниматься равным 6—7 %.. Тогда
kc н = 100~7 —0,93.
100
Рассмотрим эксплуатационные расходы на атомной электростанции на следующем примере. Для АЭС, себестоимость 1 кВт-ч электроэнергии которой С=0,6 коп/(кВт-ч), установленная мощность Аэ=1000 МВт, число часов использования установленной мощности ^исп=6500 и расход электроэнергии на собственные нужды Эс.н = 7°/о, годовые эксплуатационные затраты при нормальной эксплуатации составляют
Дн— CNaTucnkc.H —
— 0,6-1 • 106-6500-0,93 = 36,2 млн. руб/год.
Удельные капиталовложения &уд, или стоимость 1 кВт установленной мощности, характеризуют эффективность капиталовложений К при строительстве электростанции и равны отношению капиталовложений к установленной мощности электростанции:
^уд=КINэ.
Стоимость 1 кВт установленной мощности с увеличением мощности уменьшается. При этом на атомных электростанциях стоимость 1 кВт установленной мощности сокращается более значительно, чем на обычных тепловых электростанциях, так как в капитальных затратах на строительство АЭС большую долю
48
составляют затраты на обеспечение безопасности АЭС, которые мало изменяются при изменении мощности электростанции.
На удельные капиталовложения, естественно, влияют местные условия. Стоимость 1 кВт возрастает в районах с повышенной сейсмичностью, в труднодоступных районах и особенно при неблагоприятных условиях технического водоснабжения.
Приведенные затраты 3Пр можно определить по удельным показателям (без учета фактора времени строительства) по формуле
Зпр=0,17<уДАэ+САэ7’исп7<с.н, (2.7)
где /Суд — стоимость 1 кВт установленной мощности; С — себестоимость 1 кВт-ч электроэнергии; 7исп — число часов использования установленной мощности.
При сравнении вариантов размещения АЭС часто необходимо оценить экономическую эффективность внедрения отдельных технических мероприятий без изменения прочих решений. В этом случае определяется изменение приведенных затрат по переменной составляющей и соответственно экономическая эффективность варианта или целесообразность применения того или иного мероприятия.
При анализе экономической эффективности размещения электростанции в том или другом районе используется метод оценки экономической эффективности по замещающей мощности в энергосистеме. Принципы этого метода следующие. Каждый из сравниваемых вариантов должен обеспечивать условие энергетической сопоставимости, т. е. одинаковый годовой отпуск электроэнергии потребителям, равную полезную мощность, выдаваемую потребителям для возможности покрытия графика нагрузок, одинаковую степень надежности энергоснабжения, создание идентичных условий радиационной безопасности и санитарно-гигиенических условий труда и быта работников АЭС.
Располагая одну и ту же АЭС на сравниваемых площадках, в зависимости от конкретных условий определяем разные потери мощности: в линиях электропередачи А вл; на собственные нужды электростанции Ас.н, за счет разного вакуума в конденсаторах турбины Аван и Т. Д.
С учетом этих факторов для разных вариантов размещения АЭС определяется выдаваемая в систему мощность. Для оценки экономической эффективности при уравнивании вариантов учитываются дополнительные капитальные и эксплуатационные затраты на выдачу в энергосистему дополнительной мощности и отпуск дополнительной электроэнергии. Затраты на отпуск электроэнергии определяются для каждого варианта с учетом затрат 4—6063
на отпуск электроэнергии из энергосистемы. Такая необходимость может возникнуть в результате того, что уравнивание вариантов по мощности производится по осенне-зимнему максимуму.
Таким образом, по этой методике в вариантах размещения АЭС, обеспечивающих относительно меньшую выдаваемую мощность и относительно меньший отпуск электроэнергии, приведенные затраты увеличиваются.
Рассмотрим методику сравнения вариантов размещения одной и той же атомной электростанции в разных районах.
1.	Определяется разница между количеством выдаваемой и отпускаемой электроэнергии по каждому варианту. При этом учитываются разные потери мощности, суммарные потери мощности составят
^пот = ^с.н + Авак.	(2.8)
2.	Определяется вариант с АЭС, имеющей наибольшую полезную мощность, т. е. минимальные потери мощности.
Для остальных вариантов находится замещающая мощность энергосистемы Азам как разность потерь мощности в рассматриваемом варианте и в варианте с минимальными потерями:
А3ам==Апот Апот .мин.	(2.9)
3.	Определяется годовой отпуск электроэнергии потребителям при разных вариантах размещения АЭС с учетом потерь электроэнергии на собственные нужды АЭС, в линиях электропередачи и снижения выработки за счет разного вакуума в конденсаторах:
Эаэс = Дуст — Дс.н — Дгл — Двак- (2-Ю)
4.	Определяется отпуск электроэнергии от замещаемой электростанции в энергосистеме:
Эзам = А3ам7'исп-	(2.11)
5.	По каждому варианту определяется суммарный отпуск электроэнергии в энергосистему от АЭС и замещающей мощности:
Дотп ~ ДаЭС + Д3ам-	(2.12)
6.	Вариант с наибольшим отпуском электроэнергии принимается за базовый. Другие варианты уравниваются дополнительной электроэнергией от существующих электростанций энергосистемы:
АЭотп== Эотп.макс Эотп* (2-13)
7.	Определяются капиталовложения в строительство АЭС по каждому из рассматриваемых вариантов.
Капиталовложения в строительство АЭС делятся на капиталовложения постоянные Аусл.пост и переменные Апер. Постоянные ка-
49
питаловложения определяются специальным расчетом в соответствии с физическими объемами работ по основным и вспомогательным сооружениям АЭС.
Переменные капиталовложения состоят из затрат на:
подготовку территории площадок АЭС; возмещение убытков землепользователям; создание технического водоснабжения;
строительство инженерных коммуникаций;
строительство линий электропередачи для выдачи мощности АЭС;
дорожное строительство, связанное с присоединением площадки АЭС к существующей сети дорог;
получение замещающей мощности (удельные капиталовложения принимаются в этом случае по аналогии с наиболее прогрессивной электростанцией данной энергосистемы);
строительство жилого поселка и временных зданий и сооружений.
К переменным затратам относятся также расходы на устройство оснований сооружений АЭС. Эти затраты различны в зависимости от геологических условий площадки.
Если варианты отличаются по сейсмичности района строительства, возможности наводнений, ураганов, цунами и т. п., то затраты на дополнительные защитные мероприятия должны быть также учтены в переменных капитальных затратах.
8.	Эксплуатационные издержки в каждом варианте определяются как сумма эксплуатационных годовых издержек, состоящих из:
затрат на эксплуатацию АЭС, в которые входят затраты на топливо, на содержание производственного персонала, амортизационные отчисления (ИАэс);
затрат на выдачу электроэнергии АЭС, которые определяются затратами на содержание линий электропередачи и принимаются ориентировочно равными 2,6 %, капиталовложений в строительство линии электропередачи (ЯБЛ);
издержек на электроэнергию от замещающей мощности, которые складываются из условно-постоянных издержек по замещающей мощности, определяемых в процентах капиталовложений на замещающую мощность, и годовых издержек на топливо по замещающей МОЩНОСТИ (Язам);
издержек па топливо при выдаче электроэнергии существующими электростанциями энергосистемы (Яз^). -
Таким образом, суммарные годовые эксплуатационные издержки Ягод по вариантам равны
= И лэс + Я вл Язам ф- • (2.14)
9.	В соответствии с суммарными капиталовложениями и годовыми эксплуатационными издержками по каждому варианту определяются приведенные годовые затраты по формуле (2.4).
По минимальным приведенным затратам определяется преимущественный вариант.
Здесь рассмотрен только принцип сравнения экономической эффективности разных вариантов сооружения АЭС. Реальные расчеты, связанные с конкретными условиями работы энергосистем, с вопросами развития топливодобывающей промышленности и другими вопросами, требуют специальных технико-экономических исследований.
ГЛАВА 3
ОБЪЕМНО-ПЛАНИРОВОЧНЫЕ РЕШЕНИЯ ЗДАНИИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
3.1.	ТРЕБОВАНИЯ К КОМПОНОВКЕ СООРУЖЕНИЙ
Общие требования. Компоновка сооружений атомных электростанций должна обеспечивать условия для безопасной и удобной работы обслуживающего персонала в соответствии с требованиями норм строительного проектирования атомных электростанций, норм технологического проектирования, санитарных норм и правил, правил устройств электроустановок и СНиП.
Санитарные требования. Компоновка сооружений АЭС, связанных с эксплуатацией оборудования радиоактивного контура, должна исключать возможность вредного влияния 50
радиоактивности на персонал, обслуживающий АЭС, окружающую среду и население, проживающее в районе размещения электростанции.
В связи с указанным вся территория АЭС, помещения и объемы должны быть разделены на три зоны: контролируемую, санитарно-защитную и наблюдаемую.
Контролируемая зона — объемы, помещения, здания или территории предприятия, организации, лаборатории, хранилища, где возможно получение свыше 0,3 годовой дозы, допустимой для персонала (категория А). В
контролируемой зоне производится обязательный индивидуальный дозиметрический контроль.
Санитарно-защитная зона — территория вокруг предприятия, на которой запрещается размещение жилых зданий, детских учреждений, а также промышленного и подсобных учреждений, не относящихся к предприятию, для которого установлена санитарно-защитная зона. В санитарно-защитной зоне должен производиться контроль радиационной обстановки.
Наблюдаемая зона — территория, где дозы облучения проживающего населения могут превысить установленные для него пределы. В наблюдаемой зоне проводится контроль радиационной обстановки. Использование земель этой зоны для сельскохозяйственных целей ограничено.
Нормами НРБ—76 установлены три категории облучаемых лиц: категория А — персонал (профессиональные работники), лица, которые непосредственно работают с источниками излучений или по роду своей деятельности могут подвергнуться облучению; категория Б — отдельные лица из населения, контингент, проживающий вблизи атомной электростанции; категория В — население в целом.
Среди персонала (категория А) выделены две группы: категория А(а)—лица, условия работы которых таковы, что дозы облучения могут превышать 0,3 годовой предельно допустимой дозы (ПДД); категория А(б)—лица, условия работы которых таковы, что дозы облучения не могут превышать 0,3 годовой ПДД.
Все производственные помещения АЭС делятся на две зоны:
контролируемую зону строгого режима, в которой персонал, работающий с оборудованием радиоактивного контура, может попасть под воздействие радиационных факторов, таких как внешнее радиоактивное излучение, загрязнение воздушной среды помещений радиоактивными газами и аэрозолями, загрязнение поверхностей радиоактивными веществами;
неконтролируемую зону свободного режима, в которой полностью исключается воздействие на персонал каких-либо радиационных факторов.
Прямое сообщение между этими зонами не допускается и должно осуществляться только через санпропускник, при этом обязательно требуется полное переодевание персонала.
Внутри каждой зоны компоновка помещений производится исходя из требований технологического процесса.
Помещения контролируемой зоны строгого режима в свою очередь подразделяются на три группы:
4*
необслуживаемые помещения, в которых при работающем реакторе пребывание людей недопустимо;
периодически обслуживаемые помещения, в которых при работающем реакторе возможно периодическое пребывание людей в течение такого времени, за которое суммарная доза облучения, полученная персоналом, не превысит допустимого уровня;
обслуживаемые помещения, где предусматривается пребывание персонала в течение всей смены.
Ремонт и ревизия оборудования в необслуживаемых помещениях производится при остановленном реакторе. Проход персонала из полуобслуживаемых помещений в необслуживаемые (при неработающем реакторе) должен осуществляться через санитарные шлюзы. При необходимости периодических посещений необслуживаемых помещений устраиваются стационарные саншлюзы, при непланируемых посещениях могут применяться переносные саншлюзы.
При компоновке главного корпуса операторские и щитовые помещения (блочные щиты управления, щиты дозиметрического контроля и пр.), где необходимо постоянное пребывание персонала, следует размещать в зоне свободного режима.
Требования к строительным конструкциям. При компоновке сооружений АЭС необходимо соблюдать унификацию зданий и сооружений, принятую в СНиП для производственных предприятий.
Для возможности использования унифицированных элементов покрытий и перекрытий размеры пролетов зданий АЭС следует принимать кратными 3 м, шаг колонн каркасов зданий должен быть равен 6 или 12 м.
Высоту одноэтажных зданий до низа несущих конструкций покрытий и высоту этажа многоэтажных производственных зданий АЭС следует принимать кратными 0,6 м. Отступления от этого правила допускаются при компоновке помещений и конструкций подземной части зданий и сооружений АЭС.
Внутренние размеры помещений радиоактивного контура должны быть кратными 100 мм.
Требования к компоновке помещений электрической части. При компоновке главного корпуса помещения электрической части АЭС (помещения распределительных устройств, щитов управления, аккумуляторных батарей, кабельные полуэтажи и пр.) следует проектировать с учетом требований Правил устройства электроустановок.
Размеры помещения центрального щита управления АЭС принимаются исходя из полной мощности электростанции. Это помещение
51
должно иметь не менее двух выходов (при площади пола более 200 м2). Допускается устройство одного из выходов на площадку пожарной лестницы.
Помещения распределительных устройств, размещаемые в здании главного корпуса, выполняются без окон, с искусственным освещением и должны быть надежно защищены от попадания в них влаги и пыли.
При компоновке машинного зала необходимо обеспечить возможность сборки и ремонта трансформаторов в нем с использованием мостовых кранов. Для этого в машинном зале должна быть предусмотрена монтажная площадка, на которую можно выкатить трансформаторы в период ремонта с трансформаторной площадки за рядом А.
В помещениях аккумуляторных батарей возможно выделение водорода и образование взрывоопасных смесей, поэтому вход в такие помещения необходимо предусматривать через тамбур с двумя дверями. Полы и потолки должны быть строго горизонтальными и гладкими. При применении крупнопанельного настила в его ребрах выполняются отверстия для свободного прохода воздуха к вытяжным устройствам, с тем чтобы избежать скопления в помещении аккумуляторной взрывоопасной смеси.
Противопожарные требования. Компоновка сооружений АЭС должна быть выполнена с учетом обеспечения возможности безопасной эвакуации персонала через эвакуационные выходы в случае возникновения пожара. В соответствии со СНиП II—2—80 выходы считаются эвакуационными, если они ведут: из помещений первого этажа наружу непосредственно или через коридор, вестибюль, лестничную клетку; из помещений любого этажа, кроме первого, в коридор или проход, ведущий к лестничной клетке, или непосредственно на лестничную клетку, имеющую самостоятельный выход наружу или через вестибюль; из одного помещения в соседние на том же этаже, обеспеченные перечисленными выходами.
Из помещений, размещенных внутри здания на любом этаже, допускается проектировать одну дверь, ведущую к эвакуационным выходам, если производство по пожарной опасности относится к категории Г и Д1, в помещении работают не более 50 чел. и площадь помещения не превышает 600 м2.
Ширина эвакуационных дверей должна быть не менее 800 мм, высота дверей и про
1 По пожарной опасности все производства делятся на пять категорий: А, Б, В, Г и Д. К категориям А, Б и В относятся производства, связанные с обработкой сгораемых веществ и материалов, а к категориям Г и Д — несгораемых.
52
ходов на путях эвакуации — не менее 2 м. Для эвакуационных проходов из подвальных и цокольных этажей эта высота может быть уменьшена до 1,9 м, а для выходов на чердаки — до 1,5 м. В здании должно быть предусмотрено не менее двух эвакуационных выходов, расположенных рассредоточенно.
Из помещений с производствами категории Д при площади пола не более 300 м2 и числе работающих в смене не более 5 чел. (на любом этаже, кроме первого) допускается один эвакуационный выход, который может быть организован через дверь на стальную лестницу с уклоном не более 1 : 1 и шириной не менее 700 мм. Ограждающие конструкции лестницы должны быть выполнены из несгораемого материала.
Противопожарные мероприятия следует учитывать при проектировании кабельного хозяйства АЭС. Кабельные туннели и шахты отделяются от других помещений огнестойкими перегородками. Туннели и коридоры разделяются на отсеки перегородками с самозакры-вающимися огнестойкими дверями. Проход электрических кабелей через стены и перекрытия кабельных полуэтажей, помещения щитов управления, кабельных туннелей, коридоров и т. д. осуществляется в металлических трубах с надежным уплотнением проходных отверстий легко пробиваемым несгораемым материалом.
В кабельных туннелях и полуэтажах предусматриваются автоматические противопожарные установки — пеногасители.
Особое внимание следует обратить на устройство противопожарных перегородок в кабельных туннелях и шахтах. При качественном выполнении они являются недорогим и очень эффективным средством локализации пожара.
3.2.	АЭС С РЕАКТОРАМИ ВВЭР-1000
Впервые в нашей стране реактор ВВЭР-1000 был установлен на пятом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Объемно-планировочные решения главного корпуса пятого энергоблока Нововоронежской АЭС приведены на рис. 3.1—3.3.
Новым этапом в развитии атомного энергостроительства в СССР явилось создание унифицированного проекта АЭС с реактором ВВЭР-1000 (рис. П.3.1). По этому единому проекту в настоящее время строятся несколько десятков атомных энергоблоков в СССР и странах — членах СЭВ. Первый, головной энергоблок серии АЭС с реакторами ВВЭР-1000 введен в 1984 г. на Запорожской АЭС.
В проекте АЭС с унифицированным оборудованием учтены опыт строительства и эк-
Рис. 3.1. Поперечный разрез главного корпуса пятого энергоблока Нововоронежской АЭС:
/ — реактор; 2 — компенсатор объема; 3 — вентиляционная установка; 4 — бассейн перегрузки топлива; 5—транспортная шахта; 6— круговой кран реакторного отделения; 7 — турбоагрегат; 8 — мостовой кран машинного зала; 9 — этажерка электроустройств
Рис. 3.2. План главного корпуса пятого энергоблока Нововоронежской АЭС:
1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — бассейн перегрузки топлива; 4— шахта ревизии верхнего блока реактора; 5 — баки для борной кислоты; 6 — этажерка электроустройств: 7 — турбоагрегат; 8 — помещение спецводоочистки; 9 — вентиляционная труба
сплуатации Нововоронежской АЭС, а - также последние требования по обеспечению безопасности АЭС, в том числе требования к повышенной сейсмостойкости. Впервые в СССР создан моноблок мощностью 1 млн. кВт, обеспечивающий возможность поточного строительства атомных электростанций мощ-54
ностью 4—6 млн. кВт. Принцип моноблочной (модульной) компоновки — размещение оборудования каждого энергоблока в отдельном здании. В соответствии с таким принципом для каждого энергоблока предусматриваются системы, обеспечивающие безопасность работы данного энергоблока, а также аварийную
Рис. 3.3. Реакторное отделение пятого энергоблока Нововоронежской АЭС:
/ — реактор ВВЭР-1000; 2 — парогенератор ПГВ-1000; 3 — главный циркуляционный насос; -/ — главная запорная заДвижка; 5 — компенсатор объема; 6 — барботажный бак; 7—бак для аварийного запаса раствора бора; 8 — перегрузочная машина; 9— главные паропроводы; 10 — круговой мостовой электрический кран; // — центробежный вентилятор; 12 —вентиляционный короб; 13 — запасные штанги СУЗ; 14 —крышка над бетонной шахтой реактора; 15—люк над главной запорной задвижкой; 16 — площадка обслуживания; 17 — основной шлюз; /6’ — помещение электриков; 19 —железобетонная защитная оболочка
остановку и расхолаживание реактора этого энергоблока и позволяющие проводить комплекс необходимых послеаварийных мероприятий независимо от работы остальных энергоблоков.
АЭС по унифицированному проекту. Главный корпус (рис. 3.4 и П.3.2) включает реакторное отделение, машинный зал, деаэраторную этажерку и примыкающую к машинному залу этажерку электротехнических устройств.
Реакторное отделение (рис. П.З.З—П3.5.) состоит из герметичной части — оболочки и негерметичной — обстройки.
Защитная герметичная оболочка выполнена в виде цилиндра внутренним диаметром 45 м с куполообразным верхом. Отметка купола — 66,55 м. Оболочка представляет собой предварительно напряженную монолитную железобетонную конструкцию с металлической облицовкой изнутри. В защитной
оболочке размещены системы, оборудование и трубопроводы с высокопотенциальным (давление до 18 МПа и температура до 350 °C) радиоактивным теплоносителем первого контура:
реакторная установка, в состав которой входят реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы (ГЦН), компенсатор объема, емкости системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) и трубопроводы связи;
система неохлаждаемой байпасной очистки теплоносителя (СВО-1), состоящая из высокотемпературных механических фильтров и трубопроводов;
система продувки-подпитки первого контура, включающая регенеративный теплообменник продувки, доохладитель продувки и трубопроводы;
система организованных протечек первого контура—охладитель протечек и трубопроводы.
Компоновка указанных систем, оборудования и трубопроводов выполнена исходя из принципа размещения их в боксах, обеспечивающих защиту локализующих устройств от динамических воздействий при аварийных разрывах трубопроводов первого контура (от струй истекающего теплоносителя, ударных волн, летящих предметов и т. и.).
Строительные конструкции боксов обеспечивают также биологическую защиту обслуживающего персонала при перегрузке топлива и ремонте оборудования, расположенного вне боксов и не соприкасающегося в процессе всей работы с радиоактивным теплоносителем. Это позволяет в большинстве случаев свести к минимуму дозозатраты ремонтного и обслуживающего персонала без проведения специальных мероприятий по дезактивации систем первого контура.
Помимо указанных систем под оболочкой размещены системы и оборудование, обеспечивающие выполнение транспортно-технологических операций и ревизию реактора. К ним относятся: бассейн выдержки и перегрузки топлива, перегрузочная машина; шахты ревизии и мокрой выгрузки внутрикорпусных устройств, шахта ревизии верхнего блока реактора; '(машина и пультовая система внешнего осмотра корпуса реактора, а также вентиляционные системы, поддерживающие требуемый температурный режим воздуха под оболочкой.
Обслуживание основного оборудования реакторной установки осуществляется круговым краном грузоподъемностью 320 т через проемы и люки перекрытия на отметке 36,9 м.
Вспомогательное оборудование, расположенное вне зоны действия основного крана, обслуживается или круговым консольным кра-
55
Рис. 3.4. Главный корпус АЭС по унифицированному проекту с реактором ВВЭР-1000:
а— план; б —разрез; / — реакторное отделение; // — машинный зал; 1— реактор; 2— парогенератор; 3 — главный циркуляционный насос; 4 — турбоагрегат; 5—круговом кран
ном грузоподъемностью 2 т, или местными грузоподъемными средствами. Контейнеры е топливом и приспособления для ремонта и ревизии реактора доставляют в оболочку через транспортный люк над железнодорожным въездом. Через этот же люк провозят оборудование (электродвигатели, части ГЦН и вентиляторов, арматуру и т. п.) при его ремонте в мастерских спецкорпуса. Основной вход обслуживающего персонала в оболочку организован через герметичный шлюз на отметке 36,9 м. Для аварийного выхода персонала предусмотрен герметичный шлюз на отм. 19,34 м. Вертикальный транспорт осуществляется грузопассажирским лифтом грузоподъемностью 500 кг.
Обстройка реакторного отделения осесимметрично окружает оболочку и представляет собой в плане квадрат размерами 66x66 м. В обстройке в основном размещены системы, оборудование и конструкции, обеспечивающие безопасность энергоблока, плановый и аварийный останов реактора, а также отвод остаточных тепловыделений.
В основу компоновки обстройки в соответствии с СП АЭС—79 положен главный гигиенический принцип — деление всех производственных помещений обстройки на зоны в зависимости от технологических процессов, размещаемого оборудования и возможной степени загрязнений помещений радиоактивными веществами.
В соответствии с этим принципом все производственные помещения обстройки разделяются на зоны свободного и строгого режимов.
В зоне свободного режима размещены системы и оборудование, которые в процессе работы не имеют контакта с радиоактивной водой первого контура. К ним относятся системы надежного электроснабжения собственных нужд, блочный и резервный щиты управления, система приточной вентиляции, аварийные питательные насосы с баками запаса обессоленной воды, предохранительные клапаны парогенераторов, отсечная арматура паропроводов и питательной воды. При всех режимах эксплуатации АЭС должна быть исключена возможность загрязнения радиоактивными веществами помещений, в которых расположены эти системы и оборудование. В зоне свободного режима имеются две лестничные клетки, связанные переходным мостиком с машинным залом. Сообщение помещений зоны свободного режима с центральными ремонтными мастерскими, где ремонтируется оборудование, осуществляется через транспортные люки и проемы.
В зоне строгого режима обстройки размещены системы и оборудование, которые имеют контакт с радиоактивной водой первого
контура и в процессе эксплуатации могут выделять радиоактивные вещества. К ним относятся следующие системы:
система аварийного расхолаживания реактора и гашения аварийного давления в герметичной оболочке;
система расхолаживания бассейна выдержки, состоящая из теплообменников, насосов и трубопроводов;
система промежуточного контура ГЦН, включающая теплообменники, насосы и трубопроводы;
система организованных протечек в составе приямка, насосов приямка и трубопроводов;
система продувки-подпитки первого контура (деаэраторы, подпиточные насосы, баки борсодержащей воды, установки очистки вод слива первого контура);
система контроля и поддержания водного режима первого контура;
система продувки парогенераторов (расширители продувки, теплообменники, бак слива и насосы);
маслосистема ГЦН, спецканализация и другие вспомогательные системы первого контура;
вытяжной вентиляционный центр с системой очистки газовых сдувок.
Связь помещений зоны строгого режима реакторного отделения осуществляется через две лестничные клетки с грузопассажирскими лифтами грузоподъемностью 0,5 т и грузовым лифтом грузоподъемностью 5 т. Доставка оборудования, ремонтируемого в мастерских спецкорпуса, осуществляется по закрытой эстакаде, связывающей его с реакторными отделениями.
Конструкции стен помещений обстройки выполняются из армоопалубочных блок-ячеек, представляющих собой железобетонные плиты-скорлупы толщиной 80. мм. Для перекрытий применяются ребристые панели, укладываемые ребрами вверх, омоноличиваемые до заданной толщины.
Машинный зал и деаэраторная этажерка (рис. П.3.6, П.3.7). Эти помещения торцами примыкают к реакторному отделению. Машинный зал имеет размеры в плане 127X45 м и высоту до низа ферм покрытия 33,5 м. Деаэраторная этажерка размерами в плане 127Х Х12 м расположена вдоль машинного зала. Отметка низа ригеля верхнего этажа 41 м. Компоновка машинного зала предусматривает продольное расположение турбины при максимальном ее приближении к реактору.
В машинном зале установлена часть вспомогательного оборудования турбины — ПВД, ПНД, бойлерные и др. В деаэраторной этажерке размещается остальное вспомогатель-
57
ное оборудование турбоагрегата, в том числе турбопитательный насос (ТПН), конденсатные, дренажные и сетевые насосы, пароэжекторные установки, деаэраторы, кондиционеры и вентиляционное оборудование.
Кроме технологического оборудования в деаэраторной этажерке расположены служебные помещения ремонтных подразделений, буфет и санузлы.
Оборудование машинного зала обслуживается двумя мостовыми кранами, грузоподъемностью 200/32 т и 15 т, установленными на разных отметках. Под машинным залом и деаэраторным отделением расположен подвал глубиной 3,6 м.
Для железнодорожного проезда сквозь здание в осях 10—11 по рядам А и В предусматриваются ворота. Для провоза крупногабаритных грузов и ревизии трансформаторов ворота и съемные панели вокруг них демонтируются, образуются свободные проемы размерами 12Х12 м.
Вход в машинный зал и деаэраторную этажерку осуществляется на отметке 15 м по переходному мосту из лабораторно-бытового корпуса.
Каркас машинного и деаэраторного отделений—металлический, фундаменты главного корпуса — железобетонные монолитные, перекрытия — из сборного железобетона, покрытие — из комплексных панелей.
Для естественного освещения машинного зала с одной стороны здания предусмотрено остекление по ряду А.
Эвакуационная схема помещений второго контура главного корпуса решена следующим образом. В месте примыкания машинного зала к реакторному отделению со стороны основного входа в машинный зал предусмотрена эвакуационная лестница, соединяющая все отметки деаэраторной этажерки и машинного зала. Эта лестница на нулевой отметке имеет выход непосредственно за пределы здания. Вторая эвакуационная лестница с выходом на кровлю, также связывающая все отметки машинного зала и деаэраторной этажерки, расположена у оси 12. Промежуточные площадки обслуживания турбоагрегата соединены маршевыми переходными лестницами с выходами на нулевую отметку и отметку 15 м. Выходы из подвала на нулевую отметку машинного зала обеспечены по открытым лестницам. Пристройка электрических устройств имеет две самостоятельные наружные лестницы.
В помещения первого контура обслуживающий персонал попадает из зоны свободного режима через санпропускник спецкор-пуса по переходному мостику, совмещенному с эстакадой трубопроводов. Оперативные от-58
метки помещений первого контура соединены лестничными клетками, расположенными в обстройке реакторного отделения, которые имеют выходы на кровлю, а также за пределы здания на нулевой отметке.
Спецкорпус (рис. П.3.8) предназначен для обслуживания систем ремонта оборудования и зоны строгого режима, очистки радиоактивных сред, переработки и хранения радиоактивных отходов.
В спецкорпусе располагаются три функциональных блока:
центральных ремонтных мастерских (ЦРМ) зоны строгого режима (размер в плане 60\90 м, высота 21,6 м, шаг колонн: продольных—12 м, поперечных—18 м);
санитарно-бытовой (размер в плане 60Х ХЗО м, высота 27,9 м, шаг колонн продольных и поперечных — 6 м);
спецводоочистки (размер в плане 60Х Х120 м, высота 22,6 м). Общие габариты здания спецкорпуса в плане (в осях 1—31) 60X242 м.
В блоке ЦРМ зоны строгого режима располагаются следующие производственные участки: помещения для хранения, наладки и ревизии машины, для осмотра и ремонта корпуса аппарата; узел свежего топлива; мастерская приводов СУЗ; электроремоитные мастерские; участки по хранению и ремонту транспортно-технологического и грузоподъемного оборудования; отделение дезактивации, помещения лабораторий и мастерские. В санитарно-бытовом блоке располагаются: баковые хозяйства прачечной и спецпрачечной; санпропускники на 1300 чел., помещение дежурного дозиметриста и др. В блоке спецводоочистки радиоактивных сред, переработки и захоронения радиоактивных отходов: установки спецводоочистки; промежуточный узел хранения жидких радиоактивных отходов; установка битуминирования; узел реагентов; хранилище твердых радиоактивных отходов и др.
Вспомогательные здания и сооружения. В состав АЭС кроме комплексов сооружений паропроизводительной установки и других систем радиоактивного контура и турбогенераторной установки входят вспомогательные здания и сооружения, в которых размещаются службы, обеспечивающие надежную эксплуатацию атомной электростанции, производство и выдачу электроэнергии.
Состав вспомогательных сооружений атомных электростанций, их назначение, объемнопланировочные и конструктивные решения рассматриваются на примере вспомогательных сооружений унифицированной АЭС с реактором ВВЭР-1000.
Пример их размещения приведен на схеме генерального плана АЭС по унифицированному проекту (рис. 2.7).
Дизель-генераторная станция (рис. П.3.11). Для резервирования электропитания и водоснабжения ответственных потребителей, обеспечения быстродействующей пневмоприводной защитной и локализующей арматуры рабочим воздухом на каждый энергоблок АЭС предусматривается установка трех дизель-ге-нераторов мощностью по 5,6 МВт, двух насосов и трех компрессоров, которые размещаются в специальном здании.
Здание дизель-генераторной станции размерами 55,2X21 м заглублено на 7,5 м, отметка кровли 11,2 м. Конструкции здания рассчитаны на ударную волну давлением 0,03 МПа. Дизель-генераторы и компрессоры расположены на нулевой отметке. Помещения дизель-генераторов разделены огнестойкими перегородками.
Насосная технической воды размещена в подземной части здания на отметке —7 м. На отметке 4,8 м располагаются топливные баки.
Конструкции подвала до отметки 0,0 м и фундаменты под дизель-генераторы выполняются из монолитного железобетона, надземные конструкции — из сборного железобетона.
Объединенный вспомогательный корпус. В объединенном вспомогательном корпусе (ОВК) размещены химводоочистка (ХВО), склад химреактивов, автономная обессоливающая установка, центральная химическая лаборатория, экспресс-лаборатория и щит КИПиА химводоочистки, центральные ремонтные мастерские, центральный материальный склад, мастерские ремонтно-строительного цеха, лаборатории металлов, высоковольтных испытаний, релейной защиты и электрических измерений, распределительное устройство напряжением 0,4—6 кВ, помещения приточно-вытяжной вентиляции, установка подпитки теплосети, подогреватели сырой воды, баки и насосы обессоленной воды, административные помещения производственных подразделений, расположенных в ОВК, бытовые помещения.
Объединенно-вспомогательный корпус относится к зоне свободного режима. Здание ОВК имеет одно- и двухэтажную части. Размеры ОВК в плане 144X120 м, высота одноэтажной части 9,6 м, двухэтажной 20,4 м. В одноэтажной части ОВК расположены производственные и складские помещения, в двухэтажной — мелкие мастерские, лаборатории, административные и бытовые помещения. К производственной части ОВК примыкает склад-навес размером в плане 234X18 м и высотой 8,4 м.
Каркас здания ОВК и навеса запроектирован из сборных железобетонных элементов. В качестве покрытия приняты сборные железобетонные ребристые плиты, для ограждения наружных стен — панели из ячеистого бетона. Двухэтажная часть ОВК решена по свя-зевой схеме каркасных зданий.
В объединенном газовом корпусе (ОГК) размещаются комплекс производств различных газов, сжатого воздуха и обслуживающие цеха: электролизная установка (производительностью 40 м3/ч); общестанционная компрессорная, компрессорная для испытания оболочек реакторных отделений, участок ЦРМ по обработке и ремонту диафрагм турбин, растворный узел ремонтно-строительного цеха, склад ценных строительных материалов, склад лаков и красок.
Основная часть здания ОГК одноэтажная. Двухэтажный участок выполняется в пределах одноэтажной части в виде этажерки и предназначен для размещения административных помещений и вентиляционных камер. Размеры ОГК в плане 120,7X18 м, высота 9,6 м. Несущий каркас, фундаменты и покрытия здания ОГК запроектированы из сборных железобетонных элементов. Для наружных стен применены панели из ячеистого бетона.
Для заполнения водородом устанавливаемых на АЭС турбогенераторов ТВВ-1000-4УЗ и покрытия его утечек предусматривается типовая электролизная установка СЭУ-20, состоящая из двух электролизеров производительностью 20 м3/ч водорода и 10 м3/ч кислорода.
Вне здания на специальной огражденной площадке устанавливаются девять ресиверов водорода и пять ресиверов кислорода вместимостью по 80 м3 с рабочим давлением 0,9 МПа.
Общестанционная компрессе р-ц а я. В помещении общестанционной компрессорной для снабжения АЭС сжатым воздухом устанавливается четыре компрессора подачей по 30 м3/мин и давлением 0,8 МПа. У наружной стены компрессорной размещаются четыре ресивера сжатого воздуха вместимостью по 20 м3 каждый, давление воздуха 1,0 МПа.
Для испытания защитной оболочки реакторного отделения на плотность избыточным давлением воздуха предусматривается компрессорная станция, где установлен компрессор подачей 135 м3/мин и давлением 0,8 МПа. У наружной стены компрессорной расположены два воздухосборника вместимостью по 10 м3, рассчитанные на давление 0,8 МПа.
Помещение компрессорной для испытания оболочки реакторного отделения совмещено 59
с помещением общестанционной компрессорной.
Лабораторно-бытовой корпус (ЛБК).В состав ЛБК входят:
административно-управленческие лабораторные помещения;
вспомогательные электротехнические лаборатории АЭС (базовые лаборатории расположены в ОВК);
помещения и лаборатории управляющих вычислительных систем (УВС);
центральный щит управления и кабельный этаж;
часть бытовых помещений эксплуатационного и ремонтного персонала главного корпуса и ОВК;
приточный вентиляционный центр здания; вытяжной вентиляционный центр здания. Здание ЛБК семиэтажное, размеры в плане 72X18 м. Высота этажей принята 4,2 и 3,6 м. Здание связано переходными мостиками с главным и административным корпусами и ОВК.
По торцам здания расположены две лестничные клетки, связывающие все этажи. Здание обеспечено лифтами: пассажирским грузоподъемностью 320 кг, расположенным у одной лестничной клетки, и грузопассажирским грузоподъемностью 500 кг, расположенным у другой лестничной клетки. Лифты соединяют все этажи, кроме седьмого.
Несущий каркас ЛБК выполнен из сборного железобетона. Устойчивость здания в поперечном и продольном направлениях обеспечивается системой колонн, горизонтальных дисков-перекрытий и вертикальных сборных элементов — диафрагм жесткости.
Административный корпус. В состав административного корпуса входят (рис. П.3.9):
помещения дирекции АЭС;
административно-управленческие помещения ремонтных служб;
общестанционные помещения культурно-массового назначения;
помещения общественных организаций и красные уголки цехов, администрация которых размещена в административном корпусе;
помещения наладочных организаций;
помещения групп рабочего проектирования и авторского надзора;
здравпункт;
приточный вентиляционный центр;
технический этаж вытяжной вентиляции.
Здание административного корпуса шестиэтажное с подвалом. Размеры здания в плане 85X15, высота 21,6 м. Для связи этажей предусмотрены два пассажирских лифта.
Несущий каркас административного корпуса выполнен из сборного железобетона. Устойчивость здания в поперечном и продоль-60
ном направлениях обеспечивается системой колонн, горизонтальных дисков-перекрытий и вертикальных сборных элементов — диафрагм жесткости. Фундаменты и все конструкции подземной части выполнены монолитными.
Кровля здания плоская с внутренним водостоком, покрытие — из рулонных гидроизоляционных материалов.
Столовая на 300 посадочных мест расположена вне промплощадки из-за опасности загрязнения пищевых продуктов продуктами ядериого распада. Здание столовой примыкает к административному корпусу, откуда через второй этаж осуществляется вход в столовую. Конструкции здания столовой — из сборного железобетона.
Азотно-кислородная станция. Для обеспечения технологических процессов АЭС азотом, а также производства кислорода, необходимого при ремонтных работах, на территории промплощадки сооружается азотно-кислород-ная станция.
В здании азотно-кислородпой станции размещаются две азотио-кислородные установки для производства газообразного кислорода и азота. Подача азота и кислорода в главный корпус и в ресиверы производится по трубопроводам.
Здание азотно-кислородной станции одноэтажное размерами в плане 12X54 м, высотой 7,8 м. Конструкции здания выполнены из сборного железобетона.
Ма с л охозяйств о и дизельное хозяйство. Маслохозяйство состоит из аппаратной и склада с четырьмя баками изоляционного масла вместимостью по 160 м3, четырьмя баками турбинного масла вместимостью по 300 м3 и одним баком циркуляционного масла вместимостью 62 м3.
Дизельное хозяйство состоит из насосной дизельного топлива и склада с четырьмя баками дизельного топлива для дизель-генера-торов вместимостью по 200 м3 и одним баком топлива для заправки автомобилей вместимостью 75 м3.
Насосная маслохозяйства и дизельного хозяйства (рис. П.3.10). В одноэтажном здании высотой 6 м и размером в плане 12X60 м расположены маслоаппаратная, насосная дизельного топлива, склад масла в таре, объединенные щит КИП и распределительное устройство, склад противопожарного оборудования.
Строительные конструкции здания (фундаменты, колонны, стены, покрытие)—из сборного железобетона.
Ацетилено-генераторная станция (рис. П.3.12). Для проведения ремонтных работ на территории промплощадки предусматривается сооружение отдельно стоящей ацетилено-ге-
нераторной станции производительностью 10 м3/ч газообразного ацетилена. Подача ацетилена к потребителям производится по трубопроводу. Для хранения карбида кальция, используемого для получения ацетилена, предусматривается сооружение отдельного склада, располагаемого вблизи ацетиленовой станции.
Доставка карбида кальция со склада предусматривается на автомашинах. Для механизации транспортировки барабанов с карбидом кальция на складе устанавливается монорельс с ходовой тележкой и двумя канатными передачами для подъема и перемещения груза.
Одноэтажное здание ацетилено-генераторной станции выполняется из сборных железобетонных конструкций. Размер здания в плане 30X6 м, высота 5,25 м. Кровля — легко сбрасываемая с наружным водостоком, покрытие — из рулонных гидроизоляционных материалов, полы — безыскровые, так как получение ацетилена из карбида кальция относится к взрывоопасным производствам.
Переходные мосты и эстакады между корпусами. Переходные мосты из лабораторнобытового корпуса в главный и между главными корпусами (рис. П.3.13) запроектированы шириной 3 м и используются как пешеходные для персонала АЭС, а также для транспортировки на электрокарах измерительных приборов в ремонт.
Отметка чистого пола мостов (15 м) совпадает с оперативной отметкой площадки обслуживания турбоагрегатов.
Опоры переходных мостов — сборные железобетонные двухветвевые, шаг опор 27 м. Несущее пролетное строение запроектировано из стальных ферм пролетом 27 м и высотой 2400 мм.
Пространство между фермами используется для кабельных коробов и технологических трубопроводов диаметром менее 100 мм. Для обслуживания кабелей и трубопроводов предусмотрена специальная площадка.
По фермам через каждые 3 м устанавливаются стальные рамы, к которым крепятся стеновые армопенобетонные панели и оконные переплеты. Перекрытие и покрытие выполняются из сборных плоских железобетонных плит.
Конструкция пешеходно-технологических эстакад (рис. П.3.14) представляет собой сооружение, включающее трубопроводный коридор в нижней части и пешеходную галерею с трубопроводным коридором в верхней части.
Нижняя часть эстакады выполняется из несущих пространственных металлических конструкций, опирающихся на стойки эста
кады. Перекрытия нижней части эстакады выполняются из тех же конструкций, что и перекрытия реакторного отделения.
Верхняя часть эстакады выполняется из металлического каркаса с шагом несущих рамных конструкций, равным 6 м, с перекрытием из сборных железобетонных предварительно напряженных ребристых панелей размером 3X6 м и стеновым ограждением из керамзитобетонных стеновых панелей. Фундамент эстакады — сборномонолитный железобетонный, в качестве опалубки используются сборные железобетонные плиты стеновых ячеек.
Стойки эстакады также сборные железобетонные.
Открытое распределительное устройство (ОРУ). Порталы ОРУ — металлические. Фундаменты под порталы — из сборного железобетона.
В пределах ограды ОРУ 750 кВ предусматривается установка автотрансформаторов напряжением 750/330 кВ, мощностью 333 МВ-А с трансформаторами поперечного регулирования.
Фундаменты под трансформаторы — из сборных железобетонных элементов на сплошной железобетонной распределительной плите толщиной 200 мм. Между трансформаторами предусмотрены противопожарные перегородки из сборных железобетонных опор и панелей толщиной 200 мм.
Со стороны постоянного торца ограды ОРУ 750 кВ располагаются: здание, в котором скомпонован блок вспомогательных сооружений, включающий панели реле, защиты и автоматики элементов ОРУ, автотрансформаторы 750/330 кВ, две аккумуляторные батареи со щитом постоянного тока, компрессорная РУ 0,4 кВ, высоковольтная мастерская и прочие служебные помещения.
Здание блока вспомогательных сооружений одноэтажное, размерами в плане 720Х Х24 м, выполняется из сборного железобетона. В торце здания блока вспомогательных сооружений расположено здание башни для ремонта трансформаторов высотой 25,2 м и размерами в плане 13X24 м. Здание оборудовано краном грузоподъемностью 50/10 т. Фундамент — из сборного железобетона, панели кровли — железобетонные, стеновые ограждения — из сборных армопенобетонных панелей.
Блочная насосная станция (БНС) предназначена для подачи охлаждающей циркуляционной воды в конденсаторы турбин. В насосной станции установлены три циркуляционных насоса общей подачей 51 м3/с, два насоса подачей по 2 м3/с воды неответственным потребителям, противопожарные насосы
61
Рис. 3.5. План и разрез главного корпуса АТЭЦ:
/ — реакторное отделение; II — машинный зал; ///—деаэраторная этажерка; IV — этажерка электроустройств; / — реактор; 2— вентиляционный центр; 3— турбоагрегат; 4— деаэратор; 5 — парогенератор; 6 — главный циркуляционный насос; 7 — круговой кран грузоподъемностью 100 т
и насосы поддержания давления в противопожарной сети.
Насосная станция совмещена с водоприемником, оборудованным вращающимися сетками, затворами, защитными решетками. Для подъема оборудования в надземной части установлен мостовой кран грузоподъемностью 20/5 т пролетом 16,5 м, обслуживающий насосную и водоприемник.
Подземная часть здания насосной выполнена из монолитного железобетона, надземная часть — из сборного железобетона.
Главные корпуса АТЭЦ с реактором ВВЭР-1000 и ACT. Реакторные отделения АТЭЦ и серийной АЭС практически идентичны, компоновки же машинных залов имеют принципиальные различия (рис. 3.5).
Машинный зал одного энергоблока АТЭЦ представляет собой двухпролетное здание с 62
пролетами шириной по 45 м. Общая его длина 96 м. В каждом пролете расположена одна турбина продольно по отношению к своему пролету. Турбины размещаются параллельно одна другой и обращены стороной цилиндра высокого давления к реакторному отделению. Ширина ячейки турбины 37,5 м.
Компоновка оборудования в пролетах одинакова. При этом использован принцип многоярусной установки оборудования. Так, под конденсатными насосами основного конденсат;.! установлены фильтры и группа эжекторов, площадка раскантовки подогревателей высокого давления предусматривается над маслобаком турбины. В целях рациональной компоновки оборудования зона обслуживания конденсатора ЦНД-I предусмотрена с одной стороны турбины, а конденсатора ЦНД-П — с другой.
Оперативная отметка площадки обслуживания турбоагрегата 13,8 м. В приямках этой площадки, заглубление которых составляет до 1,5 м, устанавливают конденсатные насосы конденсаторов и сетевых подогревателей. Промежуточные площадки обслуживания турбины приняты на отметках 6 и 9,6 м. Лестницы между площадками обеспечивают доступ к оборудованию турбоагрегата и арматуре трубопроводов.
Два сепаратора-перегревателя вертикального типа расположены справа и слева от турбоагрегата симметрично его оси. Между осями 8—9 машинный зал пересекает железнодорожный путь, по которому доставляются необходимые грузы, а также закатываются трансформаторы для ревизии и ремонта.
Для обслуживания турбоагрегатов в период эксплуатации в каждом пролете машинного зала предусматривается свой мостовой электрический кран грузоподъемностью 125/20 т. Отметка подкранового пути 25,6 м определена из условия возможности съема краном крышки цилиндра над турбиной'. При выполнении ремонтных работ над турбиной дополнительно к основному крану устанавливается вспомогательный козловой кран грузоподъемностью 5 т.
Около ПВД на отметке 9,6 м предусмотрена специальная площадка, которая используется для кантовки в горизонтальное положение корпусов ПВД перед их транспортировкой в период ремонта.
Раскладка деталей турбины и их ремонт осуществляются на оперативной отметке обслуживания турбоагрегата. Для тяжеловесных и крупногабаритных деталей предусматривается усиленное перекрытие в осях 7—8.
На отметке 13,8 м в осях 8—9 вне зоны обслуживания мостового крана размещаются механическая и электротехническая мастерские и их вспомогательные службы.
Оборудование машинного зала скомпоновано так, что вдоль каждой турбины в зоне действия мостового крана возможен сквозной проезд транспорта по конденсационному полу до железнодорожного пути, пересекающего машинный зал.
По обеим сторонам машинного зала размещаются этажерки электроустройств, в которых скомпонованы закрытые распределительные устройства напряжением 6—0,4 кВ и щитовые устройства.
Между машинным залом и реакторным отделением расположена деаэраторная этажерка. Длина ее составляет 114, ширина 13,5 м. Оборудование размещено на шести площадках этажерки, имеющих отметки —4,2; 0,0; 5,1; 13,8; 21; 28,8 м.
На нижних отметках деаэраторной этажерки устанавливаются питательные турбонасосы (ПТН), пароэжекторные машины, вспомогательные питательные насосы и другое общеблочное оборудование. Для обслуживания ПТН под перекрытием на отметке 13,8 м устанавливается мостовой электрический кран грузоподъемностью 20 т, по торцам этажерки предусмотрен его выход в зону монтажных проемов.
На отметке 13,8 м располагаются вентиляционные установки машинного зала, экспресс-лаборатория, щит экспериментального контроля турбин, лаборатории и мастерские КИП.
Перекрытие на отметке 21 м предназначается для размещения трубопроводов острого пара и питательной воды, связывающих реакторную установку с турбиной, а также для других коллекторов и арматурных узлов.
Площадка на отметке 28,8 м предназначена для двух деаэраторов питательной воды и вентиляционных установок, обеспечивающих необходимый температурный режим в деаэраторной этажерке.
По торцам этажерки со стороны реакторного отделения на нулевой отметке предусматриваются два автомобильных въезда, над которыми на всех отметках выполнены люки, что обеспечивает транспортировку оборудования по высоте как при монтаже, так и при эксплуатации.
В разрыве между деаэраторной этажеркой и реакторным отделением устроен пешеходный мостик и проложены кабельные и трубо-проводные коммуникации для связи реакторного отделения с машинным залом и машинного зала с другими сооружениями АТЭЦ.
Главный корпус имеет два железнодорожных въезда: в машинный зал и реакторное отделение. К реакторному отделению со стороны въезда примыкает эстакада, которая связывает его с объединенным вспомогательным корпусом. Эстакада размером сечения 4,2X12,3 м имеет две эксплуатационные отметки. На отметке 6,9 м предусмотрен трубопроводный коридор и на отметке 13,2 м — проход обслуживающего персонала и провоз легких грузов.
Атомные станции теплоснабжения. В составе главного корпуса .ACT сблокированы все основные службы (рис. 3.6): два реакторных отделения с дизель-генераторнымп и насосными станциями технического водоснабжения, отделение химводоочистки, отделение спецводоочистки с хранилищем отходов, ремонтные мастерские, спецпрачечная и административно-бытовой корпус. На крыше спец-корпуса устанавливается вентиляционная труба высотой 60 м.
63
План на отметке 12,0
Рис. 3.6. Главный корпус ACT:
/ — дизель-генераторная; 2 — помещения системы очистки второго контура, подпитки второго контура, сжигания водорода; 3— распределительного щита; 6 — приточный вентиляционный Центр; 7 — помещение сетевых теплообменников; 8- помещение система контроля герметичности оболочек твэлов, блок насосов; 12 — помещение системы аварийного охлаждения активной 16 — помещение щита безопасности; /7 — помещение аккумуляторной батареи; 18 — помещение блочного щита управления; 19 — мещение насосов и трубопроводов первого контура; 23 — бассейн выдержки; 24 — шахта; 25 —приточный вентиляционный мещение обслуживания установки битуминирования; 29 — помещение кабины осмотра корпуса реактора; 30 — фильтровый зал;
План реакторного отделения наотметке 0,0	Отделение химВодоонистки.
помещения системы слива второго контура и системы управления и защиты; 4 — помещение сетевых насосов; 5 — помещение подпиточных насосов; 9 — помещение контрольно-измерительных приборов; /0 — помещение сбора организованных протечек; 11— зоны; 13 — помещение разгрузки топлива; 14 — шахта реактора; 15 — помещение распределительного устройства собственных нужд; помещение щита системы управления и защиты; .20 — помещение деаэратора первого контура; 21— бокс барботера; 22 — по-центр; 26 — помещение обслуживания хранилища твердых отходов; 27 — помещение фильтров доочистки дистиллята; 28 — по-31 — вентиляционная камера
5-6063
65
Реакторное отделение каждого блока состоит из герметичного объема, заключенного внутри железобетонной оболочки цилиндрической формы с полусферическим куполом, и прямоугольной обстройки размером в плане 60 мХ60 м. Оболочка рассчитана на внутреннее избыточное давление 0,1 МПа (ненапряженная). Оболочка и обстройка опираются на единую фундаментную плиту.
Внутри оболочки кроме реактора размещены бассейн перегрузки и выдержки отработавшего топлива с перегрузочной машиной, шахты хранения внутрикорпусных устройств, три теплообменника системы расхолаживания реактора, компенсаторы давления и главные циркуляционные насосы промежуточного контура, бак аварийного запаса раствора бора, система аварийного охлаждения активной зоны, вентиляционный центр и др.
В обстройке расположены блочные системы основных контуров ACT, а также три независимые системы безопасности. Компоновка систем безопасности исключает их одновременное повреждение при падении самолета.
Отделения спецводоочистки, химводо-очистки, спецпрачечной, ремонтные мастерские и административно-бытовой корпус по объемно-планировочному и конструктивному решению незначительно отличаются от аналогичных зданий АЭС и АТЭЦ.
3.3.	АЭС С КАНАЛЬНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Канальный реактор был установлен в СССР на первой в мире Обнинской АЭС. В 60-х годах на Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова были введены в эксплуатацию два энергоблока с канальными реакторами электрической мощностью 100 и 200 МВт, после чего началось строительство энергоблоков с реакторами РБМК-Ю00 электрической мощностью 1000 МВт на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. В XI пятилетке введен в эксплуатацию первый энергоблок с реактором РБМК мощностью 1500 МВт на Игналинской АЭС.
Реакторы РБМК относятся к реакторам кипящего типа — теплоноситель в виде насыщенного пара поступает непосредственно в турбину без промежуточных контуров. Это упрощает тепловую схему энергоблока, но усложняет компоновку оборудования и технологических систем машинного зала и деаэраторного отделения, большинство из которых приходится размещать в изолированных боксах или окружать биологической защитой.
АЭС с реакторами РБМК-1000. АЭС с реакторами РБМК-1000 сооружаются очередями. В состав каждой очереди входят главный 66
корпус с двумя энергоблоками й комплекс подсобно-производственных и вспомогательных зданий и сооружений (рис. 3.7). Подсобно-производственные и вспомогательные здания и сооружения проектируются сразу на полную мощность АЭС (объединенный вспомогательный корпус с химводоочисткой, склад свежего топлива, маслохозяйство, резервная котельная и т. д.) или проектируется их поэтапное строительство в соответствии с очередями главного корпуса (хранилища жидких и твердых радиоактивных отходов, склад химреагентов, система технического водоснабжения и т. д.).
Главный корпус каждой очереди состоит из реакторного отделения с блоком вспомогательных систем, машинного зала, деаэраторной этажерки, этажерки электротехнических устройств и систем управления (рис. 3.8).
Реакторное отделение скомпоновано из двух изолированных один от другого реакторных блоков, между которыми размещены вспомогательные системы реакторного отделения. Ниже отметки 12,5 м размещаются системы спецводоочистки, сбора и очистки трапных вод с выпарными установками и другие вспомогательные технологические системы. В средней по высоте части размещаются помещения ремонтных мастерских, баки для дезактивации тяжелого оборудования, а выше — вытяжные вентиляционные системы с ячейками для фильтров и установка для подавления активности аэрозольных выбросов (УПАК).
В центре реакторного отделения непосредственно над вытяжными вентиляционными установками предусмотрена вентиляционная труба, устье которой возвышается над окружающей территорией на 150 м. Приточные вентиляционные центры каждого блока расположены на верхних отметках.
Внутри каждого реакторного блока размещается реактор с контуром многократной принудительной циркуляции (МПЦ) теплоносителя и транспортно-технологическими системами, обеспечивающими прием свежего топлива и его загрузку в реактор, а также выгрузку, хранение и выдачу на внешний транспорт отработавшего топлива.
Контур МПЦ реакторов РБМК состоит из двух петель, включающих по два барабана-сепаратора и по четыре главных циркуляционных насоса (ГЦН) с трубопроводами и раздаточными групповыми коллекторами (РГК), от которых вода по нижним водяным коммуникациям (НВК) поступает в технологические каналы реактора.
В соответствии с требованиями «Общих положений обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации» (ОПБ-82) реактор
Рис. 3.7. Общий вид Смоленской АЭС (первая очередь):
/ — главный корпус; 2 — объединенный вспомогательный корпус с химводоочисткоЙ; 3 — склад химреагентов; 4 — административно-бытовой корпус; 5 — дизель-генераторная станция; 6 — хранилище жидких и твердых отходов; 7 — азотно-кислородная станция; 8 — резервная котельная; 9 — склад свежего топлива
и контур МПЦ размещаются в герметичных помещениях, чтобы в случае проектных аварий обеспечивались локализация выделяющихся радиоактивных веществ в пределах этих помещений или направленный их выброс в специальные локализующие устройства. В качестве максимальной проектной аварии с разгерметизацией контура МПЦ принимается мгновенный разрыв трубопровода максимального диаметра с беспрепятственным двусторонним истечением теплоносителя.
Собственно реактор размещается в шахте, имеющей размеры в плане 24X24 м и изолированной от других помещений контура МПЦ. Технологические каналы, проходящие через верхнюю плиту реактора на уровне плитного настила центрального зала, имеют специальные отверстия с пробками, через которые с помощью разгрузочно-загрузочной машины из них извлекаются отработавшие топливные сборки и загружаются свежие.
Между плитным настилом центрального зала и верхней плитой реактора от технологических каналов отходят коммуникации, 5*
по которым пароводяная смесь попадает в барабаны-сепараторы. В барабанах-сепараторах пар отделяется от воды, осушается и по главным паропроводам поступает на турбины, а отсепарированная вода по опускным трубопроводам направляется к главным циркуляционным насосам.
Пароводяные коммуникации и барабаны-сепараторы не имеют теплоизоляции, и температура в этих помещениях соответствует температуре теплоносителя (280°C). В связи с этим ограждающие бетонные конструкции помещений барабанов-сепараторов защищаются от перегрева теплоизоляцией. Поверх теплоизоляции устраивается герметичная металлическая облицовка, рассчитанная на избыточное давление 2-104 Па, которое может возникнуть в этих помещениях при разрывах пароводяных коммуникаций или опускных трубопроводов.
В пределах шахт опускных трубопроводов и боксов ГЦН оборудование и трубопроводы теплоизолируются. Температура в этих помещениях при работающем энергоблоке с помощью рециркуляционных водоэжекцион-
67
йых охладителей поддерживается в пределах 55—70 °C, и теплоизоляция строительных конструкций здесь не требуется.
В связанных между собой помещениях раздаточных групповых коллекторов и в подреакторном помещении размещается большое количество трубопроводов НВК диаметром 56 мм, которые теплоизолировать практически невозможно. Поэтому температура в этих помещениях при работающем энергоблоке достигает 280 °C и ограждающие бетонные конструкции должны быть защищены от перегрева теплоизоляцией, поверх которой выполняется герметичная металлическая облицовка.
Таким образом, реактор и контур МПЦ на АЭС с реакторами РБМК размещаются в нескольких изолированных одно от другого помещениях и боксах, в которых температурные режимы в процессе нормальной эксплуатации существенно различаются. При проектных авариях в этих помещениях возникает различное давление и, следовательно, условия локализации таких аварий тоже различны, что должно учитываться при расчетах прочности и конструировании строительной части.реакторных блоков.
Принципиальна я схема системы локализации проектной аварии, принятая в проекте АЭС с реакторами РБМК-1000, показана на рис. 3.9.
68
С точки зрения надежности охлаждения активной зоны и опасности выхода радиоактивных продуктов в помещения контура МПЦ наиболее опасной является авария с разрывом раздаточного группового коллектора (РГК) диаметром 300 мм в помещениях нижних водяных коммуникаций (НВК). При такой аварии охлаждение тепловыделяющих сборок в 44 технологических каналах, подключенных к аварийному ргк, обеспечивается обратным током воды или пароводяной смеси из барабанов-сепараторов к месту разрыва трубопровода. При частичном разрыве РГК существует опасность такого снижения обратного потока теплоносителя, при котором повышение температуры оболочек твэлов приведет к их разгерметизации или даже к частичному плавлению топлива и к резкому возрастанию выхода радиоактивных продуктов с теплоносителем в подреакторное помещение. Поэтому для локализации такой аварии необходима быстрая и полная конденсация выбрасываемого из контура МПЦ пара при минимально возможном избыточном давлении в герметичных помещениях для уменьшения утечек радиоактивного пара и воздуха из них через возможные неплотности в облицовках и технологических проходках до пределов, регламентированных Нормами радиационной безопасности.
Для локализации последствий таких аварий в подвальной части реакторных блоков создан бассейн-барботер. При разрыве РГК паровоздушная и пароводяная смеси, истекающие в подреакторное помещение, через предохранительные клапаны мембранного типа (рис. 3.9) сбрасываются в парораспределительный коридор и оттуда через парораспределительные трубы — в водяной объем бассейна-барботера, где пар полностью конденсируется, а воздух и некснденсирующиеся газы поступают в воздушный объем бассейна-барботера и оттуда через обратные клапаны 2 и 3— в герметичные помещения 6 боксов ГЦН и шахт опускных трубопроводов.
Для быстрого снижения давления в воздушном объеме бассейна-барботера и в прочноплотных боксах контура МПЦ включается спринклерно-охладительная система 5. Охлаждение воды в бассейне-барботере и конденсация пара в парораспределительном коридоре в послеаварийный период вплоть до полного расхолаживания реактора обеспечивается теплообменниками 13 и конденсаторами поверхностного типа 8.
При разрыве опускных трубопроводов или напорных и всасывающих трубопроводов ГЦН в помещениях 6 закрываются обратные клапаны на РГК и охлаждение активной зоны обеспечивается системой аварийного охлаж-
69
Рис. 3.9. Принципиальная схема системы локализации аварий:
1 — бассейн-барботер; 2, 3, 4 — обратные клапаны; 5 — спринклеры; 6 — герметичные помещения; 7 — помещения НВК; 8— поверхностные конденсаторы; 9 — парораспределительный коридор; 10 — парораспределительные трубы; И — насосы САОР; 12 — холодильники САОР; 13 — теплообменники; 14 — насосы; 15 — воздушное пространство барботера; 16—водяное пространство барботера
дения реактора (САОР), быстродействие и производительность которой выбраны таким образом, что температура оболочек твэлов в процессе аварии сохраняется в допустимых пределах. Поэтому такие проектные аварии с точки зрения радиационного воздействия на персонал и население существенно менее опасны, чем авария, связанная с разрывом РГК или нижних водяных коммуникаций. Однако при мгновенном разрыве таких крупных трубопроводов, как напорные и всасывающие коллекторы гцн, диаметр которых составляет 900 мм, в первый момент после аварии в помещение может выбрасываться большой объем теплоносителя и избыточное давление в помещении за несколько секунд может достигнуть 4,5-Ю5 МПа. Затем давление быстро падает и через несколько минут снижается до близкого к нормальному, а в процессе дальнейшего расхолаживания реактора в этих помещениях создается разрежение.
Процесс локализации таких аварий аналогичен процессу локализации аварии, связанной с разрывом РГК- Так, при разрыве трубопроводов в помещении 6 паровоздушная смесь сбрасывается в водяной объем бассейна-барботера через парораспределительные трубы в полу этого помещения, а также через трубы парораспределительного коридора, куда пар поступает через обратный клапан 4. Пар в водяном объеме конденсируется, а воздух и неконденсирующиеся газы поступают в воздушный объем бассейна-барботера и оттуда через обратный клапан 3 — в помещения неаварийной половины контура МПЦ.
Благодаря тому что в системе локализации аварий энергоблоков с реакторами РБМК-ЮОО для вытеснения воздуха после конденсационного устройства используются 70
большие объемы помещений неаварийной половины контура МПЦ, вместимость бассейна-барботера относительно небольшая — 3 тыс. м3, воздуха над водой — 4 тыс. м3.
В связи с высокими требованиями к герметичности помещений контура МПЦ они имеют металлическую облицовку, а ограждающие строительные конструкции вместе с облицовкой кроме обычных статических нагрузок рассчитываются на максимальное избыточное давление и температурные воздействия, которые могут возникнуть при рассмотренных выше проектных авариях.
Соответствие достигнутой герметичности помещений проектным требованиям подтверждается специальными испытаниями после окончания монтажных работ и периодически проверяется в процессе эксплуатации. Проектом должны быть предусмотрены средства для индивидуального испытания герметичности технологических и электрических проходок, а также дверей, шлюзов и люков, пересекающих металлические облицовки прочноплотных боксов контура МПЦ.
К конструкции металлических облицовок прочноплотных боксов АЭС, технологии их сварки и методам контроля сварных соединений предъявляются специальные требования (см. гл. 4).
До отметки уровня воды в бассейне-барботере облицовка принята двухслойной. При этом внутренняя облицовка выполняется из нержавеющей стали, а полость между внутренней и наружной облицовками секционируется и из каждой секции выводятся дренажные трубки для контроля протечек воды через внутреннюю облицовку.
По такому же принципу проектируются бассейны выдержки отработавшего топлива и всякого рода емкости для сбора и переработки радиоактивных вод в других технологических системах АЭС.
В блоке с каждым реактором РБМК-ЮОО работают две турбины К-500-65/3000. От каждой турбины предусмотрена возможность отбора теплоты до 315 ГДж/ч для теплоснабжения собственных нужд АЭС, жилого поселка и других потребителей вблизи площадки электростанции.
Для всех турбин одной очереди АЭС предусмотрен общий машинный зал, однако каждый турбоагрегат вместе с конденсаторами, сепараторами пара и регенеративными теплообменниками размещается внутри изолированного бокса. Все это оборудование вместе с горячими трубопроводами теплоизолировано, и температура внутри бокса при работе турбоагрегата не превышает 70 °C. Вплотную к боксам турбоагрегатов примыкают помещения конденсатоочистки, в которых размеща*
ются механические и ионообменные фильтры.
После конденсатоочистки уровень радиоактивности питательной воды резко снижается, что позволяет не предусматривать биологическую защиту трубопроводов и оборудования конденсатно-питательного тракта, основных и аварийных питательных насосов.
Деаэраторы и трубные коридоры размещаются в верхней части деаэраторной этажерки (выше отметки 16,4 м). Хотя радиационная обстановка здесь достаточно благоприятная, оборудование каждого энергоблока размещается в изолированных помещениях, что облегчает условия их обслуживания и ремонта. При проектировании этих помещений особое внимание необходимо уделять сбору и отводу возможных протечек через технологическую арматуру, а также устройству гидроизоляции перекрытий над нижележащими помещениями с контролем протечек.
Полы в трубных коридорах и других помещениях, где возможны протечки конденсата и питательной воды, облицовывают металлическим листом, под которым размещают дренажный слой и второй слой гидроизоляции из рулонных материалов на битумных связующих.
Реакторное отделение, машинный зал и верхняя часть деаэраторной этажерки, где расположены деаэраторы и трубные коридоры, относятся к зоне строгого режима главного корпуса.
В свою очередь в зоне строгого режима выделены помещения разных категорий: необслуживаемые (прочноплотные боксы турбин и конденсатоочисток и т. п.), пребывание персонала в которых при работающем оборудовании не допускается; периодически обслуживаемые (помещения деаэраторов, питательных трубопроводов и т. п.) и помещения, где допускается постоянное пребывание эксплуатационного персонала. К помещениям последней категории относятся местные щиты управления, помещения приводов арматуры, КИПиА, большинство помещений вентиляционных систем, машинный зал, центральные залы реакторных блоков, помещения двигателей ГЦН, а также всякого рода ремонтные помещения.
Вход в любые помещения зоны строгого режима осуществляется через санпропускники с обязательным переодеванием персонала. Проход персонала в необслуживаемые помещения для ремонта и ревизии расположенного в них оборудования осуществляется через саншлюзы при обязательном дозиметрическом контроле. Входы в помещения контура МПЦ, а также в центральные залы реакторных блоков, где расположены бассейны выдержки отработавшего топлива, оборуду
ются стационарными саншлюзами. Перед входом в боксы турбин, конденсатоочистки, спецводоочистки и другие помещения с аналогичной радиационной обстановкой при ремонтных работах устанавливаются переносные саншлюзы.
Поверхность оборудования, стены и потолки в помещениях зоны строгого режима защищаются специальными покрытиями на основе эпоксидных и органосиликатных лаков и эмалей, легко поддающихся обмыву и дезактивации. Полы в этих помещениях имеют уклоны и трапы для отвода обмывочных вод в спецканализацию.
Помещения центральных, блочных и резервных щитов управления, щитов СУЗ и дозиметрического контроля, вторичных КИП, электропитания, распределительных электрических устройств размещаются в зоне свободного режима главного корпуса.
Над щитовыми, операторскими и другими помещениями с постоянным пребыванием персонала в пределах одного этажа выше этих помещений не допускается размещение оборудования и технологических коммуникаций с радиоактивными средами. Это требование относится ко всем помещениям зоны свободного режима и к обслуживаемым помещениям зоны строгого режима.
В соответствии с делением главного корпуса на зоны свободного и строгого режимов решаются и системы вентиляции всего здания.
В зонах свободного режима, так же как и на любых промышленных предприятиях, вентиляция должна обеспечивать поддержание санитарно-гигиенических норм по температуре, влажности и запыленности воздуха. Помещения, где размещаются управляющие системы с ЭВМ, а также блочные щиты управления оборудуются системой кондиционирования воздуха, которая имеет в своем составе холодильную камеру.
Системы вентиляции реакторного отделения и машинного зала решаются отдельно. В машинный зал приточный воздух попадает через вентиляционные камеры, расположенные вдоль наружной стены ряда А (см. рис. 3.8). В холодное время года приточный воздух подогревается, а в жаркое охлаждается. Охлаждение приточного воздуха в жаркие месяцы позволяет существенно уменьшить производительность как приточных, так и вытяжных вентиляционных систем. Из машинного зала приточный воздух через клапаны избыточного давления (КИД) поступает в боксы турбин, конденсатоочистки и другие изолированные помещения, откуда удаляется вытяжными вентиляционными системами и после очистки на аэрозольных филь
71
трах выбрасывается через вентиляционную трубу.
В реакторном отделении все помещения (кроме герметичных помещений контура МПЦ) обслуживаются отдельными приточными вентиляционными системами, в которых наружный воздух кроме подогрева или охлаждения подвергается предварительной очистке от пыли, после чего системой воздуховодов по коридорам обслуживания подводится к соответствующим помещениям и поступает в них через КИД. Все вытяжные системы реакторного отделения оборудуются специальными фильтрами, на которых обеспечивается очистка воздуха от радиоактивных газов и аэрозолей до безопасной концентрации, регламентируемой СП АЭС—79.
Охлаждение атмосферы в герметичных помещениях контура МПЦ, где температура воздуха не должна превышать 70 °C, обеспечивается рециркуляционной системой с водо-эжекционными охладителями. Разрежение во всех герметичных помещениях контура МПЦ в нормальных условиях эксплуатации достигается путем отсоса из этих помещений части воздуха или паровоздушной среды специальными вытяжными системами. Для изоляции этих систем от герметичных помещений в случае проектных аварий они оборудованы газодувками и быстродействующей отсечной арматурой на трубопроводах в местах пересечения ими герметичных облицовок. Эти вытяжные системы используются также для контроля концентрации водорода в атмосфере герметичных помещений контура МПЦ и удаления его из этих помещений в случае необходимости. Кроме того, помещения контура МПЦ оснащены ремонтной вентиляцией, воздуховоды которой при ра-боте энергоблока изолированы от прочноплотных боксов запорной арматурой.
Большое внимание при проектировании АЭС с реакторами РБМК приходится уделять разработке транспортно-технологической схемы, которая должна быть увязана с проектом организации ремонта оборудования. Особенно сложно эта схема решается для многоэтажного здания реакторного отделения, где основная часть оборудования размещена в изолированных помещениях.
В проекте АЭС с реакторами РБМК-Ю00 реакторные блоки повернуты один к другому транспортно-технологическими узлами, через которые осуществляется подача в центральные залы реакторов свежего топлива и вывоз отработавшего топлива.
К этим узлам подведены два железнодорожных въезда, один из которых продлевается в машинный зал и проходит между турбоагрегатами энергоблоков, 72
На отметке 12,5 м по всему внешнему периметру реакторного отделения организованы сквозные горизонтальные транспортно-технологические связи. Через транспортные люки и монтажные проемы на эту отметку и на железнодорожные пути, проложенные на этой отметке, могут подаваться оборудование и материалы со всех этажей.
Такую же отметку имеет пол закрытой транспортно-технологической эстакады между главным корпусом и хранилищем твердых и жидких отходов, которая предусмотрена в целях исключения перевозки радиоактивных отходов по промплощадке.
Машинный зал имеет пролет, равный 51м, который определился поперечными размерами турбины и ее вспомогательного оборудования (сепараторов-перегревателей пара, регенеративных перегревателей и т. п.), а также требованиями организации проходов для обслуживания оборудования и сквозного проезда напольных средств транспорта (электрокаров) .
Высота машинного зала определяется общей высотой турбоагрегата и условиями подъема над ним наиболее громоздких элементов оборудования машинного зала при его монтаже и ремонте.
Длина машинного зала двухблочной АЭС с реакторами РБМК-Ю00 определяется длиной ячейки турбоагрегата с кондепсатоочист-ками (четыре ячейки по 96 м) и площадью монтажных площадок и внешних транспортных въездов, организованных в торцах машинного зала. Кроме того, необходимо учесть площадь, занимаемую внутренним железнодорожным путем, который проходит между турбоагрегатами энергоблоков и обеспечивает связь машинного зала с центральной ремонтно-механической мастерской, расположенной в блоке В реакторного отделения.
В машинном зале основные операции по ремонту оборудования и его монтажу в процессе строительства АЭС обеспечиваются с помощью двух мостовых кранов грузоподъемностью по 125 т с вспомогательным крюком грузоподъемностью 20 т. При монтаже и капитальном ремонте турбин над ними могут устанавливаться вспомогательные козловые краны. Для раскладки оборудования используются монтажные площадки и свободные участки площадок турбин. Может оказаться необходимым одновременно провести капитальный ремонт одной из турбин и текущий ремонт или ревизию другой. В этом случае площадь, потребная для раскладки элементов ремонтируемого оборудования, превысит площадь указанных площадок. Поэтому создаются резервные ремонтные площадки путем устройства между боксами турбин по
стоянных или временных перекрытий, рассчитанных на удельную нагрузку 40-103 кН/м2.
Исходя из этого условия в ряде случаев оказывается целесообразным объединить между собой машинные залы соседних очередей АЭС, что позволит использовать для ремонта крупногабаритного оборудования мостовые краны и монтажные площадки соседних энергоблоков. Так выполнены компоновки первой и второй очередей Курской и Смоленской АЭС.
Однако при этом следует иметь в виду, что объединение в общий объем нескольких энергоблоков существенно осложняет организацию строительства, особенно выбор и расстановку строительных кранов. В первую очередь это относится к реакторным отделениям, объем и площадь которых по мере увеличения единичной мощности реакторов возрастают.
АЭС с реакторами РБМК-1500. Конструкция и габаратиы реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500 одинаковы. Тепловая мощность реактора РБМК-1500 увеличена путем установки на топливных сборках интенсификаторов теплообмена и применения топлива с более высоким обогащением.
В связи с увеличением кратности циркуляции теплоносителя несколько увеличены габариты барабанов-сепараторов и число трубопроводов острого пара.
В блоке с реактором устанавливаются две турбины К-750-65/3000 с серийными генераторами ТВВ-800-2. Для этих турбин разработаны новые сепараторы-перегреватели пара (СПП-750) и регенеративные подогреватели низкого давления. В конденсатоочистке применены более производительные фильтры. Существенные изменения претерпела компоновка главного корпуса. Она предусматривает полное разделение в пространстве реакторных отделений, а также автономность технологических систем каждого энергоблока.
Ширина реакторного отделения увеличена до 88 м.
Значительно увеличился и размер реакторного отделения в продольном направлении. Это связано с тем, что из центрального в соседний зал вынесены бассейны выдержки отработавшего топлива, где размещены также камеры разделки топливных сборок для загрузки их в транспортные контейнеры, бассейны для хранения отработавшего топлива в транспортных контейнерах и узел выгрузки этих контейнеров на внешний транспорт. В наружном торце реакторного отделения размещена башня локализации аварий, которая выполняет те же функции, что и бассейн-барботер на энергоблоках с реакторами
РБМК-Ю00, но из-за значительной удаленности от прочноплотных боксов контура МПЦ имеет существенно больший воздушный объем.
В машинном зале сохранена продольная компоновка турбоагрегатов и пролет его принят равным 51 м, т. е. унифицирован с пролетами машинных залов энергоблоков с реакторами РБМК-ЮОО. Длина же машинного зала для каждого энергоблока в связи с увеличением продольных размеров турбин и генераторов увеличена до 276 м. Кроме мостовых кранов грузоподъемностью 125 т в машинном зале предусмотрены вспомогательные мостовые краны грузоподъемностью 15 т, подкрановые пути которых размещены ниже подкрановых путей основного крана.
При принятой компоновке главного корпуса и генерального плана АЭС с реакторами РБМК-1500 в машинный зал предусмотрен один железнодорожный въезд со стороны постоянного торца, но железнодорожные пути проходят через весь машинный зал вдоль ряда А.
Между машинным залом и реакторным отделением расположена деаэраторная этажерка, в верхней части которой размещаются деаэраторы и трубопроводные коридоры, в нижней — санитарно-бытовые помещения и основные коридоры зоны строгого режима.
Во второй этажерке электротехнических устройств размещают центральный и блочный щиты управления, управляюще-вычислительную систему, распределительные электрические устройства и основные кабельные трассы, т. е. в ней практически полностью сосредоточены помещения и системы зоны свободного режима. В верхней части этой этажерки размещены вытяжные вентиляционные системы, над которыми установлена вентиляционная труба.
Непосредственно вблизи реакторного отделения каждого энергоблока размещаются такие технологически связанные с ним здания и сооружения, как здание САОР, дизель-электрические станции, баковое хозяйство, а также санитарно-бытовой блок с санпропускниками в зону строгого режима, связанный с главным корпусом подземными пешеходными галереями.
Остальные здания подсобно-производственного и вспомогательного назначения проектируются как общестанционные и размещаются в стороне от главного корпуса.
При проработках проектов мощных энергоблоков возникает вопрос о целесообразных масштабах блокировки главных корпусов и их рациональных объемно-планировочных решениях исходя из условий организации строительства АЭС.
73
3.4.	АЭС С КИПЯЩИМИ, ГАЗОГРАФИТОВЫМИ РЕАКТОРАМИ И РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
АЭС с корпусными кипящими реакторами. За рубежом наряду с реакторами с водой под давлением получили развитие корпусные кипящие реакторы. На их долю в США и в Западной Европе в 1983 г. приходилось 25 % всей мощности, введенной на атомных электростанциях (69 энергоблоков суммарной мощностью 48,9 млн. кВт).
В СССР в 1965 г. в г. Димитровграде была введена в эксплуатацию опытно-промышленная АЭС с водяным кипящим реактором мощностью 505 МВт (ВК-50), которая успешно эксплуатируется до настоящего времени.
Интерес к корпусным кипящим реакторам повышается в связи с возможностью их использования для атомных станций теплоснабжения.
Давление теплоносителя внутри корпуса кипящего реактора обычно составляет 7 МПа и примерно вдвое ниже, чем давление теплоносителя внутри корпуса реактора с водой под давлением.
В связи с тем что на современных АЭС с кипящими реакторами применяется одноконтурная схема с подачей пара из реактора непосредственно на турбину, практически все теплотехническое оборудование на них размещается за биологической защитой.
К настоящему времени единичная мощность корпусных кипящих реакторов достигла 1300 МВт (АЭС Гундремминген, ФРГ). Значительно упростились технологические схемы реакторов и сократились удельные объемы главных корпусов. На рис. 3.10 при
ведены в одном масштабе схемы реакторных отделений АЭС Дрезден (США) мощностью 210 МВт и АЭС Филипсбург (ФРГ) мощностью 900 МВт, из которых видно, что несмотря на увеличение мощности АЭС более чем в 4 раза диаметр сферической защитной оболочки на АЭС Филипсбург удалось уменьшить в 2 раза. Такое сокращение размеров оболочки было достигнуто благодаря тому, что на современных АЭС сепараторы пара размещаются внутри корпуса реактора и отсутствуют вторичные парогенераторы.
В 70-х годах были созданы кипящие реакторы со встроенными в корпус реактора циркуляционными насосами, что позволило исключить внешние петли циркуляции теплоносителя.
Создание интегральной компоновки реакторов с размещением всех основных элементов паропроизводительной установки внутри единого корпуса привело к упрощению компоновки реакторных отделений и схем локализации проектных аварий.
На рис. 3.11 показана компоновка энергоблоков АЭС с корпусным кипящим реактором мощностью 1300 МВт (ФРГ). Корпус реактора расположен в бетонной шахте, которая в свою очередь находится в камере снижения давления, являющейся первичной защитной оболочкой реактора диаметром 16,6 м на случай проектной аварии (разрыв главных паропроводов или питательных трубопроводов). Стены оболочки выполняются из предварительно напряженного железобетона и облицовываются изнутри сталью. Трубопроводные коммуникации расположены в верхней части оболочки, в местах пересечения со стенами оболочки на них устанавливается быстродействующая отсечная арматура.
В нижней части оболоч-
ки предусмотрена кольцевая емкость, заполненная водой для конденсации пара при разрывах трубопроводов. Расчетное избыточное давление внутри оболочки при максимальной проектной аварии составляет 0,25 МПа.
Защитная оболочка реактора и расположенные вокруг нее вспомогательные системы заключены в цилиндрическое здание диаметром 49 м и высотой над поверхностью земли 51,5 м,
Рис. 3.10. Схемы реакторных отделений с корпусными кипящими реакторами:
й— АЭС Дрезден; б— АЭС Филипсбург
74
Рис. 3.11. Главный корпус АЭС с кипящими реакторами мощностью 1300 МВт:
а.— разрез; б — план; / — реакторное отделение; //—вспомогательные системы реакторного отделения; /// — машинный зал; / — перегрузочная машина; 2— водяная камера; 3— корпус реактора; 4—стержни управления и защиты; 5—главные циркуляционные насосы; 6 — предохранительные клапаны; 7 — вентиляционные системы; 8 — помещения трубопроводов; 9—бассейн охлаждения топливных элементов; 10 — конденсационная камера; // — доохладитель; /2 —шлюз; 13 — туннели паропроводов и трубопроводов питательной воды; 14 — турбина; 15 — генератор; 16—конденсаторы; /7 — промежуточный пароперегреватель; 18 — установка отсоса неконденсирующихся газов; 19— конденсатоочистка; 20— блочный трансформатор; 21—бак питательной воды; 22—подогреватели высокого давления; 23 — подогреватели низкого давления
75
перекрытое пологим сводом. В этом здании под оболочкой расположены механизмы для перегрузки топлива и камеры для хранения свежего и отработавшего топлива.
Рециркуляционная система вентиляции реакторного отделения оборудована аэрозольными фильтрами и воздухоохладителями. В нормальных условиях эксплуатации около 10 % всего циркулирующего в этой системе воздуха выбрасывается в вентиляционную трубу и заменяется свежим. При повышении давления в системе или других аварийных ситуациях приток воздуха прекращается.
В этом случае свежий воздух может попадать внутрь здания только через неплотности в ограждающих конструкциях, и отсос его осуществляется через фильтры с активированным углем.
Система отсоса излишнего воздуха из защитной оболочки одновременно выполняет функции контроля за герметичностью оболочки.
Машинный зал каждого энергоблока выполнен в виде однопролетного здания размером в 'плане 84\48 м и высотой 40 м. В машинном зале расположен турбоагрегат со вспомогательными системами.
Основные элементы технологического оборудования и трубопроводные коридоры окружены бетонными защитными экранами, а электротехнические устройства и блочный щит управления вынесены в отдельное здание, расположенное между реакторными отделениями и машинными залами.
Объемно-планировочные решения главных корпусов АЭС с кипящими корпусными реакторами во всех странах отличаются весьма плотной компоновкой основного и вспомогательного оборудования. Вместе с тем при принципиально близких или даже аналогичных технологических схемах компоновки такие АЭС в разных странах существенно различаются.
На рис. 3.12 показана схема защитной оболочки АЭС с кипящими реакторами, разработанной фирмой «Дженерал электрик» (США). Корпус реактора вместе с биологической защитой размещается внутри цилиндрического колодца, ограждающие конструкции которого в аварийных ситуациях выдерживают первоначальное давление пара и обеспечивают попадание паровоздушной смеси в бассейн гашения давления. Этот бассейн образован внешней стенкой колодца и внутренней поверхностью защитной оболочки. Нижняя часть бассейна заполнена водой. Расчетное избыточное давление под защитной оболочкой составляет 0,1 МПа, а внутри колодца— 0,16 МПа. Защитная оболочка вы-76
Рис. 3.12. Схема защитной оболочки фирмы «Дженерал электрик»:
1 — защитная оболочка; 2 — биологическая защита; 3 — «сухой колодец»; 4 — стенка бассейна гашения давления; 5—выходные отверстия; 6— бассейн гашения давления
полняется из металла, с наружной защитой из обычного железобетона.
АЭС с газографитовыми реакторами. К настоящему времени действуют несколько АЭС с газографитовыми реакторами в Великобритании и во Франции. Основной особенностью газографитовых реакторов являются большие габариты основного технологического оборудования (реактора, парогенераторов, газодувок и др.), что вызвано худшими теплофизическими свойствами газов по сравнению с водой (см. гл. 1).
Вместе с тем газовые теплоносители имеют благоприятные характеристики с точки зрения поглощения нейтронов и позволяют генерировать пар высоких параметров, что обеспечивает возможность использования с газографитовыми реакторами более компактного турбинного оборудования.
Современные реакторные установки с газовым теплоносителем вместе с парогенераторами и газодувками размещаются внутри железобетонных корпусов. На рис. 3.13 приведен поперечный разрез реакторного отделения АЭС с газовыми реакторами (Великобритания).
На АЭС установлены два реактора, между которыми расположен бассейн выдержки отработавшего топлива. Оба реактора обслуживает одна перегрузочная машина. К реакторному отделению примыкает машинный зал, где расположены две турбины мощностью по 660 МВт, работающие на перегретом паре высоких параметров (температура пара 538 °C, давление 16,3 МПа). Состав технологического оборудования и объемно-планировочные ре-
Рис. 3.13. Разрез реакторного отделения с газовым реактором:
1 — активная зона; 2 — опорная конструкция; 3 — перегородка для организации циркуляции газа; 4—распределительная камера; 5— парогенератор; 6 — теплоизоляция; 7 — канал для выпуска перегретого пара; 8 — главные паропроводы; 9— канал для подачи воды к парогенератору; 10 — помещения для натяжения и контроля за работой арматуры корпуса; И — газовый циркуляционный насос; /2 — паропроводы к турбине
Рис. 3.14. График зависимости площади АЭС от типа и мощности реактора:
1 — газографитовые реакторы; 2 — кипящие реакторы; 3 — реакторы с водой под давлением
Рис. 3.15. Зависимость объема главного корпуса АЭС (м3/кВт) от типа и мощности реактора:
1 — уран-графитовые реакторы с газовым охлаждением; 2—кипящие реакторы; 3~ реакторы с водой под давлением; 4—тяжеловодные реакторы
тения машинных залов АЭС с газовыми реакторами практически такие же, как на современных тепловых электростанциях, работающих на органическом топливе.
В связи с большими строительными объемами (рис. 3.14 и 3.15) и более высокими удельными капиталовложениями по сравнению с корпусными реакторами с водой под давлением и реакторами кипящего типа газографитовые реакторы не получили большого распространения на конденсационных АЭС. Однако они могут оказаться очень перспективными для вытеснения органического топлива в отраслях промышленности с высокотемпературными технологическими процессами (в металлургии и химических производствах) , а также для получения водорода. По этой причине во многих странах продолжа
ются конструкторские разработки высокотемпературных газовых реакторов с гелиевым теплоносителем. Построены и строятся несколько опытно-промышленных АЭС с газовыми реакторами, где температура гелия на выходе из реактора достигает 900 °C. На таких АЭС после использования теплоносителя в высокотемпературных процессах возможно последующее использование его для выработки электроэнергии на паровых или газовых турбинах, что позволяет создать высокоэкономичные установки для комбинированной выработки высокотемпературной теплоты и электроэнергии.
Проект реакторных отделений с двумя высокотемпературными реакторами с гелиевым теплоносителем и общим вспомогательным блоком, в котором размещаются камеры
77
Рис. 3.16. Поперечный разрез (а) и план (б) АЭС с высокотемпературными газовыми реакторами:
1 — резервный циркуляционный насос; 2 — гелиевый циркуляционный насое; 3 —шлюз для персонала; 4—шлюз для оборудования; 5 — съемная пробка над шахтой; 6 — кассеты для хранения топлива; 7—стержни СУЗ; 8 — пункт дистанционного управления перегрузочным аппаратом; 9 — оборудование для перегрузки топлива
для свежего и отработавшего топлива, стержней СУЗ и другие вспомогательные системы, приведен на рис. 3.16,
АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Компоновка главного корпуса АЭС с реактором БН-600 (рис. 3.17) выполнена по функциональному признаку и включает:
реакторное отделение размером в плане 60X36 м, высотой 68 м с двумя мостовыми кранами, предназначенными для обслужива
ния реакторной установки; в здании расположено основное радиоактивное оборудование реактора и вспомогательных систем (фильтры-ловушки, трубопроводы, мастерские и др-);
машинный зал пролетом 45 и длиной 156 м с поперечным размещением турбоагрегатов; каждая турбина работает от одной петли охлаждения активной зоны; объемнопланировочное решение машинного зала практически такое же, как на тепловых электростанциях; в нем размещены основное оборудование конденсационно-питательного тракта, конденсаторы, регенеративные подогреватели, сепараторы и другое оборудование;
парогенераторно-деаэраторное отделение, в котором располагаются парогенераторы, деаэраторы, щитовые и электроустройства;
этажерку вспомогательных устройств, предназначенную для размещения бакового хозяйства второго контура, приточных вентиляционных установок и щитов системы электрообогрева оборудования и трубопроводов, заполненных натрием;
этажерку вентиляционных устройств, в которой расположены системы вытяжной спецвентиляции, а также бассейн выдержки отработавших твэлов и щит дозиметрического контроля.
Радиационная безопасность АЭС обеспечивается чисто технологическими мероприятиями: принятием интегральной компоновки первого контура, созданием трехконтурной схемы отбора теплоты, поддержанием давления во втором контуре выше, чем в первом.
При проектировании АЭС с реакторами на быстрых нейтронах их следует относить к пожароопасным и взрывоопасным объектам, так как в качестве теплоносителя в первом и втором контурах используется натрий.
ГЛАВА 4
СТРОИТЕЛЬНЫЕ КОНСТРУКЦИИ ЗДАНИЙ АЗС
4.1. КОНСТРУИРОВАНИЕ ЗДАНИИ АЭС
Особенности расчета строительных конструкций помещений радиоактивного контура АЭС. При расчете конструкций помещений радиоактивного контура необходимо правильно оценить их работу в общей системе здания во все периоды строительства, монтажа и эксплуатации. При этом должны быть учтены наиболее неблагоприятные, но возможные сочетания нагрузок. Особого внимания требует анализ работы сооружения на 78
Особые сочетания нагрузок, при аварийных ситуациях и катастрофических явлениях природы.
В соответствии с ОПБ-82 в проекте в качестве максимальной проектной аварии с разгерметизацией первого контура должен рассматриваться мгновенный разрыв трубопровода максимального диаметра с беспрепятственным двусторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номи-
Рис. 3.17. Планы и разрезы АЭС с реактором БН-600:
а— схема вертикальных отметок плана главного корпуса; б — план главного корпуса; / — шахта реактора; 2 —помещение обслуживания бассейна выдержки; 5—помещение фильтров-ловушек первого контура; 4—помещение баков натрия первого контура; 5 — мастерская крупного радиоактивного оборудования; 6— вытяжная вентиляционная камера; 7 — помещение приточного вентиляционного центра; 8— помещение аварийного сброса натрия первого контура; 9 — помещение парогенераторов; 10 — помещение приточных установок; //—конденсационный подвал; 12— машинный зал; 13 — помещение выводов генератора; 14 —площадка на отметке обслуживания машинного зала; 15 — монтажный проем
79
калькой мощности с учётом возможного ее превышения за счет погрешностей и допусков системы контроля и управления.
Для АЭС с реакторами ВВЭР за максимальную проектную аварию принимается мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода первого контура (диаметром 850 мм для реактора ВВЭР-1000), для АЭС с реакторами РБМК — разрыв коллектора диаметром 900 мм.
Системы и устройства, обеспечивающие безопасность работы АЭС, должны проектироваться, изготовляться и монтироваться с учетом возможных механических, тепловых, химических и прочих воздействий, возникающих в результате проектных аварий, и с учетом таких природных явлений, свойственных данному району, как землетрясения, ураганы, наводнения и пр. Системы безопасности должны быть способными выполнять заданные функции в условиях воздействий, связанных с указанными природными явлениями.
Строительные конструкции помещений, в которых заключены системы, обеспечивающие безопасность, или которые в частном случае сами являются частью этих систем, должны рассчитываться на воздействие всех факторов при максимальной проектной аварии и возникающие при этом динамические и статические усилия.
Аварийные нагрузки и локализующие системы безопасности. Во время нормальной эксплуатации АЭС давление в технологическом контуре и температура теплоносителя значительно превышают давление и температуру в помещении (параметры теплоносителя определяются типом реактора). При аварии активный теплоноситель истекает в герметичные помещения, где давление и температура резко повышаются. Поэтому при расчете строительных конструкций необходимо учитывать динамику процесса истечения теплоносителя, сопровождающегося изменением расчетных параметров в помещениях радиоактивного контура. В случае высокого давления в контуре при мгновенном разрыве главного циркуляционного трубопровода возникает ударная волна. На окружающие конструкции могут воздействовать разнофазные струи теплоносителя под давлением, могут появиться обломки труб, арматуры — так называемые летящие предметы. Концы разорванной трубы под воздействием реактивных сил во время истечения теплоносителя могут перемещаться в любом направлении (возрастает нагрузка на неподвижную анкерную опору трубопровода и соответственно на строительную конструкцию, в которую заделана опора), струя теплоносителя из конца разорванного трубопровода может бить под 80
напором в любом направлении: в пол, стень! или потолок.
По мере истечения теплоносителя из технологического контура в герметичных помещениях устанавливается давление, зависящее от вида теплоносителя, его параметров и объема помещений, в которые истекает теплоноситель. Для снижения аварийного давления паровоздушной смеси в помещениях герметичного контура используются специальные установки для конденсации пара: барботеры, спринклерные системы. Для пятого энергоблока Нововоронежской АЭС расчетное аварийное давление в защитной оболочке реактора с учетом работы спринклерных систем составило 0,4 МПа.
Строительные конструкции должны рассчитываться на самое неблагоприятное сочетание аварийных и эксплуатационных нагрузок и безусловно обеспечить герметизацию помещений радиоактивного контура. Расчет конструкций производится на динамическое кратковременное воздействие ударной волны, истекающей струи теплоносителя, реактивные усилия на опоры трубопроводов, резкое повышение температуры в помещениях и на воздействие установившихся повышенных значений давления и температуры в герметичном объеме.
Строительные конструкции проверяются на воздействие летящих предметов, которые прежде всего не должны нарушать герметичность защитных конструкций. Так как герметичность железобетонных конструкций обеспечивается металлической облицовкой, должна быть предусмотрена защита облицовки от летящих предметов.
На основании результатов анализа динамических процессов при аварии во времени необходимо правильно выбрать расчетные сочетания нагрузок. Так как расчет производится на аварийный маловероятный случай, излишние запасы прочности, вызывающие перерасход материалов, не нужны.
Воздействие аварийных нагрузок в соответствии со СНиП учитывается в сочетании с постоянно действующими нагрузками от собственного веса конструкций, воды бассейнов, оборудования и пр. Коэффициенты при этом принимаются по СНиП для особых сочетаний нагрузок.
Если авария может явиться следствием внешних воздействий, таких как землетрясение, взрывная волна, в расчете учитываются возможные сочетания с аварийными нагрузками.
Для того чтобы при проектных авариях не допустить превышения установленных доз облучения обслуживающего персонала и населения близлежащих районов, а также нор
мативного содержания радиоактивных продуктов в окружающей среде, создаются локализующие системы. Они предусматриваются для удержания радиоактивных веществ, вышедших в процессе аварии за пределы реакторной установки в предусмотренных проектом границах.
Эти функции локализующие системы должны выполнять и тогда, когда в результате проектной аварии первого контура возникают механические, тепловые и химические воздействия.
Первый контур АЭС должен быть защищен локализующими системами, т. е. должен размещаться либо целиком в герметичных помещениях, либо так, чтобы в случае проектных аварий обеспечивалась локализация выделяющихся радиоактивных веществ в границах герметичных помещений. Типичным примером локализующей системы является оболочка реакторного отделения с ВВЭР-1000.
В проекте АЭС должна быть обоснована степень допустимой неплотности системы локализации, а также должны быть указаны способы достижения заданной степени герметичности. Соответствие достигнутой степени герметичности до значения, принятого по проекту проверяется после окончания монтажных работ и должно регулярно контролироваться в процессе эксплуатации АЭС.
При проектной аварии, в результате которой давление может достигать 0,4—0,5 МПа, утечки в сутки не должны превышать 0,1 % объема оболочки. Для того чтобы достичь такую плотность системы локализации, необходимо высочайшее качество строительномонтажных работ, обеспечивающее герметичность облицовки и технологических проходок через контур герметизации. Кроме того, необходимо предъявлять повышенные требования к плотности запорной арматуры на трубопроводах, проходящих через контур герметизации.
Температурные воздействия. В период нормальной эксплуатации температура в помещениях радиоактивного контура определяется тепловыделением технологического оборудования и трубопроводов с теплоносителем, а также зависит от принятых систем вентиляции. Обслуживаемое и необслуживаемое помещения могут граничить одно с другим, поэтому на поверхностях стен и перекрытий этих помещений возникают температурные перепады. Так, температура в необслуживаемом помещении может достигать 60—80 °C, а температура в соседнем, обслуживаемом помещении сохраняется на уровне 20 °C. Для стен и перекрытий, которые граничат с наружным воздухом, расчетный перепад температуры возрастает, так как должна быть 6—6063
учтена минимальная зимняя температура наружного воздуха. В этом случае температурный перепад может превысить 100 °C.
В аварийных ситуациях при истечении теплоносителя температура в отдельных помещениях может подниматься до 150 °C и соответственно разность температуры на поверхностях стен может достигать 170—180 °C.
Обычный бетон, подвергающийся в период эксплуатации переменному охлаждению и нагреванию, может нагреваться до 200 °C, а в конструкциях, работающих во время эксплуатации в условиях постоянного нагрева,— до 250—300 °C с соответствующим снижением прочности.
Во время нормальной длительной эксплуатации при установившейся температуре в помещениях и соответственно постоянном перепаде температуры усилия от неравномерного нагрева будут невелики или совсем исчезнут благодаря развитию деформаций ползучести бетона. При достаточно быстром снижении температуры в помещениях во время остановки энергоблока после длительной эксплуатации в конструкциях возникает температурный перепад обратного направления. В этом случае расчетные характеристики бетона и арматуры принимаются без учета ползучести.
Расчет железобетонных элементов на температурные воздействия ведется в соответствии с правилами строительной механики, но с учетом того, что жесткость сечений зависит от упругопластических свойств бетона и арматуры.
При нагревании из бетона выпаривается химически несвязанная вода, поэтому плотность железобетона в высушенном состоянии уменьшается в среднем на 100 кг/м3, а при нагреве свыше 400 °C — на 200 кг/м3. Поэтому необходимо при расчете железобетонных конструкций биологической защиты от радиоактивного излучения учитывать возможное уменьшение объемной массы за счет высушивания бетона.
Сейсмические воздействия. Оборудование и технологические системы АЭС по сейсмостойкости подразделяются на три группы.
К группе I относятся системы, механизмы, приборы, электрооборудование, электроарматура, щиты управления, кабельные и трубопроводные трассы и т. д., назначение которых связано с обеспечением радиационной безопасности в аварийных ситуациях. К этой же группе относятся элементы, системы и устройства, повреждение которых может привести к недопустимому увеличению выхода кислородной активности, а также элементы, системы и устройства, содержащие высокоактивные среды.
81
К группе II относятся системы, оборудование и устройства, отказ или разрушение которых ведет к быстрому (не более нескольких часов) прекращению процесса выработки электроэнергии, а также пожароопасные устройства и системы (категории пожарной опасности А, Б и В), не вошедшие в группу I.
К группе III относятся оборудование, системы и устройства АЭС, не вошедшие в группы I и II.
В соответствии с классификацией технологических систем и оборудования определены три категории сейсмостойкости зданий и строительных конструкций производственного назначения.
К категории I относятся здания и строительные конструкции, в которых располагаются технологические системы и устройства группы I (средства обеспечения радиационной безопасности, аварийной остановки, расхолаживания и отвода остаточного тепловыделения реактора, системы нормальной эксплуатации с активным теплоносителем или острым паром до отсеченных органов включительно и пр.).
К категории II относятся здания и строительные конструкции, в которых располагаются технологические схемы и оборудование группы II (турбоагрегат, система нормальной продувки-подпитки первого контура, станционный склад масла и жидкого топлива, вентиляционная труба и т. д.).
К категории III относятся здания и строительные конструкции, в которых располагаются технологические системы и оборудование группы III (вспомогательная котельная, ацетилено-генераторная установка, объединенный вспомогательный корпус и т. д.).
Строительные конструкции АЭС, относящиеся к категории I, рассчитываются на сейсмические воздействия от землетрясения с расчетной вероятностью 1 раз в 10 тыс. лет.
Так как аварийные ситуации, связанные с разрывом трубопроводов, могут быть вызваны землетрясениями, здания и строительные конструкции категории I рассчитываются на совместное воздействие нагрузок, возникших в результате максимального землетрясения, и нагрузок (механических и температурных), вызванных появлением большой течи.
Особенности расчета строительных конструкций биологической защиты АЭС. Особенность стен и перекрытий помещений радиоактивного контура, не рассчитываемого на аварийное давление, заключается в том, что толщина их определяется физическим расчетом из условия обеспечения биологической защиты от радиоактивного излучения. Традиционный принцип расчета, когда сечение эле-82
мента определяется из условия обеспечения несущей способности или ограничения деформаций, в этом случае заменяется другим принципом — при заданном размере сечения элемента необходимо рациональным армированием и правильным учетом всех возможных вариантов работы системы добиться минимального расхода арматуры на 1 м3 конструкции. В случаях, когда размеры сечения, заданные физическим расчетом, превышают необходимые размеры по условию обеспечения прочности, используется малоармированный бетон.
В качестве биологической защиты радиоактивного контура на современных АЭС применяется обычный железобетон плотностью 2,2—2,4 т/м3 и лишь в исключительных случаях используются тяжелые бетоны повышенной плотности — 3,6—4,2 т/м3 (подробнее см. гл. 5).
Железобетонные ограждающие конструкции радиоактивного контура выполняют одновременно функции биологической защиты и несущих конструкций, а в отдельных случаях вместе с металлической облицовкой обеспечивают герметичность помещений радиоактивного контура при повышенных значениях давления и температуры (при аварийных ситуациях).
По условиям обеспечения герметизации помещений и биологической защиты кабели и трубопроводы проходят через стены в специальных закладных деталях, устанавливаемых в стенах до начала бетонирования. Также до бетонирования устанавливаются закладные части для крепления коммуникаций и герметичных дверей и люков.
Высокая стоимость трубопроводов из нержавеющей стали, электротехнических и контрольно-измерительных коммуникаций и сложность очистки воздуха в помещениях радиоактивного контура вызывают необходимость максимального сокращения размеров и соответственно объемов его помещений. Это приводит к довольно сложным конфигурациям помещений, особенно в цилиндрической оболочке.
Расчет и конструирование строительных конструкций радиоактивного контура проводится по соответствующим СНиП.
На главный корпус современной атомной электростанции расходуется от 100 до 150 тыс. м3 железобетона. Основная доля железобетона, расходуемого на главный корпус АЭС, приходится на строительные конструкции помещений радиоактивного контура. На весь комплекс атомной электростанции, включая вспомогательные сооружения, требуется до 250 тыс. м3 железобетона.
В проекте по возможности следует избегать конструкций и узлов, где затруднено бетонирование. В местах скопления арматуры и закладных частей, труднодоступных для вибрирования, необходимо применять подвижную бетонную смесь повышенной пластичности. При производстве работ должен быть обеспечен жесткий контроль за укладкой и вибрированием бетонной смеси, особенно при укладке ее за облицовку, используемую в качестве опалубки.
В настоящее время доказана возможность сооружения биологической защиты из сборных бетонных блоков (рис. 4.1), толщина которых по сравнению с защитой из монолитного бетона не увеличивается (см. гл. 5).
Армирование железобетонной биологической защиты производится исходя из условий обеспечения несущей способности конструкции при воздействии аварийных нагрузок, собственного веса вышележащих конструкций, веса оборудования при эксплуатации и монтаже и нагрузок от каркаса в общей системе рамы главного корпуса и пр.
Биологическую защиту, используемую как несущую конструкцию, можно разделить на две категории. К первой категории относится биологическая защита, толщина которой, определяемая физическими расчетами, превышает толщину, необходимую для обеспечения несущей способности конструкции, ее армирование по расчету не требуется. Такого рода конструкциями являются малонагруженные стены и перекрытия небольших пролетов в помещениях, требующих повышенной защиты от радиации.
Ко второй категории относится биологическая защита, толщина которой полностью используется в несущей конструкции и армирование которой требуется по расчету. Это — стены и перекрытия герметичных помещений радиоактивного контура, рассчитываемые на аварийное давление, емкости дистиллята, бассейны перегрузки и выдержки, перекрытия больших пролетов и т. п.
Армирование конструкций биологической защиты первой категории производится конструктивно по граням в двух направлениях с шагом 200 мм для восприятия воздействий от усадки бетона и температурных изменений. Арматура принимается обычно периодического профиля диаметром 12—16 мм. При армировании независимо от того, требуется арматура по расчету или ставится конструктивно, она должна стыковаться рабочим стыком и надежно заанкериваться. Такой принцип армирования принимается во избежание концентрации напряжений в ослабленных нерабочим стыком арматуры сечениях и для пре-6*
Рис. 4.1. Сборные железобетонные блоки биологической
защиты
дупреждения чрезмерного раскрытия трещин от усадки и воздействия температуры.
При армировании углов независимо от того, устанавливается арматура по расчету или конструктивно, стержни арматуры заводятся в примыкающие конструкции во внутренних углах и непрерывно стыкуются в наружных углах. Это правило должно соблюдаться при армировании в любом направлении и стен, и перекрытий.
Для облегчения монтажа арматуры конструкций первого контура стены и перекрытия могут армироваться несущими фермопа-кетами и несущими армокаркасами.
Для образования фермопакетов арматура, необходимая в железобетонной конструкции, объединяется в пространственный несущий блок, который создается вертикальными и горизонтальными прутковыми фермами с перекрестной решеткой. При этом стремятся свести до минимума дополнительный расход металла. Фермопакеты стен изображены на рис. 4.2.
Армокаркасы перекрытий представляют собой арматурные блоки, к которым крепятся 83
Рис. 4.2. Арматурный блок (фермопакет) стены реакторного отделения
щиты опалубки или металлическая облицовка в качестве опалубки (рис. 4.3). В зависимости от толщины перекрытия армокаркасы выполняются либо на прутковых фермах, ли-
Рис. 4.3. Арматурный блок (армокаркас) перекрытия реакторного отделения, облицованный листовой сталью
84
бо на фермах из прокатного металла. Металл ферм учитывается как жесткая арматура при расчете железобетонного перекрытия.
Если арматура требуется по расчету, то фермопакеты стен стыкуются между собой через прокладку, конструктивная арматура стыкуется внахлестку или накладными сетками. Широкое применение для стыкования расчетной арматуры фермопакетов стен и армо-каркасов фундаментных плит и перекрытий получил петлевой стык Передерия, который резко уменьшает объем сварочных работ на строительной площадке.
Для АЭС с реакторами ВВЭР-1000 разработаны индустриальные конструкции двух типов (в зависимости от особенностей работы помещений):
стальные ячейки для стен и перекрытий помещений, требующих облицовки;
железобетонные ячейки для стен и перекрытий помещений, не требующих облицовки.
Стальная ячейка состоит из двух стальных листов, которые являются опалубкой и наружной арматурой. Листы соединены между собой поперечными арматурными стержнями, а также вертикальными и горизонтальными фермами, которые обеспечивают пространственную жесткость ячеек в период их монтажа и транспортировки. Вертикальные фермы в этот период являются несущими элементами стальных ячеек. Установленные в проектное положение стальные ячейки свариваются с нижележащими конструкциями и между собой и затем бетонируются. При изготовлении ячеек на заводе металлоконструкций в них устанавливаются все закладные части и проходки для технологических, электрических и других коммуникаций.
Применение стальных ячеек позволяет перенести подавляющее большинство операций по сборке и сварке арматуры со 'строительной площадки в цех завода металлоконструкций, повысить качество и точность изготовления и значительно сократить сроки строительства.
В настоящее время применяются два вида стальных ячеек: стальная ячейка, где функции рабочей арматуры выполняет металлическая облицовка, и стальная ячейка, где помимо облицовки в одном или двух направлениях устанавливается дополнительная арматура.
Железобетонные ячейки представляют собой плоские железобетонные плиты-скорлупы, объединенные при помощи металлических связей в пространственную конструкцию (рис. 4.4). Эти плиты используются в качестве опалубки. Наружная плита является несущей конструкцией ячейки.
Рис. 4.4. Стены фундаментной части реакторного отделения первого энергоблока Запорожской АЭС из пространственных блок-ячеек
Толщина плит 100 мм, ширина 3 м, высота равна высоте этажа помещения, но всегда кратна 600 мм. Плиты армируются сетками заводского изготовления с размерами 200X200 мм.
Для унификации ячеек разработано несколько типоразмеров блоков технологических проходок с различными наборами проходок. Эти блоки могут вставляться в железобетонные ячейки как до, так и после их монтажа.
Железобетонные ячейки изготовляются на заводе или атомэнергостроительном комбинате полностью — вплоть до нанесения защитного покрытия на внешнюю сторону. Там же плоские железобетонные ячейки объединяются в пространственные блок-ячейки толщиной 400, 600, 900 и 1200 мм (в зависимости от толщины стен). Проемы для установки блоков технологических проходок в блок-ячейках стен унифицированы и предусматриваются в верхней, средней или нижней части ячейки в зависимости от компоновки трубопроводов, вентиляционных систем и кабельной разводки в помещении. Запроектированы также специальные блок-ячейки для дверного проема. Установленные в проектное положение блок-ячейки соединяются между собой и с нижележащими конструкциями с помощью сварки закладных металлических элементов, а затем бетонируются.
Конструктивные решения главных корпусов АЭС с реакторами ВВЭР-1000. Рассмотрим эти решения на примере пятого энергоблока Нововоронежской АЭС и главного корпуса АЭС по унифицированному проекту.
Главный корпус Нововоронежской АЭС. Реакторное отделение (рис. 3.1—3.3) размещено в самостоятельном объеме. Фундамент
ная плита реакторного отделения толщиной 3 м выполнена из монолитного железобетона, армированного пространственными блоками. Железобетонные конструкции от подошвы фундаментной плиты до отметки 12,3 м образуют пространственную жесткую массивную коробку, на которую опирается предварительно напряженная железобетонная оболочка реакторного отделения.
Стены помещений между фундаментной плитой и плитой перекрытия на отметке 12,3 м представляют собой армоблоки с обе-тоненными гранями с заранее установленными закладными частями для проходки коммуникаций и трубопроводов. Внутренняя полость стен (между обетоненными гранями) заполнена бетоном после их монтажа.
Плита перекрытия на отметке 12,3 м армирована секторными арматурными блоками, облицованными с внешней стороны. Облицовка использована как опалубка.
Шахта реактора армирована пространственными блоками с металлической облицовкой. Кольцевая арматура в шахте реактора рассчитана на восприятие аварийного давления.
Стены помещений герметичного объема, расположенного выше отметки 12,3 м, рассчитаны на аварийные нагрузки и выполнены из стальных ячеек с использованием металлического листа облицовки как несущей арматуры. Для стыковки арматуры в стенах и перекрытиях использован стык Передерия.
Для конструкций реакторного отделения принят бетон класса В20, плотность бетона из условий биологической защиты — не ниже 2,2 т/м3. Несущая арматура — из стали периодического профиля класса А-Г диаметром от 20 до 36 мм. Конструктивная арматура — из стали класса А-Ж.. диаметром от 10 до 20 мм.
Оболочка реакторного отделения выполнена из бетона класса В40 с армированием напряженными пучками из высокопрочной гладкой проволоки диаметром 5 мм, проложенными в полиэтиленовых трубах диаметром 225 мм. Напряжение пучков осуществлено специальными домкратами усилием 10 МН. Инъецирование каналов не предусматривалось, для предотвращения коррозии пучки покрыты специальными смазочными составами.
Предварительное напряжение определено исходя из возможных потерь напряжения в течение длительной эксплуатации, но несмотря на это предусмотрена возможность контроля напряженности арматуры в эксплуатационный период и подтяжка пучков в случае необходимости, Кроме напрягаемых пуч-85
ков оболочка армирована ненапрягаемой конструктивной арматурой для восприятия температурных усилий и местных концентраций напряжений.
Оболочка выполнена в форме цилиндра, соединенного с плоским днищем и перекрытого куполом. Радиус кривизны купола в 1,5 раза больше радиуса цилиндра, так как при таком соотношении радиусов вертикальные усилия в цилиндрической части оболочки и усилия, возникающие при внутреннем давлении в куполе, могут быть восприняты предварительно напряженной арматурой одного сечения. Высота цилиндрической части 68 м, внутренний диаметр цилиндрической части 45 м. Толщина стен (1,2 м) и купола (1 м) принята из условий биологической защиты, размеры удовлетворяют также условиям прочности.
Сопряжение цилиндра с куполом выполнено в виде кольца, в котором заанкерена напрягаемая арматура. Цилиндр с днищем соединен жестко, с внутренней стороны зона соединения усилена утолщением.
Для цилиндрической части оболочки в отличие от широко распространенного в мировой практике ортогонального армирования принято геликоидальное, при котором арматурные пучки, идущие навстречу друг другу по винтовой линии под углом 35°15' к горизонтальной плоскости, обеспечивают создание необходимого обжатия по вертикали и горизонтали (рис. 4.5).
Купол напрягался двумя группами арматурных пучков, которые в плане располагали под углом 90° один к другому. Траектория каждого пучка лежит в плоскости, перпендикулярной поверхности купола.
Для обеспечения герметизации оболочки предусмотрена внутренняя металлическая облицовка, используемая при бетонировании в качестве опалубки. Облицовка выполнена из листовой углеродистой стали толщиной 8 мм, защищенной от коррозии металлизированным слоем алюминия с уплотнением пор эпоксидным покрытием. Плотность швов обеспечена специальными нащельниками. К бетону облицовка прикреплена с помощью приваренных к листу уголков с анкерами.
Цилиндрическая часть оболочки возводилась на всю высоту из крупноразмерных пространственных армоблоков массой до 20 т полной заводской готовности с заранее установленными металлической облицовкой и закладными частями.
Бетонирование велось в скользящей опалубке, для чего была создана конструкция односторонней опалубки, обеспечивающей непрерывность работ по всему периметру. 86
Рис. 4.5. Схема возведения цилиндрической части оболочки и расположения каналообразователей:
1— армокаркас; 2 — скользящая опалубка; 3 — полиэтиленовый каналообразователь цилиндрической части; 4 — полиэтиленовый каналообразователь купола
Для сооружения купола разработана конструкция с установкой временной поддерживающей верхней арки, позволяющей возводить купол независимо от мостового крана, монтирующего оборудование. К центру арки был подвешен круговой монтажный мост (рис. 4.6), предназначенный для выполнения сварочных и других строительно-монтажных работ на куполе. На эту же центральную опору арки опираются концы стальных секторов с облицовкой, которые после замыкания образуют единый купол. Сначала бетонировался первый слой купола толщиной 350 мм. Затем после раскладки арматурных пучков и конструктивной арматуры купол бетонировался на всю толщину. Все работы по сооружению и бетонированию конструкций реакторного отделения велись в четыре этапа (рис. 4.7).
После бетонирования оболочки были протянуты арматурные пучки через каналообра-
Рис. 4.6. Схема возведения купола оболочки fa) и фрагмент металлической секции (б)-.
/ — металлическая секция купола; 2 — металлическая облицовка; 3— съемная монтажная арка; 4 — монтажный мост; 5 — железобетонная оболочка; 6 — верхний манипулятор
зователи и осуществлено многоступенчатое групповое их натяжение до усилия 10 МН. Для механизации этих работ были разработаны специальные манипуляторы.
Оболочка оснащена контрольно-измерительными приборами для контроля за ее состоянием и работой в период строительства, предпусковых испытаний и эксплуатации.
Машинный зал и этажерки электроустройств представляют собой прямоугольник размером в плане 156X63 м. Несущий кар
кас, решенный в металле, образуется поперечными рамами с шагом 12 м в продольном направлении. Каркас машинного зала примыкает к многоэтажной этажерке электроустройств. Устойчивость здания в поперечном направлении обеспечена жесткой рамой этажерки. Устойчивость каркаса в продольном направлении создается вертикальными связями и распорками между колоннами.
Каркас машинного зала и этажерки электроустройств выполнен из стали следующих
87
Рис. 4.7. Схема выполнения строительных работ при
сооружении реакторного отделения по этапам
марок: сталь 45; 14Г2 (пояса и опорные раскосы, фермы, ригели этажерки, полки колонн, подкрановые балки), ВСтЗпс (остальные конструкции).
Шарнирно опертые кровельные фермы машинного зала приняты трапецеидального очертания с треугольной решеткой. Высота полуферм соответствует железнодорожным габаритам.
Навесная фасадная стена машинного зала, этажерки электроустройств и монтажного зала спецкорпуса с отметки 12,6 м и выше выполнены из трехслойных стеновых панелей с применением стального профилированного листа. Поскольку в машинном зале имеется светоаэрационный фонарь, фасады запроектированы с минимально необходимым остеклением, которое предусмотрено в основном на отметке обслуживания и оправдано требованиями аэрации. Ограждение машинного зала до отметки 12,6 м предусмотрено по внутренней грани колонн из керамзитобетонных и световых панелей. Все керамзитобетонные панели облицованы стекломозаикой.
Каркас торца машинного зала принят металлическим с шагом стоек 12 м с ветровой фермой, устроенной на одном уровне с площадками обслуживания турбоагрегата и этажерки электроустройств.
Междуэтажные перекрытия этажерки электроустройств выполнены из унифицированных железобетонных предварительно напряженных плит переменной высоты с отогнутыми прядями арматуры. Для кровельного покрытия применены утепленные панели длиной по 12 м из стального профилированного листа с несгораемым утеплителем. Подкрановые балки металлические, разрезные из стали марки 14Г2. Перекрытия на нулевой отметке машинного зала выполнены из сборных ребристых железобетонных плит разме-88
ром 3,0X3,0 м, а в местах монтажных площадок — из сплошных железобетонных плит. Плиты опираются на колонны, заделанные в фундаменты стаканного типа.
Фундаменты под турбоагрегаты запроектированы из сборно-монолитного железобетона, под вспомогательное оборудование — из монолитного и сборного железобетона.
Для подпорных стен подвала использованы унифицированные панели из предварительно напряженного железобетона.
Во избежание неравномерных осадок при неблагоприятных грунтовых условиях под фундаменты каркаса машинного зала и этажерки электроустройств, а также под турбоагрегаты забиты буронабивные сваи большого диаметра. С учетом агрессивности грунтовых вод сваи выполнены из бетона повышенной плотности.
Для повышения надежности защиты подвала от затопления грунтовыми водами кроме дренажа под всем зданием уложена сплошная железобетонная плита и устроена оклеечная гидроизоляция.
Главный корпус АЭС с реактором ВВЭР-1000 по унифицированному проекту (рис. 3.4). Основные положения расчета. Для расчета главного корпуса АЭС с реактором ВВЭР-1000 по унифицированному проекту приняты следующие исходные данные и нагрузки (для условий юга РСФСР):
снеговая нормативная нагрузка для района I составляет 500 Н/м2;
нормативный скоростной напор ветра для района III на высоте 10 м над поверхностью земли равен 450 Н/м2, повторяемостью один раз в 10 лет — 500 Н/м2, повторяемостью один раз в 15 лет — 550 Н/м2;
максимальная скорость ветра и его скоростной напор редкой повторяемости, а также нагрузки от смерчей и ураганов определяют
ся по многолетним данным наблюдений в районе площадки строительства АЭС;
максимальная нормативная глубина промерзания грунта 1 м;
температура воздуха наиболее холодных суток и наиболее холодной пятидневки составляет —24 °C;
степень агрессивности грунтовых вод по отношению к бетону определяется по соответствующему СНиП (по бикарбонатной щелочности, равной 1,4—0,7 мг, вода считается слабоагрессивной по отношению к бетону на портландцементе);
сейсмичность площадки строительства исходя из повторяемости один раз в 10 тыс. лет — 6 баллов и один раз в 100 лет — 5 баллов.
При проектировании строительных конструкций защитной герметичной оболочки помимо указанных нагрузок учитываются следующие воздействия на контур герметизации: максимальное внутреннее аварийное давление 0,5 МПа продолжительностью воздействия 10 ч;
максимальная аварийная температура внутри контура 150 °C продолжительностью воздействия 10 ч, температура во время эксплуатации 60 °C;
влажность в эксплуатационном режиме до 90%, в аварийном режиме — парогазовая смесь;
активность во время аварии 1,25-10~2 Ки/л в течение 10 ч, в эксплуатационном режиме 2-Ю-6 Ки/л;
расчетный вакуум 0,005 МПа;
воздействие теплового удара и ударной воздушной волны во время аварии;
местные нагрузки, передаваемые через опоры-ограничители при аварийном разрыве трубопроводов, а также динамические нагрузки при разрыве трубопроводов в районе трубных проходок.
Перед сдачей в эксплуатацию герметичная защитная оболочка испытывается на плотность и прочность на давление, превышающее на 15 % аварийное максимальное (РИсп — = 1,15  Рав.макс) .
В период эксплуатации один раз в 5 лет оболочка испытывается на плотность давлением 0,05—0,07 МПа.
Внутренние конструкции герметичного объема помимо нагрузок от собственного веса и веса оборудования рассчитываются на:
перепад аварийного давления 0,17 МПа;
максимальную температуру 150 °C продолжительностью воздействия 10 ч;
воздействие теплового удара и ударной воздушной волны во время аварии;
местное воздействие струи теплоносителя и мелких летящих предметов;
местные нагрузки, передаваемые через опоры ограничителя при аварийном разрыве трубопроводов;
влажность в эксплуатационном режиме до 90%, в аварийном режиме'—на парогазовую смесь.
Указанные нагрузки при расчете строительных конструкций учитываются совместно с усилиями, возникающими при максимально возможных сейсмических воздействиях, причем сочетания нагрузок назначаются в каждом конкретном случае в зависимости от совпадения их воздействия во времени.
При расчете конструкций здания реакторного отделения учитывается также внешнее воздействие от воздушной ударной волны интенсивностью во фронте 0,03 МПа. Кроме того, защитная оболочка должна выдержать удар падающего со скоростью 750 км/ч самолета массой 10 т.
Конструктивные решения реакторного отделения. Здание реакторного отделения для улучшения динамических характеристик, предотвращения разности деформаций различных по массе частей здания в сейсмических условиях запроектировано симметричным жестким с нагрузками от шахты реактора в геометрическом центре здания, а также размещением наиболее тяжелого оборудования и бакового хозяйства на более низких отметках. От примыкающих зданий и сооружений оно отрезано антисейсмическими швами.
По требованиям биологической защиты и обеспечения надежной герметизации в случае аварии, по Условиям восприятия сейсмических нагрузок и нагрузок от внешних воздействий (ударная волна, падение самолета) конструкции реакторного отделения в основном проектируются из железобетона.
Как уже отмечалось, реакторное отделение состоит из негерметичного и герметичного объемов.
Негерметичный объем состоит из фундаментной части, обстройки и вентиляционной трубы. Фундаментная часть реакторного отделения размером в плане 66X66 м запроектирована в виде железобетонной коробчатой конструкции, опирающейся на фундаментную плиту с нижней отметкой —6,6 м.
Фундаментная плита выполняется из монолитного железобетона (бетон класса В20). Под плитой прокладывается гидроизоляционный слой из профилированного полиэтилена. Гидроизоляция также устраивается по периметру здания с отметки низа фундаментной плиты до нулевой отметки. Надо отметить, что фундаменты всех примыкающих сооружений или зданий заглублены меньше, чем фундамент реакторного отделения.
89
. Фундаментная часть разделена внутренними диафрагмами стен и перекрытий. Толщина их принята исходя из условия прочности на эксплуатационные и сейсмические нагрузки. Наружные и внутренние стены, насыщенные технологическими и строительными проходками и закладными частями, выполняются из железобетонных блок-ячеек.
Технологические проходки объединяются в блоки проходок (БП) двух типов:
первый — группа одиночных проходок (технологических, КИП, электрических, вентиляционных), закрепленных в металлической уголковой пространственной раме арматурными стержнями;
второй — группа одиночных проходок (чаще всего КИП и электрических), объединенных в пространственный блок с помощью двух металлических листов, служащих одновременно опалубкой при бетонировании стен. Толщина блоков соответствует толщине стен, в которые эти блоки устанавливаются. После установки связевой и стыковочной арматуры ячейки заполняются бетоном класса В20 плотностью 2,35 т/м3.
В местах дверных проемов и стен с большим числом трубных проходок стены выполняются из стальных ячеек.
Перекрытие принято сборно-монолитным с использованием ребристых плит, устанавливаемых ребрами вверх. После установки плит перекрытий по ним укладываются пространственные арматурные каркасы, которые затем замоноличиваются. Соединения перекрытий со стенами осуществляются путем заводки арматуры перекрытий в бетон стеновых ячеек.
Фундаментная часть на отметке 13,2 м перекрыта сплошной железобетонной плитой толщиной 2,4 м размером 66X66 м в плане, т. е. одинаковым с размером фундаментной плиты. Плита на отметке 13,2 м является опорной частью для защитной герметичной оболочки и обстройки реакторного отделения. Она выполнена с использованием пространственных арматурных блоков, облицованных с нижней стороны листовой углеродистой сталью. Облицовка совместно со стержневой арматурой включена в работу конструкции плиты и является опалубкой в период ее бетонирования.
Арматура в конструкциях фундаментной части реакторного отделения принята классов A-I и А-Ш. В качестве опалубки торцевых поверхностей конструкций используются сборные железобетонные плиты стеновых ячеек. Для плиты перекрытия на отметке 13,2 м применялся бетон в основном класса В20, лишь в местах примыкания оболочки — класса В40.
90
Обстройка реакторного отделения по конструктивной схеме представляет собой многоэтажную коробчатую конструкцию, отрезанную антисейсмическим швом от защитной герметичной оболочки. Передача горизонтальных сейсмических нагрузок и нагрузок от ударной волны в этой конструкции осуществляется через диски перекрытий на стены, расположенные по направлению действия внешних усилий. Совместно с дисками перекрытий на восприятие горизонтальных усилий рассчитаны внутренние стены.
Для стен и перекрытий обстройки используются такие же конструкции и тех же типоразмеров, что и для фундаментной части.
В местах примыкания перекрытий обстройки к оболочке при невозможности использования сборных железобетонных плит, а также в треугольных помещениях в районе лестничных клеток применены пространственные арматурные блоки, облицованные с нижней стороны стальными листами.
Для заполнения конструкций перекрытий обстройки применялся в основном бетон класса В20, арматура в конструкциях обстройки — классов A-I, А-Ш.
Вентиляционная труба размещена на обстройке и опирается на железобетонный оголовок, являющийся продолжением вентиляционного короба.
Труба по условиям антикоррозионной стойкости, а также с учетом невозможности ее ремонта в течение всего периода эксплуатации АЭС выполняется из листовой нержавеющей стали толщиной 5 мм в несущей решетчатой металлической башне из углеродистой стали. Диаметр трубы постоянен по высоте. Отметка верха трубы 100 м (относительная) .
Герметичный объем состоит из внутренних помещений и защитной герметичной оболочки с помещением для размещения бака бора, расположенным в фундамейтной части.
Внутренние конструкции помещения герметичного объема имеют сложную конфигурацию. Ограждающие конструкции этих помещений, воспринимающие большие аварийные нагрузки и насыщенные технологическими проходками и закладными частями, выполняются из стальных ячеек заводского изготовления, заполняемых бетоном.
Защитная оболочка представляет собой монолитную предварительно напряженную конструкцию, имеющую форму цилиндра, перекрытого куполом в виде пологой сферы. Ее геометрические размеры: внутренний диаметр 45 м; отметка верха купола 66,65 м; толщина стен цилиндрической части 1,2 м; толщина купола 1,1 м. Бетон оболочки —
класса В40, плотностью 2,35 т/м3, конструктивная стержневая арматура — из стали классов A-I и А-Ш.
Напрягаемая арматура из высокопрочной проволоки диаметром 5 мм в виде пучков расположена в цилиндре геликоидально, в куполе в двух взаимно перпендикулярных направлениях. В качестве каналообразователей используются несгораемые гибкие металлические рукава.
В цилиндрической части пучки арматуры идут навстречу один другому, обеспечивая этим создание необходимого обжатия в двух направлениях. В плите на отметке 13,2 м пучки пропущены через опорные блоки нижнего перегиба.
Для обеспечения герметичности внутренняя поверхность оболочки покрыта металлической облицовкой толщиной 8 мм, выполненной из углеродистой стали марки ВСтЗспб. Эта облицовка доступна для осмотра и проверки герметичности в процессе монтажа и эксплуатации АЭС. Облицовка нижней части оболочки находится под слоем бетона и во время эксплуатации не осматривается.
В местах монтажных сварных швов облицовки устанавливаются специальные накладки из металла уголкового профиля, в результате чего образуются полости — камеры, используемые для проверки герметичности швов.
Оболочка АЭС по унифицированному проекту по сравнению с оболочкой на Нововоронежской АЭС имеет меньшую на 7 м высоту, в цилиндрической части ликвидированы наружные утолщения в местах больших отверстий (шлюзов, трубных проходок и примыкания кабельных галерей) для обеспечения возможности использования скользящей опалубки при бетонировании всей цилиндрической части. Консоль под круговой кран принята металлической, что (по сравнению с железобетонной) упрощает армирование и бетонные работы в этой зоне, улучшает работу оболочки.
В качестве арматуры цилиндрической части используются однотипные крупноразмерные армоблоки 12X37 м (т. е. на всю высоту оболочки), массой до 100 т с заранее установленной металлической облицовкой и технологическими закладными частями, кана-лообразователями и т. д.
Металлоконструкции купола монтируются в виде единого элемента массой 200 т. Бетонирование осуществляется сразу на всю толщину купола. Натяжение оболочки осуществляется только с верхнего карниза, что позволяет исключить нижнюю галерею и значительно упростить компоновку фундаментной части,
Конструктивные решения машинного зала и деаэраторной этажерки. Поперечник деаэраторной этажерки представляет собой однопролетную многоэтажную раму, обеспечивающую жесткость главного корпуса в поперечном направлении. Продольная жесткость здания создается установкой стальных связей по рядам А, Б, В, контурных связей по фермам покрытия машинного зала, а также приваркой кровельных комплексных панелей к верхним поясам ферм в четырех углах.
Каркас этих помещений запроектирован металлическим, колонны шириной 1,5 м и ригели деаэраторной этажерки сплошностенча-тые, фермы кровли машинного зала опираются шарнирно на колонны рядов А и Б. Для конструкций каркаса применена в основном высокопрочная и низколегированная сталь, некоторые конструкции изготовлены из малоуглеродистой стали. Все междуэтажные перекрытия и перегородки, стойки и панели перекрытия конденсационного пола, подпорные стены в машинном зале предусмотрены из сборных железобетонных конструкций. В' деаэраторной этажерке также использованы сборные железобетонные конструкции: панели размером 3X12 м, балки пролетом 12 м и плоские железобетонные плиты.
Железобетонные конструкции, находящиеся ниже грунтовых вод, защищены битумной гидроизоляцией. Для сборных железобетонных конструкций используется бетон классов В20 — В50.
Фундаменты машинного зала и деаэраторной этажерки, фундаменты под турбоагрегаты, а также нижние плиты фундаментов под турбопитательные насосы •— монолитные из бетона классов В10 — В40. Армирование принято сварными сетками и каркасами с максимальным использованием жестких арматурных блоков. Стержневая арматура — из стали классов A-I, А-Ш, A-IV, прядевая и пучковая арматура — из высокопрочной проволоки.
Нижняя отметка фундамента под каркас —6,85 м принята из условия заложения нижней плиты фундамента под турбоагрегат.
Монолитные фундаменты машинного зала и деаэраторной этажерки представляют собой прямоугольные плиты толщиной 1,5 м, под которыми уложены сборные железобетонные подкладные плиты толщиной 200 мм. Под ними предусмотрена бетонная подготовка толщиной 200 мм с гидроизоляцией из полиэтиленовой пленки. По периметру подвала устанавливаются сборные железобетонные панели подпорных стен с гидроизоляцией из полиэтиленовой пленки.
Конструктивные решения спецкорпуса. Блок спецводоочистки конструктивно решен 91
в виде многоэтажного здания с несущими железобетонными продольными и поперечными стенами, связь и перераспределение усилий между которыми осуществлены жесткими дисками перекрытий и сборно-монолитным покрытием. Исходя из. унификации строительных решений толщина железобетонных стен и перекрытий принята кратной 300 мм (300, 600, 900 и 1200 мм). Для их изготовления используется бетон плотностью 2,1 т/м3.
Все необслуживаемые и полуобслуживаемые помещения контролируемой зоны, за исключением помещений ряда Е, скомпонованы в центре здания и выполняются из массивных сборных монолитных железобетонных конструкций.
Стеновые панели заводского изготовления имеют высоту, равную высоте этажа, — 4500, 4200, 3900 м, толщина их 300 и 600 мм, вес — не более 20 т. Стены толщиной 900 мм и более выполняются из двух панелей по 300 мм с заполнением пространства между ними бетоном. Ширина основных панелей 2700 м, доборных — 2300 и 1700 мм. При установке в проектное положение между панелями оставляется вертикальный шов шириной 300 м, который заполняется бетоном на напрягаемом цементе. Увеличенная ширина шва принята из условия прокладки технологических трубопроводов, а также возможности вибрирования и уплотнения бетона.
Стеновые панели изготовляются кассетным способом, что обеспечивает получение гладкой наружной поверхности, не требующей затирки или штукатурки. Панели армируются сварными сетками, объединенными в армоблок. Для крепления и навески технологических трубопроводов, площадок обслуживания и мелкого оборудования предусмотрены полосовые металлические закладные части. При изготовлении панелей предусматриваются отверстия для установки технологических проходок, закладных частей и т. п.
Перекрытия запроектированы сборно-монолитными. По сборным плитам шириной 3 м, опирающимся на стеновые панели, уложен армированный монолитный бетон.
Плиты таврового сечения изготовляются весом не более 20 т четырех размеров по длине и трех по высоте: высота ребра 300 мм, пролет 6 м; высота ребра 450 мм, пролет 7,5 м; высота ребра 600 мм, пролет 9 или 12 м. Плиты армированы сеткой с шагом продольных стержней 400 мм, поперечных — 800 мм. Армирование монолитных бетонных перекрытий выполнено пространственными армобло-ками и сетками. Плиты таврового сечения при изготовлении допускают установку в полках технологических проходок и подготовку 92
отверстий диаметром до 400 м с шагом 600 мм без выреза арматуры.
Покрытие блока спецводоочистки выполняется из сборных железобетонных кровельных плит размером 3X6 м, укладываемых на железобетонные ригели.
Все обслуживаемые помещения скомпонованы по наружному контуру блока спецводоочистки. Особых требований по герметичности к ним не предъявляется, поэтому конструктивно стены и перекрытия выполнены из обычных сборных железобетонных конструкций. Для наружного ограждения использованы панели из легкого бетона толщиной 250 мм.
Сборные железобетонные колонны блока спецводоочистки по торцам и рядам А и Е сечением 400X600 мм установлены с шагом 6 м.
Наружные стены вдоль ряда Е, к которым примыкают помещения строгого режима, приняты сборно-монолитными. С внутренней стороны колонн монтируются сборные плиты толщиной 100 мм, с наружной навешиваются стеновые панели толщиной 2500 мм из легкого бетона, внутренний объем между плитами и панелями заполняется бетоном. Для восприятия давления от сырого бетона предусмотрено усиленное крепление стеновых панелей к колоннам. Кроме того, жесткость стеновых панелей увеличивается установкой вертикальных ферм с шагом 3 м.
Конструкции здания санитарно-бытового блока приняты типовыми. Каркас здания опирается на фундаментную монолитную железобетонную плиту.
Каркас здания мастерских — из сборного железобетона, шаг двухветвевых колонн в продольном направлении 8 м. Ригель рамы представляет собой железобетонную балку пролетом 18 м. Междуэтажные перекрытия — сборные железобетонные, ригели — металлические. Стеновые панели — армопе-нобетонные, офактуренные. Фундаменты здания — монолитные железобетонные.
4.2. ЖЕЛЕЗОБЕТОННЫЕ ЗАЩИТНЫЕ ОБОЛОЧКИ
Примеры защитных оболочек. Защитная оболочка как конструкция, обеспечивающая безопасность окружающей среды, впервые была применена в 1953 г. для реакторной установки Ноллзской лаборатории атомной энергетики (США). Она является самой крупной защитной оболочкой до настоящего времени, ее объем составляет 170 тыс. м3. Защитные оболочки получили распространение в практике строительства АЭС с различными реакторами.
Основной нагрузкой на защитную оболочку является внутреннее давление, воз-
Рис. 4.8. График зависимости свободного объема защитной оболочки от конечного давления в ней при разной внутренней энергии теплоносителя
пикающее при выходе теплоносителя во время разрыва какого-либо элемента первого контура. По значению расчетного давления оболочки делятся условно на две категории: оболочки низкого давления с внутренним давлением до 0,035 МПа и оболочки высокого давления с внутренним давлением выше 0,035 МПа. Большинство построенных защитных оболочек относится к оболочкам высокого давления. В основном при их расчете принимался аварийный случай — мгновенный полный выход теплоносителя.
Расчетное давление определяется энергией, накопленной теплоносителем. На рис. 4.8 приведены зависимости свободного объема оболочки V, отнесенной к 1 кг выделившегося теплоносителя (воды) q, от конечного давления Р при различной средней внутренней энергии теплоносителя.
Для гашения давления, передаваемого на оболочку, широкое распространение получила система, показанная на рис. 4.9.
Такая система особенно пригодна для кипящих реакторов или реакторов с водой под давлением, в которых максимально опасная
Рис. 4.9. Схема системы гашения давления в защитной оболочке:
1 — помещение для перегрузки топлива; 2 — вентиляционная труба; 3 — реактор; 4 — водяной бассейн; 5 — камера гашения давления; 6 — сухой колодец
айарйя сопровождаемся выделением большого количества энергии водяного пара, выходящего из первого контура реактора. Пар из сухого бокса, в котором установлен корпус реактора, через вентиляционные трубы поступает в бассейн с водой. Здесь пар, проходя через воду, конденсируется, в результате чего снижается давление на оболочку, а осколки деления растворяются.
В настоящее время в мире построено более 130 защитных оболочек различных типов. Классификация построенных защитных оболочек по типам приведена ниже:
Тип оболочки (рис. 4.10) Число построенных оболочек
I	35
II	34
III, IV 1	25
IV 2	37
Материалом несущей части защитных оболочек может служить металл или железобетон. Функции биологической защиты во всех конструкциях выполняет бетон. В ФРГ получили распространение стальные сферические оболочки (рис. 4.10, тип II).
В США для реакторов различной мощности сооружены железобетонные предварительно напряженные оболочки (см. рис. 4.10, тип III). Такая оболочка представляет собой железобетонный цилиндр, жестко связанный с железобетонной фундаментной плитой толщиной 2,7—3 м, на которую он установлен. Внутренний диаметр цилиндра 37,8—40,5 м, толщина стен 1,35 м. Над цилиндром выполнен купол в виде полусферы со стенкой толщиной 0,75 м. Высота оболочек колеблется от 37,4 до 59,7 м. Расчетное аварийное давление принималось равным от 0,15 до 0,39 МПа при максимальной внутренней температуре 102—135 °C. Внутренняя поверхность оболочки облицована стальным листом, толщина которого принята 6,3 мм для днища, 9,4 мм для стенок цилиндрической части и 12,7 мм для купола. Облицовка выполняет роль газонепроницаемой защиты.
Железобетонные предварительно напряженные оболочки обладают рядом положительных свойств:
надежностью работы основных несущих элементов оболочки — напрягаемой арматуры (даже разрыв определенной части этих элементов не приводит к разрушению конструкции) ;
возможностью проверить состояние предварительно напряженных пучков арматуры, а также заменить их в процессе эксплуатации;
возможностью рарчета прочности оболочки по характеристикам материалов, определенным при одноосном напряженном состоянии, тогда как фактическая прочность материалов, работающих в оболочке, как правило» 93
Тип I!
Рис. 4.10. Типы защитных оболочек:
а — стальные; б — многослойные; в — железобетонные; г — предварительно напряженные: / — частично; 2 — полностью
в объемном напряженном состоянии значительно выше.
Основные факторы, учитываемые при расчете оболочек. Безопасность оболочки наряду с конструктивными решениями гарантируется также принятыми расчетными положениями и нормативными коэффициентами запаса.
Серьезные трудности возникают при расчете напряженного состояния оболочки от воздействия усилий предварительного обжатия, внутреннего давления, температуры, различных динамических (включая сейсмические) нагрузок. Использование для стенки оболочки материалов с различными физикомеханическими свойствами, разные конструктивные решения, например устройство отверстий и элементов жесткости, вызывающих концентрацию напряжений, учет действительной работы материалов, претерпевших наряду с упругими и пластические деформации и испытывающих силовые воздействия по трем осям, делают задачу чрезвычайно 94
сложной. Так, проведенные в НИС Гидропроекта исследования показали резкое отличие от принимавшейся расчетной схемы фактической работы оболочки с пилястрами, устраиваемыми для анкеровки горизонтальной напрягаемой арматуры.
В местах перехода от пилястры к гладкой оболочке в кольцевом направлении возникают изгибающие моменты, которые вызывают резкое возрастание кольцевых напряжений 02 в сечении оболочки на 1/4 расстояния от пилястры (рис. 4.11). В сечении между пилястрами влияние кольцевых напряжений оболочки несколько снижается, оставаясь все же существенным.
Эпюры кольцевых напряжений свидетельствуют о смещении в экспериментальных защитных оболочках с пилястрами максимальных напряжений к наружному волокну в зоне между пилястрами и к внутреннему — в створе пилястр, что является следствием действия изгибающих моментов. При этом
Рис. 4.11. Эпюра напряжений по кольцевому сечению экспериментальной защитной оболочки с пилястрами: / — гладкая оболочка; 2 — пилястры; оч— радиальные напряжения; (Т2 — кольцевые напряжения
наличие пилястр изменило не только напряженное состояние конструкции, но и опреде-лило опасное сечение в зоне примыкания оболочки к пилястрам, где при испытании и наблюдалось разрушение конструкции.
Значительное влияние на работу оболочки оказывают фундаментная конструкция и жесткость основания.
При расчете защитной оболочки АЭС на воздействие внутреннего давления самым напряженным является сечение в зоне сопряжения ее с днищем, где действуют значительные краевые усилия. В зоне сопряжения принимаются две расчетные схемы: жесткое защемление и шарнирное закрепление нижнего края оболочки.
В случае шарнирного закрепления усилия краевого эффекта вызывают незначительное повышение меридиональных напряжений на наружном волокне оболочки от места закрепления до уровня кольцевых напряжений.
При жестком защемлении максимальные напряжения возникают во внутренних продольных волокнах оболочки на ее краях. В этом случае значение максимальных меридиональных напряжений более чем в 2 раза превосходит значения кольцевых напряжений в безмоментных сечениях оболочки.
Для оценки влияния жесткости заделки на усилия краевого эффекта были проведены экспериментальные исследования по определению напряженного состояния нижнего края оболочки при различных модулях упругости основания. При этом были испытаны три одинаковые модели с модулем упругости материала равным 2400 МПа.
Материал основания подбирался по условию обеспечения соотношения модулей упругости материалов оболочки и основания соответственно 0,1; 1; 3.
В результате проведенных экспериментов установлено, что изменением жесткости основания можно регулировать напряжения в нижней части цилиндрической оболочки. При этом следует учитывать, что элементы опорной части защитной оболочки работают как на восприятие нагрузок от оболочки, так и
на воздействия от внутреннего давления на днище. Прогиб днища под действием внутреннего давления может вызвать увеличение моментов в месте сопряжения оболочки с днищем.
В связи с тем, что опорная часть защитной оболочки АЭС, как правило, представляет собой сложную пространственную конструкцию, при определении податливости нижнего края цилиндрической оболочки следует учитывать его совместную работу с нижераспо-ложенной частью сооружения.
Одной из важнейших проблем, возникающих при создании железобетонных защитных оболочек АЭС, является обеспечение надежной работы герметичной металлической облицовки, что является гарантией безопасности атомной электростанции.
Требования к восприятию нагрузок облицовкой как составной частью несущей предварительно напряженной железобетонной конструкции зависят от условий работы сооружения. Прежде всего необходимо обеспечить совместное деформирование облицовки и железобетонной части конструкции и исключить возможность выпучивания вследствие потери устойчивости при действии сил предварительного обжатия. Опасность выпучивания увеличивается при температурных воздействиях в эксплуатационный и аварийный периоды, приводящих к возникновению дополнительных сжимающих усилий со стороны облицовки в отдельных сечениях железобетонной конструкции. Потеря устойчивости и как следствие — выпучивание облицовки опасны по двум основным соображениям.
Во-первых, при потере устойчивости происходит резкое возрастание напряжений (рис. 4.12,а). Например, если имеется элемент длиной 1=25 см, критическое усилие для которого РКр=1400 Н (чему соответствует напряжение изгиба <т=43,8 МПа), то при потере устойчивости этого элемента уже
Рис. 4.12. Схема местной потери устойчивости элемента облицовки
95
при нагрузке Р= 1410 МПа его прогиб составит у=1,88 см, при этом напряжение изгиба возрастет до омакс=620 МПа.
Во-вторых, потерявшие устойчивость части облицовки при воздействии внутреннего давления будут воспринимать на себя полную нагрузку (рис. 4.12,6). При этом прочность облицовки не может быть гарантирована, особенно при наличии швов.
Внутренняя герметизирующая облицовка должна выдерживать воздействия, связанные с различными эксплуатационными режимами.
В помещениях, где во время аварии внутренняя герметизирующая облицовка может быть подвержена механическим повреждениям, она должна быть защищена ограждающими стенками, сетками или другими экранирующими устройствами или рассчитана на соответствующее воздействие.
Конструкция герметизирующей облицовки должна обеспечивать возможность контроля швов на плотность и определения места нарушения герметичности в соответствии с принятой в проекте методикой как в период строительства, так и в период эксплуатации защитной оболочки АЭС.
Надежность сварных соединений, недоступных контролю на плотность в процессе эксплуатации, должна быть повышена специальными мероприятиями.
Для внутренней герметизирующей облицовки защитной оболочки рекомендуется использовать углеродистую сталь. Такую же сталь следует, как правило, применять для закладных частей, соединительных накладок и обечаек отверстий и проемов.
Стальная облицовка защитной оболочки АЭС представляет собой тонкостенную цилиндрическую оболочку, соединенную с бетоном в местах установки анкерных устройств (рис. 4.13). Расчетная схема элементов облицовки принимается в виде пластины размером Ly^Ly^h, лежащей на жестком бетонном основании, угловые точки которой дискретно закреплены в бетоне. При этом сцепление облицовки с бетоном в расчете можно не учитывать.
Внутренняя стальная герметизирующая облицовка защитных оболочек должна рассчитываться по предельным состояниям первой и второй групп на воздействия, возни-
Рис. 4.13. Варианты крепления внутренней облицовки: а — жесткая заделка; б—шарнирное крепление; /—облицовка; 2—анкеры; 3 — уголковый профиль; 4— подкладная пластина
кающие при монтаже облицовки, возведении, предварительном обжатии и нормальных условиях эксплуатации оболочки, а также при особых условиях.
Определение усилий в стальной облицовке осуществляется из условия ее совместной работы с бетоном при действии на оболочку внешних нагрузок и внутреннего давления и из условия раздельной работы облицовки и бетона при действии аварийной температуры и вакуума.
При расчете сечений стальной облицовки по предельным состояниям необходимо учитывать снижение ее прочностных и упругих характеристик путем введения следующих коэффициентов:
А1 — коэффициента, учитывающего снижение прочности облицовки за счет сварных соединений и равного 0,9;
/<2 — коэффициента, учитывающего снижение расчетного сопротивления стальной облицовки при повышенной температуре:
/<2=0,96 при /=100 °C,
/<2 = 0,94 при /=150 °C;
/<з — коэффициента, учитывающего снижение модуля упругости стальной облицовки при повышенной температуре:
/<з = 0,91 при /=100 °C,
/<з = 0,88 при /=150 °C.
В интервале от 100 до 150 °C значения коэффициентов /<2 и Кз определяются по линейной интерполяции.
Широкому строительству АЭС с применением защитных оболочек во всем мире предшествовала большая исследовательская работа, включающая наряду с теоретическими разработками испытания физических моделей, выполненных в разных масштабах.
Так, заключительным этапом комплекса исследований защитной оболочки Нововоронежской АЭС стало испытание модели, выполненной в масштабе 1 :5. Комплекс этих испытаний предусматривал воспроизведение различных эксплуатационных и аварийных режимов при силовых и температурных воздействиях. Модель явилась уникальным сооружением, для возведения которого потребовалось выполнить такой же комплекс работ, как и для натурной конструкции. Проведенный цикл испытаний позволил подтвердить правильность и надежность заложенных в проект решений.
Теоретические исследования и модельные испытания позволили создать методику расчета защитных оболочек любой геометрической формы на любое сочетание силовых и температурных воздействий (для выполнения этих расчетов необходимо использовать ЭВМ).
96
На защитную оболочку могут действовать нагрузки различного характера.
Нагрузки, подлежащие обязательному учету при расчете оболочки:
Д1 — собственный вес конструкций и оборудования;
Д2— крановая нагрузка;
Дз — климатические воздействия (температура наружного воздуха, ветер, снег).
Особые нагрузки:
£1— сейсмическое воздействие от проектного землетрясения (ПЗ);
£2 — то же от максимального расчетного землетрясения (MP3);
— ветровая нагрузка (при урагане);
W2— нагрузка от ударной волны;
У— нагрузка от падения на защитную оболочку внешнего предмета.
Нагрузки, вызываемые нарушениями технологического процесса, временной неисправностью оборудования:
Ра— избыточное давление при разрыве трубопровода в режиме малой или большой аварии;
Ti — температурное воздействие в режиме малой или большой аварии;
Т2— местное аварийное температурное воздействие;
Qi — местное усилие от струй и реакции оборудования и трубопроводов в режиме аварии;
Q2 — ударное воздействие от летящих элементов оборудования в режиме аварии.
Защитная оболочка рассчитывается как на раздельное воздействие различных нагрузок, так и на их сочетание. На нагрузки локального характера (Т2, Qi, Q2) проводится поверочный расчет при следующих сочетаниях (аварийные условия работы): Д+£п£а+ -(-Д; M-\-KnPa-[-Ti-[-Qi-\-Q2, здесь Д=Д1 + +Д2+Д3;	— коэффициент перегрузки. Для
особых нагрузок, кроме избыточного внутреннего давления в испытательном режиме, £n= = 1; для избыточного внутреннего давления в испытательном режиме Кп = 1,15.
Кроме нормальных эксплуатационных условий (нагрузки группы Д) и аварийных условий работы защитная оболочка рассчитывается на экстремальные условия работы, определяемые сочетанием нагрузок:
Д+Дп£а+7’1+£1;	Д4-У;
Д4-ИД; Д+Дг, Д-рЕ-2-
Защитная оболочка должна быть рассчитана по предельным состояниям первой группы на несущую способность и предельным состояниям второй группы на пригодность к эксплуатации.
7—6063
В конструкции, рассчитанной по предельным состояниям первой группы, не должно произойти:
разрушения хрупкого, вязкого или иного характера;
нарушения совместности работы облицовки с бетоном (потери устойчивости облицовки) ;
разрушения от совместных воздействий силовых факторов и неблагоприятных влияний внешней среды (воздействия агрессивной среды, температуры, радиационного облучения и т. п.).
В конструкции, рассчитанной по предельным состояниям второй группы, не должно быть длительного раскрытия трещин и значительных перемещений (прогибов, углов поворота и т. п.).
Расчет по предельным состояниям первой и второй групп оболочки в целом, а также отдельных ее элементов должен производиться для всех стадий ее работы: изготовления, транспортировки, монтажа, испытаний перед сдачей в эксплуатацию и в период эксплуатации, аварии и т. д.
При расчете защитной оболочки принимаются категории II и III трещиностойкости:
категория II — при особых сочетаниях нагрузок, допускается кратковременное раскрытие трещин с наружной стороны: для предварительно напряженных железобетонных конструкций — до 0,7 мм, для обычных железобетонных конструкций — до 0,5 мм;
категория III — при основных сочетаниях нагрузок, допускается длительное раскрытие трещин до 0,3 мм.
При расчете на прочность коэффициент надежности /С„ад для всех сочетаний нагрузок принимается равным 1,1, кроме нагрузок испытательного режима (Д+Дп£а), а также сочетаний Д+1Г2; Д+\Р\ и Д-фУ, для которых Днад== 1 •
При расчете по предельным состояниям усилия в защитной оболочке, возникающие от нагрузок и вынужденных перемещений, следует, как правило, определять с учетом неупругих деформаций бетона и наличия в нем трещин.
Усилия предварительного напряжения в защитной оболочке назначаются из условия полного погашения осевых растягивающих усилий, возникающих в элементах сооружения при действии на них максимального расчетного избыточного внутреннего давления.
Для определения усилий в защитной оболочке рекомендуется общая моментная теория с использованием методов конечных разностей и конечных элементов, а также приближенная моментная теория с использованием методов строительной механики.
97
На стадии предварительного напряжения наибольшая концентрация напряжений возникает в зоне сопряжения цилиндрической части защитной оболочки с плитой днища. Для расчета этой зоны наряду с точными методами следует применять приближенную моментную теорию метода строительной механики '.
Расчет защитной оболочки может быть выполнен по приближенной моментной теории, в соответствии с которой отдельно рассчитываются цилиндрическая часть и днище, а краевой эффект определяется из условия сращивания их краевых деформаций.
Цилиндрическая часть защитной оболочки при расчетах может рассматриваться как тонкая длинная оболочка, если соблюдаются условия
5Ц = 3,076и /гц//?ц< 1/20, где 7?ц, Ац и Нц — радиус срединной поверхности, толщина стенки и высота цилиндрической части оболочки.
Плита днища оболочки может быть отнесена к пластинам при условии
/гд/Пд<1/6, где /гд, £)д — толщина и диаметр днища оболочки.
При составлении расчетной схемы зоны сопряжения плиты с цилиндром, которые заменяются их срединными поверхностями, все усилия приводятся к этим поверхностям и расчет ведется для полосы оболочки единичной ширины, например Ь=1 м. Расчетная поверхность цилиндра принимается без излома.
Отсутствие сцепления предварительно напряженной арматуры с бетоном дает возможность ее воздействие на оболочку заменить соответствующими сосредоточенными и равномерно распределенными нагрузками, приложенными на участках анкеровки и перегиба пучков. Для цилиндра это приложенное по его краям и действующее вдоль оси усилие Nia и равномерно распределенное по длине участка закругления арматуры усилие qr—N\a/r (рис. 4.14).
Наличие несимметричного утолщения в узле сопряжения цилиндра с плитой учитывается горизонтальной составляющей
Р= — №, (йв~~ Лц)0,5. г 1 яв
Для плиты днища сосредоточенные силы: Д/г==Д7.а sin а — горизонтальная и NB—
1 Проектирование железобетонных защитных оболочек АЭС с реактором ВВЭР: ВСН 36-84/ Минэнерго СССР. М„ 1984..
98
Рис. 4.14. Зоны сопряжения цилиндра с днищем
= /Via cos а — вертикальная	составляющие
усилия /Via, а также изгибающий момент Л1в=Л/г0,5/гд, возникающий при переносе силы Nr из точки ее реального приложения В в расчетную точку В\.
В месте сочленения цилиндра с днищем возникают краевые усилия — изгибающий момент Л4кр и поперечная сила QKP. При переносе этих усилий из точки их реального воздействия Б в расчетную точку Бу плиты днища учитывается дополнительный изгибающий момент, равный QKp-0,5/iA. Тогда в плите днища краевой изгибающий момент определится как Л4кр.д=/Икр+Ркр-0,5/гд.
Эффект плоского напряженного состояния оболочки при ее вертикальном обжатии учитывается путем загружения стенки цилиндра равномерно распределенной по его высоте и нормально приложенной к ней фиктивной нагрузкой =,иЛ^1а//?ц, где ц—коэффици-ент Пуассона. Нормальная к срединной поверхности нагрузка — равномерно распределенная от кольцевого обжатия N2a:
q = Na!R.
Для рассматриваемого сопряжения положительные значения усилий, перемещений и углов поворотов соответствуют:
осевым силам — растяжение;
изгибающим моментам — моменты, вызывающие растяжение внутренней поверхности оболочки;
поперечным силам — силы, действие которых направлено наружу;
перемещениям — перемещения оболочки и плиты днища наружу;
поворотам — повороты сечений против часовой стрелки (рис. 4.14).
Определив нагрузки, цилиндрическую оболочку можно рассчитать традиционными методами строительной механики, разбивая ее на п участков и решая систему из 2п канонических уравнений. Напряженно-деформированное состояние по длине цилиндра определится зависимостями, связывающими его с краевыми усилиями, перемещениями и углами поворота.
Составления и решения канонических уравнений можно избежать, если воспользоваться программами для расчета такой системы на ЭВМ, например программой БАРСС (быстродействующий автоматизированный расчет стержневых систем), разработанной в НИС Гидропроекта, которая позволяет решать плоские стержневые системы с различными по длине элемента видами нагружения и опирания и неравномерной по длине изгибной жесткостью, что дает возможность отказаться от осреднения жесткости на участке утолщения в месте сопряжения цилиндра с плитой.
Результаты расчета выдаются в виде действующих продольных и поперечных сил в стержнях, изгибающих моментов в начале и в конце каждого стержня, перемещений и углов поворота сечений, соответствующих сопряжению отдельных стержней.
Для моделирования упругого отпора в расчетную схему вводят опорные стержни соответствующей длины и продольной жесткости.
Для определения усилий и деформаций цилиндрической части оболочки в зоне сопряжения ее с днищем расчет ведется по схеме рис. 4.15 при условии, что края оболочки имеют свободное опирание и на нее действуют единичные усилия q^, q^aqr и Рг, при этом усилия и
<7*а заменяются равномерно распределенным уси-
лием Р.
Так как усилие NA не оказывает влияния на деформированное состояние системы в направлении оси у (эффект плоского напряженного состояния учтен введением в систему фиктивной нагрузки ф1’а), в расчете это уси-
Ni лие не учитывается.
Для свободно опертой по контуру плиты днища определяются усилия и деформации от действия внешних нагрузок NB, Мв, единичного краевого изгибающего момента Мкр и совместного действия нагрузок NB и Мв.
Для определения краевого эффекта необходимы зависимости, связывающие усилия и деформации в различных сечениях с их краевыми значениями, которые можно получить, уравнивая деформации цилиндра и днища в местах их сопряжения. Задача решается итерационным методом.
Сначала, предполагая, что цилиндрическая часть защемлена, определяют нагрузки ,
, полностью компенсирующие краевые деформации 1F°P и , полученные от действия расчетных нагрузок для условий свободного опирания цилиндра.
Загружая плиту днища нагрузками МкР и Q* > определяют угол поворота ее края в месте сопряжения с цилиндром 1^кр • По полному углу поворота И^кр.д, получаемого суммированием W^p ,1
с IFKp , определяют перемещение плиты в точке А (рис. 4.14), т. е. перемещение края цилиндра IFkP.« = ^кр.д^д/2' для компенсации которого к краю цилиндра должны быть приложены нагрузки М"р н Q^p, определяемые по программе БАРСС.
Расчет повторяется до тех пор, пока результаты двух последних итераций не окажутся близкими.
1 2 3 9 5 S 7 8 9 10 11 12 13 74
40 39 30 31 36 35 39 33 3Z 31 30 29 28 21
15	16
“”~75 Г”
25	29
А
26	25
17	18
У 17- ?
23 2Z
Ъ7, 29	23
19_____
73
21 ^7, 22
^кр . > кр
Рис. 4.1 о. Расчетная схема нижнего узла цилиндрической части защитной оболочки
7*
99
Полученные таким образом нагрузки 7Икр и QKp принимаются для окончательного расчета цилиндрической части и днища защитной оболочки. При этом кольцевые нагрузки определяются как изгибающий момент: М2= й7
=цЛ11, продольная сила N2= — Eh—Nip, где R
W—полное перемещение цилиндра.
Расчет защитной оболочки на воздействие температуры по приближенной моментной теории методом строительной механики. Защитная железобетонная оболочка рассматривается в виде полого цилиндра с днищем и сферическим куполом покрытия. При этом имеется в виду, что сопряжение днища и купола с цилиндром жесткое.
Нагрев внутренней поверхности стен по высоте цилиндра, а также днища и купола в радиальном направлении принимается равномерным. Нагрев бетона по толщинам стен, днища и купола неравномерен и определяется расчетом.
В результате статической неопределимости оболочки и неравномерного нагрева бетона по толщине стен, днища и купола от воздействия температуры в конструкции возникают изгибающие моменты, поперечные и продольные силы. В сечениях стенки цилиндра, днища и купола, достаточно удаленных от краевых зон их сопряжения, при расчете усилий от воздействия температуры определяют только изгибающий момент Му в радиальном направлении и изгибающий момент M2t в тангенциальном направлении. При одинаковой жесткости сечений в обоих направлениях эти моменты равны между собой, т. е. Л4и= =M2t- В дальнейшем изгибающие моменты Ми и М2/ будем обозначать Mt. При равной жесткости сечений стен, днища и купола изгибающие моменты в этих элементах будут неодинаковыми.
Определение усилий производят при кратковременном действии температуры. Вычисленные усилия от воздействия температуры суммируют с усилиями от собственного веса и нагрузки.
Изгибающий момент Mt в стенке, днище и куполе в радиальном или тангенциальном направлении определяют по формуле
=	(4.1)
9tn
где 1/ptn — приведенная кривизна элемента от воздействия температуры; Вп — приведенная жесткость сечения стенки, днища или купола шириной Ь=1 м.
Усилия от воздействия температуры в краевых зонах. Усилия в зоне сопряжения стенки цилиндра с днищем. Изгибающий момент в вертикальном сечении
100
Рис. 4.16 Эпюры изгибающих моментов от воздействия температуры в вертикальном сечении защитной оболочки
стенки М/с, начиная от плоскости сопряжения стенки цилиндра с днищем и далее вверх по ее осевой линии (рис. 4.16), равен
Мtc^Mt-j-MytM-Mcpi . . .;	(4-2)
Mt определяют по формуле (4.1).
Мф4 = -М/Пз -	(4.3)
т]3 = (cos ср 4~ sin <р)...;	(4.4)
<Р = x/S,	(4.5)
где х — значение координаты вдоль образующей цилиндрической оболочки, начиная от плоскости сопряжения стенки с верхней поверхностью. днища;
(4.6) к * [>б£бЛ
где г — радиус срединной поверхности цилиндрической оболочки; v — коэффициент упругости бетона при сжатии, принимаемый по средней температуре нагрева бетона в стенке цилиндра; |Зб— коэффициент, учитывающий понижение модуля упругости бетона при сжатии в нагретом состоянии и принимаемый по средней температуре бетона в стенке цилиндра; £б — модуль упругости бетона при сжатии в нагретом состоянии; h — высота сечения стенки цилиндра в радиальном направлении;
М₽1 ^л + SQ^;	(4.7)
т]2 = е~* sin ср.	(4.8)
Краевые усилия, изгибающий момент Л4[ и поперечная сила Qi от воздействия температуры, действующие в плоскости сопряжения цилиндрической оболочки с круглым днищем, определяют методом сил из следующих канонических уравнений:
М, (81й + 8ц) + Q, (§12 4- §]2) + Дц + Дп = 0; 1 (®21 + 821) + Qi (822 + 822) + Дг/ + Дг/ =0. J (4-9) Формулы для определения от единичных нагрузок Л41 — 1 и Qi=l, углов поворота края цилиндрической оболочки бц и 6i2 и края днища 8Н и 812, для определения перемещений края цилиндрической оболочки 62! и б22 и края днища 821 и 322, а также для определения температурных деформаций стенки цилиндра А1* и Д2/ и днища А и Д2/ при жесткости сечений стенки цилиндра Вп и днища B„i шириной &=1 м имеют следующий вид:
(4.10)
829 = --------4-------;
Т4ЙВ1
л'	1
Дц =---------г; Д2/ = s/r.
)
В формулах (4.10) принято: hi— высота вертикального сечения днища; 1/р„ц— приведенная кривизна осевой линии днища от воздействия температуры; 1/р,г?— приведенная кривизна осевой линии стенки от воздействия температуры; Вп\ — приведенная жесткость вертикального сечения днища; щ— удлинение вертикальной осевой линии стенки от воздействия температуры; е0 — удлинение горизонтальной осевой линии днища от воздействия температуры.
Поперечная сила в горизонтальном сечении стенки равна
Q«c — Q<p/+ Qq>l,	(4-11)
где
=	(4.12)
q4 = —+	(4.13)
T]4=e_(>,(cos <p—sincp). (4.14)
Изгибающий момент в тангенциальном направлении M't вблизи нижней краевой зоны вычисляют с учетом влияния дополнительного
момента Л4ф2, действующего в вертикальной плоскости, т. е.
Л4/ = Mt ± {хЛ1ф2,	(4.15)
где M'v2 = Af^i; р. — коэффициент Пуассона, который для обычного бетона равен примерно 0,2.
Усилия в зоне сопряжения стенки цилиндра с купольным сферическим покрытием. Изгибающий момент в вертикальном сечении стенки, начиная от плоскости сопряжения стенки цилиндра с куполом и далее вниз по ее осевой линии (рис. 4.16), равен
M'tc = Mf + M4t 4- М.2,	(4.16)
где Mt определяют по (4.1); Mvt — по (4.3);
Л4ф2=Al2r]3-]-SQ2T]2-	(4-17)
Краевые усилия — изгибающий момент А и поперечную силу Q2 от воздействия температуры, действующие в горизонтальной плоскости сопряжения цилиндрической оболочки со сферическим купольным покрытием, определяют методом сил из следующих канонических уравнений:
А (8П 4- 8ц) 4- Q, (312 4- §;;) + А, А Ди = 0;
Л-1, (82, 4- 82i) + Qa (8га + 822) 4- Д2/ 4- Д2/ = 0- .
(4.18)
Углы поворота бц и Й12 и перемещения 621 и 622 края цилиндрической оболочки от единичных нагрузок, а также температурные деформации стенки цилиндра определяют по формулам (4.10).
Формулы для определения углов поворота б"ц и б"12, перемещений 6"21 и б"22 края сферической оболочки толщиной /г2, а также для определения ее температурных деформаций имеют следующий вид:
}(4.19)
д2< = — [s”r +	]
\	r?H2t /
В формулах (4.19) принято: Впч — приведенная жесткость кольцевого сечения купола шириной &=1 м; 1/рП2« — приведенная кривизна осевой линии купола по меридиональной дуге от воздействия температуры; ао— половина центрального угла сферического купола;
5i = ,/AA^Z,	(4.20)
где h2 — толщина купола; R — радиус срединной поверхности купола.
101
Коэффициенты v и р0 в формуле (4.20) принимают по средней температуре нагрева бетона в куполе.
Поперечная сила в горизонтальном сечении стенки равна
Q//c=Qq>i4~ Qq>2,	(4.21)
где Qqt определяют по формуле (4.12); о
q92 = _	+	(4.22)
О
Изгибающий момент в тангенциальном направлении М"t вблизи верхней краевой зоны вычисляют с учетом влияния дополнительного момента Л4"ф2, действующего в вертикальной плоскости, т. е.
М" l=Mi±V.M\2,	(4.23)
где
Л4//ф2==-Л4ф/_]_Л1<р2-	(4.24)
Вследствие ограничения температурных деформаций купола стенкой цилиндра в плоскости сопряжения стенки с куполом возникает распор Ht — Q2, воспринимаемый кольцевой арматурой, устанавливаемой со стороны наружной поверхности стенки. Кроме того, в бетоне краевой зоны купола возникают меридиональные Т\ и кольцевые Т2 усилия сжатия, которые достигают максимума в опорном сечении, т. е. в плоскости сопряжения купола со стенкой цилиндра.
Без существенной погрешности максимальное усилие можно определить по формуле
7’ii=Q2ctga0.	(4.25)
Максимальное усилие T2t определяют по формуле
у ___sin2 ао	/л ода
* -	45^3^6	’	(	’
где
П5=Дв sin а;	(4.27)
RB — радиус внутренней поверхноста сферического купола. Коэффициенты ро и v принимают по средней температуре бетона в сечении купола.
Длина участка купола по меридиональной дуге, считая от опорного сечения к центру, на котором возникают усилия в бетоне Т\ и Т2, равна
/б=	(4.28)
, У £6p6^2 V 4Bn2R2
В конце участка I без существенной погрешности усилия Tit и T2t можно принимать равными нулю, а их изменение от максимальных значений, вычисляемых по формулам (4.25) и (4.26), до нуля можно принимать по линейному закону.
102
В частном случае при cto=9O° в соответствии с формулой (4.25) Тц= 0.
Приведенная кривизна оси стен, днища и купола защитной оболочки определяется по формуле
—М	(4.29)
?nt ttl \ ?t Pfl /
где 1/рг — кривизна элемента без трещин от воздействий температуры, определяемая по формуле (4.32); 1/рп — кривизна элемента с трещинами в растянутой зоне элемента от воздействия температуры, определяемая по формуле (4.50); Км — коэффициент приведения, определяется по формуле
/ М — Мт X
Км = ехр(“Т^)’	(4-30)
где М и Мт — наибольший изгибающий момент, воспринимаемый сечением, нормальным к продольной оси элемента, при образовании трещин определяется согласно действующим нормативным документам.
Допускается принимать в качестве М значение предельного изгибающего момента, воспринимаемого сечением.
При М^2,5МТ принимается Км=0 и l/Pnt=l/p/l.
Приведенная жесткость сечения стен, днища и купола защитной железобетонной оболочки определяется по формуле
ВИ=В+(В1-В)КМ,
где Bi — жесткость железобетонного сечения без трещин, определяемая по формуле (4.51); В — жесткость железобетонного сечения с трещинами в растянутой зоне, определяемая по формулам (4.52) и (4.53); Км — коэффициент приведения, определяемый по формуле (4.30).
При М^2,5МТ допускается принимать Вп=В. Удлинение 8« оси участков защитной оболочки без наличия трещин в растянутой зоне и ее кривизна 1/рг определяются по следующим формулам:
g	(4 31)
Рп
где Fni, Fna, F'nz — приведенная площадь соответственно i-й части бетонного сечения, растянутой и сжатой арматуры.
Кривизна оси элемента
,	^Fni Уб1еИ~\~РпаУА~\~РпаУя^а~^~	Ini
_L___________________________. (4.32)
р/	д
Удлинение оси i-й части бетонного сечения и ее кривизна определяются по формулам
g ___ a6tFf>iPj 4~ a6ti+ii6i+i(hi Fj).	22)
tl	hf
1 a6ti^6i a6ti + i^6l + l	/4
Pit
Удлинение арматуры 8а и е'а определяется по формулам
еа=аа//;	(4.35)
8 a==datt а.	(4.36)
Для определения значений Fni, РЛ, уы1т и 1п рассчитываемое сечение по высоте разделяется на части (желательно делить сечение на четыре части). Во всех случаях расчета арматура рассматривается как самостоятельная часть сечения.
Для каждой части сечения определяют приведенную площадь Fn, статический момент площади приведенного сечения Sn и момент инерции приведенного сечения 1п с учетом температуры бетона в центре тяжести сечения.
Приведенная площадь Л-й части сечения Int определяется по формуле
F- - W	<4-37>
где Fi — площадь i-й части сечения; pgr, v — коэффициенты, принимаемые в зависимости от температуры бетона в центре тяжести i-й части сечения.
Площадь растянутой и сжатой арматуры приводится к ненагретому, более прочному бетону:
Fna =	(4.38)
Еб
F'na =	(4.39)
Еб
Расстояние от центра тяжести приведенного сечения до наименее нагретой грани определяется по формуле
У==Рп! Fn.
Площадь приведенного сечения определяется по формуле
Pn^Fni + Fna + Ka- (4.40)
Статический момент площади приведенного сечения относительно растянутой грани определяется по формуле
= X FniyiFnaa + F'na(h — а'),	(4.41)
где а, а' — толщина защитного слоя растянутой и сжатой грани; уг — расстояние от центра тяжести i-й части сечения бетона до наименее нагретой грани элемента, принимаемое равным
yi—h—f—ipz;	(4.42)
здесь р,- =	4~ Psz+i)—	(4.43)
3(₽б£ + ₽б/+1)	4	>
Момент инерции приведенного сечения определяется по формуле
1п =	+ ZF^ + F^y* + F' у2 , (4.44)
Ut	a
где Ini — момент инерции i-й части сечения
бетона, определяемый по формуле
4,-=^;	(4-45)
Уб1 — расстояние от центра тяжести i-й части сечения бетона до центра тяжести всего приведенного сечения:
Уб1=Уг—У-	(4.46)
Расстояние от центра тяжести сжатой t/'a и растянутой уа арматуры до центра тяжести сечения равны
уа=у—а;	(4.47)
y'3 = h~y—а.	(4.48)
Для участков, где в растянутой зоне бетона образуются трещины, нормальные к продольной оси элемента, удлинение е< и кривизна 1/р£ его оси определяются по формулам
g   аб»4бУа Ч~ aajia(h0 — t/a) .
й0
1 аб^б aafia	50)
?tl	^0
где ig — температура бетона сжатой грани сечения; ia — температура арматуры.
Жесткость сечения без трещин допускается определять по формуле
#!=(),85£б4,	(4.51)
где 1п — момент инерции приведенного сечения, определяется по формуле (4.44).
Жесткость сечения с трещинами в растянутой зоне определяется по следующим формулам:
В =---------------------(4.52)
Фа	Фб
EaFa (F + £)6^<ДбРб¥
для внецентренно растянутых и внецентренно сжатых сечений при /о^О,8
В =----------------------------. (4.53)
Фа , , _г . , Фб?о _
Va ° г’,+ (Г + 5Ж^
I I М I
где М ~г
Значения z\, фа, фб, £ и б' определяются по СНиП с учетом влияния температуры на прочностные характеристики бетона.
Момент, воспринимаемый сечением при образовании трещин, допускается определять по формуле
Мг=Дртб.р№т,	(4.54)
где /Иб.р — коэффициент условия работы бетона при растяжении, определяемый по (4.56); WT — момент сопротивления приведенного сечения для крайнего растянутого волокна, определяемый по формуле
№т= (0,292+0,15ц'1/г) Ыг2,
103
где
Влияние повышенной температуры на физико-механические свойства бетона и арматуры определяется по СНиП 2.03.04—84.
Допускается определять по приведенным ниже формулам:
коэффициент условий работы бетона при сжатии
тб,с/=1—0,001(/б—20°С);	(4.55)
коэффициент условий работы бетона при растяжении
т6 pZ = 0,7 — 0,00076 (t6 — 70°С) ]
при /б>70°С; I
zw,6.pZ = 1 -0,015 - 50 °C)	} (4.56)
при 50</б70°С;
m6.Pz = 1 при t6 < 50 °C;	]
коэффициент, учитывающий снижение модуля упругости бетона при нагреве,
рб== 1—0,0022(t5—20 °C);	(4.57)
коэффициент упругости
7=0,85 при /б< 50 °C;
v = 0,85 — 0,005 (/б — 20 °C)
при 50/б< 100 °С; J (4’58)
7 = 0,7 при ^б>100°С;	।
температурный коэффициент линейной деформации бетона
аб{ — ЮХЮ-^С-1 при t6< 100°С;	"I
a6Z = ЮХЮ-^С-1 [1— 0,0005 (^б— 100 °C)] J при t6> 100°C;	|
(4.59) температурный коэффициент линейного расширения арматуры
aaZ = 11,5 • ИГ* °C-1 при /а < 50 °C;
aaZ = 11,5 • 10~6 °С~’[ 1 — 0,00067 — 50 °C) ]  при £а'>50°С,
(4.60)
где — температура бетона, °C; ta — температура арматуры, °C.
После определения усилий от воздействия температуры рассчитывают сечения защитной оболочки в краевых зонах по прочности, раскрытию трещин и деформациям.
4.3. МЕТАЛЛИЧЕСКИЕ ЗАЩИТНЫЕ ОБОЛОЧКИ
Конструктивные формы защитных оболочек. Металлические оболочки по сравнению с железобетонными имеют ряд преимуществ. 104
Расчетные нагрузки на оболочку вызывают в ее элементах в основном растягивающие усилия, для восприятия которых железобетон менее целесообразен, чем металл. Кроме того, на изготовление и монтаж металлических защитных оболочек требуется значительно меньше времени. Все работы по изготовлению и монтажу металлических защитных оболочек могут выполнять специализированные организации, а это позволит значительно сократить сроки строительства АЭС, улучшить качество работы и обеспечить надежность эксплуатации таких важных сооружений.
Известны защитные металлические оболочки различных конструктивных форм. По массе при одинаковом объеме и аварийном избыточном давлении из всех конструктивных форм наилучшей является оболочка в виде шара. Однако наибольшее распространение получили цилиндрические оболочки с вертикальными стенками и полусферическими или полуэллипсоидальными покрытиями.
Металлическая оболочка является несущей конструкцией. Для защиты от гамма-излучений используется железобетонный защитный экран с конструктивным армированием. Толщина бетонной стенки определяется расчетом. Защитная бетонная стенка может находиться как с внутренней, так и с наружной стороны металлической оболочки. Иногда с внутренней стороны металлической оболочки возводится монолитная железобетонная стенка с конструктивным армированием, воспринимающая крановые нагрузки. Она имеет сравнительно небольшую толщину, недостаточную для защиты от гамма-излучения при аварии. Поэтому на металлическую оболочку с наружной стороны навешивается защитный экран из слабо армированных бетонных блоков необходимой толщины. Во всех вариантах должна быть предусмотрена противоосколочная защита внутри металлической оболочки в виде канатной сетки или бетонной облицовки.
Возможные варианты конструкций металлических оболочек с железобетонной биологической защитой представлены на рис. 4.17. При сравнении технико-экономических показателей сделан вывод, что приведенные затраты и сметная стоимость строительства защитных оболочек в железобетоне и металле практически одинаковы, но зато трудоемкость возведения металлических оболочек в 2—3 раза меньше, чем железобетонных.
Методика расчета металлических оболочек. Металлические оболочки в местах, достаточно удаленных от сопряжений (например, цилиндрических вертикальных стенок и сферического покрытия), а также от краевых закреплений (сопряжение стенки с основанием), рассчитываются по безмоментной теории. В слу-
Рис. 4.17. Схемы конструкций металлических защитных оболочек с различным расположением железобетонного экрана биологической защиты по отношению к металлической оболочке:
а — с наружной^ стороны; б— с наружной и внутренней сторон; е— с внутренней стороны, подкрановая балка опирается на железобетонный экран биологической защиты; г — то же, подкрановая балка опирается на металлическую оболочку
чаях, когда нельзя пренебречь влиянием изгибающих и крутящих моментов и поперечных сил, определяется моментное напряженное состояние. Усилия в сечениях оболочки при расчете по моментной и безмоментной теориям показаны на схеме рис. 4.18.
Для защитных оболочек при краевом эффекте от силовых и температурных воздействий моментное напряженное состояние характерно. Краевой эффект, вызванный значительными изгибающими моментами, поперечными силами и перемещениями, возникает в местах сопряжений оболочек различных форм, а также у колец жесткости и в местах крепления цилиндрических стенок к основанию.
Значение, характеризующее длину волны затухания краевого эффекта замкнутых металлических оболочек S, определяется по формуле
3 = 0,78 У7Ц, где г — внутренний радиус оболочки; tos — толщина стенки оболочки.
Сложное (двухосное) напряженное состояние оболочек рассматривается отдельно для безмоментного и моментного состояний. Меридиональные напряжения определяются от продольного усилия Ni и изгибающего момента Mi, действующих вдоль образующей оболочки:
= Njy ± 6MJt2o6. (4.61)
а-г
Рис. 4.18. Схема усилий в сечениях оболочки:
а —в моментном состоянии; б —в безмомеитном состоянии
Кольцевые напряжения от усилия N2 и изгибающего момента М2, действующих в кольцевом направлении, определяются по формуле
а2 = Njy ± ШуУ (4.62)
Напряжения от крутящих моментов Mi2 и M2i обычно в расчете не учитываются из-за их малого значения.
Напряжения среза, касательные срединной поверхности оболочки, определяются по формуле
Ts=S//o6.	(4.63)
Касательные напряжения от поперечных сил Q, направленные нормально к срединной поверхности, могут быть найдены по выражению
tq=Q//o6-	(4.64)
Суммарные напряжения, полученные по формулам (4.61) и (4.62), не всегда могут служить критерием несущей способности защитной металлической оболочки при сравнении расчетного напряжения с расчетным сопротивлением материала. В этих случаях необходимо найти значения приведенных напряжений:
%=]/ °макс + °мин °макс°мин	(4-65)
где Смаке, Смин — главные нормальные напряжения, взятые по алгебраическому значению; Ry — расчетное сопротивление стали по пределу текучести; ус — коэффициент условий работы по СНиП II—23—81.
В связи с повышенным избыточным внутренним давлением и повышенной температурой при возможной аварийной ситуации расчет защитных металлических оболочек следует осуществлять по первой группе предельных состояний — по потере несущей способности.
Напряжения в замкнутых цилиндрических оболочках — стенках защитных оболочек — при учете только безмоментного напряженного состояния в случае воздействия внутреннего равномерного избыточного давления, созданного аварийной ситуацией, определяются по формулам
о'1 = Ргц/(2(ц); а2—Рг^у	(4.66)
Напряжения в сферической оболочке — покрытии защитной оболочки — для этих же условий определяются по формуле
Oi—o2—PrJ (2(с).	(4-67)
Толщина стенки защитной оболочки (об при наличии избыточного внутреннего давления может быть определена по формуле
. _ Pd 06 ~ 9-Rwy4c3-°
где Р — избыточное давление внутри оболочки; d — диаметр оболочки; с, — прибавка на
105
(4.68)
коррозию (ci=0); с2 — прибавка на допуски изготовления элементов оболочки (с2=0,4+ ~4-О,О15 /об, с22э0,5 мм); Rwy — расчетное сопротивление сварного шва встык на растяжение; ус3 0 — коэффициент условий работы корпуса защитной оболочки.
Так как металлические защитные оболочки при сложном напряженном состоянии могут потерять общую и местную устойчивость формы, необходимо определять критические напряжения. При отношениях радиуса оболочки к толщине ее стенки г//Об>250 большое влияние на критическое напряжение оказывают погрешности формы поверхности и начальные напряжения. Критические напряжения оболочки (iffcri — меридиональные и осг2 — кольцевые) рассматриваются как расчетное сопротивление оболочки, и с ними сравниваются действительные напряжения, полученные с учетом коэффициентов предельных состояний. При этом несущая способность защитных оболочек должна определяться по формулам
Ol^YcOcri; О2^Ус<Усг2-	(4.69)
Нагрузки, действующие на защитную оболочку. На защитную оболочку действуют постоянные и временные нагрузки. К постоянным относятся собственный вес защитной оболочки, вес вспомогательного оборудования и различных конструктивных элементов, примыкающих к основной конструкции защитной оболочки. К временным относятся нагрузки от мостового крана, нагрузки, возникающие при изготовлении и монтаже оболочек, снеговые и ветровые нагрузки, температурные климатические воздействия, включая солнечную радиацию.
Эти нагрузки действуют на оболочку в периоды строительства и нормальной эксплуатации. Кроме того, на защитную оболочку действуют временные особые нагрузки. Это избыточное внутреннее взрывное давление при аварии реактора и связанных с ним систем, аварийное повышение температуры внутри оболочки, вызванное резким нарушением технологического процесса, и сейсмические нагрузки.
Параметры аварийных нагрузок в отличие от параметров эксплуатационных нагрузок весьма различны и неопределенны. В связи с тем, что недостаточно изучен вопрос о зависимости внутреннего избыточного давления от типа и мощности реактора и размера защитной оболочки, значение внутреннего давления при возможной аварии реактора в известной степени является условным.
Исходя из состава учитываемых нагрузок при расчете защитных оболочек следует различать:
106
основное сочетание нагрузок, состоящее из постоянных и временных;
особое сочетание нагрузок, состоящее из постоянных, возможных временных и одной из особых.
При расчете защитных оболочек на основное сочетание нагрузок, включающее две и более временных, расчетные значения этих нагрузок или соответствующих им усилий должны умножаться на коэффициент сочетаний пс=0,9. При расчете защитных оболочек на особое сочетание особая нагрузка принимается без снижения, а временные нагрузки или соответствующие им усилия умножаются на коэффициент сочетаний ис=0,8. Так как при аварийной ситуации происходит одновременное повышение давления и температуры внутри оболочки, то нагрузки от этих воздействий в особом сочетании учитываются как одна особая нагрузка.
Расчет на постоянные нагрузки. Собственный вес стенок вертикальной цилиндрической оболочки и вес сферического покрытия представляют собой нагрузки, равномерно распределенные по контуру поперечного сечения оболочки. В отдельных местах к вертикальным стенкам цилиндрической оболочки могут примыкать конструкции вспомогательных устройств и в местах их сопряжения с оболочкой в ней могут возникать местные напряжения, которые должны быть учтены при расчете толщины стенки оболочки. В связи с тем, что вертикальные стенки цилиндрической оболочки проектируются, как правило, постоянного сечения, принимается линейный закон распределения собственного веса оболочки по длине образующей. В стенках оболочки усилия в кольцевом направлении не возникают. Продольные усилия определяются по формуле Nx=—qx—q0.	(4.70)
Расчетная схема оболочки при действии постоянных нагрузок представлена на рис. 4.19.
Расчет на временные нагрузки. Расчет на нагрузки от мостового крана. Мостовой кран может опираться как непосредственно на металлическую защитную обо-
Рис. 4.19. Расчетная схема оболочки при действии постоянных нагрузок
лочку, так и на железобетонную защитную оболочку, расположенную внутри металлической. Во втором случае нагрузка от мостового крана воспринимается полностью железобетонной защитной оболочкой и крановые воздействия при расчете металлической оболочки не учитываются. Если подкрановые конструкции прикрепляются к металлической оболочке, последняя должна рассчитываться на крановые воздействия. Расчетная схема и элемент оболочки, находящейся в напряженно-деформированном состоянии, представлены на рис. 4.20.
При торможении крана или его тележки на оболочку передаются радиальные и касательные усилия. Так как касательные усилия значительно меньше радиальных, то для упрощения расчета ими можно пренебречь.
Граничные условия при действии на оболочку только радиальных сил записываются следующим образом:
7=0; G = 0; Si*=0; Q*=QI°,
где Т — нормальные усилия срединной поверхности; Q*=Q1°-j—Qi° — внешняя г др
радиальная нагрузка:
Qi°=2(7o/(nn);
Значения функции Ф(а) принимаются в виде
Ф(а) =eha,
где
k\=—kz=P\-\-iq\', k8=—kj=P2~[-iq2', k2=—k^=P\—iq\\ k6=—k8=P2—iq2-, P1: 2 — ~-[v + ]/"j/4/и4 + v4 + 2m2);
'Ji. 2 = -y	+v4 — 2r?rj,
где v — коэффициент Пуассона.
Оператор Лапласа
4 _ д4Ф(а, Р) д«Ф(д, Р)
V "	д^4	др4 ’
в).
др 1 4- v да дрз
В результате математических преобразований получаем
—	+ 16)<?fccos2B; 1
* it’	(473»
Q 0 __ Z(/0P<?	J
Л2
Приведем распределенную нагрузку от торможения крана к расчетной нагрузке и получим схему в виде синусоиды (рис. 4.21).
Тогда
где
Q =	— 1 дМ 
1 л г др
(4.71)
М — крутящий момент:
м =	?4ф («, ₽); С= А; (4.72)
1 + v да др	12г3 '
t06 — толщина стенки оболочки;
Ф (а, р) = Ф (а) cos mp.
Рис. 4.20. Расчетная схема и элемент оболочки в напряженно-деформированном состоянии при крановых нагрузках
где qK„== •— k; TH=0,05(Q+g) для кранов п0
с гибким подвесом грузов; Q — подъемная сила крана; g — вес тележки крана; по — коэффициент, учитывающий число тормозных колес крана.
Подставив значения Qi°, дМ/д$, q8 в (4.71), получим напряжения в оболочке от кранового воздействия:
<J—Q\/t06.	(4.74)
При воздействии крана на металлическую защитную оболочку может произойти потеря устойчивости стенки, поэтому производится расчет для определения местной устойчивости стенки оболочки (рис. 4.22).
Наиболее невыгодное значение крановой нагрузки отмечается при приближении тележ-
Рис. 4.21. Схема приведения распределенной нагрузки от торможения крана к расчетной
107
1
Рис. 4.22. Расчетная схема для определения местной устойчивости стенки оболочки от кранового воздействия
ки с грузом к одной из опор крана. В этих условиях должно соблюдаться неравенство
Расчет критических напряжений производится с учетом различных расчетных схем1: в случае двустороннего защемления оболочки
Qioc,crz=kEtoQlг,	(4.75)
где k=f(E/oT)', Gt — напряжения от усилий Т; в случае свободных краев оболочки
0,3£72	Г 4/2	1
сг =-------— —4-2(1 - v) , (4.76)
10 ’ Г (I —	[ ЗГ2	J
где I — расстояние до наиболее удаленного торца оболочки.
Расчет на снеговые нагрузки. Нормативная снеговая нагрузка на 1 м2 площади горизонтальной проекции покрытия защитной оболочки определяется по формуле
Рп=Р0С,	(4.77)
где Ро — вес снегового покрова на 1 м2 горизонтальной поверхности земли, принимаемый в зависимости от района строительства по СНиП; С — коэффициент перехода от веса снегового покрова на земле к снеговой нагрузке на покрытие.
Схема распределения снеговой нагрузки представлена на рис. 4.23.
Значения коэффициента С для покрытий защитных оболочек с f/d<0,05, проектируемых для районов со средней скоростью ветра, принимаемой по трем наиболее холодным месяцам и>2 м/с, допускается снижать умножением на коэффициент k= (0,1-:-1,2) у. Средняя скорость ветра v должна приниматься по СНиП.
В случае неутепленного покрытия защитной оболочки допускается снижение значений коэффициентов С дополнительно на 20%.
Коэффициент перегрузки п для снеговой нагрузки на покрытие защитной оболочки
1 Галоян Г. В. Исследование напряженного состоя-
ния круговой цилиндрической оболочки при действии краевых радиальных и касательных сил: Автореф. дне.... канд. техн. наук. М., 1971.
108
Рис. 4.23. Схема распределения снеговой нагрузки на покрытие оболочки
принимается в зависимости от отношения нормативного собственного веса покрытия qa к нормативному весу снегового покрова Ро:
qa-Pa............... 1	и более 0,8	0,6 0,4 и менее
п.................. 1,4	1,5	1,55	1,6
Расчетная снеговая нагрузка на покрытие защитных металлических оболочек определяется по формуле
Pv=nPH.	(4.78)
Расчет на ветровую нагрузку. Защитные оболочки АЭС имеют значительную высоту, и их верхняя отметка, как правило, является наивысшей на территории комплекса сооружений АЭС. Поэтому ветровая нагрузка на защитную металлическую оболочку определяется суммой статической и динамической составляющих. Статическая составляющая, соответствующая установившемуся скоростному напору, должна учитываться во всех случаях. Динамическая составляющая, вызываемая пульсациями скоростного напора, учитывается, если Я/2г>1,5.
Нормативное значение статической составляющей ветровой нагрузки </нс на 1 м2 площади оболочки определяется по формуле
qHc=qokc,	(4.79)
где <7о — скоростной напор; k — коэффициент, учитывающий изменение скоростного напора по высоте; с — аэродинамический коэффициент.
Схема распределения ветровой нагрузки на защитную оболочку приведена на рис. 4.24.
Динамическая составляющая ветровой нагрузки для защитных оболочек определяется при учете только первой формы собственных колебаний:
<?нд=<7нсхп^т,	(4.80)
где <?нс принимается по (4.79); х — коэффициент, учитывающий форму собственных колебаний оболочки и характер изменения коэф-
Рис. 4.24. Схема распределения ветровой нагрузки на защитную оболочку
фициента пульсации по высоте и принимаемый в зависимости от отношения расстояния от поверхности земли до рассматриваемого сечения z к высоте оболочки Н по следующим данным:
z/770,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 х 0,04 0,12 0,23 0,36 0,52 0,69 0,88 1,09 1,32 1,56
— коэффициент динамичности; п — коэффициент, учитывающий пространственную корреляцию скорости ветра по высоте оболочки; т — коэффициент пульсации скоростного напора.
Защитная оболочка, подверженная воздействию ветровой нагрузки, не обладающей осевой симметрией, рассчитывается на основе гипотез технической теории В. 3. Власова. Напряженно-деформированное состояние в оболочке от ветровой нагрузки слагается из:
элементарного напряженного и деформированного состояния пустотелой балки (основная система);
дополнительного напряженного и деформированного состояния, отражающего статическую неопределенность оболочки и характеризующего в сочетании с первым состоянием действительную работу оболочки.
Основная система. Продольные нормальные и касательные напряжения в сечении на расстоянии х от верха оболочки определяются как для балки кольцевого сечения по
формулам
т/	sinB,
^об
где М и Q определяются в балке кольцевого сечения от ветровой нагрузки:
Л4 = —— •
2 ’
Q = —Px-, Р= (<7н°+<7нд) ппг.
Распределение ветровой нагрузки в кольцевом направлении задается численно с помощью аэродинамических коэффициентов с.
Дополнительное состояние. Продольные нормальные и касательные напряжения дополнительного напряженно-деформированного состояния определяются по следующим формулам:
<зх = 2,205 —!— Ф k cos nB;
Г2ц2 1	Ю
т = 0,838-^--------- Ф kдгВ;
г2[Хз/2
k ~	Ч~~ 4DJ(DX ф Л
АЛ + 4ВН7)И ’
k = АвВх + 4РНСХ
2 А? + 4ДА ’
(4.82)
(4.83)
(4.84)
Ах = ch <p„xcos ф,гх;
= -у- (ch X sin + sh cos ф„х);
Сх = ~ sh х sin	' (4'85)
Dx = 2- (ch х sin — sh % к cos ф„х).
Значения Ди, Ва, Св, Dn принимаются при х=Н-,	— приведенная толщина обо-
лочки.
Максимальные значения ох и тх определяются при р=Лл/2 и (&-]-1) л/4, где dox/dfi= = 0, дхх/д$=0.
Полные напряжения определяются по формулам
(4.86)
Расчет купола покрытия защитной оболочки ведется как для оболочки вращения на несимметричную нагрузку. Ветровая нагрузка на купол оболочки принимается нормальной к ее поверхности и определяется по формуле
q=qoCu,	(4.87)
где (/о — скоростной напор; св — аэродина-
109
Рис. 4.25. Схема распределения ветровой нагрузки на покрытие защитной оболочки
мический коэффициент, который принимается по эпюре, приведенной на рис. 4.25:
св=0,5 sin2 a (0,85sin ф—0,15sin2 ф) —cos2 а.
Ориентировочно для определения ветровой нагрузки на купол оболочки можно воспользоваться упрощенной формулой
q=qo sin a sin ф,	(4.88)
где q0 — давление ветра на вертикальную площадку, перпендикулярную его направлению (при а=ф = 90°).
Значения меридиональных и кольцевых усилий должны определяться по формуле
М,2=0,57г (A sin ф~г-В sin Зф),	(4.89)
где А и В — постоянные, зависящие от а.
Отсюда можно найти значения меридиональных и кольцевых напряжений:
_ Л^06’ I	(4.90)
Расчет на особые нагрузки. Расчет на избыточное внутреннее давление. Поверхность защитной металлической оболочки в основном находится в безмоментном состоянии. Напряжения в ней по безмоментной теории определяются по формулам (4.66) и (4.67).
Определение напряжений с учетом краевого эффекта в местах пересечения цилиндра и сферы производится по моментной теории расчета оболочек. В местах возникновения краевого эффекта в сечениях оболочки кроме меридиональных и кольцевых усилий, определенных по безмоментной теории, возникает изгиб оболочки, который вызывает появление дополнительных меридиональных и кольцевых уси-110
Рис. 4.26. Схема расчета оболочки на внутреннее давление:
а — заданная система; б — основная система метода сил
лий. Для определения этих дополнительных усилий необходимо рассматривать статически неопределимую систему из сопрягаемых оболочек (рис. 4.26).
Задача определения краевых напряжений в защитных металлических оболочках может решаться методом сил с использованием условий неразрывности деформаций, когда относительный сдвиг, относительный угол поворота и разрыв сечений равны нулю.
К отсеченным частям оболочки прикладываются заданные нагрузки и усилия, определенные по безмоментной теории, а также неизвестные усилия: моменты в меридиональном направлении X] и силы в плоскости, нормальной к оси оболочки, Х2.
Уравнения метода сил имеют вид
X 1 (8?i 4-8п) 4-	— 8]2) 4- &ip 4~
4-Д?г-ДЛо = О;	491)
Xi (821 — 82J 4- А2 (822 4- 822) 4' Дгр —	|
_Д^-Д2До = О.	)
При решении канонических уравнений необходимо учитывать правило знаков: поперечные силы, усилия и нагрузки, направленные по радиусу от оси оболочки и вызывающие ее растяжение, считаются положительными. При обратном направлении поперечных сил, усилий и нагрузок (к оси оболочки) они считаются отрицательными. Изгибающие моменты в кольцевых сечениях оболочки, направленные наружу и вызывающие растяжение внутренних волокон и сжатие наружных волокон, считаются положительными.
Коэффициенты в системе (4.91) определяются из следующих выражений:
=	8^. = ^;
8«2==_sa. gc Jy
2EIf	Elf ’
8]2 == 821 = Sc2- sin P;
2EIf
822 = Sc— sin2 8-— sin p cos p;
2EIf Г Etc ____________	/3	/3 s„ = o,78)/>A; 4»--^=^;
(4.92)
V = S„ = 0,78 /гл; iff - 0;
* = ттЧ1 ~ lb ^ = Oi \	2 )
A^=^sinP(l-v);A^==^;
^*C
=	770=^1ccosp = ^ctgp.
Коэффициенты k{, k2, k3 принимаются в зависимости от параметра	где li — рас-
стояние между местами возникновения и затухания краевого эффекта. При К^З принимается k—l.
Усилия на единицу длины кольцевого сечения А—А (см. рис. 4.26) в местах возникновения краевого эффекта определяются по формулам
М* = М,с = МХ = Xf
Нн-^На'	 (4-93)
Q4 = Х2Ц — Hf Qc = — Xf sin р.
Суммарные местные напряжения цилиндрической оболочки с учетом краевого эффекта можно определить по формулам:
меридиональные краевые напряжения
(4.94)
[значения Nf и Л14ц определяются по формулам (4.92) и (4.93)];
кольцевые краевые напряжения
ц2ц=ЛГ2Ц//ц+лг2Ц/^ц ± 6Л12Ц/7Ц2,	(4.95)
где
М2Ц=Ргц;
Л/Ц = -2гц..
5ц	\ 5Д	J
— дополнительные местные кольцевые усилия, вызванные усилиями и Н^;
M2^=vMi;
касательные краевые напряжения цилиндрической части защитной оболочки
Тц—<2цЛц;	(4.96)
меридиональные краевые напряжения в сферическом покрытии защитной оболочки
Gf=Nfltc+Nf/tc±6Mf/tc2, (4.97) где Nf=PrJ2\ принимается по формуле (4.93);
дополнительное меридиональное усилие Мс=—Х2С cos Р;
кольцевые краевые напряжения сферической оболочки
оД—Ar2c/Zc-|-A?2c/^ci6A42c/^c2;	(4.98)
где N2c=Prc/2; Nf = -2гс 811)2 р (Mf/Sc+Hc) -
*^С дополнительное кольцевое усилие, вызванное усилиями Л41с и Нс,
Нс=-Х2\
Дополнительный местный кольцевой момент М2С, вызванный усилиями ЛКС и Нс, определяется по формуле
Л42с =	(1 — v2) SecosP	м с\. /4 99)
rc sin Р \ 2	}
Касательное краевое напряжение сферической оболочки
Tc=Qc//c.	(4.100)
В месте сопряжения цилиндрической части защитных металлических оболочек с основанием также развивается краевой эффект. Если считать, что сопряжение оболочки с основанием шарнирное, то за основу расчета краевого эффекта можно принять систему, изображенную на рис. 4.27. Уравнения метода сил для решения такой задачи записываются в виде
— X28?2 Ц- ДЬ> == 0; 1	(4 jqj)
—2^821 + 2С2822 — Д2р = 0. J
Здесь моменты в меридиональном направлении Хг = 0. Кроме того, Д[р = 0. Значения 3?2, 822, Д2Р определяются по формулам (4.92). В результате расчета системы (4.101) можно определить значения поперечных сил X2=Q.
Расчет на аварийное повышение температуры. Одной из особых нагрузок является высокая температура внутри защит-
Рис. 4.27. Основная система метода сил для расчета краевого эффекта в месте сопряжения защитной оболочки с основанием

111
ной оболочки, которая мгновенно принимает расчетное значение в результате возможной аварии реактора или связанных с ним систем. Резкое повышение температуры внутри защитной оболочки происходит одновременно с появлением внутреннего избыточного давления. В зависимости от типа реактора расчетное значение аварийной температуры внутри оболочки может достигать 150 °C. При равномерном нагреве оболочки по толщине стенки дополнительные температурные напряжения не возникают. При резком повышении температуры внутри оболочки действие ее распространяется равномерно на всю поверхность, поэтому во всех местах оболочки, включая и сопряжение сферы с цилиндром, нет необходимости рассматривать эффект температурного воздействия.
В то же время в месте сопряжения цилиндрической оболочки с основанием в результате краевого эффекта возникают дополнительные температурные напряжения от перепада температуры. Значения этих дополнительных температурных напряжений можно получить, решив систему уравнений по методу сил для основной системы (см. рис. 4.21):
А'181ц) —Х,$2 + Дцо = 0;
^1^21 4" А./Зщ — Дгм = 0.
Здесь X, = 0; Дио = 0; 8‘(2, §22,	= Аге,
= Р = а1<>Е принимаются по формулам (4.92). Отсюда можно определить значения Яц° = А'гц.
Дополнительные кольцевые напряжения от перепада температуры определяются по формуле
4° = ВДГ	(4.103)
где Я2ц=а£4°Гц.
Дополнительные меридиональные напряжения от перепада температуры
аТ =	=0.
Расчет на устойчивость. При совместном действии равномерно распределенного по контуру поперечного сечения оболочки осевого сжатия от собственного веса и равномерно распределенного внешнего избыточного давления стенки цилиндрической части металлической защитной оболочки могут потерять устойчивость. В этом случае необходимо определить нижнее критическое напряжение потери устойчивости по формулам:
для стенок вертикальной цилиндрической оболочки
& = 0,18Е —(1 + 14Р*),	(4.104)
Гч
где
£ Нц /
(4.102)
Формула (4.104) справедлива при Р*^0,17. Если Р*>0,17, то значения критических напряжений следует принимать по формуле
<£• = 0,605^-;	(4.105)
Гц
для сферического покрытия защитной оболочки
=0,155-^.	(4.106)
Г С
Значения критических напряжений в элементах защитной оболочки могут при определенных условиях повлиять на выбор толщины стенки цилиндрической и сферической частей оболочки, вызвав дополнительное ее усиление.
Развитие конструктивных форм металлических защитных оболочек. Процесс возведения оболочки находится на критическом пути графика строительства всего комплекса АЭС, в том числе и основной ее части — реакторного отделения. Поэтому поиск конструкций оболочки, которые обеспечили бы сокращение сроков ее сооружения, является весьма актуальной проблемой.
Результаты анализа показали, что существует два пути решения этой проблемы: уменьшение влияния на оболочку части нагрузок как эксплуатационных, так и аварийных сооружений, а следовательно, и сокращение материалоемкости; разработка новых эффективных конструктивных решений защитных оболочек.
Как уже отмечалось, основная роль защитной оболочки — быть последним барьером для радиоактивных выделений, возникших в результате любой аварии, причем таким барьером, работа которого не зависит от работы аварийных систем АЭС. Исходя из этого, одними из основных факторов, влияющих на выбор конструкций оболочки, являются тип реактора, устанавливаемого в ней, его параметры и мощность. Вторым, не менее важным фактором, влияющим на выбор конструкций оболочки, является эффективность этих конструкций, определяемая массой, трудоемкостью и продолжительностью их монтажа, стоимостью, а также приведенными затратами. Кроме того, конструкции оболочки должны отвечать требованиям индустриальности, удобства монтажа и эксплуатации.
Эффективность конструктивных решений металлических оболочек может быть достигнута снижением массы металлической их части за счет максимально возможного уменьшения толщины и снижением массы железобетонной части за счет применения оболочки экранного типа.
При создании новой конструкции защитного сооружения необходимо соблюдать еще
112
ОДйо условие — возможность возврата материала, т. е. возможность демонтажа металлической защитной оболочки после определенного срока ее службы.
Необходимо отметить, что существующие конструкции металлических защитных оболочек предусматривают их монтаж отдельными марками, поступающими с заводов. Наиболее трудоемкие операции: сборка этих марок, их выверка, правка и, самое главное, сварка — производятся в процессе монтажа в неудобных условиях, в значительной степени зависящих от метеорологических особенностей площадки строительства. Такой способ сборки стальной листовой конструкции требует больших затрат квалифицированного труда, постоянной работы подъемных кранов, большого объема сварочных работ на открытом воздухе, не всегда может обеспечить без больших дополнительных затрат требуемое качество строительства и надежность эксплуатации сооружения. В результате сроки монтажа металлических оболочек почти не снижаются по сравнению со сроками строительства предварительно напряженных железобетонных защитных оболочек. Очевидна необходимость создания конструкции металлической оболочки, свободной от этих недостатков и отвечающей всем перечисленным выше требованиям.
На основании исследований различных конструкций защитных сооружений типа оболочек МИСИ им. В. В. Куйбышева предложена новая защитная конструкция — металлическая предварительно напряженная оболочка с железобетонным защитным экраном. Особенностью предварительно напряженной металлической оболочки является то, что полотнища стенки ее цилиндрической части, а также покрытия сваривают в заводских условиях. Там же на заводе листы свертывают в рулоны и доставляют их в таком виде к месту строительства, где рулоны устанавливают в вертикальное положение (вертикальные стенки оболочки), развертывают в проектное положение и затем сваривают один или несколько монтажных стыков.
В практике отечественного резервуаростро-ения, где успешно применялся метод рулони-рования, установлено, что свертывать стальные листы в рулоны можно в том случае, если толщина листа из низколегированной стали не превышает 14—16 мм (в стальных листах такой- толщины не образуются большие остаточные деформации). Вместе с тем, как показали расчеты, а также опыт строительства стальных защитных оболочек за рубежом, толщина оболочки для реакторов большой мощности превышает 30 мм.
8—6063
В новой конструкции оболочки толщина металлических листов принята в пределах, допустимых для рулонирования. Уменьшение толщины стенок оболочки по сравнению с расчетной компенсируется предварительным напряжением цилиндрической части конструкций, которое осуществляется после монтажа покрытия. Для этой цели с помощью навивоч-ной машины оболочка обматывается высокопрочной стальной проволокой с предварительным натяжением. При этом цилиндрическая оболочка оказывается в сжатом состоянии, а обмотка — в растянутом. В случае аварии под действием быстро образующегося внутреннего избыточного давления обмотка и основной металл оболочки работают совместно с полным использованием прочности как навитой на оболочку высокопрочной проволоки, так и материала самой оболочки.
Предварительно напряженная металлическая оболочка обеспечивает снижение материалоемкости и трудоемкости изготовления и монтажа оболочки, сокращение сроков ее строительства, а также большую надежность контроля качества сварных швов и, следовательно, большую надежность эксплуатации оболочки.
Снижение расхода металла и стоимости оболочки происходит за счет частичной замены листового металла высокопрочной проволокой. Снижение трудоемкости изготовления конструкции предусматривается путем применения более тонких металлических листов, что значительно упрощает их заготовку, разделку кромок и сварку с помощью автоматов.
Сокращение сроков монтажа обеспечивается благодаря использованию рулонированных металлоконструкций, монтаж которых более индустриальный и скоростной, чем отдельных листов. Кроме того, по монтажу рулонированных конструкций в СССР накоплен большой опыт.
Трудозатраты на навивку высокопрочной стальной проволоки с предварительным натяжением на корпус оболочки сравнительно невелики. Так, известная в СССР несколько усовершенствованная арматурно-навивочная машина АНМ-8, разработанная ВНИИМон-тажспецстроем, может навивать практически неограниченное число витков на вертикальные стенки цилиндрической оболочки со скоростью 60 м/мин независимо от высоты.
Применительно к объемно-планировочному решению реакторного отделения, принятому в проекте Запорожской АЭС, разработаны две конструкции защитного сооружения с применением предварительно напряженных стальных оболочек: предварительно напряженная стальная оболочка (рис. 4.28) и предвари-
пз
Рис. 4.28. Стальная предварительно напряженная оболочка:
/ — подвариант с кольцевой стенкой; 7/—подвариант с кольцевой балкой жесткости; 1 — внешняя железобетонная оболочка;
2 — внутренняя стальная предварительно напряженная оболочка; 3 — круговой кран; 4 — железобетонная кольцевая стенка (защитный экран); 5—пространство между оболочками; 6 — кольцевая балка жесткости
тельно напряженная сталебетонная оболочка (рис. 4.29).
Особенностью конструктивного решения защитного сооружения, приведенного на рис. 4.28, является то, что стальная предварительно напряженная и железобетонная оболочки
Рис. 4.29. Сталебетонная предварительно напряженная оболочка:
/ —« внешняя железобетонная оболочка; 2 — внутренняя стальная предварительно напряженная оболочка; 3 — обстройка; 4— круговой кран; 5 — железобетонная кольцевая стенка (защитный экран); 6 — кольцевое пространство между оболочками
114
представляют собой самостоятельные конструкции с зазором между ними, равным 0,9 м. При этом обеспечивается возможность обслуживания металлической оболочки и контроля ее герметичности с двух сторон. При строительстве такая двойная оболочка дает несколько большую свободу для организации возведения конструкций реакторного отделения по совмещенному графику.
При таком решении могут быть два способа опирания кругового крана реакторного отделения. В одном случае кран может опираться на железобетонную кольцевую стенку, толщина которой определяется из условий прочности, устойчивости и радиационной безопасности. Эта стенка служит и противооско-лочной защитой для обеспечения предварительно напряженной стальной оболочки от механических повреждений во время аварии. В другом случае круговой кран опирается на кольцевую балку жесткости, к которой крепятся и цилиндрическая, и купольная части оболочки. В этом случае возникает необходимость устройства сетки, обеспечивающей про-тивоосколочную защиту металлической оболочки.
Конструкция сталебетонной предварительно напряженной оболочки (рис. 4.29) представляет собой стальную листовую оболочку в виде рубашки, плотно, без зазора, прилегающую к железобетонной кольцевой стенке (экрану). Предварительно напрягающая высокопрочная проволока навивается на стальную рубашку с наружной стороны. Толщина бетонной стенки принимается равной 1,2 м для обеспечения радиационной безопасности в помещениях АЭС и на прилегающей территории. Она может быть равной 0,6 м, если ограждающие конструкции обстройки выполняют функции радиационной защиты.
Различают две последовательности строительно-монтажных работ. Если расчетом подкрепляющий фактор железобетонного экрана не учитывается, то сначала возводится металлическая защитная оболочка, затем осуществляется ее предварительное натяжение и после этого возводится железобетонный экран. Если в расчетах учитывается подкрепляющий фактор железобетонного экрана, то он монтируется в первую очередь, затем возводится металлическая защитная оболочка и осуществляется предварительное напряжение.
С внутренней стороны к защитному экрану приклеивается пленка на полимерной основе, поверхность которой подвергается дезактивации. Пленка предохраняет бетонный экран от загрязненных паров, что исключает необходимость обработки внутренней поверхности предварительно напряженной стальной оболочки.
Покрытие защитного сооружения — это полусферическая предварительно напряженная стальная оболочка или такая же оболочка без предварительного напряжения. Роль биологической защиты сферической части защитного сооружения выполняет железобетонный купол без предварительного напряжения толщиной 1,5 м. Железобетонный купол предохраняет стальную защитную оболочку от внешних воздействий.
Основы расчета металлических предварительно напряженных оболочек. Стальная предварительно напряженная' защитная оболочка должна быть рассчитана на следующие режимы работы: нормальную эксплуатацию, нарушение теплоотвода из герметичной оболочки, малую аварию, большую аварию.
Для режима нормальной эксплуатации принимаются следующие параметры среды в герметичной оболочке: температура на входе в помещение 15—45 °C, на выходе из помещения 30—60 °C, абсолютное давление 0,083— 0,101 МПа, относительная влажность 90%, удельная активность 2-10~6 Ки/л, мощность поглощения 100 рад/ч, или 1 Гр/ч.
При малой аварии температура внутри оболочки поднимается до 90 °C, абсолютное давление повышается до 0,167 МПа, удельная активность повышается до 5,55-106 Бк/л (1,5-10-4 Ки/л). Продолжительность такого режима принимается равной 5 ч, частота возникновения '— один раз в два года. Уровень послеаварийных параметров (абсолютное давление 0,049—0,118 МПа, температура 20— 60 °C) может держаться 30 сут.
При большой аварий температура внутри оболочки достигает 150 °C, абсолютное давление 0,49 МПа, удельная активность 4,68Х Х1010 Бк/л, мощность поглощения 103 Гр/ч. Частота возникновения такого режима принимается один раз за срок службы сооружения, продолжительностью 10 ч. Уровень послеаварийных параметров (температура 20—60 °C, давление внутри оболочки — до 0,118 МПа) может держаться 30 сут.
Кроме того, в результате большой или малой аварии внутри защитной оболочки возможно образование вакуума.
Сейсмостойкость рассчитываемой конструкции должна удовлетворять условию возникновения землетрясений интенсивностью 8 баллов и выше.
Из изложенного видно, что параметры аварийных нагрузок весьма различны и учитывают сложный характер работы защитного сооружения как в период самой аварии, так и в послеаварийный период.
Необходимо отметить, что предварительно напряженные защитные оболочки, выполненные из металла, имеют свои специфические особенности. При их расчете кроме перечисленных выше рабочих состояний необходимо дополнительно учесть состояние предварительного напряжения оболочки, в котором она находится постоянно во время нормальной эксплуатации, и состояние, которое должно соответствовать работе оболочки во время аварии, когда выявляется эффект предварительного напряжения и предварительно напрягающие элементы активно включаются в работу конструкции.
ГЛАВА 5
СТРОИТЕЛЬНЫЕ МАТЕРИАЛЫ И КОНСТРУКЦИИ ЗАЩИТНЫХ ЭКРАНОВ
5.1.	МЕСТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ1
Основными видами взаимодействия ионизирующего излучения с атомами вещества являются рассеяние и поглощение (Приложение 5.2). В результате рассеяния частицы или фотона снижается их энергия и изменяется первоначальное направление движения, при поглощении — частица или фотон перестает существовать. Другим результатом воздействия внешнего, первичного излучения на атомы, слагающие материал, может явиться возбуждение этих атомов и испускание ими вторичного ионизирующего излучения. Ослабление
1 Определение терминов, упомянутых в гл. 5, см. в П.5.1.
8*
ионизирующих излучений главным образом зависит от материалов, применяемых в защитных экранах, характеристиками которых с этой точки зрения являются:
виды атомов химических элементов в материале, например вода (Н2О) состоит из смеси атомов водорода и кислорода, железо (Fe) — из атомов одного вида, поскольку количество других примесей ничтожно, бетон — из смеси атомов нескольких видов (Н, О, Si, Са, Fe, Al);
количество атомов в единице объема материала р, характеризующее атомную или ядерную плотность.
115
Вероятность взаимодействия Частйц с атомом определяется размеров сечения взаимодействия о, см2, которое называется микроскопическим сечением взаимодействия. Вероятность взаимодействия одной частицы с атомами, содержащимися в единице объема данного материала, определяется суммарным сечением взаимодействия, которое называется макроскопическим (S или ц, см-1).
Макроскопическое сечение, см-1, взаимодействия определяется по формуле
где
р . — Л— No;
LA
(5.1)
(5-2)
Qi — микроскопическое сечение взаимодействия данной частицы с i-м атомом (Fe, или Н, или О и т. д.); рг — ядерная плотность i-x атомов, см-3; р;° — объемная масса i-x атомов, г/см3; At — атомная масса i-ro атома; No — число Авогадро, равное 6,02-1023.
В формуле (5.1) учитываются с первого по п-й вид атомов, входящих в состав материала защиты.
Из приведенных формул видно, что вероятность взаимодействия излучения в данном материале, а следовательно, и его ослабление при прочих равных условиях тем больше, чем больше микроскопическое сечение о и ядерная плотность р. Таким образом, становится очевидной зависимость защитной способности материала от его химического состава и плотности.
Из всех видов ионизирующих излучений наибольшей проникающей способностью обладают нейтроны и фотоны, для ослабления которых приходится выполнять защитные экраны большой толщины. Эти экраны в виде строительных конструкций разного типа выполняются из различных строительных материалов.
Все строительные материалы, применяемые в защитных экранах, можно разделить на две большие группы:
изготовляемые на месте или вблизи района строительства из местного сырья, которое может быть использовано для возведения зданий или сооружений различного назначения (не имеющих отношения к ядерным установкам) ;
изготовляемые вблизи источников сырья или на месте строительства из привозного сырья, но с заданными химическими составами и ядерной плотностью. Эти основные свойства материалов получают или применением соответствующего сырья, или с помощью технологических методов его переработки.
116
Материалы первой группы включаЮт всё строительные материалы, используемые в данном районе для возведения любых промышленных, жилых и общественных зданий и сооружений, — грунт, песок, кирпич, бетон и др. (в дальнейшем будем называть эти материалы местными или обычными). Различие между защитными экранами, выполненными из этих материалов, будет состоять в том, что для ослабления потока радиации до допустимого значения будут необходимы экраны разной толщины. Меньшую толщину будет иметь экран, выполненный из материала с более высокими защитными свойствами, а большую— экран из материала с низкими защитными свойствами. Выбирая для защиты местный строительный материал из нескольких видов материалов, следует учитывать не только его защитные свойства, но и стоимость, массу, объем, трудоемкость и технологичность возведения защитной конструкции. Только результаты технико-экономического анализа и сравнение вариантов конструкций защиты из разных материалов позволяют определить для данного случая оптимальный по всем показателям материал. Практика показывает, что если толщина защиты не ограничена по технологическим причинам, то оптимальным является использование местного материала с относительно низкими защитными свойствами.
Материалы второй группы включают л гобое сырье или материалы, производимые различными предприятиями народного хозяйства (эффек-тивные материалы). Специфической особенностью этих материалов являются необходимый химический состав и ядерная плотность (определяемые компонентным и энергетическим составом излучений). В тех случаях, когда по технологическим . условиям толщина защитного экрана ограничена или должна быть выполнена минимально возможной вне зависимости от стоимости и других техникоэкономических характеристик, применяются эффективные защитные материалы.
Так как нейтроны и фотоны при прохождении среды любого химического состава и ядерной плотности взаимодействуют с атомами, слагающими эту среду, то любая смесь атомов, т. е. все материалы, и в частности строительные, оформленные конструктивно в защитный экран, могут ослаблять потоки нейтронов и фотонов. Поэтому буквально все строительные материалы, применяемые в данном районе строительства для возведения зданий и сооружений любого назначения (промышленных, общественных, жилых), могут использоваться в защитных экранах.
На каждой строительной площадке приме* няют основные строительные материалы следующих групп: грунты, природные и искусственные каменные, керамические, металл, бетон, раствор, железобетон, дерево, полимеры и т. д. Деревянные, битумные, лакокрасочные и полимерные материалы имеют низкую плотность, поэтому их использование только как защитных материалов нецелесообразно. Для защитных экранов из местных строительных материалов применяют металлы, бетоны, растворы, грунты, природные и искусственные каменные и керамические материалы. О защитных свойствах этих материалов можно судить по их плотности, химическому составу (табл. 5.1), а также параметрам ослабления нейтронов и фотонов: сечению выведения, коэффициентам накопления подпороговых нейтронов и коэффициентам ослабления гамма-излучения (Приложение 5.2).
Выбор материала для защитного экрана должен производиться в зависимости от типа защитного экрана, конструктивного решения, технологичности и технико-экономических показателей всей защитной конструкции (минимума приведенных затрат и т. п.).
Наибольшее распространение в радиационной защите получили бетон и железобетон.
Бетон является хорошим материалом сточки зрения возможности изменения его свойств — как технических, так и физических (в том числе защитных).
В научно-технической литературе описано множество составов бетонов, применяющихся или предлагавшихся для конструкций радиационной защиты.
Все бетоны, используемые для изготовления защиты, называются бетонами для радиационной защиты. Они делятся: по объемной массе — на тяжелые плотностью от 1,8 до 2,5 т/м3 включительно и особо тяжелые плотностью более 2,5 т/м3; по виду используемых заполнителей и вяжущего, при этом в название бетона включается наименование соответствующего заполнителя или вяжущего, например бетон на магнетитовых заполнителях или магнетитовый бетон, бетон на портландцементе и т. д.;
по температуре, при которой бетон работает, — на тяжелые, используемые при температуре до 50 °C включительно, называемые обычными тяжелыми бетонами или тяжелыми бетонами; на бетоны, работающие при температуре от 51 до 350 °C включительно и называемые бетонами для повышенных температур; на бетоны, предназначенные для работы при температуре выше 350 °C и называемые жаростойкими бетонами;
по химическим добавкам — например, на бетоны, в состав которых вводятся материалы.
содержащие бор, кадмий или другие химические элементы и которые называются соответственно борсодержащими, кадмий содержащими и т. д., или по виду вводимых материалов — например, бетон с карбидом бора И Т. д.;
по содержанию химически связанной воды — на бетоны, содержащие повышенное количество такой воды по сравнению с ее содержанием в обычных тяжелых бетонах и называемые гидратными.
Необходимое содержание водорода в бетонах обеспечивается химически связанной водой цементного камня или гидратных заполнителей. Содержание химически связанной воды в бетоне зависит от вида применяемого цемента и заполнителей, сроков твердения и температуры при эксплуатации.
В бетонах на портландцементе количество химически связанной воды в цементном камне при нормальной температуре (20 °C) принимается равным 15% массы цемента в 28-дневном возрасте и 20% — в 12-месячном возрасте.
Содержание химически связанной воды, % начального, в портландцементном камне, находящемся под длительным воздействием повышенных температур, в зависимости от температуры бетонной защиты при эксплуатации приведено ниже (содержание химически связанной воды при нормальной температуре принимается равным 20% массы цемента):
°C	%	°C	%
20—50	100	300	40
100	80	400	25
150	70	500	10
200	60	600	0
В качестве основного вяжущего для защитных бетонов рекомендуется применять портландцемент, марка которого выбирается из условия обеспечения заданной прочности бетона. Применение других типов вяжущих допускается при технико-экономическом обосновании и обеспечении заданных качеств бетона.
Для приготовления бетонов применяют крупный и мелкий заполнители различных видов. Выбор заполнителя определяется требованиями, предъявляемыми к бетону, местными условиями и технико-экономическими показателями.
Крупный заполнитель размерами 5—40 мм для обычного тяжелого бетона может быть получен из различных горных пород (эффузивных и интрузивных магматических, силикатных и карбонатных осадочных, а также метаморфических), мелкий (0,15—5 мм) —• дроблением горных пород. В качестве мелкого заполнителя могут быть также использованы естественные отложения речного или горного
117
"Таблица 5.1. Химический состав и параметры ослабления нейтронов и фотонов некоторых местных строительных материалов
Материал	Плотность, кг/м8	Содержание химических элементов, кг/м3												Сечение выведения, м’1	Длина выведения (релаксации) быстрых нейтронов, мХЮ8	Коэффициенты накопления на толщине 100—150 см			Коэффициенты ослабления гамма-излучения с Еу=3 МэВ	
		н	О	В	с	Na	Mg	Al	Si	Са	Fe	S	F			п.н	т.н	Вт/ма	. 6  10'13 Лз.г’ нейтр/(С’М“)	р.. м'1	О X S 1 i.
Сталь Бетон:	7800	—	—	—	—	—		—	—	—	7800	—	—	20,8	49,4	1860	140	—	28	3,6
обычный	2350	8	1285	—	—	—	—	но	774	137	46	—	—	8	125	10,2	105	130	8,52	3,63
обычный с бором	2370	8	1275	15	5	—	—	но	774	137	46	—	—	8,03	124,4	10,2	0,03	0,9	8,59	3,63
магнезитовый	2550	—	1042	—	7	34	1225	12	91	87	25	8	19	8,1	123,4	600	700	1000	9,25	3,63
хромитовый	3260	—	1200	1119*	2	29	194	175	145	119	263	2	21	10,02	99,6	100	100	900	11,84	3,63
шамотный	1630	—	810	—	2	—	8	218	445	124	16	2	—	5,33	187,6	300	400	700	5,94	3,65
Песок	1738	—	860	—	8	70	14	105	595	42	44	—	—	5,52	164	106	102	100	6,34	3,65
Глина	1800	10	940	—	2	—	14	273	431	117	12	1	—	6,1	164	9,6	12	38	6,55	3,64
Суглинок Породы:	1900	9	1022	—	3	—	17	296	416	121	14	2	—	6,35	157,6	10,5	18	35	6,9	3,64
гранит	2500	8	1240	—	—	—	33	127	783	139	156	13	—	8,2	120,6	—	—	—	9,07	3,63
диабаз	2899	2	1342	—	—	—	ПО	270	685	186	304	—	—	8,65	115,7	—•	—	—	10,85	3,62
базальт	3026	2	1389	—	—	—	183	291	785	250	126	—	—	9,4	106,5	—.	—	—	10,85	3,62
ангезит	2500	2	1195	—	—	—	186	265	690	21	140	—	—	7,7	130	—	—	—	9,07	3,63
мрамор	2500	4	1232	—	301	—	30	—	—	946	11	—	—	8,15	122,8	—	—	—	9,07	3,63
известняк Кирпич:	2400	—	1175	—	253	—	14	11	22	909	10	3	—	7,6	132	—	—	—	8,7	3,63
глиняный	1800	—	960	—	3	—	4	248	538	29	18	—	—	5,75	174	910	180	120	6,55	3,64
силикатный	1850	4	973	—	—	—	—	—	792	81	—	—		5,84	171	18	20	32	6,72	3,64
* Содержание хрома в материале.
Примечания: 1. и потоковые коэффициенты накопления соответственно промежуточных и тепловых нейтронов.
2. К г—коэффициент накопления захватного гамма-излучения.
Таблица 5.2, Материалы для обычных тяжелых и особо тяжелых бетонов радиационной защиты
Номер состава бетона	Исходные материалы		Плотность бетона в высушенном состоянии, т/м8	Максимальная температура бетона, °C
	Вяжущее	Заполнитель		
1	Портландцемент (шлакопорт-лаидцемент)	Гранит, доломит, известняк, сиенит, природный песок Андезит, базальт, диабаз, диорит	2,3	200
2	То жэ		2,3	350
3	99	99	Отвальный доменный шлак	2,4	350
4	Глиноземистый цемент	Хромитовый	2,8	1400
5	Высокоглиноземистый цемент	Хромитовый (кимперсайский)	3,05	1500
песка. Модуль крупности песка должен находиться в пределах 2—3,8.
Применяемые в защитных бетонах д о б а в-к и (поверхностно-активные, наполняющие, тонкомолотые и др.) и вода должны отвечать требованиям, предъявляемым к ним соответствующими нормами и правилами.
Плотность бетонной смеси должна быть больше заданной плотности бетона на показатель разности между массой воды затворения и массой воды, химически связанной в цементном камне.
Подвижность бетонной смеси задается в зависимости от метода ее транспортировки и укладки, размеров и конфигурации конструкции, густоты армирования и т. п.
Подвижность бетонной смеси (осадка конуса), см, для обычного тяжелого бетона в зависимости от вида конструкций и процента их армирования приведена ниже:
Массивные бетонные и железобетонные конструкции с содержанием арматуры до 0,5 %	•	• 2—4
Железобетонные конструкции с содержанием арматуры до 1 %........................4—8
Железобетонные конструкции с содержанием арматуры более 1 %.....................8—14
По технологическим причинам в период эксплуатации возможен нагрев конструкций радиационной защиты до очень высоких температур. В табл. 5.2 перечислены материалы, которые могут быть использованы для приготовления бетонов, работающих при высокой температуре. Данные таблицы показывают, что использование традиционных для строительства материалов позволяет получить бетоны плотностью до 2,4 т/м3, максимальная температура применения которых — до 350 °C (составы 1—3). При использовании руд с содержанием хрома возможно получение бетонов плотностью более 3 т/м3, которые могут применяться при температуре до 1500 °C (составы 4, 5).
Составы бетонов в значительной степени изменяются в зависимости от качественных характеристик материалов, используемых для приготовления бетонов. В табл. 5.3 даны некоторые составы бетонов, которые следует рассматривать как примерные и которые на
Таблица 5.3. Примерный состав бетонов
Номер состава (по табл. 5.2)	Расход материалов на 1 м8 бетонной смеси, кг			Плотность свежеуложенного бетона, т/м3	Максимальный класс бетона по прочности на сжатие (при В/Ц-0,4)	Минимальный класс бетона
	Вяжущее—порт. ландцемент (ш лакопортландцемент) М500	Мелкий заполнитель	Крупный заполнитель			
1а	360	Природный песок	*			
		600—700	110—1250	1,9—2,3	В40	В20
16	350	Природный песок	Гранодиорит			
		700	1200	2,27	В40	В20
1в	300	Известняковый	Известняк			
		670	1080	2,21	ВЗО	В20
1г	350	Природный песок	Известняк			
		700	700	2,2	ВЗО	В20
		*	*			
2а	350	950	1000	2,44	ВЗО	В25
26	330	Гранодиорит	Гранодиорит			
		1020	ИЗО	2,6	В40	В25
2в	350	Габбро-диабаз	Габбро-диабаз			
		920	920	2,4	ВЗО	В25
		*	*			
3	350	1000	1000	2,55	ВЗО	В15
* Тип составляющих соответствует приведенному в табл. 5.2.
119
Таблица 5.4. Нормативное сопротивление бетона
Рид сопротивления	Обозначение нормативного сопротивления		Сопротивление бетона, МПа, при классе бетона по прочности на сжатие					
		В15	В20	В25	взо	В40	В50
Сжатие осевое (призменная прочность)		11	15	18,5	22	29	36
Растяжение осевое	Rbtn	1,15	1,4	1,6	1,8	2,1	2,3
практике могут и должны корректироваться в зависимости от качества составляющих и требований, предъявляемых к бетонам. Химические составы и ядерная плотность бетонов также зависят от вида применяемых заполнителей, химический состав которых может быть различен даже для горных пород и руд, носящих одинаковые названия.
Подбор составов бетонов, гранулометрический состав заполнителей, а также выбор технологии приготовления бетонных смесей и их укладки производятся в соответствии с существующими нормами и правилами. Все начальные свойства бетонов определяются при нормальной температуре (20 °C) и зависят от их класса. Нормативные и расчетные сопротивления бетонов различных классов приведены в табл. 5.4.
5.2.	ЭФФЕКТИВНЫЕ МАТЕРИАЛЫ
Для ослабления излучений различных ядерных установок создано значительное количество эффективных защитных материалов, часть которых уже применяется. Защитные свойства эффективных строительных материалов зависят от их плотности и химического состава (табл. 5.5). Рассмотрим некоторые из них, нашедшие наибольшее применение.
Серпентинитовый бетон. В качестве заполнителя для этого бетона применяется метаморфическая горная порода серпентинит, сложенная в основном минералом класса силикатов — серпентином [Mg3(Si40io) (ОН)8]. Это плотная порода зеленого цвета различных оттенков. ее плотность 2,4—2,9 г/см3, твердость 2,4—3,5 (по шкале Мооса), прочность 40— 60 МПа. Основной причиной применения серпентинита в качестве заполнителя для защитных бетонов является большое содержание химически связанной воды (10—15% по массе), которая к тому же при нагреве породы заметно теряется лишь при температуре более 450 °C. Плотность бетонов, приготовленных на серпентинитовом щебне и песке, составляет 2,2—2,35 г/см3. Содержание воды в серпентинитовом бетоне достигает 15% по массе, из них 10—12% содержится в заполнителе и 3—
Коэффициент ослабления гамма-излучв' ния с =3 МэВ	s0I-(jm/sk) * И		со ©о ао х#* со со	со	со	со о сч сч со со со	со	со	со со xt< со со со	со	со	со
	2		СО xf xf* — СО —0-1 С5 05 05 О 05 xt< О 04 со со со со Г-	со ю ю
накопления на толщи-100—150 см	' а еИ/	у" 3. а У я	со а о	о о to | 1 I 05 сэ О	О 04	- III — 00 о сч
аз ' □ я д — <3J S =г S	/сп т.н		•	о — ЮС0004000	О со о со 00 г—
О 6 о	X е с		хГ СО 04 04 04 О) ф со О О О Г-04 — 0 СО 04 — оз о
,	,01-и ‘поноахиаи XHdiong винэДэагая вншЩ			со Ь- b- х#« ю — LO со СО о г- ь- ю о — о о о —И	W-4
«шчд т.н	з кинэйэянн эинэьээ			Г-	Ю Ю	ю 00 СО о> со со со 05 о ООО
	GO		1 1 R	ё I 1
кг/м8	Са Fe		СО ю о	ь. о о 1 I 1 оо со со	ь- со со III	04	xf«	о	04	04 <	—	со	со 1	t	.	04 xf	t"-	,	00	00 1	I	I	со СО	СО	1	05	о
к элементов,	IS	IV		1	1	t	05 —	04	—	05	О о со	ю	ю	со	со 1	1	1	со со	04	—	04	04 |	I	I	04 О	Г-	1	Ю	LO 1	1	1	xf СО	00	1	ю	ю
я я о о У S S S >4 05 S а св * О,	С Na Mg		1	1	1 gj 1 s	«	|	| 1	1	1 1 1 1	й	1 1 g g 1 J 04	|	1 Ю
0) к о о	CQ		I m i| Ils
	О к		05	О О Г- со — —« оо	1 1	о Ю	со	со	оо	со 00	1 1	0-0	—	ю	ю —	—< со	ю о	.	.	о	о —	СО со	04 —	1	1	—	—
„и/ля ‘	qioOHioiru		о 04 2 R оо со §OW 0 0)0001- Ю 04 04 —	—ч — СО СО СО хГ xf
Материал			Вода Полиэтилен Полиэтилен с бором Серпентинитовый бетон Магнетитовый бетон Магнетитовый бетон на жидком стекле Гематитовый бетон Бетон на скрапе Бетон на скрапе с бором
’Количество фтора (F) в этом материале.
120
4% — в цементном камне. Примерный состав серпентинитового бетона, кг/м3: портландцемент — 200—300; серпентинитовый песок — 600—650; серпентинитовый щебень — 1050— 1250; вода — 180—240. Кубиковая прочность серпентинитового бетона при сжатии составляет 9—21 МПа.
Железосодержащий бетон. Для получения бетонов большой плотности в качестве заполнителей используется различная железная руда (железорудный бетон): лимонитовая, магнетитовая, гематитовая. В строительстве атомных электростанций наибольшее применение получили магнетитовая и гематитовая руды. Дроблением и рассевом руды получают песок и щебень, которые используют для приготовления бетонов.
Магнетитовая руда слагается минералом класса окислов — магнетитом (ЕезО^ с примесями MgO, Сг20з, А120з и др. Плотность магнетита 4,9—5,2 г/см3, твердость 5—6, плотность магнетитовой руды 4,4—4,9 г/см3. Примерный состав магнетитового бетона, кг/м3; портландцемент — 300—400, магнетитовый песок •— 600—1300, магнетитовый щебень — 1500—2800, вода — 150—300. Плотность магнетитовых бетонов 3,2—4,1 г/см3, прочность при сжатии 20—45, при растяжении — 4— 8 МПа, модуль упругости — 40 000— 60 000 МПа.
Гематитовая руда сложена минералом класса окислов гематитом (Fe2O3) и содержит примеси MgO, А120з, SiO2 и др. Плотность гематита 5,0—5,3 г/см3, твердость 5—6, плотность гематитовой руды 3,2—4,3 г/см3. Примерный состав гематитового бетона, кг/м3: портландцемент — 300—350, гематитовый песок — 900—1100, гематитовый щебень — 2100—2300, вода — 190—220. Плотность гематитовых бетонов 3,3—3,9 г/см3, кубиковая прочность 14—16 МПа. На практике часто находит применение бетон на комбинирован
ных заполнителях (песок обычный минеральный, а щебень — из гематитовой или магнетитовой руды).
Для получения сверхтяжелых бетонов применяют заполнители, изготовляемые из чугуна, железа и стали. Известны два вида сырья: чугунная, железная или стальная дробь, выпускаемая промышленностью для различных целей, и отходы, получаемые при изготовлении в машиностроительной промышленности различных изделий из чугуна, стали и сплавов, которые измельчаются до нужных размеров.
Используя стальную дробь, можно получить бетон плотностью до 6,2 г/см3. Примерный состав сверхтяжелого бетона, кг/м3: дробь — 2640, обрезки железа — 2640, цемент — 400, вода — 160; плотность в эксплуатационном состоянии 5,76 г/см3.
На практике сверхтяжелые бетоны используют редко, большее применение нашли обычные тяжелые и серпентинитовые бетоны на комбинированных заполнителях. Плотность таких бетонов может изменяться в интервале от 3,5 до 5,0 г/см3: прочность при сжатии 25— 40 МПа, модуль упругости 29 000—49 000 МПа.
Бетон из отходов промышленности. Производство черных и цветных металлов сопровождается образованием большого количества отходов, часть которых может быть использована для приготовления бетонов. В частности, при производстве металлов образуется большое количество шлаков, пыли, скрапа, обрезков, окалины и т. п., которые можно использовать для получения защитных бетонов. Из большого количества различных отходов черной металлургии наибольший интерес представляют прокатные окалины обжимных и листопрокатных цехов, окалина машинной огневой зачистки, доменные и конвертерные шлаки.
Объем выхода окалины на одном металлургическом заводе средней мощности состав-
Таблица 5.6. Физико-механические свойства окалины
Окалина
Показатель	листопрокатного цеха		прокатного обжимного цеха		машинной огневой зачистки
	фракции, мм				
	5-10	0-5	5—10	0-5	0—55 мм
Модуль крупности песка Плотность, т/м3 Пористость, % Объемная насыпная масса, т/м3 Объемная насыпная масса в уплотненном состоянии, т/м3 Водопоглощение, % Содержание пластинчатых и игловатых зерен, %	5/. 9 1,82 . 2,08 5,44 17,3	3,447 96 3,75 2,32 2,85	к 4,256 2,18 2,59 0,49 47,6	3,2 ,396 2,73 2,615 3,19	1,6 5,557 13,8 2,68 2,97
121
Таблица 5.7. Состав и свойства бетона на прокатной окалине
ляет 100—250 тыс. т в год. Окалина машинной огневой зачистки образуется при удалении поверхностных дефектов газовым пламенем с блюмов, слябов и заготовок и представляет собой готовый кондиционный песок. Окалина прокатная обжимных и листопрокатных цехов образуется на поверхности слитков при нагреве и представляет собой смесь из мелких и крупных (до 40 мм) фракций. Гранулометрический состав прокатной окалины: песок (75—87%)., щебень фракции 5—10 мм (10— 20%) и 10—40 мм (3,5—5%). Стоимость 1 т отходов черных металлов составляет около 7 руб. Химический состав окалин, % по массе: Fe — 69—78; О — 24—25; Si — 1,5—0,5; Са— до 1; Мп, S, С, Ст, Al, Mg — сотые и десятые доли процента. По физико-механическим свойствам окалина относится к тяжелым материалам и отвечает требованиям, предъявляемым к заполнителям для тяжелых бетонов (табл. 5.6).
Свойства бетонов, приготовленных на прокатной окалине, поставки Новолипецкого металлургического комбината, приведенные в табл. 5.7, подтверждают, что бетоны на окалине отвечают требованиям, предъявляемым к особо тяжелым защитным бетонам. Расчеты и сравнение стоимости бетонов на различных заполнителях показали, что бетоны на окалине значительно дешевле бетонов на металлической дроби, окатышах и рудном концентрате (табл. 5.8).
Бетон с добавкой бора. Сечение поглощения тепловых нейтронов изотопа химического элемента В10 составляет 3838 барн. Поэтому даже небольшое содержание этого изотопа в материале (бетоне) защитного экрана приводит к резкому снижению потоков тепловых и надтепловых нейтронов по сравнению с материалом, где бор отсутствует. При поглощении теплового нейтрона ядром В10 испускаются гамма-излучение с энергией £,,=0,49 МэВ и а-частицы, а ядро Fe56 при таком же воздействии испускает фотоны с Ev=7,8 МэВ. Оче-
Таблица 5.8. Стоимость бетонов, изготовленных на различных заполнителях (применительно к строительству Южно-Украинской АЭС)
Заполнитель		Плотность, т/м3	Стоимость 1 м3, РУб.
Щебень	Песок		
Окалина не рассеянная		3,3	36,19
То же		3,5	37,18
Окалина фракционная		3,8	39,22
Гранит, чугунная	Обычный мине-	3,35	219,29
дробь	ральный		
Окатыши	Рудный концент-	3,35	67,59
	рат		
Чугунная дробь, ока-	То же	3,35	140,33
ТЫ ШИ			
122
видно, что при прочих равных условиях в защитном экране из материала, содержащего бор, уровни захватного (вторичного) гамма-излучения и радиационного энерговыделения будут ниже, чем в таком же материале, не содержащем бор. В определенных условиях при введении бора в защитный бетон можно уменьшить толщину защиты и снизить температуру ее радиационного разогрева.
Для приготовления бетонов, содержащих бор, можно в качестве заполнителя использовать горные породы, включающие минералы, в состав которых входит бор (атарит, борацит, боронатрокальцит, гидроборацит, датолит, колеманит и др.). Для этих же целей можно использовать искусственные борсодержащие материалы: карбиды бора, борат кальция, борированный трепел, борсодержащий шамот и др. Ниже приведены примерные составы (кг/м3) борсодержащих жаростойких бетонов, их плотность, г/см3, и кубиковая прочность, МПа.
Первый состав: серпентинитовый щебень — 806, гематитовый песок — 608, тонкомолотый серпентинит — 304, портландцемент — 304, вода — 304, карбид бора — 24; плотность 2,35; кубиковая прочность 18—20.
Второй состав: шамотный щебень — 825, гематитовый песок •— 598, тонкомолотый шамот — 299, портландцемент — 299, вода — 293, карбид бора — 24; плотность 2,35, кубиковая прочность 45—50.
Третий состав: хромитовые щебень •— 1175, песок — 831 и тонкомолотая добавка — 297; портландцемент — 297, вода — 263, карбид бора — 37; плотность 2,69, кубиковая прочность 20—23.
5.3.	ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ НА СВОЙСТВА ЗАЩИТНЫХ МАТЕРИАЛОВ
Изменение структуры и свойств материалов, вызываемых ионизирующими излучениями, зависит от двух главных факторов: исходного материала — его химического и фазового состава, структуры на молекулярном и надмолекулярном уровне, строения материала и его свойств; воздействия — радиационных нагрузок, т. е. компонентного и энергетического состава ионизирующих излучений, воздействующих на исходный материал, плотности их потоков, интенсивности излучений, величин поглощенных доз, мощностей поглощенных доз и условий облучения.
Радиационные нагрузки на строительные конструкции. Плотность потоков частиц или фотонов и интенсивность излучений вокруг источников ионизирующих излучений различаются в значительных пределах. Так, например, плотность потока нейтронов вне активной зо
ны ядерного реактора может составить 5Х ХЮ13 нейтр-см-2-су1, а у изотопного источника нейтронов 1Q3—104 нейтр-см-2-с-1. Интенсивность излучения за корпусом ядерного реактора может достичь 1013 МэВ-см-2-с-1, а около изотопного источника может быть равной лишь 102—103 МэВ-см-2-с-1. Эти данные показывают, что радиационные нагрузки на материалы конструкций и узлов ядерных установок меняются в значительных пределах.
Плотность потока нейтронов в активной зоне энергетических реакторов на тепловых нейтронах достигает 1013—1014 нейтр• см-2-с-1, а на быстрых нейтронах — даже 1016 нейтр X Хсм-2-с-1. В результате ослабления в материалах активной зоны, теплоносителе и отражателе поток нейтронов за корпусом реактора обычно на два-три порядка ниже, чем в активной зоне. Таким образом, плотность потока нейтронов, падающих на строительные конструкции и защиту вокруг современных энергетических ядерных реакторов, может достигать 1012—1013 нейтр-см-2-с-1, а интенсивность излучения 1012—1013 МэВ-см^-с-1. Исходя из срока службы энергетического реактора, равного 30 годам, интегральные дозы облучения узлов, элементов и конструкций, расположенных непосредственно за его корпусом, составят около 1021—1022 нейтр-см-2, или 1013—1014 рад.
Помимо активной зоны реактора источником ионизирующих излучений являются также элементы системы теплоносителя первого контура. Проходя через активную зону реактора с интенсивным потоком нейтронов, теплоноситель активируется за счет образования активных ядер теплоносителя, его примесей, коррозионных продуктов системы и утечки продуктов деления через оболочки тепловыделяющих элементов. Уровни активации теплоносителя существенно зависят от его типа. В СССР в большинстве энергетических ядерных реакторов в качестве теплоносителя используется вода. Интенсивность излучения вокруг циркуляционных насосов и трубопроводов теплоносителя первого контура водо-водяного энергетического реактора может составлять 107—108 МэВ-см-2-с-1. При этих уровнях радиации поглощенная доза в окружающих элементах и конструкциях за 30 лет достигает Ю8—1010 рад.
Значительные поля излучений формируются около емкостей для хранения и переработки продуктов деления. Интенсивность излучения из емкости с продуктами деления в зависимости от времени выдержки может составить 1010—1012 МэВ-см_2-с_1, а поглощенная доза в материалах окружающих устройств и конструкций лишь за один год может достигнуть 109—1011 рад.
123
Как уже отмечалось, основными материалами для защитных экранов от ионизирующих излучений являются бетоны и растворы. При облучении в структуре бетона и его составляющих образуются радиационные дефекты (Приложение 5.1), накопление которых приводит к изменению физико-технических свойств каждой из составляющих, а также слагаемой ими системы — бетона. Естественно, что радиационная стойкость бетона в значительной степени связана с радиационной стойкостью слагающих его составляющих.
Влияние облучения на свойства заполнителей. Горные породы и руды металлов используются в качестве заполнителей бетонов. Под действием ионизирующего излучения в кристаллической фазе этих материалов образуются радиационные дефекты, по мере накопления которых начинается деформация кристаллической решетки, а длительное облучение может привести к ее полной аморфизации. Естественно, что переход материала из кристаллического состояния в аморфное сопровождается изменением всех его свойств. Поэтому представляет большой интерес изучение влияния облучения на кристаллическую составляющую горных пород и руд — главные породообразующие минералы классов силикатов, карбонатов и окислов.
Силикаты являются главными породообразующими минералами глубинных и излившихся магматических горных пород, многих осадочных и некоторых метаморфических. По структуре различают .островные, цепочечные, ленточные, слоистые и каркасные силикаты, которые состоят из кремнекислородных тетраэдров. Соединяясь друг с другом общими атомами кислорода или металлов, тетраэдры создают многообразные структуры минералов силикатов.
При облучении, в основном под действием нейтронов, в кристаллах минералов происходит смещение атомов из равновесного положения в узлах кристаллической решетки и кратковременный разогрев в зонах тепловых пиков. В результате этого в кристаллической структуре минералов образуются точечные дефекты, а при дальнейшем облучении — группы и области дефектов. При облучении минералов в них происходят следующие изменения: постепенное нарушение периодичности кристаллической структуры как следствие накопления точечных дефектов и их комплексов; частичный или полный переход одних минералов в другие (а-кварца в p-кварц, магнетита в гематит, серпентинита в оливин и т. п.); полная аморфизация кристаллической структуры.
Эти структурные изменения минералов внешне проявляются в анизотропном измене-124
Рис. 5.1. Зависимость объемных радиационных деформаций минералов от флюенса нейтронов (Фн_):
V — начальный объем; Д Vизменение объема после облучения; 1 — при полной аморфизации; 2 — при максимальной концентрации точечных дефектов
нии параметров кристаллической решетки и размеров кристаллов до 6—7% (линейные радиационные деформации), увеличении объема до 18% (объемные радиационные деформации), уменьшении плотности до 15%.
Анизотропное расширение монокристаллов минералов вызывает появление напряжений в местах контакта с соседними монокристаллами. По мере дальнейшего облучения увеличиваются радиационные деформации и, следовательно, напряжения. Когда напряжения превысят предел прочности материала, произойдет разрушение и возникнет микротрещина. Продолжение облучения приведет к раскрытию трещины и разрушению материала. По этой причине радиационные деформации поликристаллов минералов значительно больше радиационных деформаций слагающих его монокристаллов минералов (за счет объема трещин).
Облучение минералов флюенсом нейтронов до 1019 обычно не приводит к заметному изменению их свойств. По мере увеличения флюенса нейтронов начинают проявляться радиационные деформации, при значениях 1020— 1021 они достигают наибольшего уровня и стабилизируются (рис. 5.1).
Число радиационных дефектов, которые создает один нейтрон в исходной структуре минерала, зависит от его энергии. Установлено, что при энергии нейтронов Ен<10 кэВ су-
Рис. 5.2. Энергетические спектры потоков нейтронов:
1 — содержащий больше нейтронов с высокой энергией (жесткий спектр); 2 — содержащий больше нейтронов с низкой энер^ гией (мягкий спектр)
Рис. 5.3. Зависимость сечения образования смещений ос,, в кварце от энергии нейтронов
щественных радиационных изменений в структуре минералов не происходит. Поэтому, рассматривая зависимость изменения структуры и свойств минералов от флюенса нейтронов, следует учитывать только нейтроны с Е-^ 5=10 кэВ.
Энергетический спектр потока нейтронов, облучающих материалы, в разных местах конструкций может значительно отличаться. В одном месте (рис. 5.2, кривая 1) доля нейтронов с энергией более 0,4—0,8 МэВ будет значительно большей, чем в другом (рис. 5.2, кривая 2). Число радиационных дефектов определяется сечением образования смещений асм (рис. 5.3). Поэтому более правильно рассматривать радиационные изменения в материале в зависимости не от флюенса нейтронов (Ен^Ю кэВ), а от количества смещений, которые эти нейтроны производят в структуре облучаемого материала. При прочих равных условиях число смещений, создаваемых потоком нейтронов жесткого спектра, будет больше, чем число смещений, создаваемых потоком нейтронов мягкого спектра (рис. 5.2). Поскольку именно от числа радиационных дефектов (смещений) и зависят объемные радиационные деформации, при одном флюенсе они могут быть разными (рис. 5.4). Нейтроны мягкого спектра вызовут в кристалле небольшое число смещений, и его радиационные деформации будут относительно невелики. При этом же флюенсе нейтронов ФН1, но жесткого спектра число смещений в кристалле будет значительно большим, поэтому радиационные де-
J D / или	v т w /
,»н,неДтр-см-2 т , , ,
0.7	0,2 ОД 0,40,50.60,81,0
Число смещений, на. атом, отн. еЭ.
Рис. 5.5. Зависимость радиационных деформаций кварца от флюенса нейтронов (1, 2, 3) и числа рассчитанных смещений (!', 2', 3') при различных параметрах реакторов:
1, 2, 3 — объемные радиационные деформации кварца после облучения разными спектрами нейтронов при температуре соответственно 120—160 °C до 180 °C и до 240 °C
формации тоже будут больше, т. е. (AV/V) i> >(AV/V)2. Проведенные экспериментальные исследования на кварце показали, что сходимость между радиационными деформациями облученного в разных по спектру потоках нейтронов материала лучше при рассмотрении их в зависимости от числа рассчитанных смещений, чем в зависимости от флюенса Фн с Ен^ ^10 кэВ (рис. 5.5).
Число дефектов, которые образуются в кристалле при его облучении, зависит от температуры, сопутствующей облучению. Чем больше температура облучаемого материала, тем больше вероятность рекомбинации дефектов, т. е. уничтожения радиационных дефектов за счет тепловой энергии. Поэтому при высокой температуре общее число дефектов в материале меньше и, следовательно, в меньшей степени наблюдается изменение свойств. На рис. 5.6 показано изменение радиационных деформаций кварца, облученного флюенсами нейтронов 2-1020 и 3-1020, в зависимости от температуры облучавшихся образцов.
Радиационные дефекты, образующиеся при облучении минералов разного строения, неодинаково влияют на радиационные деформации
Рис. 5.4. Объемные радиационные деформации кварца после облучения флюенсами с жестким (1) и мягким (2) спектрами нейтронов
Рис. 5.6. Зависимости объемных радиационных деформаций кварца, облученного флюенсом нейтронов 2- 1О20 (1) и 3-1020 (2) с £и^10 кэВ, от температуры
125
Рис. 5.7. Объемные радиационные деформации минералов силикатов разного строения после облучения нейтронами с £н^10 кэВ:
/ — кварц (каркасный); 2— олигоклаз, микроклин (каркасные); 3 — пироксены (цепочечные); 4 — роговая обманка (ленточная);
5 — оливин (островной)
и изменения других свойств этих минералов. Радиационные деформации минералов силикатов разного строения значительно различаются (рис. 5.7). Так, после облучения флюенсом нейтронов (2-:-4) -1020 объемные радиационные деформации кварца достигают примерно 18%, полевых шпатов (каркасные силикаты)—6—8%, пироксенов (цепные силикаты) — 2—3%, роговых обманок (ленточные силикаты) — 2% и оливенитов (островные силикаты) — 1%.
Радиационные деформации минералов класса карбонатов и окислов после облучения флюенсом нейтронов (1-э-5)-1020 (£п>10 кэВ) относительно невелики: кальцита — до 0,5%, магнезита — до 0,6%, сидерита и доломита — до 0,8%, гематита — до 0,9%, магнетита — до 0,6%; деформации хромита и шпинели не зарегистрированы.
Горные породы являются сырьем, из которого производят крупный и мелкий заполнители для всех видов защитных бетонов. Происхождение, минералогический и химический составы, структуры горных пород приведены в табл. 5.9.
При облучении горных пород в слагающих их кристаллах — минерале и аморфной фазе — стекле накапливаются радиационные дефекты, которые проявляются в изменении их физико-технических характеристик. Все эти изменения фрагментов горной породы по мере их накопления начинают сказываться на свойствах слагаемой ими системы — горной породы.
Следствием облучения составляющих горной породы являются радиационные деформации: отрицательные — стекла (до 3%) и положительные— минералов (от 1 до 20%). 126
В результате анизотропий радиационных деформаций минералов в горной породе возникает сложное напряженное состояние, в зонах концентрации напряжений образуются трещины, раскрытие которых может привести к разрушению образцов горных пород без приложения внешних усилий. Радиационные деформации горных пород (ДР/Р)г.п больше радиационных деформаций минералов (ДV/V)M, слагающих эту породу, за счет объема трещин (ДУ/Ютр:
(ДУ/У)г.п=(ДУ/У)м+(АУ/У)тр. (5.3)
Микро- и макротрещины, образовавшиеся в горной породе в результате облучения, являются главными макроскопическими радиационными дефектами, и их появление является основной причиной изменения свойств горных пород (прочности, деформативности, теплофизических свойств и т. д.).
Изменение свойств горной породы зависит от объема трещин, величины зерен и кристаллических сростков минералов, слагающих горную породу, а также от наличия аморфной фазы (рис. 5.8).
Радиационные деформации горных пород увеличиваются с ростом флюенса нейтронов до тех пор, пока не произойдет насыщения радиационных дефектов. Полнокристаллические средне- и крупнозернистые породы в этом состоянии саморазрушаются. Степень радиационных изменений горных пород увеличивается при большей энергии нейтронов (жесткости спектра) и уменьшается с повышением температуры облучения.
Влияние минералогического состава горной породы на изменение ее свойств после облучения объясняется различной радиационной деформативностью минералов (рис. 5.7). Чем больше радиационная деформативность данного минерала и чем больше его содержится в
Рис. 5.8. Изменение модуля упругости АЕ/Е горных пород после облучения в зависимости от объема образовавшихся трещин (а) и исходной структуры породы (б):
/ — горная порода с крупнозернистой структурой; 2 — с мелкозернистой структурой; 3 — с порфировой структурой (кристаллы в аморфной матрице)
'Таблица 5.9. Горные породы, используемые для приготовления заполнителей бетонов и растворов
Горная порода	Тип	Структура	Содержание SiO2, %	Минералы	
				главные	второстепенные
		Магматически	е породы		
Пегматти	Глубинная	Крупнозернистая	Более 75	Полевой шпат	Кварц
Аляскит	»	Среднезернистая	Более 75	Кварц	Полевой шпат
Гранит	»	Зернистая, редкопорфировая	65—75	Полевой шпат, кварц	Слюда, роговая обманка, авгит
Липарит, кварцевый порфир	Излившаяся	Порфировая, стекловатая, редкотонкозернистая	65—75	То же	То же
Сиенит	Глубинная	Зернистая, редкопорфировая	52—65	Ортоклаз, роговая обманка, авгит, слюда	Кварц, оливин
Диорит	»	То же	52—65	Плагиоклазы, роговая обманка	Авгит, слюда
Андезит	Излившаяся	Тонкие кристаллы, заполненные стеклом	52—65	То же	То же
Трахит	я	Порфировая	52-65	Ортоклаз, рбговая обманка, авгит, слюда	Кварц, оливин
Бескварцевый порфир	я	»	52—65	То же	То же
Порфирит	я	»	52—65	Плагиоклаз, роговая обманка	Авгит, слюда
Г аббро	Глубинная	Зернистая	40—52	Полевой шпат, авгит	Роговая обманка оливин, слюда
Базальт	Излившаяся	/Мелкозернистая, стекловатая	40—52	То же	То же
Диабаз	Я	Зернистая, реже порфировая	40—52	То же	То же
Пироксенит	Глубинная	Зернистая	Менее 40	Авгит	Оливин
Перидотит	л		Менее 40	Оливин, авгит	Роговая обманка
Дунит	»	Осадочные	Менее 40 породы	Оливин	Магнетит
Песок	Обломочгая рыхлая	Кристаллическая	85—95	Полевой шпат, кварц	Слюда
Песчаник	Обломочная сцементированная	»	85—95	То же	
Известняк	Биохимическая карбонатная	»	Менее 10	Кальцит, доломит	Магнезит, кварц
Доломит	То же	» Метаморфическ	Менее 10 и е пород!	Доломит, кальцит я	То же
Серпентинит	Магматическая или осадочная карбонатная	Кристаллическая	40—45	Серпентин	Оливин, кварц
Примечание. Горные породы с содержанием S1O2 более 75 % считаются ультракислыми; 65—75 % — кислыми; 52—65 % — среднекислыми; 40—52 %—основными и менее 40 % — ультраосновными.
породе, тем больше радиационная деформа-тивность этой породы. Например, линейные радиационные деформации пород, сложенных в основном кварцем и полевым шпатом (кислые и среднекислые породы, см. табл. 5.9), достигают 6% (рис. 5.9), т. е. AZ/Z<6%. Радиационные деформации пород, главными породообразующими минералами которых являются полевые шпаты, амфиболы и пироксены, меньше: AZ/Z<4% и пород, сложенных пироксенами и оливинами, еще меньше: AZ/Z<2,5%.
Карбонатные породы претерпевают мень
шие радиационные изменения, чем породы, сложенные силикатами. Радиационные деформации (AV/V) доломита составляют 3%, а известняка — лишь 1%. Такой же характер изменений имеют после облучения руды, главными породообразующими минералами которых являются окислы. Гематитовая руда имеет (АК/К)^3%, магнетитовая — до 1%, хроматовая— меньше 0,5%.
Радиационные изменения горных пород зависят от их структуры: степени кристалличности, размера зерен, наличия и количества
127
Рис. 5.9. Линейные радиационные деформации А/// горных пород различного минерального состава после облучения нейтронами с £'„>10 кэВ:
1 — область радиационных деформаций горных пород, минералогический состав которых определяется кварцем и полевым шпатом; 2 — то же полевым шпатом и пироксеном; 3 — то же пироксеном и оливином; 4 — то же оливином
аморфной фазы. Так, например, при прочих равных условиях и одинаковом минеральном составе линейные радиационные деформации глубинной полнокристаллической среднезернистой породы габбро составляют более 4%, а ее аналогов — излившихся тонкозернистых пород диабаза и базальта — менее 3%.
Влияние облучения на свойства вяжущих. Наибольшее распространение в качестве вяжущего защитных бетонов и растворов получил обычный портландцемент, клинкер которого состоит из минералов: трехкальциевого силиката 3CaO-SiO2 (C3S— алит), двухкальциевого силиката 2CaO-SiO2 (C2S — белит), трехкальциевого алюмината ЗСаО-А12Оз (С3А) и четырехкальциевого алюмоферрита 4СаО-Al2O3-Fe2O3 (C4AF). После облучения флюенсом 5-1020 усадка этих гидратированных минералов составляет 0,4—0,8%, прочность C3S и C2S снижается на 50—60%, а прочность С3А и C4AF не изменяется.
Влияние облучения на содержание воды в портландцементном камне (В/Ц=0,38) характеризуется данными, приведенными в табл. 5.10, из которой видно, что потери воды в цементном камне после облучения возрастают в 3 раза, что происходит в результате разложения кристаллогидратов и радиолиза воды. Облучение сопровождается выделением газа в объеме около 1500 см3 на 1 кг цементного камня при поглощенной дозе 1,5-1011 рад. Состав газа, %' объема: Н2 — примерно 32—62; О2 — около 20; (N-f-CO)—-примерно 15—46; СО2— 1—3.
Усадка цементного камня после облучения флюенсом (5-7) • 1020 достигает 3 % (рис. 5.10), сохраняется форма образца и не образуются трещины. Установлена линейная зависимость между радиационной усадкой цементного камня и потерей воды: свободной (в крупных 128
Таблица 5.10; Содержание воды
в портландцементном камне после радиационной и термической обработки
Температура обработки. °C	Радиация (Фн-102о), нейтрсм'2	Содержание Н2О, кг	Потери Н2О, %
20			0,127	
200	—	0,114	10
300	,i...	0,108	15
200	3,6	0,085	30
300	5,9	0,071	44
пустотах и капиллярах), капиллярной (в мелких капиллярах), адсорбционной (в гидратных оболочках гелиевых пор) и химически связанной.
Прочность образцов цементного камня трехлетнего возраста после облучения (Фпя» ^Ю21) снизилась на 40%. Испытания образцов из цемента с большим содержанием алю-моферритных минералов после облучения показали большую стабильность прочности.
Ползучесть цементного камня при облучении Фн— (9-J-11) -1020 и при о—0,1 Rcm оказалась в 10 раз больше, чем его ползучесть при температуре 200—300 °C, сопутствующей облучению. С увеличением В/Ц ползучесть цементного камня растет:
В/Ц	Мера ползучести С
0,28	5-10-5
0,38	6-10“5
0,48	8-10-5
Здесь С=е/а; е — деформация ползучести, см/м; — напряжение, Па; RctK — сопротивление бетона при сжатии, Па. Данные ползучести приведены для цементного камня после облучения Фн— (9-г—11) • 1020 при <т=0,17?Сж.
Имеющиеся данные свидетельствуют, что портландцемент является хорошим вяжущим для бетонов и растворов, облучаемых нейтронами при флюенсах до 1021.
Влияние облучения на свойства бетонов. Изменение свойств бетонов и растворов после облучения зависит от следующих факторов: технологического состава бетона — количества, мцнералогического состава, структуры и крупности заполнителя; количества, минерального состава и структуры цемента;
Рис. 5.10. Влияние нагрева и облучения на линейные деформации цементного камня
условий облучения — флюенса нейтронов (Фн), плотности потока и энергетического спектра нейтронов (Ен), а также температуры, сопутствующей облучению (Гобл).
Объемные радиационные деформации бетона (ДУ/У)б являются функцией условий облучения fi и состава бетона f2:
✓"fl (ФН> ^Н> Т’обл);	/£ 4)
б^/2(ДУ/У3, ДУ/Уц;к, Суп),
где ДУ/Уз и ДУ/Уц.к — радиационные деформации заполнителя и цементного камня соответственно; Суп — коэффициент уплотнения заполнителя, равный У3/Уз.уп; Уз — объем заполнителя в данном бетоне; У3.уП — объем уплотненного заполнителя, определяемый из отношения уо/рк0, здесь уо — объемная насыпная масса смеси зерен заполнителя в уплотненном состоянии; рк° — плотность заполнителя в куске.
При Суц=1 зерна заполнителя имеют непосредственный контакт друг с другом. При Суп< 1 между зернами заполнителя находится слой раствора или пленка цементного камня.
При облучении происходят радиационные деформации заполнителя (ДУ/У)3 и цементного камня (ДУ/У)ц.к, в результате которых в бетоне возникает сложное напряженное состояние. В контактной зоне, на границе зерен, в местах концентрации напряжений образуются трещины, раскрытие которых может привести к разрушению бетона без приложения внешних усилий. Главным следствием этого является наличие в облучаемом бетоне радиационных деформаций, зависящих от радиационной де-формативности заполнителя и объема трещин в бетоне. Повышение температуры, сопутствующей облучению, снижает количество радиационных дефектов и деформации заполнителя (см. рис. 5.6) и, следовательно, бетона.
В обычных условиях прочность цементного камня и прочность бетона связаны линейной зависимостью (рис. 5.11,а). Изменение прочности заполнителя меньше сказывается на изменении прочности бетона: при Rs—0,5 Rq — =0,82, тогда как при 7?цк=О,5 Еб=0,5 (рис. 5.11,6). При облучении на прочность бетона влияет не только изменение прочности цементного камня и заполнителя, но и процесс образования трещин (результат взаимосвязанных радиационных деформаций бетона, заполнителя и цементного камня). Трещины, образовавшиеся в облученном бетоне, являются теми макроскопическими дефектами его структуры, обусловливающими главную причину изменения всех его свойств и в том числе прочности.
Прочность при сжатии и растяжении облученного бетона можно определить по формулам
/Дж	т т отсж/?сж 	Я)
'б.ост тц.к"*з'"тр Лб.исх,	'
9—6063
Рис. 5.11. Зависимость изменения прочности бетона Re от прочности цементного камня Рц.к (а) и прочности заполнителя R3 (б) в нормальных условиях (сплошные линии), после облучения (-)—|—У) и после нагрева (Ооо). Индексом «г» обозначены показатели прочности бетона на гранитном заполнителе, остальные точки — на кварцевом заполнителе
рраст _ ™	растирает	р,
Аб.ост — /«.(ДЩЩтр Г\б.ИСХ,	(p.OJ
где /?бЖост и Ебаост — остаточная прочность облученного бетона при сжатии и растяжении; Еб^сх и Еб^сх — исходная прочность бетона при сжатии и растяжении до облучения; тц.к— коэффициент, позволяющий учитывать влияние изменения прочности цементного камня на прочность бетона; т3 — коэффициент, позволяющий учитывать влияние изменения прочности заполнителя на прочность бетона: mip и <аст—коэффициенты, позволяющие учитывать снижение прочности бетона при сжатии и растяжении в результате образования трещин в бетоне после облучения (рис. 5.12).
Шц К== Ец.к.ост,	(5.7)
где Ец.к.ост — остаточная прочность цементного камня после облучения, выраженная в долях Рцк=1 (рцк — исходная прочность цементного камня до облучения);
п0,29
77Z3 — Аз,ост»
где 7?з.осТ — остаточная прочность заполнителя после облучения, выраженная в долях Rз.исх— =1 (Рз.исх — исходная прочность заполнителя до облучения);
7Ит7 = -0,1Утр+ 1; <CT = e-°’7V
Рис. 5.12. Изменение коэффициента прочности облученного бетона rrt'f при сжатии (1) и/дРрСТ при растяжении (2) в результате изменения объема образовавшихся трещин Утр
129
Объем трещин, образовавшихся в бетоне после облучения, Гтр можно рассчитать по формуле
Гтг,= (Д VIV) б- 1/3Щ (А VIV) зщ—
- 1/3п (Д VIV) Зп— 1/ц.к (А VIV) ц.к, (5.8) где (ДV/V)5, (ДУ/7)3Щ, (АУ/У)3” и (ДУ/1/)ц.к-относительные объемные радиационные деформации соответственно бетона, щебня, песка и цементного камня; Г3Щ, V3n, Гц.к — относительный объем щебня, песка и цементного камня в долях единицы, за которую принят объем бетона.
Влияние объема трещин Гтр на снижение прочности бетона при сжатии и растяжении должно учитываться при выборе заполнителя и технологического состава бетона при конкретных условиях его эксплуатации.
Приведенные выше сведения о влиянии облучения на бетон и его составляющие позволяют сделать следующие основные выводы.
1.	В защитных экранах от ионизирующих излучений при флюенсах нейтронов до 1021 и более можно и нужно применять бетон.
2.	Выбирая крупный и мелкий заполнители, следует знать характер изменения его свойств при облучении и учитывать радиационную деформативность, которая определяется минералогическим составом, степенью кристалличности, энергетическим спектром нейтронов и температурой эксплуатации.
3.	Вяжущим для бетонов принимается обычный портландцемент.
4.	Бетоны для защиты следует готовить из местных матералов, для чего необходимо исследование перечисленных выше параметров заполнителей и вяжущих.
Изменение свойств бетона под влиянием облучения является следствием накопления необратимых радиационных дефектов в микроструктуре материалов, входящих в состав бетона. В приложении 5.1 приведены термины и определения основных понятий радиационной стойкости материалов в соответствии с ГОСТ 18298—79. Применительно к бетонам указанные определения понимаются следующим образом.
Радиационная стойкость бетона— способность сохранять параметры (физико-механические, теплофизические и диэлектрические свойства) в заданных пределах во время и после воздействия излучения. Это определение является безразмерной качественной категорией.
Определяющий параметр радиационной стойкости бетона — конкретное свойство бетона (прочность или деформативность, теплопроводность, плотность и т. д.), изменение значения которого больше заданного (допускаемого) исключает возможность 130
применения бетона в данных конструкции, элементе, узле.
Критерий радиационной стойкости бетона — предельное (допускаемое) значение определяющего параметра его радиационной стойкости. Допустим, что для данных конструкции или элемента определяющим параметром является прочность бетона при сжатии. Эксплуатационные условия приводят к возникновению в этой конструкции сжимающих напряжений, равных 10 МПа. В этом случае независимо от класса бетона предельное значение определяющего параметра (прочности при сжатии) радиационной стойкости этого бетона равно 10 МПа, т. е. при классе бетона В10 или В20 предельное значение (критерий) радиационной стойкости этого бетона останется 10 МПа.
Радиационный эффект бетона — изменение его параметров (свойств) в результате воздействия ионизирующего излучения. Установлен радиационный эффект бетона в результате его облучения нейтронами. Влияние других видов ионизирующих излучений на изменение свойств бетонов до настоящего времени не отмечено. Поэтому ионизационный эффект в бетоне отсутствует, а радиационный эффект обусловливается эффектами смещения.
Показатель радиационной стойкости бетона — значение характеристики поля ионизирующего излучения, воздействующего на эксплуатируемую конструкцию, при котором достигается критерий радиационной стойкости бетона. Применительно к бетонам такой характеристикой поля ионизирующих излучений является флюенс нейтронов (нейтр-см-2), при котором достигается критерий радиационной стойкости. В рассматриваемом примере показателем радиационной стойкости бетона класса В10 является флюенс нейтронов, после облучения которым прочность при сжатии этого бетона не изменится; показателем радиационной стойкости бетона класса В20 является флюенс нейтронов, после облучения которым прочность при сжатии бетона уменьшится на 50%.
Из изложенного следует, что показатель радиационной стойкости (флюенс нейтронов) бетона даже вполне определенного состава не является постоянным. Один и тот же бетон может использоваться для изготовления разных элементов и конструкций, подвергающихся различным эксплуатационным условиям, которые и определяют предъявляемые к бетону требования. Только исходя из конкретных эксплуатационных условий (нагрузок), расчетной схемы и конструктивного решения, можно определить вид (сжатие, растяжение, срез) усилия и напряжения в бетоне данной конструкции.
Из большого количества свойств бетона можно обоснованно принять определяющий параметр, который будет являться определяющим только для данного бетона и только в конкретных условиях (нагрузки, схема, конструкция). Таким же образом определяется критерий радиационной стойкости бетона. Показатель радиационной стойкости бетона может быть определен по критерию радиационной стойкости этого состава, если существует (определена теоретически или экспериментально) зависимость изменения определяющего параметра бетона от флюенса нейтронов. Поскольку определяющим параметром бетона может быть любое его свойство, необходимо знать зависимость всех свойств от флюенса нейтронов. К сожалению, к настоящему времени такие зависимости получены только для ограниченного числа составов бетонов и отдельных их свойств. Тем не менее эти данные в сочетании с данными о радиационной стойкости заполнителей и вяжущих, а также понимание процессов и явлений, происходящих в бетоне при облучении, позволяют сформулировать ряд практических рекомендаций.
1.	Показателем радиационной стойкости бетона (назовем его показателем первого рода) данного состава является флюенс нейтронов с энергией более 10 кэВ, при котором обнаружен радиационный эффект бетона. Этот показатель для разных видов бетона изменяется в зависимости от минералогического состава и структуры горных пород, использованных в качестве заполнителя для приготовления бетона (табл. 5.11). В тех случаях, когда флюенс нейтронов, действующий на бетон конструктивного элемента, меньше показателя радиационной стойкости первого рода, радиа-
Таблица 5.11. Показатель радиационной стойкости первого рода бетонов различных составов
Номер состава бетона (табл. 5.3)	Крупный заполнитель	Флюенс нейтронов, нейтр-см*2, с энергией более 10 кэВ
1а	Осадочные карбонатные породы	2-Ю19
1а	Магматические породы	1 • 101»
16	Гранодиорит	1-101»
1в	Известняк	2-1020
1г	Известняк	2-101»
2а	Магматические породы	4-Ю19
26	Гранодиорит	4-Ю19
2в	Габбро-диабаз	4-1O10
3	Отвальный	доменный шлак	1-Ю2»
4	Хромитовая руда	1 - 1021
5	Гематитовая руда	3-101»
ционный эффект отсутствует и радиационная стойкость бетона сомнения не вызывает.
2.	Показателем радиационной стойкости второго рода бетона данного состава является флюенс нейтронов с энергией более 10 КэВ, при котором достигается критерий радиационной стойкости данного определяющего параметра бетона этого состава. Этот показатель является переменной величиной даже для бетона одного состава. Показатель радиационной стойкости второго рода зависит от вида определяющего параметра и критерия радиационной стойкости.
3.	Определяющий параметр является функцией расчетной схемы, нагрузок и конструктивного решения элемента или узла, в котором используется данный бетон. Поэтому в ходе проектирования можно создать конструкцию, в которой определяющим параметром радиационной стойкости бетона данного состава будет желаемое свойство. Естественно, что предпочтителен тот определяющий параметр, .который позволяет получить более высокий показатель радиационной стойкости бетона.
Рассмотрим два конструктивных варианта защиты энергетического реактора: первый вариант — массивная неразрезная железобетонная статистически неопределенная толстостенная цилиндрическая конструкция; второй вариант— сборная из бетонных блоков разрезная конструкция. В обоих вариантах в результате облучения внутренней поверхности защиты радиационный эффект бетона будет проявляться раньше и в большей мере во внутренних слоях защиты. Хотя в обоих вариантах использованы одни и те же цемент и крупный заполнитель (бетон класса В20, состав 16, табл. 5.3) и получен одинаковый радиационный эффект бетона, определяющие параметры разные. В первом варианте — это радиационная деформативность бетона, которая должна ограничиваться критерием (около 0,1 — 0,5%), исключающим возникновение в бетоне напряжений, превышающих допускае-
Рис. 5.13. Линейные радиационные деформации бетона разного состава (см. табл. 5.3):
1 на заполнителях с большим содержанием кварца; 2— 1а, 16, 2а, 2в и 4
131
Рис. 5.14. Изменение после облучения прочности при сжатии различных составов бетонов (Е„^ 10 кэВ): / — на кварцевых заполнителях; 2 — на заполнителях из маг-матитовых горных пород и природном песке; 3 — на серпентините; 4 — на гематите
мое значение. Во втором варианте — это снижение прочности бетона, которое должно ограничиваться критерием (около 50%), не допускающим разрушения бетона.
Показателем радиационной стойкости бетона в первом варианте будет флюенс нейтронов 0,64-1020 нейтр-см~2 (рис. 5.13), а во втором— 1,6-1020 нейтр-см-2 (рис. 5.14), т. е. во втором варианте показатель радиационной стойкости того же материала будет в 2,5 раза больше.
4.	Возможны случаи (узлы, конструкции, схемы), когда при одном определяющем параметре, но разных критериях радиационной стойкости бетона (отвечающих конкретным условиям его применения) один и тот же материал имеет разные показатели радиационной стойкости.
5.	В каждом конкретном случае, зная технологический состав бетона защиты, конструктивную схему и решение узла, напряжения, возникающие в его сечениях в период эксплуатации, можно найти показатель радиационной стойкости определенного бетона в данной конструкции применительно к заданным эксплуатационным условиям.
5.4.	КОНСТРУКЦИИ ЭКРАНОВ
Экраны для ослабления ионизирующих излучений выполняются из местных (табл. 5.1) и эффективных (табл. 5.6) защитных материалов. Прочностные и деформативные свойства защитных материалов определяют конструктивное решение защитного экрана. Все защитные экраны делятся на три типа: несущие, самонесущие и не несущие. Толщина экранов определяется из расчета ослабления излучения. При этом учитывают следующее:
несущие экраны воспринимают статические и динамические нагрузки от собственного веса, оборудования и механизмов и передают их на соседние строительные конструкции или фундаменты;
132
самонесущие экраны воспринимают нагрузки только от собственного веса и передают их на несущие конструкции;
не несущие экраны не воспринимают никаких нагрузок и выполняются из таких защитных материалов, которые не обладают необходимыми качествами для создания из них несущих или самонесущих конструкций (например, сыпучие материалы, вода и т. п.); экраны из таких материалов чаще всего осуществляются путем создания металлических емкостей необходимых габаритов, которые заполняются этими материалами.
Наиболее широкое применение для возведения защитных экранов получили бетон и железобетон. Бетонные защитные экраны могут иметь несколько конструктивных решений: монолитные, сборно-монолитные, сборные, сборно-засыпные и сборно-разборные.
Выбор конструктивного решения экрана производится на основании результатов технико-экономического анализа, проведенного применительно к конкретным условиям строительства.
Монолитная защита. Монолитные бетонные защитные экраны обладают рядом преимуществ перед всеми остальными конструктивными решениями экранов. Основные преимущества: возможность выполнения в условиях строительной площадки защитного экрана любой конфигурации, простота и высокая точность установки закладных деталей и проходок в защите, простота выполнения стыков монолитных конструкций, не требующих дополнительного расхода материалов и трудозатрат.
Основной недостаток монолитных конструкций — большая трудоемкость возведения, связанная с выполнением опалубочных работ и работ по уходу за свежеуложенным бетоном. Последнее особенно важно при производстве работ в зимнее время, когда необходимо устройство искусственного прогрева бетона. Кроме того, требуемые при сооружении монолитных защитных стен и особенно перекрытий леса занимают на длительный срок объемы, необходимые для монтажа оборудования или расположенных рядом строительных конструкций.
Качество поверхности бетонных монолитных защитных стен ниже, чем качество поверхности сборных конструкций, и требует проведения затирочных работ, а иногда и штукатурки, что также ведет к увеличению трудозатрат.
Сборно-монолитная защита конструктивно выполняется в виде несущей опалубки — облицовки из различных материалов, заполняемой монолитным бетоном. Сборно-монолитная конструкция защитных стен (рис. 5.15) облада-
Рис. 5.15. Сборно-монолитные защитные стены:
а — блочно-монолитные; б— панельно-монолитные; 1— бетонные блоки; 2 — монолитный бетон; 3 — поток радиации; 4 — фундамент; 5— швы на растворе между блоками; 6—железобетонные панели; 7— железобетонная или металлическая колонна
ет рядом преимуществ перед монолитной: пол-ное исключение опалубочных работ на строительной площадке, снижение трудоемкости отделочных работ и общей трудоемкости возведения защитного экрана. В качестве опалуб
ки — облицовки стен — могут использоваться кирпич, бетонные блоки или железобетонные тонкостенные панели. В зависимости от применяемых материалов конструктивное решение таких стен называют бетонно-кирпичным, блочно-монолитным или панельно-монолитным. В панельно-монолитных конструкциях стен могут использоваться бедные бетонные смеси, так как в большинстве случаев их сечение недогружено.
Сравнение стоимости и трудоемкости возведения на АЭС монолитных и панельно-монолитных защитных стен показало, что при использовании панельно-монолитных конструкций трудоемкость арматурно-опалубочных и бетонных работ на строительной площадке уменьшается в 1,3, а отделочных — в 4,1 раза. Однако стоимость 1 м3 бетона при варианте со сборно-монолитной защитой несколько выше (41 руб. 35 коп. — монолитная защита и 43 руб. 10 коп. — панельно-монолитная).
Устройство проходок и установка закладных деталей в панельно-монолитных защитных стенах не представляет затруднений. Тонкостенные панели легко пробивают, а закладные части приваривают к рабочей арматуре панели.
В качестве опалубки сборно-монолитных защитных перекрытий могут использоваться (рис. 5.16) стандартные ребристые или полнотелые железобетонные плиты перекрытий и
Рис. 5.16. Сборно-монолитные защитные железобетонные перекрытия и покрытия:
а —с плоскими плитами; б — с ребристыми панелями ребром вверх; в—то же ребром вниз; г—с прямоугольными балками; д— с тавровыми балками; /—плоские плиты перекрытий; 2—заполненные пустоты плит; 3 — стыки между плитами и панелями; 4— монолитный железобетон; 5 — арматура монолитной части перекрытия; 6— ребристые плиты;7 — ребро панели; 8 — прямоугольные балки; 9~ тавровые балки; Н, Нс и Нн — высота соответственно всего сечения, толщина защиты сборной и монолитной частей сечения
133
покрытий при пролетах до 6 м и толщине перекрытия до 0,6 м и тавровые железобетонные элементы при пролетах 12 м и более и толщине перекрытия более 0,6 м.
Сборная защита. Преимуществом решений сборной защиты по сравнению со сборно-монолитной, а тем более монолитной является значительное уменьшение трудоемкости ее возведения на строительной площадке, особенно в зимнее время. Применение сборных конструкций защиты является основным резервом повышения производительности труда при сооружении ядерных установок. В особенности это относится к АЭС, где объемы бетонных работ весьма велики. Например, общий объем бетона для сооружения одного энергоблока АЭС с реактором РБМК-1000 составляет более 150 тыс. м3 (выше нулевой отметки).
Сборные защитные стены следует выполнять из полнотелых штучных материалов или блоков, укладываемых на растворе. Для этих целей можно применять глиняный или силикатный кирпич и бетонные блоки, используемые для возведения зданий различного назначения. Сборные защитные стены отличаются от обычных только толщиной, которая назначается из условия ослабления радиации.
Сборные защитные перекрытия (рис. 5.17) рекомендуется выполнять из типовых унифицированных элементов и конструкций,которые используются для возведения промышленных и гражданских зданий и сооружений в районе, где строится АЭС. Толщина Н сборного защитного перекрытия определяется расчетом по условию ослабления потоков излучений. Выбор типа конструктивного решения защитного перекрытия и сборных элементов зависит от нагрузок, пролетов и местных условий. Небольшие пролеты следует перекрывать плитами (рис. 5.17,А—А, вариант 1), средние пролеты — плитами, укладываемыми друг на друга (то же вариант 2), большие пролеты — балками, по которым на требуемую толщину укладывают блоки (рис. 5.17,5—5, вариант 1), самые большие пролеты — балками, имеющими высоту, равную заданной толщине защитного перекрытия (вариант 2). При выборе типа перекрытия следует учитывать собственный вес перекрытия и пролет, полезную нагрузку и типы изделий (балки, плиты, блоки, панели), выпускаемых местными предприятиями строительной индустрии.
Сборно-засыпная защита. Конструктивное решение такой защиты аналогично решению сборно-монолитной защиты, но вместо заполнения монолитным бетоном применяется засыпка песком, щебнем, рудой, грунтом или другим сыпучим материалом (рис. 5.18). Сборно-засыпную защиту следует применять на АЭС, на которой в перспективе планирует-134 j
Рис. 5.17. Сборные защитные железобетонные перекрытия:
/ колонны; 2 — стены; —полнотелые панели или плиты не-рекрытий; 4 полнотелые бетонные блоки; 5 — балки, несущие защитное перекрытие: 6 — балки, слагающие защитное перекрытие; 7 -- монолитные швы между балками
Рис. 5.18. Сборно-засыпные защитные стены:
а — наружные стены; б — внутренние стены; / — бетонные блоки; 2 — фундамент; 3— грунтовая обваловка; 4— железобетонная или металлическая колонна; 5 — железобетонные панели; 6 — засыпка; 7 — источник излучения; 8 — наружная территория; 9 — обслуживаемое помещение; 10 — гидроизоляция
Рис. 5.19. Сборно-засыпные покрытие (а) и перекрытие
/ — стена или балка; 2 — ребристая панель покрытия; 3 —гидроизоляция; 4 — засыпка; 5 — выравнивающая стяжка по засыпке; 6—полнотелая железобетонная панель перекрытия; 7 — пол
ся или возможна реконструкция, требующая изменения конфигурации и толщины защиты. Сборно-засыпные защитные покрытия и перекрытия (рис. 5.19) следует выполнять из полнотелых железобетонных панелей и балок, составляющих несущую часть конструкции, и размещаемой по ним засыпки. Сумма толщин несущей Нс и пассивной Н3 частей конструкции обеспечивает необходимую толщину защиты Н.
Сборно-разборная защита выполняется из полнотелых плит, балок, блоков и других сборных элементов из бетона, чугуна, железа или свинца, укладываемых друг на друга без раствора. Сборно-разборные защитные экраны сооружаются на АЭС, эксплуатационные условия которых требуют изменять габариты помещений и конфигурацию защиты. Такие требования реализуются при проектировании, предусматривается возможность разборки, демонтажа, переноски, складирования и вновь сборки элементов защиты с учетом габаритов помещений, подъемно-транспортного оборудования и т. п. Конструктивные схемы сборноразборных перекрытий аналогичны схемам сборных железобетонных перекрытий (см. рис. 5.17) и сводятся к трем видам: один или несколько слоев блоков по слою плит; сплошной ряд балок; сборные блоки по сплошному ряду балок.
К сборно-разборным защитным экранам, сооружаемым на АЭС, в первую очередь относятся бетонные пробки для отверстий в защитных перекрытиях, предназначенные для ремонта или демонтажа технологического оборудования, а также транспортных операций при перегрузке горячего. Размеры пробок определяются габаритами демонтируемого оборудования, а их масса — грузоподъемностью обслуживающих механизмов.
Расчет и проектирование всех типов защитных экранов ведется в соответствии со СНиП и другой нормативной литературой, обязательной при создании каменных, бетонных, желе
зобетонных и металлических строительных конструкций. Отличие заключается в том, что толщина защитного экрана (стены, перекрытия или покрытия) из данного материала определяется из расчета ослабления ионизирующих излучений до заданного уровня.
Большое влияние на выбор материала и конструкции защитных экранов оказывают предъявляемые к ним требования, связанные с прекращением эксплуатации ядерных реакторов АЭС (Приложение 5.3). В ходе проектирования и строительства АЭС необходимо реализовать такие инженерные решения строительных конструкций, которые позволят быстро и дешево выводить из эксплуатации ядер-ные реакторы АЭС, отработавшие нормативный срок (30—50 лет). При этом должны быть учтены радиоактивное загрязнение и наведенная активность оборудования и строительных конструкций.
Неоднородности. Все используемые на практике методы расчетов ослабления ионизирующих излучений основаны на предположении, что материалы, в которых ослабляются излучения, являются совокупностью атомов, изотропно распределенных по объему защитного экрана. Эта предпосылка обычно реализуется не во всех строительных решениях защитных экранов. В биологических защитах из строительных материалов могут иметь место нарушения равномерного распределения химического состава и плотности материала, которые принято называть неоднородностя-м и.
Неоднородные образования в монолитных бетонных защитах привлекли внимание ученых и инженеров не с точки зрения прочности или пористости материала, а с точки зрения его способности ослаблять излучение по сравнению с остальной частью защитного экрана. В связи с тем что бетонная смесь состоит из цементного теста, мелкого и крупного заполнителей, имеющих различные объемные массы, в процессе ее транспортировки, укладки и уплотнения может произойти и происходит нарушение ее однородности. В результате расслоения бетонной смеси наиболее тяжелый компонент оказывается внизу, наиболее легкий — вверху. Очевидно, чем больше разница в плотности составляющих бетонной смеси, тем выше ее способность к расслоению. Это обстоятельство явилось причиной использования раздельных методов бетонирования защитных конструкций. Тем не менее было установлено, что в зонах рабочих швов бетонирования имеют и будут иметь место зоны расслоения бетона, есть также вероятность образования таких зон и в других местах. В связи с этим при укладке бетона в защитные конструкции применяются особые методы конт
135
роля однородности бетонной смеси, а однородность готовых конструкций контролируется различными неразрушающими методами. Естественно, что все мероприятия по обеспечению однородности монолитных бетонных защит (раздельные методы бетонирования, контроль однородности уложенной смеси, контроль готовой конструкции и т. д.) приводят к значительному удорожанию защит, при этом полностью не исключается наличие неоднородностей.
Неоднородности в сборных и сборно-разборных защитах наблюдаются в основном в стыках сборных конструкций. Однако опасение ослабить биологическую защиту из сборных элементов сквозными швами приводит к тому, что блоки сборной защиты должны выполняться очень сложной конфигурации, а к точности их изготовления предъявляются очень высокие требования. Толщину защитных стен из прямоугольных блоков с плоскими не перевязанными швами, заполненными обычным цементным раствором, по этим причинам приходилось увеличивать на 20 % по сравнению с монолитными, что привело к большой стоимости сборной защиты и как следствие — малому ее распространению.
Сборные бетонные защиты приемлемой стоимости могут быть получены при условии, что для них будут использованы блоки обычной для строительства прямоугольной формы с плоскими гранями и допусками, принятыми для бетонных строительных блоков различного назначения.
Часть защитных экранов в силу технологических требований должны периодически подвергаться демонтажу и новой сборке. Такие сборно-разборные защиты выполняются из блоков, укладываемых друг на друга без заполнения шва (насухо). Ширина шва в этом случае переменна по толщине защиты и определяется отклонениями геометрических размеров блоков от его номинальных размеров и формы. Отклонения в свою очередь определяются допусками, принятыми на изготовление блоков, стоимость которых заметно увеличивается с повышением точности изготовления блоков.
В результате анализа выявлено три основных типа неоднородностей, встречающихся в монолитных и сборных бетонных защитах (рис. 5.20): в монолитной — расслоение бетонной смеси в зоне рабочих швов; в сборной — плоский шов, заполненный менее плотным материалом, чем материал блока; в сборно-разборной— плоский шов между бетонными блоками, уложенными без раствора.
При рассмотрении встречающихся на практике неоднородностей бетонных защит можно отметить, что неоднородности (рис. 5.20,а, б) J36
Рис. 5.20. Основные типы неоднородностей в монолитных, сборных и сборно-разборных защитных стенах из обычного бетона:
а — расслоение в зоне рабочего шва бетонирования в монолитной стене; б — то же в зоне горизонтального шва, заполненного цементным раствором, в сборной стене; в — то же в зоне горизонтального незаполненного (сухого) шва в сборно-разборной стене; 1 — распределение плотности выше рабочего шва; 2 — то же ниже рабочего шва; 3 — бетон выше шва; 4 — бетон ниже шва; 5 — верхний блок; 6 — шов, заполненный цементом; 7 — нижний блок; 8 — сухой шов; 9 — плоскость рабочего шва; Н — толщина защиты; //!ш —толщина зоны расслоения бетона выше шва; — же ниже шва; Я3Ш — толщина шва, заполненного цементным раствором; — толщина сухого шва;
— общая толщина зоны неоднородности в конструкции защиты
являются частными случаями одного вида, изменения химического состава и плотности которого соответствуют изменениям этих по-казателей для бетона, принятого при изготовлении блока, и для обычного цементного раствора. Геометрические характеристики таких неоднородностей неопределенны, поскольку переменны Нш\ Нш2 и Нш3 (рис. 5.20).
Последний вид неоднородности (рис. 5.20,s) характеризуется изменением химического состава и плотности, которое соответствует изменению этих показателей для бетона блоков и воздуха, заполняющего шов. Геометрические размеры этой неоднородности неопределенны по тем же причинам. Самая слабая часть стыка — воздушный зазор — имеет переменные размеры, определяемые исключительно допусками на изготовление блоков.
Охарактеризуем разницу в защитных свойствах сборной и монолитной защит дозовым
коэффициентом накопления (Вс), который можно определить как отношение мощности дозы за неоднородностью к мощности дозы за монолитной защитой.
Мощность дозы за монолитной защитой толщиной х см определяется по формуле
Р/ = Р^е-^ВК.К,,	(5.9)
где Ро — мощность дозы в заданной точке при х=0; |i — линейный коэффициент ослабления гамма-излучения в монолитном бетоне; х — толщина защитного экрана; В — дозовый фактор накопления мощности дозы для гомогенного бетона; Ki — коэффициент, учитывающий размеры, форму и взаимное расположение источника и защиты; К2— коэффициент, учитывающий поглощение и рассеяние излучения в материале источника.
Мощность дозы за зоной неоднородности конструкции, в данном случае за плоским сквозным швом, определяется по аналогии:
=	(5.10)
где цш — линейный коэффициент ослабления гамма-излучения в материале шва; Вш — дозовый фактор накопления за зоной шва.
По определению
ОХШ /> R	Л.—Ц. ) X /!
Вс -^-Р—=е-----— (5.11)
рл-м e~v-xB	в
ц, Цш и В определяются традиционными методами (Приложение 5.2). Для определения Вш точная методика отсутствует.
Теоретические и экспериментальные исследования накопления излучения за неоднородностями строительных конструкций бетонных защит дали следующие результаты.
Рабочие швы бетонирования (расслоение монолитного бетона), выполненные в соответствии с требованиями СНиП, не являются неоднородностями, которые приводят к заметному накоплению излучения за биологической защитой.
Плоский сквозной шов на цементном растворе между бетонными блоками является неоднородностью бетонной биологической защиты, за которой имеет место накопление гамма-излучения. Коэффициент накопления гамма-излучения за плоским сквозным швом шириной 15±3 мм можно рассчитать по формуле
/	(р-—р- ) х . \
Вс = 0,85 ( 1 + —---(512)
\	В j
Определить изменение Вг- в зависимости от ширины шва между блоками можно по формуле
Вх = В%+0,03ДЯ,	(5.13)
где Вхс — коэффициент накопления мощности
дозы гамма-излучения за швом шириной хмм; Вс\5 —то же за швом шириной 15 мм, определяемый по формуле (5.12); \Н—НХ—15 мм, Нх— ширина рассматриваемого шва.
Плоский сквозной шов между бетонными блоками, уложенными друг на друга без раствора. Обычно блоки соприкасаются в трех точках (точках опирания), в остальных местах между блоками существует зазор переменных размеров — от 1 до 8 мм. Коэффициент накопления гамма-излучения Вс за сухим швом между блоками из обычного бетона можно рассчитывать по формуле (5.12), принимая разницу между значениями плотности материала блока и шва равной 0,75 г/см3.
Плоский сухой шов между блоками, уложенными в несколько рядов. Коэффициент накопления гамма-излучения Вс за сухими швами многорядной бетонной блочной защиты можно рассчитывать по формуле (5.12), принимая разницу между значениями плотности материала блока и шва равной 0,55 г/см3.
Плоские сухие швы однорядной и многорядной бетонных блочных защит ядерного реактора. Коэффициенты накопления суммарной дозы Вхс (от быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов, а также суммарного гамма-излучения) за защитой из обычного бетона с разными неоднородностями можно определять по графикам рис. 5.21.
Мощность суммарной дозы за той или иной неоднородностью защиты реактора можно рассчитать по формуле
рхШ=рхб.»Вхеу	(5.14)
где Рхш— мощность суммарной дозы за неоднородностью, создаваемая быстрыми, промежуточными и тепловыми нейтронами и суммарным гамма-излучением за бетонным экраном толщиной х см с неоднородностью данного вида; Рх6н — мощность дозы от быстрых
Рис. 5.21. Коэффициенты накопления суммарной дозы за неоднородностями сборной бетонной защиты:
1 —плоский сквозной сухой шов шириной 1—2 мм; 2— сухие швы в кладке из бетонных блоков с допусками ±2 мм; 3—тоже с допусками ±5 мм; 4 — то же с допусками ±7 мм
137
нейтронов в той же точке за монолитным бетонным экраном; Вхс — коэффициент накопления суммарной мощности дозы за данной неоднородностью относительно мощности дозы от быстрых нейтронов в той же точке за монолитным экраном из обычного бетона (определяется по рис. 5.21).
Число типов неоднородностей, встречающихся в строительных конструкциях защитных экранов АЭС, ограничено, поэтому использование в практических расчетах коэффициентов накопления радиации за неоднородностями оправдано, если цх находится в интервале от 10 до 25.
ГЛАВА 6
ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА АЭС
6.1.	ОСНОВЫ ПРОЕКТИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ
Особенности зданий и защиты АЭС и классификация защитных экранов. Особенностью АЭС, как и любых зданий ядерных установок, является наличие в процессе эксплуатации ионизирующих излучений. Этот главный отличительный фактор необходимо учитывать при проектировании сооружений атомных электростанций. Основной задачей, которая должна быть решена при проектировании, является создание условий, соответствующих требованиям санитарных норм, т. е. создание комплекса мероприятий, предохраняющих персонал, население и окружающую среду от указанных воздействий. В общем виде этот комплекс мероприятий можно назвать радиационной защитой.
Различают два основных вида облучения организма: внешнее облучение—воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников; внутреннее облучение — воздействие на организм ионизирующих излучений от радиоактивных веществ, находящихся внутри организма.
Наибольшему риску облучения подвержен обслуживающий персонал АЭС. Поэтому создание надежной защиты персонала обеспечивает и надежную защиту лиц, не участвующих в основном технологическом процессе, а также населения, проживающего вблизи АЭС. Последняя категория лиц подвергается в основном внешнему и внутреннему облучению от факела радиоактивных веществ, выбрасываемых через вентиляционные трубы АЭС.
Основные способы защиты населения, проживающего вблизи АЭС, — это очистка воздуха на фильтрах от радиоактивных веществ перед его выбросом, разбавление активного воздуха до допустимых концентраций путем его выброса через вентиляционную трубу в верхние слои атмосферы, а также нормированное ограничение радиоактивных сбросов АЭС в окружающую среду.
138
Способы защиты от внутреннего облучения персонала — это устройство спецвентиля-ции, спецканализации, а также индивидуальная защита, например с помощью пневмокостюмов, в которые подается чистый воздух (см. гл. 1).
Существуют различные способы защиты персонала от внешнего облучения:
защита расстоянием — плотность потока частиц, а следовательно, и мощность дозы существенно уменьшаются при увеличении расстояния между источником и детектором (для точечного изотропного источника — по закону 1/(4№), где г — расстояние от источника до детектора, см);
защита временем — доза облучения (или интегральный поток частив— флюенс) зависит от времени;
защита экранами — они ослабляют потоки излучений (дозы) до допустимого уровня.
Защита при аварийной ситуации сводится к устройству систем, локализующих попавшие в рабочие помещения или в здание радиоактивные вещества. К таким защитным системам относятся, например, здания-оболочки, рассчитанные на внутреннее избыточное давление, или специальные помещения, например бассейны-барботеры, в которые при аварийной ситуации сбрасывается радиоактивный пар (см. гл. 3).
Наиболее рациональным способом защиты персонала в соответствии с «Общими положениями обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации» является создание пассивных систем, т. е. сооружение стационарных защитных экранов (далее везде, где не оговорено, защиту поглощающими экранами будем называть защитой).
Здания и защитные конструкции АЭС, как и обычные промышленные здания, должны отвечать требованиям:
технологичности выполнения основного процесса — функциональная целесообразность;
Функциональное назначение
Способы защиты
ГлаЗная функция защиты
Рис. 6.1. Схема взаимосвязи способов защиты с их функциональным назначением: -----— основной способ; ---- второстепенный способ
надежности при воздействии окружающей среды — техническая целесообразность;
экономичности (но не в ущерб долговечности) — экономическая целесообразность;
эстетичности — архитектурно-художественная целесообразность.
В соответствии с главными функциями, выполняемыми радиационной защитой, ее можно разделить на два основных вида (рис. 6.1): биологическую — защита от излучения биологических объектов, в первую очередь людей;
техническую — защита ответственных элементов (конструкций и оборудования) ядерных установок от вредных воздействий возникающих при работе АЭС.
Устройство защиты делит помещения АЭС на две части (рис. 6.2): для размещения радиоактивного оборудования (помещение источника или необслуживаемое помещение) и для персонала, дистанционно обслуживающего это оборудование (помещение детектора или обслуживаемое помещение). Главной функцией защиты, занимающей определенный строительный объем, является снижение потоков излучений до допустимого уровня, но она может выполнять также подсобную функцию ограждающей конструкции.
По соотношению геометрических размеров источник (оборудование) — защитный экран — детектор (человек) источники излучений на АЭС (см. рис. 6.2) подразделяются на точечные, линейные и объемные, а полная доза облучения персонала может быть разбита на три компоненты: прямого излучения, прошедшего через защиту без взаимодействия; рассеянного в защите излучения и попавшего в детектор обратно рассеянного (отраженного) излучения.
• Под вредными воздействиями здесь и далее подразумевается одновременное воздействие радиации и других агрессивных сред. Действие только агрессивных сред на элементы ядерных установок далее не рассматривается, так как они неспецифичны для ядерных установок.
В зависимости от функционального назначения защита подразделяется на: радиационно-физическую, выполняющую только одну функцию — ослабление потоков излучений, и строительную — ограждающие строительные конструкции, второстепенной функцией которых является обеспечение частичной биологической защиты.
Если экран выполняет функции радиационной защиты и (или) ограждающей конструкции, его необходимо рассматривать как совокупность двух видов защит — радиационнофизической и строительной, а в защитных экранах выделять по толщине конструкции радиационно-физический и строительный объемы.
По объемно-планировочному решению защитные экраны, выполняющие функции элементов несущих и ограждающих строительных конструкций здания, подразделяются на (см. рис. 6.2):
глобальные — защита нескольких источников, совмещающих разные функции:
Рис. 6.2. Классификация источников излучений и защитных экранов:
/— обслуживаемое помещение; II — необслуживаемое помещение; / — точечный источник; 2—линейный источник (трубопровод); 3 — объемный источник; 4 — детектор; 5—сборно-монолитная глобальная совмещенная непрофилированная защита; 6 — локальная прилегающая защита линейного источника; 7—сборно-разборная теневая непрофилированная защита; 8 — сборномонолитное защитное перекрытие; 9—защитная герметичная или негермстичная дверь; 10— проходка в защите; Рпр—компонента прямого излучения; Рр — компонента рассеянного в материале защиты излучения; Ро р— компонента обратнорасссяниого (отраженного) излучения
139
главную — защита от внешнего излучения и одну или несколько подсобных — ограждающая и (или) несущая конструкции, защита от внутреннего облучения. Физическая защита в этом случае совмещена с ограждающими конструкциями;
локальные — защита одного источника, выполняющая функцию физической защиты, максимально приближенная к поверхности источника;
теневые — защита одного или нескольких источников, расположенная между источником и детектором и выполняющая функцию физической защиты в определенном заданном телесном угле;
комбинированные — совокупность глобальной, локальной и теневой защит.
Если защитные экраны совмещают функции несущих и ограждающих конструкций, они называются совмещенными. Экраны, максимально приближенные к источнику, т. е. расположенные на поверхности источника, называются прилегающими.
По конструктивным решениям защитные экраны, выполняющие и функции строительных конструкций зданий, подразделяются на монолитные, сборн о-м онолитные или сборно-засыпные, сборно-разборные, а по способу восприятия нагрузок— на несущие или самонесущие.
Конструктивные решения защитных экранов зависят и от неравномерности радиационных полей излучений.
В соответствии с нормами защитные конструкции следует проектировать, исходя из значений контрольной мощности эквивалентной дозы (КМД), которая не должна превышать допустимой мощности дозы (ДМД), т. е. КМД ДМД. Средние значения КМД устанавливаются исходя из этого условия, а также из условия неравномерности радиационного воздействия.
Проектирование радиационной защиты в общем виде сводится к нахождению значений мощности дозы Pg в множестве точек детектирования g, обеспечивающих КМД, но не превышающих ДМД:
КМД=Ре <£ ДМД.
Для анализа процесса проектирования защиты воспользуемся функцией ослабления точечного источника моноэнергетических фотонов.
Для компоненты прямого и рассеянного излучения (см. рис. 6.2)
КМД = Pg
-^-ехр Г—xV о;рг 4№ I
в<дмд,
(6.1)
где г — расстояние между источником и детек-140
тором; Ро-—мощность дозы, генерируемая источником; х — толщина защиты;S о;рг-—мак-
I
роскопическое сечение материала защиты (защитная характеристика материала), зависящее от ядерно-физических свойств элементов (стг), входящих в состав материала, и их концентраций (р,); В — коэффициент, учитывающий накопление рассеянного излучения в защите (фактор накопления рассеянного излучения). Суммирование производится по всем i-м элементам, входящим в состав материала.
Из (6.1) следует:
основным способом уменьшения материалоемкости конструкций защиты является уменьшение активности (Ро) источников излучений технологическими средствами: применением малоактивируемых теплоносителей и конструкционных материалов, дезактивацией оборудования и др.;
при заданной компоновке радиоактивного оборудования и активности источников конструктивное решение и выбор материала защиты определяются безразмерным коэффициентом	включающим конструктив-
i
ный (х), строительно-технологический (р) и ядерно-физический (о) параметры.
С учетом неравномерности полей излучений возможна оптимизация защитных конструкций, называемая профилированием. Способы профилирования следующие:
геометрический — оптимизация конструкции путем изменения ее суммарной1 толщины (КМД — const; г — const; 2 щрг — i
const; х— var);
защитными свойствами (см. рис. 6.2) — оптимизация путем применения в конструкции материалов с различными защитными свойствами (КМД — const; г-—const; х — const; 2 °<Pi — var); частными случаями i
профилирования защитными свойствами могут быть профилирование плотностью материала для фотонов, водородсодержанием или борсо-держанием для нейтронов, материальное профилирование многослойной защиты из разных материалов и др.;
санитарным зонированием — оптимизация конструкции путем изменения КМД в расположенных за ней помещениях (г — const; х—const; 2 а*Р*— const; КМД —
i
var);
1 Конструкция может быть многослойной (из разных материалов) или однослойной (из одного материала).
расстоянием — оптимизация конструкции путем изменения расстояния между источником и рабочим местом персонала (х— const; S —const; К.МД — const; г —
I var).
Профилирование первыми двумя способами основано на изменении толщины или материала конструкции и называется конструктивным профилированием.
Профилирование санитарным зонированием и расстоянием включает проведение организационно-технологических мероприятий: установление нормативов КМД и ДМД, выбор компоновки технологического оборудования и фиксирование рабочих мест персонала. Поэтому профилирование этих видов объединено одним названием — организационное профилирование.
Как правило, параметры организационного профилирования заданы технологическим процессом и их варьирование практически невозможно.
Параметры конструктивного профилирования назначает инженер-конструктор, и они могут варьироваться в широком диапазоне. Очевидно, что оптимальный вариант конструктивного решения защиты может быть найден на основании варьирования всех факторов, входящих в (6.1). Такой способ оптимизации может быть назван комбинированным профилированием защитных конструкций.
Техническая и экономическая целесообразность зданий и конструкций АЭС. Техническая целесообразность зданий АЭС и их конструктивных элементов, как и зданий любого назначения, заключается в том, чтобы они были спроектированы с учетом всех возможных постоянных и временных нагрузок и воздействий.
К общестроительным силовым нагрузкам и воздействиям относятся:
постоянные — от собственного веса ограждающих и несущих конструкций, веса и давления грунтов;
временные длительные — от веса оборудования, длительно хранящихся грузов и т. п.;
временные кратковременные — от веса подвижного оборудования, людей, мебели, снега, ветра;
временные особые — от сейсмических воздействий, аварий ’нерадиоактивного оборудования и т. д.
К специфическим нагрузкам и воздействиям относятся:
постоянные — от собственного веса монолитных или сборных конструкций защит (физических) и от увеличения собственного веса
общестроительных конструкций из-за необходимости восприятия дополнительного веса физической защиты;
временные длительные — от собственного веса сборно-разборных биологических защит;
временные кратковременные — от собственного веса подвижного защитного оборудования (подвижных защитных экранов);
временные особые — от аварий радиоактивного оборудования, например при разрыве главного циркуляционного трубопровода.
К несиловым общестроительным воздействиям относятся:
температурные, обусловленные температурой внешней среды на конструкции;
воздействия грунтовой, атмосферной или парообразной влаги, солнечной радиации, агрессивных химических сред, биологические, акустические.
Радиация является несиловым воздействием на персонал, материалы и конструкции зданий АЭС. Это воздействие может вызвать облучение персонала и населения сверх допустимого уровня. Поэтому на АЭС сооружаются защитные экраны.
Поглощение энергии гамма-излучения приводит к радиационному разогреву материалов. В отличие от традиционных строительных конструкций, работающих при повышенной температуре, где источники тепла расположены на поверхности нагреваемого элемента, радиационный разогрев обусловлен передачей энергии частицами внутри конструкции, т. е. источники тепла расположены внутри конструкций. Поэтому конструктивные элементы, подвергающиеся радиационному разогреву, имеют сложное термонапряженное состояние. Это явление может наблюдаться при плотности потока гамма-излучения, превышающей 109 на 1 см2 площади экрана в 1 с.
Радиационное повреждение материалов, обусловленное взаимодействием излучений с атомами или ядрами элементов материалов, наблюдается при длительном облучении потоками частиц большой плотности и зависит от микро- и макроструктуры материала, времени облучения, вида излучения и плотности потока излучения. Этот фактор можно не учитывать для органических материалов при поглощенной дозе менее 102 Дж-кг-1 (104 рад), а для неорганических материалов— при флюенсе до 1019 нейтр -см~2.
Наведенная активность материалов и воздушной среды, ограничивающая доступ в объемы, занимаемые источниками излучений, зависит от состава материала, подвергающегося облучению, вида излучения, времени его воздействия и плотности потока. Для большинства конструкционных материалов при плотности потока нейтронов менее 104 см^-с”1 этот
141
фактор можно не учитывать. Исключение составляют некоторые химические элементы, обладающие значительным сечением активации и большим периодом полураспада (например, кобальт или европий), незначительное содержание которых в среде, подвергающейся облучению, может существенно повлиять на ее наведенную активность.
Радиация может вызвать также газовыде-ление при взаимодействии излучений с химическими элементами, входящими в состав облучаемых материалов. Отличительной особенностью радиоактивных веществ является и их сорбция на поверхности конструктивных элементов оборудования и здания ядерной установки.	4
Таким образом, к материалам и конструкциям зданий АЭС помимо общестроительных требований предъявляются следующие специфические требования. Они должны обладать: хорошими защитными свойствами от соответствующего вида излучений;
повышенной прочностью и устойчивостью конструкций в связи с необходимостью восприятия дополнительной нагрузки от радиационно-физической защиты;
радиационной стойкостью;
термостойкостью и повышенной теплопроводностью;
низкой активируемостью;
незначительными газовыделениями;
низкой истираемостью и сорбирующей способностью.
Экономическая целесообразность технического решения сводится к выбору оптимального по стоимости и трудовым затратам решения защиты и здания АЭС. Затраты на сооружение здания определяются техническим решением, заложенным на стадии проектирования. Поэтому экономическая целесообразность проектного решения является основным критерием оптимизации; выбор наиболее рационального проектного решения может быть осуществлен сравнением вариантов конструктивного и планировочного решения защиты с учетом конструктивного и планировочного решения здания в целом.
Экономичность объемно-планировочных и конструктивных решений зданий и защиты определяется по минимуму приведенных затрат по сравниваемым вариантам с учетом технико-экономических показателей, разработанных для промышленных зданий.
Специфическими технико-экономическими показателями объемнопланировочных решений защиты АЭС являются: защитоем кость здания — отношение объема защиты к строительному объему здания; удельная стоимость защиты — отношение стоимости защиты к строи-142
тельному объему здания; коэффициент Ki — отношение площади необслуживаемых и полуобслуживаемых помещений к внутренней площади поверхности защиты; коэффициент /<2 — отношение массы защиты к площади поперечного сечения вертикальных несущих конструкций.
Функциональные факторы, определяющие выбор оптимального решения защиты в зданиях АЭС. В общем виде процесс определения оптимального варианта защитных экранов зданий ядерных установок может быть представлен в виде итерационного процесса, схематически изображенного на рис. 6.3.
Выбор рационального решения защитных конструкций основывается на заданной компоновке технологического радиоактивного оборудования и объемно-планировочном и конструктивном решении здания ядерной установки.
Можно выделить основные конструктивные решения зданий реакторных установок для АЭС:
здания АЭС с РБМК, выполняемые в виде промышленных зданий, аналогичных тепловым электростанциям на ископаемом топливе;
здания АЭС с ВВЭР-1000 и ACT, на которых радиоактивное оборудование заключено в здание-оболочку.
Результаты анализа проектных решений зданий АЭС показывают, что при петлевой компоновке радиоактивного технологического оборудования и его симметричном расположении относительно активной зоны реактора строительные и совмещенные с ними защитные конструкции расположены симметрично относительно вертикальных отметок, продольных ц поперечных осей здания. Симметрия объемно-планировочного решения здания может быть использована для сокращения объемов экспериментальных исследований при измерении полей излучений в помещениях реакторных установок в период предпусковых испытаний и для анализа материалоемкости и радиационной эффективности защитных конструкций путем сопоставления результатов измерений и расчетов мощности дозы за защит-
Рис. 6.3. Схема выбора оптимального варианта защитных конструкций зданий ядерных установок
ними экранами боксов с одинаковой компоновкой технологического оборудования, но разной технологией производства строительномонтажных работ.
Проектирование защиты начинается с формирования возможных вариантов планировочного решения, выбор которых зависит от многих факторов: активности, габаритов и массы оборудования, расположения его в плане и по высоте, необходимости обслуживания, размещения строительных ограждающих и несущих конструкций в плане и по высоте. Этот процесс может быть объединен в блок планировочного решения защиты.
Следующим этапом в проектировании защиты является радиационно-физический расчет габаритов защиты или дозных полей в помещениях по вариантам планировочного решения защиты. Выполняются вариантные расчеты защиты из нескольких материалов с различными защитными свойствами и разной стоимостью. Этот процесс может быть объединен в блок расчета габаритов защиты.
На последнем этапе по известным габаритам защиты производится ее конструирование, которое зависит от многих, в основном строительно-технологических, технических и экономических факторов. Так как критерием оптимизации являются приведенные затраты, этот процесс, объединенный в конструкторско-экономический блок, будет решающим при определении оптимального варианта защиты. Более того, на этой стадии на основании результатов экономического анализа вариантов планировочного и конструктивного решения защиты могут быть даны рекомендации по возможному изменению принятых объемно-планировочных решений технологического оборудования и здания, а также приведены показатели по ожидаемому экономическому эффекту. Выбор окончательного ре
шения предоставляется технологам или строителям.
Выбор планировочного решения защиты (рис. 6.4) зависит от следующих функциональных факторов: необходимости (или возможности) доступа к радиоактивному оборудованию после остановки реактора, соотношения радиационных и механических нагрузок на защиту, отношения площадей поверхности источников излучения к внутренней площади поверхности ограждающих конструкций. Планировочное решение защиты выбирается следующим образом:
определяются необходимые толщина стен и перекрытий хс и площадь поверхности ограждающих конструкций на основании статических расчетов;
рассчитываются дозные поля за ограждающими строительными конструкциями (строительная защита) и определяются места необходимого усиления защиты. Рассчитываются площади источников и определяются объемы необходимого увеличения толщины строительной защиты;
определяются толщина радиационно-физической защиты хр и пределы изменения их массы и стоимости;
производится анализ возможности и целесообразности устройства локальной и теневой защиты; разрабатываются варианты для конструирования и экономического анализа.
Если возможно устройство локальной и теневой защиты, то проверяется, не приведет ли это к значительному перерасходу материалов основных несущих конструкций, вес локальной сборно-разборной или теневой защиты добавляется к весу оборудования и относится к временным длительно действующим нагрузкам.
Границы применимости локальных, теневых и глобальных экранов можно определить по методике, основанной на принципе разделения защиты по функциональному назначению
Рис. 6.4. Структура и взаимосвязь факторов, определяющих объемно-планировочное решение защитных экранов
143
Рис. 6.5. Пример определения толщины защитной конструкции
на радиационно-физическую и строительную. Например, пусть та защитную стеновую железобетонную конструкцию толщиной хс падает узкий мононаправленный пучок фотонов с энергией Ео мощностью дозы Ро (рис. 6.5). За экраном расположена точка детектирования Д, допустимая мощность дозы в которой равна [Рр]. Вырежем из конструкции элементарную площадку AS=1 см2 объемом AV=ASx, к которому приложена сосредоточенная нагрузка Рс. Если известно допустимое напряжение материала конструкции [о], то по прочностным показателям для данного сечения конструкция должна удовлетворять следующему условию:
где о — напряжение в сечении, Па; F — площадь сечения, F—xc\l, см2.
По радиационному фактору сечение конструкции должно удовлетворять условию
Лт = РоР ехр (—рхр) В < [Рр],	(6.3)
где |1 — линейный коэффициент ослабления фотонов в железобетоне (защитная характеристика материала конструкции); В — коэффициент, учитывающий накопление излучения, рассеянного в защите и попавшего в точку детектирования. Для упрощения преобразований примем В— 1, что справедливо для защитных экранов незначительной толщины и принятой геометрии.
Конструкция по силовому воздействию будет оптимальной, если о=[а], и по радиационному воздействию — если Рц = [Рр]. Тогда оптимальная толщина защиты по силовому фактору хк равна Рс/[о], а по радиационному хр = -±1П Pop/fPpJ.
г
Оптимальная однослойная конструкция, т. е. конструкция, которая удовлетворяет предельному состоянию по радиационным и силовым нагрузкам, должна отвечать условию Х = Хс = Хр.
144
Обозначим через /гзЛ отношение хс/хр, характеризующее степень загруженности силовыми и радиационными нагрузками элементарного объема конструкции вблизи точки Д, и назовем его показателем загруженности конструкции в точке Д'.
^Зд= —	------(6
Хр 1п Рос [°] 1пй [о] пРрГ
где k — кратность ослабления излучения экраном.
При /г3д > 1 единичный объем конструкции полностью работает на силовые воздействия, но недогружен по радиационным нагрузкам. При £3д=1 единичный объем конструкции до предела загружен радиационными и силовыми нагрузками, т. е. оптимален. При й3д<1 применение глобальной совмещенной защиты, выполненной из одного конструкционного материала, нецелесообразно. Ориентировочно может быть принята равной Ах=хР—хс толщина теневой или локальной защиты и могут быть сформированы новые варианты объемно-планировочного решения защиты.
Таким образом, на стадии принятия технического решения защитных конструкций оценка значений k3 для «горячих» точек рассматриваемых конструкций позволит сформировать варианты их объемно-планировочного решения.
Выбор материала защиты. Перед расчетом защиты определяется перечень защитных материалов, принимаемых к разработкам. Расчет сводится к определению толщины защиты при заданных характеристиках источников излучений, допустимых уровней излучений и дозных полей за защитными экранами (рис. 6.6). Главным функциональным фактором, определяющим выбор материала защиты, является его способность поглощать излучения. Выбор того или иного материала в качестве защиты зависит от физических процессов взаимодействия с ним излучений.
Первичными функциональными факторами (см. рис. 6.6), определяющими выбор материала, являются активность источника, вид излучения (альфа-, бета-, гамма-, нейтронное и др.), испускаемого источником, и энергия излучения.
Вторичными функциональными факторами, зависящими от первичных, влияющими на выбор материала защиты, а иногда и определяющими его, являются остаточная активность, газовыделение, радиационные повреждения и радиационный разогрев. Второстепенными свойствами, влияющими на выбор материала защиты, являются соответственно сечение ак-
Рис. 6.6. Структура и взаимосвязь факторов, определяющих расчетную толщину защитного экрана
тивации и период полураспада радиоактивных изотопов, входящих в его состав, удельное га-зовыделение, радиационная стойкость, коэффициент поглощения энергии излучения и теплопроводность материала.
При выборе материала критериями являются наилучшие защитные свойства при минимальной себестоимости, если нет ограничений по толщине или массе защиты.
Основными функциональными факторами, определяющими габариты защиты при выбранном материале, являются характеристики источника излучений — активность, геометрическая форма и угловое распределение излучений источника, а также предельно допустимые уровни излучений в заданном помещении.
Активность источников при проектировании защиты, как правило, принимается постоянной и максимальной для периода длительной эксплуатации при номинальном режиме. В некоторых случаях в соответствии с техническим заданием на проектирование габариты защиты определяются для гипотетической аварийной ситуации, а также на случай плановопредупредительных ремонтов.
Геометрическая форма источника и угловое распределение излучений определяются габаритами радиоактивного оборудования, его конструктивным решением, а также физическими свойствами излучения (энергией, сечением рассеяния частиц на материале оборудования).
10—6063
Предельно допустимые уровни излучений в помещениях определяются нормативными материалами (НРБ-76, ОСП-72/80, СП АЭС-79).
Основными факторами, влияющими на выбор методики и способа расчета (вручную или на ЭВМ), являются необходимая точность расчета, наличие и качество вычислительной техники, объем вычислений. Основным критерием при выборе методики расчета защиты является минимум затрат при заданной точности расчета. Инженерные методы радиационно-физического расчета приведены в § 6.3.
Конструирование защиты (рис. 6.7). Оптимальное решение защиты зависит не только от ее планировочного, но и от конструктивного решения. В результате радиационно-физических расчетов определяются материал защиты и ее толщина для выбранных вариантов планировочного решения.
Конструирование обычных промышленных зданий сводится к выбору несущих конструкций на основании статических расчетов и ограждающих конструкций на основании теплотехнических расчетов, причем толщина наружных ограждающих конструкций принимается одинаковой для всех зданий в пределах одного климатического района.
В отличие от обычных промышленных зданий на АЭС ограждающие конструкции часто выполняют одновременно и функции защиты и конструктивно решаются в виде массивных бетонных навесных панелей, самонесущих или несущих стен и перекрытий, причем в основ-145
Конструктив- Экономический
Рис. 6.7. Структура и взаимосвязь факторов, определяющих выбор рационального конструктивного решения защитного экрана
ном приходится конструировать защиту не от одного, а от нескольких или даже нескольких десятков источников. Поэтому поля излучений на внутренней (по отношению к источнику) поверхности защиты, а следовательно, и толщина защиты могут изменяться в широких пределах даже для одного помещения. Это послужило предпосылкой к созданию конструктивного приема — профилирования защиты (§6.1).
При профилировании задача состоит в необходимости выбора такой конструкции, тип и параметры которой в соответствии с действу-146
ющими в строительстве нормами, а также с учетом технологичности обеспечивают минимальные затраты на возведение конструкции защиты.
Выбор рационального конструктивного решения железобетонных защитных экранов (рис. 6.7) сводится к выбору рациональных размеров конструкций из материалов с различными защитными свойствами и разной стоимостью (трудоемкостью) с учетом силовых нагрузок и несиловых воздействий, традиционных для строительной физики, в период нормальной эксплуатации и при возможной аварийной ситуации. При этом необходимо учитывать способы возведения конструкций, определяемые проектом производства работ, особенности технологии реакторных установок, а также требования СНиП к строительным конструкциям. Обобщенным критерием выбора рационального решения являются приведенные затраты. Необходимо также учитывать технологичность конструкций, расход основных строительных материалов (цемента, стали) и трудозатраты.
Одним из путей улучшения технико-экономических показателей железобетонных конструкций является сокращение расхода железобетона при полном использовании его несущей способности. Толщина защитных конструкций обычно определяется радиационными нагрузками. Поэтому несущая способность железобетонных защитных конструкций, как правило, значительно недоиспользуется. Принцип функционального разделения сечения конструкций на радиационно-физическую и строительную зоны и анализ коэффициента загруженности сечения k3 позволяют не только сформировать варианты объемно-планировочного решения защиты, но и разработать новые рациональные конструктивные решения. С учетом неравномерности радиационных нагрузок конструкция при &з<1 может быть разделена на отдельные объемы, каждый из которых рассчитывается на максимальные радиационные нагрузки Рр.макс. Возможно применение конструкции защиты, наружные грани которой будут выполнять функции строительной защиты, а заполнение — функции радиационно-физической защиты с минимальными прочностными показателями.
Используя этот принцип при проектировании защитных конструкций АЭС, можно значительно снизить расход цемента на ту часть конструкций, которая не работает на силовые нагрузки, а выполняет только защитные функции. Этот объем можно заполнить неконструкционными местными материалами. Для этого на основании прочностных расчетов следует определить силовой профиль конструкции (силовую эпюру материалов) и, совместив
его с радиационным профилем (радиационной эпюрой материала), определить оптимальное конструктивное решение.
Критерием оптимальности рассмотренных параметров, определяющих рациональное конструктивное решение защитного экрана, являются приведенные затраты.
Таким образом, выбор рационального конструктивного решения защитного экрана является технико-экономической многофункциональной оптимизационной задачей, включающей: выбор оптимальных размеров конструкций защиты и числа защитных материалов с различными защитными свойствами (плотностью), из которых она выполняется, на основании радиационно-физического расчета;определение напряженного состояния конструкций и подбор сечений арматуры и бетона для восприятия силовых нагрузок; проверку выбранных конструкций на прочие несиловые воздействия (температурные, шумовые и др.).
Основными параметрами, подлежащими оптимизации при проектировании защитных конструкций, являются защитные характеристики материалов, толщины конструкций и геометрические размеры сборных железобетонных деталей в плоскости защиты.
Пути совершенствования защитных конструкций зданий АЭС. Результаты анализа формообразования помещений АЭС показывают, что сокращение объемов и массы защиты возможно за счет следующих мер.
1.	Незначительное уменьшение габаритов радиоактивного технологического оборудования, его более компактное размещение и взаимная экранировка источников излучения могут привести к уменьшению размеров помещения за счет снижения объема защиты. Сокращение массы защиты будет при этом существенным, так как площадь ее поверхности при небольшом уменьшении площади поверхности источника увеличивается значительно. Критерий выбора — экономическое сопоставление вариантов уменьшения габаритов технологического оборудования с учетом уменьшения размеров и массы защиты.
2.	Применение более эффективных по защитным свойствам материалов защиты (пусть и более дорогих) может привести к уменьшению объема, занимаемого защитой, и, следовательно, к уменьшению объема помещений. Критерий выбора материала'—экономическое сравнение вариантов объемно-планировочного решения с учетом габаритов защиты.
3.	Если защита выполняет и второстепенные функции, например ограждающей конструкции, следует определить толщину (объем), необходимую для обеспечения второстепенных функций (строительная защита), а остаточную (физическую) долю защиты по возможности 10*
приблизить к поверхности источника. Если есть возможность установить физическую защиту непосредственно на поверхности источника, то такие источники надо скомпоновать. Применение в этом случае высокоэффективных и дорогих материалов может уменьшить размеры помещения и существенно снизить массу физической защиты. Критерий выбора— экономический анализ планировочного решения защиты из материалов с различными защитными свойствами.
4.	Так как физическая защита вызывает дополнительные нагрузки на несущие конструкции, при расположении радиоактивного оборудования на верхних отметках здания снижение массы защиты является одним из важных факторов улучшения конструктивного решения здания в целом. Поэтому снижение массы физической защиты (даже за счет применения более дорогих материалов) при увеличении этажности здания ядерной установки будет более эффективным. Одним из основных правил при компоновке радиоактивного оборудования является стремление к размещению его на максимально низких отметках. Если есть возможность использовать более дорогое оборудование на низких отметках, необходимо провести технико-экономическое сравнение вариантов его компоновки с учетом устройства защиты.
5.	При компоновке радиоактивного оборудования на верхних отметках здания необходимо максимально приближать его к вертикальным несущим конструкциям здания. При расположении радиоактивного оборудования на верхних отметках здания одним из основных требований к проектированию строительных несущих конструкций является возможное сокращение его пролетов. Критерий выбора — экономический анализ вариантов конструктивного решения здания с учетом устройства защиты.
Исходя из результатов анализа функциональных факторов, влияющих на определение толщины защиты, выявлены следующие резервы повышения экономичности ее проектного решения:
1.	Повышение точности расчета защиты. При постоянных активности источников, их геометрической формы и углового распределения путем применения более точных констант и более совершенных методик расчета можно добиться значительного сокращения габаритов защиты.
2.	Дифференцированный подход к значениям предельно допустимых уровней облучения персонала. Расчет защиты сводится к определению ее толщины при заданном предельно допустимом уровне излучения на ее поверхности. Это приводит к завышению толщины за-
147
щиты, так как предельно допустимые уровни облучения персонала и мощность дозы на поверхности защиты неоднозначны. Поэтому необходимо определение дозных полей внутри помещений при постоянной толщине защиты, определение профиля защиты при заданных изодозах внутри помещений для обслуживающего персонала.
3.	Разработка и внедрение новых прогрессивных конструктивных решений защитных экранов (например, коробчатого сечения или каркасного типа), полностью использующих работу материала в конструкции в зависимости от ее функционального назначения.
4.	Разработка и внедрение в проектных организациях системы автоматизированного проектирования защитных конструкций (САПР-АСПЗ) с использованием принципа профилирования конструкций радиационной защиты и комплексного учета при их проектировании радиационно-физических и архитектурно-строительных факторов на основании обобщенного показателя качества защитной конструкции— показателя загруженности сечения.
6.2.	ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЙ НА АЭС
И ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ ОБЛУЧЕНИЯ
Характеристики источников излучений на АЭС. Основными источниками облучения персонала АЭС являются:
активная зона реактора и элементы, окружающие эту зону;
трубопроводы и технологическое оборудование, связанное с системой охлаждения реактора (первый контур) двух- или трехконтурных АЭС, или вся тепловая схема АЭС с кипящими реакторами;
твердые или жидкие продукты (в том числе и отходы), образующиеся при работе АЭС.
Источниками внутреннего облучения персонала АЭС являются радиоактивные газообразные продукты деления, радиоактивные аэрозоли, а также наведенная радиоактивность воздуха рабочих помещений.
Радиационная обстановка на АЭС зависит от того, работает реактор или он остановлен.
При работающем реакторе основным источником излучения являются активная зона реактора и короткоживущие радиоактивные изотопы теплоносителя за пределами активной зоны. При остановленном реакторе основными источниками излучения являются трубопроводы и оборудование контура теплоносителя, активность которых обусловлена долгоживущими радиоактивными изотопами коррозионного происхождения, а также конструктивные элементы активной зоны с осколочной
и наведенной активностью (например, отработанные твэлы).
Расчет защиты реактора производится в основном на ослабление излучений, образующихся при работе реактора на номинальной мощности.
При работающем реакторе в активной зоне образуются мгновенные нейтроны, мгновенное и запаздывающее фотонное излучение, а также захватное фотонное (вторичное) излучение.
Мгновенные нейтроны, образующиеся практически мгновенно при делении ядер, имеют непрерывное энергетическое распределение, называемое спектром деления.
В результате взаимодействия (рассеяния, поглощения) нейтронов спектра деления с ядрами материалов, входящих в состав активной зоны, спектр нейтронов деления деформируется (доля низкоэнергетических нейтронов в суммарном потоке увеличивается), т. е. происходит смягчение спектра нейтронов.
Мгновенное и запаздывающее фотонное излучение, сопровождающее деление ядер горючего, имеет энергетическое распределение, описываемое выражением
S (£v) = 14ехр (—l,l£v),	(6.5)
где S (£v) — количество фотонов с энергией Еу.
Захватное фотонное излучение, образующееся в основном за счет захвата тепловых и надтепловых (до энергии 1 кэВ) нейтронов в ядрах элементов, входящих в состав активной зоны, и конструкционных элементов, окружающих ее, часто определяет толщину биологической защиты реактора, если перед ней установлен металлический экран, например металлический корпус реактора.
Количество захватных фотонов, образовавшихся за 1 с в единице объема вещества, определяется выражением
S-гзахв — Ф (Е„) р,:огат (£т),	(6.6)
i
где <р (Еп) — плотность потока нейтронов с энергией Еп; рщг—макроскопическое сечение захвата z-ro элемента; a/(£v)—относительный выход захватных фотонов на один захват нейтрона (табл. 6.1).
Суммирование в формуле (6.6) производится по всем i элементам материала конструкции, в которой происходит захват нейтронов.
Активность теплоносителя. При прохождении через активную зону — зону высоких потоков нейтронов — теплоносители становятся
148
Таблица 6.1. Значения выхода фотонов на один захват а'(Я^) и микроскопических сечений захвата тепловых <г'т и надтепловых <г‘нт нейтронов кэВ для некоторых химических элементов
Элемент	aZ ХЮ"2*, 7T CM2	a1' X10->‘, унт CM2	aj	в интервале энергии, МэВ						
			0—1	1—2	2-3	3—5	5—7	7—9	9
н	0,33				0	0	1	0	0	0	0
D	4,6-10-4	—	0	0	0	0	1,00	0	0
Be	0,009	—	0	0	0	0,54	0,73	0,73	0
10В(«, у)"В	0,5	—	0	0	0	1,1	0,28	0,06	0,008
10B(n, a)7Li*	3813	-—	0,94	0	0	0	0	0	0
С	3,3-10-3	—	0	0	0	1	0	0	0
14N	0,1	4,8	0	0	0	0,54	0,11	0,15	0,12
F	0,009	2,3	0	1	0	0	1,11	0	0
Na	0,47	0,21	0,96	1,27	1,87	0,7	0,31	0	0
Mg	0,059	0,9	—	—	0,28	0,72	0,1	0,033	0,0057
Al	0,215	0,14	2,36	1,95	0,69	0,62	0,19	0,19	0
Si	0,16	—	1	0,63	0,3	0,89	0,11	0,041	0,001
P	0,193	—	2,90	0,97	0,55	0,98	0,27	0,072	0
S	0,49	0,6	0,7	0,32	0,72	0,7	0,44	0,065	0
Cl	32	12,8	0,49	0,85	0,41	0,47	0,55	0,24	0
К	1,89	1,1	1	0,81	0,57	1,06	0,87	0,047	0
Ca	0,406	2	0,14	1,91	0,77	0,85	0,64	0,018	0
Ti	5,8	3,8	0,54	1,6	0,16	0,24	0,78	0,013	0,002
V	4,7	3,3	0,83	1,32	0,114	0,21	0,67	0,16	0
Cr	2	1,9	0,85	0,41	0,21	0,12	0,23	0,39	0,064
Mn	12,6	11,7	1,25	0,91	0,6	0,5	0,34	0,17	0
Fe	2,43	2,1	0,75	0,6	0,27	0,23	0,25	0,38	0,021
S9Co	34,8	48	0,61	0,26	0,17	0,42	0,52	0,085	0
Ni	4,8	3,2	0,84	0,4	0,23	0,23	0,34	0,62	0,008
Cu	3,59	3,7	0,68	0,47	0,26	0,3	0,27	0,43	0
Zn	1,06	2,1	1,56	0,93	0,67	0,48	0,29	0,16	0,01
Zr	0,18	3,7	—			.—	1,13	0,35	0,04	0
Nb	1,1	8,3	.—	—	—	0,54	0,14	0,004	0
Mo	2,4	13,8	1,37	0,18	—	0,84	0,26	0,03	0,003
Ag	60	466	0,92	0,87	0,64	0,7	0,17	0,005	0
113Cd	25 000	—	1,35	0,92	0,96	0,73	0,17	0,01	0,001
In	190	2220	1,02	1,92	0,78	0,36	0,04	0	0
Sn	0,65	5,7	2,16	1,53	0,67	1,39	0,33	0,04	0,004
I	6,1	—	0,30	—	.—	0,97	0,22	0	0
Ba	1,2	12,6	—	—	—	0,75	0,14	0,014	0,001
W	19,2	290	0,68	0,82	0,59	0,53	0,15	0,005	0
Au	94	—	1,00	0,69	0,33	0,68	0,38	0,001	0
Hg	380	73	0,94	1,22	0,55	0,86	0,41	0	0
Pb	0,17	0,1	0	0	0	0	0,07	0,93	0
Bi	0,015	0,50	0	0	0	1	0	0	0
238JJ	1,0	224	2,54	1,78	1,91	0,34	0	0	0
* Реакция 10Р> (п, a)7 Li сопровождается фотонным излучением с энергией 0,485 МэВ.
радиоактивными. Это затрудняет эксплуатацию оборудования и коммуникаций первого контура, по которому он протекает, ограничивает доступ и, как правило, требует создания биологической защиты вокруг них. Активность теплоносителя обусловлена активацией продуктов коррозии и самого теплоносителя, а также наличием осколков деления, так как для реакторов АЭС допускается работа на номинальной мощности при разгерметизации до 1 % тепловыделяющих элементов.
Чистая вода, являющаяся наиболее распространенным теплоносителем, активируется при прохождении через реактор незначительно. Активность чистой воды при работе реак
тора в основном более чем на 70 % обусловлена фотонами азота-16, образующимися при взаимодействии кислорода-16 с быстрыми нейтронами из реакции 16О(щ р) 16N (так называемая кислородная активность воды). Обычно в расчетах принимается средняя энергия фотонов чистого водяного теплоносителя £\>=6,2 МэВ с периодом полураспада 7,4 с.
Среднее время, за которое теплоноситель проходит по контуру реактора ВВЭР-440, — около 20 с, а расчетная объемная активность водяного теплоносителя в этом реакторе, обусловленная нуклидом 16N (кислородная активность), составляет 3,7-1012 Бк/м3 (0,1 Ки/л), 60Со —7,4-105 Бк/м3 (2-10~8 Ки/л). Расчетная активность продуктов деления в
149
воде первого контура при разгерметизации 1 % твэлов составляет 5,15-1012 Бк/м3 (0,139 Ки/л), а фактическая в 10—20 раз меньше. В кипящих одноконтурных реакторах изотопы попадают с паром на турбину и другое теплотехническое оборудование АЭС, превращая их в источники излучений, требующие сооружения защиты. Кислородная активность пара меньше, чем воды, за счет меньшей ядерной плотности. Например, расчетная кислородная активность острого пара в трубопроводах деаэраторной этажерки реактора РБМК-ЮОО составляет 13,5-109 Бк/м3 (3,65-10~4 Ки/л).
Удельную мощность источников активационного излучения материалов, например теплоносителя при его облучении нейтронами в течение /а с и выдержке после облучения в течение tK с, можно определить из выражения
57а =	(Е) (1 - е~^*)	(6.7)
где аа‘— выход фотонов на один распад ядра i-ro изотопа; X/— постоянная распада i-ro
, /	гр, 0,693 \
изотопа, с~Ч период полураспада Ti/2 = —-- ;
\	h /
Vi — скорость образования активных ядер i-ro сорта в единице объема, которая определится как
J Р/Э/(£)?(£)	(6-8)
Е
где р; — число ядер i-ro элемента в единице объема материала; оа‘ — микроскопическое сечение активации i-ro элемента нейтронами энергии Е; ср(Е)—плотность потока нейтронов с энергией Е.
Если активация обусловлена тепловыми и надтепловыми нейтронами, то
Vi = ^Р/Оа.т + <РнтРХ.НТ,	(б-9)
где аа.т — микроскопическое сечение активации ядер i-ro изотопа тепловыми нейтронами; Оа.нт —эффективное микроскопическое сечение активации i-ro изотопа надтепловыми нейтронами.
Для наиболее типичных теплоносителей АЭС значения аа‘, Тцъ, °а.нт приведены в табл. 6.2.
Если теплоноситель совершил п циклов через активную зону, то активность теплоносителя Ain можно определить из выражения
Ain = Vi(\—
X(i_e-v+_ + e-«-»v)t (610) где Т — время полного цикла прохождения теплоносителя по контуру, с.
Т аблица 6.2. Характеристики, определяющие активацию теплоносителей АЭС
Т еплоноситель	Ядерная реакция	Содержание исходного изотопа в естественной смеси, %	Сечение реакции ХЮ“24, см2		Период полурас-пада Т / 2	Выход гамма-квантов на распад а1 а	Вид и энергия излучения. МэВ
			ста.т	%.НТ			
Вода (Н2О), тяжелая вода D2O и углекислый газ	ieO(n, p)16N l7O(n, p)17N 18О(и, у) 190	99,8 0,039 0,16	2.J0-6* 7-10-8* 2,1 -10—4	0	7,35 с 4,14 с 27 с	0,82 1(/г) 0,7	S3 II II II II II —1 — СаЭ	СП 5 s II W СП СП
Наиболее типичные примеси в теплоносителях	27А1(га, у)28Д1 27Al(n, a)24Na 58Fe(«, y)69Fe S5Mn (и, у) 56Mn	100 100 0,31 100	0,21 з- ю-4 0,98 13,3	0,16 1,1 11,8	2,3 мин 14,9 ч 45 дней 2,6 ч	1 1 1 0,997 0,2 0,13	"и ’ll "if 11 ЬЭ О ОО ОО4^ оо ОО 4^	-Д' • S ~	ю 11 со	Зд ЬО щ со
Натрий	23Na(n, y)24Na	100	0,54	0,25	14,9 ч	1	у= 1,38 и 2,77; ₽=1,4
Гелий	Активация типичной примеси 40Аг(м, у)41 Аг	99,6	0,53	—	1,83 ч	0,99	у=1,29; Р=1,2
Азот	15N(n, y)16N	0,37	2,4.Ю-в	—	7,35 с	0,82	у=6,3 и 7,1; ₽=4 и 10
* Усреднены для спектра деления.
150
Таблица 6.3. Расчетные характеристики активности основного оборудования машинного зала и деаэраторной этажерки АЭС с реактором РБМК-1000 при работе на номинальной мощности (без учета коррозионной активности)
Источники	Удельная активность, Бк/м8(г-экв. Ra/л)	Эффективная энергия фотонов, МэВ
Деаэрационные колонки	2,32-108 (1,09-10-5)	6,2
Трубопроводы отвода выпара в помещении	2,24-109 (1,05-10-4)	6,2
деаэраторов	13,0-109 (6,11-10-4)	6,2
Трубопроводы острого пара		
Конденсатор турбины	12,8-Ю9 (6,00-10-в)	6,2
Сепараторы турбины	1,81-10® (8,50 10-5)	6,2
Испарители	1,65-109 (7,75-10-5)	6,2
Подогреватели низкого давления	5,76-109 (2,7-10-4)	6,2
Механические фильтры	7,3-Ю9 (4,3-10-4)	2,12
	1,12-1011 (4,64-10-3)	1,30
	2,62-1011 (5,20-10-3)	1,05
Фильтры-регенераторы	6,1-109 (3,59-10-4)	2,01
	1,12-Ю10 (4,64-10-4)	1,31
	2,98-1010 (5,90 10-4)	1,05
Бойлеры	7,93-109 (3,72-10-4)	6,2
Трубопроводы конденсата	1,28-107 (7,50-10-7)	2,04
	1,69-107 (7,0-10-7)	1,36
	5,04-107 (1,0-10-в)	1,08
Трубопроводы транспортировки отработанных	3,06-10® (1,8-10-4)	2,1
СМОЛ	2,81-1010 (1,16-10-3)	1,3
	7,44-1010 (1,48-10-3)	1,06
В стационарном режиме работы реактора при наличии в теплоносителе не очень долгоживущих изотопов [если выполняется условие (п—1)Х;Т^>1], что характерно для АЭС с водяным теплоносителем, удельная мощность источников гамма-излучения от ядер t-ro изотопа определится как
S‘a = аа‘ (Е) Д[ =
—м.
-С<(£) -е (6.11)
1
Общая активность теплоносителя есть сумма активности всех изотопов.
Значения ta и tK можно определить как tA=Ga/D\ tK=GK/D (Ga — масса теплоносителя, заполняющего активную зону реактора; GK — масса теплоносителя во всем контуре; D — массовый расход теплоносителя).
По приведенным формулам, а также по данным табл. 6.2 можно определить параметры источников излучений на АЭС не только с водяным, но и с жидкометаллическим (Na) и газовыми (СОг, Не) теплоносителями.
Удельную мощность излучения оборудования, участвующего в технологическом цикле первого контура АЭС, например парогенератора S/пг, можно определить из выражения
Siw(E) = SdE№±, (6.12)
где Vi и pi — соответственно объем теплоносителя и его плотность в трубной части парогенератора; V — объем трубной части паро
генератора; ра — плотность теплоносителя в активной зоне реактора.
Характеристики некоторых источников излучения на АЭС с реакторами РБМК приведены в табл. 6.3, а на АЭС с реакторами ВВЭР — в табл. 6.4.
Активность отработанных твэлов. Активность отработанных твэлов определяется фотонным излучением осколков деления.
Активность воздуха. В процессе эксплуатации АЭС неизбежно образование протечек
Таблица 6.4. Расчетные характеристики активности основного г; орудования АЭС с реактором ВВЭР-1000 при работе на номинальной мощности
. Источники	Удельная активность, Бк/м8(г-экв. Ra/л)	Эффективная энергия фотонов, МэВ
Теплоноситель первого контура:		
на выходе из реак-	7,18-1012	6,2
тора	(3,37-10-1)	
на входе в парогене-	4,62-1012	6,2
ратор	(2,17-10-1)	
на выходе из пароге-	3,17-1012	6,2
нератора	(1,47-10-1)	
на входе в реактор Компенсатор объема:	2,61-1012 (1,23-10-1)	6,2
теплоносителя	2,52-1012 (1,03-10-1)*	0,15—2,3
парового объема	1,85-1012 (7,58-10-2)*	0,15—2,3
Фильтры спецводоочистки	6,51-Юн (2,66-101)*	0,23—2,00
* При £v = L31 МэВ.
151
теплоносителя и попадание в воздух радиоактивных веществ, содержащихся в нем. Наиболее опасными изотопами в этом случае являются инертные газы ксенон (Хе) и криптон (Кг), а также изотопы йода. Источниками осколочной активности воздуха являются многие вспомогательные сооружения АЭС: бассейны выдержки отработанного топлива, система продувки реактора, баки сброса радиоактивных протечек и пр.
Причиной появления газовой активности является также активация воздуха, находящегося под облучением нейтронами, например воздуха, находящегося в зазорах между корпусом и защитой реактора. Наиболее опасными изотопами в этом случае являются аргон-40 и азот-15. Содержание 40Аг в воздухе почти 1 %, а сечение активации тепловыми нейтронами 0,53ХЮ“24 см2. Образующийся изотоп 41Аг (7’1/2=1,83 ч) испускает фотоны с энергией 1,30 МэВ. Содержание 15N в азоте воздуха 0,365 %. При захвате теплового нейтрона (сечение 1,78X10“24 см2) образуется КОРОТКОЖИВУЩИЙ ИЗОТОП I6N (7’1/2 = = 7,35 с). Следует также учитывать возможность оседания радиоактивной пыли на конструкции, оборудование, одежду и некоторые участки тела. Поэтому воздух, подаваемый в помещение АЭС, должен быть тщательно очищен, так как легче очистить воздух от неактивных аэрозолей, чем от активных.
Мощность источников активационного гамма-излучения от 41Аг и 16N может быть определена по формулам (6.7) и (6.11). Точные же значения утечек теплоносителя и выделения от них газообразных продуктов деления в воздух определить трудно, поэтому при расчете вентиляции ядерных установок, предназначенной для поддержания ПДК активных веществ в рабочих помещениях АЭС, пользуются нормативными материалами по воздухообмену для определенных помещений, составленных на основании экспериментальных данных, накопленных за время длительной эксплуатации реакторов различного типа. Нормативные материалы для расчета спец-вентиляции приведены в гл. 1.
Нормы радиационной безопасности. Механизм биологического действия излучений на человека полностью не изучен. Облучение ткани живого организма сопровождается возбуждением и ионизацией атомов. Ионы обладают высокой химической активностью, поэтому в клетках организма появляются новые химические соединения, чуждые здоровому организму. Под действием излучений разрушаются отдельные сложные молекулы и элементы клеточных структур. Это вначале может привести к функциональным, а затем к органическим изменениям нервной си-152
стемы, нарушению кровообращения и др. Пораженные клетки могут быть восстановлены в процессе обмена веществ, который в организме происходит непрерывно.
Если уровень облучения человека большой и в процессе обмена организм не может нормально восстановить разрушенные молекулы, возникает лучевая болезнь различной степени, опасная только для лица, подвергшегося облучению.
Следует различать острое и хроническое облучение. Острое облучение может быть только результатом несчастного случая, хроническое — результатом систематического действия естественного фона радиации (космический фон, излучение естественных радиоактивных изотопов, входящих в состав почвы, стен зданий, пищи) и других источников слабого облучения (повышенный фон на зданиях ядерных установок, рентгеноскопия и др.).
Созданы нормы радиационной безопасности, которым должно отвечать и здание АЭС. Количественная оценка радиоактивного вещества определяется его активностью.
Для количественной оценки действия, производимого излучением в веществе, введено понятие поглощенной дозы (D), которая характеризуется средней энергией (<7£), переданной излучением веществу в некотором элементарном объеме, отнесенной к массе (dm) вещества:
D=dE/dm,	(6.13)
т. е. энергией излучения, переданной единице массы вещества.
Поглощенную дозу, отнесенную ко времени, называют мощностью поглощенной дозы:
P=dD/dt.	(6.14)
Биологическая ткань может одновременно облучиться различными видами излучений, причем биологическое действие этих излучений различно. Так, быстрые нейтроны по биологическому действию в 10 раз опасней гамма-излучений.
Для учета биологического действия излучений введено понятие эквивалентной дозы, определяемой как произведение поглощенной дозы на коэффициент качества излучения Q. Это безразмерный коэффициент, учитывающий зависимость неблагоприятных последствий облучения человека от полной линейной потери энергии излучения.
Коэффициенты качества излучений с неизвестным спектральным составом в соответствии с нормами имеют следующие значения:
Рентгеновское и фотонное излучение	.	... 1
Электроны и бета-излучение.......................1
Протоны с £'<10 МэВ .	.	.	..... 10
Нейтроны с £<10 кэВ.......................3
Нейтроны с £=0,1 — 10 МэВ................10
а-частицы с £<10 МэВ.....................20
Нормы радиационной безопасности регламентируют показатели облучения населения и лиц, работающих с радиоактивными веществами, в зависимости от категории населения:
категория А —персонал, т. е. лица, работающие с источниками излучений;
категория Б — ограниченная часть населения, т. е. лица, которые с источниками излучений не работают, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться облучению;
категория В — население области, края, республики, страны.
Для лиц категории А установлена предельно допустимая доза (ПДД) 5 бэр в год, что в пересчете на условия работы персонала составляет 2,8 мбэр/ч, категории Б — в 10 раз меньше. Ограничение облучения населения (категория В) определяется возможным возникновением отдаленных эффектов и генетических последствий и относится к компетенции Минздрава СССР.
Санитарными правилами проектирования атомных электростанций установлены проектные показатели мощности эквивалентной дозы в зависимости от назначения помещений, мбэр/ч:
Помещения постоянного пребывания персонала (категория А)...........................1,4
Помещения, в которых персонал пребывает не более половины рабочего времени (категория А) 2,8 Любые другие помещения для лиц категории А, не запятых непосредственно работой с источниками ионизирующих излучений (категория А) 0,1 Любые помещения на промплощадке (категория Б).................................0,03
По этим показателям рассчитывают необходимую толщину защиты помещений на территории АЭС.
Как видно из приведенных данных, при проектировании защиты персонала АЭС предусмотрен двукратный запас по мощности эквивалентной дозы, введение которого обосновано в «Основных санитарных правилах работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» (ОСП—72/80) возможными неточностями в исходных данных.
К настоящему времени выполнен обширный объем теоретических и экспериментальных исследований радиационной обстановки на действующих АЭС. Результаты этих исследований показали, что составляющая эквивалентной дозы, обусловленная работой станции на номинальной мощности, не превышает 2,4—2,8 % годовой предельно допустимой индивидуальной дозы, равной 5 бэр.
Рис. 6.8. Структура средней годовой дозы облучения персонала на действующих АЭС:
/ — предельно допустимая годовая доза (вся площадь круга); 2 —дозовый резерв; «3—эквивалентная доза внешнего и внутреннего облучения; 4— эквивалентная доза при ремонте; 5— то же при работающем реакторе; 6 — доза внутреннего облучения
При проектировании защитных конструкций АЭС для экономии материальных ресурсов рекомендуется применять автоматизированные методы радиационно-физических расчетов с использованием данных обследования конструкций и радиационной обстановки на головных блоках действующих АЭС.
Структура средней годовой дозы облучения персонала на действующих АЭС приведена на рис. 6.8.
6.3.	МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ
Расчет защиты на АЭС в общем виде сводится к расчету защиты реактора и технологического оборудования:
1)	определяется пространственное и энергетическое распределение удельной мощности всех источников на АЭС;
2)	рассчитывается пространственное и энергетическое распределение плотности потока первичного излучения в материалах источника и защиты;
3)	по полученному распределению плотности потока первичного излучения рассчитывается распределение удельной мощности источников вторичного излучения, например гамма-излучения, сопровождающего захват нейтронов;
4)	определяется пространственно-энергетическое распределение вторичного излучения в защите;
5)	рассчитываются окончательные данные, требуемые для конструирования защиты, из которых основными являются удельные источники и распределение радиационного тепловыделения, а также распределение мощности поглощенной дозы в защите.
Расчет защиты реактора. Расчет прохождения нейтронов и фотонов через защиту сводится к решению кинетического уравнения переноса, для чего необходимо интегрировать функцию шести переменных. Поэтому
153
обычно вводят упрощающие предположения и находят приближенное решение. В настоящее время существует три группы методов для определения пространственного распределения нейтронов и фотонов.
Первая группа — методы сравнительно точного решения кинетического уравнения переноса излучения, к которым относятся метод Монте-Карло, метод полиномиальных разложений, метод дискретных ординат и пр. Эти методы могут быть реализованы только на ЭВМ с большим объемом памяти и быстродействием и могут быть использованы только как проверочные, так как не позволяют проводить массовые вариантные расчеты для оптимизации защиты.
Вторая группа — методы с использованием ЭВМ с ограниченным объемом памяти, позволяющие проводить вариантные расчеты применительно к защите реактора. С помощью этих методов можно рассчитать только дифференциальный энергетический спектр плотности потока частиц без учета их углового распределения. В эту группу входят и программы для расчета распределения излучений, использующие метод выведения — диффузии, метод лучевого анализа и др.
Третья группа — эмпирические методы расчета с использованием ручного счета. К ним относятся метод, основанный на концепции сечения выведения нейтронов, метод расчета нерассеянного фотонного излучения с помощью линейных коэффициентов ослабления и учетом накопления рассеянного излучения коэффициентами (факторами) накопления и др.
Выбор метода расчета защиты определяется характером и объемом информации, которая должна быть получена по результатам расчетов.
Методы первой и второй групп нельзя отнести к инженерным, так как они требуют использования ЭВМ второго и даже третьего поколения и не позволяют на стадии эскизного проектирования зданий и защиты ядерной установки быстро вручную рассчитать габариты защиты из нескольких видов материалов для проведения предварительного технико-экономического анализа или оптимизации.
К инженерным относятся полуэмпириче-ский метод расчета прохождения быстрых нейтронов на основе концепции сечения выведения, а также метод, основанный на учете распределения промежуточных и тепловых нейтронов с помощью коэффициентов накопления, которые могут быть получены по точным расчетам. К инженерным методам относятся также методы расчета защиты от гамма-излучения, основанные на учете геометри-154
ческих факторов с помощью табулированных функций.
На стадиях эскизного проектирования здания и разработки технических решений защиты АЭС целесообразно использовать именно инженерные методы. Несмотря на возможные абсолютные ошибки в определении пространственного распределения излучений при использовании эмпирических методов они удобны для относительного сравнения вариантов конструктивного решения защиты при ее оптимизации, что позволяет выбрать наиболее рациональные решения здания и защиты АЭС. Выбранные габариты и материалы защиты могут быть уточнены на основании точных методов расчета. Ниже рассмотрены инженерные методы расчета защиты.
Расчет распределения нейтронов и захватного гамма-излучения. Расчет биологической защиты реактора от нейтронов сводится к определению пространственного распределения плотности потока быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов. Быстрые нейтроны являются наиболее проникающими и в большинстве случаев определяют пространственное распределение плотности потока промежуточных и тепловых нейтронов. Распределение плотности потока промежуточных и тепловых нейтронов в защите определяется не только нейтронами активной зоны, но и нейтронами, образовавшимися за счет замедления быстрых нейтронов в конструкционных материалах, окружающих активную зону, а также в защите. Расчет распределения быстрых нейтронов достаточно прост и может быть выполнен вручную, например на основе концепции сечения выведения.
Сущность этого метода сводится к экспериментальному или теоретическому определению сечения элемента, входящего в состав защиты (например, в состав бетона), эквивалентного сечению поглощения нейтронов с энергией выше пороговой энергии Епор детектора быстрых нейтронов. Этот коэффициент, названный сечением выведения оВыв, используется для определения прохождения быстрых нейтронов не только в водородсодержащих средах, но и в средах без водорода, но имеющих в своем составе достаточное количество легких элементов, например кислорода.
Во всяком случае, для определения пространственного распределения быстрых нейтронов в любом бетоне, в том числе и обезвоженном, с достаточной для практических целей точностью этот метод применим.
Активная зона современных крупных энергетических реакторов АЭС может быть представлена в виде бесконечной излучающей плоскости. Плотность потока быстрых ней-
тронов в бетонной биологической защите в этом случае может быть определена для изотропного источника из выражения
фбх=фб°£1(Хвывх);	(6.15)
для мононаправленного источника — из выражения
Фб*=фб° ехр — (Бвывх); (6.16)
распределение мощности дозы быстрых нейтронов
/)бх=фб*Рб,	(6.17)
где фб% и Рвх — соответственно плотность потока и мощность дозы быстрых нейтронов от плоского источника; фб° — плотность потока быстрых нейтронов с энергией £^1,5 МэВ на входе в защиту; Е\— интегральная экспонен-о°
та, Ег (b) е-db, значения Е(Ь) приведе-ь
ны в приложении (см. табл. П.6.12); х — толщина защиты, см; рб — коэффициент перевода плотности потока быстрых нейтронов в мощность дозы, численно равный
3,5. ю_2 —нЗв-с-i---/3.5.1Q 2----мкбэр---\ _
нейтр • см—2 • с—1 \	нейтр-см 2-с 1/
2выв—макроскопическое сечение выведения материала защиты, определяемое для материалов сложного химического состава по формуле
2вь,в=^рЛв-	(6.18)
При определении макроскопического сечения выведения ядерная плотность i-ro элемента, входящего в материал сложного химического состава, например бетона, определяется из выражения
6,023-102зй,	„
Р/=—— ---------1,	(6.19)
где 6,023-1023— число Авогадро; At—атомная масса i-ro элемента; kt — содержание i-ro элемента в материале, г/см3.
Микроскопические сечения выведения Свив, 10-24 см2 нейтронов спектра деления, для некоторых химических элементов имеют следующие значения:
Водород ........ 1
Дейтерий . . . . 0,88
Литий............1,01
Бериллий .... 1,07
Бор..............0,97
Углерод.........0,81
Кислород .... 1,07
Натрий...........1,26
Магний..........1,29
Алюминий .... 1,31
Кремний.........1,20
Калий............1,50
Железо..........1,98
Кобальт.........2,02
Никель..........1,89
Медь.............2,04
Цинк.............2,12
Цирконий .... 2,36
Молибден . . . . 2,38
Кадмий..........2,73
Барий............3,33
Вольфрам .... 2,51
Свинец..........3,53
Висмут..........3,49
Кальций......1,60	Уран.............3,60
Титан........1,72	Вода.............2,92
Ванадий......1,77	Полиэтилен . . . 2,84
Хром ......	1,77	Тяжелая
Марганец	....	1,79	вода.............2,76
Химический состав строительных материалов и заполнителей для бетонов, применяемых на АЭС, приведен в приложении (см. табл. П.6.1).
Пространственное распределение плотности потока промежуточных нейтронов (0,37 эВ<£<1,5 МэВ) и тепловых нейтронов (£<0,37 эВ), а также распределение мощности дозы в бетонных и засыпных биологических защитах реакторов можно определить, воспользовавшись численными (потоковыми) или дозовыми коэффициентами накопления промежуточных и тепловых нейтронов:
численные коэффициенты накопления промежуточных и тепловых нейтронов
Л’пп=Фпх/фбА:;
А’тп=фтх/фбх;
(6.20)
дозовые коэффициенты накопления промежуточных и тепловых нейтронов
Апд=Рп7-Рбх;
#тд=ртурб*.	(6.21)
Численные коэффициенты накопления для строительных защитных материалов приведены в приложении (рис. П.6.5).
Распределение мощности дозы тепловых и промежуточных нейтронов в защитном материале толщиной более 1 м (в области равновесного спектра) может быть определено с помощью переводных коэффициентов, которые для бетона могут приниматься равными:
для промежуточных нейтронов
нЗв-С 1	/ jq_2
нейтр-см2 -с-1 \
мкбэр-С"1 нейтр-см-2-с—1
для тепловых нейтронов
рт = 1,04  10“2---h3b'c~X—
нейтр-см-2-с—1
X {1,04 -10~3 —^КАЭ.Р£— \	нейтр-см-2-с—1
Распределение мощности дозы захватного гамма-излучения в материале защиты определяется аналогично:
Т’з.г = фбКз.гРз.г,
(6.22)
где р3.г — коэффициент перевода интенсивности в мощность дозы для гамма-излучения 155
со средней энергией 3 МэВ:
р3.г= 1,03-10—1
МкКл-Ki-J-С'—1
МэВ-слг2-с—1
X 4.10
мкР-С"1
МэВ-см“3-с—1
7/П	X / X
Аз.г — ?з.г/•
Распределение внешнего гамма-излучения. Для бесконечной плоскости, в качестве которой можно представить активную зону реактора АЭС с изотропным или косинусоидальным угловым распределением, плотность потока фотонного излучения фв.г в защите определяется:
для изотропного распределения
9° ?в.г=-^ан£м1в; /тс
(6.23)
для косинусоидального 9°
?в.г =	(6.24)
/ТС
где р (В)—линейный коэффициент ослабления плотности потока фотонов с энергией Е в защите, см-1; <рв.г/2я — число фотонов, испускаемых единицей поверхности источника, фотон-см-2-с-1; В — фактор накопления рассеянного фотонного излучения; ВДцх) и Е2(цх)—интегральные экспоненты, значения
которых приводятся в приложении (см. табл. П.6.12).
Линейный коэффициент ослабления гамма-излучения в веществе сложного химического состава для заданной энергетической группы гамма-излучения со средней энергией Ev можно определить из выражения
т
=2	(6-25)
г=1
где kt — содержание i-ro элемента в материале защиты, г/см3; (jx/p°)t=p— массовый коэффициент ослабления гамма-излучения средней энергии Ev для i-ro элемента, входящего в состав материала защиты, см2/г (табл. 6.5).
Суммирование в выражении (6.25) ведется по всем i-м элементам, входящим в состав, защиты.
Ослабление мощности дозы фотонного излучения рассчитывается по выражениям (6.23) или (6.24), где интенсивность фотонов переводится в мощность дозы излучения умножением на коэффициент pv, значения которого приведены в табл. 6.6.
Дозовый фактор накопления рассеянного фотонного излучения может быть найден из выражения
Вд =	+ (1 — Д) e-tl2,A (6.26)
где Ai, си, а2— коэффициенты для обычного
Таблица 6.5. Массовый коэффициент ослабления гамма-излучения (и.)г (в числителе) и поглощения энергии (в знаменателе) для некоторых химических элементов
Элемент	Энергия гамма-излучения, МэВ									Ei		Плотность ро, г/см3
	0,5	|	> 1	2 1	3 1	4 1	5 1	6 1	8 1	10			
н	0,173 0,0591	0,126 0,0557	0,0876 0,0467	0,0691 0,0401	0,0579 0,0354	0,0502 0,0318	0,0446 0,0291	0,0371 0,0252	0,0321 0,0255	230	0,1	1 (для воды)
О	0,087 0,0297	0,0636 0,028	0,0445 0,0238	0,0359 0,0212	0,0309 0,0195	0,0276 0,0185	0,0254 0,0175	0,0224 0,0163	0,0206 0,0157	—	—	1 (для воды)
А1	0,084 0,0286	0,0614 0,027	0,0432 0,0232	0,0363 0,0212	0,031 0,02	0,0282 0,0192	0,0264 0,0188	0,0241 0,0183	0,0229 0,0182	10	0,1956	2,7
Si	0,0869 0,029	0,0635 0,0274	0,0447 0,0236	0,0367 0,0217	0,0323 0,0206	0,0296 0,0198	0,0277 0,0194	0,0254 0,019	0,0243 0,0189	6,75	0,1876	2,42
Mg	0,086 0,0293	0,0627 0,0275	0,0442 0,0237	0,0360 0,0215	0,0315 0,0203	0,0286 0,0194	0,0266 0,0188	0,0242 0,0182	0,0228 0,018	4,501	0,0913	1,74
Fe	0,0828 0,0294	0,0595 0,0264	0,0361 0,0231	0,036 0,0224	0,033 0,0224	0,0313 0,0227	0,0304 0,0231	0,0295 0,0239	0,0294 0,025	7,62	0,1813	7,8
Na	0,0853 0,0284	0,0608 0,0268	0,0427 0,0229	0,0348 0,0207	0,0303 0,0194	0,0274 0,0185	0,0254 0,0179	0,0229 0,0171	0,0215 0,0168	11,72	0,25	0,971
s	0,0874 0,03	0,0635 0,0279	0,0448 0,0242	0,0371 0,0242	0,0328 0,0215	0,0302 0,0209	0,0284 0,0206	0,0266 0,0206	0,0255 0,0206	8,59	0,1917	2,07
Ca	0,0876 0,0304	0,0634 0,027	0,0451 0,023	0,0736 0,023	0,0336 0,0225	0,0316 0,0222	0,0302 0,0223	0,0285 0,0225	0,028 0,0231	12,24	0,283	1,55
C	0,087 0,0297	0,0636 0,028	0,0444 0,0237	0,0356 0,0209	0,0304 0,019	0,027 0,0177	0,0245 0,0166	0,0213 0,0153	0,0194 0,0145	4	0,09	1.6
156
Таблица 6.6. Коэффициенты перевода интенсивности фотонов в мощность дозы
ят, МэВ	З-f ХЮ-2, Кл-кг—^с—1	ХЮ“4, мкР-с-1
	МэВ- см~2 - с~х	МэВ-см~а -с~1
10	7,66	2,97
8	7,98	3,1
6	8,59	3,33
5	8,98	3,48
4	9,55	3,7
о	10,42	4,04
2	11,74	4,55
1,5	12,66	4,91
1	13,8	5,35
0,8	14,26	5,53
0,6	14,56	5,65
0,5	14,6	5,66
0,4	14,56	5,65
0,3	14,26	5,53
0,2	13,31	5,16
0,1	11,43	4,43
из выражения
Рис. 6.9. Изменение дозового фактора накопления фотонов с £ = 5 МэВ в зависимости от атомного номера элемента
бетона плотностью 2,3 т/м3, алюминия и железа (табл. 6.7).
До настоящего времени нет информации о вычислении факторов накопления рассеянных фотонов по этой формуле для бетона других составов. Однако факторы накопления для бетонов всех известных составов будут находиться в пределах значений факторов накопления, рассчитанных для алюминия и железа.
Фактор накопления рассеянного фотонного излучения может быть найден с помощью эффективного атомного номера 2Эф- Метод заключается в определении для гомогенной смеси (бетона) эффективного номера 2Эф, численно равного Z такого элемента, свойства которого в отношении поглощения фотонов при тождественных условиях облучения эквивалентны свойствам смеси.
Эффективный атомный номер смеси элементов (бетона) может быть найден
где Zi — атомный номер i-го элемента, входящего в состав смеси; р/ — ядерная плотность i-ro элемента [см. (6.19)]; kt — содержание i-ro элемента в материале защиты.
По полученному значению 2Эф факторы накопления для бетона Вд могут быть найдены по графику рис. 6.9.
При расчете ослабления фотонного излучения сложного энергетического состава спектр разбивается на пять — семь энергетических групп, рассчитывается ослабление мощности дозы от каждой энергетической группы, а результаты расчета суммируются. Примеры расчета защиты приведены в приложении П.6.
Расчет защиты технологического оборудования АЭС сводится к расчету ослабления фотонного излучения, обусловленного: активностью теплоносителя; активностью элементов, присутствующих в теплоносителе в виде
Т аблипа 6.7. Коэффициенты для расчета дозового фактора накопления фотонного излучения в железе, бетоне и алюминии
Энергия фотонов Ег МэВ	Материал защиты								
	железо			алюминий			обычный бетон		
	Л.	-а,	а2	At			ОС 2	А.	—СС1	«2
0,5 1	10	0,0948	0,012	10	0,0948	0,012	9	0,144	0,024
	8	0,0895	0,04	8	0,11	0,044	8,42	0,11	0,036
2	5,5	0,0788	0,07	5,5	0,082	0,093	6,55	0,07	0,057
4	3,75	0,075	0,082	3,8	0,066	0,13	3,9	0,059	0,079
6	2,9	0,0825	0,075	3,1	0,064	0,152	3,1	0,059	0,083
8	2,35	0,0853	0,0546	2,3	0,062	0,150	2,8	0,057	0,086
157
примесей; активностью продуктов коррозии и эрозии материалов поверхности контура, соприкасающихся с теплоносителем; активностью продуктов деления топлива, которые заносятся в теплоноситель при разгерметизации твэлов или попадании радиоактивных продуктов из одного контура в другой (при двухконтурной схеме АЭС) из-за протечек в теплообменных аппаратах.
Обычно расчет защиты основного технологического оборудования АЭС производится от фотонного излучения, обусловленного активностью теплоносителя при работе электростанции в номинальном режиме, так как толщина защиты, рассчитанная по другим условиям (см. выше), оказывается, как правило, меньшей.
Источником фотонного излучения смеси продуктов деления и изотопов коррозионного происхождения обычно является вспомогательное оборудование АЭС, например оборудование спецводоочистки или фильтры систем спецвентиляции.
Расчет защиты технологического оборудования АЭС проводится по формулам (6.23) — (6.27). В расчетах технологическое оборудование представляется в виде источников излучения с простыми геометрическими формами. Например, трубопроводы представляются линейными источниками, парогенераторы и сепараторы, а также другое крупногабаритное оборудование — цилиндрическими и т. д. Кроме того, из-за сложного изотопного состава активируемых примесей в теплоносителе и разнообразия геометрических форм параметры источника в расчетах защиты технологических помещений определяются его удельной активностью с заданием эффективной энергии испускаемых фотонов (табл. 6.3 и 6.4).
В расчетах защиты трубопроводов и парогенераторов водяного теплоносителя (или паропроводов на одноконтурных АЭС) эффективная энергия принимается равной 6,2 МэВ, а при расчете защиты боксов фильтров спецводоочистки удельная активность рассматривается для трех значений эффективной энергии: 2,1; 1,3; 1,06 МэВ. В итоге это приводит к упрощению расчетов защиты, так как защита боксов рассчитывается не от одного источника излучения, а от нескольких десятков источников разной геометрической формы.
Наиболее распространенные формы источников и их расположение относительно защиты приведены на рис. 6.10.
Активность изотопа, М, мг-экв Ra, определяется из выражения
М = -^-А	(6.28)
Рис. 6.10. Взаимное расположение источников, точек детектирования Р и защиты:
а, б, в— при линейных источниках; г — при цилиндрическом источнике; д — при сферическом источнике; 1 — источник; 2 — защита
где А — активность источника, мКи; ^ — полная гамма-постоянная радиоактивного изотопа, Р-см2 ,,	,си п 1С-оаГр-м2
-----. В системе СИ	— 0,1о2——.
ч-мКи	с-Бк
Для кислородной активности водяного теплоносителя (£v=6,2 МэВ) kv= 14,65 РХ Хсм2/(ч-мКи), для нуклида 60Со (£?= = 1,33 МэВ) /ev=12,85 Р-см2/(ч-мКи), для нуклида Na (£v=2,04 МэВ) ky= 18,3 РХ Хсм2/(ч-мКи) и для 59Fe (£?=1,'19 МэВ) й?=6,17 Р-см2/(ч-мКи). Полные гамма-постоянные радиоактивных изотопов приведены в приложении (табл. П.6.4).
Мощность дозы фотонного излучения за защитой в точке детектирования Р от линейного источника определяется по формулам: при геометрии, изображенной на рис. 6.10,а
Р = ]Д (6, — а; рс) 4-Д (62 + «; м:)]В;
(6.29)
если 0<а,
Р = —^ДД(02 + а; м:) —Д(а—0,; рх)]В;
(6.30)
158
при геометрий, изображенной на рис. 6.10,8,
Р = ~1Г~ И1 *	+ а; ~ Fi (0’ + а; В’
(6.31)
при геометрии, изображенной на рис. 6.10,
P = i^+	„-"•'"в.	(6.32)
d 1 L + a'	v
В выражениях (6.29) — (6.32) ц— линейный коэффициент ослабления гамма-излучения, см-1; х — толщина защиты, см; цх— толщина защиты в длинах свободного пробега; а — угол между осью источника и защитой; В — дозовый фактор накопления; qL— удельная активность, мКи/см; Fi(0ipx) — интегральный секанс. Значения 7?i(6i|ix) = в
= J e-v* sec 9 dQ приводятся в приложении о
(табл. П.6.6).
Мощность дозы гамма-излучения от объемного цилиндрического источника (рис. 6.10,г) с заданной удельной активностью qv, мКи/см3 *, и линейным коэффициентом поглощения гамма-излучения в источнике, см-1, можно найти из выражений:
в точке Рз
P3—2qvktrGi (/г; р; psr; цх)В, (6.33)
где k=H/r, p=R/r\
в точке Р\
Pi=2qvkvr[Gl(ki-, р; psr; цх) +
+ Gi(^2; р; PsH рх)]В, (6.34)
где ky=hi/r; k2=(H—h\) /г, p=R/r\
в точке Р2
Р. = ^G,(у; м) В, (6.35) P'S
где 9. = arctg _£L±A_. Q2 = arctg г	г
В выражениях (6.33) — (6.35) G\ и G2— функции Ч
Мощность дозы от сферического источника (рис. 6.10,(5) с удельной активностью qv, мКи/см3, и линейным коэффициентом поглощения гамма-излучения в источнике ps, см-1, определяется по формуле
P=^qvkyaMy^
\(a/R; ii.R; рх)В,	(6.36)
где М — функция *.
1 Функции Gi, G2 и М табулированы в Справоч-
нике по защите от излучения протяженных источников
(Бергельсон Б. Р., Зорикоев Г. А. М.: Атомиздат, 1965.
С. 76—104).
Мощность дозы от излучающего полупространства определяется из выражения
(6.37)
где Ег — интегральная экспонента.
В указанных формулах дозовый фактор накопления обычно принимается как для точечного источника и вычисляется по формуле (6.26).
По приведенным выше формулам вручную может быть построено распределение мощности дозы и получена необходимая толщина защиты.
Несмотря на достаточную простоту изложенная методика расчета имеет ряд недостатков. Так, вычисление толщины защиты от сочетания нескольких источников даже в одной точке требует значительных усилий и времени. Поэтому в практике проектирования расчет толщины защиты проводится для наиболее опасной («горячей») точки, выбираемой проектировщиком защиты интуитивно, исходя из накопленного опыта. Полученное значение толщины принимается постоянным для всей конструкции защиты, что приводит к перерасходу материалов.
Инженерные программы расчета защиты технологических помещений АЭС на ЭВМ, например программы «Контур» и «Тень», позволяют рассчитывать дозовые поля за защитой или профиль защиты в зависимости от сочетания источников (до 50 шт.) любой геометрической формы. Для оптимизации конструктивных решений защиты рекомендуется использование этих программ в САПР-АСПЗ, разработанных в МИСИ им. В. В. Куйбышева. Примеры расчета защиты технологического оборудования приведены в приложении П.6.1.
Радиационный разогрев. Радиационный эффект, проявляющийся в повышении температуры материала в результате поглощения энергии ионизирующего излучения, называется радиационным разогревом. При проектировании защиты необходимо определить возможный ее разогрев и предусмотреть систему охлаждения для предохранения от чрезмерного разогрева или использовать жаростойкие материалы.
Радиационный разогрев обусловлен следующими процессами:
поглощением энергии фотонов, попавших в слой защиты из предыдущих слоев (тепловыделение от внешнего фотонного излучения), и поглощением энергии вторичного фотонного излучения, образовавшегося в защите за счет захвата нейтронов (тепловыделение от захватного фотонного излучения);
159
передачей энергии при упругом и неупругом рассеянии нейтронов на ядрах защиты (тепловыделения от замедления нейтронов);
передачей энергии заряженных частиц, появляющихся при реакциях нейтронов с ядрами некоторых элементов, например альфа-частиц из реакции 10В (ц, a)7Li, если в состав защиты входит бор.
Для большинства материалов защиты тепловыделения обусловлены в основном поглощением фотонного излучения. Поэтому подробный расчет необходимо выполнить именно для этого случая, а тепловыделение, обусловленное рассеянием нейтронов и поглощением заряженных частиц, только оценить.
Распределение удельного тепловыделения 7vB, Вт/см3, от внешнего источника фотонного излучения сложного спектрального состава, разбитого на i энергетических групп, можно определить из выражения т
(х) =1,6-10-*’ g ?‘.г(£ , л) Д ^Н(ДТ), Z—1
(6.38) где 1,6-10-13 — переводной коэффициент, Вт-с/МэВ; ЕУ1 — средняя энергия фотонного излучения i-й энергетической группы МэВ; Рэн(.Е'у) —линейный коэффициент поглощения энергии фотонного излучения, см~!; значения цЭн можно определить, используя данные табл. 6.6; <р’в.г — плотность потока внешнего фотонного излучения в расчетной точке, фотон/ (см2- с-1), полученная из расчетов распределения внешнего фотонного излучения [см. (6.23) и (6.24)].
Влияние рассеянного излучения на тепловыделение учитывается с помощью фактора накопления поглощенной энергии фотонного излучения В, значения которого могут быть найдены из выражения (6.26) по данным табл. 6.8.
Точные расчеты распределения радиационного тепловыделения в защите, обусловленного поглощением захватного фотонного излучения, трудоемки и обычно выполняются на ЭВМ. Оценка радиационного разогрева без Таблица 6.8. Коэффициенты для расчета дозового фактора накопления поглощенной энергии фотонного излучения в алюминии и железе
Энергия фотонов Е^, Msg	Материал защиты					
	железо			алюминий		
	А,		а2	А,		«2
0,5	15,8	0,095	0,037	20	0,115	0,06
1	11,2	0,0865	0,045	12,4	0,094	0,038
2	6,5	0,076	0,073	7,2	0,075	0,092
4	3,4	0,082	0,0965	4,1	0,063	0,105
6	2,45	0,086	0,101	3	0,058	0,103
8	1,85	0,089	0,0895	2,5	0,054	0,099
применения ЭВМ может быть проведена с помощью коэффициентов накопления захватного фотонного излучения из выражения
73.r=ii6.io-^/<v;,	(6.39)
где %*Кз.г — интенсивность захватного фотонного излучения, определяемая по (6.15), (6.16), (6.22); рЛг — линейный коэффициент поглощения захватного фотонного излучения:
2=:3'(T=z“si
где рг- — ядерная плотность i-ro элемента, входящего в состав защиты; — микроскопическое сечение захвата тепловых нейтронов ядрами i-ro элемента. Значения
k
а также рг° и	(Дй) приведены в
k
табл. 6.5.
При решении практических задач тепловыделение от рассеяния нейтронов можно учесть, увеличив в расчетах тепловыделение от фотонного излучения в тяжелых веществах на 10— 15%, а в легких — на 20—30%. Для обычного бетона это увеличение составит 15—20%.
Удельные тепловыделения, обусловленные поглощением заряженных частиц, определяются из выражения
СР(-Д = 1,6-10 ~13Д 2 (^ 2/за₽- (6-41) »=i
где фг (х) — плотность потока нейтронов i-й энергетической группы в рассматриваемой точке; Е — энергия заряженной частицы; Егзар — макроскопическое сечение реакции поглощения нейтронов i-й энергетической группы. Например, для борсодержащих веществ энергия альфа-частицы из реакции 10В (n, a) 7Li составляет 2,31 МэВ и 2гзар можно определить, предположив, что захват нейтронов происходит только в низкоэнергетической области.
Рассчитанные значения распределения удельных тепловыделений от указанных процессов суммируются и используются для расчета температурных полей и температурных напряжений в защите.
Следует отметить, что на основании многочисленных расчетов тепловыделения и температур в бетонных защитных экранах при композициях, характерных для конструкций биологической защиты реактора, температура в бетонной защите будет составлять 150—200 °C при тепловыделении на входе около 2Х
160
ХЮ3 Вт-м~3. При большем тепловыделении перед бетонной защитой из нежаростойких материалов необходимо устраивать радиационно-тепловую защиту или предусматривать систему охлаждения биологической защиты.
Расчет температуры в защите. Прежде всего необходимо задаться основными исходными данными для оценочного расчета распределения температуры в защите: ее толщиной, материалом, типом системы охлаждения, предельно возможным расходом теплоносителя, количественными характеристиками возможного радиационного тепловыделения.
Решение этой задачи состоит в следующем:
Рис. 6.12. Зависимость коэффициента теплоотдачи а от расхода воздуха L и ширины кольцевого зазора d
определяется пространственное распределение радиационного тепловыделения в слое защиты;
определяется внешняя граница слоя защиты, в котором возможен температурный разогрев выше 200 °C (тепловыделение на границе этого слоя не должно превышать 2Х X Ю3 Вт - м-3);
выбираются тип системы охлаждения защиты (водяная, газовая) и предельные расходы теплоносителя, исходя из производительности выпускаемых насосов или газодувок. Для проверки условий работы материала защиты без системы охлаждения можно принять воздушную систему охлаждения с конвективным теплообменом.
В общем виде расчет температуры в защите производится в три этапа:
оценивается максимальная температура в слое защиты из различных материалов для различных условий отбора теплоты с целью выбора наиболее подходящего материала;
менее точными, но достаточно простыми методами расчета (например, путем ручного одномерного расчета) определяется температура в защите из ограниченного числа (два-три) материалов и нескольких условий отбора теплоты и выбирается два-три варианта для более точных и трудоемких расчетов;
с помощью точных методов (например, путем решения двумерной задачи на ЭВМ) рассчитывается поле температур в выбранных вариантах и производится технико-экономический анализ, по результатам которого выбирается оптимальный.
Рис. 6.11. Схема для расчета температур в ци-линдрической бетонной радиационно-тепловой защите:
1— активная зона реактора;
2 — стальной корпус; 3 — радиационно-тепловая бетонная защита; 4—бетонная биологическая защита
Ниже рассмотрены инженерные методы расчета температур, позволяющие на стадии эскизного проектирования выбрать рациональные условия отбора теплоты, материал защиты и дать информацию для предварительных статических расчетов конструкций.
Рассмотрим методику расчета температуры бетонной цилиндрической тепловой защиты реактора (рис. 6.11), охлаждаемой газом, протекающим по кольцевым зазорам с внешней и внутренней поверхностей защиты.
Максимальное значение температуры Гмакс в бетонной защите, охлаждаемой воздухом, может быть оценено с помощью номограмм, приведенных на рис. 6.12 и 6.13 (номограммы получены из одномерных расчетов распределения температуры в слое защиты с экспоненциальным распределением источников тепловыделения, охлаждаемом воздухом со средней температурой 60 и 30 °C соответственно на внутренней и внешней поверхностях защиты). Обозначения, принятые в номограммах: % — теплопроводность материала защиты, Вт/(м-°С); <7о — объемная плотность теплового потока (тепловыделение) на внутренней по-
Рис. 6.13. Зависимость максимальной Гмакс^- в бетонных защитах от ?о> kd и а
температуры
11—6063
161
верхности защиты, Вт-м-3; 6 — толщина защиты; м; k — показатель экспоненты, описывающей распределение тепловыделения, м-1; а — коэффициент теплоотдачи, Вт-м-2.
Задавшись расходом воздуха L, м3/с, и шириной кольцевого зазора d (рис. 6.12), можно определить коэффициент теплоотдачи а.
Из результатов расчета, приведенных выше, определяются объемная плотность теплового потока, тепловыделение на входе в защиту <7о, Вт-м3, и произведение k8 (безразмерная величина).
Показатель экспоненты k в первом приближении может быть принят равным линейному коэффициенту ослабления гамма-излучения с энергией 7 МэВ в рассматриваемом материале защиты (табл. 6.5), так как распределение тепловыделения в тепловой защите реактора определяется поглощением энергии захватных фотонов из стального корпуса, расположенного перед защитой.
По заданным значениям q0 и k8 находится произведение ТмаксХ (рис. 6.13). Далее по известной теплопроводности %(7) может быть определено максимальное значение температуры в материале Тиане-
Расстояние от внутренней поверхности защиты до точки в защите с максимальным значением температуры можно ориентировочно определить из выражения
-^•макс
(6.42)
где
Т'г—Т"г — разность средних температур газа на внутренней и внешней поверхностях защиты. Для ориентировочных расчетов можно принять Т'г—60 °C, а Т"г=30 °C.
Если максимальное значение температуры меньше допустимого для заданного материала (Гмакс<7Доп), то можно перейти к расчету распределения температуры по толщине защиты. Если это условие не выполняется, слой защиты может быть разбит на два слоя по сечению, соответствующему значению хМакс, а процедура определения Тмакс повторяется.
Распределение температуры по толщине защиты можно определить из выражения
т W ~ ттг e~kx + + с- С6-44)
Константы С\ и (?2 определяются из системы уравнений
Значения си и а2 Для выбранных геометрических размеров кольцевого зазора d определяются по рис. 6.12.
Таким образом, снижение температуры в защитных экранах возможно следующими способами:
увеличением расхода теплоносителя;
применением материала с максимальным значением теплопроводности;
разбивкой защиты на два и более слоев и устройством охлаждения каждого слоя;
уменьшением тепловыделения: в защите — путем введения в ее состав борсодержащих добавок; на входе в защиту — путем устройства перед бетонной защитой дополнительного экрана, эффективно поглощающего энергию частиц (например, железоводного).
Выбор того или иного способа определяется на основании результатов технико-экономического анализа.
6.4.	ОБЪЕМНО-ПЛАНИРОВОЧНЫЕ РЕШЕНИЯ ЗАЩИТЫ И НОРМИРОВАНИЕ ЕЕ КАЧЕСТВА
Объемно-планировочные решения защиты (рис. 6.14). Локальная защита. Каждый источник в здании или сооружении имеет замкнутую защиту, обеспечивающую ослабление излучений, испускаемых во внешнюю среду только этим источником. Расчет защиты производится применительно к видам, энергии и интенсивности излучений только одного источника. Все строительные конструкции здания или сооружения (стены, перегородки, перекрытия и покрытия) выполняются в традиционных материалах и конструкциях, защитные требования к ним не предъявляются. Локальная защита обычно выполняет только главную функцию — ослабление излучений и, как правило, является физической защитой.
Глобальная защита может быть прилегающей и совмещенной. Все имеющиеся в здании или сооружении источники окружены общим замкнутым защитным экраном, располагаемым возможно ближе к источникам, — такая защита называется прилегающей глобальной. Защита должна обеспечить ослабление радиации от всех источников. К экранам этого типа обычно дополнительных требований не предъявляют, они должны выполнять только одну функцию — ослаблять
162
Рис. 6.14. Схема комбинированной защиты:
1 — глобальная прилегающая; 2 — глобальная совмещенная; 3 — локальная теневая
Б-S
потоки радиации до заданного значения. Такая защита также является физической.
Все источники излучений окружены общим замкнутым защитным экраном, геометрически совмещенным со всеми или частью ограждающих конструкций здания, — такая защита называется совмещенной глобальной. Поскольку в этом случае защитные экраны являются также и ограждающими конструкциями здания, они должны отвечать требованиям прочности, устойчивости, долговечности, теплонепроницаемости, эстетики и т. д. Такая защита выполняет функции ослабления излучений (физическая защита) и восприятия силовых и несиловых воздействий.
Теневаязащита решена в виде отдельных экранов, ослабляющих потоки излучений в заданных телесных углах, где необходимо присутствие персонала или населения. По существу это не защита источника, а защита заданного объема здания или территории.
Если защитный экран предусматривается со стороны каждого отдельного источника, то это — локальная теневая защита. Экран защищает объемы и зоны, куда по производственным условиям необходим доступ эксплуатационного персонала.
Если защитный экран является общим для всех источников, находящихся в данном зда-11*
нии, и ослабляет мощность дозы излучения до заданного значения в определенных объемах здания или на прилегающих к зданию территориях, то это — глобальная теневая защита, которая может выполняться в виде прилегающей и в виде совмещенной.
При расчете и проектировании теневой защиты необходимо учитывать увеличение мощности дозы от излучения, рассеиваемого в воздухе, на элементах оборудования и строительных конструкциях (альбедная составляющая).
Комбинированная защита. В реальных условиях практически невозможно реализовать вышеприведенные идеальные схемы защиты. Наряду с точечными источниками излучения широко применяются протяженные и объемные. Сложны и многообразны производственные и эксплуатационные требования по обеспечению радиационной безопасности. Все это является причиной необходимости применения нескольких типов объемно-планировочного решения защитных экранов в одном производстве, здании, сооружении.
Система, состоящая из нескольких типов объемно-планировочного решения защитных экранов, называется комбинированной защитой (рис. 6.14). Решение о применении комбинированной защиты принимается в результате анализа вариантов проектирования.
163
Естественно, что большое и часто решающее влияние на технико-экономические показатели рассматриваемых вариантов защиты оказывают не только объемно-планировочное решение, но и характеристики используемых материалов.
Профилированная защита. Поперечное сечение защитного экрана из одного материала простой прямоугольной формы имеет размер, который определяется из расчета необходимого ослабления потока радиации до заданного уровня в направлении источник — детектор (рис. 6.15) (направление АО). По всем другим направлениям (БО, ВО и ГО) мощность дозы за таким экраном будет меньше заданной для расчета. Поэтому естественно стремление в целях экономии материала защиты придать экрану такой профиль (запроектировать поперечное сечение защитного экрана), чтобы за его внешней поверхностью доза излучения была равномерной и равной заданной. Это может быть достигнуто приданием поперечному сечению защитного экрана сложного геометрического профиля — геометрическим профилированием — или выполнением его из нескольких материалов, обладающих разными защитными свойствами,— материальным профилированием (§6.1).
Принцип профилирования должен применяться к любым вариантам объемно-планировочного решения защиты. Выбор метода профилирования (геометрическое или материальное) определяется на основе технико-экономического анализа.
Качество защиты. Качество защитных конструкций определяется их функциональным назначением. Если конструкция выполняет одновременно функции радиационной защиты и несущего элемента здания (совмещенная защита), она должна быть прочной и сохранять это свойство в течение заданного периода эксплуатации.
Качество защитных конструкций предлагается определять по следующим показателям:
Рис. 6.15. Схемы геометрически профилированной (а) и материально-профилированной (б) защиты:
1 — непрофилированное сечение; 2 — геометрически профилированное сечение; 3 — материально-профилированное сечение
164
эффективности защитной конструкции от воздействия радиации Эр;
эффективности защитной конструкции от воздействия силовых нагрузок Эс.
Критериями оценки Эр является мощность дозы излучения за конструкцией, а Эа — напряжения в защитной конструкции. Функциональные показатели качества конструкции можно определить по формулам
(М6)
I/
В выражениях (6.46) и (6.47) V — защищаемый объем помещения; КМД — контрольный уровень мощности дозы; j EP(S, xp)dV— v
усредненная по объему V мощность дозы в помещении Рр; хр — толщина радиационной защиты; 2 — защитная характеристика материала экрана; о— напряжение в конструкции длиной I и толщиной хс; [о] —допускаемое напряжение в материале конструкции.
Если конструкция одновременно воспринимает силовые и радиационные нагрузки, то обобщенным показателем качества защитной конструкции является коэффициент загруженности сечения конструкции k3:
ft3=Xc/Xp—>-1.
Частными показателями функциональной эффективности конструкций по радиационным нагрузкам являются погрешность радиационной эффективности защитной конструкции ер=1—Эр	(6.48)
и предельно допустимое отклонение радиационной эффективности от нормативного
sp =1 — -ПДД (6.49) макс >ТКМД
где ПДД — предельно допустимая доза облучения персонала (или населения) за год; Т — нормативный годовой фонд рабочего времени персонала (или населения).
Для выявления строительно-технологических, конструкционных и эксплуатационных погрешностей можно воспользоваться приемом, основанным на исключении постоянной части погрешностей ядерно-физического происхождения путем исследования одинаковых по функциональному назначению и объемнопланировочному решению конструкций защиты боксов. Например, расчетно-экспериментальные исследования распределения мощности дозы Р (рис. 6.16,а) на внешней поверхности симметричных конструкций защиты боксов в осях А—Б и Е — Ж (рис. 6.16,6)
Рис. 6.16. Классификация дефектов конструкций защитных экранов:
а — распределение мощности дозы Р по высоте стены по оси А; б — то же по оси Ж\ 1 — источник излучения; 2— защитная конструкция; 3— ось симметрии; 4~ неоднородная область конструкции защиты; 5 — локальный положительный дефект; 6 — локальный отрицательный дефект; 7 — обширный отрицательный дефект; 8 — обширный положительный дефект; --------экс-
периментальное распределение мощности дозы; ---- расчетное распределе-
ние мощности дозы за защитой
при одинаковой технологии их возведения и (или) одинаковом конструктивном решении позволят выявить дефекты производства работ. Если помещения одинаковы по функциональному назначению и характеристикам источников излучений, но отличаются способом возведения защиты и (или) ее конструктивным решением, расчетно-экспериментальные исследования позволят определить Эр в зависимости от строительно-технологических или конструкционных особенностей защиты, т. е. выявить технологические дефекты защитных конструкций.
Если площадь дефектной поверхности защиты 5Д (рис. 6.16) значительно меньше полной площади защитной конструкции S, то дефект называется локальным (5д-с5), а если SR^S, то дефект называется обширным.
Если мощность дозы за дефектной конструкцией ниже КМД (погрешность радиационной эффективности 8Р>0)—дефект положительный, а если выше (еР<0) —дефект отрицательный.
Локальными дефектами являются области конструкций с расслоением бетонной смеси при ее укладке, раковины в защитных бетонных конструкциях, трещины, швы сборных и сборно-разборных защитных экранов, кабель
ные, технологические и другие проходки в защитных экранах, закладные детали железобетонных конструкций.
Обширными дефектами являются области непрофилированных защитных конструкций, выполненные с большим запасом по радиационной эффективности, области с применением материалов, отличных от проектных по защитным свойствам, облицовка и арматура в виде сеток железобетонных конструкций, полы перекрытий, теплоизоляция конструкций, не учитываемые при выполнении радиационно-физических расчетов защиты.
Качество защитных конструкций на действующих АЭС (рис. 6.17) зависит от исходных данных и методов радиационно-физических расчетов, конструктивных особенностей защитных экранов, способов их возведения и условий эксплуатации, а также предпосылок, положенных в основу их статического расчета.
Погрешность радиационной эффективности защитных конструкций ер оценивалась путем расчета парциальных погрешностей толщины защиты Ахр из обычного тяжелого бетона плотностью 2,35 т/м3 от точечного источника фотонов с энергией 6 МэВ, характерной для реакторов с водяным теплоносителем. Результаты расчетов показали, что в основном на
Качество радиационного просрилирования-показатель радиационной Эффективности 5Р, толщина хр
т
Погрешности зависящие от				
исходных данных	расчета	конструкций.	строительно-технологических решений	эксплуатационных условий
размеры источников-, активность излучающей, среды; гранторы накопления; макроскопи чес кие сечения Взаимодействия	число учтенных источников; . аппроксимация^ геометрической. формы; взаимная экранировка источников; рассеяние в источнике,стенах, оБорудовании и теплоизоляции	армирование ; одлицовка помещений; полы; теплоизоляция; неоднородности В защите	метод укладки и уплотнения Бетонной смеси; дисперсия химического состава и плотности детона; дефекты производства радот	потери воды при нагреве
Рис. 6,17. Схема формирования качества защитных конструкций
165
качество и материалоемкость конструкций защиты влияют следующие группы факторов (в порядке значимости):
исходные данные — активность излучающей среды, плотность материала (через ядерную плотность), факторы накопления; для этой группы суммарная погрешность толщины защиты из обычного бетона АхР изменяется в пределах 8—18 см;
методические факторы — неучет рассеяния при наклонном падении, в результате чего недооценивается толщина защиты; неучет взаимной экранировки источников излучения, что приводит к завышению толщины защиты; суммарная погрешность в толщине обычного бетона защиты может достигать 40—60 см;
конструктивные, строительно-технологические и эксплуатационные факторы — неучет теплоизоляции стен и перекрытий, конструкции полов, стальных облицовок, а также дисперсия химического состава (через линейный коэффициент ослабления фотонов), армирование конструкций и потери влаги при нагреве; суммарный запас в толщине защиты может достигать 35—45 см, причем неучет уменьшения влагосодержания приводит к недооценке толщины защиты.
Анализ погрешностей Эр показал, что при проектировании точный учет активности источника, факторов накопления, взаимной экранировки источников, архитектурно-строительных и строительно-технологических особенностей является значительным резервом снижения материалоемкости защитных экранов. Результаты исследований радиационной эффективности Э,> защиты на действующих энергоблоках, имеющих различные объемнопланировочные и конструктивные решения, для которых использованы различные материалы и применены различные способы возведения железобетонных защитных экранов, показали, что для подавляющего большинства помещений защита выполнена со значительным запасом: в среднем материалоемкость защитных конструкций завышена на 30%, что составляет около 15 тыс. м3 бетона на один блок АЭС с реактором РБМК-
Результаты исследований эффективности защитных конструкций от радиации при максимальной проектной аварии (МПА), предусмотренной действующими проектными нормами, показали, что эти конструкции, рассчитанные на работу АЭС в номинальном режиме, заведомо удовлетворяют условиям работы персонала при МПА.
Толщина защитных экранов реакторных установок, выполненных из обычного тяжелого бетона, изменяется в широких пределах (от 60 до 300 см). Поэтому естественно стремление проектировщиков запроектировать строи-166
тельные защитные конструкции таким образом, чтобы передать на них максимум усилий от всех постоянных (собственного веса, веса вышележащих элементов здания и оборудования, полезных нагрузок на перекрытия) и переменных (от избыточного давления при аварии, крановых) нагрузок.
Так как конструкции, толщина которых определена радиационно-физическими расчетами, имеют большие сечения, их несущая способность не будет использоваться полностью даже при самых неблагоприятных сочетаниях нагрузок.
Наименее нагруженными из защитных конструкций являются сборные панели или блоки при каркасной схеме здания и блочные сборно-разборные, рассчитываемые в основном на нагрузки, воспринимаемые элементами при их транспортировке и монтаже. Их сечения, как правило, определяются только радиационнофизическим расчетом, а армирование — конструктивными требованиями, т. е. основной материал сборных железобетонных конструкций защиты — бетон — выполняет функции радиационной защиты и поэтому используются только его ядерно-физические, а не прочностные свойства.
Наиболее нагруженными являются монолитные и сборно-монолитные конструкции защит. Однако и эти конструкции недогружены: при их проектировании технологи задают сечения из условий радиационно-физического расчета, а конструкторы-строители выполняют только проверочные расчеты на прочность и подбирают сечения несущих конструкций при каркасной схеме здания. При таком подходе к проектированию недоиспользуется несущая способность железобетонных защитных конструкций.
В МИСИ им. В. В. Куйбышева выполнен цикл расчетных исследований напряженного состояния наиболее нагруженных защитных конструкций реакторного отделения АЭС с реактором РБМ.К-Ю00: деаэраторной этажерки, бокса сепараторов, шахты опускных трубопроводов, боксов баков ГЦН. Расчеты несущей способности защитных конструкций проводились вручную, а также по программе «Лира», реализующей метод конечных элементов и включенной в систему автоматизированного проектирования защиты. Учитывались все постоянные и временные нагрузки, включая нагрузки от избыточного давления при заданной нормами аварийной ситуации. Результаты расчетов позволили учесть пространственную работу конструкций и получить распределение напряжений по площади стен и перекрытий, построить эпюры материалов (рис. 6.18).
Исследования показали, что толщина сжатой зоны бетонных сечений хс изменяется от
Рис. 6.18. Профилирование стены по оси С бокса контура многократной принудительной циркуляции на АЭС с реактором РБМК-ЮОО:
а — профиль защитной конструкции, полученный по результа-там статических хс и радиационно-физических расчетов; б — вариант конструктивного решения стены из железобетона (7) с заполнением пустот (2) местными материалами
4 до 20 см, в то время как проектная толщина изменяется от 70 до 140 см, т. е. коэффициент загруженности сечения k3, определяющий качество защиты, составляет 0,05—0,25. Исключение составляют участки стеновых конструкций, расположенные в местах приложения сосредоточенных сил (узлы опирания ригелей, подкрановых путей и т. д.).
Очевидно, что коэффициент загруженности сечений сборных защитных конструкций будет еще ниже.
Принимая во внимание принцип разделения функций защитных конструкций, предложенный выше, и учитывая, что в растянутой зоне сечения бетон практически не работает, можно считать, что рациональным конструктивным решением защитных экранов являются экраны из пустотелых железобетонных блоков коробчатого сечения или аналогичные конструкции, в которых коробка или каркас выполняет функции несущей и ограждающей конструкции (строительная защита), а заполнение из любых местных дешевых неконструкционных материалов — функции защиты от радиации (радиационно-физическая защита).
Толщина слоя радиационно-физической защиты может быть постоянной, а защитные свойства конструкции могут варьироваться применением местных неконструкционных материалов с переменными защитными свойствами или путем искусственного устройства пустот в ненагруженных сечениях конструкции с использованием пустотообразователей, разработанных для железобетонных конструкций промышленных и гражданских зданий.
Если учесть проблему прекращения эксплуатации реакторных установок (норматив
ный срок службы АЭС 30 лет) и необходимость демонтажа оборудования, использование конструкций коробчатого сечения представляется еще более рациональным, так как запасы прочности, заложенные в защитных конструкциях действующих реакторных установок, увеличат трудоемкость возможной разборки строительных конструкций.
Проходки и строительные неоднородности в бетонных защитах. Проходки в бетонных защитах. Кабельные проходки составляют около 80% всех проходок в стенах и перекрытиях современных АЭС. В настоящее время получили распространение два типа кабельной проходки: из гнутых труб (рис. 6.19) и горизонтальные из пакета негнутых труб (рис. 6.20).
Радиус R изгиба труб для кабельных проходок рекомендуется принимать равным толщине защитной стены плюс 100 мм, а наклонная минимальная толщина бетонной защиты х2 и горизонтальная минимальная толщина бетонной защиты Xi (см. рис. 6.19) выбираются из условий исключения прострела излучений. На таких участках можно использовать более эффективные по защитным свойствам материалы, например бетон повышенной плотности. Герметичность проходок обеспечивается заливкой их после прокладки кабелей герметизирующими составами (например, расплавленным парафином). После заливки герметичность проходки обычно не контролируется.
Проходки кабелей из негнутых труб обеспечивают возможность проверки их герметичности. Изготовление деталей проходки группы кабелей (разработаны типовые конструкции проходок из труб размерами 88,5X4; 60X3,5; 48X3,5 мм с количеством труб от 4 до 153 в одном пакете) производится в заводских условиях. Герметичность обеспечивается с помощью закачки герметизирующих составов через сальник, привариваемый к облицовке проход-
Рис. 6.19. Схема расположения закладных частей из гнутых труб диаметром 50 мм для кабельной проходки
167
Рис. 6.20. Типовая герметичная проходка группы кабелей из пакета негнутых труб размерами 60X3,5 мм: 1 — облицовка; 2 — отверстие для штуцера контроля плотности; х — толщина стены
А-А
ки. Контроль герметичности после окончания работ производится подачей сжатого воздуха в отверстия штуцера, вваренного в облицовку проходки. При проектировании необходимо предусматривать запасное количество проходок (10—15%) для проводки дополнительных кабелей. Необходимость в этом часто возникает в процессе эксплуатации АЭС.
Пересечение технологическими трубопроводами защитных стен осуществляется с помощью закладных частей из труб с диаметром, большим диаметра прокладываемого трубопровода или диаметра теплоизоляции, если она предусмотрена проектом (рис. 6.21).
В отдельных случаях (для исключения попадания аэрозолей из помещений строгого режима в помещения свободного режима) предусматривается устройство сальников из про-
Рис. 6.21. Пример закладной детали для проходки технологических трубопроводов через бетонные защитные стены:
1 — закладная труба размерами 720X7 мм; 2 — анкеры диаметром 25 мм, устанавливаемые по окружности через 90°; 3 — заглушка; 4 — фланец; х — толщина защитной стены; а — длина закладной трубы
168
смоленных прядей, скрученных в жгут, с за-чеканкой асбоцементным раствором с внутренней и внешней поверхностей защиты.
Прокладка вентиляционных трубопроводов больших диаметров обычно производится в толще массивных бетонных стен. Усиление защиты в местах проходок осуществляется устройством дополнительного слоя защиты из обычного бетона или, если не позволяют габариты помещений, применением эффективных защитных материалов.
Трещины в бетонных защитах могут возникнуть как в процессе производства работ, так и в период эксплуатации за счет усадки бетонов в процессе твердения и температурных деформаций в растянутой зоне нагруженных железобетонных конструкций. Такие трещины, как правило, несквозные, непрямолинейные и имеют шероховатую поверхность. Поэтому они не опасны для прохождения излучений и специальных мер по усилению защиты в местах их образования не требуется. При проектировании и возведении защит из монолитных бетонных и железобетонных конструкций необходимо соблюдение соответствующих СНиП для промышленного и гражданского строительства. Расчетное раскрытие трещин в конструкциях, подвергающихся нагреву, не должно превышать 0,3 мм, что вполне приемлемо для конструкций защит.
Изменение плотности бетона в рабочих швах монолитных бетонных конструкций при их послойном бетонировании, как правило, не сказывается на ухудшении защитных свойств конструкций из обычного бетона. Экспериментальных и расчетных исследований прохождения излучений через рабочие швы бетонирования в монолитных конструк-
циях из особо тяжелых бетонов на сегодняшний день нет. Из практики сооружения таких конструкций известно, что при вибрировании особо тяжелых бетонов происходит их расслоение. Поэтому рекомендуется на строительной площадке иметь запас тяжелых заполнителей (скрап, железная руда), которые перед окончанием бетонирования втапливаются в верхний слой защитного экрана до получения шероховатой поверхности. При отсутствии тяжелых заполнителей цементное молоко с поверхности свежезабетонированной конструкции следует убирать.
Швы сборных бетонных защитных э к р а н о в также являются возможными источниками превышения мощности дозы за защитой. Исследования показали, что прострелы (отношение мощности дозы за швом к мощности дозы за монолитным экраном) излучения от линейного источника со спектром водоводяного реактора (предельно невыгодный случай прохождения излучений через щели) по плоским швам защитных экранов из бетонных блоков, выполненных из обычного бетона плотностью 2,3 т/м3 для широкого диапазона толщин (до 150 см), не превышают 2, т. е. коэффициента запаса, принимаемого при проектировании защиты. Поэтому никаких дополнительных требований по усилению сборных защит экранов в этом случае предусматривать не следует.
Незаполненные швы сборноразборных защитных экранов являются наиболее опасными для превышения мощности дозы за защитой (особенно это касается однорядной кладки). При ширине щели до 3 мм бетонные защитные экраны толщиной до 75 см из обычного бетона с сухим незаполненным швом по защитной эффективности от гамма-излучения можно приравнивать к монолитным. При большей ширине шва или большей кратности ослабления необходимо не менее одной перевязки швов, причем плечо перевязки должно быть не менее одной длины свободного пробега цх фотонов, определяющих
Рис. 6.22. Ослабление мощности дозы фотонного излу-чения сборно-разборной защитой из бетонных мелкоразмерных блоков с горизонтальными неперевязанными швами:
/ — монолитный бетон; 2, 3, 4 — сборно-разборная защита из блоков с допусками ±7, ±5 ±2 мм соответственно
толщину защитного экрана. Например, для блоков из обычного бетона плечо смещения шва должно быть в пределах 5—10 см.
На АЭС в качестве радиационно-физической защиты технологических помещений возможно применение сборно-разборных бетонных мелкоразмерных блоков (массой до 50 кг) без перевязки швов в горизонтальной плоскости. Экспериментальные исследования прохождения мощности дозы гамма-излучения показали, что за счет увеличения допуска к линейным размерам при изготовлении мелкоразмерных блоков защитные свойства кладки повышаются. Поэтому их изготовление следует проводить в соответствии с нормами и техническими условиями на изготовление и приемку сборных бетонных и железобетонных элементов без особых требований к точности. Увеличение мощности дозы за защитой (в относительных единицах) из сборно-разборных бетонных блоков (или увеличение толщины защиты в сравнении с монолитным экраном), выполненных из обычного бетона плотностью 2,3 т/м3, можно определить по рис. 6.22.
ГЛАВА 7
ОРГАНИЗАЦИЯ СТРОИТЕЛЬСТВА АЭС
7.1.	ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОРГАНИЗАЦИИ СТРОИТЕЛЬСТВА
Главными задачами, которые должны быть решены при организации строительства АЭС, являются:
обеспечение ввода в эксплуатацию атомной электростанции и объектов жилого по
селка в установленные сроки с высоким качеством и хорошими экономическими показателями строительства;
снижение затрат трудовых и материальных ресурсов;
снижение стоимости строительства;
создание нормальных условий быта и труда рабочим, инженерно-техническим работни
169
кам и служащим — участникам строительства АЭС.
Для решения этих задач подразделения системы управления, находящиеся вне сферы непосредственного строительства, должны обеспечить:
проектирование современных АЭС с серийным оборудованием на основе экономичных индустриальных унифицированных конструкций;
сбалансированное планирование, т. е. планы капитальных вложений и строительномонтажных работ должны быть четко увязаны с мощностью строительной организации и планами обеспечения в необходимые сроки трудовыми, материально-техническими ресурсами, технической документацией, технологическим оборудованием;
производство на предприятиях стройиндустрии материалов, конструкций и изделий полной заводской готовности, механизмов, инструмента, запасных частей требуемой номенклатуры и в необходимом количестве, а также выполнение на предприятиях капитального ремонта механизмов и средств транспорта;
поставку на стройки материалов,конструк-г ций, механизмов, средств транспорта, технической документации, технологического оборудования комплектно и в сроки, увязанные с графиками строительства;
организацию подразделений общестроительного и специализированного профиля для выполнения строительных работ и монтажа технологического оборудования;
укомплектование стройки необходимыми кадрами рабочих и ИТР соответствующих квалификаций.
Строительство атомных электростанций является частью обширной программы энергетического строительства. Поэтому успешному решению задач организации строительства атомных электростанций способствуют меры, принимаемые по улучшению капитального строительства в целом: совершенствование системы управления строительством на основе перестройки структуры и уточнения функций органов управления всех уровней; повышение самостоятельности, инициативы и ответственности их за конечные результаты работы, за технический прогресс; широкое использование прогрессивных форм экономического стимулирования показателей качества, экономичности, ввода объектов в эксплуатацию в намеченные сроки.
Строительство АЭС осуществляется на подрядных началах по договорам с заказчиками (дирекциями АЭС). Генеральные подрядчики общестроительного профиля — управления строительством АЭС — привлекают субподрядные организации для выполнения спе-170
циальных работ: земляных, монтажа сборных железобетонных и металлоконструкций, отделочных, тепломонтажных, электромонтажных, химзащиты и теплоизоляции, жилищного, дорожного строительства и др.
Организация строительства непосредственно на АЭС охватывает:
планирование и координацию работы всех подразделений, выполняющих строительномонтажные работы;
обеспечение этих подразделений материальными ресурсами, механизмами, средствами транспорта, технической документацией, оборудованием;
организацию изготовления части конструкций, укрупнения конструкций и оборудования в монтажные блоки;
организацию строительно-монтажных работ с применением поточных индустриальных методов;
организацию труда на основе внедрения системы бригадного подряда и передового опыта;
руководство деятельностью подразделений; контроль качества работ;
осуществление мероприятий, направленных на мобилизацию и стимулирование коллектива;
создание нормальных бытовых условий для строителей и монтажников;
решение вопросов хозяйственной и финансовой деятельности;
подготовку и комплектование кадров;
создание условий труда, отвечающих требованиям промсанитарии, техники безопасности и пожарной безопасности;
инженерную подготовку производства.
Инженерная подготовка и периоды строительства АЭС. Инженерная подготовка работ каждого текущего периода строительства (месяца, квартала, года) и отдельного объекта обеспечивает непрерывность и высокий темп строительно-монтажных работ. Она охватывает весь объем подготовки, начиная с изучения технической документации, разработку проектов производства работ, технологических карт, расчеты потребности материальных и трудовых ресурсов, механизмов и средств транспорта, подготовку фронта и условий производства работ, в том числе строительство дорог, коммуникаций, временных сооружений, объектов тепло-, электро- и водоснабжения, связи и др. Состав подготовительных работ определяется проектом производства работ, по комплексам объектов разрабатываются мероприятия обеспечения подготовки строительства.
Весь процесс строительства АЭС с открытия строительства (с открытия титула) и до завершения строительно-монтажных работ
принято делить на следующие периоды: подготовительный период — внеплощадочные подготовительные работы, внутриплощадочные подготовительные работы, а также основной и завершающий периоды.
В организационный подготовительный период— период вне-площадочных работ — сооружаются внешние подъездные пути (железная и автомобильная дороги), речные или морские причалы (если это предусмотрено проектом), линии электропередачи и подстанции, прокладываются трубопроводы и устройства внешнего водопровода и канализации с очистными сооружениями, возводятся жилые поселки для строителей, объекты развития производственной базы строительной организации, объекты связи.
Полное завершение внеплощадочных подготовительных работ до начала основных работ является важным условием для планомерного развертывания строительства и производства работ индустриальными способами, что обеспечивает завершение строительства в короткие сроки, снижение стоимости работ, экономию трудозатрат, материальных и энергетических ресурсов.
В подготовительный период — период внутриплощадочных работ — выполняются строительно-монтажные работы по подготовке площадки к сооружению основных объектов: снос и перенос сооружений, очистка территории от леса, кустарника и валунов, основные планировочные работы, работы по отводу поверхностных вод, водопонижение, сооружение внутриплощадочных автомобильных и железных дорог, прокладка основных инженерных коммуникаций, возведение объектов стройбазы и т. д.
В подготовительный период строительства перед началом строительно-монтажных работ создается опорная геодезическая сеть с устройством высотных реперов и выносом главных осей зданий и сооружений на местность. Разбивочные работы оформляются актами с участием представителей геодезической службы управления строительства, дирекции строящейся АЭС и генерального проектировщика.
В о с н о в н ой период возводятся основные объекты АЭС. Началом этого периода чаще всего является начало выемки котлована под главный корпус. Завершается основной период сдачей во временную эксплуатацию последнего по проекту энергоблока. Таким образом, в этот период производятся все строительно-монтажные работы по пусковым комплексам первого, последующих и последнего энергоблоков. В этот период по мере необходимости сооружаются приобъектные подъездные пути, складские и сборочные пло
щадки, коммуникации временного энерговодоснабжения, связи и т. д.
Завершающий период производства строительно-монтажных работ охватывает период от пуска последнего энергоблока до полного завершения работ с вводом всей атомной электростанции в постоянную эксплуатацию на полную мощность. Ввод в эксплуатацию оформляется актом приемки государственной комиссией.
Техническая документация. Техническая документация по организации строительства и производству работ разрабатывается согласно СН, утвержденным Госстроем СССР.
Проект организации строительства (ПОС) является частью проекта АЭС. Он составляется генеральным проектировщиком или по его поручению субподрядными проектными институтами. В ПОС входят строительный генеральный план с указанием размещения строящихся зданий и сооружений, постоянных и временных инженерных сетей, календарный план и укрупненный комплексный график строительства (УКГС), сводная ведомость объемов строительно-монтажных работ, потребности в строительных материалах, конструкциях, механизмах и машинах, рабочих кадрах, технико-экономические показатели строительства и пояснительная записка.
В состав проекта производства работ (ППР) на строительство отдельного объекта или какого-либо вида работ входят: сводный календарный план и сетевой график, технологические карты, чертежи приспособлений, конструкций, схемы расстановки и графики движения строительных и транспортных машин и механизмов с необходимыми расчетами, графики поступления строительных конструкций, материалов, деталей, технологического оборудования, строительные генеральные планы сооружаемых объектов, схемы инженерных коммуникаций, графики движения рабочей силы, решения по охране труда и технике безопасности, требующие специальных проектных разработок.
Кроме ПОС и ППР разрабатываются также проекты организации труда (ПОТ), включающие карты организации труда и технологические карты на сложные работы.
Основные принципы организации работ. Основными принципами эффективной организации работ в условиях индустриального строительства являются концентрация сил на главных объектах, экономическое стимулирование качества, сроков, экономии затрат, поточное строительство.
Концентрация сил. В каждом периоде строительства АЭС имеются главные объекты, на которых должны быть сосредо-
171
точены основные трудовые и материальные ресурсы строительной организации. Нельзя допускать распыления сил, необходимо сосредоточивать все силы строительства на ограниченном числе объектов, создавая на них поток, завершая их без ослабления темпов, и только после этого, руководствуясь тем же принципом, строить последующие объекты. Стремление вести работы на многих объектах, выгодных по составу этапов, т. е. дающих наибольший объем и фонд заработной платы, недопустимо. Концентрация сил сокращает продолжительность строительства и создает условия для ввода АЭС в нормативные сроки.
Нормативная продолжительность строительства АЭС, начиная с начала внутрипло-щадочных подготовительных работ (на них отведено 24 мес) и до пуска электростанции в эксплуатацию, определена в СНиП 1.04.03— 85 (табл. 7.1).
Экономическое стимулирование сроков, экономии всех затрат, качества и завершения комплексов работ или объектов. Подразделения строительства (бригады, участки) при современной организации ра
бот выполняют не отдельные виды работ, а комплекс, обеспечивающий полное завершение какой-либо стадии строительства или объекта в целом по методу бригадного (участкового) подряда. При этом появляется заинтересованность всего коллектива бригады (участка) в сокращении сроков строительства, повышении качества, экономии всех затрат. По такому методу организована работа бригады дважды Героя Социалистического труда Н. А. Злобина, а также комплексных подразделений, осуществляющих строительство газопровода Уренгой—Ужгород. Надо отметить, что при организации работ по методу бригадного подряда требуется обучать рабочих смежным профессиям, выполнять тщательную инженерную подготовку и обеспечивать бесперебойное материально-техническое снабжение стройки.
Поточное строительство. Поточный метод строительства заключается в непрерывности работ специализированного подразделения, которое, выполняя определенный комплекс (этап, стадию) работ, готовит фронт для следующего подразделения, выполняющего другой комплекс работ, следующий в технологическом процессе. Это — прогрессивный метод
Таблица 7.1. Нормативная продолжительность строительства АЭС
Наименование объекта	Характеристика	Нормы продолжительности строительства, мес			
		Общая	В том числе		
			подготовительный период	передача оборудования в монтаж	монтаж оборудования
АЭС с реакторами ВВЭР-1000	Четыре реактора мощностью по 1000 МВт Четыре турбоагрегата мощностью по 1000 МВт,	144		48—132	87
			24		48—134
	в том числе пусковые комплексы: первый	84 р	24	48—78	33
		1—84 -			48—80
	второй	601g		66—96	33
		43—102			66—98
	третий	60		84—114	33
		61—120			84—116
	четвертый	66		103—132	33
					102—134
АЭС с реакторами РБМК-ЮОО (расшире-	Два реактора мощностью по 1000 МВт				
ние)	Четыре турбоагрегата мощностью по 500 МВт В том числе первый пусковой комплекс	78 54		18—66 18—48	51
					19—69 33
		1—54			19—51
Примечания: 1. В знаменателе и в графе передача оборудования в монтаж приведены порядковые номера месяцев.
2. Каждый пусковой комплекс АЭС с реакторами ВВЭР-1000 состоит из одного реактора и одного турбоагрегата мощностью по 1000 МВт; пусковой комплекс АЭС с реакторами РБМК-ЮОО включает в себя реактор такой же мощности и два турбоагрегата мощностью по 500 МВт.
3. После ввода последнего энергоблока для всех АЭС добавляется 6 мес па завершение строительства. Продолжительность возведения первых двух энергоблоков на АЭС с реакторами РБМК-ЮОО не нормирована.
4. Шаг ввода энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 принят равным 1,5 года, РБМК-ЮОО—.2 года.
172
организации работ, позволяющий наиболее рационально использовать мощности строительных организаций, предприятий стройиндустрии, а также ускорить строительство, повысить его качество и улучшить техникоэкономические показатели.
Потоки могут быть трех видов: внутриобъектный, внутриплощадочный и региональный (долговременный).
Внутриобъектный поток организуется с учетом повышенных требований к качеству, к законченности всех видов работ, а также к чистоте, в условиях которой должно монтироваться технологическое оборудование. Требования эти вызваны особенностью эксплуатации радиоактивных контуров и опасностью аварий на АЭС.
Осложняющим фактором для строймон-тажных работ является большая концентрация оборудования, кабеля, аппаратуры в помещениях АЭС. Опыт строительства показал, что в этих условиях создается скопление рабочих разных подразделений, остаются недоделки, мусор.
Для соблюдения указанных повышенных требований необходима определенная система работ по стадиям, которая должна строго соблюдаться. Стадии готовности строительных работ увязываются с этапами монтажных работ. Монтаж технологического оборудования принято разделять на три этапа:
1)	монтаж, совмещенный со строительными работами, — установка крупногабаритного оборудования, закладных частей в полах, конструкций и т. п. (ведется не во всех помещениях) ;
2)	основной монтаж наибольшего числа оборудования, трубопроводов, кабеля, аппаратуры (ведется во всех помещениях);
3)	особо чистый монтаж — осуществляются ответственные операции по вскрытию оборудования реакторной установки, сборке и сварке его и трубопроводов, монтаж щитов и панелей систем управления защиты, ИВЦ, датчиков и приборов (эти работы ведутся не во всех помещениях и только при влажной уборке помещений и обеспыливании пылесосами) .
Требования к готовности помещений и строительных конструкций для разных этапов монтажа оборудования различны.
К первому этапу должны быть сооружены и сданы по акту фундаменты и опорные конструкции под оборудование, оформлена соответствующая исполнительная техническая документация, смонтированы в полном объеме стеновые конструкции и закончены полы (включая облицовку), выполнена геодезическая съемка, вынесены высотные и осевые отметки, осуществлены противопожарные ме
роприятия и мероприятия по технике безопасности. Перекрытия над помещениями к этому этапу монтажа не устанавливаются либо монтируются частично.
Ко второму этапу требуется закончить и также сдать по акту фундаменты и опорные конструкции под оборудование, оформить соответствующую исполнительную техническую документацию, а в отдельных помещениях выполнить чистые полы, монтаж монорельсов для эксплуатационных механизмов, установку закладных частей под монорельсы для монтажных механизмов, монтаж систем временных электро- и газоснабжения, вентиляции, водоснабжения и канализации, постоянного освещения, а также выполнить противопожарные мероприятия и мероприятия по технике безопасности, окраску (без последнего покрывочного слоя) или химпокры-тие (тоже без покрывочного слоя) потолков и стен.
К началу третьего этапа монтажа оборудования помещения должны соответствовать следующим требованиям:
монтажные проемы в стенах и перекрытиях должны быть забетонированы в соответствии с проектом, также произведены химза-щитные покрытия стен и потолков помещений (без покрывочного слоя), полы в помещениях, где не предусмотрена облицовка, должны быть выполнены наливными по проекту;
временная (или штатная) вентиляция в помещениях должна обеспечить шестикратный воздухообмен в час, общая освещенность рабочих мест должна быть не менее 150 лк, а обеспечиваемая переносными средствами— 300 лк, температура в помещениях должна быть не ниже температуры, при которой производится сварка стали заданных марок;
вход в зону особо чистых монтажных работ должен быть оборудован пропускным пунктом.
С учетом изложенного внутриобъектный поток строительных работ организуется путем деления зданий на захватки (часто этажи, группы помещений) строительных работ и распределения на частные потоки, состав работ каждого из которых разрабатывается во всех деталях применительно к помещениям, разным по конструкции.
Рекомендуется проверенное на практике приведенное ниже распределение работ по потокам:
поток 1 — монтаж сборных железобетонных конструкций, объемных ячеек, армокар-касов, армоблоков, арматурных сеток, одиночных стержней арматуры, закладных частей, опалубки и т. д. в объеме, обеспечи
173
вающем полную готовность узла к бетонированию. При необходимости специальных монтажных и ответственных сварочных работ по дренажным системам, облицовке и пр. привлекаются специализированные монтажные подразделения;
поток 2 — укладка монолитного тяжелого и особо тяжелого бетона в объеме, обеспечивающем готовность помещений к первому этапу монтажа технологического оборудования;
поток 3 — бетонирование и подливка раствора до проектных отметок полов силами коллектива потока 2;
поток 4 — установка конструкций для закрытия проемов в перекрытиях силами коллектива потока 1, установка и сварка облицовки с привлечением при необходимости сил специализированного подразделения;
поток 5 — бетонирование проемов перекрытий силами коллектива потока 2; передача под монтаж постоянного освещения;
поток 6 — отделочные работы масляными и другими красками без покрытия последним слоем, в некоторых помещениях — настилка полов (по проекту); в состав работ входит подготовка под окраску, штукатурка, затирка поврежденных мест, уборка мусора; после окончания работ этого потока помещения передаются под основной монтаж оборудования;
поток 7 — химическая защита соответствующими эмалями потолков и стен (без последнего покрывочного слоя), включая дробеструйную очистку в соответствующих помещениях, выполнение наливных кислотостойких полов (по проекту); работы по подготовке под защитные покрытия — в некоторых местах штукатурку, затирку поврежденных мест, уборку мусора (исключая дробеструйную очистку) выполняет коллектив потока 6; по завершении работ по этому потоку помещения передаются под. основной или особо чистый монтаж;
поток 8 — чистовая окраска (последний слой) масляными и другими красками потолков, стен, оборудования, настилка полов (по проекту) и передача помещений в оперативное обслуживание дирекции АЭС;
поток 9 — чистовая химическая защита соответствующими эмалями потолков, стен, оборудования, выполнение наливных кислотостойких полов (по проекту) и передача помещений в оперативное обслуживание дирекции АЭС.
Передача под монтаж постоянного освещения с временными светильниками после работ потока 5 производится для создания нормальной освещенности монтажа, избежания ненужных расходов на временные си-174
стемы освещения, снижения трудозатрат при выполнении отделочных работ.
После окончания работ потоков 6 и 7 помещения по акту передаются монтажным организациям, ответственным в дальнейшем за уборку.
Чистовые окраска и химическая защита (потоки 8 и 9) производятся по завершении всех монтажных работ в данных помещениях, устройства теплоизоляции, после подписания актов о завершении монтажа. Исключение могут составить прецизионные приборы, коаксиальный кабель, установка которых может производиться позже в помещениях, сданных в оперативное обслуживание дирекции А^С.
Готовность помещений и монтажных работ по этапам проверяется специальными комиссиями и оформляется соответствующими документами: по окончании работ потока 1 — актом сдачи под бетонирование; потока 2 — записью в журнал работ (при участии тех-инспекции); потока 3 — записью в журнал работ (при участии техинспекции); потока 4 — актом сдачи под бетонирование; потока 5 — записью в журнал работ (при участии техинспекции); потоков 6 и 7 — актом сдачи помещений под монтаж под ответственность той организации, объем монтажных работ которой в этих помещениях наибольший; потоков 8 и 9 — актом передачи помещений в оперативное обслуживание дирекции АЭС.
Перед началом работ некоторых потоков дополнительно оформляются: потока 3 — акт сдачи под бетонирование; потока 4 — запись монтажной организации в журнале работ; потоков 6—7 — акт сдачи под отделку; потоков 8 и 9 — акт сдачи под чистовую отделку.
Строгое соблюдение требований полной готовности помещений по стадиям работ является проверенным методом предотвращения недоделок, создания нормальных условий монтажа технологического оборудования, снижения трудозатрат, а также обеспечения пожарной безопасности работ.
На Белоярской АЭС благодаря неуклонному выполнению требований стадийной сдачи—приемки два первых энергоблока были введены в эксплуатацию в установленные сроки без единой недоделки с положительными экономическими показателями и хорошим качеством. Описанная выше технология внутриобъектного потока строительных и монтажных работ названа поточно-стадийной.
Обязательным условием организации внутриобъектного потока АЭС является изготовление и подготовка конструкций к монтажу, укрупнение их в монтажные блоки строго по графику и также поточным методом. Приемка готовности блоков к монтажу должна
обеспечить соответствие размеров этих блоков проектным, качество сварки и полноту установки закладных частей. Лишь отдельные закладные части, требующие особой точности установки, допускается устанавливать на смонтированных блоках.
Внутриплощадочный поток основан на разделении всего комплекса сооружений АЭС на группы (объекты),'состав работ каждой из которых повторяется при переходе на очередной энергоблок. Внутриплощадочный поток строительства АЭС с реакторами ВВЭР-1000 организован на Запорожской АЭС (§ 7.3). Сооружение АЭС с реакторами РБМК-ЮОО на основе виутриплоща-дочного потока затруднено вследствие принятой компоновки (§ 7.4).
Региональные долговременные потоки группы АЭС будут реализовываться по мере развития строительства АЭС. Эти потоки базируются на использовании специализации подразделений строителей, сложившейся при осуществлении внутриплощадоч-ных потоков. Предполагается, что подразделения, освобождающиеся на одной АЭС, будут перемещаться для выполнения тех же работ на следующую АЭС. Это даст возможность учитывать в перспективных планах рациональные сроки начала строительства новых АЭС, готовить специализированные подразделения с учетом их перемещения, предвидеть формирование новых подразделений, правильно оценивать развитие предприятий стройиндустрии.
7.2.	МАТЕРИАЛЬНО ТЕХНИЧЕСКАЯ БАЗА СТРОИТЕЛЬСТВА
Материально-техническая база строительства слагается из предприятий стройиндустрии, подсобно-вспомогательных хозяйств, находящихся на балансе или в аренде строительных организаций, а также машин, механизмов и средств транспорта, входящих в состав основных фондов этих организаций.
Строительство АЭС базируется на централизованном обеспечении строек материалами, конструкциями, изделиями, оборудованием, механизмами, машинами, инструментом, запасными частями, а также на организации централизованного капитального ремонта оборудования, механизмов, средств транспорта. Предприятия, производящие указанную продукцию и оказывающие перечисленные услуги, объединяются общим названием-—предприятия стройиндустрии. Благодаря централизованному обеспечению строек продукцией предприятий стройиндустрии обеспечивается снижение затрат труда непосредственно на стройках, сокращение капитальных затрат на
стройбазы и повышение качества строительства.
В настоящее время не все стройки в полной мере обеспечены поставками заводов строительных конструкций и материалов, котельно-вспомогательного оборудования, трубопроводов и других изделий для теплоэлек-тромонтажа и специальных работ, а также поставками домостроительных комбинатов и др. Недостаток мощностей предприятий стройиндустрии приводит к увеличению и удорожанию стройбаз строек, замедляет строительство.
Стройбаза. Стройбазой стройки называется совокупность предназначенных для обеспечения строительно-монтажных работ временных складских, сборочных площадок и помещений, производственных комплексов (хозяйств), объектов санитарно-бытового и административного назначения, связанных дорогами и коммуникациями и обслуживаемых механизмами.
На размещение, размеры стройбазы и состав ее сооружений влияют: народнохозяйственные и местные требования; топографические, геологические и климатические условия стройплощадки АЭС; обеспеченность строительства поставками предприятий стройиндустрии; уровень заводской готовности конструкций и изделий; уровень специализации и мощность строительно-монтажных подразделений, привлеченных на АЭС; условия комплектации конструкциями сборного железобетона, металлоконструкций и др., а также материально-технического снабжения; организация капитального ремонта машин, механизмов, средств транспорта; порядок комплектации (по срокам и комплектности) технологического оборудования, степень его заводской готовности, качество, блочность; характеристики основных механизмов для массовых погрузочно-разгрузочных работ и внутрипостроечного транспорта; конструкции временных сооружений; качество проектирования базы.
Недостатки состояния комплектации, снабжения, капремонтов, некомплектные поставки, недоделки и дефекты поставляемых конструкций, оборудования приводят к увеличению складов, строительству дополнительных мастерских и цехов на стройбазе.
Проектирование стройбаз ведется для каждой стройки отдельно, при этом руководствуются основными общими рекомендациями:
все временные сооружения следует размещать на стройбазе компактно, при этом единая площадка стройбазы должна быть расположена за пределами территории, отведенной для расширения АЭС; при соответствую
175
щем обосновании разрешается возводить временные сооружения для отдаленных объектов (гидротехнические сооружения, жилой поселок), создавать перевалочную базу;
подсобные производства и хозяйства, которые после окончания строительства АЭС могут быть выделены на самостоятельный баланс или будут переданы специализированным подразделениям для поставки изделий или оказания услуг другим стройкам, целесообразно размещать в одном районе строй-базы;
все площадки, здания и сооружения строй-базы следует размещать с учетом сокращения протяженности железных, автомобильных дорог и всех коммуникаций, а также создания необходимого фронта разгрузки поступающих на строительство материалов, конструкций и оборудования;
необходимо учитывать возможность использования (без ущерба для эксплуатационной деятельности АЭС) для нужд строительства постоянных железных и автомобильных дорог, подстанций и линий электропередачи, котельных, сетей водопровода, канализации, теплофикации и т. д.;
расположение стройбазы, схемы автомобильных и железных дорог должны обеспечивать въезды и обслуживание строительства независимо от эксплуатации АЭС;
территория стройбазы, все ее хозяйства и дороги должны быть обеспечены надежной системой стоков ливневых и паводковых вод;
временные здания должны быть инвентарными или сборочно-разборными; часть зданий, предназначенных к использованию по окончании строительства, может возводиться по проектам постоянных сооружений при соответствующем технико-экономическом обосновании;
компоновка стройбазы, как и стройгенпла-на, должна отвечать условиям поточного строительства и монтажа АЭС с минимальными трудозатратами и стоимостью строительно-монтажных работ;
выбор источников энерго- и водоснабжения, системы канализации, конструкций дорог, связи, оборудования хозяйств и пр. должен производиться исходя из обеспечения круглогодичного бесперебойного строительства;
стройбаза и отдельные ее хозяйства должны быть оснащены современным эффективным оборудованием,
все компоновочные и конструктивные решения стройбазы должны не только соответствовать требованиям технологии производства и строительства, но и обеспечивать снижение сметной стоимости каждого хозяйства;
все решения стройбазы должны соответствовать требованиям техники безопасности 176
и промсанитарии, пожарной безопасности и обеспечивать нормальные условия труда.
Стройбаза для АЭС с реакторами ВВЭР-1000 проектируется на основании табеля временных сооружений и эталонного генплана (П.7.1) исходя из годовых объемов строительно-монтажных работ и численности работающих. Уточнение площадей складов производится расчетом по нормативным документам ЦНИИОМТП, административных, бытовых помещений и столовых — расчетом на основании СН 276-74, СНиП П-92-76 И др.
Примеры компоновок стройбаз атомных электростанций приведены в П.7.2—П.7.4.
Временные здания и сооружения стройбазы проектируются преимущественно инвентарного, сборно-разборного и контейнерного типов заводской поставки. Применение их позволяет сократить трудозатраты и сроки строительства, а при повторном использовании зданий — снизить стоимость строительства стройбазы.
Рекомендуется применять здания: в санитарной зоне — типа УСРЗ поставки Энерго-техпрома, УК-IA, УК-1мс, УКМН (по проектам Оргэнергостроя); за санитарной зоной для постоянного использования-—типа БМЗ поставки Энерготехпрома. Это здания складывающегося типа с секциями размером в плане 12\3 м. Каркас здания металлический (рис. 7.1).
На рис. 7.2 приведено БМЗ, состоящее из секций размером в плане 12X3 и высотой 6 м с предварительно напряженными комплексными кровельными панелями. Стеновые панели (ребристые железобетонные) являются одновременно несущими.
Временные сооружения контейнерного типа для многоцелевого — производственного, жилого и культурно-бытового назначения стационарного и мобильного использования комплектуются из зданий (вагончиков) типа УКМН, КОНТУР и др.
Бетонно-растворное хозяйство (БРХ) состоит из бетоносмесительного цеха, складов заполнителей и цемента, устройств подогрева и транспорта заполнителей и цемента от склада до бетоносмесительного цеха, компрессорной установки, железнодорожных и автомобильных дорог. Особое внимание уделяется созданию достаточных фронтов и механизации разгрузки щебня, песка и цемента, а также подогреву заполнителей в зимних условиях. Вместимость складов заполнителей ограничена нормой 10-суточной потребности стройки в заполнителях по максимальному потреблению бетона. Вместимость склада цемента нормируется 7—10-суточной потребностью.
Рис. 7.1. Быстромонтируемые здания металлические: а — фасад; б — однопролетное; в — двухпролстное
Бетоносмесительный цех крупных строек комплектуется оборудованием автоматизированного цеха СБ-4Д2 по типовому проекту 409—28—39 с четырьмя бетоносмесителями емкостью по 1500 л общей производительностью 120 м3/ч, 960 м3/сут.
В период подготовительных работ рекомендуется использование быстромонтируемых блочных комплектно поставляемых установок типа СБ-145 производительностью 30 м3/ч, а также БСУ 2X750 производительностью 24 м3/ч.
Механизация строительства. На строительстве АЭС используются строительные машины и механизмы, а также средства транспорта общего назначения. Специальных механизмов для сооружения АЭС пока выпускается недостаточно, и это отрицательно сказывается на производстве работ.
Для возведения главного корпуса и других объектов АЭС используются краны, характеристики которых приведены в табл. 7.2, а на стройбазах — мобильные и козловые краны с характеристиками, приведенными в табл. 7.3.
Рис. 7.2. Быстромонтируемое здание из железобетонных плит:
Г— утеплитель; 2 — железобетонная плита; 3 — цементный раствор или .мастика; 4 — изолирующий шнур
12—6063
177
Таблица 7.2 Характеристики кранов, применяемых на строительстве АЭС	_____________________________________________
|	Башенные краны	I	Гусеничные краны	I Пневмоколесные краны | Автомобильные краны
СО
К
7.3.	ОРГАНИЗАЦИЯ СТРОИТЕЛЬСТВА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ С РЕАКТОРАМИ ВВЭР-1000
Общие положения. Моноблочная компоновка АЭС с серийным оборудованием наиболее удобна для организации поточного строительства. Первый и последующие энергоблоки конструктивно одинаковы, состав работ основных потоков главного корпуса повторяется.
Пусковой комплекс первого энергоблока по объему работ больше последующих. Он включает первоочередные работы внутрипло-щадочного подготовительного периода, в том числе строительство стройбазы и объектов АЭС, являющихся общими для всех энергоблоков. Например, объем работ пускового комплекса первого энергоблока АЭС с шестью энергоблоками составляет около 30 % всего объема работ по сооружению атомной электростанции.
На критическом пути графика строительства АЭС (рис. П.7.5) находятся реакторные отделения — наиболее сложные и трудоемкие из всех сооружений АЭС.
Выемка котлованов главного корпуса, ди-зель-генераторной, пристанционного узла, подземных коммуникаций, спецкорпуса ведется в последовательности, обеспечивающей первоочередное выполнение работ нулевого цикла (подземные конструкции, коммуникации, обратная засыпка) на участках установки основных строительных кранов главного корпуса, устройства дорог, укрупнительно-сборочных и складских площадок около кранов; первоочередную укладку бетона в фундаментную плиту реакторного отделения.
Одновременно с выемкой котлованов этих сооружений, а на некоторых АЭС и раньше, т. е. в подготовительный период, начинается строительство гидротехнического комплекса, с тем чтобы обеспечить его ввод в действие к пуску первого энергоблока (с учетом времени, необходимого для заполнения водохранилища) .
Последующие энергоблоки начинают возводить через промежутки времени, равные шагу внутриплощадочного потока. Шаг потока определяется возможностями обеспечения строительства АЭС материальными и трудовыми ресурсами. Нормами (СНиП 1.04.03—85) принят шаг потока, равный 1,5 года.
Главный корпус. Схема механизации главного корпуса, приведенная на рис. 7.3, предусматривает установку с противоположных сторон реакторного отделения двух башенных кранов СКР-3500 для возможности подъема тяжеловесных грузов двумя кранами одновременно. Краны БК-Ю00, с помощью ко-
178
Таблица 7.3. Характеристики козловых краиов, используемых на стройбазах АЭС
Показатель	КС50-42Б	КС30-42В	КС30-32Е	КК-20-32	К2К
Грузоподъемность, т:					
главного подъема	50	30	30	20	20
вспомогательного подъема	10	—	—			—
Пролет, м	26; 32; 42	24; 32; 42	32	20; 26; 32	20; 26; 32; 36
Вылет консоли до крюка, м Высота подъема, м:	10	12; 16	—	8,59	8,5
главного	14,5	14; 18	10,5	8,55	8,9
вспомогательного Скорость подъема груза, м/мин:	16,7	—	—	—	—
главного	7,8	1,45; 2,8; 4,8; 7,1	4,85	4,4	4,7
вспомогательного	8					—	
Скорость передвижения крана, м/мин	37	37	39	25	24
торых монтируются конструкции машинного зала и этажерок, при необходимости могут перемещаться для выполнения работ на реакторном отделении. Могут быть и другие сочетания кранов, но при использовании для подъемов больших грузов двух кранов они должны иметь всегда одинаковые характеристики (скорость подъема и др.), что обеспечивает большую безопасность.
На рис. 7.3,5 показана схема монтажных нагрузок Р, кН, для установления необходимой подъемной силы крана. На основании этого выбирается грузоподъемность крана Q, т.
На Запорожской АЭС для монтажа реакторного отделения был установлен башенный кран КРОЛЛ (Бельгия) грузоподъемностью 240 т. С использованием этого крана разработан вариант механизации (рис. 7.4). На Балаковской АЭС используется отечественный козловой кран К2Х100 грузоподъемностью 350 т (вариант схемы механизации с этим краном показан на рис. 7.5).
Анализ загрузки кранов на монтаже реакторного отделения выше отметки 13,2 м
Таблица 7.4. Число подъемов грузов при монтаже реакторного отделения выше отметки 13,2 м
Масса груза за один		Число подъемов				Масса всех грузов. т
		Всего	Внутренние конструкции гермозоны	Защитная обол оч ка	Обстройка	
	подъем, т					
От	0,5 до 2	6680	1160	1390	4130	3650
От	2 до 5	6860	1580	1260	4020	25 420
От	5 до 10	700	90	230	380	4800
От	10 до 20	760	50	380	330	10 200
От	20 до 40	67	50	17	—	1860
От	40 до 70	37	15	22		1880
От	70 до 100	14	3	11	—	1220
Всего		15 120	2948	3310	8860	48 280
12*
по числу подъемов малых и больших грузов (табл. 7.4) позволяет сделать вывод о необходимости оснащения строительства АЭС большим количеством кранов небольшой грузоподъемностью (5—10 т), что позволит разгрузить мощные краны от нерациональных подъемов мелких грузов, повысить производительность труда и ускорить строительство АЭС.
Основными массовыми процессами при монтаже реакторных отделений АЭС с реакторами ВВЭР-1000 являются сборка и бетонирование сборно-монолитных конструкций стен, которые поставляются на строительную площадку полностью собранными ячейками, со всеми закладными деталями, с окрашенной или облицованной поверхностью.
Наиболее сложными узлами реакторного отделения являются защитная оболочка и внутренние конструкции герметичной зоны. Бетонирование (омоноличивание) производится преимущественно бетононасосами (там, где это возможно) литым бетоном после тщательной приемки определенной части конструкций. Работы ведутся по детально разработанным технологическим картам с учетом соблюдения требований по технике безопасности и противопожарных мер.
Конструкции реакторного отделения, расположенные выше плиты на отметке 13,2 м, возводятся последовательно по этапам (рис. 7.6).
Последовательность возведения определяется:
необходимостью максимально приблизить начало монтажа реактора, для чего требуется сдать под монтаж внутренние конструкции герметичной зоны до отметки 36,9 м, а также возвести цилиндрическую защитную оболочку, смонтировать и ввести в действие круговой кран грузоподъемностью 400 т;
179
081
siogodioX хияоэьинхэюс11яэ1ге вя^ойхэийи —
1ияйэжвхе KEHdoiEcteEstf — £ liree щчннишви — j 10инЭ1гаЕ1о аонйохявэй — I toraHsiratfxo XwoHdoiMuad oil esdssd —, g 1нреи — z? :00S£_d)I3 aoHBda деэинЕЗОЕЧгюпэи о ЭСУ еэЛпёоя ojohspim иинэ^эйеоя ииПисинехэп ewaxj '3Hd
Рис. 7.4. Схема механизации возведения главного корпуса АЭС с использованием крана КРОЛЛ:
а —план; б — разрез по реакторному отделению; / — реакторное отделение; 2 — машинный зал; 3 — деаэраторная этажерка; 4 — этажерка электротехнических устройств
181
Рис. 7.5. Схема механизации возведения главного корпуса АЭС с использованием козлового крана К2ХЮ0:
1 реакторное отделение; 2 машинный зал; 3 — деаэраторная этажерка; 4 — этажерка электротехнических устройств' 5 — площадка сборки блоков оболочки
необходимостью максимально приблизить открытие фронта работ для монтажа электрооборудования, вентиляционных устройств и другого оборудования, размещаемого в обстройке;
грузоподъемностью и характеристиками основных кранов, в зависимости от которых определяется масса укрупненных монтажных блоков;
типом опалубки для бетонирования цилиндрической защитной оболочки.
Принятая для бетонирования оболочки первого энергоблока Запорожской АЭС скользящая опалубка по своим габаритам не допускала опережающего строительства обстройки, в связи с неудовлетворительной ее работой от нее в последующем отказались. На Балаковской АЭС применили сетчатую
опалубку, на последующих энергоблоках Запорожской АЭС — переставную опалубку.
При выборе последовательности возведения реакторного отделения следует также учитывать, что внутренние конструкции герметичной зоны используются в качестве упоров для раскрепления блоков защитной оболочки во время их монтажа, а также то, что значительное опережение строительства оболочки или обстройки относительно внутренних конструкций герметичной зоны затруднит их укрупнение в монтажные блоки, потребует дополнительного времени работы кранов, ухудшит условия труда.
Негерметичная зона. Под монолитной фундаментной плитой реакторного отделения устраивается гидроизоляция из полиэтилена или другого материала. Арматурные карка-
Рис. 7.6. Вариант поэтапного возведения реакторного отделения выше отметки 13,2 м (I—IV этапы) 182
сы фундаментной плиты, сетки, стержни, боковая опалубка из сборных железобетонных плит монтируются мобильными кранами. Бетонирование плиты осуществляется бетононасосами или непосредственно из бетоносмесителей с передвижной эстакады.
После бетонирования фундаментной плиты по контуру реакторного отделения собирают плиты и раскрепляются другие стеновые конструкции до нулевой отметки. Заводская гидроизоляция плит соединяется в стыках наружных стен и с гидроизоляцией фундаментной плиты. По мере готовности ведется бетонирование. По окончании прокладки подземных коммуникаций за пределами реакторного отделения производится обратная засыпка, прокладка подкрановых путей и перемещение заранее смонтированных основных башенных кранов.
Сборка остальных конструкций негерметичной зоны до отметки 10,8 м производится как мобильными, так и основными строительными кранами. По мере возведения строительных конструкций устанавливаются баки и крупногабаритное оборудование, производится сборка и сварка облицовки и т. д. Объем монтажных раббт в помещениях, размещенных до отметки 10,8 м, значителен, поэтому подготовка помещений под монтаж ведется сразу после создания условий, обеспечивающих безопасность работ.
Опорная плита до отметки 13,2 м представляет собой массивную железобетонную конструкцию. Армокаркасы массой до 50 т, арматурные стержни, закладные части, полиэтиленовые трубы каналообразователей уста-
Таблиц а’7.5. Физические объемы основных строительно-монтажных работ в реакторном отделении до отметки 13,2 м
Рид работ	Фундаментная плита с бетонной подготовкой (отметки от —7 до —4,2 м)	Негерметичная зона (отметки от —4,2 до + 10,8 м)	Опорная плита (от отметки 10,8 до 13,2 м1
Мочтаж сборных железобетонных ксструкций, тыс. м3	0,06	21,2	—
Укладка монолитного бетона, тыс. м3	13	20	10,5
Установка арматуры, ар-мокаркасов, металло- ।. конструкций, тыс. т	1,5	2,9	1,5
Облицовка углеродист сталью, т	—	390	—
Облицовка нержавеющей сталью, т	—	86	—
Устройство гидроизоляции, тыс. м2	5,6	—	—
Устройство подготовки под химпокрытие, тыс. м2		17,3	—
навливаются основными монтажными кранами реакторного отделения. Для предотвращения прогиба на время укладки бетонной смеси армокаркасы подпираются стойками. Бетонирование ведется послойно бетононасосами. Физические объемы строительных работ в нижней части реакторного отделения (до отметки 13,2 м) приведены в табл. 7.5.
Обстройка. Из-за больших объема работ, числа помещений и насыщенности оборудованием обстройка возводится при строгом соблюдении порядка сдачи работ и помещений, предусмотренного схемой внутриобъектного потока (§ 7.1). При этом широко могут быть использованы мелкие краны, так как масса грузов при монтаже обстройки преимущественно не превышает 5 т. Бетонирование производится бетононасосами.
Внутренние конструкции герметичной зоны собираются кранами реакторного отделения. Наиболее крупные блоки шахты реактора массой до 188 т (рис. 7.7), блоки бассейна выдержки и перегрузки массой до 170 т монтируются двумя кранами с траверсой. Остальные конструкции монтируются монтаж-
Рис. 7.7. Блок шахты реактора
183
ними блоками стен и перекрытий. По ходу монтажа ведется сварка облицовки и стыков арматуры.
Защитная оболочка. Разрезка оболочки на монтажные блоки зависит, как было указано, от грузоподъемности кранов и увязывается с последовательностью возведения реакторного отделения. Варианты разрезки оболочки применительно к кранам разного типа показаны на рис. П.7.6. В основу всех вариантов положена разрезка, разработанная Атомтеплоэлектропроектом. Разрезка предусмотрена в рабочей документации поставочных блоков, подлежащих изготовлению для последующего укрупнения в монтажные блоки.
Вариант I представляет разбивку оболочки на поставочные блоки. Цилиндр оболочки, включая карниз, разделен по высоте на семь ярусов, каждый ярус в плане состоит из 12 блоков. Ширина блока 11,78 м, высота — ' от 6,6 до 10,6 м. Габариты поставочных бло
ков рассчитаны на изготовление их вблизи стройки или непосредственно на стройке (провоз блоков по железной дороге МПС потребует уменьшения габаритов).
Оптимальным вариантом разрезки при использовании кранов СКР-3500 (рис. 7.3) является вариант III. В этом варианте первый ярус цилиндрической части оболочки собирается из поставочных блоков массой по 19,9—53,9 т. Второй ярус собирается из монтажных блоков, включающих по два поставочных блока, собранных по высоте. Третий ярус собирается из монтажных блоков массой по 43,4—80,7 т, включающих по три поставочных блока по высоте. Карниз собирается из поставочных блоков массой по 54— 90,6 т (без облицовки).
На Запорожской АЭС подъем монтажного блока цилиндрической части защитной оболочки, включающего пять ярусов по высоте, осуществлялся одним краном КРОЛЛ (рис. 7.8).
Рис. 7.8. Монтажный блок защитной
оболочки Запорожской АЭС
184
Возведение реакторного отделения выше отметки 13,2 м начинается с монтажа первого яруса оболочки до отметки 21,93 м, обстройки — до отметки 20,4 и внутренних конструкций герметичной зоны — до отметки 25,7 м. Монтаж ведется одним или двумя кранами.
По мере сборки и выверки блоков производят соединение полиэтиленовых труб кана-лообразователей с помощью муфт, сварку арматуры и металлоконструкций, сварку облицовки защитной оболочки (рис. 7.9).
Особое внимание уделяется качеству соединений труб каналообразователей, с тем чтобы не допустить протечек раствора в них,
сплющивания и сдвига при бетонировании. Принимаются особые меры защиты полиэтиленовых труб от загорания. Сварку облицовки ведут высококвалифицированные сварщики с подвесных люлек и подмостей. Места сварки защищаются от ветра и атмосферных осадков.
Сборка опалубки увязывается со сборкой блоков оболочки. Сетчатая опалубка может входить в состав блоков оболочки. Бетонирование оболочки осуществляется послойно бетононасосами в соответствии с технологическими картами. После окончания бетонирования цилиндрической оболочки монтируется круговой кран блоками массой по 107 т.
185
Рис. 7.10. Блок облицовки карниза защитной оболочки
Рис. 7.11. Монтаж блока облицовки купола и карниза массой 240 т на Запорожской АЭС
186
Монтаж облицовки карниза и купола в зависимости от грузоподъемности крана может производиться раздельно — облицовка карниза собирается в блок массой 87 т (рис. 7.10), а облицовка купола — в блок массой 134 т. При наличии крана КРОЛЛ, как, например, на Запорожской АЭС, монтаж велся одним блоком массой 240 т (рис. 7.11). Целесообразной оказалась сборка облицовки купола с трубами и приборами спринклерной системы потолка защитной оболочки, так как сборка этой системы после монтажа купола затруднительна. Облицовка карниза при этом монтируется блоком отдельно от купола.
После контрольных проверок и приемки сварных соединений облицовки цилиндрической оболочки, карниза и купола начинается монтаж арматурно-опалубочных блоков карниза (рис. 7.12). На сборочной площадке в блоки карниза устанавливают все закладные части, полиэтиленовые трубы каналообразо-вателей, железобетонные плиты опалубки. Монтаж блоков ведется поочередно (рис. 7.12), двумя кранами с траверсой или одним краном. Одновременно с армированием ку-
Рис. 7.12. Монтаж армоопалубочных блоков карниза защитной оболочки
пола (рис. 7.13) производится установка труб каналообразователей, закладных частей, КИП. До начала бетонирования купола производится тщательный контроль каналообразователей, проверка геометрических размеров, правильность установки закладных частей.
Карниз бетонируется послойно через один блок литым бетоном бетононасосами до отметки 61 м. Выше отметки 61 м карниз бетонируется совместно с куполом.
Бетон укладывается в купол кольцами (начиная с периферии) с перерывами, необходимыми для набора прочности бетона предыдущего кольца.
Физические объемы строительных работ в реакторном отделении выше отметки 13,2 м приведены в табл. 7.6.
Предварительное напряжение защитной оболочки производится с помощью одной системы механизмов, расположенных на карнизе оболочки и перемещающихся по кольцевым рельсовым путям с помощью кранов — манипуляторов. Арматурные пучки цилиндрической оболочки по геликоидальной схеме (рис. 7.14) протягиваются от карниза по ка-налообразователям, заложенным по спирали в массив бетонной оболочки: сначала опускаются вниз, разворачиваются в плите на
Таблица 7.6. Физические объемы основных строительно-монтажных работ в реакторном отделении выше отметки 13,2 м
Вид работ	Внутренние конструкции гермозоны	Защитная оболочка	Обстройка
Монтаж сборных железобетонных конструкций, м8	1084	62	6987
Укладка монолитного бетона, м8	11 874	14 400	13 827
Установка армоблоков, армокаркасов, закладных частей и арматуры, т В том числе:	1936	3629	1670
в оболочку	—	2012	—
в карниз	—	964	—
в купол	——	653	-—
Облицовка из углеродистой стали, т	983	610	235
Облицовка из нержавеющей стали, т Трудозатраты на строительно-монтажные работы	195,8		
расчетные (без изготовления), чел-дней	36 212	26 827	35 803
Рис. 7.13. Армирование купола защитной оболочки
187
is7'!f5.
Рис. 7.15. Схема расположения арматурных пучков в куполе защитной оболочки
Рис. 7.14. Схема расположения арматурных пучков защитной оболочки:
1 — арматурный пучок; 2 — коуш монтажный; 3 — защитный колпак; 4 — блок анкерный верхний; 5 — блок анкерный нижний; 6 — блок анкерный купола
отметке 13,2 м и затем поднимаются вверх по спирали опять к карнизу. Арматурные пучки купола по ортогональной схеме (рис. 7.15) протягиваются через каналообразова-тели купола с одной стороны карниза к противоположной, там разворачиваются и воз
вращаются к исходному месту, где установлены механизмы натяжения.
Арматурные пучки (напрягаемые элементы) изготовлены из высокопрочной проволоки диаметром 5 мм (450 шт.) способом непрерывной навивки. Длина пучков уточняется на монтажной площадке по фактической длине каналов. Номинальное усилие на напрягаемый элемент составляет 1-Ю4 кН, разрывное— не менее 1,4-104 кН. Арматурные пучки изготовляются на заводе и поставляются комплектно с коушами, лидерами и вкладышами (рис. 7.16). Пучки протягиваются через каналообразователи, изготовленные из полиэтиленовых труб диаметром 225 мм, и после натяжения остаются в них на весь период эксплуатации оболочки. Анкерные
Рис. 7.16. Комплект арматурного пучка:
1 — коуш монтажный; 2— хомут коуша; 3 — лидер; 4— вкладыш лидера; 5 — пучок арматурный; 6— стяжка
188
устройства, удерживающие арматурные пучки в напряженном состоянии, сосредоточены на карнизе оболочки.
Протяжка арматурных пучков с лидером диаметром 185 мм производится с помощью гидродомкратов и других механизмов. Натяжение всех 96 арматурных пучков цилиндрической части оболочки производится гидродомкратом с усилием до 0,1 • 104 кН. Протяжка и натяжение 36 арматурных пучков купола производится аналогично. К натяжению арматурных пучков (сначала купола,-а затем цилиндрической части оболочки) приступают после набора бетоном 100%-ной прочности.
До установки арматурных пучков производится тщательная проверка чистоты и правильности сечений каналообразователей путем протягивания лебедками проходного шаблона (болванка диаметром 195, длиной 350 мм). Обнаруженные дефекты устраняют протягиванием набора шаблонов или в необходимых случаях производят вырубку бетона и замену дефектного участка каналообразователя. После очистки каналообразователей производят измерение фактической длины каналов. По результатам определяют длину арматурных пучков. Допуск на отклонение длины арматурного пучка составляет —5О-4-Д-1ОО мм.
Арматурные пучки протягиваются через каналы лебедками с помощью буксирных тросов, которые в свою очередь протягиваются проволокой, заложенной в каналообразова-тели при сборке блоков оболочки.
После натяжения арматурных пучков защитную оболочку испытывают на плотность, после чего для защиты арматурных пучков и анкерных устройств от коррозии производят консервацию выступающих конструкций в анкерных зонах путем нанесения смазки и последующей установки защитных колпаков. Все работы, связанные с предварительным напряжением оболочки, ведутся по технологическим картам и с соблюдением специальных инструкций по технике безопасности.
Машинный зал монтируется башенными и мобильными кранами. По одному из двух вариантов сборки машзала конструкции конденсационного пола и фундамента под турбоагрегат устанавливают до возведения здания. После монтажа ферм покрытия и мостового крана монтируют остальные внутренние конструкции машинного зала. Другой вариант предусматривает последовательность монтажа, при которой сначала устанавливаются каркас здания, мостовой кран, а затем конструкции фундаментов и полов.
Особенности организации строительства АТЭЦ и ACT. Реакторное отделение АТЭЦ с реактором ВВЭР-1000 сооружается аналогич
но реакторному отделению АЭС с такими же реакторами. Машинный зал по продольной оси разделен пополам колоннами для опирания ферм перекрытия, и его поперечный размер не перекрывается двумя кранами БК-1000, установленными снаружи. Поэтому колонны и другие конструкции предполагается монтировать гусеничным краном КС-81-65, работающим внутри машинного зала. Таким образом, три указанных крана должны обеспечить подъемы основных грузов в машинном зале, деаэраторной этажерке и двух этажерках электротехнических устройств.
Реакторные отделения ACT с двумя реакторами ВВЭР-500 строятся так же, как АЭС с такими же реакторами. Защитная оболочка реакторного отделения ACT не имеет системы предварительного напряжения, что упрощает строительство.
На главном корпусе ACT по обе стороны от него намечается установка четырех кранов БК-Ю00 и двух СКР-2200. Краны обеспечивают первоначально возведение реакторного отделения, затем частично переводятся на корпус вспомогательных устройств.
Организация строительства всех остальных объектов на АЭС, АТЭЦ и ACT аналогична-
7.4.	ОРГАНИЗАЦИЯ СТРОИТЕЛЬСТВА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ С РЕАКТОРАМИ РБМК-1000
Компоновка первого (блок А) и второго (блок Б) энергоблоков АЭС с реакторами РБМК в одном здании (рис. 3.8), а также характеристики имеющихся строительных кранов вызывают необходимость размещения на площадке второго блока части кранов в период возведения первого энергоблока.
Для сокращения времени между вводом первого и второго энергоблоков (шага ввода) фундаментная плита бетонируется одновременно под все реакторное отделение обоих блоков в последовательности, разработанной ППР. В это же время прокладываются подземные коммуникации, после чего производятся обратная засыпка и уплотнение грунта. В первую очередь эти работы выполняются в зонах установки башенных кранов и устройства подъездных путей, складских и укрупнительных площадок. Сетевой график строительства АЭС с двумя реакторами РБМК-1000 при вводе мощности через 18 мес приведен на рис. П.7.7. Распределение объемов строительно-монтажных работ по видам, % общего объема, следующее: Всего на первом энергоблоке...............60
В том числе:
строительные работы....................33,7
тепломонтажные работы	.	.	.	.	.	.11,3
электромонтажные работы.................7,4
монтаж вентиляции.......................1,2
химзащита и теплоизоляция...............6,4
Всего на втором энергоблоке...............40
189
В том числе: строительные работы....................20,1
тепломонтажные работы...................8,9
электромонтажные работы.................4,9
монтаж вентиляции.......................0,9
химзащита и теплоизоляция...............5,2
Физические объемы основных строительных работ даны в табл. 7.7.
В сетевом графике предусмотрен ввод в эксплуатацию первого энергоблока через 60 и второго через 78 мес после начала выемки котлована главного корпуса. Работы на втором блоке, начатые в первый год строительства, прерываются почти на два года и возобновляются на третьем году по мере перестановки кранов. Максимальный объем СМР при возведении первого энергоблока зависит от шага ввода мощности. Так, при шаге ввода энергоблоков, равном 24 мес, общий объем СМР по сравнению с объемом работ, определенным для шага ввода мощности 18 мес, заметно сокращается: на 6% в четвертом году строительства и на 10% в пятом.
Длительный разрыв между окончанием строительства первого и второго энергоблоков и началом строительства третьего и четвертого затрудняет возможность организации непрерывного потока строительно-монтажных работ. Коллективы тепло- и электромонтажников ко времени ввода второго энергоблока не имеют достаточного фронта работ на третьем энергоблоке. Требуется существенное ускорение начала строительства и соответствующий разворот строительных работ на третьем и четвертом блоках, чтобы смягчить указанное нарушение потока. Общий объем строительно-монтажных работ при этом в годы максимального развития значительно возрастает.
Таблица 7.7. Физические объемы строительных работ по объектам промплощадки АЭС с реакторами РБМК-1000
Объекты	Монолитный бетон,тыс. м3	Сборный железобетон. тыс. м8		Металлоконструкции, тыс. т
		Всего	В том числе специ-аль ные конструкции	
Реакторное отделение В том числе:	269,1	104,8	12,9	17,7
первого энергоблока в том числе:	156,9	64,4	7,8	9,1
блок А	59,6	16,5	3,8	2,5
блок В	29,6	14,9	1,5	1,1
блок Г	42,1	27,1	1,4	5,1
ВСРО	25,6	6,4	1,04	0,3
второго энергоблока	112,1	39,8	5,1	8,6
Другие сооружения первого энергоблока	15,7	99,5	19,7	4,5
Другие сооружения второго энергоблока	3,8	0,9		0,2
Работы по основным сооружениям АЭС начинают с выемки котлованов под главный корпус и циркуляционные водоводы. Земляные работы и возведение подземных конструкций остальных сооружений АЭС производятся в определенной последовательности по зонам. Земляные работы, возведение подземных частей зданий и всех подземных коммуникаций АЭС ведутся со сдвигом во времени по отношению к работам нулевого цикла на главном корпусе. При этом должно соблюдаться обязательное правило — работы до нулевой отметки, а также устройство дорог, приобъектных площадок, сооружение основания под краны должны быть закончены полностью до возведения надземных конструкций. АЭС с реакторами РБМК-1000 очень насыщена подземными коммуникациями, поэтому работам нулевого цикла уделяется особое внимание.
На критическом пути сетевого графика строительства АЭС с реакторами РБМК, так же как и с реакторами ВВЭР, находятся работы по реакторному отделению. Задачей организации работ является приближение начала монтажа технологического оборудования на всех объектах пускового комплекса и прежде всего на реакторном отделении.
Таким образом, главными направлениями организации работ в начальный период являются:
выполнение в первую очередь фундаментной плиты под весь главный корпус, фундаментов, конструкций, циркуляционных водоводов и обратной засыпки в местах установки основных башенных кранов, сборочных, складских площадок и дорог к ним;
опережающее строительство блока ВСРО до отметки 12,5 м;
опережающее строительство деаэраторной этажерки в осях 20—28 и 32—40 до отметки 38,6 м;
опережающее строительство реакторного отделения — на отметках 12,5 и 38,6 м устанавливаются башенные краны, что создает условия для одновременного строительства блоков А и В.
Конструкции блоков А и В реакторного отделения до отметки 12,5 м возводятся равномерно по всей площади, с тем чтобы к моменту завершения монтажа шатра центрального зала блок В был возведен полностью. С окончанием строительства блока В открывается фронт работ для монтажа вентиляционной трубы и появляется возможность убрать краны, установленные на фундаментной плите блока Б, которые сдерживали его строительство.
Блок А до отметки 31,5 м возводится равномерно. Выше отметки 31,5 м оставляется проем в стене (в осях 24—26). Через этот проем монтажным краном КП-640 с двумя крюками гру-
190
зоподъемностью по 320 т ведется подъем, а затем перемещение и установка на место оборудования реактора (плиты реактора, сепаратора, ГЦН и т. д.). После монтажа оборудования проем в стене закрывается. На Курской АЭС нижняя, наиболее сложная часть проема закрывалась с помощью того же крана блоком стены массой 640 т.
Краном КП-640 монтируют также шатер центрального зала поочередно четырьмя блоками, собранными в зоне монтажа, после чего закрывают торцевую стену по всей высоте проема.
Блок Б возводится аналогично блоку А.
Машинный зал может строиться двумя способами. При первом способе сначала сооружаются каркас здания и кровельное покрытие, затем с использованием мостового крана — конструкции внутри машинного зала. При втором способе с опережением по отношению к каркасу здания возводятся боксы конденсатоочисток, турбины и фундаменты под турбоагрегаты. Конструкции каркаса монтируются укрупненными монтажными блоками на всю высоту, кровельное покрытие — блок-фермами. После сборки кровельного покрытия конструкции и оборудование к месту монтажа подаются по железнодорожным путям и автодороге, проложенным в машинном зале.
Для того чтобы обеспечить установку в проектное положение всех монтажных блоков и не оставить зон, не обслуживаемых кранами, на главном корпусе сосредоточивается большое
количестве кранов.
Общие требования, предъявляемые к грузоподъемным механизмам, работающим на главном корпусе:
Максимальный грузовой момент, кН .	.	. 0,7-104
Грузоподъемность, т, при вылете стрелы:
наибольшем...........................10
наименьшем...........................50
Вылет стрелы, м:
наибольший...........................52
наименьший...........................10
Высота подъема крюка при наибольшем вылете, м ..................................80
На строительстве главного корпуса рекомендуется использовать следующие основные краны: БК-Ю00А — восемь, СКР-2200 — два, КБ-674 — один кран.
По мере возведения главного корпуса дополнительно применяются вспомогательные гусеничные краны. Основные башенные краны первоначально устанавливаются на нулевой отметке, с их помощью возводят блоки А, В, ВСРО и часть деаэраторной этажерки (в районе оси 24). После возведения блока ВСРО до отметки 12,5 м и части деаэраторной этажерки до отметки 38 м два крана БК-Ю00А устанавливаются на указанных отметках и дополнительно включаются в работу по возведению
блоков А и В. Возводится еще часть конструкций деаэраторной этажерки (оси 32—41) тоже до отметки 38 м, и на ней дополнительно устанавливается еще один кран БК-ЮООА, который тоже включается в работу по возведению блоков А и В.
В последующем дополнительно ставятся краны на плите блока Б, а также на отметке 50 м блока А (рис. 7.17). По мере освобождения краны перемещаются с фундаментной плиты блока Б, освобождая фронт работ для возведения второго энергоблока. Примерно к 56-му мес от начала строительства блоки А, В, ВСРО, а также соответствующая половина машинного зала (блок Г) полностью освобождаются от кранов, часть из них переводится на возведение блока Б и второй половины машинного зала. В проекте производства работ детально разрабатывается график перемещения кранов с расчетом объемов работ, затрат труда и времени для каждой позиции расположения кранов.
В табл. 7.8 приведены данные о числе подъемов грузов разной массы при возведении реакторного отделения. Из таблицы видно, что более 92% подъемов приходится на перемещение грузов массой менее 5 т, и лишь около 2% составляют грузы более 10 т.
Основные краны на больших вылетах в принятых проектах поднимают одиночные большие грузы, снижение массы которых может быть достигнуто изменением рабочих чертежей. Поэтому дальнейшее совершенствование схем механизации путем оснащения строек мелкими мобильными кранами с большими скоростями подъема, а также проработки схем механизации в увязке с выбором массы блоков на стадии разработки рабочей документации позволят использовать значительные резервы сокращения сроков строительства и роста производительности труда.
Массовыми работами при возведении объектов АЭС с реакторами РБМК-ЮОО являются изготовление плит стеновых конструкций, сбор-
Таблица 7.8. Число подъемов грузов, выполняемых основными кранами на строительстве блоков А и В
Масса элементов, т	Всего подъемов	В том числе			% общего числа подъемов
		основных строительных конструкций, бетона и арматуры	прочих матери- алов и мелких конструкций с перевалкой	оборудования	
Менее 5	57 629	20 685	34 478	2466	92,4
5—10	3501	2978	—	523	5,6
10—15	766	753	—	13	1,3
15—20	176	169	—	7	0,3
20—50	276	246	—	30	0,4
Всего	62 348	24 831	34 478	3039	100
%	100	38,3	56,7	5	—
191
Рис. 7.17. Расстановка кранов в период завершения основных строительных работ по главному корпусу АЭС с РБМК-1000
ка их в монтажные блоки, установка и выверка блоков в проектном положении, сварка арматуры, установка нащельников, штрабных сеток и бетонирование (омоноличивание) монтажных блоков. Сборка монтажных блоков массой 6— 7,5 т из двух плит производится в кондукторах на площадке строительства. При этом пробиваются отверстия в плитах и производится установка всех закладных частей, проходок и т. д.
Укрупнение указанных мелких монтажных блоков с сухим стыком плит до массы 30 т производится на сборочных площадках, что способствует ускорению строительства и снижению трудозатрат.
Укрупнению подлежат не только стеновые блоки. В пределах грузоподъемности кранов укрупняются арматурные и арматурно-опалубочные блоки, конструкции бассейна локализации аварий, шатра центрального зала, вентиляционной трубы и многие другие.
Приемка конструкций под бетонирование оформляется актом с указанием соответствия размеров проекту. Бетонирование ведется литыми и высокопластичными бетонными смеся
ми преимущественно с помощью бетононасосов. Особо тяжелый бетон плотностью до 3,5 т/м3 (без дроби) рекомендуется также укладывать бетононасосами.
7.5.	СПЕЦИАЛЬНЫЕ РАБОТЫ
Сварочные работы. Строительные металлоконструкции атомных электростанций изготовляются из углеродистой (ВСтЗкп, ВСтЗпс, ВСтЗсп) и низколегированной (09Г2С, 10Г2С1, 14Г2, 10ХСНД, 14Г2АФ, 16Г2АФ, 18Г2ФПС) стали. Сварка этих конструкций в условиях цеха предмонтажных работ или сборочной площадки выполняется вручную электродуговой, автоматической или полуавтоматической сваркой под флюсом, полуавтоматической в углекислом газе или полуавтоматической порошковой проволокой, в монтажных условиях — преимущественно ручной электродуговой сваркой и частично полуавтоматической сваркой порошковой проволокой.
Облицовочные конструкции спецпомещений АЭС, включая герметизирующую облицовку
Таблица 7.9. Сварочный материалы, применяемые при изготовлении и монтаже строительных металлоконструкций
Группа конструкций в климатических районах (СНиП 11-23-81)	Марка свариваемой стали	Сварочные материалы				
		Электроды для ручной электродуговой сварки	Проволока для всех видов сварки под флюсом	Ф юс для всех видов сварки	Проволока для сварки в углекислом газе	Порошковая проволо ка
Группы 2 и 3 во всех районах, кроме 1а и 16	ВСтЗкп; ВСтЗпс; ВСтЗсп	МР-З; ОЗС-4; ОЗС-6; АНО-5; АНО-13; ЗРС-2-УОНИ-13/45	Св-08 А; Св-08ГА;	АН-348А; АН-60	Св-08Г2С; Св-08Г2СЦ	ПП-АН1; ПП-АНЗ; ПП-АН7; ПП-2ДСК
	09Г2С; 10Г2С1; 14Г2; 10ХСНД	ОЗС-4; ОЗС-6; АНО-13 УОНИ-13/55; АНО-9; УОНИ-13/55У	Св-1 СИМА; СВ-08ХМ; Св-10Г2; Св-08ГА; Св-ЮГА	АН-47; АН-43; АН-17М	Св-ЮГА; Св-08Г2С; Св-08Г2СЦ	ПП-АНЗ; ПП-АН7 ПП-2ДСК
	14Г2АФ; 16Г2АФ; 18Г2АФпс	УОНИ-13/55; УОНИ-13/65	Св-ЮНМА; Св-08ХМ	АН-348А; АН-47	Св-08Г2С; Св-08Г2СЦ; Св-08ХГСМА; Св-10Г2СМА	—
Группа 1 во всех районах группы 2 и 3 в районах 1а и 16	ВСтЗкп; ВСтЗпс; ВСтЗсп	УОНИ-13/45; УОНИ-13/55; ОЗС-18; УП-1/55; УП-2/55	Св-08А; Св-08ГА	АН-348А	Св-08 Г2С; Св-08Г2СЦ	ПП-АН1; ПП-АНЗ; ПП-АН7; ПП-2ДСК
	09Г2С; 10Г2С1; 14Г2; 10ХСНД	УОНИ-13/55; ВИ-48; ЦУ-5; УОНИ-13/55М; ОЗС-18; УП-1/55; УП-2/55	Св-ЮНМА; Св-08ХМ	АН-47; АН-43; АН-348А	Св-08Г2С; Св-08Г2СЦ	ПП-АНЗ; ПП-АН7; ПП-2ДСК
	14Г2АФ; 16Г2АФ; 18Г2АФпс	УОНИ-13/55; УОНИ-13/65	Св-ЮНМД; Св-08ХМ	АН-47; АН-17М; АН-348А	Св-08Г2С; Св-08Г2СЦ; Св-08ХГСМА	—
13—6063
193
Таблица 7.10. Сварочные материалы, применяемые при изготовлении и монтаже герметизирующих облицовок и помещений системы локализации аварий, подконтрольных Госатомэнергонадзору СССР
Марка свариваемой стали	Сварочные материалы					
	Электроды для ручной дуговой сварки	Проволока для всех видов сварки	Флюс для всех видов сварки под флюсом	Проволока для всех видов сварки в углекислом газе и в смеси газов	Проволока для всех видов аргонодуговой и плазменной сварки	Порошковая проволока
ВСтЗспб;	УОНИ-13/45;	Св-08А;	ОСЦ-45;	Св-08Г2С;	Св-08ГС;	ПП-АН1;
ВСтЗсп2;	УОНИ-13/45А;	Св-08АА;	АНО-60;	Св-08ГС;	Св-07ГС;	ПП-АНЗ;
10, 20	УОНИ-13/55; АНО-4; АНО-9; МР-3; ЦУ-5; ТМУ-21У; ОЗС-4; ОЗС-6; ЦУ-7; АНО-6М; АНО-13	Св-08ГА; Св-ЮГА; Св-ОбА	АН-348А; ОСЦ-45М; АН-348АМ	Св-08ГСМТ	Св-08Г2С; Св-08ГСМТ	ПП-АН7; ПП-2ДСК
08Х18Н10Т;	ЭА-400/10Т;	Св-01Х19Н9;	АН-26С;	ЭП-647(Х19Н11М4Ф)	Св-04Х19Н11МЗ;		
12Х18Н10Т;	ЭА-400/10У	Св-06Х19Н9Т;	АН-26СП;	ЭП-854(Х20Н11ТФ)	Св-01Х19Н9;		
12Х21Н5Т; 08Х22Н6Т	03Л-36; ЦТ-26	Св-04Х19Н11МЗ Св-04Х19Н9	АН-26П; ОФ-6		Св-06Х19Н9Т; Св-04Х19Н9	—
защитных оболочек и помещений системы локализации аварии, контролируемые Госатом-энергонадзором СССР, изготовляются из углеродистой (ВСтЗспб, ВСтЗсп2, 10, 20) и высоколегированной аустенитной и аустенитно-фер-ритной (08Х18Н10Т, 12Х18Н010Т, 12Х21Н5Т, 08Х22Н6Т) стали. Для изготовления, монтажа и ремонта герметизирующих облицовок, подконтрольных Госатомэнергонадзору СССР, разрешается применять следующие способы сварки: автоматическую и полуавтоматическую под флюсом; ручную электродуговую; аргонодуговую автоматическую, полуавтоматическую и ручную плавящимся и неплавящимся электродом; автоматическую и полуавтоматическую в углекислом газе или в смеси газов плавящимся электродом (для углеродистой стали); ручную и автоматическую плазменно-дуговую; автоматическую и полуавтоматическую порошковой проволокой.
В качестве сварочных материалов для сварки строительных и облицовочных конструкций могут применяться электроды, сварочная проволока и флюсы (табл. 7.9 и 7.10).
Сварку конструкций при температуре окружающего воздуха ниже 0 °C независимо от марки свариваемой стали следует выполнять электродами с основным (фтористо-кальцие-вым) покрытием. Металлоконструкции из стали марок Ст. 3, 14Г2С, 09Г2С, 10Г2С1, 10Г2С1Д, 10ХСНД должны свариваться с ограничениями по толщине металла и температуре окружающего воздуха в соответствии с требованиями (табл. 7.11). Сварку стали этих марок при температуре окружающего воздуха ниже указанной в табл. 7.11 следует производить с предварительным подогревом металла в зоне сварки до температуры 120—160 °C.
194
Таблица 7.11. Минимально допустимая температура окружающего воздуха при сварке строительных металлоконструкций
Толщина свариваемого металла, мм	Минимально допустимая температура воздуха, °C, при сварке конструкций			
	из углеродистой стали марки Ст. 3		из низколегированной стали марок 14Г2, 09Г2С. 10Г2С1, 10Г2С1Д, 10ХСНД	
	решетчатых	листовых объемных и оплошно стенча-тых	реше ча-тых	листовых, объемных И СПЛО1П-постенча-тых
До 16 Свыше 16 до 30 Свыше 30 до 40 Свыше 40	1 1 1 о ~	1 1 1 а о о о	—20 —10 0  Д-5	—20 0 + 5 +ю
Сварку конструкций из стали марок 14Г2АФ, 16Г2АФ следует производить . при температуре не ниже —15 °C при толщине стенки до 16 мм и не ниже 0°С при толщине стенки от 16 до 25 мм. При более низкой! температуре сварку такой стали надо выполнять с разогревом ее до 120—160 °C. Если толщина металла превышает 25 мм, то подогрев стали перед сваркой должен осуществляться независимо от температуры окружающего воздуха.
Протяженность свариваемых швов, км, при изготовлении и монтаже герметизирующих облицовочных конструкций на одном энергоблоке с реакторами разнйх типов приведена ниже:
„	из аустенитной или аусте-
из углеродистой стали	нито-ферритной	стали
ВВЭР-1000	62	15
РБМК-ЮОО 111)	24,5
Таблица 7.12. Методы и объемы контроля сварных соединений герметизирующей облицовки из углеродистой стаги
Характеристика сварного соединения	Способ сварки	Условия сварки1	Толщина свариваемых элементов, мм	Контроль сварных соединений, % протяженности швов				
				о « ® ® S ® ф 3 D.S 0) Ь s 35 О ф m so.	Ультразвуковая дефектоскопия2,3	Радиографический конт- роль2	На герметичность	
							опрессовкой	керосином или]вакуум-камерами
Стыковые соединения ли-	Механизированная	На заводе	<6	100	10					100
стов с полным проплав-			Об	100	10	—	—	100
лением		При монтаже	<6	100	20	—	—	100
				100	20	—	—	100
	Ручная	На заводе	<6	100	—	10	—	100
			>6	100	20	—			100
		При монтаже	<6	100	—	15	—	100
			^6	100	30	—	—	100
Тавровые и угловые сое-	Механизированная	На заводе	<G	100	—	5	—-	100 .
дипения листов с пол-			2.6	100	10	—	.—	100
ным проплавлением		При монтаже	<6	100	—	10	—	100
			>•6	100	20	——	.—	100
	Ручная	На заводе	<6	100	—	10	—	100
			G	100	20	—.	—	100
		При монтаже	<6	100	—	15	—	100
			^G	100	30	—	—	100
Соединения труб и листов	Механизированная	На :аноде	<6	100	—	5			100
(проходки) с полным		При moi тате		100	10	—	—	100
проплавлением			<G	100	—	10	—	100
			:. G	100	20	—	—	100
		На заводе	<G	100	—	10	—.	100
			( )	100	20	.—	—	100
	Ручная	При монтаже	<6	100	—	15	—	100
			;.6	100	30	—	—	100
Нахлесточные соединения	Механиз фоваш.ая	На заводе	Независимо	100	—	—		ЮСН
с неполным проплавлением (конструктивным		При монтаже	ОТ толщины	100		.					1005
непроваром)6	Ручная	На заводе	Независимо от толщины	100	—	—	—	100“
		При монтаже		100	—	—	—	1005
Швы нательников	Механизированная	На заводе	Независимо	100	—	—	100	
	й ручная	При монтаже	от толщины			1		
1 Заводскими условиями в отличие от монтажных считаются стационарные условия (на заводе, в цехе, на специально оборудованной площадке). Специально оборудованная площадка — это место производства работ по сварке и контролю при изготовлении и укрупнении элементов герметизирующих облицовок, оснащенное необходимым оборудованием (вращатели, кантователи, грузоподъемные механизмы и др.) и закрытое навесами.
2 Кроме того, все места пересечения швов.
3 Ультразвуковая дефектоскопия может быть заменена радиографическим контролем в том же объеме.
4 Для двусторонних нахлесточных швов контроль герметичности следует производить избыточным давлением воздуха взамен керосиновой пробы или контроля вакуум-камерой.
5 Если монтажные нахлесточные швы перекрываются плоскими нащельпиками, то производится контроль герметичности только швов приварки нащельников.
6 Кроме (того, угловые и тавровые соединения с односторонним швом с конструктивным непроваром (типы Уч, Уб, Ть Те, ГОСТ 5264—80). При проектировании указанные соединения допускаются в порядке исключения по согласованию с институтом Оргэнергострой.
Большинство свариваемых конструкций входит в систему локализации аварий (СЛА), подконтрольную Госатомэнергонадзору СССР. К ним предъявляются высокие требования по качеству и герметичности сварных соединений. К работам допускаются сварщики высокой квалификации, прошедшие специальную подготовку по сварке герметичных облицовок и имеющие удостоверение на право производства соответствующих сварочных работ.
13*
Облицовочные конструкции изготовляются из углеродистой стали толщиной 6—8 мм (закладные части — толщиной до 30 мм) и из коррозионно-стойкой (аустенитной или аустенито-феррнтной) стали толщиной 3—4 мм. Более 30% сварных швов в облицовке выполняется в заводских условиях, что обеспечивает более высокое качество сварных соединений, чем при монтаже, и уменьшает трудозатраты. В заводских условиях листы облицовки свариваются
195
Таблица 7.13. Методы и объемы контроля сварных соединений облицовок из аустенитной стали
Тип соединения	Способ сварки	Условия сварки1	Контроль сварных соединений, % протяженности швов			
			Внешний осмотр и измерение	Радиографический контроль2	На герметичность	
					керосином или вакуум-камерами	опрессовкой воз- духом
Стыковые, угловые с пол-	Механизированная	На заводе	100	5	100	—
ним проплавлением		При монтаже	100	10	100	—
	Ручная	На заводе	100	10	190	—
		При монтаже	100	15	100	—
Нахлесточные соединения	Механизированная	На заводе	100	—	1003	—
с неполным проплавле-		При монтаже	100	—	1004	—•
нием (конструктивным	Ручная	На заводе	100	—.	1003	—
непроваром)6		При монтаже	100	—	1004	—
Швы нащельников	Механи зйрованная	При монтаже	100	—	—	100
	и ручная					
1 См. сноску 1 к табл. 7.12.
2 Кроме того, все места пересечения швов.
3 Для двусторонних нахлесточных швов контроль на герметичность следует производить опрессовкой воздухом взамен керосиновой пробы или контроля вакуум-камерами.
4 Если монтажные нахлесточные швы перекрываются плоскими нащельниками, можно производить контроль герметичности только швов приварки нащельников.
5 См. сноску 6 к табл. 7.12.
преимущественно с помощью автоматической сварки под флюсом на сборочно-сварочных установках.
При изготовлении облицовочных конструкций СЛА сварка должна выполняться в закрытых помещениях при температуре окружающего воздуха не ниже О °C. При изготовлении этих изделий на открытых площадках, а также при их монтаже допускается выполнять сварку при температуре не ниже —15 °C при условии надежной защиты сварщика и места сварки от ветра, дождя и снега.
После сварки все стыки подвергаются полному внешнему контролю и проверке на герметичность и, кроме того, испытаниям физическим, рентгенографическим или ультразвуковым методом.
Сварные соединения облицовочных конструкций СЛА, подконтрольных Госатомэнерго-надзору СССР, подвергаются внешнему осмотру, ультразвуковой дефектоскопии и радио-графированию, проверяются на герметичность с помощью опрессовки воздухом, керосиновой пробы или вакуум-камеры. Объем контроля этими методами в зависимости от характера сварного соединения, способа и условий сварки регламентирован Временными указаниями ВУ 2С-83 и приведен в табл. 7.12 и 7.13.
По внешнему виду швы сварных соединений должны удовлетворять следующим требованиям:
должны иметь гладкую или равномерную чешуйчатую поверхность без наплывов, сужений, перерывов, прожогов, свищей;
не должны иметь незаваренных кратеров и трещин в сварном шве и околошовной зоне; не 196
должно быть резкого перехода к основному металлу;
объемные дефекты округлой или удлиненной формы не должны превышать норм, указанных в табл. 7.14;
размеры подрезов зоны сплавления, западания (углубления) между валиками не должны превышать 0,5 мм при толщине стали от 4 до 10 мм и 1 мм при толщине стали свыше 10 мм.
Таблица 7.14. Допустимые размеры дефектов в швах сварных соединений
Номинальная толщина свариваемого элемента, мм	Поры и включения, мм^не более (в числителе—ширина, в знаменателе—длина)			Суммарная длина всех дефектов на любых 100 мм шва, мм
	отдельные	скопления	цепочки	
	0,8	1,2	0,8	
4—4,9	3,5	3,5	5	10
	1,2	2	1,2	
5-7,9	т	4	6	15
	1,5	2,5	1,5	
8—10,9		5	8	20
	2	3	2	
11-13,9	5	5	8~	20
	2,5	4	2,5	
14-19,9	1Г	6	9	25
	3	5	3	
20—26		V	10	30
Примечание. Видимые включения (поры), максимальный размер которых не превышает половины допустимой ширины включений для соответствующей толщины, разрешается не учитывать, если их не более 10 на любых 100 мм длины шва.
Таблица 7.15. Защитные покрытия строительных конструкций и оборудования АЭС
Вид покрытия	Марка покрытия	Материал защищаемой поверхности*
Облицовка листовым металлом Металлизационно-лакокрасочное (ме-таллополимерное) Лакокрасочное Полимеррастворное покрытие полов (наливные полы)	Аустенитная сталь Эмаль ЭП-574 (по алюминиевому металлизационному подслою) Эмаль ЭП-773 Эмаль ЭП-574 Эмаль ЭП-525 На основе эмали ЭП-7100 и ЭП-5264, эпоксидно-оксилиновая эмаль	Бетон Углеродистая сталь Бетон, углеродистая сталь облицовок, оборудования, трубопроводов Бетон
•Выбор покрытия определяется проектом.
Таблица 7.16. Основные объемы работ по спецпокрытиям на АЭС с реакторами ВВЭР-1000, тыс. м2
Защищаемая поверхность	Главный корпус		Спецкор, пус
	Реакторное отделение	Машинный зал и деаэраторная этажерка	
Оборудование	1,5	1,6	0,8
Трубопроводы	2,3	—	8,3
Строительные конструкции	112,1	43,5	200,6
Металлоконструкции	147,5	224,2	83,3
Всего	263 365	269 255	273 025
Антикоррозионные защитные покрытия и гидроизоляция. Основное назначение защитных покрытий — предохранить конструкции от разрушения и обеспечить нормальную радиационную обстановку в помещениях АЭС. Обеспечивается это применением покрытий, отвечающих требованиям дезактивации, химической стойкости, долговечности и эстетики. На атомных электростанциях нормальная радиационная обстановка достигается применением металлических облицовок, лакокрасочных покрытий и их комбинаций*
Нержавеющей листовой сталью облицовываются бассейны выдержки и перегрузки топлива и спецпомещения с повышенной химической и радиационной активностью среды. Ме-таллизационно-лакокрасочные покрытия используются для защиты конструкций, ремонт которых затруднен, или для конструкций, работающих при повышенных значениях влажности, температуры и потока ионизирующего излучения. Лакокрасочные покрытия по углеродистой стали стен, полов, потолков используются в полуобслуживаемых и необслуживаемых помещениях. Лакокрасочные покрытия по бетонной поверхности, а также наливные поли-меррастВорные полы применяются в менее ответственных обслуживаемых и полуобслуживаемых помещениях. Защита лакокрасочными покрытиями поверхностей оборудования, трубопроводов, металлоконструкций выполняется
обычно такими же окрасочными материалами, как защита стен и потолков соответствующих помещений.
Виды защитных покрытий, применяемых на АЭС, приведены в табл. 7.15.
В табл. 7.16 приведены основные объемы работ по спецпокрытиям на АЭС с реакторами ВВЭР-1000.
На АЭС с реакторами РБМК-ЮОО объемы работ по спецпокрытиям составляют, тыс. м2:
Блок А .................... 354,4
Блок Б . . .	.	-....-......... 358,9
Блок В.........................175,6
Машинный зал...................... 606
Деаэраторная этажерка......... 396,6
ВСРО ............................ 86,5
Работы по защитным покрытиям (приготовление составов, обезжиривание защищаемых поверхностей, нанесение покрытий и их сушку) должны выполнять специализированные организации. Эти работы связаны со взрывоопасностью и токсичностью летучих распыленных материалов, поэтому должны производиться со строгим соблюдением правил пожарной безопасности, техники безопасности и производственной санитарии, а также в соответствии с дополнительными правилами и инструкциями, разработанными применительно к конкретным условиям.
В необходимых случаях при нанесении защитных покрытий используются инвентарные взрывобезопасные системы вентиляции и освещения для соблюдения предельно допустимых концентраций вредных примесей в воздухе рабочих помещений, установленных санитарными нормами и проектами производства работ в сложных условиях.
Перед нанесением защитных покрытий поверхности строительных конструкций и оборудования надлежащим образом подготавливаются — они должны быть сухими, обеспыленными. Поэтому прежде всего производится их механическая очистка от грязи, наплывов раствора и бетона, ржавчины, сварочного грата, 197
масла и т. д., острые кромки и углы конструкций закругляются. Металлическая облицовка стен и другие конструкции подвергаются пескодробеструйной очистке (металлическим песком или дробью). После механической очистки из помещений удаляют грязь и пыль пылесосами и влажными обтирочными материалами. Металлические листы после песко-дробеструйной очистки обезжиривают органическим растворителем, очищают волосяными щетками.
Для того чтобы улучшить качество работ, повысить производительность труда и обеспечить наиболее безопасные условия, необходимо возможно больший объем работ по покрытиям выполнять вне строительной площадки. Рекомендуется переносить в мастерские и цехи песко-дробеструйную очистку облицовки и других металлоконструкций, подготовку окрасочных материалов, а также первичную окраску.
Работы по нанесению покрытий не могут выполняться одновременно с монтажными и сварочными работами в тех же или смежных помещениях. Эта особенность требует строгого соблюдения стадийности работ и является важным дополнительным условием безопасности отделочных и монтажных работ-
Лакокрасочные и полимеррастворные покрытия наносят, как правило, механизированным способом, рабочие должны быть в респираторах или скафандрах. Нанесение отдельных слоев покрытия и сушка производятся при положительной температуре воздуха. Отклонения от этих условий оговариваются технологическими инструкциями. При выполнении работ по защите металлических и бетонных поверхностей необходимо руководствоваться требованиями производственных инструкций и соответствующих СНиП.
Металлизационно-лакокрасочные покрытия выполняются газопламенным или электродуго-вым способом е применением механизированных установок. Последовательно наносятся распылением алюминий (металлизация), затем лакокрасочное покрытие.
Наливные полы. Покрытие полов производится составом жидкой консистенции, приготовленным на основе оксилиновой эмали ЭП-5264 или композиций с повышенным содержанием оксилина с добавкой отвердителя аминного типа (ПЭПА, ТЭТА и др.), а при необходимости — с добавкой заполнителя (песок речной, отходы дробления горных пород фракции до 0,5 мм). Требуемая расцветка полов — салатная, красно-коричневая, бежевая или голубая— достигается выбором эмали соответствующего колера.
Покрытия на основе эмали ЭП-5264 высокоэластичные.
Укладка составов производится вручную наливом на обеспыленную и огрунтованную по-198
верхность бетона или цементно-песчаной стяжки, затем поверхность разравнивается рейками или раклями.
Применение пластикатных покрытий полов запрещено по пожарным условиям-
Гидроизоляция подземных конструкций и оборудования выполняется профилированными полиэтиленовыми листами или рубероидом, битумными мастиками. Перспективными можно считать составы на основе хлорсульфированно-го полиэтилена. Они образуют эластичное влагонепроницаемое покрытие, имеющее высокую прочность сцепления с бетонными и металлическими поверхностями, высокую морозостойкость и термостойкость. Эластичность сохраняется на открытом воздухе и под землей. Сырье для этих составов недефицитно, стоимость его не высока.
7.6.	КОНТРОЛЬ КАЧЕСТВА РАБОТ
На всех стадиях сооружения АЭС должен осуществляться систематический входной, пооперационный и приемочный контроль качества строительных материалов, изделий и работ. С этой целью в подрядной организации создаются техническая инспекция (инспекция по качеству), лаборатории строительных материалов, сварки и геодезическая служба.
Основными задачами технической инспекции являются проведение профилактических мероприятий, препятствующих некачественному выполнению работ, и осуществление контроля и технического надзора за качеством производства строительно-монтажных работ.
Лаборатория строительных материалов осуществляет подбор и контроль составов бетонов, растворов, изоляционных и других материалов, проводит испытание материалов, полуфабрикатов и изделий, выборочно контролирует качество строительно-монтажных работ и выпускаемой продукции, а также систематически следит за соблюдением правил хранения материалов, конструкций, изделий и деталей.
Основными задачами геодезической службы являются производство геодезических работ, обеспечивающих точное соответствие проекту возводимых в натуре конструкций и сооружений, а также осуществление геодезического контроля в процессе строительства. Геодезическая служба должна выполнять, в частности, геодезические разбивочные работы по выносу в натуру основных проектных размеров и высотных отметок сооружений, инструментальный контроль правильности производства строительно-монтажных работ.
Контроль качества работ, выполняемых специализированными субподрядными организациями, должен осуществляться службами контроля, создаваемыми в этих организациях.
Дирекция строящейся АЭС ведет технический надзор за соответствием выполненных работ требованиям рабочей документации, действующих инструкций, технических условий на производство работ и СНиП. Генеральная проектная организация со своей стороны осуществляет авторский надзор за качеством возведения конструкций и сооружений АЭС.
Деятельность всех контрольных служб является неотъемлемой составной частью технологического процесса строительного производства и должна обеспечивать повышение качества, снижение стоимости и сокращение продолжительности строительства.
Промежуточная приемка и приемка готовых конструкций и сооружений АЭС должна производиться в соответствии с требованиями проекта и СНиП на соответствующие виды работ. При приемке комиссия в составе представителей дирекции, генерального проектировщика и строительной организации (подрядчика) составляет акты с указанием выполненных работ и их качества.
Акты скрытых работ оформляются комиссией в составе представителей дирекции и строительной организации. К актам на скрытые работы должны быть приложены исполнительные спецификации и формуляры.
Контроль качества материалов, изделий и конструкций, поступающих на строительство АЭС, а также выполненных работ осуществляется в соответствии с требованиями проектов, СНиП, ГОСТ, ТУ и других нормативных материалов.
Материалы для приготовления бетона и раствора, а также материалы, применяемые для армирования железобетонных конструкций, должны удовлетворять требованиям соответствующих СНиП и ГОСТ.
Контроль и оценка качества бетонных и арматурных работ, а также работ с применением особо тяжелых, гидратных и жаростойких бетонов и бетонов для повышенной температуры должны производиться также в соответствии с требованиями СНиП и ГОСТ.
В процессе укладки бетонной смеси в защитные конструкции АЭС рекомендуется контролировать плотность и однородность бетонной смеси выборочно радиоизотопным методом. Пустоты, превышающие 5% толщины бетонной стены, подлежат заделке.
Контроль и оценка качества грунта должны производиться с соблюдением требований СНиП и ГОСТ на соответствующие виды испытаний грунтов.
Контроль и оценка качества деревянных конструкций, подвергнутых антисептической и огнезащитной обработке, ведутся в соответствии со СНиП и ГОСТ-
Материалы, применяемые для гидроизоляционных и теплоизоляционных работ, контроль и оценка качества гидроизоляции и теплоизоляции должны также удовлетворять требованиям СНиП, СН и ГОСТ на соответствующие материалы и работы.
При производстве сварочных работ должны осуществляться следующие виды контроля: входной контроль сварочных и основных материалов (перед сваркой); пооперационный контроль в процессе сварочных работ; контроль качества выполненных сварных соединений. Подробнее о контроле качества сварных соединений см. § 7.5.
Качество антикоррозионных защитных покрытий должно отвечать требованиям СНиП, Контролю подлежат: качество материалов и окрасочных составов, качество подготовки поверхностей, последовательность нанесения слоев, условия сушки каждого слоя, качество отдельных слоев (толщина, равномерность, отсутствие подтеков, непрокрасов, посторонних включений) и защитного покрытия в целом (общая толщина, адгезия, сплошность).
Качество лакокрасочных покрытий контролируется визуально — каждый слой согласно указаниям ГОСТ, толщина покрытия по металлу проверяется толщиномерами, а по бетону — контрольной вырезкой. Сцепление лакокрасочного покрытия с основанием и продолжительность сушки каждого слоя и в целом покрытия должны соответствовать требованиям ГОСТ, ТУ и технологических инструкций. Сплошность покрытий следует проверять визуально.
При выполнении металлизационных покрытий проверяется качество подготовки поверхности под металлизацию, контролируются процесс нанесения покрытия, качество готового покрытия, в частности прочность его сцепления с основанием проверяют простукиванием деревянным молотком (не должно быть дребезжания). Дефектные участки зачищают и покрывают заново.
Особое внимание уделяют контролю плотности конструкций герметичной зоны реакторного отделения и главным образом плотности сварных соединений облицовки, закладных частей и проходок, отделяющих гермозону от атмосферы. Контроль плотности сварных швов должен производиться в процессе изготовления листов облицовки, закладных частей и проходок, по мере сборки блок-ячеек, а также после их монтажа и приварки дополнительных конструкций. Пооперационный контроль обеспечивает существенное сокращение времени, необходимого для комплексной проверки плотности герметичной зоны, и поэтому является обязательной операцией.
199
К сборно-монолитным конструкциям реакторных отделений и других зданий предъявляют повышенные требования по соблюдению допусков к размерам. Допуски на геометрические размеры плит (панелей) определяются рабочей документацией и технологическими инструкциями. Изготовление плит производится на поддонах из толстого стального листа в опалубке из жестких строганых металлических брусьев. С целью максимального соблюдения проектных размеров производится периодический контроль износа поддонов и опалубочных брусьев.
Особое внимание уделяется качеству лицевых поверхностей плит. На лицевых поверхностях не допускаются воздушные пузырьки, требующие затирки, что снижает качество защитных покрытий. Для избежания пузырьков применяют специальную технологию укладки и виброуплотнения бетонной смеси. Чистота поверхностей плит достигается очисткой от мусора и обмазкой поддонов специальными эмульсиями.
Допуски на геометрические размеры монтажных блоков (ячеек) из двух плит следующие: по длине ±5 мм, по высоте ±5 мм, по толщине ± 3 мм.
При отклонении от допусков снижается качество готовых стен — создаются уступы
или щели, что требует штукатурки. Это приводит к снижению качества защитных покрытий, увеличиваются трудозатраты.
Качество строительно-монтажных работ зависит не только от организации контроля на строительстве, но и, главным образом, от квалификации рабочих, понимания ими задач по обеспечению высокого качества всех конструкций и сооружений АЭС. Поэтому необходимо обеспечить детальное ознакомление исполнителей с требованиями по качеству (учеба), разъяснение последствий отклонения от технологии, организацию в рабочих бригадах борьбы за высокое качество. Показатели качества должны быть использованы в системе стимулирования за выполненные работы.
Сознание, что к строительным конструкциям АЭС предъявляются повышенные требования в отношении как надежности энергоснабжения народного хозяйства, так и безопасности эксплуатационного персонала и населения, должно воспитываться в коллективах строек руководителями всех уровней — от начальника строительства до бригадира включительно. Опыт свидетельствует о том, что коллективы, достигающие высокого качества, одновременно снижают себестоимость работ и улучшают все технико-экономические показатели своей деятельности.
ПРИЛОЖЕНИЯ
ВВЭР-Л1000еНИе П'3‘ 3даНИЯ и со°РУжения АЭС по унифицированному проекту с реактором
Рис. П.3.1. Общий вид серийной АЭС с унифицированным оборудованием
202
(6 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000)
203
Рис. П.3.3. Разрезы реакторного отделения АЭС с реактором ВВЭР-1000 по унифицированному проекту:
/ — оболочка; // — обстройка; 1 — реактор; 2 —парогенератор; 3—главный циркуляционный насос; 4 — емкость системы аварийного охлаждения активной зоны; 5— круговой кран
204
Рис. П.3.4. Планы реакторного отделения АЭС с реактором ВВЭР-1000 по унифицированному проекту:
/ — санитарный шлюз; 2 — помещение дозиметрического контроля; 3 — помещение бака аварийного слива масла; 4 — помещение теплообменников промконтура; 5 — помещение баков борсодержащей воды; 6 — помещение ионообменных фильтров спецводоочистки; 7 — транспортный коридор; 8 — герметичный шлюз; 9 — помещение бака очищенного борного конденсата; 10 —резервные помещения; // — помещение вентиляционной системы;/2—помещение подпиточного насоса; 13 — помещение теплообмен; ников и баков аварийного расхолаживания;^^— помещение продувки парогенераторов; /5 — помещения аварийных питательных насосов; /6 — помещения маслосистемы ГЦН; 17—помещение насосов промконтура; 18 — помещение спецводоочистки; 19— люк; 20 — помещение ионизационной камеры; 21 — помещение бака аварийного запаса бора; 22 — вентиляционная камера трубопроводов аварийного расхолаживания; 23 —помещения контрольно-измерительных приборов (КИП); 24 — помещение блочного щита управления (БЩУ); 25 — помещения теплообменников подпитки первого контура; 26 — помещение панелей первого контура; 27 — помещения баков запаса обессоленной воды; 28 — помещения вентиляторов; 29 — помещение редукционной установки собственных нужд (РУСН) I, II, III и IV систем; 30— помещение распределительного устройства СУЗ и компенсаторов объема; 31—помещение вентиляционных установок; 32 — бокс главного циркуляционного насоса; <5? — бассейн выдержки и перегрузки топлива; 34 — помещение компенсатора объема;' 35— шахта реактора; 36, 38 — помещения вентиляторов; z 37 — монтажный зал; 39 — приточный вентиляционный центр; 40 — камера задвижек насосов пожаротушения; 41 — трубопроводный коридор; 42 — помещение трубопроводов питательной воды и воздуховодов- 43 — бокс парогенераторов
205
Рис. П.3.5. Строительство главного корпуса первого энергоблока Запорожской АЭС. Смонтированы железобетонные конструкции блок-ячеек стен реакторного отделения от отметки —4,2 м до перекрытия на отм. 0,0,' фундаменты под колонны каркаса машинного зала и плашка фундамента под турбоагрегат
Рис. П.3.6, Разрез машинного зала, деаэраторной этажерки и этажерки электроустройств АЭС с реактором ВВЭР-1000 по унифицированному проекту:
1— машинный зал; 11 — деаэраторная этажерка; 111 — этажерка электроустройств; 1 — турбоагрегат; 2 — фундамент под турбоагрегат; 3 — деаэратор; 4 — мостовой кран грузоподъемностью 200 т; 5 — мостовой кран грузоподъемностью 15 т
206
00099
Рис. П.3.7. Планы машинного зала АЭС с реактором ВВЭР-1000 по унифицированному проекту:
/ — подвал машинного зала; 2 — помещение оборудования конденсационно-питательного тракта; 3—ремонтная база;
4 — перекрытие на отметке обслуживания машинного зала; 5—монтажный проем; 6 — трубопроводный коридор;
7 — кабельный этаж; 8 — помещение блочной обессоливающей установки; 9 — транспортный "коридор; 10 — помещение щитов КИП; 11 — помещение ремонта оборудования; 12 — трубопроводный коридор пароэжекторной установки; 13 — помещение установки кондиционеров и фильтров-сеток
207
©©® © '©*© ®
© ' . ©

Рис. П.3.8. План спецкорпуса АЭС с реактором ВВЭР-1000 по унифицированному проекту:
/—блок ЦРМ; //-санитарно-бытовой блок; Ill — блок спецводоочистки;' У—прачечная; 2— дизенфекционные камеры; 3 — мойка; 9 — помещение сборок КИП; 10 — стиральное отделение; // — помещение электрических сборок; /2—помещение мещение обслуживания приводов; 16 — помещение сборок КИП; 17 — помещение дозиметрического контроля; 18— помещение маторов; 22— помещение спецводоочистки
Рис. П.3.9. План первого этажа административного корпуса (отметка 0,0):
1 — служебные помещения; 2 — санузел; 3—вентиляционные камеры; 4 — пропускная; 5 — кухня-столовая; 6— кроссовая; 7— автоматическая телефонная станция; 8 — аппаратная; 9— здравпункт, кабинеты; 10—автоклавная; //—аккумуляторная; 12—кислотная; 13 — генераторная; 14 — мастерская
208
мастерская; 4 — сушильно-гладильное отделение; 5—гардероб; 6— кладовая; 7 — помещение дозиметрического контроля; 8 — фильтров доочистки дистиллята; 13 — помещение дезактивации пневмокостюмов; 14 — помещение доупаривателя; 15 — по-КИП; 19 — вентиляционная камера фильтров спецводоочистки; 20— помещение фильтров; 21 — помещение обслуживания биту-
Рис. П.3.10. План на отметке 0,0 (а) и разрез (б) здания насосной маслохозяйства и дизельного хозяйства:
/ — склад противопожарного оборудования; 2 — насосная дизельного топлива; 3—склад масла в таре; 4—вентиляционная камера вытяжная; 5 — маслоаппаратная; 6 —распределительное устройство; 7 — щитовая; 8 — душевая; 9—санузел; 10 — бытовые помещения; //—тамбур; /2—коридор; 13 — вентиляционная камера приточная; 14—помещение теплообменников; 15—насосная загрязненных стоков
14—6063
209
Рис. П.3.11. Дизель-генераторная станция:
1 — технологическое помещение; 2 — камера воздушного фильтра; 3 —водоприемная камера; 4— камера воздухозабора; 5 — насосная технологической воды; 6 — машинный зал; 7 — щит управления; 8 —помещение вращающихся сеток; 9—вытяжная камера; 10— камеры всаса; 11—склад; 12—компрессорная; 13—помещение топливных баков; 14 —антресоль для вентиляторов; /5—фундамент под дизель-генератор
210
Рис. П.3.12. План и разрез здания ацетилено-генераторной станции:
/—ацетилено-генераторная; 2 —склад карбида; 3 — ацетиленовая рампа; 4—тамбур; 5—передняя; 6 — гардероб; / — служебная комната; 8 — санузел; 9 — умывальная; 10— кислородная рампа; // — склад кислородных баллонов
14*	211
Рис. П.3.14. План (а) и разрезы (б) пешеходно-технологической эстакады
Приложение П.5.1. Основные понятия, термины и определения
Ионизирующее излучение — любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию ионов разных знаков. Ультрафиолетовое излучение и видимый свет не относятся к ионизирующим излучениям. Оно состоит из непосредственно или косвенно ионизирующих частиц или их смеси.
Непосредственно ионизирующее излучение ионизирующее излучение, состоящее из заряженных частиц, обладающих достаточной кинетической энергией, чтобы при столкновении (взаимодействии) ионизировать атомы среды.
Косвенно ионизирующее излучение состоит из незаряженных частиц (нейтронов, фотонов и др.), которые в результате столкновений взаимодействий с атомами среды могут создавать непосредственно ионизирующие частицы или вызывать ядерные превращения.
Фотонное ионизирующее излучение — электромагнитное косвенное ионизирующее излучение.
Тормозное излучение — фотонное излучение с непрерывным энергетическим спектром, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц.
Рентгеновское излучение — фотонное излучение, состоящее из тормозного и характеристического излучений.
Корпускулярное излучение — ионизирующее излучение, состоящее из частиц с массой покоя, отличной от нуля (альфа- и бета-частиц, протонов, нейтронов и др.).
Флюенс Ф — число частиц (фотонов) dN, прони
кающих в сферу малого сечения dS, деленное на это сечение:
<S=dN/dS.
Плотность потока частиц (фотонов) <р — флюенс частиц б/Ф за малый промежуток времени dt, деленный на этот промежуток:
Ф=б/Ф/еД.
Поглощенная доза излучения D — передавая излучением веществу в_ некотором элементарном объеме средняя энергия dE, деленная на массу вещества dm в этом объеме:
D=dE/dm.
Единица поглощенной дозы — Дж/кг. ,
Рад (рад) — специальная единица поглощенной дозы: 1 рад=100 эрг/г=1-10-2 Дж/кг=0,01 Гр. Производные единицы: микрорад (1мкрад=1 • ИГ 6 рад); миллирад (1 мрад=1-10-3 рад); килорад (1 крад= = 1-103 рад); мегарад (1 Мрад=1-108 рад).
Грей (Гр) — единица поглощенной дозы в системе единиц СИ: 1 грей равен одному джоулю, поглощенному в килограмме вещества: 1 Гр=1 Дж/кг=100 рад.
Мощность поглощенной дозы Р — приращение поглощенной дозы dD за малый промежуток времени dt, деленное; на этот промежуток:
P=dD/dt.
212
Специальная единица мощности поглощенной дозы — рад/с.
Экспозиционная доза фотонного излучения 03кс — полный заряд dQ ионов одного знака, возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, которые были образованы фотонами в малом объеме воздуха, деленный на массу воздуха dm в этом объеме:
D.jKC--=dQjdm.
Единица экспозиционной дозы — Кл/кг.
Термин используется для фотонного излучения с энергией фотонов 1 кэВ — 3 МэВ.
Мощность экспозиционной дозы определяется аналогично мощности поглощенной дозы.
Рентген (Р) — специальная единица экспозиционной дозы; 1 Р = 0,285 Кл/кг (точно). Производные единицы: микрорентген (1 мкР=10-6 Р); миллирентген (1 мР=10-3 Р); килорентген (1 кР=103 Р), мегарентген (1 МР=106 Р).
Эквивалентная доза D3m — величина, введенная для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава и определяемая произведением поглощенной дозы D и среднего коэффициента качества излучения Q в данной точке ткани.
Коэффициент качества Q определяет зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения человека. Бэр — специальная единица эквивалентной дозы:
100 эрг/г 1- 10~ а Дж/кг 0,01 Гр
1 бэр = —
= 0,01 Зв.
Производные единицы: микробэр (1 мкбэр = 1-10~6 бэр); миллибэр (1 мбэр=1-10-3 бэр).
Зиверт (Зв) — единица эквивалентной дозы в системе единиц СИ, один зиверт равен одному грею, деленному на коэффициент качества.
Активность А радиоактивного вещества — число спонтанных ядерных превращений dN в этом веществе за малый промежуток времени dt, деленное на этот промежуток:
A=dN/dt.
Единицей измерения активности является одно ядерное превращение в секунду, эта единица в системе единиц СИ получила название беккерель (Бк).
Кюри (Ки) — специальная единица активности: 1 Ки=3,700-10>° ядерных превращений в секунду. Производные единицы: милликюри (1 мКи=1-10-3 Ки); микрокюри (1 мкКи=1-10~6 Ки); нанокюри (1 нКи= = 1-10~9); пирокюри (1 пКи = 1-10~12 Ки); килокюри (1 кКи=1'103 Ки); мегакюри (1 МКи=1-106 Ки).
Нуклид — вид атомов, характеризующихся массовым числом и атомным номером. Иногда нуклид определяется также энергетическим состоянием ядра. Нуклиды с одинаковым атомным номером, но разным массовым числом называются изотопами.
Радиоактивные вещества — вещества, в состав которых входят природные или искусственные радиоактивные изотопы.
Радиоактивные изотопы — неустойчивые, распадающиеся изотопы химических элементов. Известно около 50 природных и более 1000 радиоактивных изотопов, полученных искусственно с помощью ядерных реакций. Такие изотопы характеризуются видом испускаемых излучений, их энергией, числом частиц, испускаемых при распаде одного атома, и периодом полураспада.
Радиоактивность — самопроизвольный распад атомных ядер химических элементов, сопровождающийся испусканием ионизирующих излучений.
Период полураспада — время, в течение которого в среднем распадается половина из имеющихся первоначально радиоактивных атомов изотопа,
Интенсивность излучения — отношение потока энергии ионизирующего излучения, проникающего в объем элементарной сферы в единицу времени, к площади проекции сферы. В частном случае под интенсивностью направленного излучения понимают энергию, переносимую излучением в единицу времени через единицу поверхности, расположенную нормально к направлению распространения излучения. Единица интенсивности — Вт/м2 или МэВ/(с-см2); 1 МэВ/(с-см2)=1,6• 10-9 Вт/м2.
Гамма-постоянная k., (ионизационная) изотопа — мощность экспозиционной дозы в рентгенах за час, создаваемая гамма-излучением точечного изотропного источника этого изотопа активностью 1 мКи на расстоянии от него в 1 см.
Источник ионизирующего излучения — объект, содержащий радиоактивный материал или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.
Закрытый источник — радионуклидный источник излучения, устройство которого исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.
Открытый источник — радионуклидный источник излучения, при использовании которого возможно попадание содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.
Гамма-эквивалент mRa источника — условная масса точечного источника 226Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как данный источник. Специальной единицей гамма-эквивалента является килограмм-эквивалент радия; 1 кг-экв радия в воздухе на расстоянии 1 см от источника создает мощность экспозиционной дозы 2,33 кР/с (точно), или 8,4-106 Р/ч, соответственно 1 мг-экв радия.— 2,33-10-3 Р/с, или 8,4 Р/ч.
Естественный фон ионизирующего излучения — ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и ионизирующего излучения естественно распределенных природных радиоактивных веществ (на поверхности земли, в приземной атмосфере, в продуктах питания, в воде, в организме человека и др.). Естественный фон внешнего излучения на территории СССР создает мощность экспозиционной дозы 4—20 мкР/ч (40—200 мР/год).
Предельно допустимая доза (ПДД) — наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которая при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала (категория А) неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами; ПДД является основным до-зовым пределом для лиц категории А.
Предел дозы (ПД)—предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения (категории Б); предел дозы устанавливается меньше ПДД для предотвращения необоснованного облучения этого контингента людей; предел дозы контролируется по усредненной для критической группы дозе внешнего излучения и уровню радиоактивных выбросов и радиоактивного загрязнения объектов внешней среды.
Допустимые уровни — нормативные значения поступления радиоактивных веществ в организм, содержания радиоактивных веществ в организме, их концентрации в воде и воздухе, мощности дозы, плотности потока и т. п., рассчитанные из значений основных дозовых пределов ПДД и ПД.
Предельно допустимое годовое поступление ПДП (для лиц категории А) — такое поступление радиоактивных веществ в организм в течение года, которое за 50 лет создает эквивалентную дозу, равную одной ПДД.
Предел годового поступления ПГП (для лиц категории Б) — такое поступление радиоактивных веществ в организм в течение года, которое за 70 лет создает в критическом органе эквивалентную дозу, равную одной ПД.
213
Допустимое содержание ДС — такое среднегодовое содержание радиоактивных веществ в организме, при котором эквивалентная доза равна ПДД для лиц категории А или ПД для лиц категории Б.
Допустимая мощность дозы ДМД — отношение ПДД (или ПД) за год ко времени облучения Т в течение года.
Для категории А время облучения Т принимается равным 1700 ч=1-105 мин = 6,1-106 с (в СССР для большей части персонала установлены 36-часовая рабочая неделя и 4—6-недельный отпуск).
Для категории Б время облучения 7=8800 ч= =5,3-105 мин=3,2-107 с.
При установлении контрольных уровней могут использоваться и другие расчетные значения Т в зависимости от условий облучения и фактической продолжительности облучения.
Допустимая плотность потока ДПП (частиц, фотонов) — такая плотность потока, при которой создается допустимая мощность дозы ДМД.
Допустимая концентрация ДК — отношение ПДП (или ПГП) радиоактивного вещества к объему V воды или воздуха, с которым оно поступает в организм человека в течение года.
Для лиц категории А V воздуха принимается равным 2,5-106 л/год. Для лиц категории Б V воздуха — 7,3 -106 л/год, V воды — 800 л/год.
Контрольные уровни — значения годового поступления радионуклида в организм, содержания радионуклида в организме, мощности дозы, плотности потока, концентрации радионуклида в воздухе (а для категории Бив воде), загрязнения поверхности, устанавливаемые для ограничения облучения персонала и населения.
Контрольные уровни устанавливаются отдельно для категорий А и Б.
Радиационная опасность радионуклида — радиационно-гигиеническая характеристика радионуклида; все радионуклиды как потенциальный источник внутреннего облучения разделяются в порядке убывания радиационной опасности на пять групп с индексами А, Б, В, Г, Д.
Радиационная стойкость материала — свойство материалов выполнять свои функции и сохранять параметры в пределах установленных норм во время воздействия ионизирующего излучения.
Определяющий параметр радиационной стойкости — параметр материала, изменение значения которого в условиях воздействия ионизирующего излучения свыше определенного значения исключает возможность применения этого материала. Определяющий параметр радиационной стойкости для конкретного материала
устанавливается в нормативно-технической документации или согласовывается между заказчиком и изготовителем.
Критерий радиационной стойкости — предельное значение определяющего параметра радиационной стойкости. Различаются абсолютное и относительное предельные значения определяющего параметра.
Показатель радиационной стойкости — зна" ение характеристики поля ионизирующего излучения, воздействующего на материал, при котором достигаются критерии радиационной стойкости этого изделия или материала.
Радиационный эффект — изменение значений параметров, характеристик и свойств материалов в результате воздействия ионизирующего излучения.
Ионизационный эффект — радиационный эффект, обусловленный ионизацией и возбуждением атомов вещества.
Эффект смещения — радиационный эффект, обусловленный смещением атомов вещества.
Радиационный дефект — радиационный эффект, проявляющийся в нарушении структуры вещества под воздействием ионизирующего излучения.
Точечный радиационный дефект — радиационный дефект, занимающий в веществе область с размерами, не превышающими нескольких межатомных расстояний.
Простой точечный радиационный дефект — точечный радиационный дефект, образовавшийся в результате внедрения атома между узлами кристаллической решетки вещества и возникновения при этом свободного места в узле кристаллической решетки.
Комплексный точечный радиационный дефект — соединение близко расположенных простых точечных радиационных дефектов между собой или с атомами примесей с перекрывающимися внешними электронными орбитами и общими локальными энергетическими уровнями.
Пространственный радиационный дефект — совокупность взаимодействующих между собой точечных радиационных дефектов или нарушение кристаллической структуры в ограниченно малом макрообъеме веществ.
Необратимый радиационный дефект — радиационный дефект, длительно сохраняющийся в веществе после прекращения облучения.
Обратимый радиационный дефект — радиационный дефект в веществе, исчезающий с прекращением облучения.	->
Отжиг радиационных дефектов — процесс исчезновения радиационных дефектов в веществе за счет тепловой энергии.
Приложение П.5.2. Взаимодействие излучения с веществом
Характер взаимодействия ионизирующего излучения с веществом в значительной степени зависит от компонентного и энергетического состава излучения, а также ядерно-физических свойств атомов, с которыми взаимодействует излучение. Понятие «взаимодействие излучения с веществом» относится ко всем процессам, при которых изменяются энергия, направление движения или вид излучения (при поглощении одного вида излучения может возникнуть другой вид — вторичного излучения). В результате взаимодействия излучения с веществом среды ей передается часть энергии падающего излучения.
Главными видами взаимодействия ионизирующих излучений с веществом являются:
р а с с е я и и евид взаимодействия, в результате которого изменяются энергия частицы и направление ее движения;
214
поглощение — вид взаимодействия, в результате которого свободная частица перестает существовать, что сопровождается образованием или иного ядра, или другой частицы, или нескольких частиц и т. п.
В задачах, связанных с расчетами защитных экранов от ионизирующих излучений, процессы взаимодействия представляют интерес с точки зрения снижения количества частиц по мере прохождения слоя вещества, состоящего из определенного количества атомов тех или иных элементов.
Число взаимодействий данного вида излучения, происходящих в слое вещества единичной площади толщиной dx (рис. П.5.1), очевидно, равно убыли числа, налетающих частиц dJ и пропорционально числу падающих частиц J и числу атомов в единице объема вещества р, которое называется атомной или ядерной
Рис. П.5.1. Ослабление потока частиц в экранах: элементарном (а) и конечных размеров (б)
плотностью:
dZ=—cpJdx,	(П.5.1)
где о — коэффициент пропорциональности.
Интегрируя выражение (П.5.1), при условии 7[х=о=/о, получим (рис. П.5.1,б)
(П.5.2) где о — в см2, поскольку р — в см-3, а х — в см.
Коэффициент пропорциональности а, называемый поперечным сечением реакции или сечением взаимодействия, имеет определенный физический смысл: чем больше сечение взаимодействия, имеющее размерность площади, тем больше площадь мишени (атома) и поэтому больше вероятность попадания в мишень падающей частицы.
ВерЪятность взаимодействия одной частицы с одним атомом характеризуется величиной сечения взаимодействия данной реакции, которое называется микроскопическим сечением и измеряется в барнах (1 барн=10-24 см2). Микроскопическое сечение взаимодействия о меняется в зависимости от вида взаимодействующей частицы, ее энергии и вида атома (Н, О, Fe, Si, ...), с которым взаимодействует частица.
Каждому микроскопическому сечению взаимодействия соответствует свое макроскопическое сечение S — вероятность взаимодействия одной падающей частицы с количеством атомов в единице объема вещества, см-1:
2г=ро<,	(П.5.3)
где р—-атомная (ядерная) плотность — количество атомов в единице объема вещества, см-3; о, — микроскопическое сечение взаимодействия i-й (рассеяние, поглощение и т. п.) реакции, см2:
р°
р .= -*—No,	(П.5.4)
А
где р° — плотность вещества, г/см3; А — моль химического элемента, из которого состоит вещество (в г), No=6,02-1023 атомов/моль (число Авогадро).
Нейтронное излучение. Ядерная реакция взаимодействия нейтрона с ядром атома может быть записана в следующем виде:
о»1 _|_ /ХА^ (zXA+x)* _> zxa + z_zYA+i-a + Q, (П.5.5) где X, У— исходное и конечное ядра; п — нейтрон, взаимодействующий с исходным ядром; х — частица, испускаемая в результате реакции, которая имеет массу а и заряд z; верхние индексы (А) обозначают массовые числа, нижние индексы (Z) — заряды; (zXA+')*—промежуточное состояние ядра атома; Q— энергия реакции.
При захвате нейтрона ядром образуется возбужденная система, состоящая из ядра и нейтрона. Этому состоянию в формуле соответствует (г^л+1)*, где звездочка показывает наличие энергетического возбуждения составного ядра. Очень быстро (~10-ls с) возбуждение снимается за счет испускания фотонов, нейтронов, протонов или других частиц.
Нейтроны, представляющие собой поток незаряженных частиц, при прохождении через вещество взаимодействуют только с ядрами атомов. Этот процесс аналогичен столкновению двух бильярдных шаров. Если бильярдный шар, движущийся с большой скоростью, столкнется с неподвижным шаром, он передаст часть своей энергии, а сам изменит направление движения. Из законов механики известно, что чем больше масса неподвижного шара, тем меньшая доля энергии будет передана ему при столкновении. Если массы сталкивающихся шаров равны, то при каждом столкновении движущийся шар будет терять в среднем половину своей энергии.
Аналогичным образом нейтроны, обладающие определенным запасом энергии, взаимодействуя с ядрами вещества, передают им часть своего движения. Этот процесс называется упругим рассеянием. Ядра атомов, получившие в результате столкновения определенный запас кинетической энергии (ядра отдачи), выскакивают из электронной оболочки и, проходя через вещество, производят ионизацию (поскольку они обладают зарядом). Чем меньше масса ядер вещества, через которое проходят нейтроны, тем большую долю энергии они теряют в процессе упругого рассеяния. При каждом акте рассеяния на ядрах водорода нейтрон теряет в среднем половину своей энергии, при рассеянии на ядрах углерода — примерно 14—17%, а при рассеянии на ядрах аргона — не более 8—9 %. Поэтому, как отмечалось выше, в качестве замедлителей нейтронов лучше всего использовать легкие вещества — дейтерий, обычную или тяжелую воду, углерод, парафин, бериллий.
В процессе упругого рассеяния энергия нейтрона постепенно уменьшается и приближается к энергии теплового движения атомов и молекул среды, равной примерно 0,025 эВ. Такие нейтроны называются тепловыми. Для того чтобы нейтрон с первоначальной энергией 1 МэВ стал тепловым, число столкновений с ядрами водорода должно быть равно 2п, т. е.
106 эВ
0,025 эВ
(П.5.6)
откуда 4-107=2п и я=25, т. е. потребуется 25 столкновений.
Энергия нейтрона достигает 0,025 эВ в углероде после 100 столкновений, а при взаимодействии с ядрами урана — после 2100 столкновений. Траектория нейтронов в веществе представляет собой ломаную линию с длиной звеньев 8—10 см.
Тепловой нейтрон будет блуждать в веществе до тех пор, пока его не захватит одно из ядер атомов, в результате чего произойдет следующая ядерная реакция:
zXA + on1^zy4+1 + f, (П.5.7) т. е. образуется изотоп исходного элемента, а избыток энергии ядра вследствие такой перестройки излучится в виде фотона. Этот тип взаимодействия называется радиационным захватом.
Не только тепловые, но и быстрые нейтроны могут быть захвачены ядрами атомов. В результате из ядра вылетит а-частица, протон или нейтрон и произойдет ядерная реакция. Избыток энергии ядра излучится в виде фотона:
оП1 + ZXA -+(7Ха+1)* -> 1Р' + Z_\YA + Y + Q. (П.5.8)
0„1 + zxA -» (ZXA+' )* -+ 2а4 + z_2Ya-3 + Y + Q,
(П.5.9)
on> +zX'4-(X+I)*-on,+z^ + -r + Q- (П.5.Ю)
215
При реакциях (П.5.8) и (П.5.9) образуется ядро другого элемента; в результате третьей реакции (П.5.10) мы вновь получим исходное ядро, а энергия испущенного нейтрона изменится. Поэтому реакцию последнего типа называют неупругим рассеянием. Процесс неупругого рассеяния имеет сравнительно большую вероятность для многих атомных ядер середины и конца периодической системы элементов.
Вероятность прохождения реакции того или иного вида определяется значением микроскопического сечения взаимодействия этой реакции. Сечения взаимодействия каждой реакции записываются так: о (га, у); <т(га, га'); ст(га, р) и т. д. Первой в скобке обозначается частица, взаимодействующая с ядром (в данном случае нейтрон — га), второй— испускаемая частица (фотон, га' — испускаемый нейтрон, обычно обладающий меньшей энергией, чем падающий, р— протон).
Каждый вид взаимодействия нейтронов характеризуется своим поперечным сечением данной реакции. Для нейтронов различают сечение рассеяния ор и сечение поглощения o',,. В свою очередь сечение рассеяния нейтронов слагается из сечения неупругого <тн.Р и упругого Пу.р рассеяния:
<Тр== Оу.р—(П.5.11)
Для нейтронов малых и средних энергий оу.р велико (рис. П.5.2), а с увеличением энергии нейтронов оно уменьшается, но одновременно с этим увеличивается вклад в Ор за счет неупругих взаимодействий о„.Р. При £„ = 54-10 МэВ Он.р тяжелых элементов составляет примерно ПОЛОВИНУ Ор.
Вероятность взаимодействий, ведущих к поглощению нейтронов, характеризуется сечением поглощения <Тп, которое состоит из нескольких парциальных сечений взаимодействия.
<т(п, У) —сечение радиационного захвата, характеризует вероятность взаимодействия нейтрона, ведущего к его поглощению ядром атома, которое сопровождается испусканием фотонов.
<т(га, дел)—сечение деления, характеризует вероятность процесса деления тяжелых ядер после поглощения нейтрона.
о1 (га, а)—сечение реакции га, а, характеризует вероятность захвата нейтрона ядром атома с последующим испусканием а-частицы и фотона [пример: 10В (га, a)7Li].
<т(га, р) — сечение реакции га, р, характеризует вероятность захвата нейтрона ядром атома с последующим испусканием протона р и фотона.
О’ — сечение других реакций, ведущих к поглощению нейтронов ядрами атомов.
Таким образом, оп является суммой всех парциальных сечений, характеризующих вероятность поглощения нейтронов:
an=a(ra, у)-фо(га, дел)-|-<т(га, а)-|- ... -|-<т(га, р).
(П.5.12)
Рис. П.5.2. Изменение сечений взаимодействия о в зависимости от энергии нейтронов Еп 216
Чем меньше энергия нейтрона £„, тем больше оп (рис. П.5.2).
Полное микроскопическое сечение взаимодействия (Опол) нейтронов является суммой ар и <j„:
ОпОЛ^^ Ор-(-<Тп.	(П.5.13)
Сечение выведения микроскопическое оВыВ, см2, и макроскопическое (2выв=р<тВыв, см-1) показывает вероятность взаимодействия быстрых нейтронов в данной среде. В определенных условиях ослабление потока быстрых нейтронов в защите происходит по экспоненциальному закон) с вьгв , где показатель степени является произведением макросечения на толщину защиты (х, см). Макросечение выведения среды со сложным химическим составом определяется по формуле
п
= jfNo’ (n.5.i4)
(=i
гДе °вЫВ — микроскопическое сечение выведения Z-ro химического элемента; No — число Авогадро; Аг, /г,— атомная масса и содержание Z-ro элемента. Суммирование ведется по всем элементам (от 1 до га-го), входящим в состав материала защиты.
Коэффициент накопления подпороговых нейтронов есть отношение суммарного потока (потоковый коэффициент) или полной дозы (дозовый коэффициент) нейтронов в данной точке к потоку или дозе быстрых нейтронов с энергией выше пороговой в той же точке. Потоковый коэффициент накопления подпороговых нейтронов определяется по формуле
К"(х, £п) = ^н(*’ £°)+?т ».(%,£,) ,	5
?б.н (%, Сп)
где фб.н(*, £п)—поток быстрых нейтронов с энергией выше пороговой величины £п; <рт.м.п(л:, £п) —суммарный поток тепловых, медленных и промежуточных нейтронов (подпороговых нейтронов) с энергией £<£п; х —• координата точки определения коэффициента накопления.
Потоковые коэффициенты накопления промежуточных и тепловых нейтронов определяются по формулам
*в.н
Тб.Д-’С Еп) + <Рп.н(-х> Еп) -----------;—-------------- (п.5.16)
Тб.н (*. Сп)
№ „(х, Ей) = Уб’н(х’£n) + vJ-«(x’A). (П.5.17)
<Рб.н(*> Еи)
Следует помнить, что графики, характеризующие изменение сечений взаимодействия в зависимости от энергии нейтронов (рис. П.5.2), имеют лишь качественный характер. Значение сечения взаимодействия нейтрона данной энергии зависит от того, с атомом какого химического элемента проходит реакция.
Химический состав основных строительных материалов (бетон, раствор, кирпич, грунт и т. п.) на 90— 95.% определяется кислородом (О), кремнием (Si), железом (Fe), кальцием (Са), алюминием (А1), магнием (Mg) и водородом (Н). Поэтому сечения взаимодействий нейтронов разных энергий на ядрах атомов этих элементов, а также их атомная плотность определяют защитные свойства материалов вообще и строительных в частности.
Разность значений полного сечения взаимодействия на атомах разных химических элементов наиболее существенна для надтепловых (с энергией до 30 эВ) и промежуточных (до 5-105 эВ) нейтронов (рис. П.5.3). Для быстрых нейтронов (с энергией более 106 эВ, 1 МэВ) значения полных сечений взаимодействия на Н, О, Fe, Si и Са различаются незначительно. Поэтому изменение химического состава строительного материала сказывается на его защитных свойствах только от
Рис. П.5.3. Полное сечение взаимодействия нейтронов Опол в зависимости от энергии нейтронов Ен для элементов, определяющих химический состав строительных материалов:
/ — водород; 2 — железо; 3 — кислород; 4~ кремний и кальций
_L.
/7/
Рис. П.5.4. Полное сечение взаимодействия нейтронов Опоя с железом в интервале значений энергии от 104 до
107 эВ

нейтронов с низкой и промежуточной энергией и практически не влияет на характер ослабления быстрых нейтронов (при прочих равных условиях). Графики сечений взаимодействия, приведенные на рис. П.5.3, идеализированы. Для характеристики действительного изменения сечений взаимодействия в зависимости от энергии нейтронов на рис. П.5.4 показано оПОл для Fe при £н=Ю4ч-107 эВ.
Влияние химического состава материала на его способность ослаблять потоки нейтронов явилось основной причиной появления специальных (защитных) строительных материалов и прежде всего бетонов. Из изложенного можно сделать вывод (рис. П.5.3), что увеличение содержания в бетоне водорода и железа при прочих равных условиях повысит их способность ослаблять потоки нейтронов с низкой и промежуточной энергией.
Бетон с повышенным содержанием воды (Н2О), а следовательно, и водорода, называется гидратным. Повышенное содержание воды в бетоне может быть достигнуто двумя путями:
увеличением расхода цемента или применением такого цемента, который в процессе гидратации связывает большое количество воды на единицу массы;
использованием для приготовления бетона заполнителей, содержащих связанную воду.
Бетон плотностью более 2,5 т/м3, имеющий в своем составе повышенное содержание железа, называется особо тяжелым (металлорудный, железорудный и т.п.). Для его изготовления применяют в качестве заполнителя железо и железную руду. Более подробно эти вопросы рассмотрены в гл. 5,
Распределение плотности потока нейтронов с £„< <20 МэВ в массивной бетонной защите может быть рассчитано с использованием метода сечения выведения и коэффициентов накопления промежуточных и тепловых нейтронов.
Гамма-излучение — это проникающее электромагнитное излучение, обладающее волновыми и корпускулярными свойствами. При малых частотах колебаний (больших длинах волн) гамма-излучение обладает волновыми свойствами. По мере увеличения частоты колебаний (уменьшения длины волны) гамма-излучение все в большей мере приобретает характер корпускулярного излучения, состоящего из отдельных частиц. Каждой из этих псевдочастиц, называемых фотонами, приписывается определенная энергия hv, где v — частота излучения, h — постоянная Планка. Двойственность природы излучения более всего заметна в интервале значений длин волн от 0,1 до 0,5 А, когда каждый фотон ведет себя как частица, но статическое поведение большого числа фотонов характеризует их волновые свойства.
В атомной технике и энергетике большинство процессов сопровождается испусканием гамма-излучения с большой энергией, когда превалируют корпускулярные свойства (рис. П.5.5).
Электромагнитное гамма-излучение может взаимодействовать с электронами атома, нуклонами ядра, электрическим полем заряженных частиц (ядра и электронов) и с мезонным полем, окружающим нуклоны. Эти взаимодействия могут привести к поглощению гамма-излучения, упругому (когерентному) и неупругому (некогерентному) рассеиванию. Однако при энергии
217
1,26-
Г"
0,01
0,1
Длина волны, А 0,0126-
Эн вргия ср о та на в, МзВ
1,0	10
o,oooiZ6-
100
Область, охватываемая рентгеновскими остановками (непрерывный рвнтгв^_ невский спектр, верхняя граница которого определяется напряжением на рентгеновской установке)
Гамма-излучение изотопов (различная энергия, присущая ванному изотопу)
Гамма-излучение, получаемое с помощью линейных ускорителей электронов
Гамма-излучение, получаемое с помощью ускорителей электронов высоких энергий (бетатроны, синхротроны) ________
Гамма-излучение, сопровождающее делвнио и захват нейтронов в ядерных реакторах
I	Облесть	I
относительно простого Основная область, используемая осуществления защиты	в ядерной технике
I Превалируют волновые свойства
Превалируют корпускулярные свойства
Рис. П.5.5 Энергия гамма-излучения, испускаемого различными источниками
гамма-излучения от 20 кэВ до десятков и сотен мегаэлектрон-вольт, характерной для промышленных источников (рис. П.5.5), основными процессами взаимодействия фотонов с веществом являются лишь поглощение (фотоэлектрический эффект и образование пар) и неупругое рассеяние. Гораздо меньшее значение для этих энергий гамма-излучения имеют другие процессы взаимодействия: упругое рассеяние, флуоресценция, фотораспад ядер (ядерный фотоэффект) и др.
Фотоэлектрическое поглощение или фотоэффект. Падающий фотон передает всю энергию одному из электронов атома. В результате фотон исчезает, его энергия расходуется на отрыв и выбивание электрона из атома и сообщение ему кинетической энергии. В этом процессе энергия фотона, как правило, передается электронам, находящимся близко к ядру. После выбивания электрона образовавшийся свободный уровень заполняется одним из наружных электронов. Фотопоглощение завершается вторичным мягким характеристическим гамма-излучением, называемым флуоресценцией (рис. П.5.6).
Вероятность фотоэлектрического взаимодействия гамма-излучения, обладающего данной энергией Еъ с атомом, имеющим определенный заряд (Z), определяется микроскопическим сечением фотоэлектрического поглощения
Zm
с-----,
Еп
(П.5.18)
где с — скорость света (3’1010 см/с); т=4-г-5; п=1-г-3.
Чем выше атомный номер элементов, из которых состоит материал защиты, тем больше вероятность фотоэлектрического поглощения гамма-излучения (рис. П.5.7). С увеличением энергии гамма-излучения вероятность процессов фотоэлектрического поглощения резко уменьшается, т. е. <тф велико для элементов с большим Z и уменьшается с увеличением £т.
Комптоновское рассеяние или эффект Комптона. Этот процесс взаимодействия аналогичен столкновению двух бильярдных шаров. В результате взаимодействия с атомным электроном падающий гамма-фотон передает ему часть энергии и изменяет направление своего движения по отношению к первоначальному на угол а (рис. П.5.6.6). Количество энергии, теряемой фотоном, зависит от угла рассеяния «, который меняется от 0 до 180°. Максимальная потеря энергии происходит при рассеянии фотона в обратном направлении (на 180°). Энергия рассеянных фотонов будет менее 0,255 МэВ (а =180°), 0,511 МэВ (а=90°) и не изменится при а=0 независимо от энергии падающего гамма-кванта. Электроны, на которых рассеиваются кванты, называются комптоновскими или электронами отдачи, в результате взаимодействия они получают часть энергии падающего фотона и вылетают под углом ср. Скорость электронов отдачи соответствует изменению угла <р в интервале 0=Сфй=л/2. Чем меньше угол ср, тем большую долю энергии падающего фотона уносит электрон отдачи.
Комптоновское рассеяние обеспечивает снижение энергии гамма-фотона в результате многократных последовательных столкновений с электронами до тех
Рис. П.5.6. Схема взаимодействия гамма-излучения с веществом:
а — фотоэффект; б— комптон-эффект; в—эффект образования пар; _е — электрон;	+ е — позитрон;
h\ — рентгеновское излучение
218
Рис. П.5.7. Характер изменения микроскопических сечений взаимодействия гамма-излучения разных энергий £т в зависимости от атомного номера Z вещества:
Оф, ок и опар — сечения взаимодействия соответственно фотоэффекта, комптон-эффекта, образования пар
пор, пока энергия фотона не снизится настолько, что станет возможно его фотоэлектрическое поглощение.
Вероятность комптоновского рассеяния фотона, обладающего определенной энергией Еъ пропорциональна заряду атома Z и характеризуется микроскопическим сечением эффекта Комптона ок:
<y^Z.	(П.5.19)
С увеличением энергии гамма-излучения вероятность процесса комптоновского рассеяния снижается (рис. П.5.7,6), но менее резко, чем вероятность процесса фотоэлектрического поглощения (рис. П.5.7,а).
С увеличением энергии фотона от 0,01 до 100 МэВ сечение комптоновского рассеяния монотонно снижается. С увеличением атомного номера поглотителя вероятность процесса возрастает примерно пропорционально плотности поглотителя.
Комптоновское рассеяние преобладает над другими процессами взаимодействия гамма-излучения: для энергии от 0,5 до 5,0 МэВ — в свинце, от 0,1 до 10 МэВ — в железе, от 0,05 до 15,0 МэВ — в алюминии и от 0,02 до 23 МэВ — в воздухе. Этот процесс взаимодействия гамма-излучения с веществом является одним из наиболее существенных для большого интервала значений энергии.
Эффект образования пар. В результате взаимодействия с электрическим полем ядра или атомного электрона гамма-фотон может превратиться в электрон-позитронную пару. При этом образовавшейся паре передается вся энергия падающего гамма-фотона. Электрон и позитрон испускаются преимущественно в том же направлении, в котором двигался падающий фотон, особенно при его большой энергии (рис. П.5.6,в). Образование пары происходит только в том случае, когда энергия фотона больше суммы энергии, взаимосвязанной с массой покоя электрона и позитрона. Известно, что значения массы покоя электрона и позитрона одинаковы и равны 0,511 МэВ, поэтому процесс образования пар может иметь место для гамма-излучения, энергия которого больше 1,022 МэВ.
Образовавшийся свободный позитрон нестабилен в присутствии электронов среды и быстро рекомбинирует с одним из электронов. Исчезновение позитрона в этом процессе аннигиляции сопровождается излучением эквивалентного количества энергии в виде гамма-излучения. Этот аннигиляционный процесс является обратным процессу образования пар и приводит к испусканию двух гамма-фотонов с энергией 0,51 МэВ.
Вероятность взаимодействия фотонов, ведущего к образованию пар, характеризуется микроскопическим сечением опар этой реакции. опар для ядер с номером Z изменяется пропорционально Z2 и увеличивается с ростом Еу до тех пор, пока не достигнет насыщения при высокой энергии гамма-излучения (рис. П.5.7,е). Опап растет с увеличением энергии фотонов начиная с £,= 1,02 МэВ до своего постоянного значения при энергии, равной 50 МэВ для материалов с большим Z:
(П.5.20)
Полное микроскопическое сечение взаимодействия гамма-излучения от, см2, является суммой парциальных сечений всех процессов взаимодействия гамма-излучения с веществом:
(Д=<Тф + <тк+аПар.	(П.5.21)
Полное макроскопическое сечение взаимодействия гамма-излучения S7, которое иногда называют линейным коэффициентом поглощения гамма-излучения ц, является произведением микроскопического сечения на атомную (ядерную) плотность р:
2T = p [1/cm3]ov [см2]=ц [см-1].	(П.5.22)
Массовый коэффициент поглощения гамма-излучения, см2/г,
_u. =	;j./p°= ра7/р<>,	(П.5.23)
где р° — плотность материала, г/см3.
Средняя длина свободного пробега фотона в среде X, см, т. е. расстояние между двумя последовательными взаимодействиями фотона, есть величина, обратная макроскопическому сечению взаимодействия:
Х=1/р=1/(ра).	(П.5.24)
Химический состав строительных материалов, включая бетон, характеризуется следующими элементами:
н	— водород,	2=1;
с	— углерод,	Z = 6;
О	— кислород,	Z=8;
Mg	— магний,	Z=12;
Al	— алюминий,	Z=13;
Si	— кремний,	Z=14;
S	— сера,	Z=16;
Ca	— кальций,	Z=20;
Mn	— марганец,	Z=25;
Fe	— железо,	Z=26.
Все перечисленные элементы имеют малые или средние значения атомных номеров. При энергии гамма-излучения £т=0,05^-0,1 МэВ сечение фотоэффекта Оф для этих элементов равно сечению комптоновского рассеяния ок (рис. П.5.8). С увеличением £-г до 10—• 15 МэВ комптоновское рассеяние становится преобладающим процессом взаимодействия гамма-излучения с элементами, слагающими строительные материалы. При энергии фотонов £-<—10-г-15 МэВ сечение комптоновского рассеяния ок Для этих элементов соизмеримо с сечением образования пар опар (рис. П.5.8). Для гамма-фотонов с £T>10-f-15 МэВ Опар увеличивается и этот вид взаимодействия становится преобладающим.
Определение коэффициентов ослабления ц, ц гамма-излучения в строительных материалах. Приближенное определение. Основная область энергий гамма-излучения, испускаемого современными источниками, расположена в интервале значений от 0,1 до 15— 20 МэВ. В этом интервале преобладающим процессом взаимодействия гамма-излучения с элементами, опре-
219
Рис. П.5.8. Сечения взаимодействия гамма-излучения ov с алюминием в зависимости от энергии гамма-излучения Еу
деляющими химический состав строительных материалов, является комптоновское рассеяние. Отсюда полное микроскопическое сечение взаимодействия гамма-излучения ov для этого интервала практически равно сечению комптоновского рассеяния, поэтому ,
ST = р, = роТ pZj	(П. 5.25)
р°	Z
где о = ==No или и. -ч. — Nop0. А	А
Здесь No=6,02-1023— константа, Z/A = 0,5 (для кислорода Z/A=0,5, для магния — 0,493, для алюминия— 0,482, для кремния — 0,499, для серы — 0,499, для кальция — 0,499, для железа — 0,466), поэтому
jx = ptJ^No-0,5p°,	.	(П.5.26)
т. е. линейный коэффициент поглощения гамма-излучения (Е-~<1,1 -г-20 МэВ) в строительных материалах пропорционален их плотности, а массовый коэффициент постоянен:
Точное определение. Если защитный материал является смесью нескольких химических элементов, его массовый коэффициент поглощения гамма-излучения определяется суммой массовых коэффициентов поглощения входящих в его состав элементов с учетом их содержания в смеси:
и
B =	(П.5.28)
1	= 1
где ц,: — массовые коэффициенты поглощения гамма-излучения для элементов, входящих в состав защитного материала, от 1=1 до i=n\ ai — количество каждого элемента, выраженное в процентах массы.
Например, в воде содержится два атома водорода (2 атомные единицы массы) и один атом кислорода (16 атомных единиц массы), поэтому
2	-	16 _
Ен/: = ]8 Р-н + “P-о- (П.5.29)
Значения р-н, ро и р других элементов для разных значений Е приведены в приложении П.6,
220
Линейный коэффициент поглощения гамма-излучения (макроскопическое сечение взаимодействия) для материала сложного химического состава можно определить по формуле
п
=	fefH- (П.5.30)
1=1
где ki — количество каждого элемента (от 1=1 до i= =и), входящего в состав материала, выраженное в единицах плотности (г/см3, т/м3).
При расчете защиты от излучения важное значение имеют геометрические характеристики источников излучения и экранов. В практике встречаются следующие типы источников:
точечный — все размеры источника малы по сравнению с расстоянием от источника до защиты или детектора;
линейный — протяженный, размеры источника в одном измерении соизмеримы с расстоянием до защиты (детектора), в двух других малы;
плоский — размеры источника в двух измерениях соизмеримы с расстоянием до защиты (детектора), в третьем малы;
объемный (цилиндрический, сферический и т. п.) — размеры источника во всех трех измерениях соизмеримы с расстоянием до защиты (детектора).
Плотность потока фотонов, фотоны/(см2-с), от точечного изотропного источника без учета рассеяния и поглощения фотонов в источнике можно определить по формуле
т
3,7-101(|Д S п{
N = —=---------—- 8=1
4тгг2	4№
(П.5.31)
где Nn — полный поток фотонов, испускаемый источником в 1 с; А — активность источника, Ки; 3,7-1010— число актов распада изотопа активностью 1 Ки; п:— количество фотонов i-й линии спектра, испускаемых при каждом акте распада; т — число линий в спектре гамма-излучения данного изотопа; г — расстояние (радиус сферы).
Интенсивность гамма-излучения точечного изотропного источника, МэВ/(см2-с),
т
3,7-101^2 (Еугпг)
 Еп  _________1=1_______
4лг2	4№
(П.5.32)
где Еп — полный поток энергии, переносимой фотонами через поверхность сферы с радиусом г в 1 с; Eyi — энергия фотонов i-й линии спектра.
Между мощностью дозы Р (Р/с) и интенсивностью J (МэВ-см~2-с-1) гамма-излучения существует зависимость
7и.а _/• 1,6.10"%
0,114	0,114
(П.5.33)
где l,6-10"G — переводной коэффициент (1 МэВ = = 1,6-10~6 эрг); 0,114 — энергетический эквивалент 1 Р в воздухе; — линейный коэффициент поглощения энергии гамма-излучения в воздухе.
Подставив развернутое значение интенсивности J, получим, Р/с,
3,7-10104 (Et ni)PaA,6-10~»
__________i=l ‘________________
4пг2 - 0,114
(П.5.34)
где Е\.— энергия фотонов i-й линии спектра, МэВ. Если в этой формуле задать конкретные значения:
активности А = 1 мКи, рассеяния г=1 см, времени I— = 1 ч, то
(П.5.35)
Р-см2 где выражается в---------—.
Мощность дозы, создаваемая 1 мКи данного изо-гопа на расстоянии 1 см за 1 ч, называется гамма-постоянной k-t этого изотопа. Значения для изотопов, встречающихся на практике, приведены в приложении 6, что дает возможность определять мощность дозы, Р/ч, и экспозиционную дозу, Р, гамма-излучения от точечного изотропного источника по формулам
д
p = k—-	(П.5.36)
1 г2
k..A
D=^t.	(П.5.37)
В зависимости от реальных условий, задаваемых в расчете или принятых в Эксперименте, точечный источник может создавать узкий или широкий пучок излучения.
Узкий пучок излучения — это такая геометрия эксперимента , когда детектор регистрирует первичное излучение, т. е. излучение источника, которое проходит защитный экран, не испытывая актов взаимодействия. Ослабление интенсивности гамма-излучения в условиях геометрии узкого пучка рассчитывается по формуле
/У3 = 70е~н*,	(П.5.38)
где /0 — интенсивность у-излучения в точке детектирования при отсутствии защитного экрана (х=0); Jx — то же при толщине защитного экрана х см; р — мак
роскопическое сечение взаимодействия у-излуЧёнйй в материале экрана.
Широкий пучок излучения—это реальная геометрия эксперимента, когда детектор регистрирует наряду с первичным (нерассеянным) вторичное (рассеянное) излучение. При прочих равных условиях (энергия, материал и толщина защиты, расстояние между источниками и детектором) показания одного и того же детектора в условиях широкого пучка больше показаний детектора в условиях узкого пучка. Это увеличение показания детектора обусловлено регистрацией вторичного излучения. Ослабление интенсивности у-излучения в условиях геометрии широкого пучка определяется по формуле
/“ИР =	= 19е~^В3, СП.5.39)
где Вэ — энергетический фактор накопления.
Фактор накопления — безразмерный коэффициент, учитывающий вклад рассеянного излучения в показания детектора при измерениях в условиях широкого пучка. Значение фактора накопления определяется как отношение показания детектора при измерении в геометрии широкого пучка к показателю детектора при измерении в геометрии узкого пучка.
Фактор накопления равен отношению эффекта от излучения в широком пучке к эффекту от излучения в узком пучке или отношению эффекта от суммы нерассеянного и рассеянного излучения к эффекту от нерассеянного излучения.
Фактор накопления может быть потоковым, энергетическим и дозовым. Значения его меняются в зависимости от энергии излучения, материала защиты и ее толщины. При прочих равных условиях фактор накопления уменьшается с увеличением энергии излучения, с ростом атомного номера элемента материала защиты и увеличивается при большей толщине защитного экрана.
Приложение П.5.3. Прекращение эксплуатации ядерных реакторов АЭС
В связи с увеличением числа АЭС, отработавших нормативный срок, перед учеными и проектировщиками, работающими в области атомной энергетики, встала проблема разработки эффективных способов снятия с эксплуатации ядерных реакторов АЭС, изыскания надежного и экономичного способа удаления и захоронения долгоживущих радиоактивных отходов (РО).
В 1982 г. остановлен ядерный реактор АЭС в США, который был выведен на полную мощность, в 1957 г. Технические работы по предварительной подготовке к прекращению эксплуатации (ПЭ) этого реактора были начаты в 1980 г. Работы непосредственно по ПЭ должны продолжаться с 1986 по 1988 г. Общая проектная стоимость ПЭ, включая стоимость подготовительных работ, оценивается в 73 млн. дол.
Подсчитано, что к 2000 г. в США предстоит прекратить эксплуатацию 15 энергетических реакторов, к 2005 г.—53 и к 2010 г. — 70. В странах ЕЭС ведется подготовка к ПЭ около 10 АЭС. В ближайшие 10 лет в странах ЕЭС будут остановлены для снятия с эксплуатации еще 20 АЭС.
Термин «снятие с эксплуатации» или «прекращение эксплуатации» в ядерной энергетике означает комплекс действий, осуществляемых для завершения эксплуатации АЭС.
Прекращение эксплуатации атомной энергетической установки может осуществляться несколькими вариантами.
1.	Полный демонтаж — немедленный или отсроченный на непродолжительный период демонтаж реакторной установки, тепломеханических и технологических
систем, демонтаж зданий и сооружений вплоть до полного освобождения территории.
2.	Полная модернизация — немедленный или отсроченный на небольшое время демонтаж реактора, тепломеханических и технологических систем, строительных конструкций радиационной и биологической защиты, а после этого монтаж нового реактора, всех систем, радиационной и биологической защиты в существующем комплексе зданий и сооружений АЭС.
3.	Консервация — демонтаж некоторых систем оборудования и консервация АЭС на 40—50 лет, после чего проведение работ по варианту 1 или 2. В период консервации ЯР осуществляется контроль за состоянием его систем. Корпус реактора, являющийся первым барьером для распространения радиоактивных загрязнений, сохраняется в прежнем виде, но все трубопроводы и запорная арматура блокируются и герметизируются, защитная оболочка находится в состоянии готовности на случай радиоактивного выброса. Состав воздушной среды внутри защитной оболочки контролируется, а системы вентиляции работают так, как они работали бы при эксплуатации ядерного реактора. Доступ внутрь защитной оболочки ограничен и также контролируется. Оборудование, предназначенное для измерения радиации внутри АЭС и в окружающей среде, продолжает функционировать. Проводятся периодические осмотры и оценивается радиационная обстановка.
4.	Герметизация — частичный демонтаж чистого и слабозагрязненного оборудования, консервация на длительный срок (100—120 лет) или навсегда сильноактивированного и загрязненного оборудования на месте его
221
Га блица П.5.1. Продолжительность работ по ПЭ ядерных реакторов АЭС БиблиС
Число месяцев
Рид работ
Планирование	_____—	__________________,_	.
Выгрузка ядерного топлива	......
Дезактивация	...-_____
Прекращение эксплуатации	_______ _____________________________________
Установка оборудования для демон- тажа
Демонтаж корпуса ядерного реакто-	—...........
ра
Демонтаж оборудования	...
Демонтаж защиты	....."i——™.
Обработка радиоактивных отходов	.... .....................*.
Вывоз радиоактивных отходов	“°” ........
Разборка зданий и оборудования	— “-1-
Примечание.	— работы с источниками излучений; — —--работы в обычных условиях.
установки, герметизация оборудования, т. е. захоронение с помощью специальных технических средств (оболочек, настилов, засыпок, подземных емкостей, защитных сооружений и т. п.). По истечении срока консервации АЭС возможно проведение работ по варианту 1 или 2.
В Японии к 1988 г. предусматривается разработать практические основы технологии немедленного демонтажа и удаления ядерного реактора после истечения срока службы, мероприятия по повторному использованию площадок АЭС, оборудования, конструкций и материалов. Ставится задача осуществлять демонтаж ядерного реактора в минимальные после завершения его эксплуатации сроки. Основным критерием таких разработок должно явиться уменьшение дозовых нагрузок на персонал и соответствующих стоимостных затрат.
В ФРГ проведены исследования ПЭ больших АЭС на примере Библис (ВВЭР, 1200 МВт) и Брунсбютель (ВВРК, 800 МВт). Рассмотрены две стадии: немедленный и полный демонтаж; частичный демонтаж с консервацией остающегося оборудования на 30 лет. Исследованиями установлено, что условия демонтажа оборудования после 30 лет его консервации и сразу же после остановки реактора практически одинаковы, так как в указанный период консервации радиоактивность конструкционных материалов и поверхностных загрязнений не спадает до безопасного уровня. Поэтому демонтаж и удаление радиоактивных конструкций и оборудования в обоих случаях должны проводиться при одинаковой степени обеспечения радиационной защиты. Сравнение результатов исследований на АЭС с ВВЭР или ВВРК показало, что существенной разницы между этими результатами нет.
По предварительным расчетам продолжительность проведения работ по ПЭ на АЭС Библис (по варианту 1) составит более 10 лет (табл. П.5.1).
Радиоактивность оборудования остановленной АЭС обусловлена двумя причинами: активированием конструкционного материала нейтронным потоком в процессе эксплуатации электростанции и радиоактивным загрязнением поверхности оборудования за счет радиоактивных материалов, переносимых потоком теплоносителя или находящихся в воздушной среде (рис. П.5.9). Это загрязнение в основном состоит из продуктов коррозии конструкционных материалов реактора в среде 222
теплоносителя, которые стали радиоактивными за счет облучения нейтронами.
Кроме того, в результате адсорбирования аэрозольных и пылеватых радиоактивных веществ загрязняются поверхностные слои железобетонных конструкций биологической защиты или корпусов реакторов.
При проведении ПЭ должно быть не только демонтировано оборудование, но и должна быть удалена активированная часть конструкций. На удаление бетонных конструкций, их обработку и упаковку приходится значительная часть затрат.
Стоимость снятия с эксплуатации ядерного реактора АЭС по истечении срока его службы достигает 30 % стоимости строительства АЭС.
В США стоимость снятия с эксплуатации АЭС с разными типами реакторов оценивается данными, приведенными в табл. П.5.2.
Рис. П.5.9. Схема деления оборудования АЭС по видам его активации:
1 — оборудование, активируемое нейтронами, корпус реактора; 2 то же, радиационная защита; 3 — то же, биологическая защита; 4 — оборудование, частично активируемое нейтронами, трубопровод первого контура; 5 — парогенератор; 6— то же, главный циркуляционный насос; 7—то же, стальная облицовка
Таблица П.5.2. Стоимость работ по ПЭ АЭС с реакторами разных типов, млн.дол.
Варианты ПЭ	Типы реакторов	
	ВВЭР	ВВРК
1	120	150
2	50*	46*
3	15	20
*Без учета стоимости новых оборудования и защитных конструкций.
С учетом отсутствия опыта реальная стоимость работ ПЭ ядерного реактора может значительно отли-чаться от предварительных расчетов. Анализ затрат на ПЭ показывает, что 25 °/о составляют затраты на дезактивацию, упаковку и транспортировку радиоактивных материалов, а 57 %—на разрушение конструкций и оборудования.
Методы и технология демонтажа реактора АЭС должны обеспечить разборку стальных конструкций (высокоактивных компонентов реактора, корпуса, трубопроводов первого контура, внутрикорпусных устройств), а также разрушение бетонных конструкций (биологической защиты), имеющих высокую поверхностную активность.
Для демонтажа стальных конструкций необходимо создать средства их деления с дистанционным управлением, малых габаритов и большой производительности.
Технология разрушения бетонных конструкций основывается на существующих методах.. Проведено испытание контролируемых взрывов конструкций и их резки с применением алмазных полотен. Предлагается создание систем для проведения контролируемых взрывов и алмазной резки.
К началу ПЭ АЭС должны быть произведены выгрузка ядерного топлива из реактора и удаление его с АЭС, должны быть удалены теплоноситель и легкоизвлекаемые активные и радиоактивные загрязненные материалы и детали.
Демонтаж корпуса реактора начинается с удаления верхней крышки корпуса и приводов регулирующих стержней, которые с помощью кислородно-ацети-ленового резака делятся на части, упаковываются и удаляются из помещений. Затем от корпуса отсекаются трубопроводы, отверстия в корпусе с помощью заглушек герметизируются. Операции по изъятию внутри-корпусного оборудования и разрезки его на части осуществляются с помощью дистанционно управляемого манипулятора с кислородно-ацетиленовым резаком. Так же разрезаются сам корпус реактора и его изоляция. Высокоактивные центральные сегменты разрезаются на куски, соответствующие размерам упаковки.
Демонтаж оборудования первого контура также осуществляется с помощью кислородно-ацетиленового резака и начинается с отсечения парогенератора, разрезки трубопроводов, насосов и арматуры. На этом этапе могут использоваться гидравлические ножницы, пилы, плазменные горелки, прессовое оборудование. Работы проводятся в условиях контролируемой приточ-но-вытяжкой вентиляции. Разобранные части транспортируются в зону складирования радиоактивных отходов.
Демонтаж биологической защиты начинается после удаления корпуса реактора и может осуществляться изнутри слоями с помощью циркуляционной пилы с алмазными режущими частями. Сначала удаляется стальная облицовка. Вырезаемые бетонные блоки подаются наружу через транспортный проем.
В Великобритании разработано оборудование для резания бетона биологической защиты с использованием
дистанционного управления. Создана циркульная пила с алмазной режущей кромкой диаметром 250 см для разрезания предварительно напряженного бетона. Пила может резать бетон на глубину 100 см, с помощью этой пилы могут быть вырезаны бетонные блоки объемом 1 м3. Процесс разрезки бетонной защиты чрезвычайно трудоемок. При такой технологии возникают проблемы, связанные с образованием вторичных отходов. Так, при резке бетона циркулярной пилой необходима подача охлаждающей жидкости, при термической резке материала образуется много дыма, который необходимо удалять. Все эти побочные выбросы следует очищать, фильтровать от частиц на субмикронном уровне, что затрудняет применение устройств для резки бетона.
Защита бетона от загрязнения. В процессе демонтажа загрязненного бетона необходимо предохранять остающийся нерадиоактивный бетон от запыления, радиоактивных жидкостей и т. д. Полимерные покрытия являются хорошим средством защиты и позволяют избежать затрат на удаление, обработку и захоронение за счет уменьшения объема радиоактивных материалов.
Требования к проектированию. В процессе ПЭ облучение персонала неизбежно, поэтому основными задачами при проектировании АЭС и снятия ее с эксплуатации являются уменьшение радиационной дозы, которую получает персонал, снижение дозовой нагрузки на население, живущее рядом с атомной электростанцией, и уменьшение затрат на снятие АЭС с эксплуатации. Для этого необходимо разрабатывать документацию, определяющую процесс ПЭ АЭС, проектировать атомные энергетические установки с удобным доступом к удаляемым узлам и компонентам, предварительно выбирать конструкционные материалы оборудования, которое в процессе эксплуатации подвергается нейтронному облучению.
На стадии проектирования реакторных установок должны быть обеспечены:
минимальный уровень активности материалов, используемых для изготовления оборудования, конструкций и сооружений;
возможность отделения активированных и загрязненных материалов от неактивированных;
возможность минимальной обработки материалов перед транспортировкой;
минимальные дозовые и трудозатраты на дезактивацию материалов.
Учет необходимости снятия с эксплуатации АЭС на стадии проектирования позволит принять оптимальные конструкции АЭС, при которых будут обеспечены минимальные затраты при демонтаже устаревшего, отработавшего свой срок оборудования, замене его новым, более современным.
Главные задачи проектировщиков при выборе строительных материалов и конструкций защиты ядерных реакторов АЭС приведены ниже.
1.	Создание сборно-разборных бетонных защитных стен и перекрытий в здании реакторного отделения АЭС. Стыки между отдельными элементами защиты должны отвечать требованиям простой и быстрой разрезки при проведении ПЭ ядерного реактора.
2.	Применение бетонных и железобетонных элементов защиты, имеющих поверхности, плохо сорбирующие радиоактивные загрязнения и хорошо подвергающиеся дезактивации.
3.	Создание бетонов, которые будут иметь минимальные уровни активации после длительного (30 лет) облучения в нейтронных полях, формируемых в бетонной защите.
4.	Разделение всех защитных конструкций ядерного реактора АЭС на две категории: активируемых нейтронами и подлежащих только поверхностному радиоактивному загрязнению.
5.	Создание составов тяжелых защитных бетонов, которые позволят существенно уменьшить габариты за-
223
щиты, а следовательно, й ожидаемые при 113 ядерного реактора объемы радиоактивных отходов.
6. Проектирование оборудования, защиты и здания ядерного реактора АЭС по варианту 2 ПЭ.
Необходимо разрабатывать проект конкретного варианта ПЭ ядерной установки. Перед проведением ПЭ следует:
подготовить перечень документов о состоянии оборудования и конструкций;
составить перечень штатного оборудования при производстве работ;
определить номенклатуру и сроки изготовления специального оборудования;
предусмотреть помещения, проемы, крепления для подъемно-транспортного оборудования.
Эти мероприятия могут быть выполнены частично на стадии проектирования, частично на стадии эксплуатации.
Приложение П.6. Примеры расчета защиты
Пример 1. Расчет защиты от точечного изотропного источника в барьерной геометрии (рис. П.6.1).
Исходные данные. Источник — изотоп 60Со активностью Л = 3,7-1011 Бк (10 Ки)—испускает фотоны с энергией 1,33 МэВ, расстояние от источника до детектора В=200 см, защита — из гематитового бетона с технологическим составом, кг/м3: крупный заполнитель (гематит)—2360; мелкий заполнитель (гематит) — 1345; вяжущее (портландцемент)—350; вода затворения — 148.
Определение химического состава материала защиты. По табл. П.6.1 проводим расчет химического состава всех компонентов заданного защитного материала. Например, в 2360 кг гематита содержится:
0;
,	„	1305
+ = 2360-——= 773,8 кг;
0	3980
210
=2360-----= 124,5
S1 3980
кг;
72
kc =2360-—— = 43,0
Ga	3980
кг;
2320
б- = 2360-—— = 1376,7
Fe 3980
кг;
71
^g = 2360-^6 = 42’0
где
3980 — плотность гематита (кг/м3).
Расчет количества химических элементов в цементе и мелком заполнителе производится аналогично. Количество водорода и кислорода, содержащегося в воде, рассчитываем исходя из количества воды, связанной цементом, которое следует принимать равным 20,% массы цемента. В нашем примере задан расход цемента 350 кг/см3, следовательно, количество связанной воды в цементном камне в эксплуатационный период составляет: 350-0,2 = 70 кг/м3. Отсюда содержание водорода
Ш	889 „„„
/гн=70 — = 7,8 кг; кислорода +=70 у^^ = 62,2кг.
Линейный коэффициент ослабления гамма-излуче-т
ния вычисляют по формуле (6.25): g6eT=S Ми/Р)*= /=1
= 0,00814 г/см3 (Н)-0,013 см2/г+1,4084 г/см3 (О)Х-X 0,0518 см2/г-Р0,00772 г/см3 (А1)-0,0505 см2/г+ +0,2405 г/см3 (Si)-0,0517 см2/г+0,2196 г/см3 (Са) X X 0,0518 см2/г + 2,17077 г/см3 (Fe)-0,0485 см2/г + + 0,07 г/см3 (Mg)-0,0512 см2/г= 0,2068523< см-1 ^0,207 см-1.
Значения kt для элементов принимаем по табл. П.6.2, а (ц/р); — по табл. 6.5 для энергии ET= = 1,333 МэВ, характерной для заданного изотопа 60Со.
Дозовый фактор накопления в бесконечной среде для заданных условий можно определять по табл. П.6.3. Для значений рх=2; 7; 10 при £v=l МэВ в алюминии Во» будет равно соответственно 3,31; 13,1; 21,2, а при £т=2 МэВ—соответственно 2,61; 8,05; 11,9. Интерполируя эти значения для +=1,333 МэВ, получим рх=2, Воо = 3,077; р,х=7, Воо=11,42; цх=10, В™= = 18,1. В связи с тем что защита изготовляется из особо тяжелого бетона (р=4,2 т/м3), необходимо найти В«, для более тяжелого материала, например железа (р=7,8 т/м3), а затем, линейно проинтерполировав, определить Во» для р=4,2 т/м3.
По аналогии с приведенным выше примером находим, что для Fe при р.х—2 В<»=2,74; при рх=7 Воо = =9,22; при цх=10 В„ = 14,43.
Теперь, зная, что при цх—2 Booai=3,077, а В = = 2,75, найдем AB«,=Booai—Вооре и Др = рл:—рге:
АВ„ = 3,077—2,74=0,337,
Др-2,56—7,8=—5,24 г/см3.
Следовательно, на Др=—5,24 приходится ДВ» =0,337, а на разницу pFe—рвст=Дрбст=7,8—4,2 = 3,6 приходится ДВоо, определенный из пропорции
0,337-3,6
Д5собет = _524
— 0,26.
Рассчитанный химический состав компонентов бетона приведен в табл. П.6.2.
Рис. П.6.1. Схема защиты точечного изотропного источника в барьерной геометрии:
S—источник; R— расстояние от источника до детектора; Р — детектор; х — толщина защитного экрана
Итак, Вообет=ВооРе—ДВообет, Вообет=2,74+0,26 = 3.
Аналогично находим Вообет для р,х=7 и рх=10: при рх=7 Вообет=Ю,73, а при рх=10 Вообет=16,95.
Для более точного учета фактора накопления рассеянного фотонного излучения можно использовать выражение (6.26) и данные табл. 6.8. Коэффициенты +, «1, а2, входящие в выражение, определяются интерполяцией по плотности материалов или Z для алюминия, железа и бетона, используемых в качестве защиты.
Ослабление мощности дозы фотонов от точечного изотропного источника в заданном материале рассчитывают по формуле
Ak	/ГТ С 14
Р = е-^пВ^	(П.6.1)
где Р — мощность дозы, Р/ч; А — активность источника, мКи; k-t — гамма-постоянная радиоактивных изотопов, Р-см2/(ч-мКи) (табл. П.6.4); В&,—фактор накоп-
224
Т а блиц а П.6.1. Химический состав материалов, кг/м?
Материал	Плотность, кг/м*	Вода		Элементы									
		Н	О	В	с	О	Mg	Al	Si	s	К	Ca	Fe
Вода	1000	111	889																	
Борсодержащий шлам	2170	39	308	31	—	745			22	340	—	—	577	108
Гипс	2300	52	420	—	—	856				431	—			538	——
Шамот обычный	2390			—	—	—	1250	4	362	720	4		12	.33
Известняк	2400	—			—	253	1175	14	11	22	3			909	10
Андезит	2500	2	20	—	—	1175	186	265	690	—	21	—	140
Мрамор	2500	4	33	—	301	1199	30			—			—	946	11
Гранит	2500	8	64	.—	—	1176	33	127	783	13	—	139	156
Борат кальция	2500	72	578	306	—	848	—	——	35				628	32
Карбид бора	2519	—	—	2172	347				—					—			—
Колеманит	2560	76	638	364	—	988	—							—	493	—
Цемент магнезиальный	2580	39	312	—	—	893	1195	33	31	6			69	—
Песок кварцевый	2600	—	—	,—	—	1382	.	1	27	1173	18	—			
Серпентин	2620	32	256	я—	—	1085	630	—	556	4			57	—
Датолит	2790	38	304	113	—.	1103	16	68	438	—	—	658	52
Цемент гипсоглиноземистый	2920	18	147	—	—	1146	12	422	140	72	—	885	75
Цемент глиноземистый	3000	—	.—	—	—.	1146	20	580	124	26			968	134
Диабаз	3000	2	20	—			1322	210	270	685	—	15	171	304
Базальт	3000	2	20	——			1369	183	291	758	—		36	214	126
Портландцемент	3080	3	27	—			1129	34	68	395	31	—	1309	82
Лимонит	3120	36	288		—	888	6	74	255	—		16	1557 575* 453
Хромит	3520	17	137	—	—	1435	359	264	193	8	—	78	
Гематит	3980	—	—	—	—	1305	71	—	210	—	—	72	2320' 2226**
Баритовая руда	4200	2	19	—	—	1184.	—	—	88	516	—	—	164
Скрап металлургичес» кий (50 % шлака)	4700	—	—	—	—	1466	19	—	102	—	—	.16	3095
Сталь	7800	—	—	—	—	—	—	—	—	—	—	—	7800
•Хром.
**Барит.
Таблица П.6.2. Химический состав гематитового бетона, кг/м3
Компоненты бетона	Содержание в бетоне	В том числе химических элементов						
		н	О	AI	Si	Са	Fe	Mg
Щебень гематитовый	2360			773,8			124,5	43	1376,7	42
Песок гематитовый	1345		441			71	24,3	784,7	24
Цемент	350	0,34	131,4	7,7	45	152,3	9,26	4
Вода	70	7,8	62,2	—	—	—	—	—
Всего >	4125	8,14	1408,4	7,7	240,5	219,6	2170,66	70
ления рассеянного излучения для бесконечной среды; п — коэффициент, учитывающий барьерность защиты, п-Въ/Вю. Так как для заданного бетона нет табличных значений Въ, определяем п, линейно интерполируя значения nAi и по табл. П.6.5: п6ет=0,888.
Рассчитаем Pi для цх—2-, 7; 10:
„	10 000 мКи-12,93 Р.см2/(ч-мКи)
Р, =---------5-------------LL—L2 й-2.0 888-3 =
1	2002 см2 '
=3,23 Р/4-0,135-0,883-3= 1,16 Р/ч;
Р2 = 3,23 Р/ч е~7-0,888-10,73 = 30,776-9,12-10~4 = = 2,8-10~2 Р/ч;
Рз=3,23 Р/ч е-10-0,888-16,95=48,62-4,54-10-5 = = 2,2-10-3 Р/ч;
ч-Х — 2; х, =------= 9,66 см;
1 0,207
15—6063
их = 7; х2 = --------= 33,82 см;
г	2 0,207
10 цх = 10; х« —--------= 48,31 см.
f	8	0,207
Используя полученные данные, построим график ослабления мощности дозы гамма-излучения Р в данном материале (рис. П.6.2).
Для вычисления необходимой толщины защиты х следует по нормам радиационной безопасности определить допускаемую мощность дозы в защищаемой точке (если она не задана в исходных данных). В нашем случае, исходя из ДМД для полуобслуживаемых помещений, [Р] =2,8 10_3 Р/ч. Пересечение горизонтальной линии, соответствующей Р=2,8-10-3 Р/ч, с графиком ослабления мощности дозы в нашем материале даст точку, определяющую толщину экрана (х=47,7 см), за
225
Таблица П.6.3. Дозовые факторы накопления фотонов для точечного изотропного источника в бесконечной среде
							
МэВ	> I	2	4 I	7 I	10	15	20
Вода, р=1 т/м3
0,5	2,52	5,14	14,3	38,8	77,6	178	334
1	2,13	3,71	7,68	16,2	27,1	50,4	82,2
2	1,83	2,77	4,88	8,46	12,4	19,5	27,7
3	1,69	2,42	3,91	6,23	8,63	12,8	17
4	1,58	2,17	3,34	5,13	6,94	9,97	12,9
6	1,46	1,91	2,76	3,99	5,18	7,09	8,85
8	1,38	1,74	2,4	3,34	4,25	5,66	6,95
10	1,33	1,63	2,19	2,97	3,72	4,9	5,98
Алюминий, р=2,56 т/м3
0,5	2,37	4,24	9,47	21,5	38,9	80,8	141
1	2,02	3,31	6,57	13,1	21,2	37,9	58,5
2	1,75	2,61	4,62	8,05	11,9	18,7	26,3
3	1,64	2,32	3,78	6,14	8,65	13	17,7
4	1,53	2,08	3,22	5,01	6,88	10,1	13,4
6	1,42	1,85	2,7	4,06	5,49	7,97	10,4
8	1,34	1,68	2,37	3,45	4,58	6,56	8,52
10	1,28	1,55	2,12	3,01	3,96	5,63	7,32
Железо, р=7,8 т/м3
0,5	1,98	3,09	5,98	11,7	19,2	35,4	55,6
1	1,87	2,89	5,39	10,2	16,2	28,3	42,7
2	1,76	2,43	4,13	7,25	10,9	17,6	25,1
3	1,55	2,15	3,51	5,85	8,51	13,5	19,1
4	1,45	1,94	3,03	4,91	7,И	11,2	16
6	1,34	1,72	2,58	4,14	6,02	9,89	14,7
8	1,27	1,56	2,23	3,49	5,07	8,50	13
10	1,2	1,42	1,95	2,99	4,35	7,54	12
Таблица П.6.4. Полная гамма-постоянная радиоактивных изотопов
Изотоп	аГр-м2 с Бк	Рем2 чмКи	Изотоп	а Гр»м2 с-Бк	Р* см2
					чмКи
i«N	96,48	14,65	вере	40,67	6,17
22Na	78,02	11,85	««Со	84,63	12,93
2*Na	119,4	18,13	«*Си	7,42	1,127
«Аг	43,09	6,54	««Zn	20,12	3,05
*«К '	5,10	0,77	3«Сг	8,49-10“2	1,29-10—2
*2К	8,9	1,35	86Zr	27,16	4,125
61Сг	1,70	0,258	18*CS	57,44	8,72
62Мп	118,3	17,97	137Cs	21,33	3,24
б*Мп	30,38	4,61	i*«Ba	7,208	1,095
««Мп	55,76	8,47	33«Ra	59,45	9,03
которым мощность дозы излучения будет меньше допускаемой.
В инженерных расчетах можно не учитывать барь-ерность защиты при расчете фактора накопления рассеянного излучения, т. е. принять, что п в формуле (П.6.1) равно 1.
Пример 2. Расчет защиты (рис. П.6.3) от излучения трубопровода АЭС, заполненного водяным теплоносителем.
Исходные д а н н ы е. Длина трубопровода L— =200 см; внутренний радиус 25 см. Трубопровод расположен под углом к защите а=13°, a 0t = 02 на рас-226
Таблица П.6.5. Соотношение дозовых факторов накопления в барьерной геометрии (Д-,) и бесконечной среде (Вда) для точечного изотопного источника
Ео, МэВ			
	Вода	Алюминий	Железо
0,5	0,75	0,799	0,869
1	0,797	0,845	0,903
2	0,892	0,905	0,929
3	0,924	0,93	0,943
4	0,941	0,946	0,956
6	0,961	0,965	0,973
8	0,97	. 0,976	0,983
10	0,974	0,983	0,987
стоянии В=200см от точки детектирования (рис. П.6,3).
При работе АЭС на номинальной мощности активация водяного теплоносителя обусловлена изотопом leN, испускающим фотоны с энергией 6,2 МэВ, гамма-
Р-см3 постоянная которого равна «»= 14,65 ----------- (см.
ч-мКи табл. П.6.4).
Пусть удельная активность воды в трубопроводе равна Ат=4,85-10-2 мКи/см3. Тогда полная активность А трубопровода объемом V см3 равна A=ATV=4,85X XI О-2 (1,97-103-200) = 1,92-104 мКи, активность на единицу длины составит
А 1,92-10*
200 . = 0,96-1 О2 мКи/см.
L/2
Определим О=0|=02. Так как tg 0=	=0,5,
т. е. 0 = 23°, то (0,— а) =23—13=10°; 02+а=23 + + 13 = 46°.
Защитный экран выполняется из гематитового бетона (см. пример !).
Определим линейный коэффициент ослабления фотонов с энергией £\=6,2 МэВ для этого бетона, так же как и в примере 1. Для упрощения расчетов (ц/р); принимаем по табл. П.6.5 для фотонов с £^=6 МэВ т
Р-бет = 2 ftf(p-/p)f =0,00814 г/см3 (Н)Х i = l
X 0,0446 см2/г + 1,408 г/см3 (О) X 0,0224 см2/г ф-
+ 0,0077 г/см3 (Al) X 0,0264 см2/г ф-
+ 0,240 г/см3 (Si) X 0,0277 см2/г ф-
/)Р/ч W1
10° 10'1
10~!
1О~3
О 10 20, 30 W X, см
Рис П.6.2. Ослабление мощности дозы фотонов Р от точечного изотропного источника в защитном экране
Рис. П.6.3. К расчету защиты трубопровода с водяным теплоносителем:
Р — детектор; S — линейный изотропный источник; /? — расстояние от оси источника до точки детектирования
+ 0,219 г/см3 (Са)Х 0,0302 см2/г + 2,17 г/см3 (Fe) X X 0,0304 см2/г + 0,07 г/см3 (Mg) X 0,0266 см2/г =
= 0,1131 см-1.
Мощность дозы Р] в точке детектирования рассчитываем по формуле (6.29):
<7/А
Pi =	1^1 (01 — и*) + (02 + <*; рх)] вл,
где Р](0, цх)—табулированная функция интегрального секанса (табл. П.6.6). Предварительно определим дозовый фактор накопления рассеянного фотонного излучения из выражения
Вд =	+ (1 — Лх) ,
где Ль ai, а2 — значения коэффициентов, которые можно принять по табл. 6.7. Точное значение Вл может быть найдено по данным табл. П.6.3 путем интерполяции плотности или по эффективному атомному номеру с учетом барьерности защиты.
Для £^ = 6,0 МэВЛ1 = 3,1: аг =—0,059; а2 = = 0,083. Тогда Ва = 3,1^+0,059^ + (j _ 3 ц е-0,083^ .
Задаемся рх=1, 7 и 10. Отсюда:
для цх=1	Рд = 3,le°-0S9—2,1е~0-083 = 3,1  1,059—
—1,932=1,35;
для цх=7 Вд=4,5;
для р,х=10 Вд=4,68.
Определим мощность дозы в точке детектирования для защиты толщиной рх=1; 7 и р,х=10, расположенной на расстоянии R = 2 м от трубопровода.
0,96-102-14,65
200
Для рх = 1 Pj =
[6,38-10~2+2,61Х
X 10-»]-1,35 = 7,03-0,264-1,35 = 2,5 Р/ч = 2500 мР/ч.
Это значение намного превосходит допустимую мощность дозы для персонала в обслуживаемом помещении, равную 1,4 мР/ч.
0,96.102-14,64
Для рх = 7 Pj =----------—--------- 1,553-10-4 +
+ 3,787-10-4.4,5 = 7,03-5,34.10-4.4,5 =
= 1,69-10—2 Р/ч = 16,9 мР/ч.
Для рх=10 Р,=7,03-(7,527-10~6+ 1,663-10"5)-4,68= = 7,93-10-4 Р/ч=7,93-10_1 мР/ч=0,793 мР/ч.
Построим график ослабления мощности дозы по толщине защиты (рис. П.6.4). По этому графику при допустимой мощности дозы для персонала в обслуживаемых помещениях, равной 1,4 мР/ч, толщина защиты в длинах свободного пробега должна составлять цх= =9,6. Для гематитового бетона ц=0,1131 см-1, требуемая толщина защиты х=9,6/0,1131=84,9 см.
ф
Таблица П.6.6. Интегральный секанс Р(0; рх)= |J"*:sec0d0 'о
град	0,5 |	1	2	3	4	5	6	7	8	9 1	10	11	12
2	2,117-Ю-2 1,283-10'»	4.72-10-’	1,736-10-’	6.387-10ч	2.338-Ю'4	8.725-10'=	3,141-10-’	1,168-10'5	4.296-10-»	1.579-10-»	2.136-10-’	2,890-10-»
4	4.232	2.565	9.429	3,465	1,274-10-’	4,659	1,727.10-.	6.282	2,324	8,545	3,14	4,24	5,732
6	6.345	3,844	1.412-10-»	5.182	1,90	6,962	2,565	9,423	3,458	1,270-10-’	4,662	6,284	8,477
8	8,453	5.118	1,877	6,879	2,52	9,231	2,385	1,256-10-*	4,559	1,672	6,129	8,241	1,108-10-’
10	1,056-10-1 6,385	2.337	8,552	3,127	1,143-10-’	4.188	1.553	5,618	2,057	7,527	1,007-10'»	1,352
12	1,265	7,646	2,792	1,019-10-»	3,72	1,356	4,973	1.832	6,625	2,42	8,83	1,176	1,575
14	1,474	8,896	3,24	1,18	4,296	1.562	5.724	2,094	7,572	2,76	1,006-10-’	1,332	1.776
16	1,682	1,014-10-*	3.68	1,336	4,851	1.759	6.422	2,338	8,458	3,073	1,117	1,472	1,953
18	1,889	1,136	4,111	1,487	5.384	1.946	7,067	2,565	9,271	3,359	1,217	1,596	2,106
20	2,095	1,257	4,531	1.633	5.891	2,122	7,678	2.774	1,001-10-’	3,615	1.306	1,704	2,235
22	2.299	1.377	4.941	1,773	6,373	2,286	8.236	2.966	1.068	3,842	1,384	1.795	2,343
24	2.502	1,495	5,338	1,907	6.825	2.438	8,742	3,123	1.126	4.04	1,451	1,871	2,426
26	2,703	1,61	5,722	2,035	7.247	2,577	9,214	3.281	1,177	4,209	1.507	1,934	2,49
28	2,902	1.724	6,092	2,155	7,64	2.705	9,632	3,42	1,221	4,352	1,554	1.983	2,543
30	3,099	1,835	6.447	2,268	8,001	2,82	9,999	3.542	1,260	4,471	1.592	2,022	2,582
32	3,294	1.944	6.785	2,373	8,363	2,923	1,031-10-’	3.63	1.293	4,567	1,622	2,061	2,611
34	3,486	2,05	7,107	2,471	8.658	3.014	1,057	3,717	1.318	4,645	1,645	2,073	2,63
36	3,676	2.153	7.41	2,56	8,922	3,092	1,08	3,787	1,339	4,707	1,663	2,088	2.644
38	3.862	2,252	7,695	2,638	9.154	3.16	1.099	3.839	1.355	4,763	1,676	2,098	2,653
40	4,046	2,349	7.961	2,712	9,356	3,218	1,115	3.874	1,368	4,786	1.685	2,159	2,659
42	4,226	2,441	8,296	2,777	9,531	3,265	1.127	3.907	1,376	4,809	1,691	2,203	2,662
44	4,402	2,53	8,432	2,835	9,677	З.Зоз	1,136	3.931	1,383	4,825	1,695	2,23	2,664
46	4.574	2.615	8,639	2,885	9.799	3,333	1,143	3.949	1.387	4,836	1,698	2,248	2,665
48	4,741	2,696	8,826	2.928	9.9	3,356	1,148	3.962	1,39	4,843	1,699	2,254	2,665
50	4,904	2,772	8,892	2,964	9.977	3,373	1.152	3.97	1.392	4,846	1,7	2,258	2,665
52	5,062	2,843	9,138	2,993	1,004-10-»	3,385	1.154	3.975	1,393	4,849	1.701	2,261	2.665
54	5,214	2,909	9.263	3.018	1.008	3,394	1,156	3.978	1,394	4,85	1,701	2,261	2.665
56	5,36	2,97	9.372	3,037	1,012	3,393	1,157	3-98	1,394	4,85	1,701	2,262	2,665
58	5,499	3,026	9.461	3,051	1,014	3,399	1,158	3,981	1,394	4,851	1,701	2,262	2,665
60	5.631	3.076	9,533	3,061	1.015	3,399	1,158	3.982	1,394	4,851	1,701	2,262	2.665
62	5,755	3.12	9,589	3,069	1,016	3,399	1,158	3.982	1,394	4,851	1,701	2,262	2.665
64	5,871	3,159	9,632	3,074	1,017	3,399	1,158	3.982	1,394	4,851	1,701	2,262	2,665
66,	5,978	3.192	9,663	3,077	1,017	3,399	1.158	3-982	1,394	4,851	1,701	2,262	2,665
68	6,075	3,219	9,684	3,078	1,017	3,399	1,158	3.982	1,394	4,851	1,701	2,262	2.665
70	6,161	3,24	9,698	3,079	1,017	3,399	1,158	3,982	1,394	4,851	1,701	2,262	2>665
72	6,236	3.256	9,706	3.079	1,017	3,399	1,158	3,982	1,394	4,858	1.701	2,262	2,665
74	6.299	3,268	9,709	3,08	1,017	3.399	1,158	3,982	1,394	4,858	1.701	2,262	2,665
76	6.35	3,275	9,71	3,08	1,017	3,399	1.158	3-982	1.394	4,858	1,701	2,262	2,665
78	6,388	3,279	9,7Ц	3,08	1,017	3,399	1,158	3.982	1.394	4,458	1,701	2,262	2.665
80	6,413	3,281	9.7ц	3.08	1.017	3,399	1,158	3,982	1,394	4,858	1,701	2,262	2.665
82	6,428	3,282	9,7Ц	3,08	1,017	3,399	1,158	3,982	1,394	4,858	1,701	2.262	2*635
84	6,434	3.282	9.711	3,08	1,017	3,399	1.158	3,982	1,394	4,858	1,701	2.262	2,665
86	6,436	3.282	9,711	3,08	1,017	3,399	1,158	3.982	1.394	4,858	1,701	2,262	2,665
88	6.436	3.282	9,711	3,08	1,017	3,399	1,158	3,982	1.394	4,858	1,701	2,262	2,665
90	6,436	3,282	9,711	3.08	1.017	3,399	1.158	3,982	1,394	4,851	1,701	2,262	2,665
15*
227
Рис. П.6.4. Ослабление мощности дозы фотонов Р от трубопровода АЭС в защитном экране
Пример 3. Расчет толщины биологической защиты реактора.
Исходные данные. Материалом защитного экрана выбран гематитовый бетон (табл. П.6.2). Плотность потока энергии внешнего фотонного излучения на входе в защиту =10“ МэВ-см-2-с-‘. Плотность потока быстрых нейтронов на входе в защиту н = = 1010 нейтр-см~2-с-1. Средняя энергия фотонов на входе в защиту 5-j=5 МэВ. Требуется определить толщину защиты реактора АЭС. Для этого необходимо знать распределение плотности потока и мощности доз нейтронов различных энергетических групп и фотонов в материале защиты.
Расчет защиты. Распределение нейтронов различных энергетических групп и фотонов определим на толщинах 0, 10, 20, 40, 60, 80, 120, 160, 180, 200 см.
Допустимая расчетная мощность дозы облучения для персонала обслуживаемых помещений с учетом коэффициента запаса составляет 0,4 мкбэр/с. Исходя из этого значения выбирается толщина защиты реактора.
I. Быстрые нейтроны — это нейтроны с энергией более 1,4 МэВ. Распределение потока нейтронов по толщине бетонной защиты определяется по формуле
?б.н = ¥б.не-Гвыв*>
гДе ?б.и —плотность потока быстрых нейтронов на толщине защиты х, нейтр-см-2-с-1; ?б°н—плотность потока быстрых нейтронов на входе в защиту, нейтр-см”2-•с—SBbIB — макроскопическое сечение выведения, см ”1.
Макроскопическое сечение выведения определяется по формуле
т
^выв 2 °вывРБ /=1
где ’выв — микроскопическое сечение выведения i-ro
элемента, входящего в состав данного бетона, см-1; pi — ядерная плотность i-ro элемента, ядер/см3, определяется по формуле (6.19):
6,023- lO^sfe.
?i = A-t
Исходные данные для расчетов приведены в табл. П.6.7.
Макроскопическое сечение выведения для гематитового бетона данного химического состава
2выв=0,117889 см-*=0,118 см-1.
Распределение быстрых нейтронов и соответствующих мощностей доз приведено в табл. П.6.8. Перевод плотности потока в мощность дозы для быстрых нейтронов производится по формуле
^.н=М.и>
мкбэр • с-1 где k. = 3,5-10~2 --------------- — коэффициент пере-
нейтр-см—2-с-1
вода;, н — плотность потока быстрых нейтронов, нейтр-см-2-с-*.
2. Промежуточные нейтроны. Распределение потока промежуточных нейтронов в защите определяется по формуле
X ,.Х TsX fn.H ?б.н”п.н> где н— плотность потока промежуточных нейтронов на толщине защиты х, нейтр-см-2-с-1; <Рб_н —плотность потока быстрых нейтронов на толщине защиты х, нейтр-см-2^-1; и — коэффициент накопления промежуточных нейтронов на толщине защиты х.
Таблица П.6.8. Распределение быстрых нейтронов в защите реактора
X, см	^ВЫВ х	Q Евыв к	н’ Hei"iTPX Хсм'-’ -с’1	Р/ , мкбэрХ б.н Хс-*
0	0	1	10Ю	3,5-108
10	1,17889	0,30762	3,076-10»	1,077-108
20	2,35778	9,463- IO-2	9,464-108	3,312-Ю7
40	4,71556	8,9549-Ю-з	8,955-Ю7	3,134-10е
60	7,07334	8,4739-10- «	8,474-10в	2,966-10®
80	9,43112	8,0189-ю-6	8,019-106	2,807-Ю1
120	14,14668	7,1808-Ю-7	7,18-10»	2,513-102
160	18,86224	6,43-10—»	6,43-101	2,251
180	21,22	6,085-10-10	6,085	0,2129
200	23,5778	5,76-10-“	0,576	0,02016
Т а б л и ц а П.6.7. Исходные данные для расчета защиты от нейтронов
Показатели	Химические элементы						
	Н	О	А1	Si	Ga |	Fe		Mg
kt, г/см» Р;, (ядер/см»)-1021 °выв’ СМ 1 At Z*t	0,00814 4,8639-10-» 1,0 1,00797 1	1,4084 5,30194-Ю-2 0,99 15,9994 8	0,0077 1,71885-10-1 1,31 26,9815 13	0,2405 5,15749-10-» 1,37 28,086 14	0,2196 3,3-Ю-з 1,6 40,08 20	2,1706 2,34095-10-2 1,98 55,847 26	0,07 1,73466-10-» 1,29 24,305 12
*В таблице приведены атомные номера элементов, входящих в состав бетона, для определения эффективного атомного номера бетона—2эф.
22§
Рис, П.6.5. Коэффициенты накопления промежуточных нейтронов ku.„ (а), тепловых нейтронов £т.н(б), захватного гамма-излучения k3.T (в) в различных бетонах: /—обычном; 2 — обычном с бором; 3— магнетитовом; 4—магнетитовом с бором; 5 — на скрапе; 6 — на скрапе с бором; 7 — гематитовом; 8 — гематитовом с дробью
		JJLX=ZO
		/Z
	1 1 —и	15
		13,76
	1 	1		11,61
	1	8,29
	1	
	г — 1	Z75V3 2,751376 ЦХ-0.688 । 7 ।
1 1 1 1 1 1	1 1 1 II 1 ,	
О Ь В 12 16 20 24 28 3ZZ 
Рис. П.6 6. Зависимость дозового фактора накопления гамма-излучения Ва от атомного номера / для фотонов с Ev—5 МэВ:
1— алюминий; 2 — железо; 3 — гематитовый бетон
Коэффициент накопления промежуточных нейтронов определяется по графикам зависимостей К* н от толщины защиты, а также от химического состава материала защиты по рис. П.6.5 (в нашем случае защита из гематитового бетона).
Результаты расчетов плотности потока и мощности дозы приведены в табл. П.6.9.
Плотность потока промежуточных нейтронов переводится в мощность дозы по формуле
^.Н=М.Н,
где k2
3.
ловых
,	мкбэр-с-1
= 10—»--------Е-------.
нейтр-см- 2-с~1
Тепловые нейтроны. Распределение потока теп-нейтронов в защите рассчитывается по формуле
v	..	_о —*
где Ути — поток тепловых нейтронов, нейтр*см *с
>fg н—поток быстрых нейтронов, нейтр-см—z-c~'; К* н— коэффициент накопления тепловых нейтронов на толщине защиты х.
Коэффициент накопления тепловых нейтронов определяется графически по рис. П.6.5.
Перевод плотности потока в мощность дозы:
Р*.а = М.н,
мкбэр-с—i где /?3 = 1,04 • 10 3 ----.
нейтр-см 2-с 1
Результаты расчетов приведены в табл. П.6.10.
Таблица П.6.10. Распределение тепловых
нейтронов в защите реактора_____________________
Таблица П.6.9. Распределение промежуточных нейтронов в защите реактора
X, см	<t* , нейтрХ Хсм*3-с‘‘	кх п.н	(р* н’ He^TPX Хсм’^С1	Рп н’ мкбэРх Хс'1
0	ЮЮ	4,3	4,3-10io	4,3-108
10	3,076-10»	9,9	3,04-ЮЮ	3,04-108
20	9,463-108	14,0	1,32-ЮЮ	1,32-108
40	8,955-10’	20,0	1,79-10»	1,79-10’
60	8,474-Юв	22,0	1,86-108	1,86-Юо
80	8,019-105	22,5	1,804-10’	1,8-106
120	7,18-Юз	23,0	1,65-106	1,65-103
160	6,43-101	23,0	2,36-103	2,36-101
180	6,085	23,0	1,39-Ю2	1,39
200	0,576	23,0	1,324-101	0,1324
й ц	<?£ н> нейтрХ Хсм"5 -с’1	кх т.н	ср* , нейтрХ Хсм'2с'»	Рх , мкбэрХ т.н Хс-1
0	ЮЮ	1,3-10—2	1,3-108	1,35-106
10	3,076-109	2,2-10-1	6,76-108	7,03-10»
20	9,463-108	7,8	7,38-10°	7,686-Юв
40	8,955-10’	19,0	1,7-109	1,768-106
60	8,474-Ю6	23,0	1,94-108	2,018-105
80	8,019-106	29,0	2,38-10’	2,475-10<
120	7,18-Юз	30,0	2,15-106	2,236-103
160	6,43-101	31,0	1,92-103	1,99
180	6,085	31,0	1,82-102	1,893-10-1
200	0,576	31,0	1,73-101	1,799-10-2
229
Рис. П.6.7. График распределения мощностей доз излучений Р в защите реактора
4.	Захватное гамма-излучение. Распределение потоков захватного гамма-излучения определяется по формуле
„X ___ ,.Х у-Х
7з.г ^б.н^з.г»
где —поток энергии захватного гамма-излучения на толщине защиты х, МэВ-см-2-с-1; К* г —фактор накопления захватного гамма-излучения на толщине х, который определяется по рис. П.6.5.
Перевод в мощность дозы производится по формуле ;
где /г4=4-10~4 мкР-с-1/(МэВ-см-2-с-1).
Результаты расчетов приведены в табл. П.6.11.
5.	Внешнее гамма-излучение. Зная заданный поток энергии внешнего гамма-излучения на входе в защиту (?в.г	МэВ-см-2-с-1), переводим его в мощность
дозы по формуле
где k — переводной коэффициент, мкР-с-'ДМэВ-см-’Х Хс-1)-
Для энергии фотонов, равной 5 МэВ, коэффициент £=3,47-К)-4 мкР-с_1/(МэВ-см_2-с_1).
Та'блица П.6.11. Распределение захватного гамма-излучения в защите реактора
X, см 1	ф2 , нейтрХ б.н Хсм'М*1	Кх -з.г	, МэВх Хсм'ас‘х	Рх , мкбэрХ з.г Хс'1
0	Юм	2,8-10-1	2,8-Ю9	9,74-108
10	3,076-109	1,5	4,614-Ю9	1,606-10»
20	9,463-Юв	5,5	5,205-Ю9	1,811-Ю6
40	8,-955-10’	13	1,164-10»	4,05-105
60	8,474-Ю6	19	1,604-108	5,58-Ю4
80	8,019-Ю6	20	1,604-10’	5,58-Юз
120	7,18-Юз	20,5	1,47-10®	5,116-101
160	6,43-101	21	1,35-103	4,69-10-1
180	6,085	21	1,27-102	4,42-10-2
200	0,576	21	1,2-101	4,18-Ю-з
Распределение мощности дозы внешнего гамма-излучения определяется как для плоского бесконечного источника по формуле
Р?.в=^.ве1(^)В.	'
где (г—линейный коэффициент ослабления гамма-излучения в материале защиты, см-1; В — дозовый фактор накопления гамма-излучения в бетоне; ДДцх) — интегральная показательная функция (табл. П.6.12).
Линейный коэффициент накопления для материала защиты определяется по формуле
т  - ;
- в =2 kl (в ?);• : г-i
Значения k, и (ц/р)< сведены в табл. П.6.13.
В соответствии с данными, табл. П.6.13 для гематитового бетона данного химического состава и фотонов с Е—5 МэВ ц = 0,09238 см-1.
Расчет дозового фактора накопления внешнего гамма-излучения заключается в определении эффективного номера 2эф данного материала защиты, численно равного Z такого элемента, свойства которого по отношению к поглощению гамма-излучения при равных условиях совпадают со свойствами материала защиты.
Значение ' 2Эф находится по формуле (6.27):
..- . . . . . Z.qdh —
Для гематитового бетона данного состава Zs*= = 19,88.
Из графика зависимости фактора накопления внешнего гамма-излучения от атомного номера для алюминия и железа при разных значениях цх находим В для бетона в зависимости от цх (рис. П.6.6). Исходные данные для расчета мощности дозы от внешнего гамма-излучения по толщине защиты: - -. ч
|1бет—0,09238 см-1;	'
2аф=19,88;
£^г=5МэВ;
9®г=10п МэВ-см 2-с ’.
Результаты расчетов сведены в табл. П.6.14.
Определение толщины защиты. Суммарная мощность дозы, которая принимается для расчета толщины защиты, вычисляется суммированием мощности дозы от всех видов излучений (табл. П.6.15):
Г)Х   пХ I пХ I пХ ! пХ I пХ
4 сум 4б.н ‘ ГП.Н "Р ГТ.Н “Г “з.г г “в.г-
Исходя из предельно допустимой мощности дозы, равной 0,4 мкР/с, графически определяется толщина биологической защиты.
На рис. П.6.7 построены кривые распределения мощностей доз от всех видов излучения в зависимости от толщины защиты (материалом защиты является гематитовый бетон).
Толщина защиты для заданных условий с учетом коэффициента запаса йзап = 2 по мощности дозы должна составлять примерно 201 см,
230
Таблица П.6.12. Экспоненциальная и интегральная показательная функции
X	е х	Е,(х)= — Ej(—х)	X	е~х	Ei(x)= — Е.(—х)	X	е~х	₽,(*)= —Е.(—х
0	1			0,68	0,507	0,388	1,36	0,257	0,124
0,01	0,99	4,038	0,69	0,502	0,381	1,37	0,254	0,122
0,02	0,98	3,355	0,7	0,497	0,374	1,38	0,252	0,12
0,03	0,97	2,959	0,71	0,492	0,367	1,39	0,249	0,118
0,04	0,961	2,681	0,72	0,487	0,360	1,4	0,247	0,116
0,05	0,951	2,468	0,73	0,482	0,353	1,41	0,244	0,114
0,06	0,942	2,295	0,74	0,477	0,347	1,42	0,242	0,113
0,07	0,932	2,151	0,75	0,472	0,34	1,43	0,239	0.111
0,08	0,923	2,027	0,76	0,468	0,334	1,44	0,237	0,109
0,09	0,914	1,919	0,77	0,463	0,328	1,45	0,235	0,108
051	0,905	1,823	0,78	0,458	0,322	1,46	0,232	0,106
0,11	0,896	1,737	0,79	0 454	0,316	1,47	0,23	0,105
0,12	0,887	1,660	0,8	0,449	0,311	1,48	0,228	0,103
0,13	0,878	1,589	0,81	0 445	0,305	1,49	0,225	0,102
0,14	0,869	1,524	0,82	0,44	0,3	1,5	0,223	0,1
0,15	0,861	1,464	0,83	0,436	0-294	1,51	0,221	9,85-10—я
0,16	0,852	1,409	0,84	0,432	0,289	1,52	0,219	9,71
0,17	0,844	1,358	0,85	0,427	0-284	1,53	0,217	9,57
0,18	0,835	1,31	0,86	0,423	0-279	1,54	0,214	9,43
0,19	0,827	1,265	0,87	0,419	0-274	1,55	0,212	9,29
0,2	0,819	1,223	0,88	0,415	0-269	1,56	0,21	9,15
0,21	0,811	1,183	0,89	0,411	0-265	1,57	0,208	9,02
0,22	0,803	1,145	0,9	0,407	0-26	1,58	0,206	8,89
0,23	0,795	1,П	0,91	0,403	0.256	1,59	0,204	8,76
0,24	0,787	1,076	0,92	0,399	0,251	1,6	0,202	8,63
0,25	0,779	1,044	0,93	0,395	0,247	1,61	0,2	8,51-10—2
0,26	0,771	1,014	0,94	0,391	0,243	1,62	0,198	8,38
0,27	0,763	0,985	0,95	0,387	0,239	1,63	0,196	8,26
0,28	0,756	0,957	0,96	0,383	0,235	1,64	0,194	8,14
0,29	0,748	0,931	0,97	0,379	0,231	1,65	0,192	8,02
0,3	0,741	0,906	0,98	0,375	. 0,227	1,66	0,19	7,91
0,31	0.733	0,862	0,99	0,372	0,223	1,67	0,188	7,8
0,32	0,726	0,858	1	0,368	0,219	1,68	0,186	7,68
0,33	0,719	0,836	1,01	0,364	0,216	1,69	0,185	7,57
0,34	0,712	0,815	1,02	0,361	0,212	1,7	0,183	7,47
0,35	0,705	0,794	1,03	0,357	0,209	1,71	0,181	7,36
0,36	0,698	0,774	1,04	0,353	0,205	1,72	0,179	7,25
0,37	0,691	0,775	1,05	0,35	0-202	1,73	0,177	7,15
0,38	0,684	0,737	1,06	0,346	0,199	1,74	0,176	7,05
0,39	0,677	0,719	1,07	0,343	0,195	1,75	0,174	6,95
0,4	0,67	0,702	1,08	0,34	0-192	1,76	0,172	6,85
0,41	0,664	0,686	1,09	0,336	0,189	1,77	0 J7	6,75
0,42	0,657	0,67	1,1	о,ззз	0,186	1,78	о’169	6,66
0,43	0,651	0,655	1,П	0,330	0,183	1,79	OJ67	6,56
0,44	0,644	0,64	1,12	0,326	0,18	1,8	п'165	6,47
0,45	0,638	0,625	1,13	0,323	0,177	1,81	0,164	6,38
0,46	0,631	0,611	1,14	0,32	0,174	1,82	0,162	6,29
0,47	0,625	0,598	1,15	0,317	0,172	1,83	о' 16	6,2
0,48	0,619	0,585	1,16	0,313	0,169	1,84	0J59	6,12
0,49	0,613	0,572	1,17	0,31	0,166	1,85	0,157	6,03- io—».
0,5	0,607	0,56	1,18	0,307	0,164	1,86	0,156	5,95
0,51	0,601	0,548	1,19	0,304	0,161	1,87	п,154	5,86
0 ? 52	0,595	0,536	1,2	0,301	0,158	1,88	0,153	5,78
0,53	0,589	0,525	1,21	0.298	0,156	1,89	0,151	5,7
0,54	0,583	0,514	1,22	0,295	0,153	1,9	0,15	5,62
0,55	0,577	0,503	1,23	0,292	0,151	1,91	0,148	5,54
0,56	0,571	0,493	1,24	0,289	0,149	1,92	0 147	5,57
0,57	0,566	0,483	1,25	0,287	0,146	1'93	0 145	5,39
0,58	0,56	0,473	1,26	0,284	0,144	П94:	о 144	5,31
0,59	0,554	0,464	1,27	, 0,282	0,142	1,95	о 142	5,24
0,6	0,549	0,454	1,28	: 0,278	0,14	1,96;	0 141	5,17
0,61	0,543	0,445	1,29	0,275	0,138	1,97	0 139	5,1
0,62	0,538	0,437	1,3	0,273	0,135	1,98	0 138	5,03
0,63	0,533	0,428	1,31	0,27	0,133	1,99	0 137	4,96
0,64	0,527	0,42	1,32	1 0,267	0,131	2	о’135	4,89
0,65	0,522	0,412	1,33	0,264	0,129	2,1 i	п * 122	4,26
0,66	0,517	0,404	1,34	0,262	0,127	2,2	0 111	3,72
0,67	0,512	0,396	1,35	0,259	0,125	2,3	0,1	3,25
231
Продолжение табл. П.6.12
X	е~х	£,(х)= — Е.(—х)	X	е~х	Ei(x)— —Е.(—х)	X	е~х	Ei(x)= —Е^—х)
2,4	9,07-10-а	2,84	5,8	3,03	4,53	9,2	1,01	9,99-10-6
2,5	8,21	2,49	5,9	2,74	4,04	9,3	9, 14-10-6	8,95
2,6	7,43	2,19	6	2,48	3,6	9,4	8,27	8,02
2,7	6,72	1,92	6,1	2,24	3,21	9,5	7,49	7,18
2,8	6,08	1,69	6,2	2,03	2,86	9,6	6,77	6,44
2,9	5,5	1,48	6,3	1,84	2,55	9,7	6,13	5,77
3	4,98 10—ss	1,30.10-2	6,4	1,66	2,28	9,8	5,55	5,17
3,1	4,5	1,15	6,5	1,5	2,03	9,9	5,02	4,64
3,2	4,08	1,01	6,6	1,36	1,82	10	4,54	4,16
3,3	3,69	8,94-10-3	6,7	1,23	1,62	10,5	2,76-10-6	2,41.10-е
3,4	3,34	7,89	6,8	1,11	1,45	11	1,67	1,40
3,5	3	6,97	6,9	1,01	1,29	11,5	1,01	8,15-10-7
.3,6	2,73	6,16	7	9,12-10—4	1,15	12	6,13-10-6	4,75
3,7	2,47	5,45	7,1	8,25	1,03	12,5	3,72	2,77
3,8	2,24	4,82	7,2	7,47	9,22-10—6	13	2,26	1,62
3,9	2,02	4,27	7,3	6,76	8,24	13,5	1,37	9,50-10-в
4	1,83	3,78	7,4	6,11	7,36	14	8,30.10-7	5,57
4,1	1,66	3,35	7,5	5,53-10-4	6,58-10—6	14,5	5,04	3,27
4,2	1,50	2,97	7,6	5	5,89	15	3,06	1,92
4,3	1,36	2,63	7,7	4,53	5,26	16	1,12	6,6-Ю-о
4,4	1,23	2,34	7,8	4,10	4,71	17	4,14-10-в	2,3
4,5	1,11	2,07	7,9	3,71	4,21	18	1,52	8,02-10-ю
4,6	1,01	1,84	8	3,35	3,77	19	5,59.10-»	2,8
4,7	9,10.10-3	1,64	8,1	3,04	3,37	20	2,05	9,8-10-п
4,8	8,23	1,45	8,2	2,75	3,02	21	7,57-10—10	3,4
4,9	7,45	1,29	8,3	2,49	2,7	22	2,78	1,2
5	6,74	1,15	8,4	2,25	2,42	23	1,02	4,25-10-12
5,1	6,1	1,02	8,5	2,03	2,16	24	3,77-10-и	1,5
5,2	5,52-Ю-з	9,09-10—4	8,6	1,84	1,94	25	1,387	5,3-10-13
5,3	4,99	8,09	8,7	1,67	1,73	26	5,10.10-12	1,89
5,4	4,52	7,2	8,8	1,51	1,55	27	1,87	6,7-Ю-п
5,5	4,09	6,41	8,9	1,36	1,39	28	6,9-10-13	2,3
5,6	3,7	5,71	9	1,23	1,24	29	5,54	8,04-10—’6
5,7	3,35	5,09	9,1	1,12	1,12			
Таблица П.6.14. Распределение внешнего гамма-излучения в защите реактора
Таблица П.6.13. Исходные данные для расчета защиты от фотонов								Xt CM	fix	£, (fix)	^бет	Рд Г, МКР/С
Пока-			Химический элемент							1 0,251	1 1,5	3,48-10’ 1,31-10’
затель	н	О	А1	Si	Са	Fe	Mg	0 10	0 0,9238			
г/см3 (p-/p)f. см2/г	0,00814 0,0502	1,4084 0,0276	0,0077 0,0282	0,2405 0,0296	0,2196 0,0316	2,1706 0,0313	0,07 0,0286	20 40 60 80 120 160	1,8476 3,6952 5,543 7,39 11,086 14,781 16,629 18,476	6,03-10-2 5,45-10-3 6,42-Ю-4 7,36-10-6 1,4-10-6 1,92-10-8 4.5-10-9 5,0-IO'10	2,1 2,4 3,9 4,3 7,2 8,5 10,4 14,3	4,42.10е 4,54.106 8,68-Ю4 1,10-Ю4 3,5-102 5,67-Юо 1,62-10-1 2,48-10—1
								180 200				
Таблица П.6.15. Распределение мощности дозы излучений в защите реактора
X, см	Рб.Н	рх гп.н	рх гт.и	рх Гз.г	рх Гв.г	рх 'сумм
0	3,5-108	4,3-Ю8	1,35-10°	9,74-10°	3,48-10’	8,15-108
10	1,07-108	3,04-108	7,03-106	1,60-10°	1,31-Ю’	4,37-10»
20	3,31-10’	1,32.108	7,68-Юв	1,81-Ю6	4,42-10°	1,79-Ю8
40	3,13-Юв	1,79-10’	1,77-10°	4,05-10°	4,54-10°	2,36-10’
60	2,96-106	1,86-100	2,02-10°	5,58-Ю4	8,68-Ю4	2,50-10°
80	2,81-Ю4	1,80-106	2,47-Ю4	5,58-Ю3	1,10-Ю4	2,49-10°
120	2,51-Ю2	1,65-Ю3	2,23-102	5,11-101	3,5-Ю2	2,47-Ю3
160	2,25-10°	2,36-101	1,99-10»	4,69-10-1	5,67-10°	3,39-101
180	2,13-10—1	1,39-10°	1,89-10-1	4,42-10-2	1,62-10»	3,45-10°
200	2,01-10-2	1,32.10-1	1,80-10—2	4,18-Ю-з	2,48-10-1	4,1810—1
232
Приложение П.7.1. Сгройбаза АЭС с ВВЭР-1000
Технико-экономические показатели стройбазы АЭС с реакторами ВВЭР-1000
Плошадь участка, га.......................................................
Площадь под зданиями и сооружениями, га...................................
ьо пЛ0П1аДь под открытыми складами, га.......................................
ы Коэффициент застройки , %..................................................
60	Плошадь автодорог и площадки, га...........................................16,1
6.7	Протяженность железнодорожных и подкрановых	путей, км..................10,1
18,4	Коэффициент использования территории, %....................................77,5
43
Состав временных зданий и сооружений (табель)
Продолжение прилож. П.7.1
Позиция по генеральному плану	Наименование	Площадь застройки, м2
1	Контора управления строительством и дирекции строящейся АЭС	1494
2	Контора субподрядных организаций	1068
3	Штаб строительства	213
4	Столовая-заготовочная на 450 посадочных мест, работающая на сырье	2332
5	Столовая-доготовочная на 300 посадочных мест	1776
6	Столовая-раздаточная на 150 посадочных мест	1179
7	Бытовые корпуса № 1 и 2 на 1000 чел. с медпунктом для строительных организаций	1188
8	Бытовой корпус № 3 на 1000 чел. без медпункта для строительных организаций	972
9	Бытовой корпус № 4 на 450 чел. для строительных организаций	426
10	Бытовые корпуса № 5 и 6 на 1000 чел. для тепломонтажной, электромонтажной организаций и треста «Энергостроймонтажсвязь»	972
11	Канализационная уборная	72
12	Помещение для обогрева рабочих	18
13	Контора начальника участка	18
14	Контора линейных ИТР	18
15	Материальные и инструментальные кладовые	18
	Комната гигиены женщин (в бытовых корпусах)	18
Складское хозяйство и участок управления строительством
17	Центральный материальный отапливаемый склад	1271 783
18	Центральный материальный неотапливаемый склад	1067
19	Компрессорная станция с двумя компрессорами ЗИФ ВКС-5 подачей 7 м3/мин	142
20	Навес (унифицированные конструкции сборные)	1296
21	Центральный склад лаков И красок вместимостью 30—40 т	288
22	Центральный склад мела и алебастра	144
23	Мастерская колерная раскроя стекла, раскроя и сварки линолеума Открытая площадка складирования строительных материалов	1447
24		12 240
131	Склад баллонов кислорода	142
132	Склад баллонов пропан-бутана и углекислого газа	132
133	Склад мела и алебастра	288
25	Закрытый склад оборудования отапливаемый	1382 534
26	Закрытый склад оборудования неотапливаемый	1067 534
27	Навес (унифицированные конструкции сборные)	1728+432 34 026*
28	Открытый склад для хранения тепломеханического и электротехнического оборудования	47 058
Позиция по генеральному плану	Наименование	Площадь застройки, м2
30	Управление тепломонтажных работ Открытая площадка складирования	47 500
31	и укрупнения тепломеханического оборудования при ЦПР с козловым краном Открытая площадка укрупнения и	И 000
32	складирования тепломеханического оборудования с козловыми кранами Открытая площадка разгрузки тя-	2000
33	желовесов Цех для укрупнительной сборки ро-	1044
34	торов турбин и набивки конденсаторов Бокс для контроля сварных соеди-	163
35	нений Цех предмонтажных работ	3951
36	Административно-бытовой корпус с	1294
37	лабораторией Хранилище радиоактивных изотопов	195
39	Закрытая стоянка спецмашин для	869
40	обслуживания тепломонтажного участка Закрытый склад оборудования не-	1067
41	отапливаемый Закрытый склад оборудования отап-	1382
42	ливаемый Навес для хранения тепломехани-	432
43	ческого оборудования Служебные помещения УСП	292
44	Аргоно-кислородная газификацион-	556
45	ная станция подачей 200 м3/ч Ацетилено-генераторная станция с ге-	299
46	нераторами подачей 20 м3/ч Емкости подземные пропан-бутана	200
47	вместимостью по 5 м3 Компрессорная станция с двумя	54
48	электрическими	компрессорами ВКС-5 Объединенный склад баллонов и кар-	142
49	бида кальция Наземный склад кислот и раствори-	72
ьо 51 15	телей Хранилище жидкого кислорода Хранилище жидкого аргона Материальные и инструментальные	18
12	кладовые Помещение для обогрева рабочих	18
13 14	Контора начальника участка Контора линейных ИТР	18
Управление электромонтажных работ
52	Теплохолодный склад	922
53	Монтажно-заготовительная мастерская с встроенными бытовыми и конторскими помещениями	2160
54	Открытая площадка складирования оборудования металла и труб, готовой продукции	5000
55	Лабораторный корпус	498
56	Кабельное поле с площадкой укрупнительной сборки оборудования и конструкций	8650
57	Открытая стоянка спецмашин	900
15	Материальные и инструментальные кладовые	18
12	Помещение для обогрева рабочих	18
14	Контора линейных ИТР	18
234
Продолжение прилож. П.7.1
Продолжение прилож. П.7.1
Позиция по генеральному плану	Наименование	Площадь застройки, м*
Участок теплоизоляционных и противокоррозионных работ
58	Мастерская теплоизоляционных работ с неотапливаемым складом	2615
59	Открытая площадка складирования материалов	4700
60	Мастерская	противокоррозионных работ	3285
61	Открытая площадка складирования готовых изделий с козловыми кранами	1540
62	Склад противокоррозионных материалов	614
63	Склад кислот и растворителей (четыре цистерны вместимостью по 10 м3, одна цистерна вместимостью 75 м3)	308
Управление по монтажу строительных конструкций
64 65	Навес Объединенный корпус мастерских В том числе управления по монтажу строительных конструкций	288 3883 1078
66	Открытая стоянка механизмов	875 6175 9295
67	Площадка для сборки и складирования пространственных армоблоков защитной оболочки реакторного отделения с козловыми кранами	
69	Открытая площадка для складирования и укрупнения строительных конструкций	23 598
70	Закрытый отапливаемый склад	488
71	Закрытый неотапливаемый склад	853
38	Площадка для укрупнения блоков ферм машинного зала	4300
Участки главного механика, главного энергетика, трестов «Гидроспецстрой», «Гидромеханизация», «Энергомеханизация»
72	Отапливаемый склад участков «Гид-роспецстроя», «Гидромеханизации», «Энергомеханизации» и сантехнических работ То же неотапливаемый склад	307
73		614
74	Объединенный корпус мастерских	1942
75	управления строительства Объединенный корпус мастерских,	1291
76	субподрядных организаций Площадка для хранения материалов	3000
77	и оборудования Стоянка строительных машин «Гид-	2500
78	роспецстроя» Открытая площадка участка «Гид-	2500
79	ромеханизации» Открытая площадка участка «Энер-	3000
80	гомеханизации» Открытая стоянка и площадка ре-	500
	монта механизмов	
Базы участков сантехнических, вентиляционных работ
81 82	Открытая площадка складирования труб и металла Сантехническая мастерская	537
83	Открытая площадка при сантехнической мастерской	2400
Позиция по генеральному плану	Наименование	Площадь застройки, ма
84	Открытая площадка при вентиляционной мастерской	1584
85	Мастерская вентиляционных работ	
86	Открытая площадка складирования вентиляционных систем Автохозяйство	1200
87	Объединенный	производственный корпус гаража на 400 грузовых автомобилей и базы механизации	7560
88	Открытая площадка стоянки и ремонта строительных механизмов	12 100
89	Открытая мойка кранового оборудования и строительных машин	108
90	Механизированная мойка на две линии	904
91 92	Очистные сооружения для сточных вод от мойки автомобилей подачей 20 л/с Открытая стоянка на 400 грузовых автомобилей	177
93	Служебно-бытовой корпус с теплым переходом участков автохозяйства и базы механизации	1332
94 95	Автозаправочная станция на 250 заправок в сутки со складом смазочных материалов Наземный склад светлых нефтепродуктов вместимостью 450 м3	54+36
Участки подсобных строительных работ. Бетонное, асфальтобетонное и деревообрабатывающее хозяйства
96	Арматурная мастерская производительностью 10 т арматуры в год	1522
97	Открытый склад арматуры	3000
98	Открытая площадка сборки армокар-касов	3000
99	Бетоносмесительный цех автоматизированный	производительностью 120 м3/ч (с четырьмя смесителями по 1500 л)	490
100	Склад	цемента	вместимостью 8 тыс. т с двумя приемными устройствами	506
105	Автоматизированная	бетоносмеси- тельная установка СБ-145	280
106	Узел просева песка	100
108	Склад заполнителей открытый, штабельного типа ’ с козловым грейферным краном и повышенной железнодорожной эстакадой для разгрузки вагонов	400
109	Автоматизированная компрессорная станция 4КХ20 подачей 80 м3/мин	491
НО	Известегасительная установка	231
111	Строительная лаборатория	70
101	Прирельсовый автоматизированный склад заполнителей на 15 000 м3 с приемными устройствами и надштабельным конвейером	6200
112	Строительная лаборатория	696
ИЗ	Склад заполнителей особо тяжелого бетона	307
114	Полигон сборных железобетонных изделий с пятью пропарочными камерами производительностью 5 тыс. м3 в год и козловым краном	180
16*
235
Продолжение прилож. П.7.1
Продолжение прилож. П.7.1
Позиция по генеральному плану	Наименование	Площадь застройки, м2
115	Битумохранилище на 300 т с наве-	432+72
	сом для хранения кускового битума	
116	Битумоплавильная установка Д-506	144
117	Пастосмесительная установка	144
118	Силосный склад минерального по-	72
	ротка	
119	Склад мазута вместимостью 100 м3	
120	Насосная склада мазута	24
Позиция по генеральному плану	Наименование	Площадь застройки, м1
121	Деревообрабатывающая мастерская с сушильной камерой	598
122	Склад готовой продукции	504
123	Склад с козловым краном. Градирни с вентиляторами	1360
124	Пожарный .резервуар вместимостью 100 м3	58
125	Цех изготовления элементов оросительной градирни	783
Приложение П.7.2. Стройбаза АЭС с РБМК-1000
Состав временных зданий и сооружений
I— подстанция 110/6 кВ
// — склад камня и щебня
///— база главного энергетика
IV	— участок монтажа строительных конструкций
V	— склады дирекции
VI	— участок монтажа тепломеханического оборудования
VII	— участок химзащиты
236
VIII — объекты газоснабжения
IX — автобаза
X — мойка
XI — здание управления дирекции и строительного управления
XII >—тепловозное депо
XIII — участок электромонтажных работ
XIV — асфальтобетонное хозяйство
XV — склад горючесмазочных материалов
Продолжение прилож. П.7.1
Продолжение прилож. П.7.1
Позиция по генеральному плану	Наименование	Площадь застройки, м2
126	Площадка для складирования и сортировки асбоцементных листов труб и блоков оросителя	6900
Участок треста «Энергостроймонтажсвязь»
134	Мастерская для нестандартных изде-	427
	ЛИЙ Контора участка связистов	60
Позиция по гене» рально-му плану	Наименование	Площадь застройки* м»
135	Площадка для открытого хранения	100
136	техники Закрытая стоянка спецмашин участ-	432
137	ка треста «Энергостроймонтажсвязь» и генподрядчика Локомотивное депо на два стойла	285
* В числителе—полезная площадь, в знаменателе —общая.
1 EZ3 2 ITiTH л ...'
vrjp
XVI — база Строймеханизации
XVII —столовая
XVIII — участок теплоизоляционных работ
XIX — склады строительства
XX — деревообрабатывающее хозяйство
XXI — столовая
XXII — бетонорастворное хозяйство
XXIII — полигон сборного железобетона
XXIV — арматурное хозяйство
XXV — сборно-разборный завод домостроения XXVI — передвижная котельная
Условные обозначения
1	— здания и сооружения
2	— навесы
3	— временные железнодорожные пути
4	— подкрановые пути
5	— автомобильные дороги
6	— ограждение
237
Приложение П.7.3. Стройбазе АТЭЦ
1 — административно-бытовой комплекс; II, IV, V, VII — участки энергозащиты, телломонтажных работ, монтажа строительных конструкций, сантехнических работ; III — складское хозяйство; VI — деревообрабатывающее хозяйство; VIII, IX — бетонорастворное и асфальтобетонное хозяйства; X — пионерная база; // — автохозяйство; /// — склады; / — главный корпус; 2 — спецкор-пус с вентиляционной трубой; 3 — хранилище малоактивных отходов; 4 — открытая установка трансформаторов; 5 —ОРУ; 6 — дизель-генераторные станции с насосными ответственных потребителей; 7 — блочная насосная станция; 8 — брызгальные бассейны; 9— градирни; 10, 11 — объединенные вспомогательные корпуса; 12 — масло-мазутохозяйство; 13— пускорезервная котельная; 14— административно-бытовой комплекс; 15— столовая; 16 — переходные галереи; 17 — шламоотвалы
Приложение П.7.4. Стройбаза ACT
/ — материальный склад; // — открытый склад строительных материалов и изделий; /// — участок сантехнических работ- IV______
площадка для складирования и сборки конструкций и оборудования; V— административно-бытовой комплекс; VI— бытовой корпус; VII, VIII, IX, / — арматурное, деревообрабатывающее, бетонорастворное и асфальтобитумное хозяйства;//—пусковая котельная с мазутоскладом и мазутонасосной; /// —раздаточные пропан-бутана, ацетилена и кислорода; //// — склад песка и щебня с железнородожной эстакадой; XIV — резервная зона; XV — гараж и стоянка автомашин; XVI — склады; XVIII — участок по возведению вентиляционной трубы; XVIII — открытый склад и площадка для хранения и укрупнительной сборки тепломеханического и электротехнического оборудования; /// — помещение для сборки страховочного корпуса (тепляк); / — объединенная насосная станция; 2 — резервуары запаса сырой воды; 3— емкость сбросных вод предпусковой промывки 4 — установка сжиженного газа; 5 — кислородно-ацетиленовая установка; 6 — реципиентная станция азота; 7—насосная станция хозяйственно-питьевого водоснабжения; 8 — резервуары запаса питьевой воды; 9 — сблокированное здание гаража; /0 — главный корпус: // — подстанция 110/6 кВ; /2 — брызгальные бассейны; 13 — шламонакопитель
238
Приложение П.7.5. Эталон графика строительства АЭС с ВВЭР-1000
Объекты и сооружения
Внутриплощадочный подготовительный период
Основной период строительства


Шестой гад
Седьмой год
Четвертый гад
Третий год
39)ШЖ]
‘ Второй год
Первый год
Пятый год
7 | // I in |~7й
53
57
Реакторное отделение и пускоразервная котельная	
Машзал и гидротехнические сооружения	
одидоя -дойр	
Дизвль-генераторная и прочие сооружения	
Остановка башенных
	
Се?)	Jr-	
	
	
	to)
239
Продолжение прилож. П.7.5
Продолжение прилож. П.7.5.
Позиция графика	Вид раоот
1—2	Подготовка территории
3—4	Строительство стройбазы
5—6	Строительство пускорезервной котельной
Реакторное отделение
15—16
16—17
17—18
18—19
19—20
20—21
21—22
22—23
23—24
24—25 25—26 26—27 27—28 28—29
29—30 30—31
31—36
36—37
37—38
38—39
39—104
20—52
21—43
21—48
48—43
48—51
21—49
49—50
49—51
50—43
50—52
51—38
Устройство котлована
Фундаментная плита (50%)
Фундаментная плита (100%); каналы и трубы спецканализации (45%)
Стены до нулевой отметки; установка баков емкостей и вентиляционного оборудования на отм. — 4,2 м (50%). Каналы и трубы спецканализации (100%) Перекрытие на нулевой отметке; установка баков емкостей и вентиляционного оборудования на отм. 4,2 м (100%) Стены до отм. 6,6 м; перекрытие на отм. 3,6 м; установка баков емкостей и вентиляционного оборудования на нулевой отметке и отм. 3,6 м; стены до отм. 10,8 м (20%)
Перекрытие до отм. 6,6 м; стены до отм. 10,8 м (100%)
Монтаж армоконструкций перекрытия на отм. 13,2 м (75%)
Монтаж армоконструкций перекрытия на отм. 13,2 м (100%); бетонирование перекрытия на отм. 13,2 м
Шахта реактора до отм. 22,3 м
Монтаж сухой защиты
Монтаж опорной фермы
Перекрытие на отм. 19,3 м
Шахта реактора до отм. 36,9 м Перекрытие на отм. 36,9 м
Облицовка и химзащита центрального зала
Контрольная сборка внутрикорпусных устройств, верхнего блока, сборка реактора
Пусконаладочные работы
Гидравлические испытания и промывка первого контура
Предварительные испытания оболочки; первая ревизия оборудования первого контура
Горячая обкатка ядерной установки; испытания оболочки, вторая ревизия Физический пуск
Предварительная и чистовая химзащита фундаментной части
Электромонтажные работы фундаментной части
Монтаж вентиляционных систем фундаментной части
Окончание монтажа вентиляционных систем фундаментной части Зависимость
Монтаж тепломеханических систем фундаментной части
Окончание монтажа тепломеханических систем фундаментной части Зависимость
Зависимость
Зависимость
Теплоизоляция оборудования и трубо-проводов фундаментной части
Позиция графика	Вид работ
50—38	Окончание химзащиты фундаментной
	части
24—27	Стены гермозоны до отм. 19,3 м
24—38	Предварительная и чистовая химзащи-
	та обстройки и гермозоны
24—12	Защитная оболочка до отм. 36,7 м
12—13	Защитная оболочка до отм. 55,6 м
13—40	Монтаж полярного крана; наладка
	вспомогательного крюка
40—41	Наладка основного крюка полярного
	крана
41—42	Монтаж парогенераторов, компенсаторов
	давления, барботажных баков емкостей
	системы аварийного охлаждения зоны
42—36	Монтаж трубопроводов компенсаторов
	давления, системы аварийного охлажде-
	ния зоны, паропроводов и трубопрово-
	дов питательной воды
41—34	Зависимость
34—35	Монтаж корпуса реактора и части тру-
	бопроводов первого и второго контуров
35—31	Зависимость
35—36	Окончание монтажа трубопроводов пер-
	вого и второго контуров
40—33	Зависимость
33—34	Монтаж опорного кольца
13—14	Монтаж облицовки карниза и купола
14—34	Зависимость
14—37	Монтаж карнизных блоков; армирова-
	ние и монтаж каналообразователей ку-
	пола; бетонирование карниза и купола;
	монтаж и натяжение пучков
24—11	Обстройка до отм. 20,4 м
11—37	Завершение работ по обстройке и уста-
	новка вентиляционной трубы
V 11—10	Электромонтажные работы обстройки
10—38	Окончание электромонтажных работ об-
	стройки
11—9	Монтаж тепломеханических систем об-
	стройки
9—10	Окончание монтажа тепломеханических
	систем обстройки
9—7	Зависимость
11—8	Монтаж вентиляционных систем об-
	стройки
8—10	Окончание монтажа вентиляционных си-
	стем обстройки
8—7	Зависимость
7—38	Теплоизоляция оборудования и трубо-
	проводов обстройки
	28—32	Стены гермозоны до отм. 36,9 м (50%)
32—46	Монтаж тепломеханических систем гер-
	мозоны (65%)
47—38	Теплоизоляция оборудования и трубо-
	проводов гермозоны
46—47	Зависимость
46—43	Монтаж тепломеханических систем гер-
	мозоны (100%)
32—45	Электромонтажные работы гермозоны
45—43	1 ОО /0 ) Электромонтажные работы гермозоны
32—43	Монтаж вентиляционных систем гермо-
	ЗОНЫ
43—44	Функциональные испытания систем и
	оборудования (этапы I—V)
44—38	Функциональные испытания систем и
	оборудования (этапы VI—X)
44—36	' Зависимость
240
Продолжение прилож. П.7.7
Продолжение прилож. П.7.5
Позиция графика	Вид работ
32— 29	Стены гермозоны до отм. 36,9 м (100%)
30—34	Зависимость
29—33	Зависимость
16—64	Котлован
64—65	Бетонная подготовка
65—66	Циркуляционные водоводы в пределах
	машзала (25%)
66—67	Циркуляционные водоводы в пределах
	машзала (100%)
67—68	Пригруз и плита на отм. —3,6 м (25%)
68—69	Пригруз и плита на отм. —3,6 м (100%)
69—70	Подвальная часть и подпорные стены
70—71	Монтаж каркаса ДО* (оси 1—7)
71—72	Монтаж каркаса ДО* (оси 8—12)
72—73	Окончание работ по каркасу, кровле,
	стеновым ограждениям
73—74	Монтаж оборудования и трубопроводов
	в ДО* (50%)
74—56	Монтаж оборудования и трубопроводов
	в ДО* (100 %)
64—81	Устройство циркуляционных водоводов
	у ряда А (50%)
81—83	Устройство сбросного канала у ряда А
83—84	Устройство сбросного канала до БЙС**
	(10%)
84—85	Подземная часть БНС**
85—86	Обратная засыпка
86—43	Окончание строительства и монтаж обо-
	рудования БНС**
84—88	Устройство сбросного канала до БНС**
	(100%)
88—43	Окончание открытого отводящего ка-
	нала
81—82	Устройство циркуляционных водоводов
	у ряда А (100%)
82—85	Циркуляционные водоводы до БНС**
82—70	Зависимость
65—67	Фундамент каркаса
66—68	Нижняя плита фундамента турбогене-
	ратора
69—77	Подземная часть ЭТУ
77—78	Каркас ЭТУ***
78—104	ОУТ**** и монтаж гибких связей
78—56	Химзащита помещений ЭТУ
78—79	Общестроительные и отделочные работы
	ЭТУ*** (10%)
79—80	Общестроительные и отделочные рабо-
	ты ЭТУ*** (15%)
80—56	Общестроительные и отделочные рабо-
	ты ЭТУ*** (100%)
79—56	Монтаж вентиляционного оборудования
	
80—56	Электромонтажные работы ЭТУ ***
69—53	Конструкции - фундамента турбогенера-
	тора
53—54	Монтаж конденсаторов (60%)
54—55	Монтаж конденсаторов (100%); верхняя
	плита фундамента турбогенератора
55—56	Монтаж турбоагрегата и электромон-
	тажные работы машзала
71—75	Общестроительные и отделочные рабо-
	ты в ДО* (15%)
— Деаэраторное отделение (ДО)
** — Блочная насосная станция (БНС)
*** _ Помещения электротехнических устройств (ЭТУ)
**** —Открытая установка трансформаторов (ОУТ)
Позиция графика	Вид работ
75—56	Общестроительные и отделочные работы в ДО* (100%)
75—76	Электромонтажные работы в ДО
76—56	Окончание электромонтажных работ
76—43	Зависимость
71—59	Каркас машзала (оси 1—3)
59—60	Каркас машзала (оси 4—7)
60—61	Каркас машзала (оси 8—12)
61—63	Зависимость
63—104	Химзащита в машзале и ДО*
61—62	Общестроительные и отделочные работы машзала (85%)
62—56	Общестроительные и отделочные работы машзала (100%)
61—56	Монтаж вспомогательного оборудования машзала
60—57	Зависимость
57—58	Конструкции конденсационного пола и
	трубопроводы в подвале машзала
58—104	Теплоизоляционные работы машзала
58—56	Трубопроводы низкого и высокого давления
56—104	Пусконаладочные работы машзала
87—88	Открытый подводящий и отводящий канал
89—90	Плотина и пруд-охладитель
90—104	Окончание работ по плотине
91—36	Трубопроводы к брызгальному бассейну и сам брызгальный бассейн
90—43	Зависимость Спецкорпус
92—93	Котлован. Фундаментная плита блока спецводоочистки
93—94	Строительные и монтажные работы по блоку спецводоочистки.
94—95	Пусконаладочные работы спецводоочистки
95—38	Окончание пусконаладочных работ спецводоочистки
93—96	Фундаментная плита санитарно-бытового блока
96—95	Строительные и монтажные работы по санитарно-бытовому блоку
96—97	Фундаментная плита блока мастерских
97—95	Строительные и монтажные работы по
	блоку мастерских Дизель-генераторная станция
98—99	Подземная часть и обратная засыпка
	дизель-генераторной на три ячейки
99—39	Строительные и монтажные работы по дизель-генераторной на три ячейки
99—18	Зависимость
98—100	Подземная часть и обратная засыпка дизель-генераторной на одну ячейку
100—99	Зависимость
100—39	Строительные и монтажные работы по дизель-генераторной на одну ячейку
101—43	Объединенный вспомогательный корпус
102—104	Открытое распределительное устройство
103—104	Хранилище слабоактивных отходов
241
Приложение П.7.6. Разрезка защитной оболочки реактора ВВЭР-1000 на монтажные блоки
1,60,200												
1,55,600 1,51,610 1,63,130 1,36,770 1, 28,290 1,21,930 1,13,200	90,6	| 56	71,5	90,3	I 56	71,7	90,6	56	71,7	90,6	[54	71,7
	17,5	17,5	17,5	17,5	17,5	17,5	17,5	17,5	17,5	17,5	17,5	17,5
	27,0	27,0	27,9	27,0	27,0	27,5	27,0	27,0	27,0	27,0	27,0	27,0
	16,6	36,2	В 26,9 ~53/1	16,6	26,9	18,9	16,8	16,6	16,6	16,6	16,5	16,7
	22,г	32,1		22,5	66,6	21,2	21,6	28,9	22,6	21,5	26,1	26,5
	16,6	25,6		16,6	17,6	16,6	16,6	21,8	16,6	16,6	17	16,6
	26,5	19,9		26,г	26,2	26,1	26,5	26,8	26,8	26,5	25,2	26,8
1,60,200	а)											
1,55,600 1,51,610 1,63,130 1,36,770 1,28,290 1,21,930 1,13,200		I 21B’L_		I		216,3			216,3				216,3	
	266,37											
	276,67											
	209,10											
	310,70											
	235,67											
	363,16											
1,60,200	б)											
1,55,600 1,36,770 1, 21,930 1,13,200	30,6	I	%%%	У/МА\ 56		71,7	30,6	56		ум	I	71,7
	60,9	80,7	65,6 9	17,5 63,6	69,6	63,9	61,3	60,9	60,9	17,5 63,6	61	61,Z
	38,6	57,5	26,9	38,9	62,6	37,6	37,8	50,7	39	37,9	63,1	60,9
	26,5	19,9		26	26,Z	26,1	26,5	26,8	26,8	26,5	25,2	26,8
Варианты разрезки защитной оболочки реактора ВВЭР-1000 на монтажные блоки (масса блоков, т, указана козловому крану К-2Х175 или КБ-20000; в — вариант III применительно к использованию двух кра-кранам СКР-3500 с траверсой; д — вариант V применительно к использованию двух кранов СКР-3500 с травер-тельно к использованию двух кранов СКР-3500 или СКУ-2500 с траверсами; з—вариант VIII применительно 242
60,200
1,13,200
1,28,290
90,6	| 59
83,1	17,5 95,3
92,9	45)2
29, S
53,9
	| 59	71,7	90,6		-1-		ПГ"	71,7
99,5	99,5	85,1	82,7	89,8	99,5	99,5	17,5	89,8
							95,7	
								
38,9	69,7				39	37,9		
90,6	91,6	92,5	92,9	96,6	93,2	92.9	92,2	
1,60,200
1,55,600

^21,930
90,6	I 59	71,5	90,6	I 59	71.7	90,6 ||54		71,7	90.6	I 59	71,7
33,5	138,г	~^Н,5	39,8	131,6	101,5	99,1	111,6	99,9	98,8	109-1	юг-1
		^9									
26,5	19,9		29	29,2	26,1	26,5	29,8	26,8	26,5	25,2	26,8
1,60,200
1,55,600
^93,130
1,28,290
90,6	| 59	^71.5^		1 59	71,7	90,6		'//,Ш	90,6	i 59	71,7
99,5		95,9	99,5	99,5	95,0	99,5	99,5	99,5	99,5	99,5	99,5
38,6	68,3		38,9	6Э}7	90,1	38,2	95,3	39,0	37,9	92,6	91,2
											
92,9	95,2	и	90,6	91,6	92,5	92,9	96,6	93,Z	92,9	92,2	93,2
X)
1,28,290
ч 90,6	Г~59~	71,5	70,6	[~59~	71,7	90,6 || 59		71,7	90,6 || 59		77,7
17,5	17,5	17,5	17,5	17,3	17,5	17,5	17,5	17,5	17,5	17,5	17,5
65,6	95,3	99,1	65,9	36,7	67,6	65,2	72,3	66	69,9	95,7	68,г
		78,3 ф									
92,9	95,2		90,6	91,6	92,5	92,9	96,6	93,2	92,9	9Z,2	93,2
3)
с закладными частями): a — заложен в рабочих чертежах (поставочные блоки); б— вариант II применительно к нов'СКР-3500 или СКУ-2500 с траверсами; г — вариант IV применительно к крану КБ-20000 или к двум сой длиной 36м;е—вариант VI применительно к кранам КБ-20000, КРОЛЛ, «Демаг»; ж — вариант VII примени-к кранам, указанным в вариантах IV, VI.
243
Приложение П.7.7. Сетевой график строительства АЭС с РБМК-1000
Сооружения
Освоение территории
Объекты транспортного хозяйства и связи	
Инженерные сети	
Временные сооружения	
Главный корпус	Блок А а
	Блок В
	Блок Г
	Блок Б
	Блок Е
Вспомогательные сооружения	
Техническое Водоснабжение	Пруд-охладитель
	Приетанцианныа узел
Четвертый год
Второй гой
Третий гой
Первый год
Пятый год
if
Of
IV
Стоимость страитвльно-монтажных работ па f энергоблоку, млн. ру О.
72
I—
41
117
11В
30,0
10,0
25,0
	3	
		j

Ж

вв
35,0
35,0
244
Продолжение прилож. П.7.7
Продолжение прилож. П.7.7
Позиция графика	Вид работы
Общеплощадочные работы
0—1 0—2	Подготовка территории строительства Строительство автомобильных и же-
0—3—4	лезных дорог Строительство объектов водоснабже-
0—7	ния и канализации Строительство временных зданий и
	сооружений
Сооружение блока А
8—9 9—11	Земляные работы Сооружение фундаментной плиты
12—14	Возведение блока до отм. 38,2 м
14—15	Монтаж металлоконструкций по ре-
	акторному отделению до отм. 56,2 м
17—19	Монтаж вспомогательного оборудо-
	вания
20	Поставка схемы Э
21—22	Укрупнительная сборка схемы Э
23—26	Сооружение тепляка для укрупни-
	тельной сборки реактора
25	Поставка схемы ОР
25—29—46	Укрупнительная сборка схемы ОР
30	Поставка схемы С
30—32	Укрупнительная сборка схемы С
32—34	Подгонка схемы С
36	Поставка схемы Л
37	Укрупнительная сборка схемы Л
38	Поставка схемы КЖ
38—39	Укрупнительная сборка схемы КЖ
40—41	Поставка схемы Е
42—44	Укрупнительная сборка схемы Е
44—45	Вварка трактов
46—48—158	Монтаж реактора № 1 в шахте блока
49	Поставка схемы Г
50—51	Укрупнительная сборка схемы Г
51—52	Монтаж схемы Г
Сооружение блока В	
53—54 54—56	Земляные работы Сооружение фундаментной плиты
57—60	Возведение блока до отм. 8,2 м
60—61	Возведение блока до отм. 17,2- м
61—62	Возведение блока до отм. 32 м
63—66	Монтаж технологического оборудо
67—68	вания Заделка проемов
Сооружение блока Г
69—71	Земляные работы
72—74	Устройство бетонной подготовки и горизонтальной гидроизоляции
75—77	Возведение фундаментов по осям А, Г, В и Б
75—80	Монтаж конструкций машинного зала и деаэраторной этажерки
80—87	Возведение внутренних помещений этажерки
81—84	Возведение фундамента и боксов турбоагрегата № 2
83—86	Возведение фундамента и боксов турбоагрегата № 1
87—88	Заделка проемов
89—97	Монтаж турбоагрегата № 1
Позиция графика	Рид работ
90—92	Монтаж крана № 1 машинного зала
92—94	Монтаж крана № 2 машинного зала
93—98	Монтаж технологического оборудова-
	НИЯ
94—95	Монтаж турбоагрегата № 2
95—98	Перекрытие боксов
98—99	Опробование турбоагрегатов № 1, 2
100—101	Возведение фундаментов по осям А
	и 68 и устройство фундаментной
	плиты
101—103	Монтаж конструкций машинного зала
	и деаэраторной этажерки
103—104	Возведение внутренних помещений
	этажерки
105—106	Возведение фундамента и боксов тур-
	боагрегата № 3
	Сооружение блока Б
107—108	Земляные работы
108—112	Сооружение фундаментной плиты
111—114	Возведение блока до отм. 15 м
114—115	Возведение блока до отм. 38,2 м
116—117	Поставка схем реактора № 2
116—119	Укрупнительная сборка схем аппара-
	та № 2
Сооружение блока Е
120—163 | Сооружение блока Е
Сооружение объектов промплощадки
121—122	Строительство резервной котельной
123—124	Строительство вентиляционной трубы
125—129	Сооружение хранилища твердых и
	жидких отходов
126—127	Монтаж оборудования
130—134	Сооружение ОРУ 330 и 110 кВ
131—135	Монтажные работы
135—137	Сооружение объединенно-вспомога-
	тельного корпуса
136—138	Монтаж оборудования
139—140	Строительство вспомогательных со-
	оружений
Сооружение объектов технического водоснабжения
141—145	Намыв дамбы, крепление и устрой-
142—143—146	ство дренажа Выемка, насыпь и крепление судо
147—148	ходного канала Строительство станции подпитки и
149—161—156	других сооружений Крепление откосов подводящего и
152—153	отводящего каналов Строительство насосных	станций
154—155	№ 1 и 2 и монтаж оборудования станции № 2 Строительство водозаборных соору-
156—157	жений, напорного бассейна и других сооружений; монтаж оборудования сооружения № 2 Наполнение пруда
Пусконаладочные работы	
158—159	Гидроиспытания, промывка
160—163	Физический пуск, энергетическим пуск
245
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1.	Основные направления экономического и социального развития СССР на 1986—1990 годы и на период до 2000 года. М.: Политиздат, 1986.
2.	Алексахин Р. М. Ядерная энергия и биосфера. М.: Энергоатомиздат, 1982.
3.	Ананских А. А. Об организации контроля качества строительно-монтажных работ при сооружении АЭС// Энергетическое строительство. 1983. № 12. С. 10—12.
4.	Архитектура гражданских и промышленных зданий. Основы проектирования/ Под ред. В. М. Предте-ченского. М.: Стройиздат, 1981.
5.	Байков В. Н., Сигалов Э. Е. Железобетонные конструкции. М.: Стройиздат, 1982.
6.	Беленя Е. И. Предварительно напряженные несущие металлические конструкции. М.: Стройиздат, 1983.
7.	Белоус И. П., Майборода П. М. Специальная канализация. М.: Атомиздат, 1972.
8.	Бедениг Д. Газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы: Пер. с нем./ Под ред. Ю. И. Митяева. М.: Атомиздат, 1975.
9.	Биологическая защита транспортных реакторных установок/ Д. Л. Бродер, С. А. Козловский, В. С. Кызьюров и др. М.: Атомиздат, 1969.
10.	Биологическая защита ядерных реакторов: Справочник: Пер. с англ./ Под ред. Ю. А. Егорова. М.: Атомиздат, 1965.
11.	Дубровский В. Б. и Аблевич 3. В. Строительные материалы и конструкции защиты от ионизирующих излучений. М.: Стройиздат, 1983.
12.	Дубровский В. Б. Радиационная стойкость строительных материалов. М.: Стройиздат, 1977.
13.	Егоров Ю. А. Основы радиационной безопасности атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1982.
14.	Здания исследовательских реакторов/ В. Б. Дубровский, А. С. Зиненко, А. А. Левенштейн и др. М.: Наука, 1978.
15.	Защита от излучений ядерно-технических установок/ Н. Г. Гусев, Л. Р. Киммель, Е. Е. Ковалев и др. М.: Атомиздат, 1973.
16.	Иванов В. И. Курс дозиметрии. М.: Атомиздат, 1978.
17.	Инженерный расчет защиты атомных электростанций/ Под ред. А. П. Веселкина, Ю. А. Егорова. М.: Атомиздат, 1976.
18.	Канаев А. А., Ратников Е. Ф., Копп И. 3. Термодинамические циклы, схемы и энергооборудование атомных электростанций. М.: Атомиздат, 1976.
19.	Кириллов А. П., Амбриашвили Ю. К. Сейсмостойкость атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1985.
20.	Комаровский А. Н. Строительство ядерных установок. М.: Атомиздат, 1969.
21.	Крупчатников В. М. Вентиляция при работе с радиоактивными веществами. М.: Атомиздат, 1968.
246
22.	Лессиг Е. Н., Лилеев А. Ф., Соколов А. Г. Листовые металлические конструкции. М.: Стройиздат, 1970.
23.	Маргулова Т. X. Атомная энергетика и ее будущее. М.: Энергия, 1977.
24)	Маргулова Т. X, Атомные электростанции. М.: Высшая школа, 1984.
25.	Машкович В. П. Защита от ионизирующих излучений: Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1982.
26.	Металлические конструкции/ Под ред. Е. И. Беленя. М.: Стройиздат, 1983.
27.	Мороз П. И. Перспективные схемы и средства механизации строительства реакторных отделений АЭС // Энергетическое строительство. 1985. № 6. С. 13—15.
28.	Организация и планирование строительного производства/ Под ред. Е. И. Вареника, И. Г. Галкина. М.: Высшая школа, 1973.
29.	Петросьянц А. М. Атомная энергия в науке и промышленности. М.: Энергоатомиздат, 1984.
30.	Полякова Р. Б. Контроль качества сварочных работ при изготовлении и монтаже герметизирующих облицовок защитных оболочек и помещений локализации аварий АЭС// Энергетическое строительство. 1983. № 12. С. 8—10.
31.	Профилирование биологической защиты атомных электростанций/ В. А. Григорьев, И. А. Енговатов, О. В. Колтун, П. А. Лавданский// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Проектирование и строительство. 1978. Вып. 2 (2). С. 62—71.
32.	Пуховский А. Б. Металлическая преднапря-женная защитная оболочка реакторов АЭС// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Проектирование и строительство. 1978. Вып. 2 (2). С. 78—82.
ЗЗ.	Сапожников Ф. В. Организация, планирование и управление строительством ТЭС и АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1983.
34.	Синев Н. М., Удовиченко П. М. Бессальниковые водяные насосы. М.: Атомиздат, 1972.
35.	Серпентинит в защите ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1973.
-36	' Справочник строительства тепловых и атомных электростанций. М.: Стройиздат, 1979.
37.	Строительство ядерных установок. Источники излучений и защита на АЭС/ МИСИ. М., 1979.
^8)	Татарников В. П. Схемы и компоновки атомных электростанций. М.: Атомиздат, 1970.
39.	Трояновский Б. М. Турбины для атомных электростанций. М.: Энергия, 1978.
40.	Физические основы защиты от излучений/ Н. Г. Гусев, В. П. Машкович, Б. Г. Пологих и др. М.: Атомиздат, 1979.
41.	Ядерные энергетические установки/ Б. Г. Ган-чев, Л. Л. Калишевский, Р. С. Демешев и др. М.: Энергоатомиздат, 1983.
Нормативная литература
42.	ГОСТ 15484-81. Излучения ионизирующие. Термины и определения.
43.	ГОСТ 18298-79. Стойкость аппаратуры, комплектующих элементов и материалов радиационная. Термины и определения.
44.	ГОСТ 23082-78. Реакторы ядерные. Термины и определения.
45.	ГОСТ 25192-82. Бетоны. Классификация и общие технические требования.
/46	. Нормы строительного проектирования АС с реакторами различного типа: ПиН АЭ 5.6/ Минатом-энерго СССР. М„ 1986.
47.	Правила охраны поверхностных вод от загрязнения сточными водами. М.: Стройиздат, 1972.
1J18.1 Проектирование железобетонных защитных оболочек АЭС с реактором ВВЭР. ВСН 36-84/ Минэнерго СССР. М„ 1984.
49.	Санитарные правила проектирования и эксплуатаций атомных электростанций. СП АЭС-79. М.: Энер-гоатомиздат, 1984.
50.	Санитарные нормы проектирования промышленных предприятий: СН 245-71. М., Стройиздат, 1972.
51.	Сборник нормативных материалов по безопасности АЭС. Б-ка эксплуатационника. Вып. 2. М.: Энер-гоатомиздат, 1985.
52.	СНиП 2.03.01-84. Бетонные и железобетонные конструкции. М., Стройиздат, 1985.
53.	СНиП 2.01.07-85. Нагрузки и воздействия. М., Стройиздат, 1985.
54.	СНиП II-2-80. Противопожарные нормы проектирования зданий и сооружений. М., Стройиздат, 1980.
55.	СНиП 2.01.02-85. Противопожарные нормы. М., М., Стройиздат, 1985.
56.	СНиП 2.02.01-83. Основания зданий и сооружений. М., Стройиздат, 1983.
57.	СНиП П—23-81. Стальные конструкции. М., Стройиздат, 1981.
58.	СНиП 2.09.03-85. Сооружения промышленных предприятий. М., Стройиздат, 1985.
59.	СНиП 2.09.02-85. Производственные здания. М., Стройиздат, 1985.
60.	СНиП 3.01.01-85. Организация строительного производства. М., Стройиздат, 1985.
ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие..................................... 3
Глава 1. Технология и оборудование АЭС .	.	6
1.1.	Ядерные реакторы........................... 6
1.2.	Типы АЭС. Основное технологическое оборудование .....................................14
1.3.	Особенности инженерного	оборудования .	.	28
Глава 2. Выбор площадок строительства и генеральные планы АЭС.............................36
2.1.	Требования к площадке строительства атомной электростанции ........................... 36
2.2.	Инженерные изыскания при выборе площадки АЭС.....................................40
2.3.	Генеральный план......................41
2.4.	Вопросы экономической эффективности .	.	46
Глава 3. Объемно-планировочные решения зданий атомных электростанций......................50
3.1.	Требования к компоновке сооружений .	.	50
3.2.	АЭС с реакторами ВВЭР-1000	....	52
3.3.	АЭС с канальными реакторами	....	66
3.4.	АЭС с кипящими, газографитовыми реакторами и реакторами на быстрых нейтронах	74
Глава 4. Строительные конструкции зданий
АЭС...........................................  78
4.1.	Конструирование зданий АЭС ....	78
4.2.	Железобетонные защитные оболочки	. .	92
4.3.	Металлические защитные оболочки . .	.	104
Глава 5. Строительные материалы и конструкции защитных экранов...........................115
5.1.	Местные материалы.........................115
5.2.	Эффективные материалы.....................120
5.3.	Влияние облучения на свойства защитных материалов....................................123
5.4.	Конструкции экранов.......................132
Глава 6. Защита от ионизирующих излучений на АЭС....................................138
6.1.	Основы проектирования радиационной защиты .........................................138
6.2.	Источники излучений на АЭС и допустимые уровни облучения .............................
6.3.	Методы расчета защиты....................
6.4.	Объемно-планировочные решения защиты и нормирование ее качества......................
Глава 7. Организация строительства АЭС .
7.1.	Основные положения организации строительства .	................................
7.2.	Материально-техническая база строительства
7.3.	Организация строительства атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000 .
7.4.	Организация строительства атомных электростанций с реакторами РБМК-1000
7.5.	Специальные работы.......................
7.6.	Контроль качества работ..................
Приложение П.З. Здания и сооружения АЭС по унифицированному проекту с реактором ВВЭР-1000 ....................................
Приложение П.5.1. Основные понятия, термины и определения ................................
Приложение П.5.2. Взаимодействие излучения с веществом.....................................
Приложение П.5.3. Прекращение эксплуатации ядерных реакторов АЭС.......................
Приложение П.6. Примеры расчета защиты .
Приложение П.7.1. Стройбаза АЭС с ВВЭР-1000 Приложение П.7.2. Стройбаза АЭС с РБМК-1000 Приложение П.7.3. Стройбаза АТЭЦ . . . . Приложение П.7.4. Стройбаза ACT . . . . Приложение П.7.5. Эталон графика строительст-
ва АЭС с ВВЭР-1000	......
Приложение П.7.6. Разрезка защитной оболочки реактора ВВЭР-1000 на монтажные блоки
Приложение П.7.7. Сетевой график строительства АЭС с РБМК-1000 .........................
Список литературы ...........................