Организация строительства АЭС
Моноблочная компоновка АЭС с серийным оборудованием наиболее удобна для поточного строительства. Все энергоблоки конструктивно одинаковы, состав работ основных потоков главного корпуса повторяется.
Пусковой комплекс первого энергоблока по объему работ больше последующих. Так объем работ пускового комплекса первого энергоблока АЭС с шестью энергоблоками составляет около 30 % всего объема работ по сооружению атомной станции.
Выемка котлованов главного корпуса, дизель-генераторной, пристанционного узла, подземных коммуникаций, спецкорпуса, зданий и сооружений вспомогательного производственного назначения 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 котлована (а иногда и раньше) начинается строительство гидротехнического комплекса, с тем чтобы обеспечить его ввод в действие к пуску первого энергоблока.
Последующие блоки начинают возводить через промежутки времени, равные шагу внутриплощадного потока. Шаг потока определяется возможностями обеспечения строительства АЭС материалами и трудовыми ресурсами и принимается равным 1,5 годам.
|
|
|
При выполнении строительно-монтажных работ на реакторном отделении главного корпуса возможно использование различных схем механизации:
· два башенных крана СКР-3500 грузоподъемностью 100 т, устанавливаемых с противоположных сторон реакторного отделения;
· башенный кран КРОЛЛ (Бельгия) грузоподъемностью 240 т;
· козловой кран К2х100 грузоподъемностью 350 т;
· башенный кран ДЕМАГ СС 4000 грузоподъемностью до 650 т.
Для монтажа конструкций и оборудования машзала используются два башенных крана БК-1000 грузоподъемностью 50 т, устанавливаемых с противоположных сторон машзала для возможности совместного подъема тяжеловесных грузов двумя кранами.
При выборе последовательности возведения реакторного отделения следует 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.
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 герметичную защитную оболочку, смонтировать и ввести в действие круговой кран грузоподъемностью 400 т;
· необходимостью максимально приблизить открытие фронта работ для монтажа электрооборудования, вентиляционных устройств и другого оборудования, размещаемого в обстройке;
· грузоподъемностью и другими характеристиками основных кранов в зависимости от которых определяется масса укрупненных монтажных блоков;
· типом опалубки для бетонирования цилиндрической защитной оболочки.
На рисунке приведен вариант поэтапного возведения реакторного отделения выше отметки 13,2 м (I – IV этапы).
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 перекрытия 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.
|
|
|
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Опыт мировой ядерной энергетики и эксплуатации реакторных установок водо-водяного типа в Украине разрешает сделать выбор для нового строительства в пользу энергоблоков с реакторными установками с водой под давлением, т.е., типа РWR / ВВЭР. Предвиденный уровень единичной мощности новых энергоблоков АЭС должны быть от 1000 до 1500 Мвт. Принципиальное решение относительно выбора мощности и типов новых энергоблоков будет приниматься в период до 2007-2008 года на основании:
- дополнительной оценки условий энергосистемы Украины;
- сравнение технико-экономических показателей;
- оценки состояния разработки и освоение в эксплуатации энергоблоков в других странах.
При выборе типа энергоблока для конкретной площадки целесообразно предусматривать однотипные энергоблоки. Следует руководствоваться принципом однотипности в рамках временного периода 3-5 лет.
Задание на самостоятельную подготовку
1. С особенностями компоновки АЭС с РБМК, АСТ
2. С особенностями конструкции главного корпуса АЭС с ВВЭР-440, ВВЭР-1000 (В-302), РБМК-1000.
|
|
|
Литература
1. Дементьев Б.А. «Ядерные энергетические реакторы». М., Энергоиздат,1984. Гл. 1,2.
2. Альбом специализированного оборудования АЭС с серийными блокамиВВЭР-1000. СВМИ. Севастополь. 1994.
3. Кузнецов H.М., Канаев А.А., Копп И.З. Энергетическое оборудование блоков АЭС. Машиностроение, Л.,1982.
4. .Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. Высшая школа, М.,1984.
5. .Hигматулин И.П., Hигматулин Б.И. Ядерные энергетические установки. Энергоатомиздат, М.,1986.
6. Тепловые и атомные электрические станции. Справочник. Под ред. В.А.Григорьева и В.М.Зорина/ Энергоатомиздат, М.,1985.
7. Стерман А.С., Шарков А.Т., Певлин С.А. Тепловые и атомные электростанции. Атомиздат, М.,1975.
8. Ядерные энергетические установки./Под ред. H.А. Доллежаля/ Энергоатомиздат, М.,1983.
9. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. Высшая школа, М.,1969.
10. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. Изд. 5-е. ИздАТ, 1994.
11. Стерман А.С. и др. Тепловые и атомные электростанции. Энергоатомиздат, М.,1995.
12. Ядерная энергетика СНГ. Атомная техника за рубежом N4, 1993, с.3-5.
13. В.В. Воскобойников. Устройство и обслуживание оборудования АЭС. Высшая школа. М. 1995
14. В.А.Иванов. Эксплуатация АЭС Энергоатомиздат С-П.1994.
15. В.В.Гирнис и др. Монтаж оборудования атомных станций. Высшая школа. М.1990.
16. Герлига В.А. и др. Основы безопасности АЭС с ВВЭР. Киев 1993.
17. Широков С.В. Ядерные энергетические реакторы. НТТУ КПИ. Киев 1997.
18. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. Энергоатомиздат. М.1988.
19. Технические описания и инструкции по эксплуатации отдельных систем и оборудования.
20. М.И. Хоршева. Водоподготовка, спецхимочистка и химический контроль на атомных станциях. СИЯЭиП, Севастополь, 2000.
21. Строительство атомных станций. Под редакцией В.Б. Дубровского. Энергоатомиздат, М 1987.
Дата добавления: 2021-04-05; просмотров: 105; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!