Усі основні будівлі та споруди Южно-Української АЕС розташовані на території промислового майданчика, віддаленого від міста Южноукраїнська на 3 кілометри. Управління АЕС поєднує централізований контроль, дистанційне управління основними технологічними процесами та автоматичне регулювання, що здійснюються з блочного щита управління (БЩУ).
Перший і другий енергоблоки являють собою малу серію АЕС з реакторами ВВЕР-1000 з реакторними відділеннями, що окремо стоять, з'єднані загальним машинним залом.
Реакторне відділення першого та другого енергоблоків – це 76-ти метрові герметичні споруди циліндричної форми зі сферичним куполом, побудовані на бетонній основі. Захисна оболонка виконана із попередньо напруженого залізобетону.
Третій енергоблок споруджений за серійним проектом АЕС ВВЕР-1000 і є моноблоком. У головний корпус енергоблоку входить реакторне відділення, що складається з герметичної оболонки, розташованої навколо неї облаштування, яка поділена на зони «суворого» та «вільного» режиму та примикаючих машинного залу, прибудови електротехнічних пристроїв, деаераторного відділення, спеціального корпусу та ін.
У реакторних відділеннях розміщено: реактор, парогенератори, головні циркуляційні насоси, компенсатор тиску, трубопроводи головного циркуляційного контуру, ємності системи аварійного розхолодження, перевантажувальна машина, басейни витримки та перевантаження, інше технологічне обладнання. Управління всіма системами реакторного відділення провадиться з блочного щита управління.
В об'єднаному машинному залі першого та другого енергоблоків розташовано 2 турбогенератори. Його компонування передбачає поздовжнє розташування основного обладнання. На різних відмітках машинного залу розміщено системи забезпечення роботи турбіни та генератора, насосне обладнання, системи охолодження та мастила, сепаратори-пароперегрівачі, допоміжне обладнання.
Машинний зал третього енергоблоку містить турбогенератор, а також обладнання та трубопроводи допоміжних технологічних систем другого контуру.
На Южно-Українській атомній електростанції серед основних будівель і споруд є два спеціальні корпуси – технологічних приміщень, призначених для роботи з джерелами іонізуючого випромінювання. Вони оснащені спеціальним обладнанням. У блоці спецводоочищення проводиться очищення води технологічних систем. При цьому очищена вода знову повертається в цикл і використовується для підживлення основних технологічних контурів.
На майданчику ЮУАЕС окремо розміщуються: дизель-генераторна станція, корпус газового господарства, пускова котельня з димовою трубою, блочна насосна станція, сховище слабоактивних твердих відходів, технологічні трубопроводи на естакадах, об'єднане маслогосподарство, відкритий розподільний пристрій, підвідник -побутові корпуси, їдальня та ін. АЕС має залізничні колії та автомобільні дороги.
На ЮУ АЕС експлуатується 3 енергетичні блоки. У складі блоку: реактор ВВЕР-1000, турбіна К-1000-60, генератор ТВВ-1000, парогенератори ПГВ-1000, головні циркуляційні насоси, компенсатор тиску, трубопроводи головного циркуляційного контуру, ємності системи аварійного розхолодження, перевантаження , інше технологічне обладнання
Принципова теплова схема АЕС
система управління та захисту реактора
головний циркуляційний насос
корпус реактора
парогенератор
активна зона реактора з паливом
турбіна
генератор
живильний насос
конденсатор
циркуляційний насос
ставок-охолоджувач
захисна оболонка
пар
трансформатор
лінії електропередач.
Теплова схема станції – двоконтурна.
Перший контур – радіоактивний. Він включає реактор типу ВВЕР-1000 і 4 циркуляційні петлі охолодження. Кожна петля містить головний циркуляційний насос (2) парогенератор (4), головні циркуляційні трубопроводи. До однієї з циркуляційних петель першого контуру приєднаний компенсатор тиску, за допомогою якого підтримується в контурі заданий тиск води.
Реактор ВВЕР-1000 – водо-водяний енергетичний реактор корпусного типу з водою під тиском. Термін "водо-водяний" означає, що сповільнювачем нейтронів і теплоносієм, що відводить тепло, що виділяється в реакторі, служить знесолена борированная вода.
У корпусі реактора(3) знаходиться активна зона(5), розташовані конструктивні елементи для організації потоку теплоносія та органи управління реактивністю(1). Як паливо використовується слабозбагачений двоокис урану.
Трубопроводи циркуляційних петель приєднані до вхідних та вихідних патрубок корпусу реактора(3). Через нижні вхідні патрубки вода надходить всередину корпусу реактора, потім проходить знизу вгору через активну зону, відводячи тепло від тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), і через верхні вихідні патрубки подається парогенератори(4). Температура води на вході в реактор 288ºС, на виході 320ºС, тиск води у першому контурі – 160 кгс/см2. Витрата води через активну зону створюється головними циркуляційними насосами(2) і становить 80 000 м3/год, обсяг води першого контуру – 360 м3. Основний конструктивний матеріал першого контуру – нержавіюча сталь.
Активна зона реактора зібрана із 163 шестигранних тепловиділяючих збірок (ТВЗ). У кожній ТВС знаходяться об'єднані в пучок і зафіксовані дистанційними гратами 312 тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ) стрижневого типу з покриттям з цирконієвого сплаву (матеріал, що не ділиться). Сердечник ТВЕЛу складається з палива у вигляді таблеток із спеченого двоокису урану UO2. Діаметр паливної пігулки – 7,53 мм. Герметична оболонка ТВЕЛу забезпечує збереження його геометричної форми та механічної міцності, запобігає забрудненню теплоносія продуктами розподілу та перешкоджає корозії. Діаметр ТВЕЛів – 9,1 мм.
Перевантаження активної зони проводиться на зупиненому реакторі дистанційно під шаром води спеціальною перевантажувальною машиною. Вилучені відпрацьовані ТВС встановлюються у басейні витримки на 3-5 років зі зняттям залишкового тепловиділення і зниження радіаційної активності ТВЭЛов. Щорічно здійснюється часткове (близько 1/3) вивантаження робочих ТВС із реактора та довантаження такою самою кількістю свіжих паливних зборок.
Обладнання першого контуру знаходиться в герметичній частині оболонки, виконаної із заздалегідь напруженого залізобетону. При можливих аварійних розущільненнях обладнання та трубопроводів реакторного відділення в герметичній оболонці локалізуються всі радіоактивні речовини, що унеможливлює їх потрапляння в навколишнє середовище.
Другий контур – нерадіоактивний. Він включає 4 парогенератори(4), паропроводи, парову турбіну(6), генератор(7), сепаратори-пароперегрівачі, живильні насоси(8), трубопроводи, деаератори і регенеративні підігрівачі. Парогенератори є загальним обладнанням для першого та другого контурів. Вони теплова енергія, вироблена в реакторі, від першого контуру через теплообмінні трубки передається другому контуру. Насичена пара (температурою 274ºC і тиском 60кгс/см2), що виробляється в парогенераторах, паропроводом надходить на турбіну(6), яка призводить до обертання ротор генератора(7), що виробляє електричний струм.
Охолодження пари в конденсаторах турбіни проводиться циркуляційною водою, що подається насосами(10), встановленими на блоковій насосній станції, пов'язаної через канал, що підводить, з Ташлицьким ставком – охолоджувачем(11). Після конденсатора циркуляційна вода скидається назад у ставок-охолоджувач. Конденсат (охолоджена пара) за допомогою живильного насоса (8) подається парогенератори (4). І далі процес повторюється у замкнутому циклі.
Усі основні процеси роботи обладнання, включаючи пускові, автоматизовані. Оброблена інформація про стан енергоблоків з обчислювального центру передається на монітори, встановлені на БЩУ, у вигляді основних параметрів та рекомендацій щодо зміни режиму.
Процес регулювання потужності реактора або припинення ланцюгової реакції здійснюється органами системи управління та захисту (СУЗ) шляхом виведення або введення в активну зону реактора елементів, що поглинають нейтрони.
На випадок аврійного виходу з ладу БЩУ передбачено резервний щит управління, з якого можливе керування аварійним розвантаженням та зупиненням блоку.
www.sunpp.mk.ua/ua/energocomplex
