Особенности работы спецкорпусов АЭС, связанные с наличием системы боксов и коридоров, обусловили весьма большие объемы работ по возведению стеновых конструкций. Аналогичные проблемы возникали применительно к обстройке аппаратного отделения. Для снижения стоимости и трудоемкости арматурных и опалубочных работ при возведении этих стен институты «Оргэнергострой» и «Атомэнергопроект» предложили заменить монолитный железобетон на сборно-монолитные конструкции. Плоские армированные плиты заводского изготовления объединялись стальными фермами в объемные блоки. В зону стыка смежных блоков устанавливали объемные армокаркасы, после чего внутреннее пространство блоков заполняли монолитным бетоном. Такая технология позволила резко увеличить темпы возведения сооружений, повысить качество поверхности стен, радикально сократив объем отделочных работ.
Для обоснования расчетной схемы работоспособности конструкций из железобетонных ячеек были проведены исследования на моделях, фрагментах и натурных образцах железобетонных ячеек. Исследования подтвердили совместную работу сборной и монолитной частей конструкции. Сейсмостойкость зданий из ячеек изучалась на трехэтажном фрагменте спецкорпуса, изготовленном из натурных конструкций.
Технология изготовления и конструкции металлических связей объемных железобетонных ячеек совершенствовались на объектах строительства зарубежных АЭС с учетом разработок стран-партнеров. Ряд научных и проектно-исследовательских работ проводились странами СЭВ в рамках межгосударственной комплексной программы научно-технического прогресса. В числе таких работ можно отметить создание особо тяжелых бетонов для радиационной защиты с отказом от традиционного использования для этой цели чугунной дроби. Эта разработка была реализована на всех АЭС в СССР и странах СЭВ.
При строительстве зарубежных АЭС советские специалисты в содружестве с работниками национальных институтов изучали возможности наиболее эффективного использования местных строительных материалов и возможностей местных предприятий строительной индустрии. Полученный в этой области опыт нередко использовался в отечественной практике.
Отдельно следует отметить проблемы совершенствования общей организации строительства АЭС. Так, специалисты стран СЭВ приняли идеологию поточного строительства, разработанную в СССР и впервые реализованную для энергоблоков АЭС на строительстве Запорожской АЭС.
Опыт работ по проектированию и строительству объектов малой серии позволил перейти к проектированию и строительству серийных АЭС с ВВЭР-1000. Дальнейшее совершенствование объемно-планировочных решений АЭС с ВВЭР-1000 продолжилось созданием серии унифицированных моноблоков путем максимальной блокировки технологических и электротехнических систем с учетом оптимальных технологических связей, а также уменьшения габаритных размеров оборудования и широкого применения укрупненных индустриальных строительных изделий заводской готовности. В основу планировочного решения генерального плана серийных АЭС типа ВВЭР-1000 был положен принцип моноблока. Главные корпуса отдельно стоящих энергоблоков, состоящих из здания реакторного отделения и примыкающего к нему машинного отделения с пристройкой электротехнических устройств, расположены параллельно друг другу на расстоянии, соответствующем требованиям противопожарной безопасности, организации поточного строительства и монтажа, разводке транспортных и инженерных коммуникаций, а также с учетом планировки и архитектурного решения всего комплекса АЭС.
Территориальное разделение блоков создает реальные возможности более четкого выделения пускового комплекса, а также параллельного, независимого ведения работ на нескольких энергоблоках одновременно, что способствует сокращению сроков ввода мощностей и улучшает условия модернизации блоков. Отдельно стоящие блоки связаны один с другим и со спецкорпусом коммуникационными эстакадами и пешеходными переходами. По этому новому проекту построено 15 энергоблоков.
Однако и здесь не были исчерпаны все возможности совершенствования. Была поставлена цель дальнейшего увеличения безопасности с уменьшением затрат на новом поколении АЭС, которые реализованы в настоящее время на АЭС в Китае, Индии, Иране и предлагаются на тендерной основе другим потенциальным зарубежным заказчикам (АЭС-91 и АЭС-92, АЭС 2006).
2.10. Особенности монтажа реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 за рубежом
При сооружении АЭС за рубежом в составе всех групп советских специалистов на площадке сооружаемой АЭС была группа специалистов главного конструктора по реактору и парогенераторам и специалисты заводов-изготовителей основного оборудования. Задачей этой группы специалистов являлось осуществление на первых энергоблоках АЭС технического руководства всеми работами по реактору и парогенераторам на всех этапах испытаний, участие в ревизиях оборудования и в устранении обнаруженных дефектов, а на последующих энергоблоках – инженерно-консультационные услуги.
Номенклатура и объем работ по реактору ВВЭР-440 (В-230) во время его монтажа, сборки и при проведении пусконаладочных работ определялись специальной документацией, разработанной на основании опыта пуска первых четырех энергоблоков на Нововоронежской АЭС и опытного реактора АЭС «Райнсберг» в ГДР. Как правило, работы по сборке реактора на первых зарубежных АЭС с реактором ВВЭР-440 проводились силами заказчика в целях обучения и приобретения его специалистами опыта под техническим руководством советских специалистов. На последующих блоках эти работы проводились уже на условиях шефмонтажа.
Значительно большее внимание, чем на отечественных АЭС, уделялось входному контролю качества оборудования перед его монтажом и в процессе ревизий после проведения отдельных этапов пусконаладочных работ. Это касалось как увеличения объема и номенклатуры контроля, так и средств его проведения. Для проведения контроля заказчиками привлекались, кроме станционных лабораторий по контролю металлов, свои специализированные организации, оснащенные современными средствами контроля.
Головным блоком реакторов серии В-230 был энергоблок 1 Кольской АЭС, по результатам пуска которого должны были быть разработаны рекомендации для остальных энергоблоков этой серии. Однако в силу разных причин работы на энергоблоке 1 Кольской АЭС проводились лишь с небольшим опережением работ на энергоблоке 1 АЭС «Норд» в ГДР, в связи с чем опыт, полученный на энергоблоке 1 Кольской АЭС, не мог быть в полной мере учтен при работах на АЭС «Норд».
Кроме того, опыт эксплуатации в СССР первых реакторов показал, что некоторые проблемы выявляются только после определенного ресурса работы оборудования. Среди них наиболее важны для работоспособности реакторного контура явления гидродинамики, термоциклические пульсации теплоносителя и вибрации, которые оказывают влияние на прочность конструкций. Для обнаружения таких сложных явлений требуется проведение специальных экспериментов на крупномасштабных моделях с воспроизведением натурных условий работы оборудования.
Первые признаки повышенной вибрации в каналах АРК появились уже при горячей обкатке энергоблока 1 Кольской АЭС, а во время ревизии были обнаружены дефекты на кассетах АРК и сопрягаемых с ними элементах. По результатам анализа дефектов на всех других энергоблоках были уменьшены расходы теплоносителя через каналы АРК, что позволило устранить явление вибрации и износа кассет АРК. Для последующих блоков этой серии (блоки 3 и 4 АЭС «Норд», блоки 3 и 4 АЭС «Козлодуй», блоки 1 и 2 АЭС «Богунице») были внесены соответствующие изменения уже в конструкцию АРК.
В связи с землетрясением в Румынии в 1977 г., когда АЭС «Козлодуй» выдержала землетрясение около 6 баллов (хотя и не была рассчитана на такой уровень), на АЭС «Козлодуй» в 1979–1980 гг. проводилось дополнительное раскрепление оборудования реакторной установки для обеспечения сейсмостойкости. Проект раскрепления был разработан с учетом возможности его применения на вновь строящихся блоках 3 и 4 и на действующих блоках 1 и 2 и реализован под техническим руководством представителя главного конструктора.
Для АЭС «Ловииза» в Финляндии была разработана новая реакторная установка В-213, которая не имела аналогов в СССР и соответствовала требованиям западных норм и правил. Ряд проблем при этом оказались новыми как для проектных организаций, так и промышленности в целом. Для обеспечения безопасности при разрыве главного циркуляционного трубопровода, кроме создания необходимых технологических систем безопасности, были введены существенные изменения в конструкцию собственно реактора, а оборудование шахтного объема реактора было разработано заново. Была создана новая конструкция привода СУЗ, усовершенствована система внутриреакторных измерений, предусмотрена система контроля корпуса реактора при эксплуатации, принципиально изменена опорная конструкция реактора с заменой кольцевого бака на сухую защиту и т. д. Соответственно были увеличены объем и номенклатура работ, выполняемых при монтаже и пусконаладочных работах.
В процессе проведения пусконаладочных работ на энергоблоке 1 АЭС «Ловииза» реактор неоднократно собирался и разбирался, и было продемонстрировано, что изменения, введенные в конструкцию отдельных элементов реактора В-213, не влияют на качество сборки-разборки реактора. В результате этих работ были полностью выполнены требования проекта по основным данным, характеризующим качество сборки (соосности, горизонтальности и т. д.).
На АЭС «Ловииза» были впервые реализованы конструктивные решения, которые создали дополнительные удобства для персонала эксплуатации и сократили время, требуемое для обслуживания реактора при эксплуатации. К ним относятся:
• система центровки верхнего блока;
• подреакторное помещение с организацией нижней биологической защиты;
• новая конструкция теплоизоляции зоны патрубков;
• площадка обслуживания верхнего блока с подъемными кронштейнами для крепления шлейфов электрооборудования.