В Волгодонском филиале АО «АЭМ-технологии» «Атоммаш» (входит в машиностроительный дивизион Росатома – Атомэнергомаш) завершили изготовление внутрикорпусных устройств реактора для первого блока строящейся в Республике Бангладеш АЭС «Руппур».
К внутрикорпусным устройствам относятся: 11-метровая шахта внутрикорпусная, выгородка и блок защитных труб. Общий вес изделий — свыше 179 тонн. Все элементы помещают внутрь корпуса атомного реактора подобно матрешке с высокой точностью и герметично закрывают крышкой реактора. Именно внутрикорпусные устройства осуществляют разделение потоков теплоносителя в реакторе, в них размещаются тепловыделяющие сборки, а также через них проходят каналы системы управления и защиты реактора. Все элементы внутрикорпусных устройств предварительно прошли контрольную сборку со штатным корпусом реактора. В дальнейшем это позволит сократить сроки монтажа оборудования на станции.
Ранее в этом году Волгодонский филиал АЭМ-технологии уже отгрузил корпус реактора и комплект из четырех парогенераторов для первого блока АЭС «Руппур». Всего для двух блоков АЭС «Руппур» завод изготовит два реактора, включая внутрикорпусные устройства и верхний блок с крышкой корпуса реактора, и восемь парогенераторов.
Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем, внутри которого размещается активная зона и внутрикорпусные устройства. Вес корпуса реактора ВВЭР-1200 превышает 330 тонн, высота – 13 метров, диаметр 4,5 метра. Сверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов и органов регулирования и защиты реакторов и патрубками для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. Крепление крышки к корпусу осуществляется шпильками. В верхней части корпуса имеются патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также патрубки для аварийного подвода теплоносителя при разгерметизации контура.
АЭС «Руппур» проектируется и строится по российскому проекту. Проектирование и строительство объекта осуществляет Инжиниринговый дивизион ГК «Росатом». Станция будет состоять из двух энергоблоков с реакторами типа ВВЭР, жизненный цикл которых составляет 60 лет с возможностью продления срока работы еще на 20 лет.