ОВОС Часть.3.2 by Antiatom.by

МИНИСТЕРСТВО ЭНЕРГЕТИКИ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ ПРОЕКТНОЕ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЕ РЕСПУБЛИКАНСКОЕ УНИТАРНОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ "БЕЛНИПИЭНЕРГОПРОМ"

ОБОСНОВАНИЕ ИНВЕСТИРОВАНИЯ В СТРОИТЕЛЬСТВО АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ В РЕСПУБЛИКЕ БЕЛАРУСЬ КНИГА 11 ОЦЕНКА ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ 1588-ПЗ-ОИ4 ЧАСТЬ 3 ОПИСАНИЕ АЭС Часть 3.2. Технологические системы и технические решения

Подпись и дата

Взам. инв. №

ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА

Директор

А.Н.Рыков

Заместитель директора

В.В.Бобров

Главный инженер проекта

А.И.Стрелков

Инв. № подл.

2009

Состав обоснования инвестирования № книги

Обозначение

Примечание

Наименование

1588–ПЗ–ОИ4

Разработка исходных данных.

Белнипи

1588–ПЗ–ОИ4

Обоснование размещения АЭС.

Белнипи

Альтернативные варианты строительства АЭС. Парогазовая ТЭС. Белнипи Альтернативные варианты строительства АЭС. Пылеугольная ТЭС. Белнипи

1588–ПЗ–ОИ4

Основные технологические решения.

ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Обеспечение станции ресурсами.

ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Основные архитектурно-строительные решения. ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Структура АЭС, кадры и социальные вопросы.

ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Организация инвестиционного проекта.

ЗАО АСЭ

10 1588–ПЗ–ОИ4

Основные направления инженерно-технических мероприятий гражданской обороны и предупреждения чрезвычайных ситуаций. Белнипи

11 1588–ПЗ–ОИ4

Оценка воздействия на окружающую среду.

Белнипи

12 1588–ПЗ–ОИ4

Сметная документация.

Белнипи

13 1588–ПЗ–ОИ4

Эффективность инвестиций.

14 1588–ПЗ–ОИ4

Основные решения строительства.

проекта

Белнипи

организации Белнипи

333/08-02

14444-01

09-042

82/09-ОИ

Материалы инженерно-геологических изысканий и исследований, УП «Геосервис», 2009 г. Выдача мощности в энергосистему, РУП «Белэнергосетьпроект», 2009 г. Внеплощадочное водоснабжение и канализация, УП «Белкоммунпроект», 2009 г. Внешняя связь, ОАО «Гипросвязь», 2009 г.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Материалы субподрядных организаций

Изм. Кол.уч. Лист №док . ГИП Стрелков

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4 Пояснительная записка

Н. контроль

Клещенок

Стадия

Лист

Листов

ОИ

СОСТАВ ОВОС

№ части

Обозначение

1588–ПЗ–ОИ4

Общие положения. Обоснование необходимости строительства АЭС. Альтернативные площадки размещения АЭС. Альтернативные источники электроэнергии. Описание АЭС. Вопросы безопасности. Основные принципы и решения. Технологические системы и технические решения.

3.1 1588–ПЗ–ОИ4 3.2 1588–ПЗ–ОИ4

Характеристика источников воздействия АЭС.

3.3 1588–ПЗ–ОИ4

Проектные и запроектные аварии. Радиоактивные выбросы. Трансграничное влияние. Характеристика окружающей среды и оценка воздействия на неё АЭС.

3.4 1588–ПЗ–ОИ4 4

1588–ПЗ–ОИ4

4.1 1588–ПЗ–ОИ4

Геологическая среда.

4.2 1588–ПЗ–ОИ4

Химическое и радиоактивное загрязнение. Физико-географическая и климатическая характеристика. Поверхностные воды. Количественные и качественные характеристики. Поверхностные воды. Оценка возможного радионуклидного загрязнения водотоков. Трансграничный перенос радиоактивных загрязнений. Поверхностные воды. Биологические компоненты водных экосистем и процессы формирования качества вод. Подземные воды. Оценка современного состояния. Прогноз изменения состояния при размещении АЭС.

4.3 1588–ПЗ–ОИ4 4.4 1588–ПЗ–ОИ4

4.5 1588–ПЗ–ОИ4

4.6 1588–ПЗ–ОИ4

Взам. инв. №

4.7 1588–ПЗ–ОИ4

Подземные воды. Трансграничный перенос.

4.9 1588–ПЗ–ОИ4

Почвы. Сельское хозяйство. Оценка радиационного воздействия на агроэкосистемы.

4.10 1588–ПЗ–ОИ4

Ландшафты, растительный мир, животный мир.

Подпись и дата

4.8 1588–ПЗ–ОИ4

Изм. Кол.уч. Лист

Инв. № подл.

Примечание

Наименование

ГИП

№док . Стрелков

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4 Пояснительная записка

Н. контроль

Клещенок

Стадия

Лист

Листов

ОИ

№ части

Обозначение

Наименование Население, демография.

1588–ПЗ–ОИ4

Оценка радиологического воздействия на население Беларуси. Оценка риска воздействия на здоровье населения загрязнений атмосферного воздуха от ТЭС на различных видах топлива, альтернативных АЭС. Оценка воздействия на окружающую среду альтернативных источников энергообеспечения. Предложения по организации системы мониторинга окружающей среды. Мероприятия по обеспечению экологической безопасности.

5.1 1588–ПЗ–ОИ4

5.2 1588–ПЗ–ОИ4

1588–ПЗ–ОИ4

Отчет об ОВОС.

8.1 1588–ПЗ–ОИ4

Описание АЭС.

8.2 1588–ПЗ–ОИ4

Текущее состояние окружающей среды. Оценка воздействия АЭС на окружающую среду. Заявление о возможном воздействии на окружающую среду АЭС. Оценка влияния чрезвычайных ситуаций техногенного характера в зоне наблюдения (30 км вокруг АЭС) на работу атомной электростанции. Ответы на замечания по результатам проведения общественных обсуждений, замечаний граждан, общественных объединений, организаций, сопредельных государств.

8.3 1588–ПЗ–ОИ4 9

Примечание

1588–ПЗ–ОИ4

10 1588–ПЗ–ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

11 1588–ПЗ–ОИ4

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Содержание

Обозначение 1588-ПЗ-ОИ4

Наименование

С.

2 Концепция проекта Белорусской АЭС

2.1 Требования по обеспечению

радиационной и ядерной безопасности 2.2 Цели обеспечения радиационной

безопасности 2.3 Принцип глубоко эшелонированной

защиты 2.4 Основные принципы и проектные

основы систем безопасности 2.5 Информация о направлениях и

состоянии разработок проектов российских АЭС нового поколения 2.6 Сведения об экспертных заключениях

международных конкурсов 2.7 Основные технико-экономические харак-

теристики проекта АЭС-2006 (АЭС-92) 2.8 Принцип глубоко эшелонированной

защиты 2.9 Системы безопасности. Проектные

принципы и проектные решения Взам. инв. №

2.10 Описание проекта – аналога АЭС и

основные проектные характеристики 2.11 Принципиальная схема АЭС. Состав

Инв. № подл.

Подпись и дата

основного оборудования

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Обозначение 1588-ПЗ-ОИ4

Наименование

С.

2.12 Генеральный план

2.13 Основные проектные решения

2.14 Реакторная установка

2.15 Турбоустановка

2.16 Техническое водоснабжение

2.17 Система обращения с топливом и его

хранение 2.18 Обращение с радиоактивными

отходами 2.19 Система электроснабжения

2.20 Система контроля и управления

технологическими процессами 2.21 Описание систем безопасности

2.22 Вспомогательные системы

безопасности 2.23 Технологический цикл второго контура

2.24 Системы радиационной защиты, радиа-

ционного контроля и автоматизированного контроля радиационной обстановки 2.25 Общеблочная система надежного

электроснабжения Взам. инв. №

2.26 Системы охлаждения и технического

водоснабжения 74

2.28 Основные потребители питьевой воды

Инв. № подл.

Подпись и дата

2.27 Система канализации

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Обозначение

Наименование 2.29 Система производственного

1588-ПЗ-ОИ4

С. 75

водоснабжения 2.30 Очистные сооружения

2.31 Производственно ливневая

канализация 2.32 Вспомогательные цеха и

оборудование АЭС 2.33 Резюме

2.34 Список ссылочных документов и

литературы 80

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.35 Перечень принятых сокращений

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

В работе принимали участие В.В. Бобров

Главный инженер проекта

А.И. Стрелков

Заместитель главного инженера проекта

В.В. Турков

Ведущий инженер ОГИП

В.В. Юшкевич

Начальник ПТО

В.М. Сыропущинский

Начальник КНПОЭЭ

В.Н. Альшевский

Главный специалист ПТО

А.О. Катанаев

Главный технолог КНПОЭЭ

Л.А. Ивкина

Главный технолог КНПОЭЭ

Г.Н. Котельникова

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Заместитель директора

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2 КОНЦЕПЦИЯ ПРОЕКТА АЭС В РЕСПУБЛИКЕ БЕЛАРУСЬ 2.1 Требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности 2.1.1 Общие положения Концепция по обеспечению радиационной и ядерной безопасности «АЭС-2006» основана на: - требованиях отечественных действующих правил и норм по безопасности в области атомной энергетики применительно к специфике разрабатываемого энергоблока с учетом их дальнейшего развития; - современной философии и принципах безопасности, выработанных мировым ядерным сообществом и закрепленных в нормах безопасности МАГАТЭ; публикациях Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG); - комплексе отработанных и проверенных эксплуатацией технических решений с учетом работ по их совершенствованию, направленных для устранения выявленных в процессе эксплуатации «слабых звеньев»; - верифицированных и аттестованных расчетных методах, кодах и программ, отработанной методологии анализа безопасности, достоверной базы данных; - организационных и технических мерах по предотвращению и ограничению последствий тяжелых аварий, которые разработаны по результатам исследований в области тяжелых аварий; - опыте разработки установок нового поколения повышенной безопасности; - обеспечении низкой чувствительности к ошибкам и ошибочным решениям персонала; - обеспечении низких рисков значительных выбросов радиоактивных веществ при авариях; - обеспечении возможности выполнения функций безопасности без подвода энергии извне и управления через интерфейс «человек-машина»; - обеспечении отсутствия необходимости эвакуации населения, проживающего вблизи АЭС при любых авариях; - применении при разработке ВАБ I и II уровней консолидированной отраслевой базы данных и методических подходов, используемых специалистами проектных и научно-исследовательских учреждений России применительно к водо-водяным реакторам.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.2 Цели обеспечения радиационной безопасности Общей целью является обеспечение радиационной безопасности и защиты персонала, населения и окружающей среды от радиационной опасности путем использования на АЭС эффективных технических и организационных защитных мер. Достижение общей цели обеспечивается управлением безопасностью на всех этапах жизненного цикла АЭС, при всех ее эксплуатационных состояниях через реализацию цели радиационной защиты и технической цели безопасности. Целью радиационной защиты является ограничение доз облучения персонала, населения и выхода радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях нормальной эксплуатации энергоблока, ННЭ проектных авариях, запроектных авариях. При нормальной эксплуатации ограничение доз облучения персонала, населения и выхода радиоактивных веществ в окружающую среду должно быть ниже установленных пределов на разумно достижимом социально и экономически оправданном низком уровне, подтвержденном опытом эксплуатации действующих отечествен-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

ных энергоблоков АЭС с ВВЭР и зарубежных энергоблоков АЭС с реактором PWR (принцип ALARA – обеспечение поддержания облучения на разумно достижимом низком уровне). При проектных авариях ограничение доз облучения персонала, населения и выхода радиоактивных веществ в окружающую среду должно быть ниже пределов доз для населения, регламентированных ТНПА при авариях, за счет работы защитных и локализующих систем в проектных режимах. В сочетании с вероятностными целевыми показателями, при запроектных авариях должно быть обеспечено ограничение последствий аварий с тяжелым повреждением активной зоны в целях защиты населения, расчетный радиус зоны экстренной эвакуации и длительного отселения не должен превышать 800 м, что исключает необходимость экстренной эвакуации и длительного отселения населения. Радиус зоны, в пределах которой возможно обязательное введение защитных мер для населения после завершения ранней стадии аварии, не должен превышать 3 км (йодная профилактика, укрытие и т.п). Определение указанных радиусов зон необходимо осуществлять для наихудшей погоды. Размеры границы зоны планирования защитных мероприятий устанавливаются в проекте конкретной АЭС с учетом характеристик района размещения площадки. Цель обеспечения радиационной безопасности в проекте должна быть достигнута путем разработки инженерных и организационных средств обеспечения мероприятий, направленных на предотвращение аварий, ограничения их радиологических последствий, обеспечения «практической невозможности» аварии с большими радиологическими последствиями. Термин «практическая невозможность» означает, что вероятности таких событий ниже значений 1,0x10-7 на один год эксплуатации энергоблока. Термин «практическое исключение аварий с большими радиологическими последствиями» означает, что оцененное в проекте среднее значение (математическое ожидание) кумулятивный, т.е. суммарной по всем эксплуатационным состояниям (работа на мощности, стояночные режимы) и всем внутренним, внутриплощадочным и внешним исходным (инициирующим) событиям (ИС), вероятности превышения установленных в проекте значений предельного аварийного выброса (ПАВ) должно быть ниже 1,0х10-7 на один год эксплуатации энергоблока. Радиационная безопасность должна быть достигнута перечисленными ниже инженерными, организационными средствами и мероприятиями: - высокой надежностью оборудования, в том числе усовершенствованного с учетом опыта эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР при внедрении альтернативных решений, проверенных эксплуатацией ядерных энергоустановок различного типа с предотвращением имевших место отказов; - низкой частотой исходных событий, нарушающих нормальную эксплуатацию; - вероятностью тяжелого повреждения активной зоны, в том числе на остановленном реакторе, менее 10-5 (ОПБ-88/97) на реактор в год; - вероятностью возникновения уровня радиационного фактора (уровня вмешательства), при превышении которого следует проводить мероприятия по эвакуации населения за пределы зоны с радиусом 800м, менее 10-7 на реактор в год; - повышением резервов времени для персонала по управлению запроектными авариями, в течение которого обеспечены проектные характеристики защитных барьеров; - защитой от отказов по общей причине и ошибок персонала; - «практической невозможности» таких событий, как: - вторичная критичность расплава; - тяжелая авария с нелокализуемым байпасом защитной оболочки;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

- тяжелая авария при высоком давлении в системе «реактор защитная оболочка»; - тяжелая авария с отказом защитной оболочки после сведения аварийного процесса к «сценариям низкого давления». 2.2.1 Нормативная база Нормативными актами высшего уровня, которыми должны руководствоваться разработчики проекта, являются законы, относящиеся к области использования атомной энергии в мирных целях, распространяющиеся на деятельность в области атомной энергетики, ядерных материалов, защиты окружающей природной среды и определяющие социальные гарантии граждан. Разработка проекта АЭС в Республике Беларусь должна осуществляться в соответствии с требованиями действующих в Беларуси правил, норм и стандартов в области использования атомной энергии, а также в соответствии с требованиями отраслевой и нормативно-технической документации предприятий – участников разработки базового проекта (БП). В настоящих технических требованиях и при разработке проекта АЭС учитываются направления развития правил и норм по безопасности в атомной энергетике в сторону усиления требований нормативной документации по обеспечению радиационной и ядерной безопасности. С точки зрения использования при разработке БП международного опыта и формирования предложений для внешнего рынка, особое внимание должно быть уделено следующим материалам: - рекомендациям и нормам безопасности МАГАТЭ; - публикациям (доклады) Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG1 – INSAG12); - требованиям Европейских эксплуатирующих организаций к проектам атомных станций нового поколения с реакторами LWR (European Utility Reguirements (EUR), Revision «С»). 2.2.2 Критерии безопасности и проектные пределы

Критерии безопасности и проектные пределы должны быть приняты в соответствии с действующей нормативной документацией, рекомендованной МКРЗ (Международная комиссия по радиологической защите) и рекомендациями МАГАТЭ. Установленные на основании действующих нормативных документов в проекте АЭС-2006 проектные пределы по дозовым нагрузкам приведены в таблице 2.1.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.2.2.1 Проектные пределы

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 2.1 – Проектные пределы по эффективной дозе облучения Наименование Эффективная доза, мкЗв/год Население, нижняя граница при нормальной эксплуатации АЭС 10 Население, верхняя граница 100 Население, критическая группа на границе СЗЗ: на все тело 5000 отдельные органы за первый год после 50000 аварии Приемочные критерии при проектных авариях: - при авариях с вероятностью более 10-4 событие/год <1 мЗв/событие -4 - при авариях с вероятностью менее 10 событие/год <5 мЗв/событие Население (критическая группа), при запроектных авариях с остаточным риском 10-7 1/год.блок на границе ЗПЗМ эквивалентная доза облучения в начальный период аварии: - на все тело 5000 мкГр - на отдельные органы 50000 мкГр эффективная доза облучения за первый год после аварии 50 мЗв

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Персонал (группа А): за любые последовательные 5 лет, 20000 но в год <50000 Персонал (группа А) при нормальной эксплуатации: - целевой предел <5000 - целевой предел коллективной эффективной дозы на один 0,5 чел.Зв/год энергоблок 1000 МВт (эл) при ППР и других работах в среднем за весь проектный срок эксплуатации Целевой годовой предел для персонала на БПУ при рассматри25000 ваемых в проекте авариях - В НРБ 2000 в отличие от НРБ-99 (РФ) отсутствует деление персонала АЭС на категории А и Б. При нормальной эксплуатации и нарушении нормальной эксплуатации годовой жидкий сброс радионуклидов с энергоблока в окружающую среду, годовой аэрозольный выброс инертных газов, аэрозолей и йодов должны соответствовать требованиям «санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных станций» Эксплуатирующая организация рекомендует при проектировании стремиться к обеспечению следующих ориентиров: - годовой сброс жидких радионуклидов в окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации (за исключением трития) не должен превышать 10 ГБк; - годовой аэрозольный выброс инертных газов в окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации не должен превышать 40 ТБк; - годовой выброс аэрозолей и йодов в окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации не должен превышать 0,8 ГБк. - выброс Cs-137 в окружающую среду при тяжелой аварии с расплавлением топлива не должен превышать 100 ТБк. Достижение указанного целевого предела позволит надежно обеспечить выполнение требований нормативных документов РБ и РФ.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.2.2.2 Критерии ядерной безопасности С целью предотвращения ядерной аварии в проекте должны быть соблюдены критерии ядерной безопасности, при которых: - обеспечены контроль и управление активной зоной реактора; - исключена локальная критичность при перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива; - обеспечено охлаждение твэлов. Значения эксплуатационных пределов и пределов безопасной эксплуатации, установленные действующими нормами и правилами, приведены в таблице 2.2 Таблица 2.2 – Эксплуатационные пределы и пределы безопасности Наименование Значение Допустимое количество твэлов с повреждениями типа «газовая неплотность»: - эксплуатационный предел - предел безопасной эксплуатации Допустимое количество твэлов с прямым контактом топлива и теплоносителя: - эксплуатационный предел - предел безопасной эксплуатации Температура оболочек твэлов Локальная глубина окисления оболочек твэлов Доля прореагировавшего циркония в % его массы в оболочках твэлов Количество поврежденных твэл в активной зоне для проектных аварий: - с вероятностью более 10-4 одна/в год - c вероятностью менее 10-4 одна/ в год Расчетные значения суммарной вероятности тяжелой запроектной аварии по всем исходным событиям, 1/реакт.год

0,2 % твэлов 1,0 % твэлов 0,02 % твэлов 0,1 % твэлов < 1200 C < 18 % <1%

<1% < 10 % < 10-6

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

В таблице 2.3 приведены значения по необходимым резервам времени для надежного выполнения корректирующих действий. Эти ориентиры должны быть использованы для анализа и обоснования мер управления запроектными авариями. Указанные ориентиры установлены с консервативными запасами на базе опыта эксплуатации стационарных и транспортных энергоустановок и с учетом рекомендаций МАГАТЭ. Таблица 2.3 – Необходимые резервы времени Характеристика корректирующих действий Действия оперативного персонала на БЩУ, не менее Действия оперативного персонала с резервных постов управления (РЩУ, МЩУ) и по месту размещения специальных средств (кабельные перемычки, приводы арматуры и т.д.), не менее Действия персонала АЭС с использованием переносного оборудования, не менее Оказание внешней помощи, не менее

Запас времени,час 0,5

1 6 24

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.2.2.3 Культура безопасности По определению Международной Консультативной Группы по ядерной безопасности при Генеральном директоре МАГАТЭ «культура безопасности» - это такой набор характеристик и особенностей деятельности организаций и поведения отдельных лиц, который устанавливает, что проблемам безопасности АС, как обладающим высшим приоритетом, уделяется внимание, определяемое их значимостью. У всех лиц и организаций, принимающих участие в разработке проекта, должна формироваться культура безопасности путем необходимого подбора, обучения и подготовки персонала в сфере деятельности, влияющей на безопасность, установления и строгого соблюдения требований действующих инструкций по выполнению работ и их периодическому обновлению с учетом накапливаемого опыта. Все указанные лица должны знать характер и степень влияния их деятельности на безопасность. Высокое качество энергоблока «АЭС-2006» должно обеспечиваться: - проведением единой технической политики, закрепленной в концепции безопасности, которая синтезирует нормативные требования, опыт создания и эксплуатации ВВЭР, судовых и других АЭУ, рекомендации МАГАТЭ, опыт разработки установок нового поколения повышенной безопасности; - разработкой и выполнением общей программы обеспечения качества деятельности при сооружении АЭС – ПОКАС(О); - разработкой и выполнением частных программ обеспечения качества; - использованием положительного опыта многолетней кооперации и взаимодействия предприятий, подведомственных эксплуатирующей организации; - установлением приоритета подрядчиков, сертифицировавших системы менеджмента качества, перед конкурентами; - проведением конкурсов среди подрядчиков – конкурентов; - взаимодействием с Госатомнадзором; - выполнением работ квалифицированными специалистами; - внедрением проверенных, апробированных решений, подтвержденных опытом эксплуатации, результатами испытаний и расчетно – аналитических исследований; - проведением в установленном порядке внешних независимых экспертиз; - проведением внутренних и внешних аудитов качества; - разработкой и выполнением корректирующих и предупреждающих действий.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.3 Принцип глубоко эшелонированной защиты Безопасность АЭС должна быть обеспечена за счет последовательной реализации принципа глубоко эшелонированной защиты. Указанный принцип включает в стратегию предотвращения аварий и ограничения их последствий, а также предусматривает применение последовательных физических барьеров на пути потенциально возможного распространения ионизирующих излучений, радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров, сохранению их эффективности и непосредственно по защите населения. При создании АЭС приоритетным направлением является предотвращение аварий, сокращение радиоактивных отходов. Одновременно в проекте должны рассматриваться меры по повышению надежности систем безопасности, должны быть предусмотрены технические средства для управления запроектными авариями, включая тяжелую аварию с плавлением активной зоны, меры по ослаблению последствий таких аварий.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.3.1 Физические барьеры Система физических барьеров безопасности включает: - топливную матрицу; - оболочку твэла; - границу контура теплоносителя реактора; - герметичное ограждение реакторной установки; - биологическую защиту реакторной установки Повышение характеристик радиационной безопасности АЭС должно быть обеспечено за счет герметичного исполнения первого контура, проектных запасов прочности, предотвращения срабатывания предохранительных устройств в переходных режимах, при нарушениях и проектных авариях ( при проектной работе систем и оборудования), барботажа аварийных сбросов из первого контура, двойной защитной оболочки, сохранения активной зоны под заливом воды. 2.3.2 Уровни эшелонированной защиты Последовательные уровни технических и организационных мер глубоко эшелонированной защиты включают: - консервативный подход при проектировании, использовании средств внутренней самозащищенности и обеспечение качества на всех этапах создания, следование принципам культуры безопасности; - предотвращение отклонений от нормальной эксплуатации; - управление при отклонениях нормальной эксплуатации, своевременное выявление предотказовых состояний и отказов; - предотвращение развития исходных событий в проектные аварии, проектных аварий в запроектные, локализация вышедших при аварии радиоактивных веществ; - управление запроектной аварией для предупреждения ее опасного развития и ограничение последствий, включая аварию с тяжелым повреждением или плавлением активной зоны; - защиту персонала и населения с использованием мер в рамках планов противоааврийных мероприятий.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1) Предотвращение отклонений от нормальной эксплуатации В основу мер по предотвращению нарушений нормальной эксплуатации должен быть положен опыт разработки, эксплуатации и эволюционного совершенствования энергоблоков с РУ ВВЭР, транспортных и стационарных энергоустановок, опыт НИР и ОКР по РУ повышенной безопасности. Этот опыт и проектные работы по энергоблоку большой мощности должны стать базой для перечисленных ниже направлений деятельности: - создания надежных конструкций и оборудования, с отработанной технологией изготовления, монтажа, пуско-наладки; -подтверждения показателей безотказности и долговечности оборудования; - достижения согласованности возможностей оборудования и условий эксплуатации с обеспечением проектных запасов; - внедрения решений по предотвращению имевших место отказов, которые имели место на действующих энергоблоках; - создание модели эксплуатации энергоустановки и комплектующего оборудования, анализа прочности и надежности оборудования; - отработки систем диагностики;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

- создания оснастки для обслуживания, ремонта и замены оборудования; - обеспечения высокой квалификации эксплуатационного персонала. Системы оперативной диагностики должны позволять выявлять предотказовые состояния, которые компенсируются системами управления нормальной эксплуатации. Проектными решениями должно обеспечиваться снижение частоты событий, которые нарушают нормальную эксплуатацию и являются или могут стать исходными событиями аварий. Разработчики базового проекта должны решить следующие задачи: - максимально учесть опыт эксплуатации действующих энергоблоков, выявление и исключение «слабых» мест; - повысить надежность энергоснабжения собственных нужд при работе энергоблока на мощности и при плановых остановках энергоблока; - повысить функциональную надежность оборудования, участвующего в технологическом процессе выработки и преобразования тепла и отпуска электроэнергии и тепла; - предусмотреть в проекте требования по обеспечению проектных условий работ и оборудования; - упростить системы, сократить их разветвленность и количество входящего в них оборудования; - повысить устойчивость основного оборудования к отказам вспомогательных и обслуживающих систем, повысить резерв времени на их восстановление без остановки основного оборудования; - повысить свойства реакторной установки, предусмотреть меры по сглаживанию возмущений и нагружений, сокращению их цикличности; - оптимизировать проектные запасы, теплотехнические, прочностные, с возможностью расширения диапазона отклонений, допустимых в условиях нормальной эксплуатации, без срабатывания защит, блокировок, отключения оборудования; - предусмотреть меры по ограничению вибронагрузок, исключению резонансных колебаний, кавитации в условиях нормальной эксплуатации; - исключить условия, приводящие к срабатыванию предохранительных устройств на первом контуре при переходных режимах, нарушениях и авариях, протекающих по проектному сценарию, предохранительных устройств второго контура при проектной течи из первого контура во второй, а также снижение необходимости их срабатывания в остальных случаях; - предотвратить попадание в циркуляционные контуры посторонних предметов и механических примесей; - предусмотреть меры по предотвращению ошибок персонала и ограничению их возможных последствий; - учесть проектом экстремальные климатические условия с предотвращением коррозии, перегрева, обмерзания оборудования и рабочих сред; - внедрить эффективные системы диагностики предотказовых состояний ( включая параметрическую, шумовую, вибродиагностику и др.); - предусмотреть в проекте требования к регистрации циклов нагружения оборудования в течение всего срока службы для возможного дальнейшего прогноза остаточного ресурса.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2) Управление при отклонениях от нормальной эксплуатации Проектом должно предусматриваться выявление и компенсация отклонений от нормальной эксплуатации, вызванных нарушениями в системах управления, частичной или полной потерей работоспособности резервированного оборудования систем нормальной эксплуатации (насосов, теплообменников, арматуры и др), отклонениями показателей водно-химического режима (ВХР) контуров РУ, радиационных показателей, ошибочными действиями персонала и другими причинами. Условием, определяющим возможность дальнейшей работы РУ на мощности, является соблюдение проектных пределов и условий безопасной эксплуатации при отклонениях и нарушениях. Проект должен обеспечивать достаточные запасы до эксплуатационных пределов в части давления и температуры теплоносителя первого и второго контура, температуры топлива, запаса теплоносителя первого и второго контура и др. Компенсация отклонений и возврат к нормальным эксплуатационным условиям должны быть обеспечены автоматизированной системой управления технологическим процессом (АСУ ТП), осуществляющей функции управления, регулирования, отключения оборудования и включения резервного оборудования, а также формирующей предупредительные сигналы для персонала (функции нормальной эксплуатации). Проект должен быть разработан таким образом, чтобы на щитах управления была представлена вся необходимая информация об отклонениях во время эксплуатации, для того, чтобы персонал мог выполнять корректирующие действия в соответствии с регламентом и инструкциями по эксплуатации. Выявление отклонений должно обеспечиваться системой оперативной диагностики, входящей в структуру АСУ ТП, а также при регламентных проверках работоспособности оборудования нормальной эксплуатации и систем безопасности. Весь комплекс технических решений по управлению энергоблоком при отклонениях от нормальной эксплуатации должен быть направлен на предотвращение исходных событий аварий, сохранение работоспособности систем и оборудования, предотвращение необоснованного отключения систем нормального энергоснабжения, теплоотвода, предотвращение несанкционированного подключения систем безопасности, систем пожаротушения и др. Допустимое время работы РУ на мощности (время на устранение отклонения), допустимый уровень мощности при разного рода отклонениях должны оговариваться технологическим регламентом.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3) Предотвращение развития исходных событий и проектных аварий Проектом должна обеспечиваться реализация стратегии предотвращения развития аварий которая выражается в следующем: - введение в действие систем безопасности, ограничивающих развитие исходного события; - использование, при необходимости, корректирующих действий персонала; - приведение установки в конечное состояние, позволяющее выполнить восстановительные работы; - ограничение радиационных последствий проектных аварий установленными критериями. Реализация этой стратегии должна обеспечиваться благодаря комплексу технических средств и организационно-технических мер, включающих: - системы безопасности (защитные, локализующие, управляющие, обеспечивающие);

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

- систему информационной поддержки оператора; - свойства реакторной установки, обеспечивающие ее самозащищенность; - комплекс технических средств и мер по подготовке персонала. Для проектных аварий, указанных ниже, не должны быть превышены пределы сохранения ее под заливом теплоносителя и обеспечения бескризисного охлаждения с учетом предусмотренных проектных запасов, быстродействия и эффективности защитных систем. В перечень указанных аварий входит следующее: - разгерметизация первого контура (величина сечения разгерметизации первого контура, при которой не превышаются пределы безопасной эксплуатации, уточняется в проекте); - проектные аварии разгерметизации второго контура; - непосадка одного ПК КД первого контура или клапана разгрузки. Радиационные последствия этих проектных аварий не должны превышать пределов безопасной эксплуатации. Повышение безопасности при авариях с течью теплоносителя из первого контура во второй контур должно обеспечиваться путем разработки алгоритма автоматических действий, направленных на ограничение выбросов в окружающую среду.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4) Управление запроектными авариями Проектом должны предусматриваться меры по управлению запроектными авариями. Целями управления являются: - предотвращение (ослабление) тяжелого повреждения топлива; - предотвращение (ослабление) выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду благодаря сохранению целостности физических барьеров; - достижение конечного состояния, в котором прекращена цепная реакция деления, обеспечивается охлаждение топлива и удержание радиоактивных веществ. Для достижения выше названных целей необходимо обеспечить выполнение следующих главных задач: - обеспечение подкритичности и исключение повторной критичности активной зоны, в т.ч с учетом ее возможного повреждения; - сведения аварийных процессов к «сценариям низкого давления» в системе «реактор-защитная оболочка»; - поддержание активной зоны под заливом теплоносителя с обеспечением его рециркуляции; - предотвращение повреждения корпуса реактора и оборудования первого контура; - предотвращение повреждения защитной оболочки за счет: - обеспечения отвода тепла и локализации расплава в ловушке, исключения прямого воздействия его на ЗО, фундаменты, бетон шахты реактора; предотвращения накопления потенциально опасных концентраций водорода. Управление должно быть обеспечено персоналом даже при отказах части элементов систем безопасности. Предпосылками для этого являются: - инерционность развития аварийных процессов и их самоограничение благодаря свойствам самозащищенности реактора, характеристикам пассивных систем безопасности, проектным запасам;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

- функциональное перекрытие систем безопасности, включая пассивные каналы этих систем; применение самосрабатывающих устройств; - возможности систем нормальной эксплуатации; - учет условий, характерных для запроектных аварий, при разработке эшелонированных защитных барьеров на пути выхода активности; - разработка систем безопасности с учетом условий запроектных аварий, в которых они должны функционировать и обеспечивать заданную эффективность; - использование вспомогательных мер, включая кабельные и гидравлические перемычки, переходники, переносные пусковые устройства и т.д. Должны предусматриваться средства измерения с диапазонами, превышающими эксплуатационный диапазон измерения параметров и характеристик РУ. Для выявления симптомов запроектной аварии и характерных этапов ее развития должен быть определен перечень ключевых параметров безопасности, включая давление и уровень воды в реакторе, температуру в активной зоне, уровень воды в шахте, давление в защитной оболочке, концентрацию водорода в защитной оболочке, активность среды в защитной оболочке и за ее пределами. Управление аварией должно осуществляться персоналом и, при необходимости, с привлечением групповой поддержки (внешняя помощь), в соответствии со специальными руководствами. Первым эшелоном в реализации стратегии управления являются системы безопасности, функционально предназначенные для достижения целей безопасности (обеспечение подкритичности реактора, охлаждение топлива, локализация радиоактивных продуктов, обеспечение целостности защитных барьеров). Системами нормальной эксплуатации также могут быть использованы для достижения целей безопасности, включая: - системы плановой остановки реактора; - системы и средства подачи воды в парогенераторы со сбросом их них пара низкого давления (средства снижения давления в первом контуре и отвода остаточных тепловыделений); - системы и средства подачи воды в реактор, в т.ч. с возможностью подачи в реактор жидкого теплоносителя и сброса среды из реактора; - системы и средства отвода тепла от оборудования РУ, включая систему промконтура и контур технической воды. Помимо этого, проектом должен предусматриваться также комплекс специальных средств управления запроектными авариями, включая: - средства снижения давления в первом контуре; - ловушку расплава и средства ее охлаждения; - средства обеспечения аварийного отвода тепла от ЗО; - средства восполнения запасов воды в системах аварийного отвода тепла из вспомогательных систем энергоблока, предназначенных для решения иных задач (пожаротушения и др.); - средства предотвращения масштабного горения водорода и детонационных процессов; - меры и средства по снижению ударных воздействий при паровых взрывах на оборудование, стены и перекрытия помещения, в котором находится это оборудование; - средства управления арматурой, насосами «по месту» (ручные дублеры, пусковые устройства); - дополнительный энергоисточник; - средства поддержания разряжения и фильтрации межоболочечного пространства.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Водородная взрывоопасность АЭС должна быть обеспечена при выполнении следующих условий: 1) при нормальной эксплуатации предотвращается образование взрывоопасных водородосодержащих смесей в системах, элементах и помещениях, расположенных в объеме, ограниченным герметичным ограждением; 2) при проектных авариях исключаются детонации и дефлагация водородосодержащих смесей в помещениях, распложенных в объеме, ограниченном в объеме, ограниченным герметичным ограждением; 3) при запроектных авариях детонация водородосодержащих смесей исключается, а дефлогация допускается при условии, если локализующие системы безопасности выполняют функции, определенные проектом. Должны быть предусмотрены контрольно-измерительные приборы с отжением показаний на щите управления, аттестованные на условия запроектных аварий и способные обеспечить необходимый объем информации по ключевым параметрам безопасности, в т.ч. для идентификации состояния барьеров безопасности, принятия решений, по необходимым действиям, включая исправление ошибок, а также по определению результатов корректирующих действий. 5) Планы мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Планы мероприятий должны разрабатываться на основе результатов анализа аварий, типового содержания планов мероприятий по защите персонала и населения, а также требований нормативных документов, определяющих критерии принятия решений в случае аварий и регламентирующих состав сил средств, порядок осуществления мероприятий по ликвидации последствий аварий. В проекте должны разрабатываться исходные данные по следующим вопросам: - уровни аварийной готовности и уровни вмешательства; - порядок оповещения задействованных организаций, средств связи; - внутренние и внешние аварийные центры; - организационные мероприятия для взаимодействия администрации АЭС с региональными и федеральными организациями и органами власти; - необходимое оборудование и средства для реализации планов; - содержание ограничительных мероприятий по предотвращению облучения персонала и населения; - медицинское, гигиеническое, пищевое обеспечение населения в зоне действия плана; - ограничения по хозяйственному использованию территории; - мониторинг радиационной обстановки и др. 2.4 Основные принципы и проектные основы систем безопасности При разработке систем безопасности должна решаться задача их надежного функционирования с учетом следующих типов потенциально возможных отказов: - исходное событие аварии, включая возможные зависимые отказы; - независимый от исходного события единичный отказ или ошибка персонала; - длительный необнаруженный отказ; - отказ по общей причине. Основные принципы обеспечения надежности систем безопасности, которые должны быть реализованы разработчиком проекта энергоблока: В качестве проектных исходных событий при разработке СБ должны рассматриваться отказы и нарушения, вызывающие:

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

- ввод положительной реактивности; - нарушение теплоотвода; - разгерметизацию трубопроводов первого и второго контуров; - нарушения при перегрузке топлива и ремонтах и др. В режиме полного обесточивания на АЭС (blackout) проект должен обеспечить выполнение функций безопасности, необходимых и достаточных для того, чтобы, по крайней мере, в течение 24 часов предотвращать переход в стадию тяжелой аварии. Должны учитываться единичные ошибки персонала при управлении с БЩУ или при обслуживании систем и оборудования, которые могут вызвать нарушения, (исходные события), указанные выше (кроме внешних воздействий). Проект должен обеспечивать низкую чувствительность к ошибкам и/или ошибочным решениям оперативного персонала. Исходные события учитываются применительно ко всем состояниям энергоблока, включая состояния при остановленном реакторе. По характеру выполняемых функций системы безопасности разделяются на защитные, локализующие, обеспечивающие, управляющие. С учетом изложенного СБ по составу технологий и структуре построения должна иметь следующую конфигурацию: 1) СБ должна включать в свой состав каналы (элементы) активного и пассивного принципа действия в отношении основных функций безопасности. 2) Действия активных и пассивных каналов (элементов) СБ должны рассматриваться совокупно как при ПА, так и при ЗПА; при обосновании безопасности должен быть учтен вклад от всех элементов СБ. 3) С целью обеспечения функционального и экономического преимуществ целесообразно реализовать принцип совмещения функций нормальной эксплуатации (НЭ) и безопасности одними и теми же активными механизмами. 4) Структурное построение активных и пассивных каналов систем безопасности должно быть подчинено целям достижения оптимальных характеристик как в отношении функциональных свойств, так и в части обеспечения минимальной стоимости. С учетом положений настоящего раздела, изложенное выше, в проекте следует принять за основу следующую структурную схему:

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.4.1 Активные каналы Два полностью независимых канала СБ, включающие в свой состав оборудование, трубопроводы, системы, предназначенные для выполнения защитных, локализующих, обеспечивающих и управляющих функций безопасности. Все элементы этих двух каналов вносят вклад: - в обоснование выполнения детерминистических требований к анализу безопасности (п.1.2.12 ОПБ-88/97); - в определение характеристик вероятностных анализов безопасности (пп.1.2.16,1.2.19 ОПБ-88/97). Внутренняя структура каждого из этих двух каналов (необходимость резервирования отдельных механизмов, принятие принципа разнообразия и т.п) определяется и обосновывается при проектировании. Оборудование упомянутых каналов целесообразно использовать для функций нормальной эксплуатации при обосновании выполнения требований п. 4.1.9 ОПБ-88/97 о многоцелевом использовании СБ.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.4.2 Пассивные каналы и устройства Четыре независимых пассивных канала СБ, включающие в свой состав оборудование, трубопроводы, механизмы прямого действия с движущимися частями, предназначенные для выполнения функций безопасности при авариях, предаварийных ситуациях, нарушениях нормальной эксплуатации; все элементы пассивных каналов СБ должны вносить вклад как в обоснование детерминистических требований, так и в характеристики вероятностных анализов безопасности. Двойная железобетонная защитная оболочка рассчитывается с межоболочечным пространством (МОП), находящимся под разрежением во всех режимах: - внутренняя защитная оболочка рассчитывается на усилия и условия, возникающие при проектных и учитываемых запроектных авариях (ПА и ЗПА); - совместно с УЛР и другими локализующими технологиями (система изоляции защитной оболочки, спринклеры, ПСФ, рекомбинаторы водорода и т.п.) защитная оболочка должна обеспечить непревышение установленных для ПА пределов радиационного воздействия на границе ограды АЭС и должен ограничить радиоактивные выбросы при тяжелых ЗПА установленными в проекте пределами, исходя из условий выполнения рекомендаций МАГАТЭ и EUR по ограничению зоны планирования защитных мероприятий за пределами площадки АЭС; технология проекта должна исключить возможность выхода кориума из реактора при высоком давлении в нем. - внешняя оболочка из монолитного железобетона рассчитана на восприятие природных и техногенных нагрузок и совместно с внутренней защитной оболочкой образует МОП для сбора, конторя и очитстки продуктов аварии во избежание выброса их в окружающую среду. Основные защитные системы: - системы воздействия на реактивность; - системы аварийного отвода тепла к конечному поглотителю; - системы защиты контуров РУ от повышения давления; - системы аварийного охлаждения активной зоны ( аварийной проливки реактора). Основные локализующие системы: - защитная оболочка с локализующей арматурой на пересекающих ее границы трубопроводах; - система снижения давления в помещениях ЗО; - система создания разрежения в пространстве между внутренней и внешней герметическими оболочками; - средства ослабления выхода активности (фильтры водо- и газоочистки, барботажные устройства, спринклерная система) и др.; - система удаления водорода; - устройство локализации расплава (УЛР). Основные управляющие системы: - комплекс электрооборудования СУЗ, комплекс АКНП, СИАЗ в части реализации функций безопасности; - УСБ защитных, локализующих, обеспечивающих систем безопасности. Основные обеспечивающие системы: - система аварийного энергоснабжения; - система сжатого газа; - система водоснабжения систем безопасности; - система вентиляции помещений, в которых размещается оборудование систем безопасности; - системы жизнеобеспечения персонала на БПУ.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Проектом должно быть обеспечено функциональное взаимоперекрытие разнотипных каналов и систем безопасности и возможностей систем нормальной эксплуатации для достижения целей безопасности. Внедрение такого подхода повышает надежность достижения целей безопасности, в том числе в условиях запроектных аварий с множественными отказами, дает дополнительные возможности по реализации стратегии управления авариями.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.4.3 Внутренняя самозащищенность Реакторная установка должна обладать оптимальной внутренней самозащищенностью на основе естественных обратных связей и процессов. Внутренняя самозащищенность РУ должна выражаться в способности предотвращать развитие исходных событий и аварий, ограничивать их последствия без участия персонала, потребления энергии и внешней помощи в течение длительного времени. Это время должно быть использовано персоналом для оценки ситуации и выполнения корректирующих действий. Критериями уровня самозащищенности являются длительность допустимого «периода невмешательства» в различных ситуациях, уровень самоограничения величин важнейших параметров безопасности, инерционность аварийных процессов. Свойства внутренней самозащищенности реактора должны быть направлены на самоограничение энерговыделения и самоглушение, ограничение давления и температуры в реакторе, скорости разогрева, масштабов разгерметизации первого контура и темпа истечения, масштабов повреждения топлива, сохранение целостности корпуса реактора в тяжелых авариях. Эти свойства должны быть обусловлены: - свойствами саморегулирования и самоограничения энерговыделений активной зоны за счет отрицательного коэффициента реактивности по температуре топлива, теплоносителя, по мощности во всем эксплуатационном диапазоне параметров, что усиливается минимизацией использования жидкого поглотителя в теплоносителе; - применением ограничителей истечения в точках подключения систем к ГЦТ; - конструктивным исключением зон неблагоприятного термоциклического воздействия на границах первого контура, включая корпус и трубопроводы; - высоким уровнем естественной циркуляции по первому контуру, достаточным для расхолаживания, в т.ч. в водо-водяном и паро-конденсатном режиме; - реализацией концепции «течь перед разрушением» применительно к трубопроводам контура; - теплотехническими и прочностными запасами; - увеличенным запасом воды второго контура в ПГ; - минимизацией протечек через уплотнения ГЦН в режимах полного обесточивания; - использованием устройств прямого действия и пассивных систем безопасности; - увеличением запасов воды в системах САОЗ (включая использование воды бассейнов и емкостей других систем); - внедрением пассивных систем для улавливания и охлаждения расплава топлива за пределами корпуса реактора и обеспечения его подкритичности; - использованием каталитических рекомбинаторов водорода в ЗО; - примением двойной защитной оболочки. В ходе проектирования необходимо стремиться к достижению наиболее высоких показателей самозащищенности РУ по сравнению с нормативной документацией при соблюдении приемлемой экономической эффективности проекта.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.4.4 Апробированная технология В проекте должен быть реализован стратегический подход – максимальное заимствование проверенных, отработанных систем, оборудования, технических решений, не потерявших своей актуальности с учетом предстоящей многолетней эксплуатации блока, при одновременной интеграции технических достижений и эволюционного совершенствования, имеющих место в других современных проектах ВВЭР и вытекающих из опыта эксплуатации действующих энергоблоков. Заимствуемая инженерная практика должна основываться на комплексе: - технических решений проектов-предшественников; - решений по усовершенствованным РУ повышенной безопасности; - опыте предприятий-изготовителей; - опыте концерна «Росэнергоатом» по эксплуатации АЭС, включая техническое обслуживание, ремонт, перегрузку топлива и обращение с РАО, подготовку персонала; - действующей в области атомной энергетики ТНПА; - верифицированных расчетных кодах, программах, методиках; - и другие существующие разработки. Разработка проекта должна осуществляться в области снижения частот возникновения инцидентов и аварий ( за счет повышения надежности систем и оборудования и повышения качества эксплуатации) и в области повышения надежности и эффективности физических барьеров, систем безопасности и оборудования. Опыт эксплуатации энергоблоков с реакторами ВВЭР и международная практика определили основные задачи совершенствования энергоблоков, которые должны быть решены в проекте. Среди них: - повышение надежности твэлов, ТВС и активной зоны в целом с учетом увеличения их срока службы, глубины выгорания, ресурса, сроков хранения; - повышение эффективности приводов СУЗ; - повышение надежности корпуса реактора с учетом увеличения его срока службы; - повышение надежности физических барьеров, включая ГЦТ, предотвращающего выход радиоактивных продуктов за установленные проектом пределы; - повышение надежности систем безопасности; - повышение надежности бассейна выдержки отработавшего топлива как физического барьера с точки зрения распространения радиоактивных продуктов; - внедрение дополнительных систем и средств, обеспечивающих предотвращение и ограничение последствий тяжелых аварий.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.4.5 Учет человеческого фактора В проектных решениях по системам, важным для безопасности, должны быть предусмотрены меры по предотвращению потенциально возможных ошибок персонала и ограничению их последствий. При проектировании должны быть учтены следующие группы возможных ошибок: - ошибочные действия, инициирующие исходные события, нарушающие нормальную эксплуатацию энергоблока или работоспособность систем безопасности при проверках их работоспособности, техническом обслуживании и ремонте; - ошибки при управлении аварией. Для предотвращения и ограничения последствий ошибочного инициирования аварий должно быть предусмотрено:

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

- исключение ошибочного ввода положительной реактивности блокирования АЗ при единичных ошибочных действиях; - ограничение величины и скорости ввода положительной реактивности при нескольких последовательных действиях персонала ( в т.ч. плановых или ошибочных) за счет ограничения скорости и числа одновременно извлекаемых рабочих органов СУЗ; - последовательного выполнения ряда единичных действий для извлечения рабочих органов; - ограничения скорости и объема вводимого в первый контур чистого конденсата при плановом снижении концентрации жидкого поглотителя нейтронов; - срабатывания аварийной защиты по нейтронно-физическим и теплотехническим параметрам; - саморегулирования за счет отрицательных эффектов реактивности; - исключение возможности нарушения теплоотвода от реактора при единичных ошибочных действиях за счет: - последовательных действий для отключения основного оборудования; - аварийной защиты по первопричине, параметрам первого и второго контура; - самоохлаждения при ЕЦ по первому и второму контуру; - исключение дренирования первого контура при работе на мощности за счет: 1) организации трактов пробоотбора по замкнутому контуру с использованием, преимущественно, бессбросных средств контроля; 2) применения защиты по снижению уровня и давления в первом контуре; 3) установки ограничителей расхода на трассы возможного ошибочного дренирования и дублирование арматуры; 4) установки замков на приводах арматуры. Для предотвращения ошибочного вывода из действия систем безопасности должно предусматриваться следующие меры: - исключение возможности блокирования со щитов управления прохождения сигналов аварийной защиты и команд на выполнение системами функций безопасности; - применение самосрабатыващих устройств, компенсирующих ошибки или бездействие персонала и обеспечивающих ввод в действие СБ по прямому импульсу изменения определяющего параметра; - использование пассивных систем безопасности; - исключение средствами диагностики и периодическими проверками длительно необнаруженных отказов, связанных с ошибками обслуживания; - реализация принципа безопасного отказа; - ограничение необходимости вмешательства персонала в управление технологическим процессом, сокращение объема технического обслуживания и ремонта при работе установки на мощности; - механическое блокирование приводов арматуры, используемой только в период ППР. Для безошибочного управления аварией должны предусматриваться следующие меры: - реализация при разработке щитов управления мер по предотвращению ошибочного управления ключами и кнопками, а также требований эргономики; - реализация средств информационной поддержки оператора, в том числе при необходимости управления запроектными авариями; - сведение алгоритмов управления аварией к типовым малочисленным действиям по переводу реактора в безопасное состояние;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

- обеспечение достаточного резерва времени при авариях для оценки персоналом ситуации и выполнения корректирующих действий. Должны предусматриваться меры физической защиты, предотвращающие возможность и ограничивающие последствия несанкционированных действий персонала по месту, а также обеспечивающие противодиверсионную защиту. Учет ошибок персонала является необходимым элементом как детерминистского, так и вероятностного анализов безопасности.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.5 Информация о направлениях и состоянии разработок проектов российских АЭС нового поколения Особенностями проекта АЭС -2006 является новая реакторная установка (РУ) и дополнительные системы безопасности: - новые свойства РУ; - система пассивного отвода тепла (СПОТ); - система сброса и очистки среды из оболочки; - система охлаждения ловушки расплава топлива (кориума) при ЗПА. Проектом предусматривается принцип преодоления проектных аварий и управления запроектными авариями. При выборе технических решений предпочтение было отдано процессам и конструкциям, которые хорошо изучены и не вызывают сомнений, но при этом их сочетание дает возможность обеспечить качественный скачок относительно уровня безопасности. Для повышения надежности блока предусмотрено: - реализация усовершенствованной системы безопасности, обеспечивающей разнопринципные (пассивное и активное) выполнение критических функций безопасности, что позволяет существенно (в 500 – 1000 раз) снизить вероятность тяжелого повреждения активной зоны реактора и одновременно снизить (в 5 – 7 раз) чувствительность АЭС к ошибкам персонала; - совмещение функций систем нормальной эксплуатации и безопасности с целью снижения вероятности необнаруженного отказа, уменьшения количества оборудования и упрощения систем блока; - замкнутые системы продувки очистки первого контура и парогенераторов; - водяная смазка ГЦН и, по возможности, электродвигателя; - инжекторная установка системы аварийного охлаждения активной зоны и охлаждения бассейна выдержки отработавшего топлива. Время обеспечения автономности работы станции в случае тяжелой аварии проект систем безопасности ориентирован на обеспечение их функционирования в течение до 72 часов. В результате анализа вариантов компоновок реакторного отделения с учетом зарубежной практики приняты за основу следующие основные компоновочные решения: - расположение бассейна выдержки внутри герметичной оболочки; - верхнее расположение транспортного шлюза в стене герметичной оболочки; - наличие в герметичной части реакторного отделения системы охлаждения кориума при ЗПА; - разделение герметичного объема на необслуживаемую зону и зону ограниченного доступа для обслуживания; - оболочка двойная цилиндрическая железобетонная с зазором 1,8 – 2,0 м;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

- расположение систем важных для безопасности в фундаментной части и в пристройках к оболочке на единой с ней фундаментной плите первой категории сейсмостойкости; - размещение основных систем спецводоочитски в реакторном отделении, в блочном исполнении; - возможность функционирования систем локализации блока при параметрах в защитной оболочке, характерных для ЗПА – 0,7 МПа, 200 оС (параметры для ПА – – 0,5 МПа, 150 оС). Перечисленные технические решения показывают их прогрессивность и направленность на достижение более высоких показателей по безопасности, имея ввиду общемировые тенденции.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.6 Сведения об экспертных заключениях международных конкурсов Проект АЭС-92 неоднократно подвергался рассмотрению на различных уровнях. Так, например, он был рассмотрен в рамках работы экспертной комиссии Минатом Российской Федерации по сравнению характеристик безопасности проектов АЭС-91 и АЭС-92 в мае 1992, отметившей, что проект АЭС -92 «… отражает общемировые тенденции по совершенствованию безопасности АЭС». Проект АЭС-92 был рассмотрен также жюри международного СанктПетербургского конкурса в мае 1992 г. Жюри отметило: «Проект представляет собой перспективную модернизацию базового проекта, в которую введены усовершенствованные технологические системы. Имеется необходимость доработки и обоснование усовершенствованных пассивных систем безопасности и адекватного анализа безопасности». В отчете фирмы EDF по проекту АЭС-92 излагается оценка идеологии и технических решений по безопасности проекта АЭС-92 и его сравнение с базовым ссылочным проектом EUR (Франция) в части требований по безопасности. Необходимо отметить, что технические решения, положенные в основу проекта и идеология обеспечения безопасности хорошо согласуются с рекомендациями международной конференции по безопасности МАГАТЭ «Стратегия на будущее» 1991 г., а также с рекомендациями международной консультативной группы по безопасности при МАГАТЭ ИНСАГ-3. В конце 90-х г.г. Финская кампания ТВО начала подготовку решения парламента о строительстве нового энегроблока. Российская сторона представила проект АЭС с ВВЭР – 1000 (АЭС-91), аналог которого строился в то время в Китае. В связи с тем, что финские требования в очередной раз были повышены для достижения передового уровня, пришлось специально дорабатывать проект, и в финских документах проект получил наименование WER-91/99. Для выполнения финских нормативных и технических требований потребовалась определенная модернизация проекта, реализуемость которой была подтверждена российскими разработчиками и Поставщиками реакторного и турбинного оборудования. Технологии, не достаточно отработанные в России для обеспечения экспорта (т.к. требования по референтности определяют длительность эксплуатации предлагаемых компонентов от 3-х до 5-ти лет на АЭС Поставщика), такие как цифровые системы контроля и управления АЭС (СКУ АЭС), предполагалось закупать в Германии, Финляндии или третьих странах. По условиям максимальной установленной мощности этот тендер выиграла компания AREVA с проектом мощностью 1700 МВт (э). В настоящее время все наработки проекта АЭС-91/99 использованы в проекте АЭС-2006 с ВВЭР повышенной мощности, получившем название АЭС-2006 с реакторной установкой В-491. Этот проект подготавливается для следующего тендера в

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Финляндии и рассматривается в надзорных органах Финляндии (СТУК) для включения в Принципиальное решение Парламента о возможности строительства в Финляндии. 2.7 Основные технико – экономические характеристики проекта АЭС 2006

Взам. инв. №

2.7.1 Основные критерии и принципы безопасности Целью нового проекта АЭС ставилось не только соблюдение основных критериев и принципов, вытекающих из действующих на сегодня нормативных документов по обеспечению безопасности АЭС при проектировании, строительстве и эксплуатации. К существующей нормативной базе был добавлен ряд таких требований, как: - рекомендации международной консультативной группы ИНСАГ; - рекомендации МАГАТЭ для новых поколений реакторов; - решения международных конференций безопасности. Решающее значение для создания АЭС нового поколения приобрел этап проектирования технологий на основе эволюционного пути, когда наряду с научнотехническим изучением проблем используется опыт эксплуатации, вероятностный анализ безопасности (ВАБ), а также результаты исследования надежности, особенно с точки зрения управления тяжелыми авариями с целью решающего сокращения выброса радиоактивности в окружающую среду. С учетом изложенного были определены главные характеристики, относящиеся к целям безопасности: - предотвращение отклонений от нормальной эксплуатации, которые требуют вмешательства систем безопасности. Предпочтительны прочные конструкции с большой тепловой инерционностью и увеличенными запасами между номинальными значениями эксплуатационных параметров и значениями уставок срабатывания систем безопасности; - максимально-возможное снижение отказов по общей причине и зависимых отказов с помощью выбора соответствующих конструктивно-компоновочных решений, дублирования функций безопасности; - наличие многофункциональной системы аварийного охлаждения реактора, основанной на разнопринципности выполнения основных функций безопасности, сочетании пассивных и активных каналов и обеспечивающей показатели вероятности повреждения активной зоны сверх пределов, установленных для проектных аварий, не хуже 10 -6 на один реактор в год; - применение системы локализации продуктов аварии, в основу которой положен контаймент, сконструированный с учетом возможности удерживать продукты аварий, без превышения значения предельно-допустимого выброса по основным дозообразующим нуклидам при тяжелых авариях; - обеспечение уменьшения доз облучения, что достигается должной конструкцией, выбром материалов, защиты, компоновкой. Указанные критерии и принципы воплотились в конкретные проектные решения, из которых должны быть отмечены следующие:

Инв. № подл.

Подпись и дата

2.7.2 Защитная система безопасности Активная часть Активная часть системы безопасности выполнена по структуре 4Х100 % для защитных систем безопасности, имеющих зависимые от исходного события аварии отказы, и 2х200 % для обеспечивающих систем.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Количество основного оборудования активной части СБ (без обеспечивающих систем) составляет: - насосов – 8; - теплообменников – 8. Пассивная часть Пассивная часть систем безопасности включает в себя: - 4 гидроемкости; - СПОТ; - систему сжигания водорода защитной оболочки; - систему сброса и очистки среды из оболочки. Структура и состав системы безопасности предусматривает обеспечение выполнения функций безопасности и удовлетворение критериям безопасности при двух или трех отказах (вместо единичного отказа) и других наложениях в соответствии с п.1.2.12 «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ – 88/97 при плотном первом контуре для отдельных проектных исходных событий. В состав системы безопасности входят пассивные устройства для выполнения основных функций безопасности (п. 4.1.6 ОПБ-88/97). 2.7.3 Локализующие системы безопасности Состав локализующей системы безопасности: - двойная герметичная оболочка; - система очистки аварийного сброса; - отсечная арматура; - система вентиляции воздушного зазора между оболочками.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.7.4 Внутренняя защитная оболочка Рассчитывается на аварийные параметры: - при проектной аварии давление – 0,5 МПа, температура – 150 оС; - при запроектной аварии давление 0,7 МПа, температура – 200 оС. Расчеты строительных конструкций выполнены по нормативным документам (СНиП, ПНАЭГ-1-007-89 «Нормы проектирования железобетонных сооружений локализующих систем безопасности атомных станций»), содержащих методики расчета. По этим методикам разработаны расчетные программы, используемые в отечественной практике проектирования. В ходе проектирования предусмотрено выполнение проверочных расчетов защитной оболочки по одной из зарубежных программ. 2.7.5 Внешняя защитная оболочка Рассчитывается на особые воздействия: - воздушная ударная волна – 30 КПа; - падение самолета –5,7 тс; - сейсмическое воздействие 0,24 g.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.7.6 Расчетные значения частот повреждения активной зоны (ПАЗ) для ограниченного перечня внутренних для АС исходных событий (8 групп ИС) Для 24 часов работы СБ: 3,4х10-9 …/ 7,3x10-9…(при выполнении оценки сравнительных характеристик результатов ВАБ необходимо использовать одинаковые для всех проектов исходные данные по показателям надежности идентичных компонентов, оборудования и значениям частот ИС) соответственно для случаев с управлением персоналом и без управления. Отсюда видно, что для проекта АЭС-92 имеются достаточно большие запасы – более чем в 1000 раз по отношению к нормативным ориентирам. В вышеприведенном описании основных критериев и принципов безопасности дается только краткая характеристика систем безопасности. Для обеспечения безопасности в проекте АС реализуется концепция глубоко эшелонированной защиты, включающая последовательность защитных барьеров на пути выхода радиоактивных веществ в окружающую среду. Концепция включает также защиту барьеров для предотвращения аварий и повреждения самих барьеров, а также дальнейшую защиту населения и окружающей среды, если барьеры окажутся не вполне эффективными или поврежденными. Анализы безопасности как детерминистические, так и вероятностные, показали, что практически достигнуть требуемые результаты можно только в случае, если структура СБ предполагает выполнение основных функций безопасности системами и элементами, действие которых основано на разных принципах (например активных и пассивных).

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.8 Принцип глубоко эшелонированной защиты Принцип глубоко эшелонированной защиты реализуется путем создания серии барьеров (топливная матрица, оболочка топлива, границы первого контура, система локализации), которые должны быть защищены и которые, в свою очередь, должны быть все нарушены, прежде чем может быть нанесен ущерб человеку и окружающей среде. Эти барьеры могут служить целям эксплуатации и безопасности или только целям безопасности. Первый уровень глубокоэшелонированной защиты обеспечивается за счет: - проекта, основанного на использовании современных норм, правил и стандартов; - использования в проекте усовершенствованной реакторной установки; - обеспечение качества на всех стадиях создания АЭС ( проектирование, конструирование, изготовление оборудования, монтаж, сооружение и эксплуатация); - контроля состояния барьеров безопасности при эксплуатации. Второй уровень глубокоэшелонированной защиты обеспечивается за счет: - внутренних свойств безопасности реактора; - управления при нормальной эксплуатации, включая диагностику, предупредительную защиту реактора и индикацию о повреждениях и отказах систем. Этот уровень предусматривается для обеспечения постоянной целостности первых трех барьеров. Третий уровень защиты обеспечивается системами безопасности – защитными, управляющими, локализующими и обеспечивающими, которые предусматриваются в проекте для предотвращения развития отказов и ошибок персонала в проектные аварии, а проектных аварий в тяжелые аварии и для удержания радиоактивных материалов внутри систем локализации.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Четвертый уровень – запроектные аварии, обеспечивается за счет предусмотренных в проекте мер, включающих управление аварией и мер, направленных на защиту локализующего барьера (защитной оболочки). Пятый уровень – противоаварийные меры вне площадки АЭС с целью ослабления последствий выброса радиоактивных материалов во внешнюю среду. Для выполнения каждого требования безопасности проектом предусматривается система безопасности, состоящая из активной и пассивной частей, каждая из которых способна выполнить требуемые функции безопасности. 2.9 Системы безопасности. Проектные принципы и проектные решения

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Системы безопасности спроектированы устойчивыми против отказов и способными выполнять функции при потере энергоснабжения. Проектные принципы и принимаемые проектные решения для обеспечения отказоустойчивости приведены в таблице 2.3. Таблица 2.3 – Проектные принципы и проектные решения Вид отказа Проектный принцип Проектные решения (А) Разделение каждой системы безопасности на единичный Избыточность несколько каналов, каждый из которых спосоотказ бен полностью выполнять возложенную функцию безопасности (В) Каждая система безопасности состоит из акотказ по обРазнопринцитивной и пассивной (практически пассивной) щей причине пиальность частей, каждая из которых способна выполнить возложенную функцию (С) Пространственное разделение каналов безПредотвраще- Пространственное опасности и коструктивная защита внутри канание отказа по разделение и кон- лов внутренним и структивная защивнешним при- та чинам (А), (В), (С) и Отказобезопас1 Проектирование таким образом, чтобы отпотеря энерность каз в системе возбуждал действие, напгоснабже-ния равленное на безопасность. 2 Применение пассивных систем. 3 Применение дополнительного источника. Ошибка опеАвтоматизация Применение автоматических систем (УСБ, АЗ) ратора управления для возбуждения защитных действий и блокирования управляющих воздействий оператора, нарушающих выполнение функций безопасности. Для выполнения требований безопасности и выполнения соответствующих функций безопасности в проекте предусматриваются системы безопасности, перечень основных из которых отражен в таблице 2.4.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 2.4 – Основные системы безопасности Функции безопасности Системы безопасности Активная часть Пассивная часть 1 Останов реактора и Система аварийного ввоподдержание его в остаАварийная защита да бора новленном состоянии 2 Аварийное охлаждение и отвод остаточного тепла 2.1 При неповрежденном Системы аварийного Система пассивного отпервом контуре охлаждения через пароге- вода тепла (СПОТ) нераторы и обеспечивающие системы 2.2 При поврежденном Система аварийного Система пассивного отпервом контуре охлаждения активной зовода тепла (СПОТ). ны (САОЗ), и обеспечиСистема пассивной подавающие системы чи воды в активную зону (гидроемкости) 2.3 Отвод тепла от отраСистема охлаждения бас- Дополнительный запас ботавшего топлива в бас- сейна выдержки и обеспе- воды в бассейне выдержсейне выдержки чивающие системы ки 3 Удержание радиоактив- Спринклерная система, Локализующая системаных продуктов и снижение обеспечивающие систезащитная оболочка с пасвыбросов радиоактивных мы, изолирующие устрой- сивными элементами для веществ, ограничение вы- ства ее защиты (система сброхода радиоактивного изса давления и очистки, лучения, защита от взрыудержания поврежденновоопасных концентраций го топлива и подавления водорода, защита от поводорода) вы-шения давления в объеме ЛСБ Краткое описание принятых технических решений по пассивной и активной части СБ.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Принципиальная схема систем безопасности блока приведена на рисунке 2.1. В соответствии с указанными целями проектирования в проекте система безопасности включает в себя активную и пассивную часть, каждая из которых обеспечивает выполнение основных функций безопасности независимо друг от друга. На рисунке 2.2 представлен перечень функций безопасности с указанием систем, входящих в активную и пассивную часть СБ, ответственных за выполнение отдельных функций.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изм. Кол.уч Лист №док. Подп. Дата

1588-ПЗ-ОИ4 Рисунок 2.1 – Принципиальная схема систем безопасности энергоблока Лист

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изм. Кол.уч Лист №док. Подп. Дата

1588-ПЗ-ОИ4 Рисунок 2.2 - Принципиальные решения по обеспечению функций безопасности в проекте АЭС-92 Лист

2.9.1 Активная часть системы безопасности

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Как уже отмечалось выше, при проектировании систем, входящих в состав активной части СБ, с целью повышения функциональной надежности принят принцип, заключающийся в совмещении функций безопасности и нормальной эксплуатации. Развитие принципа совмещения функций позволило принять простые технологические решения, обеспечивающие выполнение ряда функций безопасности (следующих последовательно одна за другой в процессе развития аварии) одним набором механизмов, что, во-первых, исключает необходимость дополнительных переключений, являющихся источником отказов, а, во-вторых, позволяет уменьшить количество единиц оборудования и соответственно повысить надежность. При проектировании систем, входящих в состав активной части СБ, использовались хорошо изученные к настоящему времени процессы, а также оборудование, которое является традиционным для систем безопасности, используемых на эксплуатируемых в настоящее время АС. Незначительные конструктивные доработки некоторого оборудования, потребовавшиеся для удовлетворения указанных выше принципам, не носят принципиального характера. Таким образом имеется подтверждение работоспособности этой части СБ на основе опыта наладки и эксплуатации систем безопасности на действующих АС. Работоспособность отдельного оборудования новой разработки (например, эжекционные устройства в системе аварийного охлаждения активной зоны реактора), подтверждается соответствующими расчетами и результатами экспериментальных исследований на моделях с обоснованием переноса полученных результатов на натурные устройства. Структура активной части СБ предусматривает наличие двух полностью независимых друг от друга подсистем, каждая из которых состоит из двух каналов, способных выполнить функции, возлагаемые на систему в целом. В таблице 2.5 представлена схема структуры систем безопасности. Таблица 2.5 - Структура и состав систем безопасности Эффективность, % Активная часть СБ Подсистема 1 Подсистема 2 Канал 1а Канал 1б Канал 2а Канал 2б Защитные и локализующие системы: - система аварийной защиты; 2 комплекта по 100 - многофункциональная система ава100 100 100 100 рийного отвода тепла от активной зоны реактора; -система аварийного отвода тепла 100 100 100 100 через второй контур Обеспечивающие системы: - промконтур и техническая вода; 100 100 100 100 - вентиляция; 100 100 100 100 - надежное питание арматуры и АСУ ТП; 200 200 - надежное питание насосов и элек100 100 100 100 троприводной арматуры

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Окончание таблицы 2.5 Активная часть СБ Управляющая системы: - датчики; - логическая часть –запуск; - логическая часть-управление каналами Пассивная часть Система аварийного ввода бора Гидроемкости

Эффективность, % Подсистема 1 Подсистема 2 Канал 1а Канал 1б Канал 2а Канал 2б 300 300 100

300 300 100

Взам. инв. № Подпись и дата

100

Эффективность,% 4х100 4х33

Система пассивного отвода тепла (СПОТ) Система сброса и очистки среды из оболочки Комплекс локализующих систем реакторного отделения, включая помещения, локализующие расплавленное топливо

Инв. № подл.

100

4х33 100 100

Предусматриваемая структура активной части СБ допускает наличие связей между каналами внутри подсистем, необходимых для выполнения функций нормальной эксплуатации. Однако в проекте для защитных СБ, подтвержденных зависимым отказам, эти связи, как правило, исключены. У обеспечивающих СБ, не подверженных зависимым отказам, также предусмотрена отсечка связей между каналами внутри подсистем, однако анализ отказов в обеспечивающих системах СБ показал, что отказ отсечки не приводит к отказу каналов. В системе электроснабжения связи имеются в схеме питания технических средств УСБ и локализующей арматуры и они используются для резервирования питания. В схеме питания потребителей собственных нужд СБ связи отсутствуют, но при необходимости на дальнейших этапах проектирования они могут быть предусмотрены, не нарушая внутренней структуры СБ. В управляющей системе безопасности также имеются связи между обоими каналами внутри подсистем, которые используются для резервирования информации по контролю параметров защит УСБТ. Схема формирования сигналов АЗ не имеет каналов. Она состоит из двух независимых подсистем, каждая из которых построена по логике 2 из 3. При решении вопросов компоновки обеспечено разделение каналов, относящихся к одной подсистеме (перегородки против распространения пожара и затопления, пространственное разделение). Такое решение позволяет иметь возможность вывода в длительный ремонт отдельного оборудования и канала в целом, что важно, поскольку системы постоянно функционируют в режиме нормальной эксплуатации. Проектом предусматриваются следующие основные активные системы безопасности, с обеспечивающими и управляющими системами: - система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки; - система аварийного расхолаживания и продувки парогенераторов; - изолирующие устройства системы герметичного ограждения; - спринклерная система; - система аварийного газоудаления; - система создания давления в межоболочном пространстве.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.9.2 Пассивная часть системы безопасности При проектировании систем, входящих в состав пассивной части СБ, использовались технические решения, основанные на хорошо известных процессах и явлениях, не требующих дополнительных значительных теоретических и экспериментальных исследований. При определении структуры пассивной части СБ принималась во внимание возможность выхода из строя отдельных элементов системы по причинам, связанным с исходным событием аварии, а также с учетом возможностей потери эффективности, вызванной внешними воздействиями. Предусматриваются следующие основные пассивные системы безопасности: - система герметичного ограждения; - система улавливания и охлаждения расплавленной активной зоны; - система обеспечения водородной безопасности; - система аварийного сброса давления и очистки выбросов из защитной оболочки; - система гидроемкостей; - система пассивного отвода тепла (СПОТ). 2.9.3 Сравнение структуры систем безопасности в проектах АЭС-2006 В рамках проекта АЭС-2006 в России ведется строительство двух атомных станций:

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

- проект НВАЭС-2, генпроектривщик ОАО «Атомэнергопроект», г. Москва; - проект ЛАЭС-2, генпроектировщик ОАО «Атомэнергопроект» г. Снкт-Петербург. В таблице 2.6 приведена сравнительная характеристика систем безопасности, реализованных в данных проектах.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изм. Кол.уч Лист №док. Подп.

Таблица 2.6 Структура систем безопасности НВАЭС-2 и ЛАЭС-2 Ниаменование НВАЭС-2 ЛАЭС-2 Система подпитки-продувки Подпитка: Три насоса х 60 т/ч, выполняющие Подпитка: Два насоса х 60 т/ч для «бльпервого контура необходимые функции во всем диапазоне ре- шого» борного регулирования и компенгулирования – один в резерве, два в работе сации течи теплоносителя. Три насоса х 6,3 т/ч для «тонкого» регулирования и компенсации протечек Активная часть САОЗ Совмещенная двухканальная система высоко- Раздельные чеиырехканальные системы го и низкого давления с насосами-эжекторами высокого и низкого давления с резервирос резервированием 2 х 200 % и внутренним ванием каналов 4 х 100 % каждая резервированием 2 х 100 % Система аврийного ввода бор- Двухканальная система с резервированием Четырехканальная система с резервироной кислоты каналов 2 х 100 % и внутренним резервирова- ванием каналов 4 х 50 % нием каналов 2 х 50 % Система аварийной питательной Отсутствует Четырехканальная система с резервиро……………………………………………………………………………………. воды ванием каналов 4 х 100 % с баками запаса ………………………………………………………….. Замкнутая двухканальная система с резерви- аварийной питательной воды ……………………………………………………………………………. Система аварийного расхола- рованием 2 х 100 % живания ПГ Отсутствует Система пассивного залива Пассивная четырехканальная система с реактивной зоны (ГЕ – 2) зервированием каналов 4 х 33 % с двумя Отсутствует емкостями в каждом канале Система пассивного отвода Пассивная четырехканальная система с ре- Пассивная четырехканальная система с тепла (СПОТ) зервированием каналов 4 х 33 % с двумя резервированием каналов 4 х 33 % с 18-ю охлаждаемыми воздухом теплообменниками в охлаждаемыми водой теплообменниками каждом канале в каждом канале Технологические различия схемных решений системы подпитки-продувки первого контура не принципиальны и приведены ниже Системы подпитки-продувки Подпитка: 3 насоса х 60 т/ч, выполняющие не- Подпитка: 2 насоса х 60 т/ч для «большопервого контура обходимые функции во всем диапазоне регу- го» борного регулирования и компенсации лирования – один в работе, два в резерве течи теплоносителя, 3 насоса х 6,3 т/ч для «тонкого» регулирования и компенсации протечек

Дата

1588-ПЗ-ОИ4 Лист

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изм. Кол.уч Лист №док. Подп.

Продолжение таблицы 2.6 Ниаменование НВАЭС-2 ЛАЭС-2 Системы безопасности (для обеспечения внештатных режимов работы энергоблоков) Активная часть системы ава- Совмещенная двухканальная система высоко- Раздельные четырехканальные системы рийного охлаждения активной го и низкого давления с насосами-эжекторами высокого и низкого давления с резервирозоны с резервированием 2х200 % и внутренним ре- ванием каналов 4х100 % каждая зервированием 2х100 % Система аварийного в вода Двухканальная система с резервированием Четырехканальная система с резервироборной кислоты каналов 2х100 % и внутренним резервирова- ванием каналов 4х50 % нием каналов 2х50 % Система аварийной питательной Отсутствует Четырехканальная система с резервироводы ванием каналов 4х100 % с баками запаса аварийной питательной воды Система аварийного расхола- Замкнутая двухканальная система с резерви- Отсутствует живания парогенераторов рованием 2х100 % Система пассивного залива Пассивная четырехканальная система с реактивной зоны второй ступени зервированием каналов 4х33 % с двумя емко- Отсутствует стями в каждом канале Система пассивного отвода Пассивная четырехканальная система с ре- Пассивная четырехканальная система с тепла зервированием каналов 4х33 % с двумя охла- резервированием каналов 4х33 % с 18-ю ждаемыми воздухом теплообменниками в охлаждаемыми водой теплообменниками каждом канале в каждом канале

Дата

1588-ПЗ-ОИ4 Лист

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изм. Кол.уч Лист №док. Подп.

Окончание таблицы 2.6 Ниаменование НВАЭС-2 ЛАЭС-2 Устройство локализации Система предназначена для удержания жидких и твердых фрагментов разрушенной акрасплава тивной зоны, частей корпуса реактора, внутрикорпусных устройств при тяжелой аварии с расплавлением активной зоны. Устройство локализации расплава выполняет следующие основные функции: - прием и размещение в своем объеме жидких и твердых компонентов расплава, фрагментов активной зоны и конструкционных материалов реактора; -передачу тепла от расплава к охлаждающей воде; - удержание днища корпуса реактора при его отрыве; - предотвращение выхода расплава за установленные проектом границы его локализации; - обеспечение подкритичности расплава в бетонной шахте; - обеспечение подачи охлаждающей воды к устройству и отвода пара из устройства; - обеспечение минимального выноса радиоактивных веществ в пространство герметичной оболочки; - минимизацию выхода водорода; - обеспечение не превышения максимальных допустимых напряжений в конструкциях, расположенных в подреакторном помещении бетонной шахты; - обеспечение выполнения своих функций с минимальным управляющим воздействием со стороны оперативного персонала. Система защитных оболочек Система защитных оболочек состоит из первичной (внутренней) и вторичной (внешней) защитных оболочек. Первичная (внутренняя) защитная оболочка изготавливается из преднапряженного железобетона и предназначена для удержания в установленных проектом границах радиоактивных веществ с целью ограничения распространения их в окружающую среду при проектных авариях. Внешняя оболочка предназначена для защиты систем и элементов реакторного здания от особых природных и техногенных воздействий. Обе оболочки обеспечивают биологическую защиту от ионизирующих излучений.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4 Лист

2.10 Описание проекта – аналога АЭС и основные проектные характеристики

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.10.1 Источник проекта и цели Эксплуатация АЭС с реакторами типа ВВЭР составляет: - АЭС с ВВЭР-440 более 700 реактор·лет; - АЭС с ВВЭР-1000 более 300 реактор·лет. Необходимость проекта нового поколения с реактором типа ВВЭР электрической мощностью 1000 МВт определяется его высокими экономическими характеристиками, а также уровнем ядерной и радиационной безопасности, соответствующим внешним международным требованиям. Основной целью создания АЭС нового поколения является создание унифицированного конкурентоспособного проекта АЭС, соответствующего современным требованиям безопасности. Эта разработка в значительной степени аккумулировала знания ведущих разработчиков и опыт проектирования, изготовления, и эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в соответствии с международными требованиями. Проект соответствует всем современным российским требованиям по безопасности, а также рекомендациям МАГАТЭ, международной консультативной группы по безопасности INSAG и др. Соответствие проекта российским нормативам по безопасности, исходя из действующего в России законодательства, обеспечивается процедурой лицензирования, принятой органом государственного регулирования безопасности России. Кроме процедуры лицензирования в российских надзорных органах, для подтверждения соответствия принятых решений мировым критериям и требованиям безопасности этот проект был проанализирован ведущими экспертами фирмы EDF (Франция) на соответствие требованиям эксплуатирующих организаций Европы, предъявляемым к АЭС нового поколения с реакторами на легкой воде (EUR). Этот проект был положительно оценен в отношении соответствия основным требованиям EUR. Главные цели, которые поставили перед собой разработчики проекта, достигаются решением следующих задач: а) повышение уровня безопасности за счёт: -улучшения характеристик ядерного топлива и основного оборудования реакторной установки; -создания усовершенствованных систем безопасности с применением пассивных и активных систем; - снижение чувствительности АЭС к ошибкам персонала; - повышение надёжности работы оборудования АЭС; - максимальное использование опыта создания и эксплуатации блоков с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000; б) улучшение технико-экономических показателей АЭС посредством: - снижения удельных капиталовложений; - снижения эксплуатационных затрат; - использование эволюционного подхода при принятии технических решений и применяемого оборудования. Основными отличиями проекта от существующих проектов АЭС с реакторами ВВЭР предыдущих поколений, позволяющими обеспечить решение вышеназванных задач, являются:

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

- обеспечение быстрого прекращения ядерной реакции в активной зоне за счёт действия двух полностью независимых друг от друга систем воздействия на реактивность; - обеспечение длительного отвода остаточного тепла и поддержания реактора в безопасном состоянии действием набора активных, а также не требующих вмешательства оператора и подачи энергии извне пассивных систем; - использование для локализации продуктов аварии двойной защитной оболочки: внутренней - преднапряженной, наружной - монолитной, рассчитанных на широкий спектр внешних и внутренних событий. В проекте использован эволюционный подход к применению технологий, узлов, систем и опыта в проектировании, изготовлении и эксплуатации предыдущего поколения АЭС с реакторами с водой под давлением. 2.10.2 Описание проекта На рисунке 2.3 приведен общий вид одноблочной АЭС.

ЗДА НИ

Е ТУ

РБИ Н

РЕАК Т ОТДЕ О РНО Е ЛЕНИ Е

ПАРО КАМ ВАЯ ЕРА

ВСП О ОТДЕ МОГАТЕ ЛЬН ЛЕНИ ОЕ Е

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

ДИЗ

ЕЛЬН

АЯ

Рисунок 2.3 – Общий вид одноблочной АЭС Основной технологический процесс охватывает ядерный остров, неядерный остров (общестанционные здания и сооружения), электротехническую часть производства и теплофикационную часть. Ядерный остров объединяет основные и вспомогательные технологии преобразования ядерной энергии в тепловую энергию. Неядерный остров объединяет технологии преобразования тепловой энергии в электрическую энергию.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.10.3 Основные технико-экономические характеристики АЭС-2006 Основные технико-экономические характеристики АЭС-2006 приведены в таблице 2.7.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Электротехническая часть обеспечивает выдачу электроэнергии в энергосистему, а также снабжение АЭС электроэнергией для собственных нужд. Теплофикационная часть обеспечивает выдачу тепла для потребителей, расположенных в регионе АЭС. Весь технологический процесс управляется автоматизированной системой управления технологическими процессами (АСУ ТП). В состав ядерного острова входит ряд зданий и сооружений из которых основные:  здание реактора, содержащее двойную защитную оболочку, в которой расположена реакторная установка, в состав которой входят: 1) реактор; 2) парогенераторы; 3) компенсатор давления; 4) главные циркуляционные насосы и главные циркуляционные трубопроводы; 5) пассивная часть системы аварийного охлаждения активной зоны, так же в защитной оболочке расположено оборудование для операций с ядерным топливом, системы пассивного отвода тепла, система локализации расплава активной зоны и др;  3дание безопасности, содержащее оборудование и трубопроводы системы аварийного охлаждения активной зоны низкого и высокого давления, спринклерной системы, системы аварийного ввода бора, промежуточного контура охлаждения для ответственных потребителей, системы охлаждения топливного бассейна, системы отвода остаточного тепла, системы вакуумной вентиляции пространства между оболочками здания реактора; а также баки запаса борированной воды;  паровая камера, содержащая оборудование и трубопроводы системы защиты от превышения давления в парогенераторах, системы аварийной подачи питательной воды, а также паропроводы, трубопроводы питательной воды и баки аварийного запаса обессоленной воды;  здание управления, содержащее оборудование систем автоматики, управления и защиты, системы электроснабжения зоны «строгого» режима, блочный и резервный щиты управления;  вспомогательный корпус, содержащий оборудование вспомогательных систем первого контура, систем спецводоочистки, системы сбора и хранения радиоактивных вод, вентиляционных систем зоны «строгого» режима, а также установку переработки жидких радиоактивных отходов;  здание хранилищ свежего топлива и ТРО. Центральное место в неядерном острове занимает здание турбины, в котором находятся турбоустановка и турбогенератор, а также вспомогательные системы, обеспечивающие их функционирование во всех режимах.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 2.7- Основные технико-экономические характеристики двухблочной АЭС мощностью 2340 МВт Наименование характеристики 1 Общие параметры блока 1.1 Номинальная тепловая мощность реактора 1.2 Номинальная электрическая мощность 1.3 Эффективное число использования номинальной мощности 1.4 Срок службы АЭС 1.5 Сейсмостойкость 1.5.1 Максимальное расчетное землетрясение (МРЗ) 1.5.2 Проектное значение (ПЗ) 1.6 Количество ТВС в активной зоне 1.7 Время нахождения топлива в активной зоне 1.8 Глубина выгорания топлива, максимальная 1.9

2.1 2.2 2.3 2.4 2.5

3.1 3.1.1 3.1.2 3.1.3

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.1.4 3.2 3.2.1 3.2.2 3.2.3 4 4.1.1 4.1.2 4.1.3 4.1.4

Единица измерения

Величина параметра

МВт МВт час/год

3200 1170 8400

лет

0,25

g шт. лет МВт сут/кг U

0,12 163 4-5 до 60 (в перспективе до 70) 420

Максимальная линейная энергонапряженВт/см ность твэл 2 Основные параметры первого контура Число петель первого контура шт Расход теплоносителя через реактор м 3/час 0 Температура теплоносителя на входе в реС актор 0 Температура теплоносителя на выходе из С реактора Давление номинальное стационарного реМПа жима на выходе из активной зоны (абсолютное) 3 Основные параметры второго контура Турбина Частота вращения 1/с Конструктивная схема Номинальное давление пара на входе в МПа турбину 0 Температура питательной воды в номиС нальном режиме Генератор Номинальное напряжение КВ Охлаждение обмотки ротора и сердечника статора Охлаждение обмотки статора Основные характеристики двойной защитной оболочки Внутренний диаметр мм Толщина мм Расчетное давление при проектной аварии МПа 0 Расчетная температура С

4 85600 -+2900 298,6 -4+2 329 +- 5 16,2 +- 0,3

50 2ЦНД+ЦВД+2ЦНД 6,8 225 +- 5

24 водяное водяное

44000 1200 0,5 150

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Окончание таблицы 2.7 Наименование характеристики 4.2 Внешняя оболочка 4.2.1 Внутренний диаметр 4.2.2 Толщина 4.3 Зазор между оболочками

Единица измерения

Величина параметра

мм мм мм

50000 800 (600) 1800

2.11 Принципиальная схема АЭС. Состав основного оборудования

Функционально все объекты атомной станции делятся на основные объекты и объекты подсобного и обслуживающего назначения. В состав основных объектов входят:  основные здания и сооружения энергоблока № 1;  основные здания и сооружения энергоблока № 2;  электротехнические сооружения 330 кВ;  кабельные каналы и тоннели энергоблоков № 1 и № 2 по территории промплощадки;  эстакады и каналы технологических трубопроводов по промплощадке;  сооружения технического водоснабжения Остальные объекты входят в состав объектов подсобного и обслуживающего назначения В состав основных зданий и сооружений энергоблока входят здания и сооружения ядерного острова и здания и сооружения неядерного(турбинного острова) . Тепловая схема РУ двухконтурная. Энергоблок включает в себя реакторную установку и одну турбоустановку. Первый контур образует реактор, главный циркуляционный контур, главный циркуляционный насос, трубное пространство парогенератора; Водоводяной энергетический реактор является реактором корпусного типа, гетерогенный, на тепловых нейтронах. Теплоноситель и замедлитель - вода с использованием раствора борной кислоты как поглотителя. Расчетный срок службы корпуса реактора - 60 лет при расчетном сроке службы атомной станции 50 лет. В качестве ядерного топлива используется слабообогащенная двуокись урана. Теплоноситель I контура, проходя через активную зону реактора, нагревается и по главному циркуляционному трубопроводу четырех параллельных циркуляционных петель поступает в трубчатку парогенераторов (ПГ), где он отдает свою энергию во второй контур. От ПГ теплоноситель по главному циркуляционному трубопроводу возвращается в реактор для повторного нагрева. Циркуляция в петлях осуществляется четырьмя главными циркуляционными насосами (ГЦН). Компоновка реакторной установки изображена на рисунке 2.4.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.11.1 Принципиальная схема АЭС

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

Рисунок 2.4 - Компоновка реакторной установки Второй контур - нерадиоактивный. Он состоит из: – паропроизводительной части парогенераторов; – паропроводов свежего пара; – турбины; – конденсатных насосов;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– системы регенеративных подогревателей; – деаэратора; – системы питательных насосов и трубопроводов и в основном относится к неядерному острову. В качестве основных и вспомогательных питательных насосов применяются насосы с электроприводом. Турбоустановка обеспечивает преобразование тепловой энергии в механическую энергию вращения ротора турбины. Генератор, сидящий на одном валу с ротором турбины, преобразует механическую энергию вращения ротора в электрическую. Основные технико-экономические характеристики проекта приведены в таблице 2.7. Принципиальная технологическая схема энергоблока АЭС-2006 представлена на рисунке 2.5.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

ЗДАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ

Рисунок 2.5 - Принципиальная технологическая схема

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.11.2 Состав основного оборудования АЭС - 2006 Перечень основного оборудования представлен в таблице 2.8 Таблица 2.8 - Перечень основного оборудования Наименование

Количество

Основное оборудование систем нормальной эксплуатации Основное оборудование первого контура Реактор В-491

ГЦНА-1391

Парогенератор ПГВ-1000МКП

Компенсатор давления

Основное оборудование второго контура Турбина типа К-1200-6,8/50 Конденсационная установка:

1 1

- одноходовой двухпоточный конденсатор

- система вакуумирования конденсатора: 1) основной водоструйный эжектор

Взам. инв. №

2) водоструйный эжектор цирксистемы 3) водоструйный эжектор конденсатора пара уплотнений Конденсатные насосы первой ступени

Конденсатные насосы второй ступени

Сепаратор-пароперегреватель вертикальный, двухступенчатый, жалюзийного типа

Питательный электронасос

Вспомогательный питательный насос

Деаэратор повышенного давления Система смазки турбоагрегата: - маслобак

1 1

- насос системы смазки - насос системы смазки (аварийный)

2 1

Подпись и дата

- маслоохладитель

Инв. № подл.

2 1

3 (уточняется в проекте)

Система маслоснабжения системы регулирования: - маслобак - насос системы регулирования

1 2

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.12 Генеральный план Генеральный план АЭС в Республике Беларусь будет разработан на два энергоблока с РУ ВВЭР-1200. Ниже приведено краткое описание генерального плана АЭС – 2006. Ориентация блоков определяется техническими решениями по системам техводоснабжения основного оборудования зданий турбин и ответственных потребителей зданий реакторов, а также условиями выдачи электрической мощности. При компоновке генплана учитываются следующие требования:  обеспечение максимальной автономности энергоблоков (ядерного острова);  модульный принцип застройки промплощадки унифицированными модулямиэнергоблоками;  зонирование территории по зданиям основного производственного назначения и вспомогательным зданиям с разделением территории на зоны «строгого» и «свободного» режима;  оптимальное блокирование зданий и сооружений основного производства, а также подсобно-производственных зданий и сооружений;  обеспечение прямолинейных магистральных трасс (коридоров) прокладки инженерных коммуникаций;  сокращение технологических, транспортных и пешеходных связей;  возможность организации поточного строительства. Промплощадка АЭС условно разделена на зону основного производства (ядерный остров) и зону общестанционных вспомогательных зданий и сооружений. Ядерный остров имеет свое ограждение. Зона основного производства размещена в центре промплощадки и состоит из скомпонованных в единый строительный объем блочных модулей-энергоблоков. В состав каждого из них входят:  здание реактора;  эстакада транспортного шлюза;  паровая камера;  здание безопасности;  вспомогательный корпус;  здание управления;  хранилище свежего топлива и твердых радиоактивных отходов;  здание ядерного обслуживания c бытовыми помещениями зоны контролируемого доступа;  здание турбины;  здание электроснабжения нормальной эксплуатации;  здание теплофикации;  здание водоподготовки с баками собственных нужд химводоочистки;  а также отдельно стоящие сооружения: а) вентиляционная труба; б) здание резервной дизельной электростанции системы аварийного электроснабжения с промежуточным складом дизельного топлива; в) сооружение блочных трансформаторов; г) насосная станция автоматического водяного пожаротушения; д) резервуары запаса воды для автоматического пожаротушения; е) здание блочной электростанции.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

Шаг блоков принят достаточным для обеспечения размещения инженерных и транспортных коммуникаций между блоками, а также организации поточного строительства и независимого ввода мощностей пусковыми комплексами. Брызгальные бассейны для охлаждения ответственных потребителей зданий реакторов размещены на минимально возможном расстоянии от зданий реакторов. Там же предусматривается резервная емкость для опорожнения брызгальных бассейнов. На каждый блок предусматривается по две насосных станции ответственных потребителей с камерами переключения. Площадка размещения основных зданий и сооружений энергоблоков будет иметь ограждение. Предусматривается два автомобильных въезда. Проход персонала от контрольно-пропускного пункта служебно-бытового корпуса зоны свободного доступа к зданиям энергоблоков осуществляется по пешеходному тоннелю. На промплощадке со стороны зданий турбин размещены башенные испарительные градирни с насосными станциями потребителей здания турбины. В части промплощадки со стороны первого блока располагаются общестанционные здания и сооружения:  мастерские зоны свободного доступа и материальный склад (ЦМС);  административно-лабораторно-бытовой корпус;  столовая;  объединенно-газовый корпус;  теплоцентр с баком аккумулятором;  пуско-резервная электрокотельная;  объединенная насосная станция противопожарного, хозяйственного-питьевого и производственного водоснабжения с резервуарами запаса воды для хозяйственнопитьевого водоснабжения и противопожарного водоснабжения;  маслодизельное хозяйство в составе: насосной станции масла и дизельного топлива, приемных сооружений для масла и дизельного топлива, открытого склада масла, открытого склада дизельного топлива;  очистные сооружения производственно-ливневых стоков и стоков, содержащих нефтепродукты, бытовых сточных вод зоны свободного доступа и зоны контролируемого доступа и другие вспомогательные сооружения. Зона общестанционных зданий и сооружений скомпонована с учетом возможности расширения объектов для второй очереди АЭС (для блоков три и четыре). Выдача электрической мощности АЭС в энергосистему предусматривается через комплексное распределительное устройство элегазовое 330 кВ (КРУЭ-330кВ). На территории КРУЭ находятся:  здание КРУЭ-330 кВ;  здание КРУ-6 кВ резервного питания с сооружениями резервных трансформаторов;  здание общестанционного РУСН 6 кВ с сооружениями общестанционных трансформаторов;  здание релейных панелей 330 кВ. Для обеспечения кратчайших и организованных пешеходных связей для эксплуатационно-ремонтного персонала между административно-лабораторно-бытовым корпусом, столовой и служебно-бытовым корпусом зоны свободного доступа к основным зданиям АЭС проектом предусматривается галерея зоны свободного доступа . Территория АЭС имеет тройное охранное ограждение: наружная ограда, основная ограда, внутренняя ограда с шириной охранной зоны 20 м, в которую включены

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

все сооружения станции. Вокруг ядерного острова предусмотрена ограда энергоблоков. На промплощадку станции организованы три въезда: автомобильный – со стороны первого блока у главного контрольно-пропускного пункта, и со стороны второго блока АЭС, где предусмотрены железнодорожный и автомобильный въезды с досмотровыми зонами и контрольно-пропускным пунктом, а также согласно требованиям ГО предусмотрен третий выезд с территории промплощадки. В пределах ограды промплощадки размещается железнодорожная станция АЭС, предназначенная в основном, для вывоза отработавшего и приема свежего топлива. На станции размещается открытый пристанционный перегрузочный узел. Для организации эксплуатации средств охраны на АЭС предусмотрен комплекс сооружений физической защиты, расположенный в зоне общестанционных вспомогательных сооружений в составе: здания центра физзащиты, здания дизельгенераторной установки, гаража автотранспорта ВО, здания служебного собаководства. Убежища гражданской обороны размещены с учетом радиусов сбора укрываемых в местах наибольшего сосредоточения персонала и находятся в зоне вспомогательных сооружений и за вторым энергоблоком.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Генеральный план АЭС – 2006 приведен на рисунке 2.6.

Рисунок 2.6 – Генеральный план АЭС - 2006

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.13 Основные проектные решения АЭС - 2006 АЭС- 2006 компонуется двумя моноблоками мощностью по 1200 МВт(э) и предназначена для выработки электроэнергии в базовом режиме. Оборудование и системы АЭС допускают возможность работы в маневренных режимах регулирования мощности. Регулировочный диапазон нагрузок лежит в диапазоне от 20 до 100 % Nном. КИУМ при работе энергоблока в базовом режиме не менее 90 %. Эффективное число использования при работе реактора на номинальной мощности составляет 8400 эффективных часов/год. Расчетный срок службы основного оборудования АЭС 60 лет. Перегрузка топлива производится один раз в год. В дальнейшем планируется переход на 18-и 24-и месячный цикл работы АЭС. В нормальном году эксплуатации средняя продолжительность остановки на перегрузку составляет 16 дней. Энергоблок состоит из реакторной установки с водоводяным энергетическим реактором с водой под давлением и турбоустановки. Тепловая схема - двухконтурная. Первый контур - радиоактивный и состоит из гетерогенного реактора на тепловых нейтронах, четырех главных циркуляционных петель, парового компенсатора давления, вспомогательного оборудования. В состав каждой циркуляционной петли входят: парогенератор, главный циркуляционный насосный агрегат, главный циркуляционный трубопровод Ду 850. Топливом является слабообогащенная двуокись урана. Нагреваемый при прохождении через активную зону реактора теплоноситель первого контура поступает в парогенераторы, где отдает свое тепло через стенки трубной системы воде второго контура. Второй контур - не радиоактивный, состоит из паропроизводительной части парогенераторов, главных паропроводов, одного турбоагрегата, их вспомогательного оборудования и обслуживающих систем, оборудования деаэрации, подогрева и подачи питательной воды в парогенераторы. Турбоустановка включает в себя паровую турбину и генератор, монтируемый на общем фундаменте с турбиной. Турбина снабжена конденсационным устройством, регенеративной установкой для подогрева питательной воды, сепараторами пароперегревателями, имеет нерегулируемые отборы пара на подогреватели системы регенерации, на собственные нужды станции и на подогрев добавки химически очищенной воды в цикл. 2.14 Реакторная установка

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.14.1 Система главного циркуляционного контура Система главного циркуляционного контура служит для получения тепловой энергии, выделяющейся в результате управляемой ядерной реакции деления топлива, отвода полученного тепла от активной зоны реактора и генерации пара во втором контуре парогенераторов за счет этого тепла. В состав главного циркуляционного контура входят: – водоводяной энергетический реактор; – четыре циркуляционные петли, состоящие из парогенератора, главного циркуляционного насосного агрегата и трубопроводов Ду 850, а также система компенсации давления, подключенная к одной из циркуляционных петель.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.14.2 Реактор Водоводяной энергетический реактор ВВЭР-1200 является основным энергетическим источником с тепловой мощностью 3200 МВт. Реактор корпусного типа, гетерогенный, на тепловых нейтронах, теплоноситель и замедлитель - вода, содержащая раствор борной кислоты, концентрация которой зависит от периода кампании работы реактора на мощности. Корпус реактора - цилиндрический сосуд высокого давления, изготовленный из высокопрочной теплостойкой легированной стали. Внутренняя поверхность корпуса плакирована антикоррозионной наплавкой. Активная зона реактора состоит из 163 тепловыделяющих сборок (ТВС), часть из которых содержит органы регулирования (ОР). Все ТВС активной зоны имеют шестигранное сечение. Топливо слабообогащенная двуокись урана. 2.14.3 Парогенератор Парогенератор - горизонтальный, однокорпусной теплообменный аппарат с погруженной поверхностью теплообмена из горизонтально расположенных труб. Паропроизводительность ПГ в номинальном режиме составляет порядка 1600 т/ч при давлении генерируемого пара около 7,0 МПа. 2.14.4 Главный циркуляционный насос Насос вертикальный, одноступенчатый, состоящий из корпуса и выемной части. В качестве привода используется вертикальный асинхронный электродвигатель. 2.14.5 Компенсатор давления Компенсатор давления - вертикальный сосуд с электронагревателями, предназначен для создания давления в первом контуре при разогреве реакторной установки и для ограничения отклонений давления при работе реактора на мощности. Корпус компенсатора давления изготовлен из углеродистой стали с антикоррозионным покрытием внутренних поверхностей аустенитной наплавкой.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.14.6 Вспомогательные системы реакторной установки В состав основных вспомогательных систем РУ входят следующие системы: – система подпитки и борного регулирования; – система охлаждения топливного бассейна; – система подачи чистого конденсата; – система очистки теплоносителя первого контура; – система хранения теплоносителя первого контура; – система обработки теплоносителя первого контура; – система продувки парогенераторов; – система организованных протечек; – системы подачи азота и газовых сдувок; – система сжигания водорода; – системы спецводоочистки; – система дренажа оборудования здания реактора.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.15 Турбоустановка В проекте АЭС – 2006 используется быстроходная одновальная конденсационная турбина подвального типа производства филиала ОАО «Силовые Машины» «ЛМЗ» электрической мощностью 1200 МВт. Турбина К-1200-6,8/50 с возможностью отпуска пара на бойлера теплосети из нерегулируемых отборов для работы на влажном паре с параметрами: давление пара перед турбиной 6,8 МПа, температура 283,8°С, с числом оборотов 3000 об/с, предназначена для непосредственного привода генератора переменного тока Т3В-1200-2УЗ производства филиала ОАО «Силовые Машины» «Электросила», монтируемого на общем фундаменте с турбиной. Генератор должен иметь полное водяное охлаждение и допускать без ограничения во времени работу с максимальной мощностью 1200 МВт. В данной турбине реализуются конструктивные решения, основанные на опыте создания и изготовления турбины К1000-60/3000. Турбина представляет собой одновальный пятицилиндровый агрегат, состоящий из симметричного двухпоточного ЦВД и четырех симметричных двухпоточных ЦНД, конструктивная схема «бабочка» 2ЦНД+ЦВД+2ЦНД. Общая длина турбины без генератора около 53 м. Парораспределение - дроссельное. Пар из парогенераторов поступает к четырем блокам клапанов. Каждый блок клапанов высокого давления состоит из одного стопорного клапана поворотного типа и одного регулирующего клапана. Пройдя стопорные и регулирующие клапаны, пар по четырем паропроводам поступает в ЦВД турбины. Турбина имеет четыре корпуса конденсатора (по числу ЦНД). Они выполнены подвальными, поперечными по отношению к оси турбины, двухпоточными по охлаждающей воде. Конденсаторы секционированы по давлению, что обеспечивает повышение тепловой экономичности турбоустановки при температуре охлаждающей воды более 15 °С. Система подачи охлаждающей воды в конденсатор - прямоточная, одноступенчатая. Конденсационная установка снабжена системой шарикоочистки. Расход охлаждающей воды - 170000 м3/ч. Тип и параметры турбоустановки для АЭС в Республике Беларусь будут определены на стадии «Архитектурный проекта» строительства АЭС.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.16 Техническое водоснабжение На блоке принята следующая схема отвода тепла к конечному поглотителю:  циркуляционная система турбоустановки - оборотная на градирнях;  охлаждение ответственных потребителей–оборотное, на брызгальных бассейнах. Основными потребителями технической воды являются системы охлаждения:  конденсаторов турбин и вспомогательных потребителей (РА);  неответственных потребителей (РС);  ответственных потребителей (РЕ); Все системы охлаждения запроектированы по оборотной схеме водоснабжения раздельно для каждого блока. В качестве охладителей в системах РА и РС предусмотрены башенные охладительные градирни. В системе ответственных потребителей (РЕ) в качестве охладителей используются брызгальные бассейны.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.17 Система обращения с топливом и его хранение Свежее топливо, предназначенное для загрузки в реактор, первоначально поступает в хранилище свежего топлива (ХСТ). Емкость ХСТ определена в количестве, необходимом для нормальной перегрузки двух реакторов (с запасом 20 %) и полной пусковой загрузки реактора (с запасом 10 %). Все отработавшее топливо временно хранится под оболочкой в здании реактора. Емкость хранилища - бассейна отработавшего топлива достаточна для хранения отработавшего топлива в течение десяти лет эксплуатации станции. Кроме этого, в бассейне предусмотрено место для аварийной полной выгрузки активной зоны. Увеличение емкости бассейна обеспечено за счет применения стеллажей с уплотненным шагом расположения кассет (300 мм). Отработавшее ядерное топливо после выдержки в течение трех лет в бассейне выдержки может вывозиться из здания реактора энергоблока на завод регенерации ядерного топлива с соблюдением требований к радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды. Загрузку-выгрузку свежих кассет из чехлов в стеллажи и в реактор, а также из стеллажей отработавших кассет в транспортный контейнер производится топливноперегрузочной машиной. Транспортировка транспортного контейнера к транспортному шлюзу осуществляется полярным краном. Транспортировка ядерного топлива по территории АЭС осуществляется специально оборудованным автотранспортом. 2.18 Обращение с радиоактивными отходами 2.18.1 Системы обращения с газообразными радиоактивными отходами Система очистки радиоактивного газа предназначена для снижения активности выбросов газов, обусловленных сдувками из технологического оборудования до допустимых пределов. Система очистки газовых сдувок из баков вспомогательных систем предназначена для ограничения активности выбросов в атмосферу газов, обусловленных технологическими сдувками из баков систем, содержащих жидкие радиоактивные среды, до допустимых пределов.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.18.2 Системы сбора, очистки жидких радиоактивных сред, переработки и хранения жидких радиоактивных отходов При эксплуатации АЭС образуются жидкие радиоактивные среды (ЖРС), подлежащие сбору и переработке, в процессе которой получаются жидкие радиоактивные отходы (ЖРО). В проекте принят ряд технических решений, направленных на минимизацию образования объемов ЖРС и снижение их солесодержания:  раздельный сбор радиоактивных сред в зависимости от активности, солесодержания и химического состава, использование в технологии СВО ионоселективных сорбентов;  применение малоотходных методов дезактивации и передвижных модульных установок дезактивации;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

 

отказ от регенерации фильтров очистки низкосолевых среднеактивных вод; использование очищенной контурной воды только на подпитку первого кон-

тура. В процессе эксплуатации установок переработки ЖРС и установок СВО образуются жидкие радиоактивные отходы - кубовые остатки выпарной установки, пульпы отработанных ионообменных смол и отработанных ионоселективных сорбентов, шламы. Для промежуточного хранения и последующей переработки ЖРО предусмотрены следующие системы:  система промежуточного хранения кубовых остатков и отработанных сорбентов;  система кондиционирования и отверждения жидких радиоактивных отходов с предварительным концентрированием. Система промежуточного хранения ЖРО обеспечивает выдержку ЖРО в течение не менее трех месяцев с целью снижения уровня радиоактивности за счет распада короткоживущих радионуклидов. Для получения отвержденного продукта, идущего на окончательное захоронение, проектом предусмотрена система отверждения ЖРО. Система предусматривает возможность концентрирования кубового остатка, перемешивания его с цементом и расфасовку цементного компаунда в бетонные невозвратные защитные контейнеры. Невозвратные защитные контейнеры предназначены для временного хранения РАО на площадке АЭС и последующего транспортирования в региональные центры для долговременного хранения. 2.18.3 Система обращения с твердыми радиоактивными отходами

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

К твердым радиоактивным отходам (ТРО) относятся:  загрязненное демонтированное оборудование, трубопроводы и арматура, не подлежащие ремонту;  загрязненный инструмент;  спецодежда, обувь, средства индивидуальной защиты, не подлежащие дезактивации;  строительные и теплоизоляционные материалы;  фильтры систем газоочистки, вентиляции;  отвержденные жидкие радиоактивные отходы, и т.д. Технологии переработки ТРО обеспечивают получение конечного продукта, отвечающего требованиям действующих Санитарных правил для хранения или захоронения радиоактивных отходов. 2.19 Системы электроснабжения Электрические системы АЭС состоят из системы выработки и выдачи мощности в энергосистему и системы электроснабжения собственных нужд (рисунок 2.7) Система выработки и выдачи мощности осуществляет выдачу мощности станции в линии электропередач энергосистемы, рабочее и резервное питание системы собственных нужд. Система электроснабжения собственных нужд снабжает электроэнергией оборудование всех технологических систем, технические средства системы контроля и управления, системы связи и освещения. Выдача мощности АЭС должна производиться на напряжении 330 кВ.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Рабочее питание собственных нужд блока осуществляется от рабочих трансформаторов собственных нужд, включенных в отпайку от блока генератортрансформатор. Для резервирования рабочих трансформаторов собственных нужд на каждый энергоблок предусматривается установка комплекта резервных трансформаторов. На энергоблоке предусматривается установка турбогенератора с полным водяным охлаждением мощностью 1200 МВт Система электроснабжения собственных нужд состоит в свою очередь из трех систем:  системы электроснабжения нормальной эксплуатации;  системы надежного электроснабжения нормальной эксплуатации;  системы аварийного электроснабжения.

БЛОЧНЫЙ ТРАНСФОРМАТОР

ТРАНСФОРМАТОР СН

СИСТЕМА НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ

ГЕНЕРАТОР

ТРАНСФОРМАТОР СН

РЕЗЕРВНЫЙ ТРАНСФОРМАТОР СН

СРЕДНЕЕ НАПРЯЖЕНИЕ

НИЗКОЕ НАПРЯЖЕНИЕ

ДИЗЕЛЬГЕНЕРАТОР

Инв. № подл.

НИЗКОЕ НАПРЯЖЕНИЕ

БЕЗПЕРЕБОЙНОЕ ЭЛЕКТРОСНАБЖЕНИЕ

АБ

ДИЗЕЛЬГЕНЕРАТОР СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ЭЛЕКТРОСНАБЖЕНИЯ

Подпись и дата

Взам. инв. №

СИСТЕМА НАДЕЖНОГО ПИТАНИЯ

СРЕДНЕЕ НАПРЯЖЕНИЕ

НИЗКОЕ НАПРЯЖЕНИЕ

БЕЗПЕРЕБОЙНОЕ ЭЛЕКТРОСНАБЖЕНИЕ

АБ

Рисунок 2.7 - Принципиальная электрическая схема собственных нужд

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.20 Система контроля и управления технологическими процессами

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

В проекте предусмотрена автоматизированная система контроля и управления технологическими процессами (АСУ ТП). Система предназначена для:  управления технологическими процессами в условиях, определяемых проектом АЭС;  контроля технологических объектов управления (ТОУ) и автоматизированного ведения эксплуатационных режимов АЭС, защиты оборудования, а также автоматического регулирования параметров ТОУ;  диагностики процессов и состояния оборудования;  информационного обеспечения персонала во всех эксплуатационных режимах АЭС. АСУ ТП представляет собой распределенную в пространстве, по функциям и средствам систему, которая принимает от технологического объекта управления сигналы по параметрам и управляет объектами. АСУ ТП состоит из ряда подсистем, выделенных по технологическому или функциональному признаку. Все системы объединяются в единую систему с помощью системы верхнего блочного уровня (СВБУ), которая обеспечивает сбор и обмен информации между системами, дистанционное управление и реализует общеблочные задачи. В состав АСУ ТП входят следующие основные системы, выделенных по функционально-технологическому признаку: система верхнего блочного уровня (СВБУ), управляющая система безопасности (УСБ), управляющая система нормальной эксплуатации (УСНЭ). Структурная схема иерархии АСУ ТП АЭС- 2006 представлена на рисунках 2.8 и 2.9.

Рисунок 2.8- Иерархическая структура СКУ безопасности АЭС - 2006

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Рисунок 2.9 - Иерархическая структура СКУ нормальной эксплуатации 2.21 Описание систем безопасности 2.21.1 Назначение систем безопасности АЭС - 2006

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

В соответствии с концепцией глубоко эшелонированной защиты в проекте предусмотрены системы безопасности, предназначенные для выполнения следующих основных функций безопасности:  аварийной остановки реактора и поддержания его в подкритическом состоянии;  аварийного отвода тепла от реактора, а также от бассейна отработавшего топлива; удержания радиоактивных веществ в установленных границах;  сохранение целостности границы контура давления реактора. 2.21.2 Структура систем безопасности Технические решения, принятые в проекте по системам безопасности, основываются на следующих основных положениях:  активные системы безопасности (защитные, локализующие, обеспечивающие и управляющие), состоят из полностью независимых каналов, включающих в свой состав элементы, предназначенные для выполнения функций безопасности и обеспечивающие выполнение детерминистских требований и ориентиров по вероятностным показателям безопасности;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

 для отвода тепла через второй контур к конечному поглотителю при проектных авариях используется разомкнутая система с отводом тепла в атмосферу через БРУ-А и подпиткой ПГ системой аварийной питательной воды;  для управления запроектными авариями и смягчения их последствий предусматриваются пассивная система отвода тепла к конечному поглотителю (СПОТ) через второй контур, на естественной циркуляции теплоносителя с использованием воды; время действия пассивных систем – не менее 24 часов в автономном режиме;  обеспечение высокой готовности СБ за счет использования оборудования, имеющего высокие показатели надежности, в частности за счет снижения чувствительности к скрытым отказам;  выполнение пространственного разделения каналов систем безопасности и обеспечение конструктивной защиты каналов, что исключает возможность отказов по общей причине (при пожарах, при затоплении);  управляющая система безопасности проектируется исходя из условия, чтобы отказ в системе инициировал действия, направленные на обеспечение безопасности;  использование в целях защиты от ошибок оператора автоматических систем для запуска защитных действий и блокирования управляющих воздействий оператора, нарушающих выполнение функций безопасности;  обеспечение систем безопасности электроэнергией от независимых источников (дизель-генераторов), выполненных в соответствии с требованиями к обеспечивающим системам безопасности. 2.21.3 Защитные системы безопасности Согласно ОПБ-88/97, защитные системы безопасности - это системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения повреждения ядерного топлива, оболочек тепловыделяющих элементов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные продукты. Защитные системы должны обеспечить надежный останов реактора и поддержание его в подкритическом состоянии в любых режимах нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.21.3.1 Система управления и защиты реактора Система управления и защиты реактора предназначена для аварийной и предупредительной защиты реактора, автоматического и ручного управления мощностью реактора, обеспечения контроля параметров и контроля положения ОР, документирования событий и взаимообмена сигналами с сопрягаемыми подсистемами СКУ. Система управления и защиты является спецсистемой реакторной установки и обеспечивает поддержание мощности реактора без нарушения эксплуатационных пределов в режимах нормальной эксплуатации, ограничение уровня мощности реактора при нарушениях нормальной эксплуатации и останов реактора при аварийных ситуациях и авариях. 2.21.3.2 Система аварийного впрыска высокого давления Система аварийного впрыска высокого давления предназначена для подачи раствора борной кислоты в систему теплоносителя реактора при авариях с потерей теплоносителя, превышающей компенсационную способность системы нормальной

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

подпитки, при снижении давления в системе теплоносителя ниже рабочего давления системы. 2.21.3.3 Система аварийного впрыска низкого давления Система аварийного впрыска низкого давления предназначена для подачи раствора борной кислоты в систему теплоносителя реактора и в атмосферу контаймента во время аварии с потерей теплоносителя, включая разрыв ГЦТ. 2.21.3.4 Система аварийного охлаждения активной зоны, пассивная часть Пассивная часть САОЗ предназначена для быстрой подачи раствора борной кислоты с концентрацией 16г/кг в реактор для охлаждения активной зоны и ее залива при авариях с потерей теплоносителя, когда давлении в первом контуре падает ниже 5,9 МПа. 2.21.3.5 Система аварийного ввода бора Система аварийного ввода бора предназначена для выполнения следующих функций:  впрыск раствора борной кислоты в компенсатор давления при авариях с течью теплоносителя из первого контура во второй, с целью быстрого снижения давления в первом контуре;  подача в первый контур концентрированного раствора борной кислоты (40 г Н3ВО3/кг Н2О) для быстрого перевода реакторной установки в подкритическое состояние в режимах с нарушением нормальных условий эксплуатации, сопровождающихся отказом срабатывания аварийной защиты реактора;  перевод реакторной установки в подкритическое состояние и компенсации усадки теплоносителя первого контура для обеспечения безопасного останова блока 2.21.3.6 Система хранения борированной воды Система хранения борированной воды предназначена для хранения борированной воды низкой (16 г Н3ВО3/кг Н2О) и высокой (40 г Н3ВО3/кг Н2О) концентрации, необходимой для эксплуатации АЭС во всех режимах работы.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.21.3.7 Система аварийного газоудаления Система аварийного газоудаления предназначена для удаления неконденсирующихся газов, выделяющихся из теплоносителя в верхних точках первого контура при авариях, связанных со снижением параметров первого контура, для предотвращения срыва естественной циркуляции теплоносителя первого контура. Такими точками являются: коллектора парогенераторов, крышка реактора, компенсатор давления. 2.21.3.8 Система отвода остаточных тепловыделений Система отвода остаточного тепла предназначена для отвода остаточных тепловыделений и расхолаживания реакторной установки с проектной скоростью во время нормального останова блока, в режимах нарушений нормальных условий экс-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

плуатации, а также в случае аварии при условии сохранения целостности первого контура. Также, система отвода остаточного тепла предназначена для защиты первого контура от сверхдавления при низких температурах. 2.21.3.9 Система аварийной питательной воды Система аварийной питательной воды предназначена для обеспечения питательной водой парогенераторов в режимах нарушений нормальных условий эксплуатации и в проектных авариях, когда подача питательной воды от штатной системы и вспомогательной системы невозможна. Система функционирует при исходных событиях, связанных с понижением уровня воды в парогенераторах и требующих аварийного расхолаживания или поддержания блока в горячем резерве. 2.21.3.10 Системы защиты первого и второго контуров от превышения давления Защита от превышения давления в первом и втором контурах представляет собой комплекс технических мер и эксплуатационных ограничений. Защита от избыточного повышения давления системы теплоносителя реактора обеспечивается предохранительными клапанами компенсатора давления совместно с системой аварийной защиты реактора, а также защитными блокировками и приводимыми ими в действие соответствующими системами и оборудованием (в том числе сбросными устройствами второго контура). При низких температурах дополнительная защита первого контура от избыточного давления обеспечивается предохранительными клапанами системы отвода остаточных тепловыделений. Защита от избыточного повышения давления во втором контуре обеспечивается предохранительными клапанами парогенератора, а также сбросными устройствами второго контура, которые обеспечивают отвод тепла от реакторной установки сбросом пара в атмосферу при аварийном расхолаживании блока. Кроме того, система обеспечивает отсечение паропровода при авариях требующих локализации аварийного парогенератора. 2.21.3.11 Система пассивного отвода тепла от парогенераторов

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Система пассивного отвода тепла от парогенераторов предназначена для отвода остаточного тепла активной зоны конечному поглотителю через второй контур при запроектных авариях. 2.21.4 Локализующие системы безопасности Согласно ОПБ-88/97, локализующие системы безопасности - это системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения распостранения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом границы и их выхода в окружающую среду. 2.21.4.1 Система герметичных ограждений (двойная защитная оболочка) Проект АЭС – 2006 предусматривает конструктивное решение системы герметичного ограждения (ГО) в виде двойной железобетонной оболочки с организацией

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

контролируемого промежуточного зазора для сбора и очистки протечек РВ при авариях. Внешняя оболочка предназначена для выполнения функции защиты систем АЭС, расположенных в зоне локализации аварии, от внешних природных и техногенных воздействий:  ураганов, смерчей (торнадо);  экстремальных метеорологических и климатических воздействий;  внешней воздушной ударной волны;  падения самолета;  разрушения при экстремальных внешних воздействиях близко расположенных сооружений и конструкций низших классов и категорий по влиянию на безопасность. Внутренняя защитная оболочка предназначена для выполнения следующих функций:  функции локализации ЗЛА в условиях всех предусмотренных проектом режимах работы АЭС, включая аварийные;  функции биологической защиты. Внутренняя защитная оболочка рассчитана на нагрузки, возникающие в режиме максимальной проектной аварии с разрывом ГЦТ, и сохраняет свою целостность и ограничивает утечки радиоактивных продуктов при учитываемых в проекте авариях. 2.21.4.2 Спринклерная система защитной оболочки Спринклерная система предназначена для выполнения следующих функций:  ограничения роста и снижения давления внутри защитной оболочки при проектных авариях, связанных с течами теплоносителя первого контура и с течами второго контура внутри герметичного объема;  вывода продуктов деления из атмосферы защитной оболочки, с целью предотвращения их утечки в окружающую среду.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.21.4.3 Система удаления водорода из защитной оболочки Система удаления водорода из защитной оболочки обеспечивает:  при проектных авариях поддержание концентраций водорода в смеси с водяным паром и воздухом ниже концентрационных пределов распространения пламени в расчетном диапазоне изменения параметров среды в помещениях под защитной оболочкой;  при запроектных авариях поддержание концентрации водорода на уровнях, исключающих детонацию и развитие быстрого горения в больших объемах (соизмеримых с размерами основных отсеков контейнмента). Система пассивного отвода тепла от защитной оболочки Система пассивного отвода тепла от защитной оболочки (JMP) предназначена для длительного (автономный режим - не менее 24 часов) отвода тепла от защитной оболочки при запроектных авариях.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.21.5 Обеспечивающие системы безопасности Согласно ОПБ-88/97, обеспечивающие системы безопасности - это системы (элементы), предназначенные для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий для их функционирования. 2.21.5.1 Система промконтура охлаждения ответственных потребителей Система промконтура охлаждения ответственных потребителей (КАА) предназначена для подачи охлаждающей воды и отвода тепла от оборудования реакторной установки, вспомогательных систем реакторной установки и систем, обеспечивающих безопасность АЭС, в режимах нормальной эксплуатации, нарушений нормальных условий эксплуатации и проектных авариях. 2.21.5.2 Система охлаждающей воды для ответственных потребителей Система охлаждающей воды для ответственных потребителей (РЕВ) - оборотная с использованием в качестве охладителей брызгальных бассейнов. 2.21.5.3 Система аварийного электроснабжения Предназначена для электроснабжения потребителей систем безопасности АЭС во всех режимах работы, в том числе при потере рабочих и резервных источников от энергосистемы, имеющей в своем составе автономные источники электропитания, распределительные и коммутационные устройства. 2.21.5.4 Обеспечивающие системы вентиляции и кондиционирования Обеспечивающие системы вентиляции и кондиционирования помещений предназначены для:  охлаждения воздуха помещений и оборудования систем безопасности в допустимых пределах во время работы технологического оборудования,  кондиционирования воздуха РПУ и БПУ,  снятия тепловыделений и поддерживания нормируемой температуры воздуха в помещениях электротехнического оборудования.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.21.6 Управляющие системы безопасности УСБ предназначена для обеспечения срабатывания аварийной и предупредительной защиты реактора, а также для выработки инициирующих сигналов на запуск исполнительных механизмов систем безопасности при достижении параметрами соответствующих уставок, нажатии оператором ключей или при исчезновении напряжения на линиях питания механизмов систем безопасности (СБ), для автоматизации процесса отвода тепла от РУ, локализации гермообъема при аварийных ситуациях, осуществления контроля и управления системами расхолаживания в процессе их работы по ликвидации аварий.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.22 Вспомогательные системы 2.22.1 Введение В разделе приведены основные данные по следующим системам нормальной эксплуатации:  система подпитки-продувки первого контура;  система трубопроводов бассейна выдержки и шахт ТТО;  система сбора протечек боросодержащих вод;  система дренажей и организованных протечек I контура;  система дистиллата;  система газовых сдувок;  система сжатого воздуха для пневмоприводной арматуры;  система подачи азота на сдувки из оборудования РО;  система продувки и дренажей парогенераторов;  система очистки неохлажденного теплоносителя первого контура;  система низкотемпературной очистки теплоносителя;  система хранения теплоносителя эксплуатационного качества;  система борного концентрата;  система подачи реагентов в теплоноситель первого контура;  система отбора проб из оборудования РО;  система автоматизированного химического контроля первого контура;  система сжигания водорода из радиоактивных технологических сдувок;  система очистки радиоактивных технологических сдувок.  система очистки вод бассейна выдержки и перегрузки;  система переработки теплоносителя;  система переработки трапных вод;  система очистки продувочной воды парогенераторов. Вышеприведенные вспомогательные системы реакторного отделения нормальной эксплуатации являются блочными системами. При разработке систем нормальной эксплуатации в проекте АЭС-2006 учтен опыт эксплуатации действующих АЭС с реакторами ВВЭР, а также рекомендации по модернизации, направленные на упрощение схемы, повышение надежности функционирования систем, сокращение количества оборудования. 2.22.2 Назначение вспомогательных систем реакторного отделения

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.22.2.1 Система продувки-подпитки первого контура KBA Предназначена для подачи продувочной воды на фильтры низкого давления системы и возврат в контур через деаэратор продувки-подпитки, восполнение дистиллатом неорганизованных протечек, возврата в первого контур организованных протечек, включая протечки с уплотнений ГЦН. Одновременно система продувки-подпитки используется для изменения концентрации борной кислоты в теплоносителе для обеспечения борного регулирования реактивности реактора при работе на мощности и подкритичности при останове реактора, поддерживания необходимого качества теплоносителя ведением в первый контур химреагентов (гидразин-гидрат, аммиак, едкий кали).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.22.2.2 Система трубопроводов бассейна выдержки и шахт Предназначена для транспортировки среды при периодическом заполнении из системы подачи вод бассейна выдержки на очистку и дренировании отсеков бассейна выдержки и шахт. Трубопроводы системы также используются для подачи воды из шахт ревизий ВКУ в систему удержания и охлаждения расплавленной активной зоны JKM при запроектных авариях 2.22.2.3 Система сбора протечек боросодержащих вод Предназначена для сбора конструктивных дренажей систем, расположенных в зданиях реактора, вспомогательного корпуса и ядерного обслуживания с бытовыми помещениями зоны контролируемого доступа, сбора протечек через переливы баков, из камеры отбора проб, с концевых уплотнений насосов, приема среды при опорожнении баков для ремонта и подачи собранных протечек на переработку в систему хранения теплоносителя эксплуатационного качества. 2.22.2.4 Система дренажей и организованных протечек I контура Предназначена для сбора и возврата в контур организованных протечек. 2.22.2.5 Система дистиллата Предназначена для подвода требуемого количества дистиллата к оборудованию и системам первого контура. 2.22.2.6 Система газовых сдувок Предназначена для разбавления азотом газовых сдувок до взрывобезопасных концентраций, обеспечения работы системы сжигания водорода на выходе из деаэратора продувки-подпитки, создания необходимого давления в емкостях САОЗ.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.22.2.7 Система сжатого воздуха для пневмоприводной арматуры Предназначена для выполнения функции снабжения пневмоприводов быстродействующей локализующей арматуры сжатым воздухом давлением от 4,5 до 5,0 МПа с целью поддержания арматуры в открытом положении в режимах нормальной эксплуатации. 2.22.2.8 Система продувки и дренажей парогенераторов LCQ10-40 Предназначена для вывода из корпуса ПГ растворимых и нерастворимых примесей и подачи продувочной воды в систему очистки продувочной воды парогенераторов LCQ50-80 с целью поддержания водно-химического режима второго контура.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.22.2.9 Система очистки неохлажденного теплоносителя первого контура Предназначена для очистки неохлажденного теплоносителя без сброса давления на высокотемпературных фильтрах от радиоактивных продуктов коррозии путем удаления продуктов коррозии за счет сорбции на фильтрующей загрузке фильтров. 2.22.2.10 Система низкотемпературной очистки теплоносителя Предназначена для очистки продувочной воды первого контура и организованных протечек для:  удаления химических примесей продуктов коррозии конструкционных материалов и радионуклидов, находящихся в ионном виде, с целью обеспечения качества теплоносителя в пределах нормируемых показателей в течение всей кампании;  удаления из теплоносителя избыточной щелочности;  вывода остатков борной кислоты в конце кампании. 2.22.2.11 Система хранения теплоносителя эксплуатационного качества KBB Предназначена для приема, хранения и подачи теплоносителя на переработку в различных режимах эксплуатации блока с целью получения чистого конденсата и борного концентрата для повторного использования в цикле АЭС для подпитки первого контура. 2.22.2.12 Система борного концентрата Предназначена для подачи борного концентрата с концентрацией 40 г/дм3 в системы первого контура через систему продувки-подпитки, в том числе и для изменения содержания борной кислоты в теплоносителе и при компенсации потерь борной кислоты с неорганизованными протечками.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.22.2.13 Система подачи реагентов в теплоноситель первого контура Предназначена для приема и подачи в систему продувки-подпитки следующих химических реагентов:  растворов аммиака и гидразина для создания и поддержания нормируемой концентрации водорода в первом контуре;  раствора гидразина для связывания кислорода в теплоносителе первого контура перед пуском АЭС, а также для обескислороживания подпиточной воды первого контура;  раствора едкого калия для создания нормируемого значения рН в теплоносителе первого контура. 2.22.2.14 Система отбора проб первого контура из оборудования РО и система автоматизированного химического контроля первого контура (АХК-1) Предназначены для контроля качества теплоносителя и воды вспомогательных систем реакторной установки и систем безопасности.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.22.2.15 Система спецканализации реакторного здания, зданий вспомогательного корпуса и ядерного обслуживания с бытовыми помещениями зоны контролируемого доступа Предназначена для сбора неорганизованных протечек, дренажей оборудования технологических систем и вод дезактивации оборудования и помещений реакторного отделения и подачи на переработку для исключения неконтролируемого попадания радиоактивных вод в окружающую среду. 2.22.2.16 Система сжигания водорода из радиоактивных технологических сдувок Предназначена для каталитического окисления (беспламенного сжигания) водорода с целью предотвращения образования взрывоопасной концентрации водорода в системе очистки радиоактивных технологических сдувок. 2.22.2.17 Система очистки радиоактивных технологических сдувок Предназначена для снижения выброса радиоактивных инертных газов, газообразных соединений йода и аэрозолей из газообразных сдувок технологического оборудования реакторного отделения до допустимых пределов. Система обеспечивает:  постоянную очистку газов из системы сжигания водорода;  постоянную очистку газовых сдувок из баков и оборудования системы хранения теплоносителя эксплуатационного качества и системы газовых сдувок реакторного отделения;  периодическую (во время ППР) очистку газовых сдувок из оборудования системы. 2.22.2.18 Система очистки вод бассейна выдержки и перегрузки Предназначена для удаления продуктов коррозии конструкционных материалов, снижения активности и обеспечения прозрачности воды бассейнов не менее 95 %, для удаления химических примесей с целью обеспечения качества воды бассейнов в пределах нормируемых показателей.

Взам. инв. №

2.22.2.19 Система очистки продувочной воды парогенераторов Предназначена для непрерывной очистки продувочной воды парогенераторов от продуктов коррозии конструкционных материалов второго контура в дисперсной форме и от растворенных примесей в анионной и катионной формах до требований норм.

Инв. № подл.

Подпись и дата

2.22.2.20 Система переработки трапных вод Предназначена для сбора и переработки жидких радиоактивных сред, образующихся в процессе эксплуатации АЭС.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.23 Технологический цикл второго контура Технологический цикл второго контура - нерадиоактивный и состоит из ряда систем, основными из которых являются следующие: - турбинная установка; - водопитательная установка; - система паропроводов свежего пара и питательной воды; - система паропроводов и питательных трубопроводов низкого давления; - система расхолаживания первого контура; - система дренажей турбинного отделения; - система технического водоснабжения; - теплофикационная установка.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.23.1 Турбинная установка Основная функция турбинной установки состоит в преобразовании тепловой энергии в механическую, используемую для привода генератора переменного тока. Турбинная установка состоит из: - паровой турбины с четырьмя цилиндрами низкого давления (ЦНД) и одним цилиндром высокого давления (ЦВД), построенной по структурной схеме 2хЦНД+ЦВД+ 2хЦНД; - конденсаторов с конденсатными насосами; - регенеративных подогревателей высокого и низкого давления (ПВД и ПНД); - промежуточных сепараторов-пароперегревателей (СПП). Расположение конденсаторов турбины - подвальное, их количество равно числу цилиндров низкого давления. Свежий пар подводится к цилиндру высокого давления турбины по четырем паропроводам (Ду 600 мм). После ЦВД турбины пар поступает на сепараторыпароперегреватели (всего установлено четыре СПП), где осушается и перегревается свежим паром. После СПП производится отбор пара на турбопривод питательного насоса, а основной поток через четыре блока клапанов направляется по восьми трубам Ду 1200 мм к блокам клапанов ЦНД. Из каждого ЦНД производятся отборы пара на подогреватели низкого давления (ПНД). Регенеративная система турбоустановки состоит из пяти ПНД, из которых два смешивающего типа и три поверхностного типа, охладителя пара лабиринтовых уплотнений, двух деаэраторов и двух групп подогревателей высокого давления, включенных параллельно. Отработавший пар из четырех цилиндров низкого давления поступает в четыре одноходовых конденсатора. Конденсационное устройство состоит из конденсационной установки, воздухоудаляющего устройства и конденсатных насосов. Конденсационная установка имеет две группы конденсаторов, поперечно расположенных под ЦНД. Охлаждающая вода проходит двумя потоками последовательно через оба конденсатора отдельной группы, имеется возможность отключения одного из потоков каждой группы во время работы турбины с пониженной нагрузкой. Конденсаторы турбины снабжены устройством для приема пара из паропроводов при внезапном сбросе электрической нагрузки турбоагрегатом. Для отсоса паровоздушной смеси из конденсаторов предусматривается установка четырех водоструйных эжекторов. Вода к ним подается тремя насосами. Конденсатные насосы I и II ступени обеспечивают подачу конденсата через ПНД в деаэра-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

тор. Таким образом, в конденсаторах обеспечивается процесс конденсации пара, деаэрации воды и удаления неконденсирующихся газов. Конденсат из конденсаторов турбины конденсатными насосами первого подъема (КЭН-1) подается на охладитель пара уплотнений и далее на блочную обессоливающую установку (БОУ). После БОУ конденсат поступает в подогреватели низкого давления № 1 и № 2 (ПНД-1 и ПНД-2) смешивающего типа, а затем конденсатными насосами второго подъема (КЭН-П) подается в поверхностные ПНД №№ 3, 4, 5 и далее в деаэраторы. 2.23.2 Водопитательная установка Система состоит из деаэраторов питательной воды, рассчитанных на давление 0,7 МПа (абс), предвключенных питательных насосов, питательных турбонасосов (ПТН), вспомогательных питательных электронасосов (ВПЭН) и трубопроводов. Основная функция установки состоит в деаэрации конденсата второго контура и питании парогенераторов водой в номинальных и пуско-остановочных режимах. 2.23.3 Система паропроводов свежего пара и питательной воды Основная функция систем состоит в транспортировке потоков пара и воды в номинальном, пуско-остановочных и ряде аварийных режимов. Система паропроводов свежего пара состоит из четырех трубопроводов от парогенераторов к турбине, на которых установлены быстродействующие редукционные устройства (БРУ) сброса пара в атмосферу (БРУ-А), предохранительные клапаны (ПК) и отсечные клапаны (ОК), БРУ сброса пара в конденсатор (БРУ-К), БРУ резерва пароснабжения оборудования второго контура и расхолаживания блока (БРУ-СН). 2.23.4 Система паропроводов и питательных трубопроводов низкого давления Система состоит из станционных коллекторов собственных нужд, трубопроводов и редукционных установок подачи пара к потребителям с необходимой для нормального функционирования арматурой. Основная функция системы паропроводов и трубопроводов низкого давления состоит в обеспечении паром и водой всех потребителей как при работающем, так и при остановленном блоке.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.23.5 Система расхолаживания первого контура Основная функция системы состоит в расхолаживании блока и отводе остаточных тепловыделений активной зоны реактора. Отвод тепла от реактора при пуске и останове блока предусматривается через парогенератор, систему паропроводов второго контура и БРУ-К со сбросом пара в конденсатор. Конденсат пара, сбрасываемый при расхолаживании блока, из конденсатора основной турбины подается в деаэратор конденсатными насосами, из технологического конденсатора - самотеком в деаэратор. Отвод тепла в конденсаторе основной турбины производится циркуляционной водой, а в технологическом конденсаторе - технической водой системы потребителей группы «В».

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

В режимах пуска и останова подача питательной воды из деаэратора в парогенераторы производится ПТН либо ВПЭН. Все энергоблоки соединены между собой технологическими эстакадами, железнодорожными путями и автомобильными дорогами. 2.23.6 Система дренажей турбинного отделения Система состоит из дренажного бака турбинного отделения с дренажными насосами и расширителем дренажей. Основная функция системы состоит в сборе и возврате дренажей в контур. Слив горячих дренажей в дренажные баки осуществляется через расширитель дренажей. Откачка дренажей из баков производится дренажными насосами в конденсаторы турбины или в бак грязного конденсата. 2.23.7 Системы циркуляционного и технического водоснабжения Система циркуляционного водоснабжения предназначена для охлаждения водой конденсаторов турбин и конденсаторов питательных турбонасосов, а также для подачи воды на вспомогательное оборудование турбинного отделения и трансформаторы. Система технической воды неответственных потребителей группы «В» предназначена для охлаждения потребителей, не принимающих участие в аварийных режимах (маслоохладители главных циркуляционных насосов, доохладители продувки парогенераторов, охладитель дренажей парогенераторов и прочее), но работающих после остановки циркуляционных насосов. Система состоит из насосов технической воды, расположенных на подводящем канале в блочной насосной станции на подводящем канале, и трубопроводов. 2.23.8 Теплофикационная установка Основная функция системы состоит в обеспечении теплом нужд отопления, вентиляции и горячего водоснабжения зданий и сооружений станции и промышленной зоны в районе АЭС.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.24 Системы радиационной защиты, радиационного контроля и автоматизированного контроля радиационной обстановки Назначением системы радиационной защиты является снижение суммарной дозы от всех источников внешнего и внутреннего облучения до уровня, не превышающего предельнодопустимой дозы (ПДД) или предела дозы для соответствующей категории лиц из населения и персонала. Радиационная защита включает в себя: - экраны биологической защиты; - герметичные помещения зоны строгого режима; - приточно-вытяжные вентиляционные системы; - фильтры установок спецводоочистки и систем спецвентиляции; - спецхранилища сухих и жидких радиоактивных отходов; - санпропускники; - систему радиационного контроля; - системы безопасности атомной станции (надежное электропитание, оборудование САОЗ, спринклерная система, герметичная оболочка реакторного отделения

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

атомной станции и пр.); Система радиационного контроля (СРК) является частью комплекса системы управления и контроля АЭС и предназначена для сбора, обработки и представления информации о радиационных параметрах, необходимых для управления энергоблоком, а также соблюдения норм радиационной безопасности персонала и отдельных лиц из населения в соответствии с существующими нормами и законодательством. СРК предусматривает контроль параметров основных технологических сред и параметров радиационной обстановки в помещениях и на территории, окружающей АЭС. Сигналы превышения установленных порогов вырабатываются также на местных автономных приборах контроля радиационной обстановки. Информация, получаемая с помощью аппаратуры СРК, достаточна для контроля, условий обеспечения радиационной безопасности, и поступает в те места и в такой форме, которая необходима для принятия оперативных решений персоналом АЭС с целью обеспечения радиационной безопасности в нормальных и аварийных режимах работы АЭС. В режиме нормальной эксплуатации комплексом системы РК будет выполняться: - непрерывный радиационный контроль окружающей среды; - лабораторные радиометрические и спектрометрические измерения проб воздуха, почвы, воды; - радиационная разведка на местности передвижными лабораторными средствами; - контроль за интегральными дозами облучения персонала и населения; - информирование общественности о радиационном состоянии АЭС и района ее расположения. Основными задачами АСКРО являются: - оценка радиационной обстановки на территории промплощадки, санитарнозащитной зоны и зоны наблюдения в нормальном и аварийном режимах эксплуатации станции; - измерение радиоактивности организованных жидких сбросов; - обнаружение радиационной аварии на АЭС; - радиационный контроль состояния защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующих излучений; - радиационный контроль технологических систем; - дозиметрический контроль внутреннего и внешнего облучения персонала и населения; - радиационный контроль окружающей среды; - контроль организованных выбросов; - обнаружение негерметичности технологического оборудования; - выполнение учетных и отчетных документов по радиационной обстановке на АЭС и облучаемости персонала. 2.25 Общеблочная система надежного электроснабжения Общеблочная система надежного электроснабжения является системой нормальной эксплуатации, важной для безопасности, предназначенной для снабжения электроэнергией ответственных потребителей собственных нужд нормальной эксплуатации 6 кВ и 0,4 кВ. По требованиям, предъявленным к надежности электроснабжения, все потребители системы разделяются на 3 группы: - первая группа - все потребители переменного и постоянного тока, не допуска-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

ющие перерыв питания более чем на доли секунды во всех режимах, включая режим полного исчезновения переменного тока от рабочих и резервных трансформаторов собственных нужд (режим обесточивания); - вторая группа - потребители переменного тока, допускающие перерыв питания на время запуска дизель-генератора и требующие обязательного наличия питания после срабатывания защит на останов блока; - третья группа - потребители переменного тока, допускающие перерывы питания на время автоматического ввода резерва, и не требующие обязательного наличия питания после останова блока. Задачей функционирования общеблочной системы надежного электроснабжения при нормальной эксплуатации является непрерывное обеспечение электроэнергией потребителей I и II группы надежности и готовность к аварийным ситуациям. Задачей функционирования системы при возникновении исходных событий аварий является: - питание потребителей системы при возникновении исходных событий без потери внешнего по отношению к АС источников электроснабжения, т.е. при сохранении питания от резервных трансформаторов; - питание потребителей системы при обесточивании - потере внешних по отношению к АС источников электроснабжения, т.е. при потере питания от резервных трансформаторов, связанных с системой; - питание потребителей системы при возникновении исходного события с обесточиванием. Для того чтобы общеблочная система надежного электроснабжения могла выполнять свои функции она включает в свой состав автономные источники электроэнергии в виде дизельгенераторных электростанций и аккумуляторных батарей. Общеблочная система надежного электроснабжения и входящие в нее технические средства способны выполнять заданные функции в условиях воздействия учитываемых проектом природных явлений, свойственных району размещения АС (землетрясения, до ПЗ включительно). Общеблочная система надежного электроснабжения состоит из трех одинаковых по структуре и набору оборудования каналов. 2.26 Системы охлаждения и технического водоснабжения На АЭС – 2006 запроектированы следующие системы охлаждения энергобло-

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

ков: - основная система охлаждающей воды РА, предназначенная для отвода тепла от конденсаторов турбин и турбопитательных насосов, а также от вспомогательного оборудования турбин. Система РА оборотная с использованием в качестве охладителей башенных испарительных градирен; - вспомогательная система охлаждающей воды РС, предназначенная для отвода тепла от промконтура охлаждения неответственных потребителей в режимах нормальной эксплуатации. Система РС оборотная с использованием для охлаждения водосборных бассейнов башенных испарительных градирен, оборудованных специальными брызгальными устройствами; - система охлаждающей воды ответственных потребителей РЕ, предназначенная для отвода тепла к конечному поглотителю от потребителей, расположенных в здании безопасности во всех режимах работы блока, включая аварийные. Система РЕ оборотная с использованием в качестве охладителей брызгальных бассейнов..

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Для энергоблока ВВЭР-1200 приняты две градирни с железобетонной оболочкой производительностью 80000-100000 м3/ч уже внедренные на Ровенской и Калининской АЭС. Водопотребление при оборотной системе охлаждения предназначено для подпитки с целью компенсации потерь воды в охладительных устройствах на испарение и унос, а также на продувку системы. 2.27 Системы канализации В соответствии с качественными характеристиками сточных вод, образующихся в процессе эксплуатации АЭС проектом предусматриваются раздельные системы канализации: - системы сбора и отвода бытовых сточных вод; - системы ливневой канализации; - системы сбора и отвода промышленных стоков. 2.27.1 Сбор и отвод бытовых сточных вод Сбор и отвод бытовых сточных вод предусматривается отдельно для зданий и сооружений зон свободного и контролируемого доступов. К системам сбора и отвода бытовых сточных вод относятся следующие системы: - система бытовой канализации зоны свободного доступа; - система насосных установок перекачки бытовых стоков зоны свободного доступа; - система бытовой канализации зоны контролируемого доступа; - система насосных установок перекачки бытовых стоков зоны контролируемого доступа. 2.27.2 Бытовая канализация зоны свободного доступа

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

В систему бытовой канализации зоны свободного доступа поступают бытовые стоки из общестанционных зданий и сооружений, а также из зоны свободного доступа основных зданий и сооружений энергоблока, в которых исключена возможность радиоактивного загрязнения стоков. Расчетные расходы бытовых стоков составляют: - максимальный суточный – 530,00 м3/сут; - максимальный часовой – 110,00м3/час. Бытовые стоки системы от зданий и сооружений промплощадки самотеком поступают в приемные резервуары насосных станций перекачки бытовых стоков. 2.27.3 Бытовая канализация зоны контролируемого доступа В систему бытовой канализации зоны контролируемого доступа поступают бытовые стоки от унитазов в санузлах, расположенных в зоне контролируемого доступа основных зданий и сооружений энергоблока, душевые воды от санпропускников и стоки от спецпрапечной, не относящиеся к радиоактивным отходам (PAO), после контрольных баков. Расчетные расходы бытовых стоков составляют: - максимальный суточный – 230 м3/сут; - максимальный часовой – 40 м3/час.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Бытовые стоки от зданий и сооружений самотеком поступают в приемные резервуары насосных станций перекачки бытовых стоков. От насосных станций по двум напорным трубопроводам диаметром 100 мм стоки перекачиваются на очистные сооружения бытовых стоков зоны контролируемого доступа. 2.28 Основные потребители питьевой воды На площадке АЭС основными потребителями питьевой воды являются: - эксплуатационный персонал; - привлекаемый ремонтный персонал; - души (в бытовых помещениях и санпропускниках); - столовая и буфет; - лаборатории; - спецпрачечная и чистое отделение прачечной; - системы кондиционирования воздуха и т.д. Расходы воды на хозяйственно-питьевые нужды определены на основании действующих норм и правил СП АС-03. Расчетные расходы составляют: - максимальный суточный – 850 м3/сут; - максимальный часовой – 160 м3/час. 2.29 Система призводственного водоснабжения Система производственного водоснабжения (из резервуаров запаса воды) обеспечивает подачу воды на охлаждение и уплотнение сальников вращающихся механизмов во вспомогательных зданиях и сооружениях, на производственные нужды ремонтных мастерских и др. Расчетные расходы воды в системе производственного водоснабжения составляют: - максимальный суточный – 720 м3/сут; - максимальный часовой – 110 м3/час. Заполнение и подпитка резервуаров запаса воды предусматривается водой из реки Вилия. 2.30 Очистные сооружения

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.30.1 Бытовые стоки Очистные сооружения бытовых стоков представляют собой станцию биологической очистки бытовых сточных вод с глубокой очисткой. Очистку сточных вод планируется осуществлять в режиме продленной аэрации с минерализацией активного ила, с глубокой очисткой на песчаных фильтрах с восходящим потоком. Обеззараживание воды производится раствором гипохлорита натрия, который получается путем электролиза поваренной соли в электролизной установке, входящей в состав станции. Очищенные бытовые стоки предполагается использовать в системе оборотного технического водоснабжения. Подсушенный на иловых площадках осадок вывозится в места, согласованные с заинтересованными организациями в установленном порядке.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.30.2 Бытовые стоки зоны контролируемого доступа Очистные сооружения бытовых стоков зоны контролируемого доступа так же представляют собой станцию биологической очистки бытовых сточных вод с глубокой очисткой. Очищенные бытовые стоки предполагается использовать в системе оборотного технического водоснабжения. Подсушенный на иловых площадках осадок после радиационного контроля вывозится в места, согласованные с заинтересованными организациями в установленном порядке. При обнаружении радиоактивного загрязнения осадок направляется для захоронения в могильник, в составе очистных сооружений. Для сбора и отведения дождевых и талых вод с территории промплощадки, а также близких к ним по составу производственных стоков предусмотрена система канализации производственно - ливневых стоков. 2.31 Производственно ливневая канализация Отвод сточных вод, сбрасываемых в производственно-ливневую канализацию, предусматривается по самотечным сетям в приемные резервуары объединенных насосных станций перекачки производственно-ливневых стоков и стоков, содержащих нефтепродукты. В систему канализации стоков, содержащих нефтепродукты, поступают производственные сточные воды от уплотнения сальников насосов, компрессоров, дренажные воды с полов производственных помещений, дождевые и талые воды из гравийных ям трансформаторов, а также стоки после пожаротушения помещений с маслонаполненным оборудованием. Расчетные расходы стоков, содержащих нефтепродукты, без учета расходов дождевых стоков и собственных нужд очистных сооружений составят: - суточный 230 м3/сут; - часовой 30 м3/час. Очистные сооружения производственно-ливневых стоков и стоков, содержащих нефтепродукты, предназначены для очистки сточных вод от загрязнений взвешенными веществами и нефтепродуктами, до качества пригодного для повторного использования в цикле АЭС. Проектными решениями исключена возможность попадания в окружающую среду загрязненных и неочищенных стоков.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.32 Вспомогательные цеха и оборудование АЭС В состав АЭС входят значительное количество вспомогательных цехов сооружений: - дизель-генераторная; - компрессорная, насосные станции; - центральные ремонтные мастерские; - лаборатории; - очистные сооружения стоков; - административные помещения, столовая; - гараж, баки, склады и др. Все эти и другие цеха АЭС относятся к общепромышленным сооружениям и не несут в себе какой-либо специфики относительно воздействия на окружающую среду, и эти воздействия находятся в допустимых пределах и только на территории промплощадки АЭС.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

2.33 Резюме В настоящем разделе ОВОС описаны основы концепции радиационной и ядерной безопасности проекта «АЭС-2006», сформулирована общая цель обеспечения радиационной безопасности АЭС. Дано краткое описание основных инженерных, организационных средств и мероприятий, проведение которых обеспечивает радиационную безопасность АЭС. В разделе содержатся данные о проектных пределах и проектных критериях, которые должны быть обеспечены при проектировании АЭС. Показано, каким путем в проекте АЭС реализуются принципы и критерии МАГАЭ и требования EUR, обеспечивающие надежную эксплуатацию энергоустановок. Отмечается, что немалая роль при этом отводится «культуре безопасности» персонала. Отмечается, что при реализации проекта АЭС большая роль отводится вопросу управления авариями, в частности: - предотвращению отклонений от нормальной эксплуатации; - управлению при отклонениях от нормальной эксплуатации; - предотвращению развития исходных событий и проектных аварий; - управлению запроектными авариями; - планированию мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий. Для достижения проектных пределов по радиационной и ядерной безопасности в проекте АЭС предусматривается разумное сочетание пассивных и активных систем безопасности. В современных проектах уделяется большое внимание свойству внутренней самозаощищенности. Внутренняя самозащищенность РУ должна выражаться в способности предотвращать развитие исходных событий и аварий, ограничивать их последствия без участия персонала, потребления энергии и внешней помощи в течение длительного времени. Это время должно быть использовано персоналом для оценки ситуации и выполнения корректирующих действий. Свойства внутренней самозащищенности реактора должны быть направлены на самоограничение энерговыделения и самоглушение, ограничение давления и температуры в реакторе, скорости разогрева, масштабов разгерметизации первого контура и темпа истечения, масштабов повреждения топлива, сохранение целостности корпуса реактора в тяжелых авариях. В главе 2.5 приводится информация о направлениях и состоянии разработок проектов российских АЭС поколения III+, сведения об экспертных заключениях международных конкурсов. В данной части книги 11 приведено описание АЭС- аналога и его основные проектные характеристики. В данном разделе описан главный корпус, ядерный остров, активная зона. Показано, что первый контур реактора является сложной технологической системой, органически связанной с обще станционными и вспомогательными системами и системами безопасности. Описан технологический цикл первого и второго контуров АЭС и приведен перечень основного оборудования. Приведено описание систем безопасности АЭС, изложены основные принципы и критерии безопасности, реализованные в проекте. Показано, что в проекте АЭС реализовано пять уровней защиты, причем на каждом уровне защита обеспечивается определенным набором системе безопасности. Системы безопасности состоят из активных, локализующих, обеспечивающих, управляющих и вспомогательных систем. В главе 2.23 приведено описание технологического цикла и систем второго контура АЭС. Системы радиационного контроля, АСКРО, общеблочная система надежного электроснабжения, охлаждения и технического водоснабжения и другие описаны в последующих разделах данной книги ОВОС.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изложенный в настоящей главе материал показывает, что современные проекты российских АЭС и концептуальный проект «АЭС-2006» отвечают современным требованиям безопасности АЭС: - при запроектных авариях должно быть обеспечено ограничение последствий аварий с тяжелым повреждением активной зоны в целях защиты населения, расчетный радиус зоны экстренной эвакуации и длительного отселения не должен превышать 800м, что исключает необходимость экстренной эвакуации и длительного отселения населения. Радиус зоны, в пределах которой возможно введение защитных мер для населения после завершения ранней стадии аварии, не должен превышать 3 км (йодная профилактика, укрытие и т.п); - что оцененное в проекте среднее значение (математическое ожидание) кумулятивный, т.е. суммарной по всем эксплуатационным состояниям (работа на мощности, стояночные режимы) и всем внутренним, внутриплощадочным и внешним исходным (инициирующим) событиям (ИС), вероятности превышения установленных в проекте значений предельного аварийного выброса (ПАВ) должно быть ниже 1,0х10-7 на один год эксплуатации энергоблока; - годовой сброс жидких радионуклидов в окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации (за исключением трития) не должен превышать 10 ГБк; - годовой аэрозольный выброс инертных газов в окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации не должен превышать 40 ТБк; - годовой выброс аэрозолей и йодов в окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации не должен превышать 0,8 ГБк; - выброс Cs-137 в окружающую среду при тяжелой аварии с расплавлением топлива не должен превышать 100 ТБк. Достижение указанного целевого предела позволит надежно обеспечить выполнение требований нормативных документов РБ и РФ.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.34 Список ссылочных документов и литературы 1

2 3

4 5

6 7

9 10 11 12 13

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Подготовка исходных данных для разработки разделов ОВОС при обосновании инвестиций в строительство ЛАЭС-2 в части радиационной и экологической обстановки района расположения. отчет ФГУП НПО РИ. инв.№ 3104-и. 2005 г. Федеральный закон № 7 «Об охране окружающей среды» от 10.01.02. Руководство по организации контроля состояния природной среды в районе расположения АЭС. Под редакцией К.П. Махонько, Л.: Гидрометеоиздат, 1990 г. НП 032-01 «Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности». Госатомнадзор России. м., 2002 г. Санитарно-Защитные зоны и зоны наблюдения радиационных объектов. Условия эксплуатации и обоснование границ. Гигиенические нормативы, ГН 2.6.1.19 – 02, Минздрав России, М, 2002, утв Г.Г.Онищенко 16.04.2002. ТКП 097-2007 (02300) «Размещение атомных станций (АС). Основные критерии и требования по обеспечению безопасности» Инструкция о порядке проведения оценки воздействия на окружающую среду планируемой хозяйственной и иной деятельности в Республике Беларусь. Утверждена постановлением Минприроды Республики Беларусь 17.06.2005 № 30. Положение об оценке воздействия намечаемой хозяйственной и иной деятельности на окружающую среду в Российской Федерации». Утв. Государственным комитетом РФ по охране окружающей среды Приказом № 372 от 16 мая 2000 г. Основные положения АЭС-2006. ЗАО «Атомстройэкспорт», г.Москва, январь 2009 г. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СПАС-03, Минздрав РФ, 2003 г. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97. Госатомнадзор России. 14.11.1997 № 9. Нормы проектирования сейсмостойких станций ПНАЭ Г-05-006-87. Госатомнадзор СССР 30.12.1987 № 16. EUR. Общие требования к ядерному оборудованию АЭС. ТОМ 2. Глава 2. Требования к эксплуатационным показателям. Версия С апрель 2001 г. Конкурсная документация по определению генподрядчика на ЛАЭС-2 Федеральное агенство по атомной энергии, М. 2007 г.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

2.34 Перечень принятых сокращений АС – атомная станция АСКРО – автоматическая система контроля радиационной обстановки АСУ ТП – автоматическая система управления технологическими процессами АЭС – атомная электрическая станция БПУ – блочный пункт управления БРУ – Быстродействующее редукционное устройство БП – базовый проект БЩУ – блочный щит управления ВЫБ – вероятный анализ безопасности ВПЭН – вспомогательный питательный электронасос ГЦК – главный циркуляционный контур ГЦН – главный циркуляционный насос ГЦТ – главный циркуляционный трубопровод ЕЦ – естественная циркуляция ЕUR – европейские производители электричества ЗЛА – зона локализации аварии ИС – исходные (инициирующие) события ЗО – защитная оболочка ЗПА – запроектная авария ЛСБ – локализирующая система безопасности МОП – межоболочечное пространство МАГАТЭ – международное агентство по использованию атомной энергии МРЗ – максимальное расчетное землетрясение МПА – максимальная проектная авария НД – нормативный документ Взам. инв. №

НТД – нормативный технический документ НИР – научно-исследовательская работа НУЭ – нормальные условия эксплуатации ННУЭ – нарушение нормальных условий эксплуатации

Подпись и дата

НЭ – нормальная эксплуатация ЛСБ – локализующая система безопасности ОКР – опытно-конструкторская работа ПАВ – предел аварийного выброса

Инв. № подл.

ПА – проектная авария

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

ПГ – парогенератор ПДД – предельно допустимая доза ПВД – подогреватель высокого давления ПГД – подогреватель низкого давления ППР – планово предупредительный ремонт ПС СУЗ – поглощающие стержни системы управления и защиты РСФ – пассивная система фильтрации РУ – реакторная установка РАО – радиоактивные отходы РО – реакторное отделение СБ – система безопасности СУЗ – система управления защитой СИАЗ – система индикации активной зоны САОЗ – система аварийного охлаждения активной зоны СПОТ – система пассивного отвода тепла СКУ – система контроля и управления СПП – сепаратор-пароперегреватель СРК – система радиационного контроля ТВС – тепловыделяющая сборка ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент УВС – управляющая вычислительная система УЛП – устройство локализации расплава УСБ – управляющая система безопасности ЦВД – цилиндр высокого давления

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

ЦНД – цилиндр низкого давления.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4