ОВОС Часть.3.3 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 3.3. Характеристика источников воздействия АЭС

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

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

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

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.

Белнипи

14 1588–ПЗ–ОИ4

Основные решения строительства.

проекта

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

4.8 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

Взам. инв. №

4.7 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

Наименование 3 Характеристика источников воздействия

1588–ПЗ–ОИ4

С. 7

АЭС на окружающую среду 3.1 Строительство атомной электростанции

3.2 Перечень и краткая характеристика видов 10 воздействий АЭС на окружающую среду 3.3 Физико-химические виды воздействия

3.4 Радиационное воздействие

3.5 Обращение с радиоактивными отходами

3.6 Обращение с ядерным топливом

3.7 Транспортно-технологические операции

с ядерным топливом на территории АЭС 3.8 Снятие с эксплуатации АЭС

3.9 Радиационная защита

3.10 Радиационный контроль

3.11 Заключение

3.12 Список ссылочных нормативных

документов и литературы 64

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.13 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

3 Характеристика источников воздействия АЭС на окружающую среду Жизненный цикл АЭС составляет более 100 лет и состоит из следующих этапов: - проектирование и строительство станции - 6 – 8 лет; - эксплуатация станции (проектный срок) - 50 лет; - подготовка и снятие с эксплуатации - 10 – 15 лет; - снятие с эксплуатации с предварительным этапом выдержки консервируемой части энергоблока - 30 лет; - демонтаж оборудования - 5 – 10 лет. На каждом из этапов жизненного цикла АЭС меняются виды и источники воздействия АЭС на окружающую среду, а также сам характер воздействий. Если на первом этапе характерно механическое воздействие АЭС, обусловленное большим объемом строительных (земляных) работ, то для длительного эксплуатационного периода характерно длительное тепловое, химическое, физическое и радиационное воздействие в количествах, не превышающих установленные НТД нормы. В настоящем разделе описаны источники воздействий АЭС на окружающую среду, даны, по возможности, количественные оценки различным видам воздействий и отходам, образующимся в течение жизненного цикла станции.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.1 Строительство атомной электростанции Строительство АЭС включает в себя различные этапы: земляные работы, строительство блока(ов), работы по установке и монтажу оборудования, пусконалодачные работы, ввод в эксплуатацию и т.д. В результате производства работ на данных этапах неизбежно будут образовываться нерадиоактивные отходы в виде строительного мусора, отходов упаковочного материала, санитарные отходы персонала, стоки, загрязненные нефтяными продуктами и так далее. На первом этапе строительства АЭС будет выполнен большой объем земляных работ. Глубина строительной площадки АЭС будет от 8 до 16 метров. Удаленная почва будет перемещена на проектируемую свалку для почвы, расположенную рядом с площадкой. Площадь свалки почвы около 240 000 м2, и она сможет вместить 700 000 м3 почвы. Количество выкопанной земли будет в пределах 850 000 м3 для одного блока АЭС, и 1 400 000 м3 для двух блоков. Некоторое количество удаленной почвы будет возвращено на строительную площадку АЭС, а остальная почва останется на временное хранение на свалке почвы. В процессе планировки территории, перемещении земляных масс, на складах инертных материалов происходит запыление атмосферы. Однако, это носит локальный и кратковременный характер, и с учетом применяемых мероприятий по пылеподавлению, в конечном счете, не приносит изменений в состояние окружающей среды. Предприятия стройбазы по выпуску бетона, раствора, сборного железобетона также являются источниками выбросов пыли. Пылеподавление осуществляется за счет установок циклонов-пылеотделителей, фильтров в системах пневмотранспорта и аспирации, установки аспирируемых местных укрытий в местах перегрузки заполнителей, увлажнения открытых складов заполнителей и дорог в летнее время. Предприятия по изготовлению металлоконструкций, трубных узлов с проведением окрасочных, противокоррозионных, химзащитных работ являются источниками выбросов сварочных аэрозолей, окислов марганца, паров растворителей, кислот и щелочи. Для уменьшения концентрации вредных веществ на рабочих местах и вы-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

бросов в атмосферу предусматриваются местная вентиляция и, при необходимости, очистка выбросов до ПДК. Асфальто-бетонный завод является источником выброса сгоревших нефтепродуктов и пыли. Уменьшение выбросов этих веществ достигается установкой циклонов-пылеотделителей, высокотемпературных топок для полного сжигания технологического топлива и дымовой трубы, обеспечивающей необходимую высоту и разбавление выброса. Предприятия автотранспорта, строительных машин и механизмов выделяют, в основном, окись углерода, окислы азота и серы, аэрозоли свинца, углеводороды и др. Сокращение выбросов достигается за счет оптимальной схемы движения транспорта и машин, регулировкой двигателей для достижения нормативных показателей по выбросам. Все вышеперечисленные объекты, загрязняющие атмосферу, находятся в пределах стройбазы и промплощадки и их влияние, в том числе и шум, не выходят за пределы территории строительства АЭС и не превышают допустимых значений. Основными вредными веществами, выбрасываемыми в атмосферу являются: двуокись азота, бензин, окись углерода, фенол, формальдегид, пыль, и др. Максимальное содержание вредных примесей в точке выброса по аналогичным строительствам составит ориентировочно: 0,45 ПДК для фенола + формальдегид; 0,5 ПДК для двуокиси азота + углерод + формальдегид. Остальные – значительно ниже ПДК. Безвозвратное потребление воды на нужды строительства минимально. Для очистки сточных вод предусматриваются резервуары и колодцы- отстойники, локальные очистные сооружения. После очистки стоки поступают в систему оборотного водоснабжения. Максимальная интенсивность движения автомашин и механизмов не более 40 – 60 машин в час. Уровень шума за пределами промплощадки и на удалении от автодорог не превысит допустимого – 60 дБА. Этап монтажа оборудования связан с образованием значительного количества твердых обычных отходов, обычно состоящих из строительных и бытовых отходов. Вид и прогнозное количество отходов на данном этапе приведен в таблице 3.1 Таблица 3.1 – Вид и количество обычных отходов на этапе строительства АЭС

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Вид отходов

1 реактор

2 реактор

Бумага

Общее количество:

Стекло Отходы упаковки Металлом Отходы электроники Отходы шин Вышедший из употребления транспорт Осадок сточных вод Осадок бетона Свинцовые батареи Загрязненные почвы

14500 т из них

27000 т из них

1000-2000 т не подлежит даль- 2000-4000 т не подлежит дальнейшему использованию (нижний нейшему использованию (нижпредел) ний предел) Ориентировочное максимальное Ориентировочное максимальколичество отходов 385 т/месяц ное количество отходов 740 т/месяц

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Окончание таблицы 3.1 Вид отходов

1 реактор

2 реактор

Использованное масло

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Остаточные краски и растворители Питьевая и необрабо- 730 000 м3 танная вода - стоки после обработки 20 000 м3/месяц как максимальное количество

1 400 000 м3 40 000 м3/месяц как максимальное количество

Точное количество, свойства и объемы отходов могут быть определены после разработки архитектурного проекта строительства АЭС. Учитывая, что период строительства займет 6-8 лет, максимальное годовое производство твердых отходов будет достигнуто ближе к концу первого года и во время второго года строительства, затем оно будет медленно и постоянно уменьшаться. Образующиеся отходы можно разделить на различные категории: - повторно используемые материалы: должны быть отделены и сложены отдельно; - биологические отходы: должны быть собраны в отдельную тару; - электроприборы и электронные отходы; - энергетические отходы (отходы, потенциально сжигаемые на энергетической установке, такие как бумага и картон); - древесные отходы; - отходы, помещенные на свалках; - опасные отходы. Твердые отходы будут обработаны с помощью используемых технологий обработки и будут храниться до окончательного удаления с площадки на полигоны за пределами площадки АЭС. Подрядчик должен вывезти все отходы и загрязненную почву, образовавшуюся во время строительства и должен выполнить необходимые работы для сохранения территории строительства и сброса почвы в аккуратном и чистом состоянии. В таблице 3.1 приведена первичная оценка потребностей питьевой и технической воды, которая нуждается в обработке. Эти цифры строго связаны с числом рабочих занятых в строительстве АЭС. Что касается строительства одного реактора или строительства разных реакторов в тот же период времени за 6 – 8 лет, месячная мощность обработки сточных вод достигнет пика в конце второго года строительства и в начале третьего, когда число рабочих наибольшее. Перед и после этого, количество будет постоянно расти и уменьшаться соответственно. Опасные отходы будут рассортированы, упакованы и герметизированы подрядчиком и затем будут перевезены на полигон для хранения опасных отходов за пределами строительной площадки. Другие опасные отходы, такие как химикаты и гидрокарбонаты (охладители, отходы масла, растворители и другие химикаты) также будут производиться во время строительного этапа. Объем этих отходов на нынешнем этапе трудно оценить, так как он во многом зависит от строительных работ и от характерных операций на площадке строительства. Жидкие отходы (включая стоки, остатки масла и т.д.) будут направлены в соответствующее промежуточное хранилище и/или дренажные системы. Прямой сброс в воду загрязненной канализационной воды будет строго запрещен. Стоки будут обра-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

ботаны соответственным образом на установках обработки сточных вод. Также будет внедрена система сбора ливневой воды. Объектами рекультивации являются территории строительной базы отвалов и карьеров. После окончания срока эксплуатации временных сооружения они демонтируются, выполняется планировка, обеспечивающая поверхностный сток. На всей рекультивируемой территории после ее планировки производится укладка почвенного грунта, возможно удобрение и посев трав. После отработки карьеров и отвалов грунтов предусматривается рекультивация их территории с производством работ по ее благоустройству. С этой целью производится планировка площади с уположением откосов, нанесением почвенного слоя от вскрыши, посев трав. Грунт, снятый в процессе строительства в местах застройки, складируется во временном отвале, расположенном недалеко от промплощадки, и используется в дальнейшем для рекультивации и благоустройства. Организация работ по линейным сооружениям (автомобильные и железные дороги, каналы техводоснабжения, трубопроводы) предусматривает максимальное использование для проездов автотранспорта пятен застройки линейных сооружений. Нарушенные прилегающие полосы планируются, присыпаются заранее снятым с пятен застройки строительным грунтом и засеваются травой. Строительные отходы и мусор вывозятся на полигон промышленных отходов 3.2 Перечень и краткая характеристика видов воздействий АЭС на окружающую среду

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рассмотрим АЭС с реактором с водой под давлением ВВЭР – 1000, с общим КПД АЭС 33 %. Основные элементы ВВЭР показаны на рисунке 3.1.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 3.1 – Узлы воздействия на окружающую среду реактора ВВЭР Узлы, критичные в смысле воздействия на окружающую среду, отмечены на рисунке кружочками. Эти узлы – основные источники радиоактивных и нерадиоактивных выбросов, а также основные потребители топливных и водяных ресурсов. Особый интерес представляют хранилище отходов, где расположены системы обработки газообразных, жидких и твердых радиоактивных отходов, здание системы подпитки, где находится система водоочистки, гиперболические градирни с естественной тягой воздуха, которые используют речную воду. Под соответствующими номерами узлов, критичных по воздействию на окружающую среду, на рисунке подразумевается следующее: Узел 1. Потребность в уране и размещение отработавшего топлива. Для загрузки активной зоны требуется около 80 т топлива в виде UO2. Одна треть этого количества (26,7 т) перегружается во время перегрузки. Цикличность перегрузки определяется топливным циклом - 12, 18 или 24 месяца. Выгруженное отработавшее топливо после этого хранится на АЭС в бассейне выдержки отработавшего топлива. Характе-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

ристики отработавшего топлива приведены в таблице 3.2, из которой следует, что сразу после выгрузки активность отработавшего топлива составляет около 1020 Бк.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Таблица 3.2 – Изменение изотопного состава в свежем и отработавшем топливе Отработавшее топливо Изотоп Свежее топливо, % после выгрузки, вес. % 3,3 0,80 235 U – 0,46 236 U 96,7 94,36 238 U – 3,50 Продукты деления – 0,89 Pu – 0,05 Другие трансурановые изотопы * 100 100 ИТОГО Примечание – Атомные номера трансурановых изотопов больше, чем у урана; изотопы образуются при абсорбции нейтронов (без деления) урановым топливом (в особенности 236U) Узел 2 (см. рисунок 3.1). Годовые допустимые выбросы радиоактивных газов и аэрозолей АС нормируются СП АС – 03. Для реакторов ВВЭР приняты следующие значения предельных годовых выбросов: - ИРГ - 6,90 х 1014 Бк; - 131I (газовая + аэрозольная формы) – 1,8 х 1010 Бк; - 60Co - 7,4 х 109 Бк; - 134 Cs - 0,9 х 109 Бк; - 137Cs - 2,0 х 109 Бк. Кроме этого ежегодно АЭС выбрасывает 14C около 2,3 х1011 Бк и 3Н около 3,0 х 1013 Бк. Причиной возникновения газообразных выбросов АЭС является протечка через неплотности твэл и попадание газообразных продуктов деления в теплоноситель первого контура. Эти газы удаляются из теплоносителя и после соответствующей обработки поступают в окружающую среду через различные фильтры. Используемые в проектах системы очистки обеспечивают 99 % очистку от молекулярного йода, 99 % очистку от органических форм йода, 99,9 % от аэрозолей. Радиоизотопы в выбросах быстро перемешиваются с воздухом до концентраций, значительно меньших допустимых, еще до того, как достигнут границ территории станции. Узел 3. Жидкие радиоактивные сбросы активированных продуктов коррозии и трития активности 4,44х109 и 1,12х1013 Бк/год соответственно. Однако на многих реакторах достигается значительно более низкое количество сбросов за счет меньшего числа дефектов твэлов и меньшей утечки из первого контура во второй. Сбросы жидкостей поддерживаются на низком уровне при помощи переработки для повторного использования основного количества отработавших жидкостей. Узел 4. Ожидаемая активность низкоактивных твердых радиоактивных отходов (включая остатки после испарения жидких отходов) составляет около 1,96 х1014 Бк/год.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Узлы 5,6,8-11 и 13. Под этими точками понимаются стоки нерадиоактивной воды и сливные воды предприятия. Они могут быть классифицированы следующим образом. 1) Остатки воды из системы подпитки возвращаются в реку. Эта вода содержит продукты очистки речной воды, которой она подвергалась перед использованием для подпитки. 2) Вода, использующаяся для различных целей на АЭС в количестве до 302800 м3/год. Большая часть этой воды используется для стирки, душа и в различных технических системах станции. 3) Расход воды через испарение в градирнях для обеспечения требований охлаждения приближается к 15,14 млн.м3/год. Испарение воды в таких количествах может вызвать образование туманов или наледей в локальном масштабе; этот эффект присущ любым станциям, где используются градирни. 4) Остатки воды в градирнях, около 3,785 млн.м3/год, поступают обратно в реку. В добавление к нерастворенным твердым частицам эта вода будет содержать химикалии, добавляемые для предотвращения коррозии и засорения в градирне. Обычно для этих целей используются серно-кислотные ингибиторы на основе хрома. 5) Вода, использующаяся в градирнях (см. п.3 и 4) в количестве около 19 млн.м3/год, поступает из реки непосредственно. Узел 7. Различные химикалии добавляются в речную воду прежде, чем вода будет использована на станции. Эти химиками, перечисленные в таблице 3.3, необходимы для очистки, деминерализации, стабилизации, контроля рН или хлорирования воды. Их количества сильно различаются для разных станций в зависимости от качества используемой воды. Таблица 3.3 - Использование различных химических веществ в системах подпитки Количество ипользуе-мого вещества Химическое Цель Частота среднее Максивещество использования использования мальное, кг/сут1) кг/сут2) кг/сут Полиэлектролит Очистка речной Постоянно 45,4 11577 533,5 (катионная жид- воды кость) Едкий натр Деминерализация 1 раз в тече- 1112,3 284204 1679,8 при регенерации ние суток (2ч) Серная кислота То же 1 раз в сутки 953,4 243616 1407,4 Серная кислота Контроль рН цир- Постоянно 5720,4 1461562 7037 кулирующей охлаждающей воды Каменная соль Производство ги- По необходи- 1906,8 487187 3972,5 похлорида натрия мости Гипохлорид Обработка цирку- 2 ч/сутки на 544,8 139196 1135 натрия лирующей воды градирню Диперсанты (ор- Предотвращение Постоянно 424,5 108461 522,1 ганические) отложений в системах охлаждения 1) 100 % - ная нагрузка; 2) 70 % – ная нагрузка

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Узел 12. Продукты сгорания органического топлива образуются даже на атомной станции. Относительно малые количества SO2, NOx, CO и их соединений будут образовываться при работе запасных дизельных генераторов (они работают только в условиях аварии при обесточивании или при испытаниях около 2 ч/мес) и вспомогательной пуско-резервной котельной, используемой до пуска станции или в течение 6 – 8 недель в году во время перегрузки топлива. Перечисленные выше параметры относятся к станции электрической мощностью 1000 МВт. Современные станции имеют проектную мощность до 1700 МВт на энергоблок. В первом приближении можно считать расход ресурсов и выбросы со станции пропорциональными мощности. Для тех случаев, когда линейная зависимость выполняется неточно, погрешность не будет превышать 20 %. Таким образом, в период эксплуатации и снятия с эксплуатации в районе размещения АЭС будут фиксироваться следующие виды воздействий: - тепловое, связанное с работой систем охлаждения технологического оборудования АЭС (брызгальных бассейнов и градирен); - химическое, обусловленной применением химикалий в технологических процессах АЭС, работой систем очистки, водоподготовки и т.д.; - электромагнитное, источниками которого могут быть ВЛ – 330 кВ, высоковольтное оборудование; - шумовое; - радиационное. 3.3 Физико-химические виды воздействия

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.3.1 Тепловое воздействие При оборотной схеме водоохлаждения - с использованием градирен и брызгальных бассейнов – тепловое «загрязнение» будет незначительно и практически не повлияет на атмосферные процессы. Для энергоблоков ВВЭР-1200 на площадке АЭС предусматривается оборотная система охлаждения с башенными испарительными градирнями при использовании пресной воды с соответствующей обработкой. Всего предусматривается размещение на площадке двух градирен (по одной на каждый энергоблок) с высотой порядка 170 м. Планируется вариант водопотребления для восполнения потерь на испарение и вынос жидко-капельной влаги из реки Вилия. Общий перегрев паровоздушной смеси относительно окружающей атмосферы составляет около 10 0С, общий объем выброса испарившейся влаги от каждой градирни – ~ 1000 м3/час, а жидко-капельный выброс – 1,74 м3/час. Такого рода сооружения приводят к изменению микроклимата местности и возможному засолению территории. Тепловой выброс в окружающую среду от одного энергоблока ВВЭР – 1200 составит менее 2000 Гкал/час. Работа градирни сопровождается образованием паро-конденсатных факелов, распространение которых в атмосфере может приводить к изменениям температуры воздуха, образованию туманов, моросящих осадков, увеличению вероятности гололедообразовании в зоне действия факела, усилению выпадения радиоактивных аэрозолей. Размеры факела, условия его распространения и характер влияния зависит от особенностей микроклимата района, параметров градирен и их количества. Поэтому в каждом конкретном случае процесс распространения факела требует специального изучения. В холодный сезон, благодаря высокой относительной влажности воздуха и очень низким температурам, горизонтальные размеры факела насыщения имеют наибольшие значения.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

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

Вынос водно-капельных брызг из сопла градирни сопровождается выпадением осадков в подветренной зоне. Принятая конструкция водоуловителей позволяют уменьшить капельный унос до 0,002 % от полного расхода на градирню. Интенсивность осадков, а также площадь их распространения зависит от скорости и направления ветра. При слабых и средних ветрах интенсивность осадков максимальна вблизи градирни и резко уменьшается с расстоянием, на удалении 1-3 км наблюдаются слабые осадки и на более дальнее расстояние их следы. Проведенный анализ показывает, что туманообразование и выпадение моросящих осадков в зоне влияния градирни может способствовать образованию в зимнее время гололеда на деталях строительных конструкций, ЛЭП, дорогах. При этом за счет уноса влаги и тепла может незначительно меняться микроклимат в зоне действия факела. Принципиальная технологическая схема обработки воды для подпитки оборотных систем с брызгальными бассейнами: – очистка от грубодисперсных примесей на сетчатых фильтрах предварительной очистки; – прямоточная коагуляция; – удаление взвешенных веществ и органических примесей на установке ультрафильтрации; – подкисление серной кислотой для разрушения бикарбонатов; – удаление дисперсных частиц на патронных фильтрах; – деминерализация воды на установке обратного осмоса. Доочистка деминерализованной воды для восполнения потерь в контурах АЭС после установки обратного осмоса производится по схеме: – водород-катионирование в противоточных фильтрах; – удаление углекислоты в декарбонизаторах; – анионирование в двухкамерных противоточных фильтрах; – глубокое обессоливание и обескремнивание воды в фильтрах смешанного действия. Производительность водоподготовительной установки по деминерализованной воде для подпитки брызгальных бассейнов двух энергоблоков АЭС около 175 м3/ч. Деминерализованная вода имеет солесодержание 73 мг/л, щелочность 0,04 мг-экв/л, содержание хлоридов 40,7 мг/л, содержание сульфатов 1,8 мг/л, взвешенные вещества отсутствуют. Полученный состав подпиточной воды позволяет выдерживать требования к качеству воды оборотных систем с брызгальными бассейнами при расчетном коэффициенте упаривания в брызгальных бассейнах К =1,53 – 1,68 в зависимости от сезона. Производительность водоподготовительной установки для восполнения потерь в контурах АЭС одного блока – 90 м3/ч. Качественный состав стоков: – рH – 6,4-9,0; – кальций – 181,4 мг/л; – магний – 445,6 мг/л; – натрий – 3559,7 мг/л; – аммоний – 2,5 мг/л; – карбонаты – 4,4 мг/л; – бикарбонаты – 206,0 мг/л; – сульфаты – 1091,2 мг/л; – хлориды – 6181,9мг/л; – нитраты – 5,3 мг/л; – Общее с/с – 11678 мг/л;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– взвешенные вещества – 12-112 мг/л; – температура сбросных вод – 15 – 25 С; – общий расход стоков – 3694 м3/ч. Необходимо отметить, что капельный унос из градирен происходит со следующим качеством воды: – сульфаты – 944,0 мг/л; – хлориды – 5846,0 мг/л; – солесодержание – 10140,0 мг/л. Интенсивность осаждения возрастает с ростом относительной влажности, причем если при влажности 80 % максимальные значения осаждения составляют около 230 мг/(м2сут), то при f2м=90 % - эти величины составят 340 мг/(м2 сут). При этом максимумы наблюдаются на удалении 2-4 км от градирни. Осаждение водной компоненты также оказывается сколько-нибудь значительным лишь в ближней одно – двухкилометровой зоне, варьируя при этом от нескольких тысячных до сотых долей миллиметров в сутки. Влияние градирен и брызгальных бассейнов на окружающую среду будет подробно рассмотрено в части 4 ОВОС. Химическое воздействие

Химическое воздействие на атмосферу, водную среду и грунт могут оказывать химические элементы и вещества, входящие в состав выбросов и сбросов. Источниками химического воздействия на атмосферу являются газообразные выбросы при работе технологического оборудования, осуществляемые через вентиляционные системы и дымовые трубы. Основным источником таких выбросов является в настоящее время пускорезервная котельная (ПРК), которая дает 85-90 % суммарных годовых выбросов от АЭС. Основными вредными ингредиентами выбросов в атмосферу, для которых необходимость организации и проведения обязательного мониторинга определена Инструкцией по нормированию выбросов загрязняющих веществ в атмосферный воздух. За количеством выбросов на станции установлен постоянный контроль. Производственные и хозяйственно-бытовые сточные воды проходят очистку и соответствующую обработку. Очищенные и обработанные сточные воды используются в технологическом цикле и не сбрасываются в водоемы общего пользования. Химическое воздействие на грунт может иметь место вследствие осаждения химических элементов и соединений из атмосферы. В таблице 3.4 представлены источники сбросов и характеристика их воздействия на окружающую среду.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.3.2

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 3.4 — Источники химического воздействия на окружающую водную среду Наименование источника 1 Главный корпус. Блочные обессоливающие установки

Вид воздействия Результат воздействия Сброс Практически не воздействуют, так как после нейтрализации эти воды регенерационных сбрасываются в водоемвод охладитель. При этом солесодержание в водоеме возрастает на 1,1 2 Главный корпус. Сброс замаслен- % Не воздействуют, так как очищаютПомещения в зоне свобод- ных стоков ся от масел и нефтепродуктов, а ного режима улавливаемые загрязнения сжигаются 3 Главный корпус. Сброс охлажда- Не воздействуют, так как в охлаСистемы охлаждения обо- ющей воды ждающей воде отсутствуют вредрудования и механизмов ные компоненты

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4 Дизель-генераторные Сброс охлажда- Не воздействуют, так как охлаждестанции ющей воды ние производится по замкнутому контуру 5 СВО Сброс дебаланс- Не воздействуют, так как эти воды ных вод либо возвращаются в цикл второго контура, либо сброс производится после радиационного контроля 6 СВО Сливы из душе- Не воздействуют, так как проходят вых и спецпраче- очистку и радиационный контроль чной 7 Пускорезервная котельная Сброс промывоч- Не воздействуют, так как проходят (будет работать только в ных и продувоч- очистку от шлама и нефтепродуктов аварийной ситуации отклю- ных вод, охлачения энергоблоков) ждающей воды, протечек 8 Масломазутодизельное хо- Сброс охлажда- Не воздействуют, так как проходят зяйство ющей воды, очистку и контроль ливнестоков, загрязненных нефтепродуктами, конденсата чистого и загрязненного нефтепродуктами 9 Азотно-кислородная уста- Сброс охлаждаю- Не воздействуют, так как охлажденовка щей воды ние воды производится по замкнутому циклу 10 Компрессорные на пром- Сброс охлаждаю- Не воздействуют, так как охлаждеплощадке щей воды ние воды производится по замкнутому циклу

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Окончание таблицы 3.4 Наименование источника

Вид воздействия

11 ОВК. Ремонтные мастерские 12 Автотранспортное предприятие

Вредные сбросы отсутствуют Сброс производственных стоков от мойки втомобилей 13 ОВК. Обессоливающая ус- Сброс продувочтановка, подпитка теплосети, ных и регенераподпитка системы охлажде- ционных вод ния потребителей группы «А»

14 Все производственные по- Хозяйственномещения с постоянным пре- бытовые стоки быванием персонала

Результат воздействия – Не воздействуют, так как проходят очистку в очистных сооружениях оборотного водоснабжения Практически не воздействуют, так как продувочные воды осветлителей после осаждения шлама возвращаются в цикл ХВО, а регенерационные воды после нейтрализации сбрасываются в водоемохладитель. При этом солесодержание в водоеме возрастает на 1,1 % Не воздействуют, так как проходят полную биологическую очистку и доочистку в прудах

Не воздействуют, так как проходят очистку и возвращаются в цикл ХВО В воздушную среду поступают выбросы от основных и вспомогательных производственных помещений, расположенных на промплощадке АЭС. Указанные выбросы содержат химические вещества и элементы, оказывающие вредное воздействие на окружающую среду. Большинство источников работает в периодическом режиме, поэтому количество валовых годовых выбросов невелико. Источники нерадиоактивного воздействия на воздушную среду представлены в таблице 3.5.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

15 Территория промплощад- Дождевые стоки ки

Таблица 3.5 - Источники химического воздействия на окружающую воздушную среду Наименование источника Режим работы Основные вредные компоненты выбросов 1 Пускорезервная котельная Аварийный источник NOх, S02, СО, V205, сажа 2 Масломазутохозяйство Периодически Пары керосина, углеводороды 3 Дизель-генераторные станции Периодически NОх, S02, СО, сажа Мg, сварочный аэрозоль, пыль Периодически 4 Цех централизованного образивно-металлическая ремонта Пыль неорганическая с со5 Ремонтно-строительное Периодически держанием SiO2 от менее 20 предприятие до более 70 %, пыль древесная, NOx, S02, СО, сажа

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Окончание таблицы 3.5 Наименование источника

Режим работы

6 Автотранспортное предприятие

Периодически

7 Жилищно-коммунальное управление

Периодически

8 Комплекс по переработке твердых радиоактивных отходов (новое сооружение)

Периодически

Основные вредные компоненты выбросов NОх, SO2, СО, сажа, пары нефтепродуктов, кислота серная, толуол,этанол, ацетон, бензин, керосин и прочее. СО, NOХ, пыль древесная. марганец, сварочная аэрозоль, пары нефтепродуктов С02, NOх, S02, НСl.

3.3.3 Жидкие сбросы в окружающую среду Источником образования жидких нерадиоактивных сбросов являются: - производственные процессы, связанные с использованием воды (производственные стоки); - хозяйственно-бытовые и дождевые стоки; - продувка замкнутой (оборотной) системы технического водоснабжения.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.3.3.1 Производственные стоки 1) Химводоочистка На АЭС находятся в эксплуатации обессоливающая установка для обработки воды на подпитку цикла АЭС, установка очистки воды для ответственных потребителей и подпитки теплосети. Схема обработки воды для подпитки цикла: известкование и коагуляция в осветлителе - осветление на механических фильтрах - трехступенчатое обессоливание. Производительность обессоливающей установки при работе двух энергоблоков около 145 м3/ч. Схема обработки воды для ответственных потребителей группы А и подпитки теплосети: известкование и коагуляция в осветлителе, осветление на механических фильтрах, подкисление осветленной воды серной кислотой, фильтрация на буферных фильтрах. Производительность установки около 320 м3/ч. При эксплуатации обессоливающей установки и установки очистки воды для ответственных потребителей и подпитки теплосети образуются следующие сбросы: - шламосодержащие воды осветлителей; - промывочные воды механических фильтров; - отмывочные и регенерационные воды ионитных фильтров. В настоящее время продувочные воды осветлителей подаются на шламонакопитель. После отстоя в накопителе осветленная вода (~ 70 %) возвращается в цикл химводоочистки на повторное использование. После отстоя в баках установки обезвоживания вода будет возвращаться в цикл химводоочистки (ХВО), а шламовая пульпа поступит для обезвоживания на фильтрпресс. Количество обезвоженного шлама при влажности 50 % составляет 0,38 т/ч при работе двух энергоблоков.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Усредненный состав шлама, образующегося при обработке 1 м3 исходной воды: – СаСОз - 290 г; Мg(ОН)2 - 30 г; – Fе(ОН)3 - 18 г. Общее количество образующегося шлама при работе двух блоков составляет: 510 х 0,338 х 6500 х 103=1120 т/год где 510 - количество обрабатываемой воды, м3 /ч; 0,338 - количество образующегося шлама, кг/м3; 6500 - расчетное количество часов работы, час/год. Известковый шлам может быть использован для раскисления почв в сельском хозяйстве, в качестве добавки при изготовлении силикатного кирпича и цементных растворов. Промывочные воды механических фильтров используются в цикле химводоочистки. Регенерационные воды обессоливающей установки ХВО после нейтрализации направляются в технологические системы. Усредненный сброс нейтрализованных вод составит 17 м3/ч или 110500 м3/год. Качество усредненных сбросов: – кальций - 365 мг/л; – магний - 34 мг/л; – натрий - 1200 мг/л; – сульфаты - 2780 мг/л; – хлориды - 250 мг/л; – солесодержание - 4750 мг/л. Количество солей, сбрасываемых с регенерационными водами ХВО, приведено в таблице 3.6.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Таблица 3.6 - Количество солей, сбрасываемых с регенерационными водами Количество солей Характеристика сброса кг/ч т/год Кальций 6,2 40,3 Магний 0,6 3,9 Натрий 20,4 132,6 Сульфаты 47,3 307,5 Хлориды 4,3 28 2) Замасленные воды Замасленные воды из машзала, ливневые воды с территории масло- и мазутохозяйства подлежат очистке на установке, расположенной в ПРК. Количество замасленных вод 30 м3/ч. Схема очистки: – сбор и усреднение в приемном резервуаре; – отстой и предварительная очистка в баке-отстойнике; – очистка на механическом и угольном фильтре. Очищенные от масел и нефтепродуктов воды направляются в технологические системы, а уловленные нефтепродукты - на сжигание в ПРК. Очищенная вода имеет состав охлаждающей воды, содержание масел - 1 мг/л. Количество сбросов при работе двух энергоблоков - 195000 м3/год.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

3) Блочная обессоливающая установка Очистка конденсата осуществляется по схеме "Обезжелезивание на ЭМФ, обессоливание на ФСД". Производительность установки 3600 м3/ч. Промывочные воды ЭМФ, содержащие в основном продукты коррозии, направляются в бак регенеративных вод и используются в цикле ХВО. Регенерационные воды ФСД направляются из машзала в контрольные баки кислых и щелочных вод. Кислые стоки, при наличии активности, направляются на СВО, при отсутствии ее - на нейтрализацию и дальнейший сброс. Щелочные стоки БОУ, при наличии активности, направляются в баки выдержки, а затем, после радиационного контроля на взаимную нейтрализацию с кислыми водами, с последующим сбросом Усредненное количество сточных вод от БОУ при работе двух энергоблоков составит 7 м3/ч или 45500 м3/год. Усредненное качество сбросных вод БОУ: – NH4 - 425,0 мг/л; – Са - 3,7 мг/л; – Мg - 0,8 мг/л; – СI - 1,4 мг/л; – S04 - 918,0 мг/л; – Nа - 575,мг/л. Количество солей, сбрасываемых с регенерационными водами БОУ, приведено в таблице 3.7.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Таблица 3.7 - Количество солей, сбрасываемых с регенерационными водами БОУ Количество солей Характеристика сброса кг/ч т/год Аммиак 3,0 19,5 Кальций 0,03 0,2 Магний 0,006 0,04 Натрий 4,0 26,0 Хлориды 0,01 0,07 Сульфаты 6,4 41,6 4) Спецкорпус. Душевые воды Душевые воды, сливы вод из раковин спецпрачечной, блока СВО, сливы из лабораторий, а также воды последних полосканий поступают в два бака дозиметрического контроля. После проведения дозиметрического контроля эти воды направляются либо в систему бытовой канализации зоны строгого режима, либо на очистку на установку СВО, если активность в водах превышает контрольный уровень сброса. Вместимость каждого бака дозиметрического контроля - 40 м3. Сброс вод из баков дозиметрического контроля в бытовую канализацию зоны строгого режима осуществляется насосом, подача насоса 8 м 3/ч. По данным отчета цеха радиационной безопасности объемы сбросов душевых вод в канализацию бытовой зоны строгого режима АЭС с ВВЭР -1000 составляют от 750 м3 до 1350 м3 в месяц.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

5) Вспомогательный корпус Активность в жидких сбросах определяется наличием дебалансных вод, которые не участвуют в повторном цикле работы технологических систем АЭС. Поступление радионуклидов в окружающую среду возможно с выведением дебалансных нерадиоактивных вод из цикла станции после контроля химического состава и радиоактивности (ручной пробоотбор): из ЗКД – из контрольных баках систем KPF. 3.3.3.2 Хозяйственно-бытовые и дождевые стоки 1) Очищенные хозяйственно-бытовые стоки от промплощадки Хозяйственно-бытовые стоки от промплощадки АЭС, стройбазы, расположенной в зоне АЭС, жилпоселка АЭС и стройбазы за зоной АЭС по самотечным сетям поступают в соответствующие насосные станции перекачки и далее по напорным трубопроводам подаются на очистные сооружения. Очистные сооружения хозбытовых стоков запроектированы на полную биологическую очистку стоков. Очищенные стоки подаются в систему технического водоснабжения АЭС. 2) Дождевые стоки промплощадки Дождевые воды с водосборной территории административного корпуса самотечными сетями собираются в существующую насосную станцию перекачки дождевых сточных вод производительностью 100 м3/час с резервуаром -усреднителем емкостью 60 м3 и затем перекачиваются в самотечные сети дождевой канализации района ОВК. Дождевые воды с водосборной территории района ОВК и энергоблоков от малоинтенсивных дождей и загрязненная часть стока от интенсивных дождей через разделительную камеру направляются в насосную станцию перекачки дождевых сточных вод производительностью 100 м3/час с резервуаром -усреднителем емкостью 60 м3 и далее- на осветление в шламонакопитель. Остальная часть дождевого стока после разделительной камеры по самотечному коллектору поступает в подводящий канал основной системы охлаждения. Дождевые воды с водосборной территории энергоблоков № 1 и № 2, и очистных сооружений «грязной зоны» самотечными сетями собираются в коллектор и отводятся в подводящий канал основной системы охлаждения.

Среднесуточный расход хозяйственно-бытовых стоков, поступающих на очистные сооружения АЭС с ВВЭР-1000 (2 энергоблока) составляет 910,9 м3/сут или 0,33 млн. м 3 в год. Показатели качества очищенных бытовых стоков после полной биологической очистки приведены в таблице 3.8.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.3.3.3 Качественная и количественная характеристики сбросных вод

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 3.8 - Показатели качества очищенных бытовых сточных вод (среднегодовые значения по данным ЛООС ХАЭС за 1998 *г.) КонцентКонцентПараметры Параметры рация рация Минерализация, мг/дм 514,7 Нитраты, мг/дм 39,4 Сульфаты, мг/дм 44,4 Фосфаты, мг/дм3 1,63 3 Хлориды, мг/дм 25,2 Взвешенные вещества, мг/дм 25,4 Железо общее, мг/дм3 0,25 Нефтепродукты, мг/дм3 0,05 3 Кальций, мг/дм 37,08 БПК5, мгОг/цм 6,45 Магний, мг/дм3 8,88 ПО, мгОг/дм3 9,27 3 3 Натрий, мг/дм 89,43 ХПК, мг02/дм 35,2 Калий, мг/дм3 11,72 Кислород, мг/дм3 11,65 Бикарбонаты, мг/дм 244,0 СПАВ, мг/дм"* 0.057 Сухой остаток, мг/дм 374,2 рН 8,5 Аммоний солевой, мг/дм 0,82 Прозрачность, см 18,2 3 Нитриты, мг/дм 0,60 Цветность, град 20,8 3) Дождевые стоки промплощадки Годовой объем дождевых стоков, направляемых в ВО, при работе одного энергоблока составляет порядка 66 тыс.м3/год. Годовой объем дождевых стоков, направляемых в шламонакопитель, составляет порядка 80 тыс. м3/год.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.3.3.4 Характеристика химических выбросов Сооружения, размещенные на промплощадке АЭС, являются источниками периодических воздействий на окружающую среду в виде нерадиоактивных выбросов и сбросов. Эти выбросы и сбросы возникают как следствие технологических процессов, протекающих в пределах этих сооружений. Их вредные воздействия заключаются в том, что в этих выбросах и сбросах имеются химические элементы и вещества, предельное содержание которых регламентируется действующими санитарными нормами и правилами. Вредными составляющими химических выбросов в атмосферу из источников АЭС являются: - пыль; - диоксид серы (сернистый ангидрид); - окись углерода; - двуокись азота; - аммиак; - бензол; - ксилол; - толуол; - фенол; - марганец и его соединения; - фтористый водород; - сажа; - пары серной кислоты. Все данные по валовым выбросам от источников, расположенных на промплощадке АЭС с ВВЭР-1000 (два блока) сведены в таблицу 3.9.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. №

Таблица 3.9 - Расчетные значения суммарных валовых выбросов вредных веществ в атмосферу Расчетное Согласованное значение значение Фактические Наименование вредного вещества валового валового данные, выброса, выброса, т/год т/год т/год 1 Азота двуокись 2,2912 44,178 14,557 2 Ангидрид сернистый 15,6727 1120,74 343,648 3 Углерода окись 25,900 250,396 90,133 4 Сажа 0,1595 7,348 2,487 5 Пыль неорганическая с содержани4,0174 3,370 1,097 ем SiO2 более 70 % 6 Пыль неорганическая с содержанием 14,9195 14,074 3,010 SiO2 20% до 70 % 7 Пыль неорганическая с содержанием 5,9511 4,252 4,252 SiO2 менее 20 % 8 Пыль древесная 7,583 2,689 2,678 9 Пыль абразивная 0,4512 0,154 0,154 10 Эмульсол 0,00653 0,004 0,004 11 Аммиак 0,0008 0,0008 0,001 12 Марганец и его соединения 0,0103 0,00697 0,007 13 Керосин 0,00405 0,00413 0,004 14 Углеводороды предельные С12-С19 2,577 2,577 2,577 15 Фториды, газ. Соединения 0,00262 0,0016 0,002 16 Аэрозоль сварочный 0,06775 0,045 0,045 17 Бензол 0,00192 0,019585 0,002 18 Ксилол 0,001 0,00927 0,001 19 Толуол 0,612 0,6124 0,597 20 Нафталин 0,0000817 0,0025 0 21 Фенол 0,0000327 0,0010 0 22 м-Крезол 0,0000327 0,0010 0 23 Этанол 0,2610 0,2614 24 Бутилацетат 0,1460 0,1455 0,146 25 Ацетон 0,2150 0,2148 0,215 26 Бензин 5,5955 5,1867 5,368 27 Кислота серная 0,001 0,0061 0,001 28 Сольвент-нафта 0,204 0,2038 0,204 Итого 84,890 1461,78 472,907 Из этой таблицы следует, что фактические суммарные валовые выбросы не превышают их согласованных значений.

Инв. № подл.

Подпись и дата

3.3.4 Воздействие и оценка влияния шума, электрического поля, маслонаполненного оборудования 3.3.4.1 Воздействие и оценка влияния шума Для оценки воздействия шума на окружающую среду были приняты следующие исходные данные:

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

– производится оценка воздействия источников шума, которые появляются с вводом энергоблока; – ввиду отсутствия на промплощадке, вне производственных зданий и сооружений, рабочих мест обслуживающего персонала оценка воздействия шума выполняется только внутри этих зданий и сооружений; – ввиду отсутствия в пределах санитарно-защитной зоны каких-либо жилых или административно-бытовых помещений с постоянным пребыванием людей, не являющихся персоналом АЭС (население), для оценки воздействия шума приняты установленные ГОСТ 12.1.003-83 - предельные значения звукового давления для рабочих мест обслуживающего персонала, находящихся там постоянно или периодически. В производственных зданиях и сооружениях АЭС источником звукового воздействия на обслуживающий персонал является установленное в них вращающееся оборудование (турбоагрегат, насосные агрегаты, дизель-генераторы, вентустановки), а также редуцирующее оборудование (БРУ и РОУ). Перечень зданий и сооружений энергоблока ВВЭР -1000 , в которых размещено оборудование, являющееся источником шума, приведен в таблице 3.10. В большинстве этих производственных помещений (поз. 5, 6, 7, 8, 9 ... перечня) производственный процесс полностью автоматизирован и в них нет постоянных мест обслуживающего персонала. В процессе эксплуатации установленного там оборудования обслуживающий персонал либо вообще отсутствует, либо находится там периодически и кратковременно (обходчики). Таблица 3.10 - Перечень зданий и сооружений, в которых размещены источники шумового воздействия Наименование помещения Наименование оборудования Режим работы 1 Главный корпус. Реакторное Главные циркуляционные насо- Постоянно отделение (обстройка) сы Другие насосные агрегаты Постоянно 2 Главный корпус. Турбинное Турбоагрегат Постоянно отделение Насосные агрегаты Постоянно РОУ 14/6; 14/3 БРУ-К, Постоянно БРУ-СН Периодически 3 Главный корпус. Питательные электронасосы Периодически Деаэраторное отделение Другие насосные агрегаты Постоянно Вентиляционное оборудование Постоянно 5 Хранилище твердых радио- Насосное оборудование. Вен- Периодически активных отходов (ХТРО). тустановки. Пресс Комплекс по переработке 6 Дизель-генераторная Дизель-генератор со вспомога- Периодически электростанция энергоблока тельным оборудованием №2 Компрессор Постоянно Насосы технической воды груп- Постоянно пы "В" 7 Общеблочная дизель-гене- Дизель-генератор с вспомога- Периодически раторная электростанция тельным оборудованием 8 Блочная насосная станция Насосные агрегаты Постоянно системы техводоснабжения энергоблока № 2 9 ЦПК АСКРО. Дизель-гене- Дизель-генератор Периодически раторная станция

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

В отдельных зданиях и сооружениях постоянные рабочие места обслуживающего персонала находятся в специальных помещениях щитов управления или других помещениях, оборудованных звукоизолирующими ограждающими конструкциями. Расчетный уровень звукового давления в этих помещениях, обеспечивающий изолирующими конструкциями, соответствует требованиям ГОСТ 12.1.003-83 "Система стандартов безопасности труда. Шум. Общие требования безопасности" для помещений управления, не превышает допустимое значение, приведенные в таблице 3.11. Для других рабочих мест персонала применены требования вышеуказанного стандарта к уровням звукового давления на постоянных рабочих местах, что является консервативным подходом, так как обслуживающий персонал находится на этих рабочих местах периодически и кратковременно. Таблица 3.11 - Допустимые уровни звукового давления в помещениях управления, лабораториях Октавные полосы со среднегеометрическими частотами, Гц 31,5 63 125 250 500 1000 2000 4000 8000 Допустимый уровень зву93/96*) 79/83 70/74 63/68 58/63 55/60 52/57 50/55 49/54 кового давления, дБ Интегральный уровень зву60/65 ка, ДБА _____________________ * В таблице в числителе указаны значения для помещений управления, в знаменателе - для лабораторий

Взам. инв. №

Так как согласно технической документации на оборудование, являющееся источником шума в помещениях поз. 1-3 перечня, уровень звукового давления на расстоянии 1 м от источника, не должен превышать значений, регламентированных ГОСТ 12.1.003-83 для постоянных рабочих мест (см. таблицу 3.12), требования указанного ГОСТ для этих помещений считаются выполненными. Таблица 3.12 - Допустимые уровни звукового давления Октавные полосы со среднегеометрическими частотами, Гц 63 125 250 500 1000 2000 4000 8000 Допустимый уровень зву99 92 86 83 80 78 76 74 кового давления, дБ Интегральный уровень 85 звука, дБА

Инв. № подл.

Подпись и дата

3.3.4.2 Воздействие и оценка влияния электрического поля Электрооборудование, устанавливаемое в зданиях АЭС, не является источником вредных выбросов, радиопомех и шума. Источниками вредного воздействия на окружающую среду могут быть ВЛ-330 кВ и высоковольтное оборудование, к которому относятся трансформаторы блока, ре-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

зервные трансформаторы собственных нужд, автотрансформатор связи, линейные реакторы. В соответствии с санитарными нормами, защита населения от воздействия электрического поля воздушных линий электропередачи напряжением 220 кВ и ниже, удовлетворяющих требованиям «Правил устройств электроустановок», не требуется. На территории промплощадки АЭС предусмотрены ВЛ-330 кВ: – от трансформатора энергоблока №1 на КРУЭ - 330 кВ; – от резервного трансформатора собственных нужд №1 на КРУЭ - 330 кВ; – от резервного трансформатора собственных нужд №2 на КРУЭ - 330 кВ; – от КРУЭ - 330 кВ к автотрансформатору связи. Обеспечение допустимых уровней напряженности электрического поля (ЭП) гибких связей (ВЛ-330 кВ) выполняется соблюдением нормативных габаритов - т.е. минимальных расстояний проводов ВЛ до земли, при которых обеспечиваются допустимые уровни напряженности ЭП до 5 кВ/м – см. таблицу 3.10. Время пребывания персонала в ЭП напряженностью до 5 кВ/м включительно в течение рабочего дня не ограничивается. Допустимое время пребывания в зоне ЭП напряженностью свыше 5-20 кВ/м включительно определяется расчетом по «Правилам защиты обслуживающего персонала от воздействия электрического поля». Таблица 3.10 - Минимальное расстояние проводов ВЛ 330 кВ до земли Минимальное расстояние проводов ВЛ до земли, м при номинальном напряжении ВЛ, кВ Размещение пролета ВЛ 330 По нормам По проекту В ненаселенной местности (территория 7,5 25 (17)* АЭС) На пересечении с автомобильными доро- 8,5 25-17(10-25) гами _______________________ * В скобках приведены значения с учетом максимальной стрелы провеса Опоры ВЛ-330 кВ гибких связей выполнены из оцинкованного металла. Все линии гибких связей выполнены с молниезащитным тросом и оборудованы разрядником для защиты от перенапряжений. Опоры ВЛ заземляются. Ремонт и эксплуатация ВЛ-330кВ должны выполняться в соответствии с регламентом, разработанным АЭС.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.3.4.3 Воздействие и оценка влияния маслонаполненного оборудования На территории АЭС со стороны ряда Г турбинного отделения будут установлены маслонаполненные трансформаторы. К ним относятся трансформатор блока, трансформаторы собственных нужд типа, резервные трансформаторы собственных нужд энергоблока. Для предотвращения растекания масла и распространения пожара при повреждениях для каждого трансформатора и реактора устроен маслоприемник, рассчитанный на полный объем масла и воды при пожаротушении с отводом стоков в маслосборник. Все трансформаторы и реакторы оборудованы системой автоматического водяного пожаротушения.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Для обслуживания маслонаполненного оборудования на АЭС предусмотрено централизованное маслохозяйство, оборудованное резервуарами для хранения и переработки масла, насосами, установками для очистки и регенерации масел, передвижными маслоочистительными и дегазационными установками, емкостями для транспортировки масла. 3.4 Радиационное воздействие 3.4.1 Выбросы радиоактивных газов и аэрозолей со станции

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Очищенные от радиоактивных загрязнений газоаэрозольные отходы энергоблока и вытяжной воздух из помещений ЗКД выбрасываются в окружающую среду через высотную вентиляционную трубу. Труба располагается на обстройке реакторного отделения, отметка верха – не менее 100 метров. Конструкция трубы рассчитана на ПЗ и не рассчитана на падение самолета. Контроль за выбросами осуществляется непрерывно автоматизированной системой радиационного контроля (АСРТК). Дополнительными источниками возможного поступления радиоактивных веществ в атмосферу из зоны свободного доступа является вытяжной воздух здания турбины и отвод паровоздушной смеси из конденсаторов турбины. Вентиляционный выброс из здания турбины организован выше кровли. Балансная схема возможного поступления радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу при длительной работе энергоблока с РУ В-392М в условиях НЭ представлена на рисунке 3.2.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изм. Кол.уч Лист №док.

ЯППУ С РУ В-392М

РК1-1

РК1-2

ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ (ИРГ-67%,ИОДЫ-17%)-3.0Е8 ПРОДУКТЫ КОРРОЗИИ-5.0Е3 ТРИТИЙ-7.4Е6

ПРОТЕЧКА неорганизованная

ПРОТЕЧКА ГЦН

0.1 Т/ЧАС

4.8 Т/ЧАС

ПРОБООТБОР организ. протечки

ВЫВОД ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

0.45 Т/ЧАС

1060 Т/ГОД

ПРОТЕЧКА ВО ВТОРОЙ КОНТУР 1 КГ/ЧАС

КОНТУР ОЧИСТКИ KBE ВТОРОЙ КОНТУР АКТИВНОСТЬ ПАРА, Бк/кг: ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ (ИРГ-87%,ИОДЫ-12%) ПРОДУКТЫ КОРРОЗИИ ТРИТИЙ ПРОТЕЧКА неорганизованная

КОНТУР ОЧИСТКИ КВА10ВВ001

БАК КТА10ВВ001

ВЫШЕ КРОВЛИ

-3.3Е1 -4.0Е-4 -1.3Е2

КОНТУР ОЧИСТКИ КВА10ВВ001

30 КГ/ЧАС

ВЫБРОС(ГБк/год)

2.6Е-1 (ИРГ-87%) ТРИТИЙ 1.2Е0

ИРГ- 1.1Е3 (ИРГ-100%)

КОНТУР КВВ АКТИВНОСТЬ ВОЗДУХА,Бк/м3 ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ - 6.5Е2 (ИРГ-92%,ИОДЫ-0.2%)

В ПЕРВЫЙ КОНТУР КОНТУР KBF,KPF,KPK,JNK

ОСТАНОВ БЛОКА

РК1-4

КОНТУР ОЧИСТКИ KLD-10

РК1-3

КОНТУР ОЧИСТКИ KLD-20

ĘОНТУР ОЧИСТКИ KLЕ-30

КОНТУР ОЧИСТКИ KPL-2

РК1-6

РК1-5

ПАР НА ТУРБИНУ

ПРОТЕЧКА неорганизованная

5865.5 Т/Ч

58.65 Т/Ч

ВО ВТОРОЙ КОНТУР

КОНТУР ОЧИСТКИ KPL-3

1Е10 М3/ГОД

АКТИВНОСТЬ ВОЗДУХА, Бк/м3 ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ -7.0Е6 (ИРГ-92%,ИОДЫ-0.2%)

ЗДАНИЕ ТУРБИНЫ

1Е9 м3/год

1588-ПЗ-ОИ4

8.8Е4 (ИРГ-99%,ИОДЫ<0.1% АЭРОЗОЛИ<0.1%) ТРИТИЙ-3.9Е3

ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ ПЕРВОГО КОНТУРА АКТИВНОСТЬ,Бк/кг:

РАБОТА НА МОЩНОСТИ

Дата ВЫБРОС(ГБк/год)

БОКСЫ ВСПОМОГАТЕЛЬНОГО ОБОРУДОВАНИЯ

Подп.

ГЕРМЕТИЧНЫЙ БОКС ОСНОВНОГО ОБОРУДОВАНИЯ

СОСТОЯНИЕ ТОПЛИВА

ГАЗОНЕПЛОТНЫЕ ТВЭЛЫ-0.2% ДЕФЕКТНЫЕ ТВЭЛЫ-0.02%

АКТИВНОСТЬ ВОЗДУХА,Бк/м3 НИЖЕ ДУАнас

РК1-7

РК1-8

ОСТАНОВ БЛОКА

ВЫБРОС(ГБк/год)

8.3Е4 ТРИТИЙ-3.9Е3

3.0Е2 ТРИТИЙ-5.0Е1

ВЫБРОС(ГБк/год)

ЖИДКИЕ СРЕДЫ ВОЗДУХ

7.0Е2

4.4Е3

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ СДУВКИ

ОСТАНОВ БЛОКА

ГРАНИЦА ЗОНЫ СТРОГОГО РЕЖИМА

Рисунок 3.2 – Балансная схема возможного поступления радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу Лист

При эксплуатационных нарушениях на станции, сопровождаемых дополнительным выходом радиоактивных веществ в воздух технологических помещений, низкий уровень радиоактивных изотопов йода и аэрозолей в газоаэрозольном вентиляционном выбросе поддерживается за счет эффективной фильтрации вытяжного воздуха из помещений ЗКД вспомогательных зданий и сооружений. Для АЭС в Российской Федерации установлены ограничения на выбросы радиоактивных газов и аэрозолей в окружающую среду на уровне ДВ, регламентированных СП АС-03. Величины радиоактивных выбросов инертных радиоактивных газов (ИРГ) и аэрозолей на АЭС России в 2005 г. с оценкой по отношению к годовым допустимым выбросам (ДВ), установленным СП АС-03, приведены в таблице 3.13. Таблица 3.13 – Величины радиоактивных выбросов ИРГ I-131 Со-60 Сs-134 АЭС ТБк (% от ДВ) МБк (% от ДВ) АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 Нововоронежская 110 (16) 1700 (9,4) 350 (4,7) 41 (4,6) Кольская 4,2 (0,6) 134 (0,7) 88 (1,2) 0,01 Ростовская 0,2 (0,02) 57 (0,3) 0,8 (0,01) 0,2 (0,03) Балаковская 0,2 (0,02) 223 (1,2) 7,7 (0,1) 2,4 (0,3) Калининская 49 (7) 512 (2,8) 4,1(0,1) 0,7 (0,1) АЭС с РБМК-1000 Курская 403 (11) 1632 (0,6) 39 (0,6) 2,1 (0,2) Ленинградская 597 (16) 985 (1,1) 190 (7,6) 50 (3,6) Смоленская 130 (3,6) 157 (0,2) 252 (10) 0,01 АЭС с АМБ-100, АМБ-200 и БН-600 Белоярская 6,8 (1) 0,1 (0,01) 1,1 (0,01) 0,01 АЭС с ЭГП-6 Билибинская 409 (21) 11 (0,1) 14,6* ______________________

Сs-137

140 (7) 53 (2,7) 0,1 (0,01) 7 (0,4) 1,8 (0,1) 25(0,6) 155 (4) 13,7 (0,4) 14 (0,7)

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

* Cодержание Co-60, Cs-134 и Cs-137 в выбросах Билибинской АЭС ниже минимальнодетектируемой активности. Поэтому в таблице представлена суммарная активность долгоживущих радионуклидов в выбросах.

В 2005 году газоаэрозольные выбросы АЭС были ниже ДВ и не превышали уровней установленных в СП АС-03, а именно: по ИРГ — 20,5 % (Билибинская АЭС), I-131 — 9,4 % (Нововоронежская АЭС), Со-60 — 10,1 % (Смоленская АЭС), Сs-134 — 4,6 % и 3,6 % (Нововоронежская и Ленинградская АЭС) и Сs-137 — 7 % (Нововоронежская АЭС). Случаев превышения выбросов радионуклидов за сутки и за месяц, выше значений контрольных уровней, регламентированных СП АС-03, не наблюдалось. 3.4.2 Сбросы радиоактивных веществ со станции После радиационного контроля, осуществляемого датчиками АСРТК в контрольных баках и анализом проб в радиохимической лаборатории, дебалансные воды станции из ЗКД сбрасываются. При необходимости вода из контрольных баков поступает на повторную очистку в систему переработки трапных вод. Балансная схема возможного поступления радиоактивных веществ в гидросферу при длительной работе энергоблока в нормальном режиме представлена на рисунке 3.3. Объемы жидких сбросов в окружающую среду и поступление радионукли-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

дов в поверхностные воды в 2005 году по отношению к допустимому сбросу (ДС) для АЭС, приведены в таблице 3.14. Таблица 3.14 – Объемы жидких сбросов и поступление радионуклидов в водоемы Поступление радионуклидов в АЭС Объем сброшенной воды, м3 водоемы, в % ДС АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 Нововоронежская 51000 18,9 Кольская 16102 0,01 На АЭС используется обоРостовская — ротное водоснабжение Балаковская 40500 0,4 Калининская 79097 8,1 АЭС с реакторами типа РБМК-1000 Курская 29970 0,5 Ленинградская 13500 0,01 Смоленская 52762 0,1 АЭС с реакторами типа АМБ-100, АМБ-200 и ВН-600 Белоярская 37863 0,02 АЭС с реакторами типаЭГП-6 Билибинская 2384 0,04* __________________ * Данные для всех АЭС, кроме Билибинской, приведены по Cs-137, который дает основной вклад (до 70 %) в суммарную активность сбросной воды. Для Билибинской АЭС данные о радиоактивности сбросной воды приводятся по Со-60, вклад которого в суммарную активность сброса составляет 75 %.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Поступление радиоактивных продуктов с жидкими сбросами АЭС России были меньше допустимых и не превышали 18,9 % величины ДС (Нововоронежская АЭС).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Подпись и дата

Взам. инв. №

Подп.

герметичный бокс основного оборудования

Изм. Кол.уч Лист №док.

ЯППУ С РУ В-392М состояние топлива газонеплотные твэлы-0.2% дефектные твэлы-0.02% теплоноситель первого контура активность,Бк/кг: продукты деления(ИРГ-67%,ИОДЫ-17%)-3.0Е8 продукты коррозии -5.0Е3 тритий -7.4Е6

продувка постоянная 30 т/ч

Дата

контур очистки KBE

протечка ГЦН 4.8 т/ч

организ. протечки

пробоотбор

неорганизованные потери

0.45 т/ч

875 т/год

1588-ПЗ-ОИ4

боксы вспомогательного оборудования

контур

стоки

санпропускников

душевые 20000 т/год

1 кг/ч

контур очистки KBE

в первый контур

протечка в парогенератор

вывод теплоносителя 1060 т/год

бак КТА10ВВ001

очистки KВА

стоки спецпрачечной 1800 т/год

контур очистки КВА

трапные воды "грязные" 2350 т/год

трапные воды "чистые" 100 т/год

КПУ

морская вода

РК3-2

очистки KPF

дебаланс

1085 т/год

контур очистки KBF в первый контур

РК3-1

в KPF

РК2-1

пар на турбину

продувка парогенератора

5865.5 т/ч

58.65 т/ч

морская вода

4.5Е2 т/ч

контрольные баки КТТ

контур

из уплотнений турбины

0.5 т/ч

здание турбины

Инв. № подл.

1.7Е5 т/ч эжектор MAJ50BN001

конденсатор

контур конденсатоочистки

контур очистки LCQ

протечка

воды регенерации

в парогенератор

неорганизованная

16970 т/год

14584т/год

контрольные баки LDL

во второй контур

фильтры КPF60 в KPF в KPF

РК2-2

сбросная камера UQA 99101

РК3-3

РК2-3

обозначения:

жидкие среды граница зоны строгого режима

сброс (ГБк/год) 5.2 Е-2 тритий - 9.1Е3

отводящий туннель основной системы охлаждающей воды UQN

сброс (ГБк/год) 8.1Е0 тритий - 6.0Е1

содержание радиоактивных веществ ниже ДУАнас для открытых водоемов

Рисунок 3.3 – Поступление радиоактивных веществ в окружающую среду с жидкими нерадиоактивными сбросами при работе блока в номинальном режиме Лист

3.5 Обращение с радиоактивными отходами 3.5.1 Источники радиоактивных веществ на станции Основными источниками образования радиоактивных веществ на станции являются продукты деления урана-235 при работе АЭС на мощности, активация нейтронами конструкционных материалов, примесей теплоносителя первого контура и воздуха в приреакторном пространстве. Ограничение распространения радиоактивных газов и аэрозолей по станции и выхода их в окружающую среду обеспечивается за счет последовательной реализации принципа глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы барьеров. Ограничивающими барьерами являются: – топливная матрица; – оболочка твэлов; – контур первичного теплоносителя; –герметичная оболочка, ограждающая контур первичного теплоносителя, биологическая защита. Дополнительно технологические контура и оборудование, содержащие радиоактивные среды, ограничивают неконтролируемое распространение радиоактивных веществ по станции и за ее пределы. В условиях нормальной эксплуатации все барьеры и средства их защиты находятся в работоспособном состоянии. При выявлении неработоспособности любого из предусмотренных барьеров или средств его защиты, согласно условиям безопасной эксплуатации, работа АЭС на мощности запрещается. Для всех условий эксплуатации АЭС в проекте устанавливаются значения эксплуатационных пределов и пределов безопасной эксплуатации, характеризующие состояния систем (элементов) и АЭС в целом и позволяющие гарантировать контроль целостности барьеров и, в первую очередь, оболочек топливных элементов и, тем самым, предотвратить значительный выход продуктов деления из топлива в теплоноситель первого контура и далее в помещения станции с основным технологическим оборудованием.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.5.2 Активность теплоносителей первого и второго контуров Поддержание проектного значения удельной активности теплоносителя первого контура на приемлемо низком уровне (370 МБк/кг) обеспечивается: – постоянной дегазацией теплоносителя первого контура; – постоянной продувкой теплоносителя первого контура через ионообменные фильтры; – выведением теплоносителя в режиме борного регулирования через ионообменные фильтры с последующей переработкой и сбросом через ионообменные фильтры в баки борного концентрата. Данные эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС с ВВЭР показывают наличие незначительного количества разгерметизированных твэлов (1-5 твэла) при эксплуатации блоков, что значительно ниже эксплуатационного предела, регламентированного ПБЯ РУ-89 для АЭС с ВВЭР (порядка 100 твэлов, имеющих газовую неплотность, и 10 твэлов - прямой контакт с топливом). Содержание радионуклидов в теплоносителе второго контура обусловлено негерметичностью парогенераторов со стороны теплоносителя первого контура и находится при нормальных условиях эксплуатации энергоблока на уровне предельнодопустимых концентраций для открытых водоемов. Регламент по эксплуатации уста-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

навливает предельную допустимую величину протечки, требующую корректирующих действий персонала, и предельный уровень объемной активности в котловой воде и в продувочной воде отдельного парогенератора. 3.5.3 Характеристики радиоактивных отходов При эксплуатации АЭС образуются твёрдые, жидкие и газообразные радиоактивные отходы. РАО образуются в процессе эксплуатации АЭС, при проведении планово-предупредительных ремонтов, а так же в аварийных режимах и при ликвидации последствий аварий. Жидкими радиоактивными отходами являются: концентрат солей (кубовый остаток), шламы и пульпы отработавших фильтрующих материалов, образующиеся в процессе переработки ЖРС и эксплуатации установок СВО. В соответствии с современными требованиями в проекте предусмотрены технологии и технические решения, обеспечивающие минимизацию объёмов образующихся ЖРО. Отходы относятся к низко- и среднеактивным отходам в соответствии с классификацией СП АС-03. Твёрдыми РАО являются отработанное технологическое оборудование и фильтры системы вентиляции, инструмент, спецодежда, а так же отверждённые жидкие радиоактивные отходы. В проекте предусмотрены технологии и технические средства, обеспечивающие переработку, безопасное хранение и транспортировку твёрдых РАО. Образующиеся ТРО за исключением внутриреакторных (категория высокоактивных отходов) относятся к низко- и среднеактивным отходам в соответствии с классификацией СП АС-03. Газообразными радиоактивными отходами являются: технологические газовые сдувки из оборудования и баков, содержащих теплоноситель 1 контура, газовые сдувки баков вспомогательных систем, а так же воздух систем вентиляции зоны контролируемого доступа. При нормальной работе АЭС основными источниками загрязнения воздуха помещений АЭС радиоактивными веществами являются неорганизованные протечки теплоносителя первого контура и других активных сред через неплотности элементов оборудования. Реализованная в полном объеме программа качества на стадиях проектирования, монтажа и эксплуатации оборудования снижает вероятность разуплотнения оборудования и возможные неконтролируемые протечки жидких радиоактивных сред. Следствием реализации в проекте ряда новых технологий явилось значительное уменьшение общего объема газообразных, жидких и твердых отходов (кроме отработавшего топлива и внутрикорпусных элементов), образующихся при работе станции во всех проектных режимах.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.5.4 Системы обращения с жидкими радиоактивными отходами При эксплуатации АЭС образуются жидкие радиоактивные среды, подлежащие сбору и переработке, в процессе которой получаются жидкие радиоактивные отходы. При формировании концепции обращения с жидкими радиоактивными средами была поставлена задача минимизации количества образующихся жидких радиоактивных отходов. С этой целью 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;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

- применение малоотходных методов дезактивации и передвижных модульных установок дезактивации; - отказ от регенерации фильтров очистки низкосолевых среднеактивных вод; - использование очищенной контурной воды только на подпитку I контура. Очистка жидких радиоактивных сред (трапных вод) производится на выпарной установке. В результате переработки трапных вод получается чистый конденсат, повторно используемый в цикле АЭС, и концентрат солей (кубовый остаток), являющийся ЖРО. 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. Система промежуточного хранения ЖРО обеспечивает выдержку ЖРО в течение не менее 3 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 НЗК-150-1,5П(С). Невозвратные защитные контейнеры предназначены для временного хранения РАО на площадке АЭС и последующего транспортирования в региональные центры для долговременного хранения Благодаря применению малоотходных технологий и оптимизации технологических решений, прогнозируемый объем отвержденных ЖРО на АЭС-2006 составит около 30 м3 /год, что значительно ниже, чем на действующих в России АЭС с ВВЭР1000. Информация о заполнении хранилищ жидких радиоактивных отходов (ХЖРО) на АЭС России приведена в таблице 3.15. Таблица 3.15 – Информация о заполнении хранилищ ЖРО Вместимость хранилищ Количество ЖРО, Заполнение ХЖРО, АЭС 3 ЖРО, м м3 % АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 Нововоронежская 17 891 7 216 40 Кольская 8 576 6 620 77 Ростовская 800 306 38 Балаковская 3 800 1 233 32 Калининская 3 020 2 510 70 АЭС с реакторами типа РБМК-1000 Курская 70 400 42 364 60 Ленинградская 13 820 13 360 97 Смоленская 19 400 15 486 80 АЭС с реакторами типа АМБ-100, АМБ-200 и БН-600 Белоярская 6 400 4 126 65 АЭС с реакторами типа ЭГП-6 Билибинская 1 000 711 71

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

На Ленинградской АЭС хранилища ЖРО заполнены практически на 97 %. На Смоленской и Кольской АЭС ХЖРО заполнены на 80 и 77 % соответственно. Хранилища ТРО на Курской АЭС и Смоленской АЭС заполнены на 93 и 83 % соответственно.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.5.5 Системы обращения с твердыми радиоактивными отходами Твердые радиоактивные отходы образуются на АЭС при работе энергоблоков в процессе нормальной эксплуатации и в период проведения ремонтных работ (технологическое оборудование, датчики КИП, инструмент, спецодежда и др.), а также во время возникновения аварийных ситуаций. Система сбора, транспортировки, кондиционирования и хранения ТРО работает по мере необходимости в режиме работы энергоблоков АЭС на мощности во время проведения технического обслуживания или текущего ремонта оборудования, а также при останове энергоблоков для перегрузки топлива и проведения ремонта. При авариях система не работает, а в послеаварийном режиме обеспечивает сбор, сортировку и кондиционирование ТРО, образующихся в процессе аварии и ликвидации последствий. Переработка и хранение ТРО осуществляется в здании для переработки и хранения твердых радиоактивных отходов. В процессе нормальной эксплуатации и проведении ремонтных работ на АЭС образуются следующие твердые радиоактивные отходы: – детали и оборудование, извлекаемое из реактора (механические части приводов ШЭМ, датчики КНИТ и ИК и их линии связи и др.); – загрязненное демонтированное оборудование, трубопроводы и арматура, не подлежащие ремонту; – загрязненный инструмент; – загрязненные приспособления для ремонта; – загрязненные отработавшие аэрозольные фильтры систем вентиляции и газоочистки; загрязненные спецодежда, обувь, средства индивидуальной защиты, не подлежащие дезактивации; – загрязненные строительные и теплоизоляционные материалы; – загрязненный обтирочный материал; – фильтры-адсорберы и цеолитовые фильтры газовых систем. Общее количество ТРО с учетом их переработки (прессование, резка) на энергоблоке в год – 45 м3 и составляют: – низкоактивные отходы – 76 % от общего количества ТРО; – среднеактивные отходы – 23 % от общего количества ТРО; – высокоактивные отходы – 1 % от общего количества ТРО. Кроме того, при эксплуатации АЭС производится отверждение жидких радиоактивных отходов, в результате чего образуются низкоактивные и среднеактивные радиоактивные отходы, объем которых составляет, как указано выше, порядка 30 м3/год на блок. Сбор и сортировка низкоактивных и среднеактивных ТРО производится с учетом уровня их активности и способов переработки на местах образования путем загрузки отходов в соответствующую тару. Сбор высокоактивных ТРО (датчики и линии «ИК» и «КНИТ» и др.) осуществляется на отметке обслуживания здания реактора во время останова энергоблока при проведении ППР с помощью специального оборудования.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Указанное оборудование и контейнеры обеспечивают соблюдение требований норм радиационной безопасности при обращении с ТРО для защиты обслуживающего персонала. Для компактирования низко- и среднеактивных ТРО на АЭС предлагается использовать следующие установки: – установку прессования; – установку измельчения. Заполнение хранилищ твердых радиоактивных отходов (ХТРО) приведено в следующей таблице 3.16. Таблица 3.16 – Заполнение хранилищ ТРО Вместимость ХТРО, Количество ТРО, Заполнение ХТРО, АЭС 3 м м3 % АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 Нововоронежская 49 506 30 570 70 Кольская 16361 8234 50 Ростовская 3190 225 7 Балаковская 18 756 13077 70 Калининская 13 572 10542 77 АЭС с реакторами типа РБМК-1000 Курская 31 560 29299 93 Ленинградская 42 700 35339 79 Смоленская 15 150 12 512 83 АЭС с реакторами типа АМБ-100, АМБ-200 и БН-600 Белоярская 22 160 14 697 66 АЭС с реакторами типа ЭГП-6 Билибинская 6330 3433 54

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.5.6 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 состоит из двух одинаковых взаимозаменяемых рабочих ниток, а также одной нитки регенерации цеолитовых фильтров. На основной рабочей нитке происходит очистка газовых сдувок из выпара деаэратора подпитки первого контура, сдувки барботера компенсатора давления, сдувки бака организованных протечек первого контура, прошедших через систему сжигания водорода. На вспомогательной рабочей нитке происходит очистка сдувок из баков систем хранения теплоносителя, баков запаса «чистого» конденсата, бака боросодержащих дренажей. 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. Система оснащена аэрозольным и йодным фильтром с высокой эффективностью очистки.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

3.6 Обращение с ядерным топливом

Транспортно-технологическая часть АЭС предназначена как для обеспечения активной зоны реактора достаточным количеством ядерного топлива для поддержания требуемого уровня мощности реакторной установки, так и для выполнения всех транспортно-технологических операций с ядерным топливом на территории АЭС, а также для проведения необходимых операций по ревизии и контролю узлов реакторной установки. Проект транспортно-технологической части АЭС разрабатывается исходя из следующих основных положений и решений: – реакторная установка размещается в здании реактора энергоблока внутри герметичной оболочки, которая в свою очередь имеет защитную оболочку; – свежее ядерное топливо доставляется на АЭС комплектно со стержнями выгорающего поглотителя (СВП) и поглощающими стержнями системы управления и защиты (ПС СУЗ); – доставка (отправка) ядерного топлива в (из) здание реактора энергоблока производится через транспортный шлюз по эстакаде; – доставка свежего ядерного топлива в здание реактора энергоблока, перегрузка ядерного топлива в реакторе и вывоз выдержанного отработавшего ядерного топлива из здания реактора энергоблока производится при остановленном реакторе. В проекте будет рассмотрена возможность загрузки транспортного контейнера и вывоза выдержанного «ОЯТ» при нормальных условиях эксплуатации РУ во время работы реактора на мощности; – перегрузка ядерного топлива производится под защитным слоем воды с помощью перегрузочной машины по специальной программе; – емкость стеллажей бассейна выдержки обеспечивает хранение отработавшего ядерного топлива, размещаемого в уплотненных стеллажах, в течение 10 лет с учетом аварийной выгрузки активной зоны, включая размещение дефектных ТВС в гермопеналах. При этом обеспечивается выполнение требования по минимальной выдержке ядерного топлива в бассейне выдержки в течение не менее 3 лет, что необходимо для снятия активности и остаточных тепловыделений от ОТВС до значений, допустимых при их транспортировании; – отработавшее ядерное топливо после необходимой выдержки перегружается в транспортные упаковочные комплекты (ТУК) и вывозится из здания реактора спецавтотранспортом в пристанционный перегрузочный узел для перегрузки в ж. д. спецэшелон для вывоза на завод переработки; – подача оборудования в гермозону здания реактора производится по транспортной эстакаде через транспортный шлюз при останове реактора на перегрузку ядерного топлива и проведения ремонтных работ на ЯППУ. Комплекс систем обращения с ядерным топливом и ВКУ для энергоблока удовлетворяет требованиям «Правил безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики» ПНАЭ Г-14-029-91 и других нормативно-технических документов по безопасности в атомной энергетике.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.6.1 Основные технические решения

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

3.6.2 Основные транспортно-технологические операции К числу основных транспортно-технологических операций, производимых с ядерным топливом на территории АЭС, а также с оборудованием реакторной установки относятся: – прием и хранение свежего ядерного топлива; – подготовка свежего ядерного топлива к загрузке в реактор; – доставка свежего топлива в здание реактора; – перегрузка ядерного топлива в активной зоне реактора; – извлечение отработавшего ядерного топлива из активной зоны реактора; – выдержка отработавшего ядерного топлива в бассейне выдержки здания реактора; – вывоз отработавшего топлива из здания реактора; – транспортировка свежего и отработавшего ядерного топлива по территории АЭС; – отправка выдержанного отработавшего ядерного топлива с территории АЭС на завод регенерации ядерного топлива. Операции по доставке свежего ядерного топлива в здание реактора энергоблока, а также операции по отправке выдержанного отработавшего ядерного топлива производятся одновременно с выполнением работ по разборке и сборке реактора и поэтому не влияют на время, затрачиваемое на перегрузку топлива. Транспортно-технологическое оборудование обеспечивает выполнение операций по разборке реактора и транспортировке его отдельных узлов, а также извлечению из корпуса реактора и установке в него внутрикорпусных устройств. 3.6.3 Правила МАГАТЭ Раздел по обращению с ядерным топливом разработан с учетом требований практических правил МАГАТЭ и «Проектирование систем для обращения с топливом и его хранения на атомных электростанциях» руководство № NS-G-1.4. При производстве транспортно-технологических операций в помещениях хранилища свежего топлива (ХСТ) и в пристанционном перегрузочном узле (ППУ) подъем транспортных упаковочных контейнеров (ТУК) как со свежим, так и с отработавшим ядерным топливом выполняется на высоту не более 3 метров, что существенно ниже допустимых правилами 9 метров.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.6.4 Учет ядерного топлива При проектировании предусматривается обеспечение организации учета ядерного топлива в соответствии с требованиями: «Положение о системе учета при хранении и транспортировании ядерных делящихся материалов на объектах атомной энергетики», «Типовая инструкция по учету при хранении и транспортировании ядерного топлива», «Требования и организация зон баланса ядерных материалов на ядерных установках и пунктах хранения ядерных материалов НП-025-2000». С целью повышения качества учета и контроля при обращении с ядерным топливом выезды (въезды) всех помещений, задействованных в операциях по обращению с ядерным топливом, а также транспортные каналы, соединяющие бассейн выдержки здания реактора с шахтным объемом реактора и колодцем перегрузки, оборудуются специальной аппаратурой (установки фото-, теленаблюдения, датчики учета ТВС и т. п.).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.6.5 Хранилище свежего топлива (ХСТ) Хранение и подготовка свежего (необлученного) ядерного топлива перед отправкой его в здание реактора энергоблока для загрузки в реактор осуществляется в ХСТ. Емкость ХСТ определена в количестве, необходимом для нормальной перегрузки двух реакторов (с запасом 20 %) и полной пусковой загрузки реактора (с запасом 10 %). ХСТ является по назначению системой нормальной эксплуатации, а по влиянию на безопасность - системой важной для безопасности. Подкритичность при хранении и обработке свежего топлива обеспечивается не менее 0,05, что обеспечивается шагом расположения ТВС в стеллаже и в транспортном чехле, а также условиями производства работ. ХСТ является хранилищем 1 класса, что обеспечивается совокупностью следующих мероприятий: – расположение мест хранения ТВС в ХСТ выше нулевой отметки; – отсутствие трубопроводов с водой, маслом и водородом в хранилище; – отсутствие соседних помещений, из которых вода может попасть в хранилище; – расположение хранилища в незатопляемой зоне на случай наводнения; – наличие дренажа. Здание ХСТ рассчитывается с учетом следующих условий: – природные явления, свойственные данному району; – максимальное расчетное землетрясение; – падение самолета на здание; – воздушная ударная волна на здание. Хранение топлива для перегрузки реактора производится в стеллаже для ТВС и каркасов ПС СУЗ. Часть подготовленных к загрузке ТВС хранится в чехле транспортном, предназначенном для подачи свежего топлива из хранилища в здание реактора при перегрузке. В ХСТ предусмотрен стапель для контроля геометрии ТВС при проведении их приемочного контроля при поступлении на АЭС. ХСТ также оснащается мостовым электрическим краном, кантователем, захватами, траверсами и другими приспособлениями, обеспечивающими выполнение операций с топливом. Доставка подготовленного к загрузке в реактор топлива из ХСТ осуществляется в чехле транспортном, установленном на внутристанционном автоприцепе в вертикальном положении. Система связи и два рубежа охранной сигнализации обеспечивают невозможность несанкционированного доступа в ХСТ. Кроме обеспечения невозможности несанкционированного доступа в помещение ХСТ, шлюзовые тамбуры обеспечивают также исключение проникновения ударной волны в помещение ХСТ во время доставки (отправки) ядерного топлива, а также во время входа (выхода) обслуживающего персонала. 3.6.6 Транспортно-технологические операции в здании реактора энергоблока 3.6.6.1 Операции по перегрузке реактора Транспортно-технологические операции по перегрузке реактора включают в себя следующее: – подготовку реактора к перегрузке;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– доставку в здание реактора свежего ядерного топлива; – отправку из здания реактора выдержанного отработавшего ядерного топлива; – перегрузку ядерного топлива в активной зоне реактора; – извлечение отработавшего ядерного топлива из активной зоны реактора; – обращение с внутрикорпусными устройствами в процессе перегрузки и ревизии корпуса реактора; – хранение (выдержка) отработавшего ядерного топлива. При подготовке к перегрузке реактор останавливается, расхолаживается и частично разбирается, при этом все необходимое оборудование размещается в центральном зале здания реактора, как на полу, так и на площадках обслуживания, расположенных вдоль стен. Операции по перегрузке ядерного топлива в активной зоне реактора предусматривают замену отработавших ТВС и стержней СВП и ПС СУЗ на свежие, а также перестановку ТВС и стержней СВП внутри активной зоны. Перегрузка реактора производится с помощью перегрузочной машины под защитным слоем воды по специальной программе, при этом одновременно производится операция только с одной ТВС, или с одним пучком стержней ПС СУЗ или СВП. Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) после выдержки в течение не менее 3 лет в бассейне выдержки вывозится из здания реактора энергоблока на завод регенерации ядерного топлива.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.6.6.2 Операции по ревизии внутрикорпусных устройств (ВКУ) и узлов реактора В период проведения ежегодной перегрузки ядерного топлива производятся операции, связанные с плановыми ремонтными работами на верхнем блоке и блоке защитных труб (БЗТ), а раз в четыре года производится ревизия шахты внутрикорпусной (ШВК) и корпуса реактора. При проведении работ с блоком защитных труб (БЗТ) производится ревизия и замена датчиков энерговыделения и термоконтроля (КНИТ). Ревизия ВКУ производится в помещении шахт ревизии. Данное помещение соединяется с шахтным объемом реактора транспортным коридором, который перекрывается гидрозатвором. После установки ВКУ в соответствующие шахты ревизии, производится их осмотр с помощью оборудования системы контроля ВКУ снаружи на предмет обнаружения дефектов, которые могут появиться в процессе эксплуатации реакторной установки. Кроме этого выполняется контроль шахты внутрикорпусной изнутри с помощью системы контроля внутренней поверхности корпуса реактора. Осмотр внутренней поверхности корпуса реактора и сварных соединений зоны патрубков производится с помощью специальных систем контроля. 3.6.6.3 Хранение (выдержка) отработавшего ядерного топлива в здании реактора энергоблока Хранение (выдержка) отработавшего ядерного топлива в здании реактора производится в бассейне выдержки. Емкость бассейна выдержки обеспечивает хранение отработавшего топлива в уплотненных стеллажах в течение не менее 3 лет с учетом аварийной выгрузки активной зоны, включая размещение дефектных ТВС в гермопеналах. Выдержка отработавшего ядерного топлива в бассейне выдержки производится в борированной воде с содержанием бора 16 г/дм3 с температурой не выше 50 0С.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Подкритичность при хранении ядерного топлива не менее 0,05 обеспечивается конструкцией стеллажей. Кроме того, конструкция стеллажей обеспечивает: – вертикальность устанавливаемых в стеллажах ТВС и герметичных пеналов; – исключение механических повреждений наружных поверхностей ТВС при их установке (извлечении) в (из) ячейки стеллажа; – фиксацию в плане устанавливаемых в стеллажи ТВС; – надежное снятие остаточного тепловыделения ОТВС, размещенных непосредственно в ячейках стеллажа для ТВС или установленных в герметичные пеналы, (за счет системы охлаждения воды бассейна перегрузки). 3.7 Транспортно-технологические операции с ядерным топливом на территории АЭС 3.7.1 Транспортно-технологические операции с ядерным топливом

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Транспортно-технологические операции с ядерным топливом на территории АЭС должны обеспечивать выполнение следующего: – получение свежего ядерного топлива на АЭС (въезд состава на специальную ж.д. ветку и далее - по одному вагону в ППУ (пристанционный перегрузочный узел); – доставку свежего ядерного топлива из ППУ в ХСТ; – доставку свежего ядерного топлива из ХСТ в здания реакторов энергоблоков; – доставку отработавшего топлива из зданий реакторов в ППУ; – отправку выдержанного отработавшего ядерного топлива с территории АЭС на завод регенерации топлива. Транспортировка ядерного топлива по территории АЭС осуществляется следующим образом: – свежее ядерное топливо транспортируется в ППУ от эшелона, размещенного на специальной ж.д. ветке, с помощью маневрового тепловоза по одному вагону; – отправка свежего ядерного топлива из ППУ в ХСТ производится на специально оборудованной автомашине; – из ХСТ в здания реакторов энергоблоков свежее ядерное топливо транспортируется на автомобильном прицепе; – доставка ТУК с выдержанным отработавшим топливом из здания реактора в ППУ производится на автоприцепе. В ППУ ТУК загружается в вагон-контейнер и раскантовывается; – выдержанное отработавшее ядерное топливо, загруженное в вагон-контейнер, транспортируется из ППУ на специальную ж/д ветку с помощью маневрового тепловоза. 3.7.2 Пристанционный перегрузочный узел (ППУ) ППУ является общестанционным сооружением. ППУ представляет собой огороженную сетчатым ограждением площадку с навесом, через которую проходит железнодорожная ветка. На площадке размещается эстакада для специального мостового электрического крана г/п 160 т. Въезд в ППУ автомобильного транспорта и транспортной тележки осуществляется через соответствующие ворота. Невозможность несанкционированного доступа в ППУ обеспечивается двумя рубежами охранной сигнализации. ППУ является по назначению системой нормальной эксплуатации, а по влиянию на безопасность – системой важной для безопасности.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Строительные конструкции крановой эстакады ППУ являются сооружением первой категории сейсмостойкости. 3.8 Снятие с эксплуатации АЭС

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.8.1 Концептуальный подход к проблеме снятия АЭС с эксплуатации Вывод энергоблока из эксплуатации является комплексной задачей, включающей в себя широкий круг вопросов, начиная от прекращения эксплуатации АЭС вплоть до ее полной ликвидации и возвращения промышленной площадки в исходное состояние, пригодное для использования в любых других целях, то есть удаление с территории АЭС радиоактивных отходов, образовавшихся в процессе эксплуатации. При этом экологические последствия для района размещения АЭС как при снятии с эксплуатации, так и после должны быть минимальными. Радиоактивные отходы, в том числе твердые радиоактивные отходы (ТРО), образуются на АЭС при работе энергоблоков в процессе нормальной эксплуатации в технологических системах при переработке и очистке жидких и газообразных отходов (отвержденные отходы, фильтры, сорбенты, ионообменные смолы и т.п.), в период проведения ремонтных работ (технологическое оборудование, датчики КИП, инструмент, спецодежда и др.), во время возникновения аварийных ситуаций. При работе энергоблока АЭС образуются радиоактивные продукты деления и активации, при этом 99,9 % накопленных в ядерном топливе продуктов деления остается в отработавших ТВС, являющихся высокорадиоактивными отходами. После временного хранения на АЭС, выдержанное отработавшее ядерное топливо отправляется на переработку. По определению, принятому в "Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88/97), снятие энергоблока с эксплуатации - процесс осуществления комплекса мероприятий после удаления ядерного топлива, исключающий его использование в качестве источника энергии и обеспечивающий безопасность персонала и окружающей среды. Прекращение эксплуатации энергоблока будет осуществляться после завершения проектного срока службы его основного оборудования, равного 60 годам, если не будет принято решение о продлении срока эксплуатации АЭС. Снятию с эксплуатации энергоблока согласно ОПБ-88/97 должно предшествовать комплексное обследование его специальной комиссией, и на основе материалов указанного обследования принимается окончательное решение. Для осуществления снятия с эксплуатации энергоблока АЭС необходима заблаговременная разработка и согласование проекта снятия с эксплуатации этого энергоблока с соответствующими ведомствами. Указанный проект выполняется ориентировочно за 5 лет до истечения срока службы энергоблока с учетом результатов предварительного обследования его состояния, опыта по снятию с эксплуатации энергоблоков с аналогичными реакторами и должен являться главным документом, на основе которого реализуются все основные этапы снятия с эксплуатации энергоблока АЭС. К началу разработки указанного проекта необходимо выполнить следующие научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы: - исследования по выбору оптимального варианта снятия с эксплуатации с технико-экономической проработкой альтернативных вариантов и техническим обоснованием принятого варианта; - обследование и паспортизация оборудования и помещений;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

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

- анализ радиационной обстановки и радионуклидного состава теплоносителя и загрязненного оборудования; - расчетно-экспериментальное определение величин активности оборудования; - оценка общего количества и категорийности образующихся при снятии с эксплуатации радиоактивных отходов; - разработка нормативной документации, регламентирующей проектные работы по снятию с эксплуатации; - разработка способов контроля радиационной и экологической обстановки в процессе дезактивации и демонтажа оборудования; - разработка системы радиационной защиты и дозиметрического контроля технологического процесса снятия с эксплуатации; - радиологические исследования, разработка методик и математических моделей для оценки коллективной дозы облучения персонала при снятии с эксплуатации, расчет предполагаемых дозозатрат на проведение основных технологических операций; - исследование и разработка способов создания рабочих зон, герметизации помещений и боксов при демонтаже сильнозагрязненных и активированных конструкций; - разработка приемов обращения с радиоактивными отходами, образующимися при снятии с эксплуатации, и комплексной технологической системы переработки, удаления, хранения и захоронения радиоактивных отходов, перевода слабоактивных отходов в категорию, используемую без ограничений; - разработка технологических средств оснащения технологических операций по дезактивации, фрагментации, переплавке, компактированию металлических и неметаллических радиоактивных отходов; - разработка организационных и технических принципов, номенклатуры спецоборудования и специнструмента для демонтажа высокоактивных конструкций, систем и крупногабаритного оборудования (корпус реактора, внутрикорпусные устройства реакторной установки, парогенератор и т.п.), в том числе дистанционных комплексов; - разработка пооперационной технологии демонтажа оборудования реактора и помещений реакторного отделения; - разработка плана мероприятий по защите персонала и населения на случай возникновения аварии при проведении работ по снятию с эксплуатации и комплекта документов (инструкций) по действиям персонала, производящего демонтажные работы в случае чрезвычайных ситуаций. При разработке проекта снятия с эксплуатации энергоблока АЭС должны быть максимально использованы имеющиеся на данном энергоблоке штатные системы, оборудование, транспортные средства, защитные и санитарно-гигиенические барьеры. К этому относятся: - системы электроснабжения, отопления, канализации, водоснабжения, радиационного контроля, санитарные барьеры, системы приточной и вытяжной вентиляции с фильтрами очистки, транспортные устройства и грузоподъемные механизмы; - штатные транспортно-технологические средства, обеспечивающие выполнение всех операций с ядерным топливом и радиоактивными узлами реакторной установки; - ванны дезактивации радиоактивного оборудования и системы приготовления дезактивирующих растворов;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

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

- штатные системы сбора, концентрации, отверждения и захоронения жидких и твердых радиоактивных отходов, системы удаления и захоронения аэрозольных фильтров системы вентиляции; - двухсторонняя радиопоисковая и телефонная связь; - информация по воздействиям на системы и оборудование при эксплуатации блока, данные по которым хранятся в архиве АЭС. Для выполнения работ по снятию энергоблока АЭС с эксплуатации по истечению установленного срока службы с наименьшими трудозатратами в проекте должны быть приняты следующие технические решения, направленные также на снижение дозовых нагрузок на персонал: - разработаны кратчайшие маршруты грузопотоков радиоактивных отходов и оборудования; - приняты закрытые транспортные эстакады для транспортировки "загрязненного" оборудования и его узлов с помощью напольного транспорта; - применены защитные контейнеры и оборудование для сбора, сортировки транспортировки и переработки радиоактивных отходов; - предусмотрены системы и оборудование, обеспечивающие радиационный контроль на промплощадке и в пределах санитарно-защитной зоны АЭС; - компоновка всех зданий и сооружений должна обеспечивать размещение всего основного и вспомогательного оборудования, арматуры и трубопроводов при разделке на узлы во время снятия энергоблока с эксплуатации в зонах действия грузоподъемных средств, которые обеспечивают подъем и перемещение оборудования (агрегата или его составных частей) от места установки до наземных транспортных средств с минимальным количеством перегрузок; - предусмотрены ремонтные и эксплуатационные системы вентиляции и рециркуляционные агрегаты; - предусмотрена двухсторонняя радиопоисковая и телефонная связь АЭС; - предусмотрены места установки контейнеров для сбора и удаления радиоактивных отходов; - предусмотрен узел приготовления дезактивирующих растворов и участок дезактивации спецтранспорта и защитных контейнеров, а также переносные средства и приспособления для дезактивации; - информация по воздействиям на системы и оборудовании при эксплуатации энергоблока должна оперативно регистрироваться, документально оформляться и храниться в архиве АЭС; - предусмотрена возможность создания рабочих зон. - проектом предусматривается возможность реализации следующих вариантов вывода энергоблока из эксплуатации: а) ликвидация блока (ликвидация энергоблока после выдержки его на консервации в течение ~ 30 лет); б) захоронение блока. 3.8.2 Экологическая безопасность энергоблока, снимаемого с эксплуатации Консервация энергоблока АЭС обеспечивается герметизацией шлюзов, дверей и люков всех помещений энергоблока, через которые могут распространиться радиоактивные вещества за пределы контролируемой зоны, а также исключением несанкционированного входа персонала в эти помещения. Экологическая безопасность энергоблока, снимаемого с эксплуатации, обеспечивается следующими мерами:

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– остановом реактора, глушением ядерной цепной реакции и переходом от работы на мощности к съему остаточных тепловыделений от активной зоны реактора и отработавших ТВС, находящихся во внутриреакторном хранилище. Отвод тепла от активной зоны реактора и отработавших ТВС обеспечивается работой системы нормального и аварийного расхолаживания, которая спроектирована на пассивном принципе действия; – выгрузкой отработавшего ядерного топлива из реактора; – транспортировкой отработавшего и выдержанного ядерного топлива на переработку. После удаления с энергоблока выдержанного отработавшего ядерного топлива ядерная опасность на нем полностью устраняется, а радиационная безопасность обеспечивается строгим выполнением требований нормативно-технической документации, которая будет действовать на момент снятия с эксплуатации энергоблока АЭС с использованием штатных систем спецвентиляции и спецканализации. Вывод из эксплуатации зданий и сооружений может содержать следующие этапы: – демонтаж оборудования, при необходимости его дезактивация, отправка либо на кондиционирование и хранение, либо для дальнейшего использования в народной хозяйстве; – демонтаж строительных конструкций, отправка их либо на кондиционирование и хранение, либо для дальнейшего использования в народном хозяйстве. Демонтаж систем спецвентиляции и спецканализации должен производиться по мере вывода из эксплуатации основного технологического оборудования. Контроль за соблюдением норм радиационной безопасности на этапе выдержки энергоблока и при его ликвидации обеспечивается как в период эксплуатации с помощью штатной системы радиационного контроля, которая выполняет сбор и обработку информации по параметрам радиационного контроля и представляет ее на посты управления. В соответствии со своим назначением система радиационного контроля подразделяется на 4 взаимосвязанные системы: радиационного технологического контроля; радиационного дозиметрического контроля; индивидуального дозиметрического контроля; радиационного контроля окружающей среды в районе расположения АЭС. 3.9 Радиационная защита

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.9.1 Перечень нормативных/руководящих документов К нормам, правилам и стандартам в части радиационной безопасности, которые применяются при проектировании, относятся нормативы, входящие в состав «Перечня основных нормативных правовых актов и нормативных документов, используемых Госатомнадзором России для Государственного регулирования безопасности в области использования атомной энергии (П-01-01-2003)» действующий с изменением № 1 (СМ приказ Федеральной службы по атомной энергии от 7 мая 2004 года): 1 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). М., 1999 г. 2 Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций. НП-031-01, ГАН РФ, М., 2001 г. 3 «Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности», НП-032-01, 2001 г.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

4 5 6 7 8

9 10 11 12 13 14

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97. НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97). М., 1998 г. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности. (ОСПОРБ-99) М., 1999 г. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03). М., 2003 г. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО2002). М., 2002 г. Санитарные и технические требования к проектированию и эксплуатации систем отпуска теплоты от атомных станций (СТТ СОТ АС-91) М., 1991г. с дополнением к СП АС-03 Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций. ПРБ АС-99; Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности. НП-019-2000, ГАН РФ, М., 2000 г. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования безопасности. НП-020-2000, ГАН РФ, М., 2000 г. Обращение с газообразными радиоактивными отходами. Требования безопасности. НП-021-2000, ГАН РФ, М., 2000 г. Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций. НП-002-04, ФСЭТАН РФ, М., 2004г. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. НП-053-04, ФСЭТАН РФ, М., 2004г

3.9.1.2 При разработке требований к технологическим системам и оборудованию АЭС-2006 с ВВЭР-1200 для ее проектирования дополнительно будут реализованы рекомендации международных организаций по обеспечению безопасности радиационно-опасных объектов НКДАР ООН, МКРЗ, МАГАТЭ, МЭК, ИСО. Выполнение указанных норм и правил является обязательным при разработке проекта АЭС-2006 с ВВЭР-1200. 3.9.2 Общие требования и принципы

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.9.2.1 Основные положения Радиационная безопасность блока АЭС обеспечивается: последовательной реализацией принципа глубокоэшелонированной защиты, основанного на применении системы барьеров на пути распространения радиоактивных излучений и радиоактивных веществ в помещениях АЭС и в окружающую среду; системой технических и организационных мер непосредственно по защите персонала, населения и окружающей среды. Основными техническими средствами и организационными мерами по обеспечению радиационной безопасности являются: – экраны биологической защиты, роль которых выполняют биологическая защита реактора, а также бетонные стены и перекрытия помещений АЭС; – двойная защитная гермооболочка, локализующая выделяющиеся в случае аварии радиоактивные вещества; – устройство замкнутых контуров для радиоактивных сред и промконтуров;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– организация контроля за радиоактивными течами, сбором и очисткой возможных радиоактивных течей; – системы спецвентиляции, обеспечивающие необходимую кратность воздухообмена для ограничения концентрации радиоактивных веществ в периодически обслуживаемых помещениях ЗКД в пределах, установленных нормативными документами; – системы очистки газов и вытяжного воздуха из помещений ЗКД перед выбросом в атмосферу; – системы сбора, переработки и хранения РАО; – выброс радиоактивных газов и аэрозолей АЭС в атмосферу через вентиляционную трубу высотой 100 м для обеспечения высокой степени снижения концентрации радионуклидов в атмосфере; – разделение зданий и сооружений, относящихся к осуществлению технологического процесса, на ЗКД и ЗСД; – определение зон вокруг АЭС (СЗЗ и ЗН) в зависимости от ожидаемой радиационной обстановки и уровней радиоактивного загрязнения в течение всего срока службы станции; – cистема радиационного и дозиметрического контроля в помещениях АЭС, на промплощадке, в санитарно-защитной зоне и зане наблюдения. 3.9.2.2 Общие принципы

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Целью радиационной защиты является ограничение доз облучения персонала, населения и выхода радиоактивных веществ в окружающую среду на всех этапах жизненного цикла АЭС в условиях нормальной эксплуатации энергоблока, проектных авариях и 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 отечественных энергоблоков АС с ВВЭР и зарубежных энергоблоков АС с реакторами PWR. При проектных авариях ограничение доз облучения персонала, населения и выхода радиоактивных веществ в окружающую среду должно быть ниже пределов, регламентированных НТД при авариях, за счёт работы систем безопасности и локализации в проектных режимах. При запроектных авариях системой технических и организационных мер должно быть обеспечено ограничение последствий аварий с тяжелым повреждением активной зоны в целях защиты населения/персонала и окружающей среды. 3.9.3 Система радиационной защиты 3.9.3.1 Ограничение радиационного воздействия на персонал. Критерии радиационной безопасности Современные национальные требования/нормативы (НРБ-99, СП-АС-03, ОСПОРБ-99) регламентируют годовые уровни профессионального и допустимые уровни аварийного облучения, основанные на концепции допустимых уровней доз. Данное нормирование включает в себя поддержание риска, вызванного радиационным воздействием, ниже уровня профессионального риска в других видах деятельности человека. Предел индивидуального риска для техногенного облучения лиц из персонала в соответствии с НРБ-99 принят 10-3 за год.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Для проекта АЭС-2006 с ВВЭР-1200 дополнительно установлены целевые пределы для персонала при нормальной эксплуатации, проектных авариях и снятии АЭС с эксплуатации: – значение индивидуальной эффективной дозы облучения – не более 5 мЗв/год; – значение коллективной эффективной дозы на один энергоблок при ППР, на работы по разборке-сборке реактора и перегрузке топлива и при других штатных работах на энергоблоке в среднем за весь проектный срок эксплуатации 0,5 чел. Зв/год. Данное требование полностью соответствует международным требованиям, предъявляемым к энергоблокам повышенной безопасности с PWR. Опыт эксплуатации лучших АЭС России, Франции и Германии показывает, что эти показатели достижимы и должны быть использованы для обоснования требований к проекту АЭС-2006 с ВВЭР-1200. Предполагается, что целевые пределы доз будут обеспечены проектом за счет выбора соответствующих материалов оборудования, требований к химическому составу теплоносителя, сокращения интенсивных полей радиации, упрощения техобслуживания. К этим мерам также относятся: разработка требований по эксплуатации и техобслуживанию, выбор оптимальной конструкции ремонтного оборудования, объема техобслуживания и применение робототехники, используемых для повышения надежности и обоснованного снижения дозозатрат. 1)Вопросы проектирования При выборе основных направлений проекта радиационной защиты использован имеющийся опыт проектирования, а также эксплуатации действующих референтных АЭС с реактором ВВЭР-1000. Основные усилия направлены на выяснение механизмов, влияющих на рост уровней радиации, оценки влияния различных станционных систем на снижение количества радиоактивных отходов, а также на установление роли различных эксплуатационных процедур в снижении уровней радиации. Cистемы и оборудование спроектированы с учетом снижения необходимости пребывания персонала в зонах с высокими уровнями радиации. Образование радиоактивных продуктов коррозии, а значит, и уровни излучения при ревизии и ремонте оборудования в течение всего периода эксплуатации АЭС минимизировались на стадии проектирования путем подбора соответствующих коррозионно-стойких материалов, поддержания благоприятного водно-химического режима теплоносителя I контура. Ограничено содержание кобальта в материалах конструкций РУ, омываемых теплоносителем, и подверженных воздействию значительных потоков нейтронов. Для снижения дозозатрат транспортно-технологические операции с отработавшим топливом и ВКУ проводятся под защитным слоем воды, обеспечивающим приемлемые уровни ионизирующих излучений; транспортно-технологические операции с радиоактивными отходами проводятся с использованием защитных контейнеров; контроль состояния металла корпуса реакторов, главных циркуляционных трубопроводов, коллекторов парогенераторов, мест заделки теплообменных трубок парогенераторов будет производиться с использованием дистанционного оборудования. 2) Вопросы эксплуатации Снижение облучаемости персонала требует не только решения технических проблем, но и принятия организационных мер, к которым относятся: тщательное планирование трудоемкости работ, связанных с пребыванием персонала в зонах с повышенным уровнем радиации, нормирование для каждой такой работы квоты от предельных доз облучения отдельных лиц и коллективных доз, получаемых всеми участ-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

никами выполнения работ, оптимизация численности персонала участвующих в выполнении работ на основе принципа ALARA. Уровни загрязнения оборудования являются основой для разработки рекомендаций на установку дополнительных ограждений, переносных саншлюзов, а также регламента на порядок сборки и разборки оборудования при ревизии и ремонте. Ограничение внутреннего облучения достигается применением передвижных компактных вытяжных систем; изолированных костюмов с автономным воздушным питанием; респираторов. Проект предусматривает, что при работе блока на мощности контейнмент ограничено доступен для обслуживающего персонала. Экранирование излучения строительными конструкциями и оборудованием, расположенными внутри гермозоны, делает отдельные зоны доступными для ремонтного персонала при отказах отдельных элементов оборудования. 3.9.3.2 Защита от внешнего проникающего излучения Защитой от излучения активной зоны служат внутрикорпусные устройства, теплоноситель I контура, корпус реактора, серпентинитовый бетон сухой защиты и обычный строительный бетон. Защитой от излучения основного оборудования I контура являются строительные толстостенные конструкции, выбранные от сильных внешних воздействий, возникающих при разрыве ГЦК. Средний уровень излучения в местах осмотра главных циркуляционных трубопроводов/парогенераторов при останове блока не превысит 1 мЗв/ч и может быть снижен в случае проведения предварительной дезактивации оборудования. Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) после извлечения из активной зоны реактора устанавливается в стеллажи бассейна выдержки. Все транспортнотехнологические операции с ВКУ и отработавшими кассетами проводятся под защитным слоем воды. Управление перегрузочной машиной при перегрузке ОЯТ осуществляется с дистанционного пульта управления, размещаемого в здании управления. Мощность дозы на расстоянии 1 м от края бассейна выдержки при выгрузке топлива не превышает 10 мкЗв/ч, что соответствует международным требованиям к операциям по перегрузке топлива для АЭС с PWR. Для доставки "чистого" и удаления загрязненного оборудования, инструментов, материалов предусмотрены специальные входы и транспортные въезды в ЗКД. С целью уменьшения дозозатрат ремонтного персонала проектом предусмотрены предремонтная дезактивация оборудования и помещений.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.9.3.3 Защита воздуха помещений АЭС от радиоактивного загрязнения В основу проектирования систем вентиляции заложен принцип раздельной вентиляции помещений ЗКД и ЗСД, что исключает поступление воздуха из ЗКД в ЗСД. Четкое выполнение в проекте принципа зонирования помещений исключает посещение персоналом необслуживаемых боксов при работе оборудования. В проекте предусмотрены организация направленного движения воздуха только в сторону более «грязных» помещений и установка герметичных дверей в технологических помещениях ЗКД с радиоактивными средами; создание нормальных метеорологических условий для ремонтного персонала при ППР и перегрузочных работах. Предусмотрена выдача сигнала на блочный щит управления по повышению уровня воды в трапах технологических помещений при возможных неконтролируемых протечках жидких радиоактивных сред.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

3.9.3.4 Доступность станции для персонала при авариях на энергоблоке В целях снижения доз профессионального облучения при авариях все процессы, связанные с управлением работой реактора автоматизированы и осуществляются дистанционно. Наблюдение за этими процессами осуществляется с блочных пунктов управления (БПУ), расположенных в здании управления. Системы обеспечения нормальной работы операторов на БПУ включают системы и оборудование, защищающие операторов от радиоактивных газов и аэрозолей, появление которых возможно с приточным воздухом, и позволяющие оставаться на БПУ длительное время при экстремальных условиях, исходя из занятости операторов вплоть до возможного аварийного останова энергоблока и/или управлении им при переводе энергоустановки в безопасное состояние. В условиях запроектной аварии биологическая защита щитов управления, строительные конструкции защитной оболочки обеспечивают возможность постоянного пребывания персонала в помещении БПУ. 3.9.4 Радиологическая защита населения и окружающей среды

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.9.4.1 Эксплуатация АЭС в условиях НЭ и ННЭ 1) Критерии радиационной безопасности Радиационное воздействие на население и окружающую среду ниже установленных нормативных пределов поддерживается на разумно достижимом низком уровне с учетом социальных и экономических аспектов. Предел индивидуального риска для техногенного облучения отдельных лиц из населения в соответствии с НРБ-99 принят 5.10-5 за год. Уровень 10-6 за год определяет область безусловно приемлемого риска. В условиях нормальной эксплуатации АЭС ожидаемая эффективная доза облучения ограниченной части из населения в соответствии с НРБ-99 не должна превысить предел 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/год. В последние годы достигнут высокий уровень безопасности действующих АЭС России и фактически пренебрежимый уровень облучения населения (менее 10 мкЗв/год). Фактические годовые выбросы радионуклидов в атмосферу(см. таблицу 3.13). составили от 0,5 до 9 % от ДВ на АЭС с реакторами ВВЭР, т.е. фактические годовые дозы облучения населения от этих АЭС составляют примерно десятую долю дозы облучения 10 мкЗв/год, принятой для расчетов допустимых выбросов в СП АС-03. Фактические годовые выбросы находятся на уровне выбросов Европейских АЭС и пренебрежимо малы. В качестве квот для нормальной работы в требованиях к проекту АЭС-2006 с реактором ВВЭР-1200 по каждому фактору воздействия (выбросы/сбросы) установлен целевой предел - доза 10 мкЗв/год; для нормальной эксплуатации (работа на номинальной мощности и при остановах на ППР) и нарушениях нормальной эксплуатации, в качестве верхней границы при оптимизации радиационной защиты, устанавливается предел индивидуальной эффективной дозы облучения населения (критическая группа) 100 мкЗв в год, что составляет 1 % и 10 % от основного дозового предела, регламентированного НРБ-99 (НРБ – 2000) для населения в среднем за последовательные 5 лет. Коллективная и средняя индивидуальная дозы облучения персонала АЭС и персонала привлекаемых для работ на АЭС организаций в 2005 году приведены в таблице 3.17.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 3.17 – Дозы облучения Средняя индиКоллективная видуальная доАЭС доза облучеза облучения, ния, чел·Зв мЗв АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 Персонал АЭС 2429 6,43 2,65 Нововоронежская Командированные 847 1,26 1,49 Итого 3276 7,69 2,4 Персонал АЭС 1594 1,8 1,13 Кольская Командированные 700 0,84 1,2 Итого 2294 2,64 1,15 Персонал АЭС 1118 0,04 0,03 Ростовская Командированные 620 0,09 0,16 Итого 1738 0,13 0,08 Персонал АЭС 2381 1,27 0,53 Балаковская Командированные 1202 1,13 0,94 Итого 3583 2,4 0,67 Персонал АЭС 2724 1,76 0,64 Калининская Командированные 1612 0,58 0,36 Итого 4336 2,34 0,54 АЭС с реакторами типа РБМК-1000 Персонал АЭС 4371 13,13 3,01 Курская Командированные 1432 2,39 1,73 Итого 5803 15,52 2,7 Персонал АЭС 3691 7,07 1,92 Ленинградская Командированные 1212 3,85 2,35 Итого 4903 9,92 2,02 Персонал АЭС 3303 8,9 2,7 Смоленская Командированные 1249 2,51 1,86 Итого 4652 11,41 2,45 АЭС с реакторами типа АМБ-100, АМБ-200 и БН-600 Персонал АЭС 1304 0,95 0,7 Белоярская Командированные 284 0,25 0,87 Итого 1588 1,20 0,76 АЭС с реакторами типа ЭГП-6 Персонал АЭС 509 2,14 4,2 Билибинская Командированные 188 0,4 2,1 Итого 697 2,54 3,64 Максимальные индивидуальные дозы облучения за отчетный период при ремонтах оборудования получил персонал Билибинской АЭС и привлекаемый (командированный) персонал на Ленинградской АЭС.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Число контролируемых лиц (персонал)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Случаев превышения персоналом КУ, установленных на АЭС, и предела дозы (ПД) 20 мЗв, установленного Федеральным законом Российской Федерации «О радиационной безопасности населения», за отчетный период не зарегистрировано.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.9.4.2 Радиационные последствия аварий на энергоблоке с РУ В-392М. Общие положения Цель обеспечения радиационной безопасности в проекте достигается путем разработки инженерных и организационных средств обеспечения мероприятий, направленных на предотвращение аварий, ограничения их радиологических последствий, обеспечения «практической невозможности» аварии с большими радиологическими последствиями». Вероятность превышения установленных в проекте значений предельного аварийного выброса (ПАВ) должна быть ниже 10-7 за один год эксплуатации энергоблока. Радиационная безопасность достигается перечисленными ниже инженерными, организационными средствами и мероприятиями: – высокой надежностью оборудования и низкой частотой исходных событий, нарушающих нормальную эксплуатацию; – вероятностью тяжелого повреждения активной зоны, в том числе на остановленном реакторе, менее 10-6 на реактор в год; – вероятностью возникновения уровня радиационного фактора (уровня вмешательства), при превышении которого необходимо проводить экстренные мероприятия по эвакуации населения за пределами зоны с радиусом 800 м, менее 10-7 на реактор в год; – повышением резервов времени для персонала по управлению аварией, 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; –тяжелая авария при высоком давлении в системе «реактор - защитная оболочка»; –тяжелая авария с отказом защитной оболочки после сведения аварийного процесса к «сценариям низкого давления». Основные технические решения, направленные на ограничение радиационного воздействия при расширенных проектных условиях, связаны с эффективным управлением тяжелыми авариями для обеспечения целостности защитной оболочки. Проект АЭС-2006 с ВВЭР-1200 оснащен: – двойной защитной оболочкой с проектной неплотностью внутренней оболочки не более 0,2 % от объема атмосферы контейнмента в сутки при расчетном максимальном давлении в 0,49 МПа; – аварийной активной вентиляционной системой, оснащенной эффективными фильтрами, для поддержания разрежения в пространстве между внутренней и внешней оболочками; – системой снижения давления в первом контуре для исключения сценария выхода расплава из корпуса реактора при высоком давлении; – системой пассивных рекомбинаторов водорода для подавления его взрывоопасных концентраций и предотвращения раннего разрушения защитной оболочки; – устройством удержания расплава активной зоны для предотвращения взаимодействия расплава с бетоном и проплавления фундаментной плиты здания реактора, предотвращения паровых взрывов и ограничения выхода неконденсируемых газов и продуктов деления в ЗО;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– системой химического связывания летучих форм йода; – спринклерной системой защитной оболочки для снижения давления в ЗО на промежуточной стадии тяжелой аварии, отвода тепла от ЗО и предотвращения ее позднего разрушения, а также вывода ПД из атмосферы контейнмента.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1) Критерии радиационной безопасности При проектных авариях на энергоблоке ожидаемые эффективные дозы облучения критической группы населения на границе СЗЗ (граница промплощадки) и за её пределами в соответствии с НТД не должны превышать 5 мЗв на всё тело и 50 мЗв на отдельные органы за первый год после аварии. Для проекта АЭС-2006 с ВВЭР-1200 дополнительно установлены следующие целевые пределы: – при авариях с вероятностью более 10-4 1/год – эффективная доза менее 1 мЗв/событие; – при проектных авариях с вероятностью менее 10-4 1/год – эффективная доза менее 5 мЗв/событие. Указанные выше целевые пределы надежно подтверждены установленными в составе технического задания (ТЗ) на АЭС приемочными критериями по количеству поврежденных твэлов в активной зоне: – при авариях с вероятностью более 10-4 1/год – не более 1 % от общего количества твэл; – при авариях с вероятностью менее 10-4 1/год – не более 10 % от общего количества твэл. При запроектных авариях эквивалентные дозы облучения ограниченной части населения (критической группы) на границе зоны планирования защитных мероприятий (ЗПЗМ) и за её пределами в соответствии с НД не должны превышать 5 мЗв на всё тело и 50 мЗв на отдельные органы за первый год после аварии. Для проекта АЭС-2006 с ВВЭР-1200 установлены следующие приемочные критерии; – исключить введение как незамедлительных экстренных мер, включающих эвакуацию, так и длительное отселение населения за пределами площадки; расчетный радиус зоны планирования экстренной эвакуации населения (НРБ-99) не должен превышать 800 м от реакторного отделения. – радиус зоны планирования обязательных защитных мероприятий для населения (НРБ-99) не должен превышать 3 км от блока. В составе проекта будут обоснованы размеры и границы зон планирования мероприятий по обязательной эвакуации населения, планирования защитных мероприятий (ЗПЗМ) и зоны наблюдения (ЗН). Указанное выше ограничение радиационного воздействия энергоблоков ВВЭР1200 на население и окружающую среду при авариях приемлемо в соответствии с требованиями международной практики проектирования АЭС (European utility requirements for LWR nuclear power plants. Revision С). 2) Радиоактивные выбросы в окружающую среду и аварийные уровни облучения населения при авариях Выброс в окружающую среду радиационно значимых нуклидов при проектных авариях находится на уровне аварийных выбросов для АЭС с ВВЭР-1000 (РУ В-428, В-392). Для наиболее серьезной проектной аварии на границе промплощадки максимальные приземные концентрации нуклидов остаются ниже допустимых уровней, максимальное загрязнение почвы не приводит к повышению фона на открытой местности, характерного для данного региона и составляющего 0,14 мкЗв/час. В соответствии с международными рекомендациями и национальными требованиями для данного класса аварий не требуется проведения защитных мероприятий

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

для населения и окружающей среды за пределами промплощадки, что позволит для АЭС с блоками РУ В-392М совместить границы санитарно-защитной зоны и промплощадки. Запроектные аварии, вероятность которых выше, чем 10-7 1/год, и которые могут приводить к превышению уровней облучения персонала и населения, установленных для проектных аварий, будут проанализированы в проекте АЭС-2006 с ВВЭР-1200 с точки зрения выхода радиоактивных веществ за пределы станции и возникшей, в результате события, радиационной обстановки на станции и за ее пределами. Основная цель анализов заключается в том, чтобы показать, что тяжелые аварии, для которых в проекте установлен целевой предел в 10-7 на реактор в год, не приводят к острым радиационным воздействиям на население и не ограничивают использование обширных земельных и водных территорий в течение длительного периода в соответствии с российскими и международными требованиями. Для заявленной в проекте АЭС-2006 с ВВЭР-1200 эффективности барьеров эшелонированной защиты, ПАВ может быть предложен в количествах, исключающих введение незамедлительных защитных экстренных мер для населения. ПАВ цезия137 в окружающую среду остается значительно ниже 100 ТБк, что исключит необходимость длительного отселения населения. Необходимость введения защитных мер за пределами установленной в составе проекта ЗПЗМ является маловероятной, за исключением возможного ограничения потребления местных продуктов питания. Защитные мероприятия в ЗПЗМ ограничены, в основном, укрытием и/или иодной профилактикой. Окончательные выводы о необходимости и объеме защитных мер определяются по результатам замеров загрязнения окружающей среды. Проект АЭС-2006 с ВВЭР-1200 предусматривает защиту от внешних экстремальных нагрузок в рамках базовых проектных условий, в том числе: падение легкого спортивного самолета, воздействие летящих предметов, землетрясение (МРЗ силой 7 баллов). Для защиты персонала/населения и окружающей среды от радиационного воздействия системы, оборудование с радиационно-опасными средами и/или материалами размещаются в сооружениях (помещениях), рассчитанных на характеристики внешних воздействий без их разрушения, вплоть до прямого удара самолета или его частей. 3.10 Радиационный контроль

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.10.1 Общие положения В соответствии с действующими нормами и правилами на всех объектах, где производственный процесс может сопровождаться загрязнением технологических сред и воздуха радиоактивными веществами, а оперативный персонал по роду производственной деятельности может подвергаться воздействию ионизирующих излучений, должен осуществляться радиационный контроль за соблюдением норм радиационной безопасности. Для этого на АЭС предусматривается система радиационного контроля (СРК). СРК предназначена: – для обеспечения радиационной безопасности эксплуатационного персонала и населения, проживающего в зоне действия АЭС; – для повышения надежности АЭС за счет раннего обнаружения отклонений от нормальных режимов функционирования технологического оборудования;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

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

– для контроля за соблюдением норм и правил радиационной безопасности на всех этапах жизненного цикла АЭС: вводе в эксплуатацию, эксплуатации и выводе из эксплуатации. СРК состоит из автоматизированной системы радиационного контроля (АСРК), парка переносных приборов, местных стационарных приборов, лабораторного оборудования и приборов для обработки и анализа отобранных проб. Радиационный контроль на АЭС осуществляется в режимах нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, проектных и запроектных авариях, а также при проведении противоаварийных мероприятий по защите персонала и населения. В режиме нормальной эксплуатации АСРК обеспечивает получение информации о характеризующих радиационное состояние АЭС параметрах и подтверждает, что они не превышают установленные для нормальной эксплуатации пределы. К этим параметрам относятся: – герметичность защитных барьеров; – активность газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов; – радиационная обстановка в помещениях энергоблока; – загрязненность помещений, транспорта и персонала радиоактивными веществами; – индивидуальные дозы облучения персонала; – содержание радионуклидов в объектах окружающей среды; – дозы облучения населения. В режиме нарушения нормальной эксплуатации АСРК выявляет параметры, превысившие предел, установленный для нормальной эксплуатации, и следит за динамикой их изменения. На основании анализа полученной информации вырабатываются и осуществляются организационные и технические мероприятия по устранению выявленных нарушений и недопущению перерастания нарушения нормальной эксплуатации в проектные аварии. При необходимости АСРК выдает в управляющие системы нормальной эксплуатации СКУ сигналы для воздействия на технологические системы с целью предотвращения выхода радиоактивных веществ в окружающую среду. При проектных авариях АСРК выявляет параметры, превысившие предел безопасной эксплуатации и, при необходимости, выдает в управляющие системы безопасности сигналы для формирования управляющих воздействий на системы безопасности энергоблока системы с целью предотвращения выхода радиоактивных веществ в окружающую среду. АСРК оценивает количество радиоактивных веществ, вышедших за каждый защитный барьер, оценивает и прогнозирует радиационную обстановку на энергоблоке и в окружающей среде, оценивает дозы облучения персонала и населения. На основании полученной информации вырабатываются и осуществляются организационные и технические мероприятия по ликвидации последствий проектных аварий. Во время проведения этих мероприятий АСРК осуществляет контроль за соблюдением норм и правил радиационной безопасности. При запроектных авариях, АСРК выявляет параметры, превысившие предел безопасной эксплуатации и выдает информацию, необходимую для введения в действие тех или иных мероприятий, предусмотренных планами противоаварийной защиты персонала ЛАЭС-2 и населения. При введении в действие плана противоаварийной защиты АСРК обеспечивает контроль за соблюдением норм и правил радиационной безопасности при ведении работ по ликвидации последствий аварии и оценивает полноту и качество выполняемых работ.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

С учетом философии многоуровневой безопасности проектируемой АЭС измерительные каналы АСРК обладают иерархической и функциональной автономностью. При этом обеспечивается возможность сохранения и использования информации на нескольких уровнях измерительного канала. Чем ниже уровень, тем меньше объем информации, но тем выше надежность ее получения. Исходя из требования обеспечения безопасности АЭС, в АСРК выделен ряд ответственных параметров, контроль которых производится во всех режимах эксплуатации, включая максимальные проектные аварии. Эти параметры контролируются несколькими полностью независимыми измерительными каналами. СРК состоит из следующих подсистем: – радиационного технологического контроля (АСРТК); – радиационного контроля помещений и промплощадки (АСРКП); – радиационного контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений (АСКРЗ); – радиационного дозиметрического контроля (АСРДК); – радиационного контроля окружающей среды (АСКРО). 3.10.2 Система радиационного технологического контроля (АСРТК) АСРТК предназначена для диагностики состояния защитных барьеров и технологического оборудования систем с радиоактивными средами, поиска источников утечки радионуклидов и контроля утечки радиоактивных веществ в окружающую природную среду во всех режимах работы АЭС, включая аварии. АСРТК является распределенной автоматизированной системой контроля радиационных параметров (активности нуклидов) технологических сред. Основу АСРТК составляют системы непрерывного дистанционного контроля параметров нормальной эксплуатации, параметров нормальной эксплуатации важных для безопасности и параметров систем безопасности. На основании информации, полученной при контроле, АСРТК производит диагностику состояния защитных барьеров и технологического оборудования систем с радиоактивными средами, поиск неисправного участка.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.10.3 Система радиационного контроля помещений и промплощадки (АСРКП) АСРКП предназначена для контроля и поддержания радиационной обстановки в пределах требований действующих нормативных документов по радиационной безопасности, своевременного выявления аварийных ситуаций и формирования сообщений об ухудшении радиационной обстановки, выработки мероприятий по снижению доз облучения персонала и предотвращению распространения радионуклидов, обеспечения контроля радиационной обстановки в аварийной и послеаварийной ситуации. АСРКП является распределенной автоматизированной системой контроля радиационной обстановки в помещениях и на промплощадке АЭС. АСРКП контролирует: – радиационную обстановку на тех постоянных рабочих местах персонала зоны контролируемого доступа, на которых в ходе технологического процесса радиационная обстановка может резко изменяться. При нарушении условий и/или пределов безопасной эксплуатации в АСРКП предусмотрена выдача персоналу оптикоакустического сигнала;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– радиационную обстановку на промплощадке АЭС. 3.10.4 Система радиационного контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений (АСКРЗ) АСКРЗ предназначена для оценки эффективности технических, организационных и санитарно-гигиенических мероприятий по обеспечению радиационной безопасности и позволяет получить информацию о нарушениях технологического регламента, о необходимости и целесообразности проведения работ по дезактивации, ее эффективности и о мероприятиях, необходимых для обеспечения индивидуальной защиты персонала, а также для предотвращения распространения загрязнения. АСКРЗ обеспечивает автоматизированный контроль за поступлением на территорию АЭС радиоактивных материалов, их накоплением, движением по территории станции. АСКРЗ контролирует загрязненность радиоактивными веществами рук, тела и спецодежды персонала зоны контролируемого доступа, помещений и оборудования зоны контролируемого доступа, транспорта, выезжающего из зоны контролируемого доступа, персонала и транспорта, покидающих территорию энергоблока. 3.10.5 Система радиационного дозиметрического контроля (АСРДК) АСКИД предназначена для контроля, прогнозирования, учета и планирования дозовых нагрузок на персонал, а также контроля за допуском персонала в зону строгого режима. Этот контроль осуществляется с целью исключения переоблучения персонала свыше регламентированных уровней при всех режимах эксплуатации АЭС и для оптимизации планов проведения работ, исходя из минимизации дозовых затрат. АСРДК обеспечивает автоматизированный контроль и учет индивидуальных доз персонала в зоне строгого режима.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3.10.6 Система радиационного контроля окружающей среды (АСКРО) АСКРО предназначена для контроля радиационной обстановки в районе размещения АЭС при всех проектных режимах эксплуатации, включая запроектные аварии. АСКРО в режимах нормальной эксплуатации и ожидаемых отклонениях от этих режимов подтверждает безопасность АЭС: радиационная обстановка в санитарно защитной зоне и зоне наблюдения, дозы облучения населения и содержание радионуклидов в объектах окружающей среды не превышают установленных нормативными документами пределов. АСКРО является независимой информационно-измерительной подсистемой АСРК АЭС, работающей в режиме информационного обмена с внутристанционными подсистемами АСРК. АСКРО передает информацию Руководству АЭС, в ЕГАСКРО и надзорным органам. АСКРО выполняет следующие функции: – непрерывный контроль мощности дозы гамма излучения в санитарно защитной зоне и в основных населенных пунктах зоны наблюдения; – определение дозовых нагрузок на население, проживающего в основных населенных пунктах зоны наблюдения, за счет внешнего и внутреннего облучения; – периодический контроль содержания радионуклидов в пробах объектов окружающей среды санитарно защитной зоны и зоны наблюдения (атмосферные осадки,

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

вода, воздух, почва, донные отложения, водные растительность и животные, флора и фауна, сельскохозяйственные продукты); – непрерывный контроль метеорологических параметров. АСКРО на основании информации о газоаэрозольном выбросе, получаемой из внутристанционных подсистем АСРК, и информации о метеорологических параметрах рассчитывает картограмму радиационной обстановки на местности (распределение полей дозы, мощности дозы и содержания радионуклидов в объектах окружающей среды). Расчетная информация уточняется данными, полученными при прямом контроле. АСКРО в режимах нормальной эксплуатации и ожидаемых отклонениях от этих режимов должна подтвердить безопасность АЭС: радиационная обстановка в санитарно защитной зоне и зоне наблюдения, дозы облучения населения и содержание радионуклидов в объектах окружающей среды не превышают установленных нормативными документами пределов. В режимах проектных и запроектных аварий АСКРО обеспечивает: – получение информации для принятия решения о необходимости эвакуации населения; – получение информации, необходимой для ведения работ по ликвидации последствий аварии.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

3.11 Заключение В настоящем разделе ОВОС рассмотрены источники воздействия АЭС на окружающую среду в течение жизненного цикла станции. Показано, что наиболее существенным будет вмешательство в окружающую среду в период строительства АЭС, обусловленное большим объемом земляных работ, транспортными перевозками и т.д. В режиме нормальной эксплуатации АЭС оказывает тепловое, физическое, химическое и радиационное воздействия. Данные виды воздействий, как показал более чем 30 летний опыт эксплуатации реакторов типа ВВЭР, не оказывают существенного влияния на окружающую среду. В таблице 3.18 приведена обобщенная качественная и количественная характеристика источников воздействия АЭС полученная из анализа литературных данных по АЭС с реакторными установками В-320 и В-392. Данные типы реакторных установок являются референтными для проекта АЭС-2006. Таблица 3.18 – Отходы АЭС с ВВЭР – 1000 Наименование Количество Трапные воды, м /год 17147/7371,5* 3 Блок мастерских + блок СВО, м /год 21372/5680* Санитарно – бытовой болок, м3/год 6963/3858* Количество ЖРО ( 1 блок ВВЭР – 1000): - кубовой остаток выпарных установок, м3/год 58 3 - сброс фильтрующих материалов, / из низ низкоактивных/, м /год 23/16 - количество радиоактивного масла, м3/год 2,05 Бытовая канализация зоны «строгого режима»: - количество бытовых отходов ( 2 блока ВВЭР – 1000), м3/сутки 148 3 Проектная мощность очистных сооружений, м /сутки 400 Воды загрязненные нефтепродуктами: - количество вод на очистку ( 2 блока ВВЭР-1000), м3/час 30 Производительность установки по очистке, м3/год 50 Протечки воды во второй контур, допустимая удельная активность воды второго контура, Бк/л 185 При этом активность выбросов из основных эжекторов турбины: йод -131, Бк/сутки 4,62 х 10+5 суммарный йод, Бк/сутки 2,22 х 10+6 РБГ, Бк/сутки 8,88 х 10+6 Проектные граничные условия для эксплуатации для эксплуатации блока: - допустимая протечка парогенератора, л/час 5 - суммарная активность воды парогенератора по йоду-131, Бк/литр 185 - контрольный уровень активности душевых вод, Бк/ литр 7,4 3 - количество дебалансных вод, м /год 12000 3 Производительность обессоливающей установки ( 2 блока ), м /час 145 Установка очистки воды для ответственных потребителей (группа 320 3 А), м /час Количество обезвоженного шлама при влажности 50 % ( 2 блока), 0,38 т/час

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

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

Окончание таблицы 3.18 Наименование Количество 3 Усредненный состав шлама при обработке 1 м исходной воды: CaCo3, г 290 Mg(OH)2,г 30 Fe(OH)3,г 18 Сброс нейтрализационных вод, м3/год 110500 Количество солей, сбрасываемых с регенерационными водами: - кальций, т/год 40,3 - магний, т/год 3,9 - натрий, т/год 132,6 - сульфаты, т/год 307,5 - хлориды, т/год 28.0 Суммарное увеличение содержания только на 1,1% по отношению к естественному уровню Замасленные воды (после очистки содержание масел 1 мг/л), 195000 3 м /год Блочная обессоливающая установка, производительность, м3/час 3600 3 Объем сточных вод от БОУ, м /год 45500 Объем сбросов душевых вод в канализацию бытовой зоны строго 750 - 1350 режима АЭС , м3/месяц Количество дебалансных вод, м3/год 12000 Хозяйственно-бытовые стоки, поступающие на очистные сооружения с промплощадки АЭС, млн. м3/год 0,33 - из поселка, млн.м3/год 5,97 Производительность очистных сооружений бытовых стоков, 7,1 3 млн.м /год Установка отвержения ЖРО: - кубовый остаток ( 1 энергоблок ВВЭР-1000), м3/год 300 - после переработки кубового остатка на установке глубокого упаривания (УГУ) солевой плав, м3/год 60 - контейнеров-бочек по 0,2 м3, шт. 200 Твердые радиоактивные отходы (1 блок ВВР-1000), м3/год 301/190* Производительность компостных площадок, м3/год 2900 Использование отходов: 1 Известковый шлам для раскисления почв в сельском хозяйстве или в качестве добавки при изготовлении силикатного кирпича 2 Промывочные воды механических фильтров используются в цикле химводоочистки 3 Регенерационные воды обессоливающей установки ХВО после нейтрализации направляются в водоем охладитель 4 Ил с очистных сооружений бытовых стоков используется в сельском хозяйстве в качестве удобрений _____________________ * Реальная величина, получаемая при эксплуатации энергоблока Реализованные в проекте АЭС-2006 технические решения обеспечивают минимальные величины вредных выбросов и соответствуют требованиям нормативной документации. Иллюстрацией этому является таблица 3.19 в которой приведено сравнение проектов АЭС-92, 91/99 и АЭС-2006 в части радиационной защиты.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

АЭС – 2006 Ограда промплощадки 5-7 км от реакторного отделения 800 м от реакторного отделения

0,5 чел.Зв / год

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Таблица 3.19 – Сравнение проектов АЭС Параметр АЭС-92, 91/99 Санитарно-защитная зона 1200 м (утверждена контрольными санитарными органами) Зона планирования 25 км от реакторного отзащитных мероприятий деления Зона планирования 3 км от реакторного отдемероприятий по обяза- ления тельной эвакуации населения Коллективная доза облучения персонала при раборке-сборке реактора 1 чел.Зв / год и перегрузке топлива и при других штатных работах на блоке

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

3.12 Список ссылочных нормативных документов и литературы 1 2

3 4 5 6 7 8

9 10 11

Взам. инв. №

14 15 16

Инв. № подл.

Подпись и дата

Хмельницкая АЭС, энергоблок 2 Оценка воздействий на окружающую среду, КИЭП «Энергопроект», 43-915.201.012.ОВ13 Отчет по оценке влияния на окружающую среду Новая атомная электростанция в Литве 21 августа 2008 года, NNPP_EIAR_D2_Combined_Ru_200808_FINAL Основные положения проекта АЭС-2006. ЗАО Атомстройэкспорт, Москва, январь 2009 года Основные технико-экономические характеристики перспективных проектов атомных станций. «Атомэнергопроект», Москва, 1996 год Балаковская АЭС и окружающая среда, Саратов 2005 год СП АС-03 Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций, Минздрав РФ, 2003 НП-007-98 Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов Госатомнадзор РФ, 1998 год НП -019-2000 Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности. Госатомнадзор РФ, 2000 НП-020-2000 Сбор, переработка, хранение и кондицирование твердых радиоактивных отходов. Требования безопасности. Госатомнадзор РФ, 2000 НП-021-2000 Обращение с газообразными радиоактивными отходами. Требования безопасности. Госатомнадзор, 2000 И. Н. Вишневский, А. П. Трофименко "Анализ экологических показателей и экологического воздействия различных источников энергии" Укр. ЯО, 1996, Киев. Общие положения обеспечения безопасности при снятии с эксплуатации атомных электростанций и исследовательских ядерных реакторов (НД306.2.02/1.004-98), утверждены приказом Минэкобезопасности от 09.01.98 № 2 и зарегистрированы Минюстом Украины 23.01.98 под № 47/2487. Годовой отчет о деятельности федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору в 2005 году Нормы радиационной безопасности НРБ-2000 ГН 2.6.1.8-127-2000. Г.Минск Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСП-2002. Санитарные правила и нормы 2.6.1.8-8-2002. г.Минск Инструкция по нормированию выбросов загрязняющих веществ в атмосферный воздух. Утверждены Постановлением Минприроды РБ от 14.05.2007 г. № 61. /национальный реестр правовых актов Республики Беларусь 25.06.2007 г., 8/16641 Санитарные нормы и правила защиты населения от воздействия электрического поля, создаваемого воздушными линиями электропередачи переменного тока промышленной частоты. Министерство здравоохранения ССССР, М. 1985 г. Справочник по ядерной энерготехнологии. Ф.Фан, А.Адамантидас. Дж.Кентон, Ч.Браун под редакцией В.А.Легасова. –М.: Энергоатомиздат, 1989-75 2 с

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

3.13 Перечень принятых сокращений АС АСТРК АСРКП АСКРЗ АСРДК

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

АСКРО АЭС БРУ БОУ БЗТ БПУ ВКУ ВЛ ВО ГЦК ЖРС ЖРО ЗКД ЗН ЗО ЗПЗМ КИП КНИТ ЛООС ЛЭП НЭ ННЭ НТД ОВК ОЯТ ПРК ПУЭ ППР ПС СУЗ ППУ ПАВ РУ РАО СВО СВП СЗЗ СРК ТРО ТВС

– атомная станция – автоматическая система радиационного технологического контроля – автоматическая система радиационного контроля помещений и промплощадки – автоматическая система радиационного контроля помещений и промплощадки – автоматическая система радиационного дозиметрического контроля – автоматическая система радиационного контроля окружающей среды – атомная электростанция – быстродействующее редуцирующее устройство – блочная обессоливающая установка – блок защитных труб – блочный пульт управления – внутрикорпусное устройство – высоковольтная линия электропередач – водоочистка – главный циркуляционный контур – жидкая радиоактивная среда – жидкие радиоактивные отходы – зона контролируемого доступа – зона наблюдения – зона охлаждения – зона планирования защитных мероприятий – контрольно измерительный прибор – канал нейтронный измерения температуры – лаборатория охраны окружающей среды – линия электропередач – нормальная эксплуатация – нарушения нормальной эксплуатации – нормативно техническая документация – объединенный вспомогательный корпус – отработавшее ядерное топливо – пуско-резевная котельная – правила устройства электроустановок – планово-предупредительный ремонт – поглощающие стержни системы управления защитой – пристанционный перегрузочный узел – предельный аварийный выброс – реакторная установка – радиоактивные отходы – спецводоочистка – стержни выгорающего поглотителя – санитарно защитная зона – система радиационного контроля – твердые радиоактивные отходы – тепловыделяющая сборка

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

ТУК ХВО ХТРО ХСТ ЭП БРУ- К

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

БРУ-СН ФСД ПЗ ШЭМ ИК ВКУ ЗСД

– транспортный упаковочный контейнер – химическая водоочистка – хранилище твердых радиоактивных отходов – хранилище свежего топлива – электрическое поле – быстродействующее редуционное устройство сброса в кондесатор – быстродействующее редуционное устройство собственных нужд – фильтр сменного действия – предупредительная защита – шаговый элетромагнит – ионизационная камера (измерительный канал) – внутрикорпусное устройство – зона свободного доступа

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4