«Хмельницкая аэс. Технико-экономическое обоснование сооружения энергоблоков №3, 4» (стр. 4 из 22)
· уровень грунтовых вод (УГВ) составляет от 3,00 до 4,00 м (требуется не менее 3,00 м);
· повторяемость в течении года слабых ветров до 2 м/с – 26%, туманов – 26% (требуется менее 40%).
С учетом рекомендаций [52], расчетные акселерограммы для МРЗ нормировались на пиковое ускорение грунта 0,1g.
К природным условиям, которые ограничивают размещение АЭС, относится расположение площадки в смерчеопасном районе - Кр=2,75 (фактор является неблагоприятным, размещение допускается при осуществлении инженерных мероприятий). Принимаемые технические решения учитывают данный фактор, в частности, при строительстве энергоблоков №3,4 брызгальные бассейны системы охлаждения ответственных потребителей реакторного отделения энергоблоков № 3, 4 предусматривается оборудовать смерчезащитой.
3.2.3 По воздействиям внешних факторов техногенного характера на безопасность, в том числе внешнего пожара и внешнего взрыва, площадка соответствует требованиям и рекомендациям [18- 20] и пригодна для размещения АЭС. В ТЭО рассмотрено территориальное расположение промышленных предприятий, военных объектов, транспортных сооружений, на которых могут произойти аварии или внешние экстремальные воздействия. Выполненный анализ свидетельствует о следующем:
· пожары, которые могут возникнуть за пределами и в пределах площадки АЭС, не окажут воздействия на объекты важные для безопасности, находящиеся в районе энергоблоков;
· рассмотренные внешние потенциальные источники не представляют опасности, так как уровни воздействия ударной волны при аварийных ситуациях, сопровождающихся взрывом, на порядок ниже расчётных значений, принятых в проекте для РО и РДЭС.
3.2.4 По экологическим условиям площадка соответствует требованиям, изложенным в нормативных документах [13,17-19]. В частности, в [50] на основании результатов проведенных ЛьвовОРГРЭС исследований водохранилища-охладителя (ВО) и выполненного Харьковским институтом УкрНИИЭП математического моделирования процессов в ВО при работе 4-х энергоблоков, сформулированы рекомендации по улучшению охлаждающей способности ВО для обеспечения устойчивой работы АЭС на номинальной мощности четырех энергоблоков ВВЭР-1000, в том числе при неблагоприятных (жарких) гидрометеоусловиях в летний период.
Согласно расчетам водохозяйственного баланса [51], сток р. Горынь в марте-апреле года 95% обеспеченности достаточен для подпитки водохранилища при эксплуатации 4-х энергоблоков ХАЭС.
Для хозяйственно-питьевого водоснабжения АЭС и жилого поселка (г. Нетешин) предусмотрен один источник – артезианский водозабор. Предусматривается расширение существующего артезианского водозабора четырьмя резервными артскважинами (20% от общего количества скважин) согласно требованиям СНиП [53]. Горбашевский водоносный горизонт, который эксплуатируется Нетешинским водозабором, является хорошо защищенным от поверхностного загрязнения мощной туфовой толщей. Непосредственной взаимосвязи между глубоко залегающим водоносным горизонтом и грунтовыми водами не выявлено. Река Горынь является проточным водным объектом и не может быть источником загрязнения глубоко залегающего горбашевского водоносного горизонта. Для предотвращения химического и микробного загрязнения водоносного горизонта Нетешинского водозабора предусмотрены три пояса зоны санитарной охраны (I пояс – зона строгого режима, II, III пояса – зоны ограничений хозяйственной деятельности).
3.2.5 По социальным условиям площадка соответствует международным рекомендациям [20]:
· средняя плотность населения ЗН 74 чел/км2 (рекомендовано менее 100 чел/км2);
· города с численностью населения от 100 тыс.чел. в радиусе 30 км отсутствуют;
· численность населения г. Нетешин 34,75 тыс.чел. (рекомендовано менее 50 тыс.чел.);
· в ЗН отсутствуют заповедники государственного значения;
· расстояние до р. Горынь 1,90 км, (рекомендовано более 1 км);
· в СЗЗ не размещаются жилые здания, общественные строения, детские и лечебно-оздоровительные учреждения, объекты хозяйственно-питьевого водоснабжения, промышленные и подсобные сооружения, не относящиеся к ХАЭС;
· территория благоустроена и озеленена;
· при использовании земель и водоемов, расположенных вокруг АЭС, производится обязательный радиологический контроль.
3.2.6 Схемы и технологии хранения и транспортирования свежего и отработанного ядерного топлива новых энергоблоков №3,4 будут аналогичны используемым на действующих энергоблоках №1,2 ХАЭС. Система обращения с РАО на новых блоках подобна действующей системе. Возможность реализации и достаточность защитных мероприятий в случае тяжелых аварий подтверждена обоснованием действующих аварийных планов на ХАЭС.
3.2.7 Исходя из результатов анализа, в ТЭО сделан вывод о соответствии в целом площадки ХАЭС требованиям нормативных документов и международным рекомендациям по всем указанным в п.3.2.1 факторам.
4 Основные технические решения
Информация, представленная в Разделе 4 ИАО, детализирована в материалах ТЭО [25-27,29].
4.1.1 Планируемый проектный срок эксплуатации энергоблоков №3,4 ХАЭС составляет 50 лет и подлежит уточнению на стадии «проект». Блоки предназначены для производства электроэнергии в базовом режиме с возможностью их работы в режиме регулирования мощности. Условия реализации и конкретные характеристики таких режимов будут определены на стадии «проект».
4.1.2 Упрощенная принципиальная схема энергоблоков №3,4 ХАЭС представлена на Рис.4.1-1. В состав каждого энергоблока входит:
· реакторное отделение (РО);
· турбинное отделение (ТО), включая машинный зал и деаэраторное отделение.
Помимо этого, эксплуатация энергоблоков требует наличия вспомогательных сооружений (см.п.4.4 настоящего ИАО).
4.1.3 Сооружение энергоблоков №3,4 предусматривается с использованием существующих строительных конструкций РО, резервной дизельной электростанции (РДЭС) и других объектов незавершенного строительства. При этом, на объектах незавершенного строительства выполняются ремонтно-восстановительные работы, объем которых определен по результатам обследования и оценки технического состояния этих объектов.
Рис.4.1-1 Упрощенная принципиальная схема энергоблока.
4.2.1 Для РО новых энергоблоков №3,4 использованы технические решения, подобные реализованным на действующем блоке №2 ХАЭС, с учетом изменений и доработок, связанных с новой реакторной установкой (РУ).
В соответствии с выводами конкурсной комиссии, рекомендациями научно-технического совета Минтопэнерго и решением коллегии Минтопэнерго [54], в качестве РУ для новых блоков в ТЭО рассматривается реакторная установка типа В-392.
4.2.2 К основному технологическому оборудованию и системам первого контура относятся:
· главный циркуляционный контур (ГЦК);
· система компенсации давления;
· системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности;
· системы безопасности.
4.2.3 В состав главного циркуляционного контура входят:
· ядерный энергетический реактор В-392 корпусного типа с водой под давлением;
· четыре циркуляционные петли, каждая из которых включает:
- парогенератор (ПГ) типа ПГВ-1000М;
- главный циркуляционный насосный агрегат ГЦНА-1391;
- главные циркуляционные трубопроводы (ГЦТ), соединяющие оборудование петель с реактором.
Оборудование и трубопроводы РУ расположены в герметичной оболочке (Рис.4.1-1). Компактность расположения основного оборудования ГЦК и размещение на одном уровне опор реактора, ПГ и главного циркуляционного насоса (ГЦН) позволяет снизить термические напряжения в ГЦТ. Взаимное расположение оборудования и трубопроводов РУ позволяет обеспечить надежную естественную циркуляцию при неработающих ГЦН. Для ограничения смещения оборудования и предотвращения образования летящих предметов, могущих разрушить герметичную оболочку при разрыве трубопроводов, предусмотрены элементы крепления, удерживающие трубопроводы и подвижное оборудование от больших смещений и ударов о соседнее оборудование.
Упрощенная принципиальная схема ядерного энергетического реактора В-392 представлена на Рис.4.2-1.
 | 1 – сборка внутриреакторных детекторов; 2 – блок верхний; 3 – блок защитных труб; 4 – шахта внутрикорпусная; 5 – выгородка; 6 – активная зона; 7 – корпус ядерного реактора |
Рис.4.2-1 Упрощенная принципиальная схема ядерного энергетического реактора В-392.
Водо-водяной энергетический реактор на тепловых нейтронах представляет собой цилиндрический сосуд, состоящий из корпуса и съемного верхнего блока с крышкой. В корпусе размещены внутрикорпусные устройства и активная зона реактора, состоящая из тепловыделяющих сборок.
Парогенератор ПГВ-1000М представляет собой однокорпусной рекуперативный теплообменный аппарат горизонтального типа с погруженным трубным пучком коридорного расположения и предназначен для выработки сухого насыщенного пара. Корпус парогенератора и коллектора изготовлены из легированной конструкционной стали.
Главный циркуляционный насосный агрегат ГЦНА-1391, предназначенный для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре, представляет собой вертикальный центробежный одноступенчатый насос с гидростатическим уплотнением вала, консольным рабочим колесом, осевым подводом воды и выносным электродвигателем.
ГЦТ состоит из трубных элементов внутренним диаметром 850 мм и толщиной 70 мм, изготовленных бесшовным способом из низколегированной, углеродистой стали перлитного класса с плакированием внутренней поверхности коррозионностойкой сталью.