2020-01-14
168
Информация, представленная в Разделе 4 ИАО, детализирована в материалах ТЭО [25-27,29].
Общая информация
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).
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.
Реакторное отделение
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.
4.2.4 В состав системы компенсации давления входят:
· компенсатор давления;
· бак-барботер;
· трубопроводы, соединяющие компенсатор давления и барботер между собой и с первым контуром;
· арматура.
Система предназначена для создания и поддержания давления в первом контуре в стационарных режимах, ограничения отклонений давления в переходных и аварийных режимах и снижения давления в режиме расхолаживания.
Компенсатор давления (КД) работает на поддержание давления в первом контуре при нарушениях нормальной эксплуатации и проектных аварийных ситуациях. Соотношение водяного и парового объемов КД выбрано из условия, что ни в одном из проектных режимов не происходит заброса пара в первый контур из КД и оголения электронагревателей КД.
4.2.5 Системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности, включают:
· системы спецводоочисток;
· систему продувки-подпитки первого контура, включая борное регулирование;
· систему дренажей и воздушников;
· систему организованных протечек теплоносителя первого контура;
· систему расхолаживания бассейна выдержки и перегрузки отработавшего ядерного топлива;
· систему азота и газовых сдувок;
· систему промконтура;
· систему продувки парогенераторов.
4.2.6 Планируемые на энергоблоках №3,4 системы безопасности могут быть условно подразделены на две категории: системы, аналогичные имеющимся на действующих энергоблоках №1,2 ХАЭС с РУ типа В-320, и дополнительные к ним системы. К первой категории относятся:
· система защиты первого контура от превышения давления;
· система аварийного газоудаления;
· пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ);
· система аварийного охлаждения активной зоны высокого давления;
· система аварийного охлаждения активной зоны низкого давления;
· система защиты второго контура от превышения давления;
· система подачи аварийной питательной воды в парогенераторы.
К системам безопасности, дополнительным по сравнению с имеющимися у РУ типа В-320, относятся:
· дополнительная система пассивного залива активной зоны (ДСПЗАЗ);
· система пассивного отвода тепла (СПОТ);
· система гидроемкостей второй ступени САОЗ;
· система быстрого ввода бора (СБВБ)
ДСПЗАЗ предназначена для пассивной подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора с целью длительного охлаждения топлива при авариях с потерей теплоносителя первого контура, сопровождающихся отказом активной части САОЗ. Трубопроводы гидроемкостей ДСПЗАЗ подсоединены к ГЦК через трубопроводы САОЗ. Система вводится в работу по снижению давления в первом контуре.
СПОТ предназначена для длительного отвода остаточных тепловыделений от активной зоны реактора при запроектных авариях с потерей всех источников электроснабжения переменного тока, как при плотном первом контуре, так и при возникновении течей в первом или во втором контуре. В случае течи в первом контуре система работает совместно с гидроемкостями САОЗ второй ступени.
СБВБ предназначена для функционирования в аварийных ситуациях c отказом аварийной защиты (необходимость системы подлежит уточнению на стадии «проект»).
Турбинное отделение
