Концепция обеспечения уровня безопасности энергоблоков №3,4 планируемых к сооружению  на площадке ХАЭС ПАО   «Киевский нау...
Основные принципы, принятые эксплуатирующей организацией, по энергоблокам №3 и 4 Хмельницкой АЭС <ul><li>Безусловное выпол...
1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 <ul><li>1.1. Основное оборудование: </li></ul><ul><li>1) Реакторная ус...
1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 <ul><li>1.2. Дополнительные решения для повышения уровня безопасности ...
1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 <ul><li>Дополнительная система пассивного залива активной зоны (ДСПЗАЗ...
1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 <ul><li>1.2.2 Комплекс решений по преодолению аварий, связанных с течь...
<ul><li>1.3 Особенности сооружения энергоблоков №3,4: </li></ul><ul><li>Предусматривается сохранение принципиальных технич...
1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 1 - реактор; 2 – парогенератор; 3- компенсатор давления; 4 – ГЦН; 5- о...
2 Основные требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности <ul><li>2.1 Нормативная база </li></ul><ul><li>2....
2 Основные требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности <ul><li>В 2008-2009 г. состоялась миссия МАГАТЭ п...
<ul><li>2.2   Принципы безопасности: </li></ul><ul><li>В проекте энергоблоков № 3,4 будут реализованы все принципы и крите...
3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС <ul><...
3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС <ul><...
3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО  ...
3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО  ...
3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО  ...
3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО  ...
3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС <ul><...
3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО  ...
3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО  ...
4 Обеспечение радиологических критериев безопасности   <ul><li>Результаты расчетов, выполненных в ОВОС энергоблоков №3, 4 ...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных прое...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных прое...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных прое...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных прое...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных прое...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных прое...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных прое...
<ul><li>Предлагаемый вариант СПОТ с отводом тепла окружающему воздуху обеспечивает длительный отвод тепла (не менее 24 час...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных прое...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных прое...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных прое...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных прое...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений проектов-аналогов <...
5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и решений проектов-аналогов <ul><li>5.6 У...
6 Анализ факторов, вытекающих из уроков аварий на АЭС Фукусима <ul><li>В соответствии с имеющимися рекомендациями по подоб...
6 Анализ факторов, вытекающих из уроков аварий на АЭС Фукусима <ul><li>6.3 В настоящее время начаты работы по разработке д...
6 Анализ факторов, вытекающих из уроков аварий на АЭС Фукусима <ul><li>Все указанные выше решения, определенные по результ...
Общий вывод <ul><li>Результаты оценки уровня безопасности показывают, что предлагаемые технические решения по энергоблокам...
Upcoming SlideShare
Loading in...5
×

КИЭП

2,098

Published on

НТС Энергоатома, июнь 2011

Published in: Investor Relations
0 Comments
0 Likes
Statistics
Notes
  • Be the first to comment

  • Be the first to like this

No Downloads
Views
Total Views
2,098
On Slideshare
0
From Embeds
0
Number of Embeds
3
Actions
Shares
0
Downloads
24
Comments
0
Likes
0
Embeds 0
No embeds

No notes for slide

КИЭП

  1. 1. Концепция обеспечения уровня безопасности энергоблоков №3,4 планируемых к сооружению на площадке ХАЭС ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  2. 2. Основные принципы, принятые эксплуатирующей организацией, по энергоблокам №3 и 4 Хмельницкой АЭС <ul><li>Безусловное выполнение требований действующих НД Украины с учетом рекомендаций МАГАТЭ и требований EUR; </li></ul><ul><li>Применение современной РУ с эволюционным развитием технологии ВВЭР ; </li></ul><ul><li>Применение дополнительных пассивных систем для повышения уровня безопасности ; </li></ul><ul><li>Использование новых решений, имеющих референтность на энергоблоках с ВВЭР ; </li></ul><ul><li>Учет опыта эксплуатации действующих энергоблоков с РУ ВВЭР-1000, включая реализацию действующих программ модернизации ; </li></ul><ul><li>Улучшение технико-экономических и эксплуатационных показателей . </li></ul><ul><li>Повышение надежности основного и вспомогательного оборудования, включая увеличение проектного срока эксплуатации. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  3. 3. 1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 <ul><li>1.1. Основное оборудование: </li></ul><ul><li>1) Реакторная установка В-392У (референтные энергоблоки №5,6 Балаковской АЭС) в составе: </li></ul><ul><li>реактора; </li></ul><ul><li>четырех циркуляционных петель, каждая из которых включает: </li></ul><ul><li>парогенератор ПГВ-1000МК; </li></ul><ul><li>ГЦН типа ГЦНА-1391; </li></ul><ul><li>ГЦТ диаметром 850 мм. </li></ul><ul><li>Проектный срок эксплуатации: </li></ul><ul><li>Корпус реактора – 60 лет; </li></ul><ul><li>Парогенератор – 60 лет; </li></ul><ul><li>Реакторная установка в целом – 50 лет. </li></ul><ul><li>2) Турбоустановка К-1000-60/1500-2м с учетом модернизации, включая увеличение установленной мощности до 1100 МВТ. </li></ul><ul><li>3) Тип генератора уточняется на стадии проект. </li></ul><ul><li>4) Применение современной АСУ ТП, которая разрабатывается украинскими предприятиями с учетом положительного опыта разработки АСУ ТП для действующих энергоблоков Украины. </li></ul><ul><li>5) Проектный срок эксплуатации энергоблока – 50 лет. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  4. 4. 1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 <ul><li>1.2. Дополнительные решения для повышения уровня безопасности </li></ul><ul><li>1.2.1 Дополнительные системы безопасности: </li></ul><ul><li>Система пассивного отвода тепла (СПОТ) предназначена для длительного отвода остаточных тепловыделений от активной зоны реактора через ПГ при ЗПА 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 ГЕ САОЗ 2 ступени. Система является пассивной , вводится в работу автоматически в момент обесточивания энергоблока путем открытия шиберов с воздушной стороны системы. Отвод тепла от ПГ обеспечивается в специальных теплообменниках (три теплообменника на один парогенератор) конвективным потоком воздуха. Конвективный поток воздуха обеспечивается специальной конструкцией воздуховодов. Теплообменники располагаются выше отметки 45,600 обстройки реакторного отделения. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  5. 5. 1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 <ul><li>Дополнительная система пассивного залива активной зоны (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 системы аварийного охлаждения активной зоны. Система является полностью пассивной, вводится в работу по снижению давления в первом контуре. Система представляет собой восемь гидроемкостей, соединенных трубопроводами с реактором. Гидроемкости располагаются на отметке 36 ,900 в герметичном объеме реакторного отделения. </li></ul><ul><li>Система быстрого ввода бора (СБВБ) предназначена для подачи в первый контур концентрированного раствора борной кислоты при авариях c отказом аварийной защиты. Система вводится в работу по уставке «Срабатывания АЗ + плотность нейтронного потока более 4% через 15 секунд с момента АЗ». Система подключается к каждой из циркуляционных петель. Вместимость бака 7,8 м3 с концентрацией бора 40 г/кг. Баки системы располагаются на отметке 25,700 в герметичном объеме реакторного отделения. </li></ul><ul><li>Система удаления водорода с применением пассивных рекомбинаторов </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  6. 6. 1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 <ul><li>1.2.2 Комплекс решений по преодолению аварий, связанных с течью теплоносителя из первого контура во второй </li></ul><ul><li>1.2.3 Технические возможности реализации дополнительных решений. </li></ul><ul><li>Компоновка дополнительных систем безопасности подтверждена на уровне проекта энергоблока №5 аналога Балаковской АЭС. </li></ul><ul><li>На стадии ТЭО выполнена предварительная проработка компоновочных решений по размещению: </li></ul><ul><li>теплообменников СПОТ выше отметки 45,600 обстройки реакторного отделения с разными вариантами организации подводящих и отводящих воздуховодов и «защитного» купола; </li></ul><ul><li>гидроемкостей 2-й ступени на отметке 36,900 в герметичном объеме реакторного отделения; </li></ul><ul><li>баков СБВБ на отметке 25,700 в герметичном объеме реакторного отделения. </li></ul><ul><li>На стадии ТЭО проработаны условия монтажа и, возможного, демонтажа парогенераторов. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  7. 7. <ul><li>1.3 Особенности сооружения энергоблоков №3,4: </li></ul><ul><li>Предусматривается сохранение принципиальных технических и компоновочных решений основных зданий и сооружений с учетом усовершенствований технологических решений </li></ul><ul><li>Использование существующих строительных конструкций основных зданий и сооружений с учетом реализации комплекса ремонтно-восстановительных работ по результатам обследования и оценки технического состояния </li></ul><ul><li>Использование существующей общестанционной инфраструктуры ХАЭС, которая обеспечивает эксплуатацию четырех энергоблоков ВВЭР-1000 с учетом необходимой модернизации/реконструкции отдельных объектов </li></ul>1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  8. 8. 1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 1 - реактор; 2 – парогенератор; 3- компенсатор давления; 4 – ГЦН; 5- основной шлюз; 6 - аварийный шлюз; 7 - полярный кран; 8 - бак-приямок; 9 - спринклерная система; 10 – теплообменник СПОТ; 11 – тяговый воздуховод СПОТ; 12 – гидроемкости второй ступени (ДСПЗАЗ); 13 – дефлектор СПОТ Разрез реакторного отделения ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ» 1-8 – гидроемкости второй ступени (ДСПЗАЗ) Отметка 36,900
  9. 9. 2 Основные требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности <ul><li>2.1 Нормативная база </li></ul><ul><li>2.1.1 НПА и НД Украины: </li></ul><ul><li>Предварительный анализ показывает, что с учетом новых и усовершенствованных решений требования действующих НД Украины будут обеспечены в полном объеме для энергоблоков №3,4. </li></ul><ul><li>2.1.2 Рекомендации и нормы проектирования МАГАТЭ: </li></ul><ul><li>Учтены требования основных документов МАГАТЭ, включая публикацию МАГАТЭ « NS-R-1 ». Безопасность атомных электростанций: проектирование. Требования безопасности», которая разработана с учетом основополагающих документов МАГАТЭ (серия безопасности 110, INSAG-10, INSAG-3 и др.) </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  10. 10. 2 Основные требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности <ul><li>В 2008-2009 г. состоялась миссия МАГАТЭ по проверке проектов всех АЭС с ВВЭР-1000, в том числе ХАЭС на соответствие требованиям NS-R-1 . </li></ul><ul><li>По результатам миссии подтверждено, что требования выполняются в полном объеме за исключением: </li></ul><ul><li>Учета при проектировании сейсмических воздействий с ускорением на уровне земли и ниже 0,1 g ; </li></ul><ul><li>учета «тяжелых аварий»; </li></ul><ul><li>выполнения квалификации оборудования; </li></ul><ul><li>учета фактора старения при анализе безопасности; </li></ul><ul><li>реализация систем контроля и удаления водорода. </li></ul><ul><li>Все указанные требования учитываются на стадии проектирования энергоблоков №3,4. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  11. 11. <ul><li>2.2 Принципы безопасности: </li></ul><ul><li>В проекте энергоблоков № 3,4 будут реализованы все принципы и критерии безопасности, которые определены действующими НД. </li></ul>2 Основные требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  12. 12. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС <ul><li>В документах ОАБ действующих энергоблоков №1,2 ХАЭС и ТЭО сооружения энергоблоков №3,4 определены природные и техногенные воздействия, характерные для площадки АЭС. </li></ul><ul><li>Ниже представлен анализ экстремальных значений этих факторов с точки зрения влияния на функции безопасности. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  13. 13. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС <ul><li>3.1 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных воздействиях </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  14. 14. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  15. 15. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  16. 16. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  17. 17. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  18. 18. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС <ul><li>3.2 Обеспечение функций безопасности при техногенных воздействиях </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  19. 19. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  20. 20. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  21. 21. 4 Обеспечение радиологических критериев безопасности <ul><li>Результаты расчетов, выполненных в ОВОС энергоблоков №3, 4 ХАЭС, показали, что за первые две недели после МПА максимальные значения доз для критической группы населения (дети) не превышают (существенно ниже) установленных НД значений (на границе СЗЗ - максимальные значения): </li></ul><ul><li>3,25∙10-3 мЗв - для всего тела; </li></ul><ul><li>1,31∙10-3 мГр - для щитовидной железы; </li></ul><ul><li>2,34∙10-3 мГр - для открытых участков кожи </li></ul><ul><li>Результаты расчетов, выполненных в ОВОС энергоблоков №3, 4 ХАЭС, показали, что за первые две недели после ЗПА максимальные значения доз для критической группы населения (дети) не превышают (существенно ниже) установленных НД значений (на границе СЗЗ – максимальные значения): </li></ul><ul><li>1,1∙10-1 мЗв - для всего тела; </li></ul><ul><li>1,23 мГр - для щитовидной железы; </li></ul><ul><li>1,4 мГр - для открытых участков кожи. </li></ul><ul><li>Полученные данные существенно ниже значений, регламентируемых НРБУ, не требуется выполнение неотложных контрмер (укрытие и эвакуация) за пределами СЗЗ. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  22. 22. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов <ul><li>5.1 Характеристика реакторных установок </li></ul><ul><li>В качестве проектов-аналогов рассматриваются энергоблоки 1000МВт: </li></ul><ul><li>проект с РУ В-320; </li></ul><ul><li>энергоблоки с РУ В-392У (референтный энергоблок с РУ В-392Б); </li></ul><ul><li>энергоблоки АЭС Тяньвань с РУ В-428; </li></ul><ul><li>энергоблоки АЭС Куданкулам с РУ В-412; </li></ul><ul><li>энергоблоки АЭС Белене с РУ В-466Б, </li></ul><ul><li>а также энергоблоки 1200 МВт проект АЭС-2006 с РУ В-392М. </li></ul><ul><li>Подробная информация по РУ будет представлена в докладе ОКБ ГП. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  23. 23. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов <ul><li>Для всех рассматриваемых энергоблоков применяется однотипная реакторная установка при этом для ряда энергоблоков (в том числе №3,4 ХАЭС) за счет усовершенствованных технологических решений предусматривается увеличенный проектный ресурс оборудования (до 60 лет для корпуса реактора и парогенератора и 50 лет для реакторной установки в целом). </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  24. 24. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов <ul><li>5.2 Конфигурация систем безопасности </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  25. 25. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  26. 26. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  27. 27. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов <ul><li>5.3 Анализ влияния отличий на обеспечение функций безопасности: </li></ul><ul><li>Количество каналов систем безопасности: </li></ul><ul><li>Отличия в количестве каналов безопасности основаны на подходе, при котором четырехканальные системы позволяют один из каналов выводить в ремонт на длительное время по сравнению с трехканальной системой, для которой обосновано время вывода канала не более чем на 72 часа. Этот фактор относится в значительной степени к технико-экономическим показателям, а не влияющим на безопасность. </li></ul><ul><li>При трехканальной системе обеспечиваются функции безопасности. Увеличение каналов принципиально не влияет на критерии безопасности. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  28. 28. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов <ul><li>СПОТ и ДСПЗАЗ </li></ul><ul><li>Отличия связаны с различными техническими решениями по отводу тепла по второму контуру при полном обесточивании энергоблока и возможными течами теплоносителя первого контура. Функция отвода тепла по второму контуру при полном обесточивании энергоблока обеспечивается СПОТ, а подпитка первого контура осуществляется ДСПЗАЗ. Временные характеристики сохранения функций определяются запасом воды в гидроемкостях ДСПЗАЗ и техническими решениями по СПОТ в части отвода тепла к конечному поглотителю. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  29. 29. <ul><li>Предлагаемый вариант СПОТ с отводом тепла окружающему воздуху обеспечивает длительный отвод тепла (не менее 24 часов). </li></ul><ul><li>Технические решения ДСПЗАЗ обеспечивают безопасность в режиме обесточивания в течении 24 часов (уточняется на стадии «проект»). </li></ul><ul><li>С учетом изложенного, решения, предлагаемые для энергоблоков № 3,4 сопоставимы с аналогичными решениями других энергоблоков. </li></ul>5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  30. 30. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов <ul><li>Ловушка расплава активной зоны </li></ul><ul><li>Проект энергоблоков №3,4 не предусматривает установку «ловушки». При этом следует обратить внимание, что вероятностные показатели (результаты ВАБ-2 уровня) для всех энергоблоков получены без учета «ловушки». Функции локализации без сооружения «ловушки» для «тяжелых» аварий обеспечиваются за счет: </li></ul><ul><li>наличия пассивных систем безопасности, предотвращающих возникновение запроектных аварий и ограничивающих их последствия. </li></ul><ul><li>применения специальных дополнительных мероприятий, обеспечивающих отвод тепла от реакторной установки и защиту от повышения давления в ЗО. </li></ul><ul><li>В качестве таких мероприятий могут рассматриваться: </li></ul><ul><li>мобильные установки электроснабжения; </li></ul><ul><li>мобильные установки подачи охлаждающей среды; </li></ul><ul><li>средства контроля состояния оборудования и систем в аварийных условиях ; </li></ul><ul><li>мероприятия по предотвращению повреждения защитной оболочки. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  31. 31. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов <ul><li>Защитная оболочка </li></ul><ul><li>Отличие в части конструкции защитной оболочки связано с тем, что в проектах энергоблоков с РУ В-392 используется «двойная» защитная оболочка, в энергоблоках №3, 4 - «одинарная». </li></ul><ul><li>Предполагаемая к применению на энергоблоках   №3, 4 конструкция «одинарной» защитной оболочки обеспечивает ее функциональную надежность при всех рассматриваемых внутренних и внешних воздействиях (они одинаковы для «одинарной» и «двойной» оболочки). Также обеспечивается критерий ЧПАВ на уровне 1 . 10 -7 . </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  32. 32. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов <ul><li>Расчетные обоснования, выполненные на стадии ТЭО, показали, что радиационные воздействия на население и окружающую среду обеспечивают не превышение уровня радиационного воздействия. </li></ul><ul><li>В части СЗЗ обеспечивается условие отсутствия необходимости в отселении населения за ее границами. </li></ul><ul><li>Вопрос уменьшения СЗЗ для условий ХАЭС не является актуальным, т.к. размер СЗЗ определяется действующими энергоблоками. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  33. 33. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов <ul><li>В части устойчивости защитной оболочки от воздействия падающего летательного аппарата необходимо отметить: </li></ul><ul><li>отсутствуют конкретные, нормативные требования по учету воздействия; </li></ul><ul><li>в качестве важной оценки в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ должна использоваться вероятностная оценка такого исходного события. </li></ul><ul><li>Информация по вопросу вероятностной оценки и планируемым действиям на последующей стадии была представлена выше. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  34. 34. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений проектов-аналогов <ul><li>5.5 Референтность технических решений </li></ul><ul><li>В соответствии с действующими НТД необходимо использовать опробованную инженерную практику. </li></ul><ul><li>В данном проекте референтность основывается на референтности технических решений проектов-аналогов, влияющих на безопасность. </li></ul><ul><li>Более подробно указанные вопросы рассматриваются в докладах ОКБ ГП и ОАО АЭП. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  35. 35. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и решений проектов-аналогов <ul><li>5.6 Учет опыта эксплуатации действующих энергоблоков: </li></ul><ul><li>предусматривается учет опыта эксплуатации и повышения безопасности действующих энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000; </li></ul><ul><li>предусматривается реализация в полном объеме мероприятий в соответствии с Комплексной (сводной) программой повышения безопасности действующих энергоблоков Украины, при этом конкретные решения могут уточняться с учетом: </li></ul><ul><li>отличий конфигурации энергоблоков №3,4 от энергоблоков с РУ В-320; </li></ul><ul><li>применением нового или модернизированного оборудования, т.к. предусматривается разработка нового проекта. </li></ul><ul><li>при разработке проекта энергоблоков №3,4 будет использован опыт выполнения анализов безопасности, включая работы, которые в настоящее время выполняются в соответствии с «Программой АЗПА»; </li></ul><ul><li>учет указанных выше положений обеспечит в том числе соответствие требованиям НД по безопасности. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  36. 36. 6 Анализ факторов, вытекающих из уроков аварий на АЭС Фукусима <ul><li>В соответствии с имеющимися рекомендациями по подобным анализам рассматриваются следующие направления </li></ul><ul><li>6.1 Анализ экстремальных внешних факторов, характерных для площадки АЭС и их влияния на выполнение функций безопасности. </li></ul><ul><li>Результаты данного анализа были изложены выше и показали, что отсутствуют опасные факторы, которые могут привести к нарушению функций безопасности. </li></ul><ul><li>6.2 Постулируемые отказы функций безопасности в результате: </li></ul><ul><li>потери электроснабжения, включая аварийные источники; </li></ul><ul><li>потеря отвода тепла от РУ; </li></ul><ul><li>совмещение указанных событий. </li></ul><ul><li>Предусмотренные при проектировании дополнительные решения по безопасности, в том числе пассивные системы, существенно повышают уровень безопасности с учетом уроков «Фукусимы». </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  37. 37. 6 Анализ факторов, вытекающих из уроков аварий на АЭС Фукусима <ul><li>6.3 В настоящее время начаты работы по разработке дополнительной целевой переоценке безопасности для действующих АЭС на всех площадках, включая площадку ХАЭС. </li></ul><ul><li>На базе выполненных и уточненных анализов запроектных и тяжелых аварий будут определены необходимые мероприятия для предотвращения повреждения герметичного контура и существенного повышения радиационного выброса за пределы СЗЗ. </li></ul><ul><li>На основании предварительных данных в качестве таких мероприятий могут быть: </li></ul><ul><li>мобильные установки электроснабжения; </li></ul><ul><li>мобильные установки подачи охлаждающей среды в I контур, II контур и для охлаждения БВ; </li></ul><ul><li>система защиты оболочки с организацией сброса парогазовой среды через фильтры; </li></ul><ul><li>система удаления водорода ; </li></ul><ul><li>средства контроля состояния оборудования и систем в аварийных условиях . </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  38. 38. 6 Анализ факторов, вытекающих из уроков аварий на АЭС Фукусима <ul><li>Все указанные выше решения, определенные по результатам анализов для ХАЭС, будут учтены на стадии «проект». </li></ul><ul><li>При этом результаты анализов будут уточнены с учетом отличия конфигурации энергоблоков №3,4 от действующих энергоблоков в первую очередь в связи с наличием дополнительных пассивных систем безопасности, направленных на предотвращение тяжелых аварий и ограничение их последствий. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  39. 39. Общий вывод <ul><li>Результаты оценки уровня безопасности показывают, что предлагаемые технические решения по энергоблокам №3,4 в части реакторной установки В-392У и конфигурации энергоблока в том числе систем безопасности: </li></ul><ul><li>соответствуют требованиям действующих НД; </li></ul><ul><li>обеспечивают приемлемый уровень безопасности; </li></ul><ul><li>находятся на сопоставимом уровне современных энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000. </li></ul>ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  1. A particular slide catching your eye?

    Clipping is a handy way to collect important slides you want to go back to later.

×