Your SlideShare is downloading. ×
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
КИЭП
Upcoming SlideShare
Loading in...5
×

Thanks for flagging this SlideShare!

Oops! An error has occurred.

×
Saving this for later? Get the SlideShare app to save on your phone or tablet. Read anywhere, anytime – even offline.
Text the download link to your phone
Standard text messaging rates apply

КИЭП

2,066

Published on

НТС Энергоатома, июнь 2011

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
2,066
On Slideshare
0
From Embeds
0
Number of Embeds
3
Actions
Shares
0
Downloads
24
Comments
0
Likes
0
Embeds 0
No embeds

Report content
Flagged as inappropriate Flag as inappropriate
Flag as inappropriate

Select your reason for flagging this presentation as inappropriate.

Cancel
No notes for slide

Transcript

  • 1. Концепция обеспечения уровня безопасности энергоблоков №3,4 планируемых к сооружению на площадке ХАЭС ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 2. Основные принципы, принятые эксплуатирующей организацией, по энергоблокам №3 и 4 Хмельницкой АЭС
    • Безусловное выполнение требований действующих НД Украины с учетом рекомендаций МАГАТЭ и требований EUR;
    • Применение современной РУ с эволюционным развитием технологии ВВЭР ;
    • Применение дополнительных пассивных систем для повышения уровня безопасности ;
    • Использование новых решений, имеющих референтность на энергоблоках с ВВЭР ;
    • Учет опыта эксплуатации действующих энергоблоков с РУ ВВЭР-1000, включая реализацию действующих программ модернизации ;
    • Улучшение технико-экономических и эксплуатационных показателей .
    • Повышение надежности основного и вспомогательного оборудования, включая увеличение проектного срока эксплуатации.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 3. 1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4
    • 1.1. Основное оборудование:
    • 1) Реакторная установка В-392У (референтные энергоблоки №5,6 Балаковской АЭС) в составе:
    • реактора;
    • четырех циркуляционных петель, каждая из которых включает:
    • парогенератор ПГВ-1000МК;
    • ГЦН типа ГЦНА-1391;
    • ГЦТ диаметром 850 мм.
    • Проектный срок эксплуатации:
    • Корпус реактора – 60 лет;
    • Парогенератор – 60 лет;
    • Реакторная установка в целом – 50 лет.
    • 2) Турбоустановка К-1000-60/1500-2м с учетом модернизации, включая увеличение установленной мощности до 1100 МВТ.
    • 3) Тип генератора уточняется на стадии проект.
    • 4) Применение современной АСУ ТП, которая разрабатывается украинскими предприятиями с учетом положительного опыта разработки АСУ ТП для действующих энергоблоков Украины.
    • 5) Проектный срок эксплуатации энергоблока – 50 лет.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 4. 1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4
    • 1.2. Дополнительные решения для повышения уровня безопасности
    • 1.2.1 Дополнительные системы безопасности:
    • 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.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 5. 1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4
    • 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.
    • 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.
    • Система удаления водорода с применением пассивных рекомбинаторов
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 6. 1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4
    • 1.2.2 Комплекс решений по преодолению аварий, связанных с течью теплоносителя из первого контура во второй
    • 1.2.3 Технические возможности реализации дополнительных решений.
    • Компоновка дополнительных систем безопасности подтверждена на уровне проекта энергоблока №5 аналога Балаковской АЭС.
    • На стадии ТЭО выполнена предварительная проработка компоновочных решений по размещению:
    • теплообменников СПОТ выше отметки 45,600 обстройки реакторного отделения с разными вариантами организации подводящих и отводящих воздуховодов и «защитного» купола;
    • гидроемкостей 2-й ступени на отметке 36,900 в герметичном объеме реакторного отделения;
    • баков СБВБ на отметке 25,700 в герметичном объеме реакторного отделения.
    • На стадии ТЭО проработаны условия монтажа и, возможного, демонтажа парогенераторов.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 7.
    • 1.3 Особенности сооружения энергоблоков №3,4:
    • Предусматривается сохранение принципиальных технических и компоновочных решений основных зданий и сооружений с учетом усовершенствований технологических решений
    • Использование существующих строительных конструкций основных зданий и сооружений с учетом реализации комплекса ремонтно-восстановительных работ по результатам обследования и оценки технического состояния
    • Использование существующей общестанционной инфраструктуры ХАЭС, которая обеспечивает эксплуатацию четырех энергоблоков ВВЭР-1000 с учетом необходимой модернизации/реконструкции отдельных объектов
    1 Общая информация о конфигурации энергоблоков №3,4 ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 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. 2 Основные требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности
    • 2.1 Нормативная база
    • 2.1.1 НПА и НД Украины:
    • Предварительный анализ показывает, что с учетом новых и усовершенствованных решений требования действующих НД Украины будут обеспечены в полном объеме для энергоблоков №3,4.
    • 2.1.2 Рекомендации и нормы проектирования МАГАТЭ:
    • 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.)
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 10. 2 Основные требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности
    • 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 .
    • По результатам миссии подтверждено, что требования выполняются в полном объеме за исключением:
    • Учета при проектировании сейсмических воздействий с ускорением на уровне земли и ниже 0,1 g ;
    • учета «тяжелых аварий»;
    • выполнения квалификации оборудования;
    • учета фактора старения при анализе безопасности;
    • реализация систем контроля и удаления водорода.
    • Все указанные требования учитываются на стадии проектирования энергоблоков №3,4.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 11.
    • 2.2 Принципы безопасности:
    • В проекте энергоблоков № 3,4 будут реализованы все принципы и критерии безопасности, которые определены действующими НД.
    2 Основные требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 12. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС
    • В документах ОАБ действующих энергоблоков №1,2 ХАЭС и ТЭО сооружения энергоблоков №3,4 определены природные и техногенные воздействия, характерные для площадки АЭС.
    • Ниже представлен анализ экстремальных значений этих факторов с точки зрения влияния на функции безопасности.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 13. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС
    • 3.1 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных воздействиях
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 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. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 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. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 18. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС
    • 3.2 Обеспечение функций безопасности при техногенных воздействиях
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 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. 3 Обеспечение функций безопасности при экстремальных природных и техногенных условиях, характерных для площадки ХАЭС ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 21. 4 Обеспечение радиологических критериев безопасности
    • 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):
    • 3,25∙10-3 мЗв - для всего тела;
    • 1,31∙10-3 мГр - для щитовидной железы;
    • 2,34∙10-3 мГр - для открытых участков кожи
    • 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):
    • 1,1∙10-1 мЗв - для всего тела;
    • 1,23 мГр - для щитовидной железы;
    • 1,4 мГр - для открытых участков кожи.
    • Полученные данные существенно ниже значений, регламентируемых НРБУ, не требуется выполнение неотложных контрмер (укрытие и эвакуация) за пределами СЗЗ.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 22. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов
    • 5.1 Характеристика реакторных установок
    • В качестве проектов-аналогов рассматриваются энергоблоки 1000МВт:
    • проект с РУ В-320;
    • энергоблоки с РУ В-392У (референтный энергоблок с РУ В-392Б);
    • энергоблоки АЭС Тяньвань с РУ В-428;
    • энергоблоки АЭС Куданкулам с РУ В-412;
    • энергоблоки АЭС Белене с РУ В-466Б,
    • а также энергоблоки 1200 МВт проект АЭС-2006 с РУ В-392М.
    • Подробная информация по РУ будет представлена в докладе ОКБ ГП.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 23. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов
    • 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).
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 24. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов
    • 5.2 Конфигурация систем безопасности
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 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. 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. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов
    • 5.3 Анализ влияния отличий на обеспечение функций безопасности:
    • Количество каналов систем безопасности:
    • 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.
    • При трехканальной системе обеспечиваются функции безопасности. Увеличение каналов принципиально не влияет на критерии безопасности.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 28. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов
    • СПОТ и ДСПЗАЗ
    • 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.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 29.
    • Предлагаемый вариант СПОТ с отводом тепла окружающему воздуху обеспечивает длительный отвод тепла (не менее 24 часов).
    • Технические решения ДСПЗАЗ обеспечивают безопасность в режиме обесточивания в течении 24 часов (уточняется на стадии «проект»).
    • С учетом изложенного, решения, предлагаемые для энергоблоков № 3,4 сопоставимы с аналогичными решениями других энергоблоков.
    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. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов
    • Ловушка расплава активной зоны
    • 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:
    • наличия пассивных систем безопасности, предотвращающих возникновение запроектных аварий и ограничивающих их последствия.
    • применения специальных дополнительных мероприятий, обеспечивающих отвод тепла от реакторной установки и защиту от повышения давления в ЗО.
    • В качестве таких мероприятий могут рассматриваться:
    • мобильные установки электроснабжения;
    • мобильные установки подачи охлаждающей среды;
    • средства контроля состояния оборудования и систем в аварийных условиях ;
    • мероприятия по предотвращению повреждения защитной оболочки.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 31. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов
    • Защитная оболочка
    • 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».
    • 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 .
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 32. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов
    • Расчетные обоснования, выполненные на стадии ТЭО, показали, что радиационные воздействия на население и окружающую среду обеспечивают не превышение уровня радиационного воздействия.
    • В части СЗЗ обеспечивается условие отсутствия необходимости в отселении населения за ее границами.
    • Вопрос уменьшения СЗЗ для условий ХАЭС не является актуальным, т.к. размер СЗЗ определяется действующими энергоблоками.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 33. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений альтернативных проектов
    • В части устойчивости защитной оболочки от воздействия падающего летательного аппарата необходимо отметить:
    • отсутствуют конкретные, нормативные требования по учету воздействия;
    • в качестве важной оценки в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ должна использоваться вероятностная оценка такого исходного события.
    • Информация по вопросу вероятностной оценки и планируемым действиям на последующей стадии была представлена выше.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 34. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и аналогичных решений проектов-аналогов
    • 5.5 Референтность технических решений
    • В соответствии с действующими НТД необходимо использовать опробованную инженерную практику.
    • В данном проекте референтность основывается на референтности технических решений проектов-аналогов, влияющих на безопасность.
    • Более подробно указанные вопросы рассматриваются в докладах ОКБ ГП и ОАО АЭП.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 35. 5 Анализ сравнения технических решений принятых при сооружении энергоблоков №3,4 и решений проектов-аналогов
    • 5.6 Учет опыта эксплуатации действующих энергоблоков:
    • предусматривается учет опыта эксплуатации и повышения безопасности действующих энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000;
    • 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:
    • отличий конфигурации энергоблоков №3,4 от энергоблоков с РУ В-320;
    • применением нового или модернизированного оборудования, т.к. предусматривается разработка нового проекта.
    • при разработке проекта энергоблоков №3,4 будет использован опыт выполнения анализов безопасности, включая работы, которые в настоящее время выполняются в соответствии с «Программой АЗПА»;
    • учет указанных выше положений обеспечит в том числе соответствие требованиям НД по безопасности.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 36. 6 Анализ факторов, вытекающих из уроков аварий на АЭС Фукусима
    • В соответствии с имеющимися рекомендациями по подобным анализам рассматриваются следующие направления
    • 6.1 Анализ экстремальных внешних факторов, характерных для площадки АЭС и их влияния на выполнение функций безопасности.
    • Результаты данного анализа были изложены выше и показали, что отсутствуют опасные факторы, которые могут привести к нарушению функций безопасности.
    • 6.2 Постулируемые отказы функций безопасности в результате:
    • потери электроснабжения, включая аварийные источники;
    • потеря отвода тепла от РУ;
    • совмещение указанных событий.
    • Предусмотренные при проектировании дополнительные решения по безопасности, в том числе пассивные системы, существенно повышают уровень безопасности с учетом уроков «Фукусимы».
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 37. 6 Анализ факторов, вытекающих из уроков аварий на АЭС Фукусима
    • 6.3 В настоящее время начаты работы по разработке дополнительной целевой переоценке безопасности для действующих АЭС на всех площадках, включая площадку ХАЭС.
    • 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.
    • На основании предварительных данных в качестве таких мероприятий могут быть:
    • мобильные установки электроснабжения;
    • мобильные установки подачи охлаждающей среды в I контур, II контур и для охлаждения БВ;
    • система защиты оболочки с организацией сброса парогазовой среды через фильтры;
    • система удаления водорода ;
    • средства контроля состояния оборудования и систем в аварийных условиях .
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 38. 6 Анализ факторов, вытекающих из уроков аварий на АЭС Фукусима
    • Все указанные выше решения, определенные по результатам анализов для ХАЭС, будут учтены на стадии «проект».
    • 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.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»
  • 39. Общий вывод
    • 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:
    • соответствуют требованиям действующих НД;
    • обеспечивают приемлемый уровень безопасности;
    • находятся на сопоставимом уровне современных энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000.
    ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «ЭНЕРГОПРОЕКТ»

×