Основные характеристики АЭС и технологическая схема
advertisement
ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 2 ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СХЕМА АЭС И 2.1. ТИП РЕАКТОРА И ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СХЕМА Для ЦентральнойАЭС предусматривается разработка энергоблоков № 1 и № 2 суммарной мощностью не менее 2396 МВт с использованием реакторной установки ипа В-392М. В качестве турбогенераторной установки для энергоблоков № 1 и № 2 Центральной АЭС принимается тихоходная турбогенераторная установка (со скоростью вращения 1500 об/мин, мощностью 1198 МВт (эл.) производства ОАО «Альстом Атомэнергомаш»). Основные целевые показатели АЭС должны быть не ниже: - установленная номинальная мощность одного энергоблока - не менее 1 170 МВт(э); - срок службы энергоблока - 50 лет; - коэффициент полезного действия (нетто) - не менее 34,7 %; - среднегодовой коэффициент готовности к работе на установленной номинальной мощности - 0,92; -прогнозное значение коэффициента использования установленной мощности энергоблока (КИУМ) - 0,90; - расход электроэнергии на собственные нужды станции - не более 7,0 % от выработки; - удельная численность промышленно-производственного персонала при условии сервисного обслуживания - 0,43 чел./МВт. На рисунке 2.1.1 представлена принципиальная технологическая схема энергоблока с реакторной установкой В-392М. Первый контур - радиоактивный. Он состоит из реактора, четырех главных циркуляционных петель, четырех главных циркуляционных насосов, греющих частей четырех парогенераторов и одного парового компенсатора давления. Второй контур - нерадиоактивный. Он состоит из паропроизводительной части парогенераторов, паропроводов свежего пара, одного турбоагрегата, включающего в себя турбоустановку и турбогенератор, конденсатных насосов, системы регенеративных подогревателей низкого давления, системы основного конденсата, деаэраторов, системы питательной воды, включая питательные насосы и системы регенеративных подогревателей высокого давления. Из паропроизводительной части парогенераторов пар по четырем паропроводам, которые содержат четыре коробки клапанов (каждая из которых состоит из одного главного стопорного клапана и одного регулирующего клапана) поступает в внешний корпус ВД через четыре патрубка, расположенных в верхней и нижней половинах корпуса. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 17 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 Пройдя проточную часть ВД, отработанный пар по паропроводам попадает в два СПП, где происходит сепарирование, а затем промперегрев пара. Затем поток перегретого и сухого пара по четырем паропроводам (каждый паропровод содержит стопорный и отсечной клапаны) через четыре патрубка, расположенных в верхней и нижней половинах попадает в часть среднего давления совмещенного корпуса. В проточной части СД пар проходит в противоположном направлении относительно проточной части ВД и через выхлопной корпус СД по перепускным трубам СД-НД попадает в ЦНД. Проходя через ЦВД, ЦСД и ЦНД пар отдает свою энергию турбине. При этом происходит переход тепловой энергии в энергию вращения ротора турбины. Генератор, ротор которого находится на одном валу с ротором турбины, преобразует механическую энергию вращения ротора в электрическую. Электрические системы АЭС состоят из: системы выработки электроэнергии и ее выдачи в энергосистему; - системы электроснабжения собственных нужд. На энергоблоке предусматриваются следующие системы электроснабжения собственных нужд: - система нормальной эксплуатации (НЭ); - система надежного электроснабжения нормальной эксплуатации (СНЭ НЭ); - система аварийного электроснабжения (САЭ). Проект энергоблока включает в себя ряд систем нормальной эксплуатации, образующих единый комплекс и обеспечивающих работу АЭС в различных режимах. Часть этих систем изображена на принципиальной технологической схеме энергоблока. Основными системами нормальной эксплуатации являются: - система продувки-подпитки 1 контура; - система дренажей и организованных протечек 1 контура; - система газовых сдувок; - система дистиллата; - система сжатого воздуха для пневмоприводов арматуры; - система подачи вод бассейна выдержки на очистку - системы спецводоочистки; - система охлаждения потребителей здания турбины; - система циркуляционной воды здания турбины; - системы промконтура неответственных потребителей; - системы вентиляции и кондиционирования; - системы обращения с ядерным топливом и активированными элементами; - система электроснабжения нормальной эксплуатации. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 18 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 Помимо систем, непосредственно участвующих в процессе производства электроэнергии, на схеме изображены системы безопасности, предназначенные для предотвращения проектных аварий или ограничения их последствий. Системы безопасности, реализованные в проекте АЭС с реакторной установкой В-392М, построены на активном и пассивном принципе действия. В состав активной части систем безопасности входят: - система аварийного и планового расхолаживания 1 контура и охлаждения бассейна выдержки; - система спринклерная; - система аварийного ввода бора; - система аварийного расхолаживания ПГ; - система охлаждения бассейна выдержки; - система промконтура ответственных потребителей реакторного отделения; - система трубопроводов охлаждающей воды ответственных потребителей; - система БРУ-А; - система отсечения главных паропроводов (БЗОК); - обеспечивающие системы вентиляции и кондиционирования; - система аварийного электроснабжения (САЭ), включающая дизель-генераторы и аккумуляторные батареи; - система аварийного газоудаления. В состав пассивной части систем безопасности, входят: - система пассивного отвода тепла (СПОТ); - система гидроемкостей первой ступени (пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны); - гидроемкости второй ступени системы пассивного залива активной зоны (ГЕ II ступени); - система защиты первого и второго контуров от превышения давления (ИПУ КД и ИПУ ПГ); - система аварийного удаления водорода внутри 30; - система контроля концентрации водорода внутри 30; - пассивная система фильтрации МОП система герметичного ограждения CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 19 АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду ОАО «Атомэнергопроект» Изм. 1 30.11.09 Рисунок 2.1.1 - Принципиальная технологическая схема энергоблока с реакторной установкой В-392М CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 20 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 2.2 СИСТЕМЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС И ЛОКАЛИЗАЦИИ АВАРИЙ В соответствии с концепцией глубоко эшелонированной защиты в проекте предусмотрены системы безопасности, предназначенные для выполнения следующих основных функций безопасности: - аварийного останова реактора и поддержания его в подкритическом состоянии; - аварийного отвода тепла от реактора; - удержания радиоактивных веществ в установленных границах. По характеру выполняемых функций системы безопасности разделяются на защитные, локализующие, обеспечивающие, управляющие. Согласно НП-001-97 (ОПБ-88/97), защитные системы (элементы) безопасности - системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества. Защитные системы безопасности должны обеспечивать отвод тепла от реакторной установки, аварийный останов реактора и поддержание его в подкритическом состоянии в любых режимах нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии. К защитным системам безопасности относятся: - Система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки. - Система аварийного ввода бора. - Пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны. - Система защиты первого контура от превышения давления. - Система защиты второго контура от превышения давления. - Система аварийного газоудаления. - Система аварийного расхолаживания парогенераторов. - Система отсечения главных паропроводов. - Система гидроемкостей второй ступени (пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны). - Система пассивного отвода тепла. - Система охлаждения бассейна выдержки. Согласно НП-001-97 (ОПБ-88/97) локализующие системы безопасности (ЛСБ) - это системы, предназначенные для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и излучений за установленные проектом границы и выхода их в окружающую среду. В проекте такой границей является двойная защитная оболочка К локализующим системам безопасности относятся: CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 21 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 - Система герметичного ограждения. - Спринклерная система. - Система удержания и охлаждения расплавленной активной зоны вне реактора. - Пассивная система фильтрации межоболочечного пространства. - Система контроля концентрации и аварийного удаления водорода под защитной оболочкой. Согласно НП-001-97 (ОПБ-88/97) обеспечивающие системы безопасности - это системы (элементы), предназначенные для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий для их функционирования. К обеспечивающим системам безопасности относятся: - Система трубопроводов охлаждающей воды ответственных потребителей. - Система промконтура ответственных потребителей. - Система холодоснабжения ответственных потребителей. - Система аварийного электроснабжения. К управляющим системам безопасности относятся: - Система управления и защиты реакторной установки; - Система безопасности по технологическим параметрам. В принятой для Центральной АЭС структуре систем безопасности реализованы следующие основные принципы концепции глубокоэшелонированной защиты: 1 Принцип единичного отказа. 2 Принцип резервирования. 3 Принцип разнообразия. 4 Принцип физического разделения. 5.Принцип управления запроектными авариями. С учетом изложенных принципов принята за основу следующая структурная схема построения систем безопасности: Активные каналы Два полностью независимых канала СБ, включающие в свой состав оборудование, трубопроводы, системы, предназначенные для выполнения защитных, локализующих, обеспечивающих и управляющих функций безопасности; все элементы этих двух каналов вносят вклад: - в обоснование выполнения детерминистических требований к анализу безопасности (п. 1.2.12 ОПБ-88/97); - в определение характеристик вероятностных анализов безопасности (п. 1.2.16, 1.2.19 ОПБ88/97). CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 22 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 Необходимость резервирования элементов внутри каждого канала определено исходя из критериев, перечисленных выше при описании принципа резервирования. Пассивные каналы и устройства Четыре независимых пассивных каналов СБ, включающие в свой состав оборудование, трубопроводы, предназначенные для выполнения функций безопасности при авариях, предаварийных ситуациях, нарушениях нормальной эксплуатации; все элементы пассивных каналов систем безопасности вносят вклад как в обоснование детерминистических требований, так и в характеристики вероятностных анализов безопасности. Описание технологических систем безопасности и рисунки схем систем безопасности приведено в Разделе Основные технологические решения, подраздел 3.1.6. 2.3.ОПИСАНИЕ СИСТЕМ ОХЛАЖДЕНИЯ И ТЕХНИЧЕСКОГО ВОДОСНАБЖЕНИЯ 2.3.1 Система циркуляционного и технического водоснабжения Системы охлаждения являются основными потребителями технической воды. В зависимости от требований, предъявляемых к теплообменному оборудованию (надежность водоснабжения и охлаждения) и к технической охлаждающей воде (температура, расход, напор и показатели качества) предусмотрено три системы охлаждения. 2.3.2 Система технического водоснабжения конденсаторов турбин, обеспечивающая отвод тепла от конденсаторов - система основной охлаждающей воды здания UMA (РАВ10) В качестве охладителей в системах основной охлаждающей воды здания UMA (РАВ10) предусмотрена башенная испарительная градирня с противоточной схемой движения теплоносителя воды и воздуха. Система основной охлаждающей воды здания UMA (РАВ10) запроектирована по одноподъёмной оборотной схеме, независимой для каждого энергоблока. В состав системы входят следующие компоненты: - блочная насосная станция; - напорные водоводы к зданию турбины; - водоводы к градирням; - башенная испарительная градирня; - отводящие каналы; - водоприёмная камера; - напорные трубопроводы продувки. Насосы в блочной насосной станции (URS) забирают воду из закрытого подводящего канала и по напорным водоводам подают её в здание UMA на конденсаторы тур- CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 23 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 бин. После потребителей нагретая вода под остаточным напором по сливным водоводам поступает на стояк градирни. Качество охлаждающей воды обеспечивает безнакипный режим работы тепло-обменного оборудования. Расход основной охлаждающей воды на охлаждение конденсаторов одного блока составляет 143680 м3/ч при номинальном режиме работы. 2.3.3 Система технического водоснабжения потребителей здания UMA, обеспечивающая отвод тепла от оборудования здания турбины - система охлаждения потребителей здания UMA (РСВ) Система охлаждения потребителей нормальной эксплуатации в здании турбины РСВ предназначена для отвода тепла от потребителей здания турбины (охладителей генератора, охладителей двигателей и подшипников ПЭН и ВПЭН, маслоохладителей системы смазки турбины, охладителей системы отбора проб АХК и т. п.) во всех режимах нормальной эксплуатации. Насосы, установленные в блочной насосной станции (URS), забирают воду из закрытого подводящего канала и по напорным водоводам подают её в здание UMA к потребителям здания турбины. После потребителей нагретая вода под остаточным напором по сливным водоводам поступает на стояк градирни. Расход охлаждающей воды на потребителей здания UMA составляет 5500 м3/ч 2.3.4 Система технического водоснабжения ответственных потребителей и РДЭС, обеспечивающая отвод тепла от промконтуров охлаждения потребителей реакторного отделения - система охлаждения ответственных потребителей (РЕ) Система охлаждающей воды ответственных потребителей РЕ предназначена для отвода тепла к конечному поглотителю (брызгальный бассейн) от потребителей, расположенных в зданиях UKA и UKC а также от резервной дизельной электростанции и от потребителей комплекса холодоснабжения ответственных потребителей, расположенных в зданиях аварийного электроснабжения и управляющих систем безопасности UBN, во всех режимах работы блока, включая аварийные. Для Центральной АЭС предусматривается оборотная система охлаждения системы РЕ с охлаждением воды в брызгальном бассейне. CN10.С.120.&.&&&&&&.05&&&.077.ТН.0001 Обоснование инвестиций 24 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 2.4 ХОЗЯЙСТВЕННО-ПИТЬЕВОЕ ВОДОСНАБЖЕНИЕ, КАНАЛИЗАЦИЯ И ОЧИСТКА СТОЧНЫХ ВОД В качестве источника водоснабжения промплощадки Центральная АЭС рассматриваются как подземные, так и поверхностные воды. Основное водопотребление в поселках и деревнях Буйского района осуществляется из колодцев и скважин за счет подземных вод. В то время как, в районном центре г. Буй водоснабжение централизованное и водозабор организован из реки Кострома. Основными водоносными горизонтами, активно эксплуатирующимися для водоснабжения местным населением, являются: нижне-верхнечетвертичный (межморенный) водно-ледниковый водоносный комплекс), нижне-верхнечетвертичный аллювиально — флювиогляциальный, ледниковый водоносный горизонт, татарско-оленекский водоносный комплекс. Эксплуатационные запасы пресных подземных вод дочетвертичных отложений на данной территории не разведаны, но, судя по результатам опробования скважин (главным образом сторонних организаций), их запасы весьма ограничены. Для подтверждения необходимо бурение опытноэксплуатационных скважин. Эксплуатационные запасы грунтовых вод четвертичных отложений также невелики и могут быть использованы одиночными потребителями в небольших объемах. Источниками поверхностных вод для питьевого водоснабжения могут быть основные водотоки района - р. Кострома и р. Тебза. По химическому составу вод в соответствии с ГОСТ 2761-84* поверхностные водные объекты могут быть отнесены к источникам питьевого водоснабжения 3-го класса. Для приведения показателей качества воды в соответствие с требованиями Сан-ПиН 2.1.4.1074-01 «Питьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды централизованных систем питьевого водоснабжения. Контроль качества»», предъявляемыми к качеству питьевой воды, проектом предусматривается комплекс водопроводных сооружений по подготовке воды питьевого качества. Схема очистки воды и требуемые реагенты для каждого конкретного источника устанавливаются на основе технологических исследований или опыта работы сооружений в аналогичных условиях. На промплощадке Центральной АЭС запроектированы раздельные системы водоснабжения: - водопровод хозяйственно-питьевой; водопровод технической воды; водопровод противопожарный. В соответствии с качественными характеристиками сточных вод, образующихся в процессе эксплуатации Центральной АЭС, проектом предусматриваются следующие системы канализации: CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 25 ОАО «Атомэнергопроект» - АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 канализация бытовая зоны свободного доступа; канализация бытовая зоны контролируемого доступа; канализация дождевая; канализация нефтесодержащих вод. На площадке АЭС основными потребителями питьевой воды являются: эксплуатационный персонал; - привлекаемый ремонтный персонал; души (в бытовых помещениях и санпропускниках); столовая и буфет; лаборатории; спецпрачечная и чистое отделение прачечной; системы кондиционирования воздуха и т.д. Расходы воды на хозяйственно-питьевые нужды определены на основании действующих норм и правил СНиП 2.04.02-84. Расчетные расходы составляют: - максимальный суточный - 745,6 м3/сут; максимальный часовой - 133,4 м3/час. В связи с отсутствием второго источника хозяйственно-питьевого водоснабжения на случай химического или радиоактивного загрязнения основного источника, на промплощадке АЭС предусматривается трехсуточный запас воды, который хранится в двух резервуарах, что соответствует требованиям СанПиН 2.6.1.24-03 (СП АС-03). Система водопровода технической воды (из резервуаров противопожарного запаса воды) обеспечивает подачу воды на охлаждение и уплотнение сальников вращающихся механизмов во вспомогательных зданиях и сооружениях, на производственные нужды ремонтных мастерских, полив и др. Расчетные расходы воды в системе производственного водоснабжения составляют: максимальный суточный - 215,0 м3/сут; максимальный часовой - 35,0 м3/час. Заполнение и подпитка резервуаров противопожарного запаса воды предусматривается из системы технического водоснабжения неответственных потребителей. Сбор и отвод бытовых сточных вод предусматривается отдельно для зданий и сооружений зон свободного и контролируемого доступов. К системам сбора и отвода бытовых сточных вод относятся следующие системы: канализация бытовая зоны свободного доступа; канализация бытовая зоны контролируемого доступа. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 26 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 В систему бытовой канализации зоны свободного доступа поступают бытовые стоки из общестанционных зданий и сооружений, а также из зоны свободного доступа основных зданий и сооружений энергоблока, в которых исключена возможность радиоактивного загрязнения стоков. Расчетные расходы бытовых стоков зоны свободного доступа составляют: максимальный суточный - 320 м3/сут; максимальный часовой - 80 м3/час. Схемой канализации бытовых сточных вод зоны свободного доступа (помещения или группа помещений, где отсутствуют источники ионизирующего излучения) предусматривается: - сбор бытовых сточных вод от внутренних систем водоотведения; - отведение сточных вод по самотечным и напорным внутриплощадочным сетям до насосной станции очистных сооружений бытовых сточных вод зоны свободного доступа. В состав очистных входят следующие сооружения: - тангенциальная песколовка; - отстойник - биореактор; - блок биологической, глубокой очистки сточных вод и производственно-вспомогательных помещений; - контактный резервуар; - песковые площадки; - здание механического обезвоживания осадка; - насосная станция доочищенных сточных вод. Биологическая и глубокая очистка бытовых сточных вод обеспечивает следующую степень очистки: - снижение БПК до 3 мг/дмЗ; -звешенных веществ до 3 мг/дмЗ. Бытовые сточные воды зоны свободного доступа, прошедшие полную биологическую и глубокую очистку после обеззараживания подаются в систему технического водоснабжения неответственных потребителей АЭС. Для обезвоживания осадка, удаляемого из илоуплотнителя, предусматриваются иловые площадки с последующим вывозом его в места складирования, согласованные с Роспотребнадзором. В систему бытовой канализации зоны контролируемого доступа поступают бытовые стоки от унитазов в санузлах, расположенных в зоне контролируемого доступа основных зданий и сооружений энергоблока, душевые воды от санпропускников и стоки от спецпрапечной, не относящиеся к радиоактивным отходам (РАО), после контрольных баков. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 27 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 Расчетные расходы бытовых стоков зоны контролируемого доступа составляют: - ксимальный суточный - 150 м3/сут; - симальный часовой - 40 м3/час. Бытовые стоки от зданий и сооружений по самотечным и напорным сетям поступают на очистные сооружения бытовых стоков зоны контролируемого доступа. Для обеспечения требуемого эффекта очистки бытовых стоков зоны контролируемого доступа предусматривается применение многоступенчатой схемы очистки. В качестве первой стадии очистки для удаления грубых механических включений и песка предусматривается фильтрование через устройства фильтрующие самоочищающиеся (УФС) и очистка на тангенциальных песколовках. В качестве второй стадии очистки для удаления органических соединений предусматривается аэробная биологическая очистка, включающая стадии нитрификации, денитрификации, частичной дефосфотации осуществляемые в одноиловой системе с использованием прикрепленного биоценоза активного ила. Полная дефосфотация с применением реагентной обработки коагулянтом и до-очистка осветленных стоков для возможности повторного использования в системе технического водоснабжения ответственных потребителей осуществляется на стадии напорного фильтрования с последующим обеззараживанием ультрафиолетом. Перед сбросом очищенных сточных вод зоны контролируемого доступа в систему технического водоснабжения ответственных потребителей стоки проходят обязательный радиационный контроль. В случае обнаружения активности в стоках, превышающих значение уровня вмешательств (УВнас), стоки направляются в систему очистки трапных вод спецкорпуса. Для обезвоживания осадка, удаляемого из илоуплотнителя, предусматриваются иловые площадкиуплотнители, размещаемые в закрытом помещении. Подобное размещение обоснована необходимостью дозиметрического контроля обезвоженной смеси биопленки и осадка. Площадки рассчитаны на прием осадка в течение полугода с последующим вывозом, после обязательного дозиметрического контроля при не превышении допустимых норм концентрации радиоактивных веществ, на иловые площадки очистных сооружений бытовых стоков зоны свободного доступа. При превышении норм ил подлежит захоронению. С целью снижения риска несанкционированного выхода радиоактивных веществ за пределы зоны контролируемого доступа, бытовые стоки от умывальников в санузлах, от душей в переносных саншлюзах и от лабораторий, расположенных в зоне контролируемого доступа, направляются в систему спецканализации. Для сбора и отведения дождевых и талых вод с территории промплощадки, а также близких к ним по составу производственных стоков предусмотрена канализация дождевая. Суточный расход дождевых стоков при суточном максимуме осадков 62 мм составит 7904,3 м3/сут. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 28 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 Объем дождевого стока от расчетного дождя, отводимого на очистные сооружения, составляет 2996,0 м3. В систему канализации нефтесодержащих вод поступают производственные сточные воды от уплотнения сальников насосов, компрессоров, дренажные воды с полов производственных помещений, дождевые и талые воды из гравийных ям трансформаторов, а также стоки после пожаротушения помещений с маслонаполненным оборудованием. Расчетные расходы стоков, содержащих нефтепродукты, без учета расходов дождевых стоков и собственных нужд очистных сооружений составят: - суточный 441 м3/сут; - часовой 25 м3/час. Очистные сооружения дождевых вод и очистные сооружения вод, содержащих нефтепродукты, предназначены для очистки сточных вод от загрязнений взвешенными веществами и нефтепродуктами, до качества пригодного для повторного использования в цикле АЭС. Проектными решениями исключена возможность попадания в окружающую среду загрязненных и неочищенных стоков. 2.5 СИСТЕМА ОБРАЩЕНИЯ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ Система обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) обеспечивает выполнение следующих операций: - выгрузка отработавших ТВС и ПС СУЗ из реактора в стеллажи бассейна выдержки (БВ) на хранение; - обнаружение и хранение дефектных ТВС; - хранение и снятие остаточных тепловыделений с ТВС; - загрузка отработавших выдержанных ТВС в транспортный контейнер; - дезактивация контейнеров с выдержанными ТВС; - вывоз транспортных контейнеров с отработавшими ТВС из реакторного отделения и установка их на транспортное средство; - внутристанционная транспортировка транспортных контейнеров с отработавшими ТВС. На всех этапах производства работ по перегрузке, транспортированию и хранению отработавшего ядерного топлива обеспечивается биологическая защита обслуживающего персонала, а так же ограничение радиационных воздействий на население и окружающую среду. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 29 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 В соответствии с классификацией систем и элементов АС по НП-001-97 (ОПБ-88/97) система обращения с отработавшим ядерным топливом по назначению является системой нормальной эксплуатации, а по влиянию на безопасность является системой важной для безопасности. Отработавшее топливо хранится в бассейне выдержки (БВ), который расположен в зоне локализации аварии. Вывоз отработавших ТВС из реакторного отделения производится после его выдержки в БВ. Выдержанные отработавшие ТВС вывозятся в транспортных контейнерах. Транспортный контейнер разработан в соответствии с требованиями правил НП-053-04 и МАГАТЭ к упаковкам В (U). Загруженный транспортный контейнер устанавливается на вагон-контейнер, транспортируется на специальную железнодорожную ветку для формирования вагон-контейнерного эшелона и вывозится с территории АЭС. 2.6 ОБРАЩЕНИЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ Основными источниками образования радиоактивных веществ на станции являются продукты деления урана-235 при нейтронном облучении топлива активной зоны, активация нейтронами конструкционных материалов, примесей теплоносителя первого контура и воздуха в приреакторном пространстве. При эксплуатации АЭС образуются жидкие, твердые и газообразные радиоактивные отходы (РАО). Жидкими РАО являются: концентрат солей (кубовый остаток), шламы и пульпы отработавших фильтрующих материалов, образующиеся в процессе переработки жидких радиоактивных сред (ЖРС) (трапных вод) и эксплуатации установок спецводоочистки (СВО). В соответствии с современными требованиями в проекте предусмотрены технологии и технические решения, обеспечивающие минимизацию объёмов образующихся РАО. Отходы относятся к низко- и среднеактивным отходам в соответствии классификацией СП АС-03. Твёрдыми РАО являются отработавшее технологическое оборудование и фильтры системы вентиляции, инструмент, спецодежда, а так же отверждённые жидкие радиоактивные среды. В проекте предусмотрены технологии и технические средства, обеспечивающие переработку, безопасное хранение и транспортировку твёрдых РАО. Образующиеся твердые РАО, за исключением внутриреакторных (категория высокоактивных отходов), относятся к низко- и среднеактивным отходам в соответствии с классификацией СП АС-03. Газообразными РАО являются технологические газовые сдувки из оборудования и баков, содержащих теплоноситель 1 контура, газовые сдувки баков вспомогательных систем, а также воздух систем вентиляции зоны контролируемого доступа. Основным источником загрязнения воздуха помещений реакторного здания при нормальном режиме АЭС, являются неорганизованные протечки теплоносителя первого CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 30 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 контура через неплотности технологического оборудования, расположенного в боксах парогенератора. Радиоактивные отходы являются составной частью работы АЭС и также как АЭС находятся в Федеральной собственности и подлежат временному хранению на территории АЭС. 2.6.1 Обращения с жидкими радиоактивными отходами Система обращения с жидкими радиоактивными отходами включает в себя системы для сбора, переработки, временного хранения и отверждения жидких радиоактивных сред (ЖРС). В основу проектирования системы положено обеспечение сокращения объемов ЖРС и нераспространения их за пределы АЭС. Система обращения с ЖРС спроектирована таким образом, чтобы обеспечивать в полном объеме прием, временное хранение и переработку ЖРС. К система обращения с ЖРС относятся такие системы: - система спецканализации зданий; - система переработки трапных вод; - система промежуточного хранения жидких радиоактивных сред; - установка цементирования; - система переработки вод спецпрачечной с установкой цементирования В систему сбора радиоактивных сред поступают следующие среды, образующиеся в процессе эксплуатации АЭС (трапные воды): - технологические дренажи оборудования; - сливы от дезактивации помещений и оборудования; - неорганизованные протечки радиоактивных сред; - сливы после опорожнения систем; неорганизованные протечки нерадиоактивных сред (вода промконтура, реагенты и т.п.); - сливы от регенераций, взрыхления, отмывок фильтров СВО; - воды гидровыгрузок и гидроперегрузок фильтрующих материалов фильтров СВО; - сливы от радиохимических лабораторий оперативного контроля и зоны контролируемого доступа; - сливы отбора проб; - сливы от промывок ПГ (в случае их загрязнения). CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 31 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 С целью минимизации объема собранных жидких радиоактивных сред, перед их дальнейшей переработкой и с целью возврата большей их части в технологический цикл АЭС, жидкие радиоактивные среды подвергаются переработке и очистке в системе переработки трапных вод. Переработка трапных вод включает в себя несколько стадий: очистка от радиоактивных веществ в блоке окисления, фильтрация на мембранных фильтрах, обессолива-ние на выпарном аппарате, очистка на селективном фильтре (при необходимости). Производительность системы составляет 2 м3/час. Образующийся в процессе переработке трапных вод нерадиоактивный концентрат солей после дальнейшего концентрирования и осушки (на установке сушки солей) направляется на полигон промышленных отходов. Образующиеся в процессе переработки трапных вод жидкие радиоактивные концентрированные растворы с содержанием взвешенных частиц до 400 г/л и более, подвергаются промежуточной выдержке (хранению) с цель накопления достаточного их объема перед дальнейшей переработкой на установке цементирования. Наряду с жидкими радиоактивными средами с содержанием взвешенных частиц до 400 г/л и более, промежуточной выдержке (хранению) перед дальнейшей переработкой на установке цементирования подвергаются следующие жидкие радиоактивные среды: - отработанные ионообменные смолы (фильтрующие материалы); - шлам. В соответствии с НП-002-04 при проектировании временного хранения ЖРС принято следующее: - для обеспечения приема полного объема и промежуточного хранения ЖРС для распада короткоживущих радионуклидов перед дальнейшей переработкой предусмотрены баки промежуточного хранения ЖРС; - предусмотрен резервный бак, объемом равным максимальному объему бака промежуточного хранения ЖРС в случае их полного заполнения, либо в случае вывода в ремонт одного; - для обеспечения локализации жидких радиоактивных сред в случае разгерметизации емкостей или трубопроводов, каждый бак системы расположен в отдельном герметичном боксе с гидроизоляцией и облицовкой коррозионностойкой сталью аусте-нитного класса, в боксах предусматривается автоматическая сигнализация появления влаги; - для уменьшения выхода радионуклидов в рабочее помещение, баки, содержащие жидкие радиоактивные среды, находятся под разрежением, создаваемым газодувка-ми. Сдувки из баков направляются в систему газовых сдувок; - для предотвращения образования взрывоопасных концентраций водорода в свободном объеме емкости, к бакам предусмотрен подвод азота; CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 32 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 - для защиты от перелива предусмотрен дублированный контроль за уровнем среды каждого бака (100 % резервирование в случае выхода из строя одного из датчика контроля уровня). После промежуточной выдержки (хранения) среды направляются на дальнейшую переработку на установке цементирования, с расфасовкой цементного компаунда в контейнеры НЗК-150-1,5П. Производительность установки цементирования составляет 1,5 м 3 в смену, исходя из расчетного времени проведения процесса цементирования. Расчетный годовой объем зацементированных отходов составляет порядка 30 м /год на блок. Система переработки вод спецпрачечной Система переработки вод спецпрачечной входит в состав системы очистки вод «грязного» отделения спецпрачечной и предназначена для переработки стоков спецпрачечной, дренажных вод, вод дезактивации помещений и душевых вод при неблагоприятных показателях качества Переработка вод спецпрачечной включает в себя несколько стадий очистки: очистка от радиоактивных веществ в блоке окисления, фильтрация на мембранных фильтрах, обессоливание на установке обратного осмоса, концентрирование в концентраторе солей и сушка концентрированных отходов. Производительность системы составляет 2 м3/час. Радиоактивные отходы после переработки вод спецпрачечной направляются на отверждение на установку цементирования. Нерадиоактивный концентрат солей после осушки направляется на полигон промышленных отходов. Установка цементирования жидких радиоактивных сред Установка цементирования предназначена для отверждения жидких радиоактивных сред, образующихся от зданий зоны контролируемого, с расфасовкой цементного компаунда в контейнеры НЗК150-1,5П. Конечный продукт (цементный компаунд) должен соответствует требованиям НП-019-2000. 2.6.2 Обращения с твердыми радиоактивными отходами Системы обращения с твердыми радиоактивными отходами (ТРО) предназначены для сбора, сортировки, переработки и временного хранения ТРО, образующихся на АЭС в процессе нормальной эксплуатации, при проведении ремонтных работ и авариях, а также для обеспечения радиационной защиты обслуживающего персонала и исключения радиоактивного загрязнения окружающей среды при обращении с радиоактивными отходами. По функциональному назначению системы обращения с РАО подразделяются на следующие подсистемы: CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 33 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду - система сбора, сортировки и транспортировки ТРО; - система переработки радиоактивных отходов; - система хранения твердых радиоактивных отходов. Система Изм. 1 30.11.09 сбора, сортировки и транспортировки ТРО Сбор ТРО и сортировка их по уровню активности и способам переработки производится на местах образования путем загрузки в соответствующие контейнеры или тару разового использования. Контейнеры и тара разового использования к необслуживаемым помещениям поставляются во время проведения ремонтных работ, когда ожидается поступление отходов; в периодически обслуживаемых помещениях и помещениях постоянного пребывания персонала контейнеры устанавливаются в специально отведенных местах. Система переработки твердых радиоактивных отходов Системы обращения с твердыми радиоактивными отходами (ТРО) предназначены для сбора, сортировки, переработки, упаковки и временного хранения ТРО, образующихся на АЭС в процессе нормальной эксплуатации, при проведении ремонтных работ и авариях, в целях сокращения объема отходов и получения кондиционированных РАО, приемлемых для долгосрочного хранения или захоронения. Классификация отходов осуществляется по категориям активности в «Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных станций» СП АС-03. соответствии с По функциональному назначению система обращения с ТРО подразделяются на следующие подсистемы: - система сбора, сортировки и транспортировки ТРО; - система переработки твердых радиоактивных отходов; - система хранения твердых радиоактивных отходов. Сбор ТРО и сортировка их по уровню активности и способам переработки производится на местах образования путем загрузки в соответствующие контейнеры или тару разового использования. Контейнеры и тара разового использования к необслуживаемым помещениям поставляются во время проведения ремонтных работ, когда ожидается поступление отходов; в периодически обслуживаемых помещениях и помещениях постоянного пребывания персонала контейнеры устанавливаются в специально отведенных местах. Металлические ТРО с низким уровнем поверхностного загрязнения при необходимости дезактивируются. Дезактивированные ТРО проходят радиационный контроль, по результатам которого они либо направляются на дальнейшую переработку, хранение и (или) захоронение, либо исключаются из категории РАО. Высокоактивные твердые отходы реакторной установки извлекаются из внутри-корпусных устройств реактора и шахты реактора с помощью специальных устройств устанавливаются в капсулы и транспортируются в специальных защитных контейнерах. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 34 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 Высокоактивные твердые отходы это в основном детали реакторной установки после окончания их срока службы (каналы нейтронного измерения и температуры реактора, ионизационные камеры их линии связи и другие); Хранение высокоактивных ТРО осуществляется в специальных металлических капсулах, установленных в направляющие ячейки хранилища. Строительные конструкции отсеков для хранения ТРО выполняются по П категории сейсмостойкости по НП-031-01 (за исключением отсека хранения высокоактивных отходов, относящегося к I категории сейсмостойкости по НП-031-01). Вместимость хранилища обеспечивает прием на хранение твердых и отвержден-ных низко и среднеактивных отходов за 5 лет эксплуатации АЭС. Вместимость хранилища обеспечивает прием на хранение высокоактивных отходов в течение 50 лет эксплуатации АЭС. Переработка твердых низкоактивных и среднеактивных отходов осуществляется в здании переработки и хранения твердых радиоактивных отходов. Низко- и среднеактивные отходы для сокращения объема, поступающего на хранение, подвергаются следующим видам переработки: - контрольная сортировка совмещенная с предварительным прессованием и измельчением; - установка сжигания; - установка прессования высокого давления; Из опыта обращения с РАО при эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000 установлено, что ~ 90 % общего объема среднеактивных отходов имеют уровень излучения 1 мЗв/ч, т.е. допускают переработку. Прессованию подвергаются низко- и ограниченное количество среднеактивных отходов с уровнем излучения до 1 мЗв/ч: - строительные отходы; - тепловая изоляция; - пластиковые изделия; - стекло; - металлические тонкостенные отходы. Измельчению подвергаются металлические отходы (трубы, прокат), фильтры вентиляции, мелкое оборудование. Отходы после переработки размещаются в металлические бочки вместимостью 0,2 м 3 и направляются на пресс затем, брикеты укладываются в НЗК и транспортируются на установку отверждения для заполнения цементным компаундом свободного объема. Сжиганию подвергаются горючие и не горючие низко и среднеактивные отходы: - бумага, картон; CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 35 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду - дерево; - обувь; - резина; - хлопчатобумажная спецодежда; - пластмасса на основе полиэтилена. Изм. 1 30.11.09 В проекте предусматриваются следующие методы и системы переработки отходов: Установка сжигания Основным методом переработки горючих отходов, нашедшим широкое применение в разных странах, при котором происходит максимально возможное сокращение объема отходов, является метод сжигания. Проектируемая установка сжигания пригодна для переработки как твердых, так и жидких радиоактивных горючих отходов. Сброс золы из печи сжигания осуществляется в бочки вместимостью 0,2 м 3, которые затем направляются на участок обращения с НЗК для их установок в НЗК с последующим заполнением межбочечного пространства цементным компаундом на установке цементирования ЖРО. Оборудование для обращения с контейнерами НЗК-150-1,5П предназначено для приготовления герметизирующей смеси, герметизации крышки и пробки, транспортной связи между постом формирования НЗК, постом заливки смеси в контейнеры НЗК-150-1,5П и постом герметизации крышки, погрузоразгрузочных работ в отдельных транспортно-технологических операциях. Промывочная вода от промывки дымовых газов направляется непосредственно на установку цементирования ЖРО. Установка предварительного прессования Одним из наиболее широко применяемых способов обработки твердых РАО является прессование. Применение способа прессования не требует больших денежных затрат, что обусловлено использованием относительно дешевых установок и отсутствием отрицательных сопровождающим процесс факторам. Принятая компоновка установок (установка контрольной сортировки, совмещенная с установкой измельчения и прессования) позволяет: исключить отдельные перегрузочные работы в транспортно-технологической схеме обращения с ТРО; - снизить уровень дозовых затрат персонала станции; - рационально использовать производственные площади. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 36 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 Установка пресса высокого давления Одним из способов уплотнения является механическое прессование под большим давлением (суперпрессование). Суперпрессование представляет собой пресс существенного уменьшения объема твердых РАО путем механического прессования бочек вместимостью 0,2 м3 с отходами после установки предварительного прессования в форму при сжимающем усилии до 2000 тонн. Образующиеся при этом брикеты раскладываются в НЗК, которые транспортируются на установку цементирования ЖРО, размещенную в блоке переработки, для заполнения межбрикетного объема. Система хранения ТРО На площадке АЭС предусматривается временное хранение твердых и отвер-жденных радиоактивных отходов. Радиоактивные отходы хранятся в специально оборудованном железобетонном хранилище (блоке хранения ТРО) наземного типа, входящем в состав здания переработки и хранения. Хранение высокоактивных ТРО осуществляется в специальных металлических капсулах, установленных в направляющие ячейки хранилища. Организация хранения ТРО обеспечивает извлечение упаковки отходов из отсеков хранилища, для контроля упаковки или вывоза на захоронение, с применением штатной технологии и транспортнотехнологического оборудования, принятые для загрузки упаковок на хранение. Вместимость хранилища обеспечивает прием на хранение твердых и отвержден-ных низко и среднеактивных отходов, за 5 лет эксплуатации АЭС, высокоактивных - за 50 лет. Хранение ТРО осуществляется в контейнерах НЗК-150-1,5П, установленных друг на друга в 8 рядов по высоте в отсеках блока хранения. Конечный объем твердых отходов (после переработки и не подлежащих переработке) не превышает значения 50 м3/г с блока и составляет: - низкоактивные отходы - 76 % от общего количества ТРО; - среднеактивные отходы - 23 % от общего количества ТРО; - высокоактивные отходы - 1 % от общего количества ТРО. Проект соответствует действующим нормам и правилам в атомной энергетике РФ и не имеет отступлений от требований нормативно-технической документации. Проекты оборудования и систем по обращению с РАО отвечают требованиям радиационной безопасности, т.е. при эксплуатации обеспечиваются нормальные, с точки зрения радиационного воздействия, условия для персонала АЭС и окружающей среды. 2.6.3 Обращение с газообразными радиоактивными отходами Для снижения выброса радиоактивных инертных газов, газообразных соединений йода и аэрозолей из газообразных сдувок технологического оборудования реакторного отделения используется система очистки радиоактивных технологических сдувок. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 37 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 Система состоит из трех одинаковых взаимозаменяемых ниток (основной, вспомогательной и резервной). В основной рабочей нитке происходит очистка газовых сдувок из выпара деаэратора, прошедшего через систему сжигания водорода из радиоактивных технологических сдувок. Во вспомогательной рабочей нитке происходит очистка газовых сдувок, поступающих из системы газовых сдувок реакторного отделения, системы хранения теплоносителя эксплуатационного качества, системы переработки теплоносителя. Система оснащена угольными фильтрами-адсорберами и аэрозольными фильтрами с высокой эффективностью очистки. Эффективность очистки сдувок от инертных радиоактивных газов определена суммарным объемом угольного сорбента СКТ-ЗС в фильтрах-адсорберах, равным 16м3, при коэффициентах сорбции для криптона - 25, для ксенона - 405. Эффективность очистки аэрозольными фильтрами составляет 99,9 %. Система очистки сдувок из оборудования жидких радиоактивных сред предназначена для снижения выброса аэрозолей и газообразных соединений йода из газообразных сдувок технологического оборудования следующих систем: - системы борного концентрата; - системы переработки теплоносителя; - системы промежуточного хранения жидких радиоактивных сред; - системы переработки трапных вод; - системы спецканализации; - установки концентрирования жидких радиоактивных сред; - установки цементирования жидких радиоактивных отходов. Система очистки сдувок состоит из двух одинаковых взаимозаменяемых рабочих ниток (основной и резервной). Постоянная очистка газовой сдувки из систем жидких радиоактивных сред производится основной ниткой системы, в случае если оборудование основной нитки выйдет из строя можно переключится частично или полностью на резервную. Очистка газовых сдувок от аэрозольных радиоактивных частиц осуществляется аэрозольными фильтрами с фильтрующим материалом из стекловолокна. Очистка сдувок от соединений газообразного радиоактивного йода производится модульными фильтрами, наполненными угольным сорбентом СКТ-ЗИК. Эффективность очистки аэрозольными фильтрами составляет 99,9 %, модульными фильтрами: для молекулярного йода -99,9 %; для органических соединений йода - 99,0 %. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 38 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 2.7 РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ В соответствии с «Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных станций» (СП АС-03) на АЭС и прилегающей к ней территории осуществляется постоянный радиационный контроль. Автоматизированная система радиационного контроля (АСРК), действующая на АЭС и ее промплощадке, дает информацию по: — объемной активности инертных радиоактивных газов (ИРГ) в выбросах; — изотопному составу ИРГ в выбросах; — объемной активности йода в выбросах; — объемной активности аэрозолей в выбросах; — мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения; — объемной активности радионуклидов в жидких сбросах. Радиационный контроль окружающей среды в автоматизированном режиме осуществляется автоматизированной системой контроля окружающей среды (АСКРО), а так же лабораторными методами контролируется содержание радионуклидов в почве, воде, выпадениях, растительности, продуктах питания местного производства и т.д. Автоматизированная система контроля окружающей среды охватывает территорию, прилегающую к АЭС, включающую СЗЗ и ЗН. Размеры этих зон должны определяться с учетом полной мощности блоков АЭС, а также с учетом прогностических оценок радиационной обстановки в районе размещения АЭС при ее длительной эксплуатации. В таблице 2.7.1 представлен перечень технических средств АСКРО и их основные технические характеристики для Центральной АЭС. АСКРО по своему назначению относится к системам нормальной эксплуатации, важным для безопасности АЭС классу ЗН по ОПБ-88/97 и НП-026-01. АСКРО создается как информационноизмерительная система Система радиационного контроля окружающей среды вводится в эксплуатацию до физического пуска АЭС. АСКРО обеспечивает: — непрерывный контроль за радиационной обстановкой в окружающей среде; — выполнение прогнозных расчетов с использованием математических моделей юз-действия АЭС на окружающую среду при нормальной эксплуатации и в случае аварии на АЭС; — информационную поддержку служб АЭС по обеспечению радиационной безопасности АЭС в части воздействия на окружающую среду (включая аварийные ситуации). Система АСКРО решает следующие задачи: CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 39 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 — определение источника поступления активности за пределы зданий и сооружений АЭС по показаниям постов контроля мощности поглощенной дозы гамма-излучения (МИД) и ас-пирационных модулей с использованием, данных системы радиационного контроля (АСРК) блока; — фиксация, регистрация радиационной обстановки в окружающей среде, в местах скопления населения; — идентификации зон наибольшего влияния выбросов и сбросов на окружающую среду и радионуклидов, вносящих основной вклад в дозу облучения населения; — расчетное прогнозирование на основе данных АСРК о величине и составе выброса и/или сброса, данных метеопараметров и результатов измерения МИД и состава воздуха в определенных точках контроля. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 40 АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду ОАО «Атомэнергопроект» Изм. 1 30.11.09 Таблица 2.7.1 - Перечень технических средств АСКРО и их основные технические характеристики Наименование средств контроля и измерений Область применения Характеристики средств контроля и измерений Аспирационные модули AM «АУРА - 02» ГОСТ Р51945-2002 СЗЗ и ЗН Диапазон измерения от 0,05-10-6 до 2-10-3 Зв/ч. Предел допускаемой относительной основной погрешности измерений ± 20% Диапазон и погрешность измерения определяются «Методикой контроля объемной активности аэрозолей атмосферного воздуха» МВК 6.1.6-06 (для НВАЭС) ХХХХ (для Центральной АЭС) Диапазон измерения: 1,0-10-7 - 10 Зв/ч Предел допускаемой относительной основной погрешности измерений ± 25 % Блоки детектирования БДМГ-100-07 СЗЗ и ЗН CN10.С. 12O.&.&&&&&&.O5&&&.O77.TH.0O01 Используемые методики измерений «Методика контроля объемной активности аэрозолей атмосферного воздуха» МВК 6.1.6-06 (для НВАЭС) ХХХХ (для Центральной АЭС) Нет необходимости т.к. прямые показания Перечень контролируемых параметров Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения от фильтра Объёмная активность радионуклидов аэрозолей, измеряемая по бетаизлучению Периодичность проведения измерений Непрерывный контроль Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения Непрерывный контроль Обоснование инвестиций 41 АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду ОАО «Атомэнергопроект» Продолжение таблицы 2.7.1 Наименование средств контроля и измерений Станция метеорологическая М-49М Характеристики средств контроля и измерений Область применения СЗЗ и ЗН Диапазон измерения от 0,6 до 60 м/с, Предел допускаемой относительной основной погрешности измерений ± (0,3+0,05V)%, где V - измеряемая скорость ветра Диапазон измерения от 0 до 360°. Предел допускаемой относительной основной погрешности измерений ± 10% Диапазон измерения от 400 до 1060 гПа (от 300 до 800 мм рт. ст.) Предел допускаемой относительной основной погрешности измерений ± 2,0% Диапазон измерения от - 50 до + 50 °С. Предел допускаемой относительной основной погрешности измерений ± 0,8% Диапазон измерения 30 до 98 %. Предел допускаемой относительной основной погрешности измерений ± 10% Диапазон измерения «да» - «нет» CN1O.C.120.&.&&&.&&&.05&&&.077.TH.0001 Используемые методики измерений Нет необходимости т.к. прямые показания Нет необходимости т.к. прямые показания Изм. 1 30.11.09 Перечень контролируемых параметров Скорость ветра Периодичность проведения измерений Направление ветра Непрерывный Атмосферное давление контроль Температура воздуха Относительная влажность воздуха Наличие осадков Обоснование инвестиций 42 АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду ОАО «Атомэнергопроект» Изм. 1 30.11.09 Продолжение таблицы 2.7.1 Наименование средств контроля и измерений АФУ центральная (GSM) Контролирующий пункт ввода/вывода дискретных сигналов СМ 1820 КПД Управляющий вычислительный комплекс контроля окружающей среды АРМ АСКРО Передвижная лаборатория Область применения Характеристики средств контроля и измерений Используемые методики измерений Перечень контролируемых параметров Периодичность проведения измерений Промышленный контроллер Скорость передачи, формат знака данных и уровень прерывания устанавливаются независимо по каждому каналу. По умолчанию скорость передачи - 19200 бит/с. Максимальная протяженность линии связи не более 1200 м. Предназначен для УВК обеспечивает работу под применения в управлением операционных систем MS АСУТП на АЭС и DOS, Windows, QNX, LINUX. других УВК может работать в сетях Ethernet промышленных 100BASE-TX (витая пара), 100BASE-FX объектах. (оптоволокно) и в сетях на основе интерфейсов RS232, RS485. На базе автомобилей Пробоотбор и экспресс-анализ проб почвы воды и воздуха. CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 43 ОАО «Атомэнергопроект» АЭС-2006 Центральная АЭС Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду Изм. 1 30.11.09 2.8 ОБРАЩЕНИЕ С НЕРАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ Количество нерадиоактивных отходов, образующихся в процессе эксплуатации Центральной АЭС, ориентировочно оценивается в 1400 т/год. Оценка сделана по данным Росэнергоатома применительно к АЭС с ВВЭР-1000. Аналогом являлась Нововоронежская АЭС-2 [1]. В соответствии с СП 2.1.7.1386-03 отходы по степени воздействия на человека и окружающую среду распределяются на четыре класса опасности: 1 класс - чрезвычайно опасные; 2 класс - высоко опасности; 3 класс - умеренно опасные; 4 класс - мало опасные. Основной объем твердых отходов составляют неопасные (5 кл.) и отходы 4 класса ~ 80 - 85 %. Отходы 3 класса составляют ~ 10 - 12 %. Отходы 2 и 1 класса составляют не более 1 %. Отходы 1 и 2 класса опасности (люминесцентные лампы, свинцовые аккумуляторы т.п.), образующиеся на АЭС, будут вывозиться на переработку. Образующиеся в технологическом цикле на АЭС нерадиоактивные отходы от химических промывок парогенераторов, регенерационные растворы блочной обессоливающей установки и установки водоподготовки после нейтрализации утилизируются на шламо-отвале АЭС. Объемы бытовых отходов, образующихся в период эксплуатации АЭС, оценивались в соответствии со «Сборником удельных показателей образования отходов производства и потребления» (Москва, 1999 г.) [1]. Норма накопления и плотности бытовых отходов на одного работника составит: 70 кг/год и 0,25 т/м 3 соответственно. Годовое количество бытовых отходов составит 72,8 т/год (291,2 м 3/год). CN1O.C.120.&.&&&&&&.05&&&.077.TH.0001 Обоснование инвестиций 44