«Хмельницкая аэс. Технико-экономическое обоснование сооружения энергоблоков №3, 4» Министерство энергетики и угольной промышленности Украины Государственный научно-инженерный центр Национальная атомная энергогенерирующая систем контроля и аварийного реагирования компания «ЭНЕРГОАТОМ» Информационно-аналитический обзор материалов «Хмельницкая АЭС. Технико-экономическое обоснование сооружения энергоблоков № 3, 4» Киев –2011 Содержание Перечень сокращений.. 4 1 Введение.. 5 1.1 Исходная информация. 5 1.2 Предшествующая деятельность по созданию и эксплуатации Хмельницкой АЭС.. 6 1.3 Основные этапы жизненного цикла и стадии проектирования новых энергоблоков 7 1.4 Основания для разработки ТЭО.. 8 1.5 Основные задачи ТЭО.. 9 2 Обоснование необходимости и целесообразности сооружения энергоблоков №3,4 ХАЭС.. 9 2.1 Роль ядерной энергетики. 9 2.2 Потребность в дополнительных ядерных мощностях. 10 2.3 Экономическая эффективность расширения ХАЭС.. 10 3 Обоснование размещения новых ядерных энергоблоков.. 12 3.1 Выбор района размещения и площадки строительства новых энергоблоков. 12 3.2 Соответствие района размещения и площадки требованиям законодательства и международным рекомендациям.. 14 4 Основные технические решения.. 17 4.1 Общая информация. 17 4.2 Реакторное отделение. 18 4.3 Турбинное отделение. 22 4.4 Вспомогательные сооружения. 22 5 Обеспечение безопасности.. 24 5.1 Обеспечение качества. 24 5.2 Ядерная безопасность. 25 5.3 Радиационная безопасность. 26 5.4 Пожарная безопасность. 28 5.5 Охрана труда. 29 5.6 Физическая защита. 30 6 Организация строительства энергоблоков №3,4 ХАЭС.. 31 6.1 Стадии строительства. 31 6.2 Перечень объектов пускового комплекса энергоблоков № 3, 4. 31 6.3 Объемы основных строительно-монтажных работ. 33 6.4 Потребность в строительно-монтажных кадрах. 34 6.5 Потребность в основных конструкциях, изделиях и материалах. 34 6.6 Потребность в энергоресурсах, воде и газообразных рабочих средах. 35 7 Эксплуатация энергоблоков №3,4 ХАЭС.. 35 7.1 Технико-экономические показатели. 35 7.2 Обеспечение ядерным топливом.. 36 7.3 Обеспечение другими топливными ресурсами. 37 7.4 Обеспечение водными ресурсами. 37 7.5 Обеспечение реагентами. 38 7.6 Потребность в кадрах. 38 8 Обращение с технологическими отходами.. 39 8.1 Обращение с отработанным ядерным топливом.. 39 8.2 Обращение с радиоактивными отходами. 39 8.3 Обращение с общепромышленными отходами. 41 9 Снятие с эксплуатации энергоблоков №3,4 ХАЭС.. 42 9.1 Стратегия снятия с эксплуатации. 42 9.2 Обращение с РАО при снятии с эксплуатации. 43 10 Оценка воздействий на окружающую среду.. 44 10.1 Исходная информация. 44 10.2 Краткое описание района и площадки размещения энергоблоков №3,4 ХАЭС.. 44 10.3 Оценка воздействий на геологическую среду. 53 10.4 Оценка воздействий на воздушную среду. 53 10.5 Оценка воздействий на поверхностные и подземные воды.. 56 10.6 Оценка воздействий на почвенный покров. 58 10.7 Оценка воздействий на растительный и животный мир. 60 10.8 Оценка воздействий на социальную среду. 62 10.9 Оценка воздействий на техногенную среду. 68 10.10 Оценка воздействий технологических отходов на окружающую среду. 68 10.11 Оценка воздействий на окружающую среду в трансграничном контексте. 69 10.12 Установление санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения. 70 10.13 Мероприятия, обеспечивающие нормативное состояние окружающей среды.. 70 10.14 Сводный перечень остаточных воздействий и оценка экологического риска. 72 11 Социально-экономические аспекты реализации проекта.. 81 11.1 Отношение населения региона размещения ХАЭС к ее расширению.. 81 11.2 Общегосударственное и региональное влияние расширения ХАЭС.. 82 11.3 Развитие социальной инфраструктуры ЗН ХАЭС и г.Нетешин. 83 12 Заключение.. 83 Перечень ссылок.. 84 Приложение А Заявление об экологических последствиях сооружения и эксплуатации энергоблоков №3,4 Хмельницкой АЭС 87 Перечень сокращений БВ - бассейн выдержки; ВАО - высокоактивные отходы; ВО - водохранилище-охладитель; ГНИЦ СКАР - ГП «Государственный научно-инженерный центр систем контроля и аварийного реагирования», г. Киев; ГЦК - главный циркуляционный контур; ГЦН - главный циркуляционный насос; ГЦТ - главные циркуляционные трубопроводы; ЖРО - жидкие радиоактивные отходы; ЗН - зона наблюдения; ЗПА - запроектная авария; ИАО - информационно-аналитический обзор материалов ТЭО; КД - компенсатор давления; КИЭП - ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «Энергопроект», г. Киев КО - консультации с общественностью; МПА - максимальная проектная авария; МРЗ - максимальное расчетное землетрясение; МЭД - мощность экспозиционной дозы (гамма-излучения); НАЭК «Энергоатом» - ГП «Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом», г.Киев; НД - нормативный документ; НПГ - нормальный подпертый горизонт; ОРДЭС - общеблочная резервная дизельная электростанция; ОЭС - объединенная энергосистема; ОЯТ - отработанное ядерное топливо; ПЗ - проектное землетрясение; ПРК - пускорезервная котельная; РАО - радиоактивные отходы; РДЭС - резервная дизельная электростанция; РО - реакторное отделение; РУ - реакторная установка; САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны; СЗЗ - санитарно-защитная зона; Стратегия - Энергетическая стратегия Украины на период до 2030 года; СЭ - снятие с эксплуатации; ТВС - тепловыделяющая сборка; ТО - турбинное отделение; ТРО - твердые радиоактивные отходы; ТУ - турбинная установка; ТЭО - технико-экономическое обоснование сооружения энергоблоков №3,4 Хмельницкой АЭС; ОП ХАЭС - Обособленное подразделение «Хмельницкая АЭС» ОРУ - открытое распределительное устройство; УГВ - уровень грунтовых вод; УТЦ - учебно-тренировочный центр; ХАЭС-3,4 - энергоблоки №3,4 Хмельницкой АЭС; ЯУ - ядерная установка. 1 Введение 1.1 Исходная информация 1.1.1 Проектирование новых ядерных энергоблоков регулируется ратифицированными Украиной международными соглашениями [ 1-4], законами Украины [5-11], нормативно-правовыми актами [12-19], рекомендациями МАГАТЭ [20] и другими документами. В соответствии с требованиями национального законодательства, разработка технико-экономического обоснования сооружения энергоблоков №3,4 Хмельницкой АЭС (ТЭО) является обязательной стадией проектирования таких объектов. 1.1.2 ТЭО было разработано ПАО «Киевский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «Энергопроект» (КИЭП, г. Киев) по заказу ГП «Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» (НАЭК «Энергоатом», г. Киев). 1.1.3 Предусмотренное законодательством [3,4,6,11,16] участие общественности в процессе принятия экологически значимых решений, обсуждение запланированной деятельности с заинтересованными общественными организациями и отдельными гражданами на стадии принятия решения служит проверке полноты оценки воздействий на окружающую среду, предотвращению неблагоприятных последствий принимаемых решений, повышению эффективности инвестиций и др. Перед началом разработки ТЭО в 2008 г. было составлено и распространено «Заявление о намерениях про сооружение энергоблоков №3,4 на площадке Хмельницкой атомной электростанции». В связи с завершением разработки ТЭО, планируется новый цикл консультаций с общественностью (КО). 1.1.4 Настоящий документ является информационно-аналитическим обзором (ИАО) материалов ТЭО, подготовленным для ознакомления общественности с его основными положениями, включая прогнозируемые социальные, санитарно-гигиенические, экологические и другие последствия строительства, ввода в эксплуатацию, эксплуатации и снятия с эксплуатации энергоблоков №3,4 Хмельницкой АЭС (ХАЭС-3,4). Документ подготовлен ГП «Государственный научно-инженерный центр систем контроля и аварийного реагирования» (ГНИЦ СКАР, г. Киев) по заказу НАЭК «Энергоатом». 1.1.5 В ИАО приведен краткий обзор исходных данных и обоснований, описаны основные технические решения и результаты анализа, оценок и прогнозов, представленных в 23-х томах ТЭО [21-43], включая оценку воздействий на окружающую среду [33]. 1.1.6 ИАО является документом обзорного характера, не содержит каких-либо дополнительных данных, оригинальных оценок или самостоятельных выводов и целиком основан на информации, представленной в ТЭО. Вместе с тем, для удобства восприятия, порядок изложения информации несколько изменен по сравнению со структурой ТЭО. Информация, представленная в п.п. 1.2-1.5 Раздела 1 ИАО, детализирована в материалах ТЭО [21,25,32,33]. 1.2 Предшествующая деятельность по созданию и эксплуатации Хмельницкой АЭС 1.2.1 Строительство крупной атомной электростанции в центральных районах Украины предусматривалось Постановлением Совета Министров СССР от 16.03.1971 г. Исходя из результатов сопоставления возможных вариантов размещения АЭС, выполненного Киевским отделением института "Теплоэлектропроект" (позже преобразованного в КИЭП), Минэнерго СССР приняло решение №80 от 17.04.1975 г. о сооружении Западно-Украинской АЭС №2. Выбор Нетешинского пункта Хмельницкой области в качестве площадки строительства этой новой АЭС и ее название - Хмельницкая АЭС были определены актом правительственной комиссии Совета Министров УССР №2 от 22.07.1975 г., согласованным Постановлением Госплана УССР №56 от 14.08.1975 г. и утвержденным Постановлением Совета Министров УССР № 536 от 10.12.1975 г. Технический проект Хмельницкой АЭС в составе четырех энергоблоков общей мощностью 4000 МВт был разработан Киевским отделением института "Теплоэлектропроект" и утвержден приказом Минэнерго СССР № 150 ПС от 28.11.1979 г. Строительство энергоблоков №1,2,3,4 ХАЭС было начато соответственно в 1979,1983,1985,1986 г.г. Энергоблок №1 ХАЭС был введен в эксплуатацию в 1987 году. Строительство блоков №2,3,4 было прекращено в 1990 году на основании моратория на строительство атомных электростанций на территории Украины, введенного Постановлением Верховного Совет УССР от 02.08.1990 г. К моменту прекращения строительства была создана инфраструктура для АЭС проектной мощностью 4000 МВт, в том числе спецкорпус, трубопроводы технической воды потребителей группы А и брызгальные бассейны, вспомогательные сооружения и внеплощадочные сооружения, включая водохранилище-охладитель для полной проектной мощности. Строительная готовность энергоблоков №2,3,4 ХАЭС составляла соответственно 80-85%; 35-40%; 5-10%. Мораторий на строительство АЭС на территории Украины был снят Постановлением Верховного Совета Украины № 3538-XII от 21.10.1993 г. В 1993 году работы по сооружению энергоблока №2 ХАЭС были возобновлены, строительство было завершено в 2004 г. Акт ввода энергоблока №2 ХАЭС в промышленную эксплуатацию был подписан Государственной приемной комиссией 07.09.2005 г. Начиная с 2008 года на объектах незавершенного строительства - энергоблоках №3,4 ХАЭС ведутся подготовительные работы. 1.2.2 В настоящее время на ХАЭС эксплуатируется два энергоблока ВВЭР-1000. В состав каждого из энергоблоков входит следующее основное оборудование: · водо-водяной энергетический реактор на тепловых нейтронах в составе реакторной установки типа В-320 тепловой мощностью 3000 МВт (в качестве теплоносителя и замедлителя используется борированная вода под давлением 15,68 МПа, топливом для реактора служит двуокись урана, обогащенная по изотопу уран-235 до уровня 4,0-4,4%); · четыре парогенератора ПГВ-1000 производительностью по 1470 т/ч сухого насыщенного пара давлением 6,27 МПа; · четыре главных циркуляционных насоса типа ГЦН-195 М; · один турбоагрегат типа К-1000-60/3000; · один генератор типа ТВВ-1000-2-УЗ мощностью 1000 МВт, напряжением на клеммах 24 кВ. Реактор, парогенераторы и другое оборудование, работающее под давлением 15,68 МПа, размещаются в защитной железобетонной оболочке для исключения выбросов радиоактивности в окружающую среду при потенциальных авариях. Энергоблоки имеют трехканальное построение систем безопасности, каждый из каналов обеспечивает перевод реакторной установки в безопасное состояние при возможных нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. Схема технического водоснабжения ответственных потребителей энергоблоков №1,2 выполнена оборотной с брызгальными бассейнами. Схема технического водоснабжения неответственных потребителей предусмотрена оборотной с наливным водохранилищем – охладителем, сооруженным в пойме рек Горынь и Гнилой Рог. Режим работы энергоблоков базовый. Выдача мощности в систему предусмотрена на напряжениях 330 и 750 кВ. 1.2.3 Безопасность и высокий уровень эксплуатационной надежности действующих энергоблоков №1,2 ХАЭС обеспечены реализацией исходных проектных решений, а также мероприятий по дальнейшему повышению безопасности и модернизации и подтверждены проверками и экспертизами, проведенными национальными органами и независимыми международными экспертами (МАГАТЭ, Рискаудит, TACIS, ВАО АЭС и др.). 1.3 Основные этапы жизненного цикла и стадии проектирования новых энергоблоков 1.3.1 Основные этапы жизненного цикла ядерных энергоблоков соответствуют этапам, определенным действующей нормативно-правой базой для ядерных установок (ЯУ) [6,8,18]: · выбор площадки; · проектирование; · строительство; · ввод в эксплуатацию; · эксплуатация; · снятие с эксплуатации. 1.3.2 В соответствии с требованиями ДБН А.2.2-3-2004 [15], разработка проектной документации для объектов высшей категории сложности, к которым относится АЭС, выполняется в три стадии: · технико-экономическое обоснование (ТЭО); · проект; · рабочая документация. Такой подход позволяет на последующих стадиях проектирования уточнить принятые в ТЭО решения с учетом уточненных исходных данных, детализации выбранных технологий и пр. Согласно [15], ТЭО разрабатывается для объектов производственного назначения, требующих детального обоснования соответствующих решений и определения вариантов и целесообразности строительства объекта. При этом в ТЭО должна осуществляться всесторонняя оценка воздействий планируемой деятельности на состояние окружающей среды (ОВОС); рекомендуемые решения ТЭО должны обосновываться результатами ОВОС; материалы ОВОС, оформленные в виде специальной части (раздела) документации, являются обязательной частью ТЭО. Требования к объему и содержанию ОВОС регламентируется ДБН А.2.2-1-2003 [16]. 1.4 Основания для разработки ТЭО 1.4.1 Сооружение энергоблоков № 3, 4 на площадке ХАЭС является одним из приоритетных заданий "Энергетической стратегии Украины на период до 2030 года" (Стратегия) [44]. 1.4.2 Непосредственным основанием для разработки технико-эконо-мического обоснования сооружения энергоблоков №3,4 ХАЭС являются: · Распоряжение КМ Украины «О подготовительных мероприятиях по строительству новых энергоблоков ХАЭС» № 281-р от 21.07.2005 г. [45]; · приказ Минтопэнерго «О подготовительных мероприятиях по строительству энергоблоков №3,4 ХАЭС» № 425 от 22.08.2005 г. [46]; · Распоряжение КМ Украины «Об утверждении плана мероприятий на 2006-2010 г.г. по реализации Энергетической стратегии Украины на период до 2030 года» № 436-р от 27.07.2006 г. [47]; · Распоряжение КМ Украины «О первоочередных мероприятиях по строительству энергоблоков №3 и №4 Хмельницкой АЭС» № 118 от 18.02.2009 г. [48]. 1.5 Основные задачи ТЭО 1.5.1 Исходя из заданий [44-48] и нормативных требований [15,16], основными задачами разработки ТЭО определены: · обоснование необходимости и оценка экономической целесообразности расширения ХАЭС; · подтверждение соответствия площадки ХАЭС требованиям действующих нормативных документов (НД) с учётом расширения ХАЭС; · обоснование основных технических решений энергоблоков №3,4 и АЭС в целом; · оценка воздействий ХАЭС с учётом ее расширения на окружающую среду при нормальной эксплуатации и авариях; · оценка основных технико-экономических показателей энергоблоков № 3,4 и АЭС в целом; · подготовка материалов для консультаций с общественностью на основании разработанного ТЭО. 2 Обоснование необходимости и целесообразности сооружения энергоблоков №3,4 ХАЭС Информация, представленная в настоящем Разделе 2 ИАО, детализирована в материалах ТЭО [21,22,33,40-42]. 2.1 Роль ядерной энергетики 2.1.1 Надежность, экономичность и экологическая безопасность производства электроэнергии на современных АЭС признаны во всем мире. За последние 40 лет доля ядерной энергетики в мировом производстве электроэнергии выросла в 20 раз и на сегодня составляет около18%. В условиях растущих цен на органическое топливо (газ, уголь, нефть) и нестабильности мировых рынков нефти и газа, способность ядерной энергетики покрыть растущие потребности населения и промышленного производства в относительно дешевой электроэнергии получает все большее признание. Кроме меньшей себестоимости производства, преимуществами современных АЭС по сравнению с традиционными источниками являются меньшее влияние на окружающую среду, возможность создания резерва топлива на длительный период, а в условиях Украины – также и наличие значительных запасов природных ресурсов (уран, цирконий и пр.). С учетом ограниченных отечественных запасов нефти и газа, а также физической изношенности основного оборудования тепловой генерации, ядерная энергетика на сегодня в значительной степени определяет энергетическую безопасность Украины. 2.1.2 Эксплуатирующей организацией всех действующих АЭС Украины (Запорожская, Ровенская, Хмельницкая и Южно-Украинская АЭС) является НАЭК "Энергоатом". В настоящее время на 4-х действующих АЭС эксплуатируется 15 энергоблоков типа ВВЭР. На протяжении последнего десятилетия их доля от общего производства электроэнергии в Украине составляла 45-48%. 2.2 Потребность в дополнительных ядерных мощностях 2.2.1 Исходя из мировых и отечественных реалий и тенденций, планируемая в Стратегии [44] доля АЭС на период до 2030 г. составляет около половины всего производства электроэнергии в Украине. В соответствии с этим, к приоритетным заданиям развития ядерной энергетики в Украине относятся продление сроков эксплуатации действующих АЭС, подготовка к их снятию с эксплуатации и своевременное строительство новых мощностей в дополнение и на замену тем, которые снимаются с эксплуатации [44]. 2.2.2 Исходя из возможностей существующих площадок, строительство первых двух новых ядерных энергоблоков предусмотрено в [44] на площадке действующей Хмельницкой АЭС (Рис.2.2-1). Рис.2.2-1 Предусмотренный Стратегией [ 44] поблочный график эксплуатации, продления эксплуатации и нового строительства в период до 2020 г. 2.3 Экономическая эффективность расширения ХАЭС 2.3.1 Общий вывод ТЭО о хозяйственной необходимости инвестиций в расширение ХАЭС путем сооружения энергоблоков №3,4 сделан на основании результатов выполненного в [49] анализа балансов мощности и электроэнергии на период до 2025 года, а также оценки перспективного рынка электрической энергии до 2065 г. В [49], исходя из полученных результатов, сделан вывод о том, что в период до 2020-2025 г.г. Юго-Западная энергосистема избыточна даже без учета ввода в эксплуатацию энергоблоков №3,4 ХАЭС. В этот период предусматривается возможность передачи избыточной электроэнергии, вырабатываемой в Юго-Западной энергосистеме, в объединенную энергосистему (ОЭС) Украины по межсистемным связям (ВЛ-750, 330 кВ), а также ее экспорта в Россию, Беларусь, Молдову и страны Европейского Союза. Таким образом, электроэнергия, вырабатываемая энергоблоками №3,4 ХАЭС, будет иметь рынок сбыта. Согласно [49], увеличение мощности ХАЭС в период до 2020 г. позволит повысить надежность электроснабжения в часы прохождения максимальных нагрузок как соответствующего региона, так и ОЭС Украины в целом, будет способствовать обеспечению бездефицитной работы ОЭС Украины (при обеспечении достаточной пропускной способности сетей). Помимо этого, избыток мощности, образующийся в Юго-Западной энергосистеме в периоды ночного снижения нагрузки с учетом базового режима работы АЭС, может быть использован для зарядки Днестровской и Каневской ГАЭС, ввод в эксплуатацию которых планируется в период 2010-2020 г.г. В долгосрочной перспективе до 2065 г. прогнозируется рост потребностей ОЭС Украины в новых мощностях по следующим причинам: · за пределами 2020 года негативные явления в экономике Украины и соседних стран будут преодолены, темпы роста промышленности и, соответственно, электропотребления существенно возрастут; · физически и морально устаревшие генерирующие мощности на тепловых электростанциях Украины и соседних стран будут выведены из эксплуатации, что потребует их компенсации. Учитывая, что эксплуатация энергоблоков №3,4 ХАЭС планируется соответственно до 2065, 2066 г.г. (проектный срок эксплуатации - 50 лет), на основании результатов [49] в ТЭО сделан общий вывод о том, что в долгосрочной перспективе электроэнергия, производимая этими энергоблоками, будет иметь достаточно стабильный и гарантированный рынок сбыта. При этом, в зависимости от реалий отечественной экономики, вырабатываемая энергоблоками электроэнергия может перераспределяться между внутренним и внешним рынками. 2.3.2 В сегодняшних условиях вопросам экономической эффективности и социальной целесообразности инвестиций уделяется все большее внимание, особенно при реализации таких технически сложных и капиталоемких проектов, как строительство новых ядерных энергоблоков. В составе ТЭО стоимость строительства энергоблоков №3,4 ХАЭС определена по данным сводного сметного расчета проекта строительства, составленного в ценах 2010 года. Общая сметная стоимость проекта расширения ХАЭС определена в ТЭО с учетом стоимости новых и реконструкции ряда существующих объектов подсобного и обслуживающего назначения и составляет 25 186,753 млн.грн (в ценах 2010 года, без НДС). Срок окупаемости определен в ТЭО с учетом начала реализации проекта в 2010 году: · простой срок окупаемости, рассчитанный от момента вывода энергоблоков № 3, 4 ХАЭС на полную проектную мощность (2017 г.), составляет 12,8 лет (19,3 лет от начала инвестирования); · внутренняя норма доходности составляет 8,96 %, что почти вдвое превышает ставку дисконтирования 5,3 %. 2.3.3 Учитывая ряд неопределенностей, связанных с реализацией проекта и влияющих на его эффективность, в ТЭО проанализирована чувствительность проекта к изменениям различных исходных параметров, в том числе: · стоимости строительства (объем инвестиций); · тарифа на электроэнергию (цена сбыта); · производственных издержек (общие издержки); · ставки дисконтирования. Результаты анализа чувствительности свидетельствуют об устойчивости инвестиционного проекта при возможных отклонениях анализируемых параметров от исходных значений. При принятой в ТЭО схеме финансирования, проект остается устойчивым при увеличении стоимости строительства и производственных издержек на 100%. 3 Обоснование размещения новых ядерных энергоблоков Информация, представленная в Разделе 3 ИАО, детализирована в материалах ТЭО [21,24,33]. 3.1 Выбор района размещения и площадки строительства новых энергоблоков 3.1.1 Исходя из правительственных решений о сооружении ядерных энергоблоков №3,4 на существующей площадке ХАЭС [44-48], в ТЭО не рассматриваются альтернативные варианты генерации и места размещения новых мощностей. Как отмечалось в п.1.2.1, существующая площадка ХАЭС была выбрана и утверждена для АЭС мощностью 4 000 МВт в соответствии с требованиями законодательства, действующего на момент сооружения энергоблока № 1. 3.1.2 Площадка Хмельницкой АЭС расположена на северо-западе Славутского района Хмельницкой области Украины, в 18 км западнее районного центра г. Славута, в 100 км севернее областного центра г. Хмельницкий, вблизи г. Нетешин (поселок АЭС). Район размещения ХАЭС и границы ее зоны наблюдения (ЗН) показаны на Рис.3.1-1. В ЗН ХАЭС входят территории Хмельницкой обл. (земли Изяславского, Славутского, Белогорского и Шепетовского районов) и Ровенской обл. (земли Острожского, Гощанского и Здолбуновского районов). Рис.3.1-1 Район размещения Хмельницкой АЭС. 3.1.3 По северной границе с. Кривин на расстоянии 8,00-9,00 км проходит участок железнодорожной магистральной линии Шепетовка-Здолбунов-Львов, на котором находится промежуточная станция ІІІ класса Кривин. К станции примыкает подъездной путь балластного карьера "Сельцо", протяженностью 8,4 км с мостовым переходом через р. Горынь. Перед мостовым переходом сооружена станция IV класса Сельцо, к которой после ее реконструкции было осуществлено примыкание подъездного железнодорожного пути АЭС. Автомобильная дорога государственного значения Бердичев-Шепетовка-Острог проходит в 6,3 км севернее промплощадки. Главный въезд на площадку АЭС осуществляется по подъездной автомобильной дороге протяженностью 6,3 км с примыканием к упомянутой дороге государственного значения. Кроме того, существуют автодороги, обеспечивающие связь с автодорогой Бердичев-Шепетовка-Острог. Водный транспорт отсутствует. 3.1.4 Ситуационный план Хмельницкой АЭС с границами ее санитарно-защитной зоны (СЗЗ) представлен на Рис.3.1-2. Рис.3.1-2 Ситуационный план Хмельницкой АЭС 3.2 Соответствие района размещения и площадки требованиям законодательства и международным рекомендациям 3.2.1 Согласно требованиям нормативных документов [ 17,19] и международным рекомендациям [20], площадка считается пригодной для размещения АЭС, если доказана возможность обеспечения ее безопасной эксплуатации во всех режимах, включая аварийные ситуации и аварии с учётом характерных для данной площадки факторов, в том числе: · состояния грунтов и подземных вод; · природных явлений и событий; · внешних событий, связанных с деятельностью человека; · существующих и перспективных экологических и демографических характеристик региона размещения АЭС; · условий хранения и транспортирования свежего и отработанного ядерного топлива (ОЯТ), а также радиоактивных отходов (РАО); · возможность реализации защитных мероприятий в случае тяжелых аварий. 3.2.2 В ТЭО рассмотрены все указанные в п.3.2.1 факторы. В частности, по природным условиям, площадка соответствует требованиям нормативных документов [13,18,19] и международным рекомендациям [52]: · по сейсмическим характеристикам ПЗ=5 баллов, МРЗ=6 баллов (не допускается более 8 баллов); · по состоянию грунтов – карстовых процессов, просадочных, сильносжимаемых грунтов нет; · максимальные горизонты паводков талых и дождевых вод на р. Горынь не представляют опасности для сооружений АЭС с учетом планировочных отметок площадки (206,00 м); · уровень грунтовых вод (УГВ) составляет от 3,00 до 4,00 м (требуется не менее 3,00 м); · повторяемость в течении года слабых ветров до 2 м/с – 26%, туманов – 26% (требуется менее 40%). С учетом рекомендаций [52], расчетные акселерограммы для МРЗ нормировались на пиковое ускорение грунта 0,1g. К природным условиям, которые ограничивают размещение АЭС, относится расположение площадки в смерчеопасном районе - Кр=2,75 (фактор является неблагоприятным, размещение допускается при осуществлении инженерных мероприятий). Принимаемые технические решения учитывают данный фактор, в частности, при строительстве энергоблоков №3,4 брызгальные бассейны системы охлаждения ответственных потребителей реакторного отделения энергоблоков № 3, 4 предусматривается оборудовать смерчезащитой. 3.2.3 По воздействиям внешних факторов техногенного характера на безопасность, в том числе внешнего пожара и внешнего взрыва, площадка соответствует требованиям и рекомендациям [18- 20] и пригодна для размещения АЭС. В ТЭО рассмотрено территориальное расположение промышленных предприятий, военных объектов, транспортных сооружений, на которых могут произойти аварии или внешние экстремальные воздействия. Выполненный анализ свидетельствует о следующем: · пожары, которые могут возникнуть за пределами и в пределах площадки АЭС, не окажут воздействия на объекты важные для безопасности, находящиеся в районе энергоблоков; · рассмотренные внешние потенциальные источники не представляют опасности, так как уровни воздействия ударной волны при аварийных ситуациях, сопровождающихся взрывом, на порядок ниже расчётных значений, принятых в проекте для РО и РДЭС. 3.2.4 По экологическим условиям площадка соответствует требованиям, изложенным в нормативных документах [13,17-19]. В частности, в [50] на основании результатов проведенных ЛьвовОРГРЭС исследований водохранилища-охладителя (ВО) и выполненного Харьковским институтом УкрНИИЭП математического моделирования процессов в ВО при работе 4-х энергоблоков, сформулированы рекомендации по улучшению охлаждающей способности ВО для обеспечения устойчивой работы АЭС на номинальной мощности четырех энергоблоков ВВЭР-1000, в том числе при неблагоприятных (жарких) гидрометеоусловиях в летний период. Согласно расчетам водохозяйственного баланса [51], сток р. Горынь в марте-апреле года 95% обеспеченности достаточен для подпитки водохранилища при эксплуатации 4-х энергоблоков ХАЭС. Для хозяйственно-питьевого водоснабжения АЭС и жилого поселка (г. Нетешин) предусмотрен один источник – артезианский водозабор. Предусматривается расширение существующего артезианского водозабора четырьмя резервными артскважинами (20% от общего количества скважин) согласно требованиям СНиП [53]. Горбашевский водоносный горизонт, который эксплуатируется Нетешинским водозабором, является хорошо защищенным от поверхностного загрязнения мощной туфовой толщей. Непосредственной взаимосвязи между глубоко залегающим водоносным горизонтом и грунтовыми водами не выявлено. Река Горынь является проточным водным объектом и не может быть источником загрязнения глубоко залегающего горбашевского водоносного горизонта. Для предотвращения химического и микробного загрязнения водоносного горизонта Нетешинского водозабора предусмотрены три пояса зоны санитарной охраны (I пояс – зона строгого режима, II, III пояса – зоны ограничений хозяйственной деятельности). 3.2.5 По социальным условиям площадка соответствует международным рекомендациям [20]: · средняя плотность населения ЗН 74 чел/км2 (рекомендовано менее 100 чел/км2 ); · города с численностью населения от 100 тыс.чел. в радиусе 30 км отсутствуют; · численность населения г. Нетешин 34,75 тыс.чел. (рекомендовано менее 50 тыс.чел.); · в ЗН отсутствуют заповедники государственного значения; · расстояние до р. Горынь 1,90 км, (рекомендовано более 1 км); · в СЗЗ не размещаются жилые здания, общественные строения, детские и лечебно-оздоровительные учреждения, объекты хозяйственно-питьевого водоснабжения, промышленные и подсобные сооружения, не относящиеся к ХАЭС; · территория благоустроена и озеленена; · при использовании земель и водоемов, расположенных вокруг АЭС, производится обязательный радиологический контроль. 3.2.6 Схемы и технологии хранения и транспортирования свежего и отработанного ядерного топлива новых энергоблоков №3,4 будут аналогичны используемым на действующих энергоблоках №1,2 ХАЭС. Система обращения с РАО на новых блоках подобна действующей системе. Возможность реализации и достаточность защитных мероприятий в случае тяжелых аварий подтверждена обоснованием действующих аварийных планов на ХАЭС. 3.2.7 Исходя из результатов анализа, в ТЭО сделан вывод о соответствии в целом площадки ХАЭС требованиям нормативных документов и международным рекомендациям по всем указанным в п.3.2.1 факторам. 4 Основные технические решения Информация, представленная в Разделе 4 ИАО, детализирована в материалах ТЭО [25-27,29]. 4.1 Общая информация 4.1.1 Планируемый проектный срок эксплуатации энергоблоков №3,4 ХАЭС составляет 50 лет и подлежит уточнению на стадии «проект». Блоки предназначены для производства электроэнергии в базовом режиме с возможностью их работы в режиме регулирования мощности. Условия реализации и конкретные характеристики таких режимов будут определены на стадии «проект». 4.1.2 Упрощенная принципиальная схема энергоблоков №3,4 ХАЭС представлена на Рис.4.1-1. В состав каждого энергоблока входит: · реакторное отделение (РО); · турбинное отделение (ТО), включая машинный зал и деаэраторное отделение. Помимо этого, эксплуатация энергоблоков требует наличия вспомогательных сооружений (см.п.4.4 настоящего ИАО). 4.1.3 Сооружение энергоблоков №3,4 предусматривается с использованием существующих строительных конструкций РО, резервной дизельной электростанции (РДЭС) и других объектов незавершенного строительства. При этом, на объектах незавершенного строительства выполняются ремонтно-восстановительные работы, объем которых определен по результатам обследования и оценки технического состояния этих объектов. Рис.4.1-1 Упрощенная принципиальная схема энергоблока. 4.2 Реакторное отделение 4.2.1 Для РО новых энергоблоков №3,4 использованы технические решения, подобные реализованным на действующем блоке №2 ХАЭС, с учетом изменений и доработок, связанных с новой реакторной установкой (РУ). В соответствии с выводами конкурсной комиссии, рекомендациями научно-технического совета Минтопэнерго и решением коллегии Минтопэнерго [54], в качестве РУ для новых блоков в ТЭО рассматривается реакторная установка типа В-392. 4.2.2 К основному технологическому оборудованию и системам первого контура относятся: · главный циркуляционный контур (ГЦК); · система компенсации давления; · системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности; · системы безопасности. 4.2.3 В состав главного циркуляционного контура входят: · ядерный энергетический реактор В-392 корпусного типа с водой под давлением; · четыре циркуляционные петли, каждая из которых включает: - парогенератор (ПГ) типа ПГВ-1000М; - главный циркуляционный насосный агрегат ГЦНА-1391; - главные циркуляционные трубопроводы (ГЦТ), соединяющие оборудование петель с реактором. Оборудование и трубопроводы РУ расположены в герметичной оболочке (Рис.4.1-1). Компактность расположения основного оборудования ГЦК и размещение на одном уровне опор реактора, ПГ и главного циркуляционного насоса (ГЦН) позволяет снизить термические напряжения в ГЦТ. Взаимное расположение оборудования и трубопроводов РУ позволяет обеспечить надежную естественную циркуляцию при неработающих ГЦН. Для ограничения смещения оборудования и предотвращения образования летящих предметов, могущих разрушить герметичную оболочку при разрыве трубопроводов, предусмотрены элементы крепления, удерживающие трубопроводы и подвижное оборудование от больших смещений и ударов о соседнее оборудование. Упрощенная принципиальная схема ядерного энергетического реактора В-392 представлена на Рис.4.2-1. 1 – сборка внутриреакторных детекторов; 2 – блок верхний; 3 – блок защитных труб; 4 – шахта внутрикорпусная; 5 – выгородка; 6 – активная зона; 7 – корпус ядерного реактора Рис.4.2-1 Упрощенная принципиальная схема ядерного энергетического реактора В-392. Водо-водяной энергетический реактор на тепловых нейтронах представляет собой цилиндрический сосуд, состоящий из корпуса и съемного верхнего блока с крышкой. В корпусе размещены внутрикорпусные устройства и активная зона реактора, состоящая из тепловыделяющих сборок. Парогенератор ПГВ-1000М представляет собой однокорпусной рекуперативный теплообменный аппарат горизонтального типа с погруженным трубным пучком коридорного расположения и предназначен для выработки сухого насыщенного пара. Корпус парогенератора и коллектора изготовлены из легированной конструкционной стали. Главный циркуляционный насосный агрегат ГЦНА-1391, предназначенный для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре, представляет собой вертикальный центробежный одноступенчатый насос с гидростатическим уплотнением вала, консольным рабочим колесом, осевым подводом воды и выносным электродвигателем. ГЦТ состоит из трубных элементов внутренним диаметром 850 мм и толщиной 70 мм, изготовленных бесшовным способом из низколегированной, углеродистой стали перлитного класса с плакированием внутренней поверхности коррозионностойкой сталью. 4.2.4 В состав системы компенсации давления входят: · компенсатор давления; · бак-барботер; · трубопроводы, соединяющие компенсатор давления и барботер между собой и с первым контуром; · арматура. Система предназначена для создания и поддержания давления в первом контуре в стационарных режимах, ограничения отклонений давления в переходных и аварийных режимах и снижения давления в режиме расхолаживания. Компенсатор давления (КД) работает на поддержание давления в первом контуре при нарушениях нормальной эксплуатации и проектных аварийных ситуациях. Соотношение водяного и парового объемов КД выбрано из условия, что ни в одном из проектных режимов не происходит заброса пара в первый контур из КД и оголения электронагревателей КД. 4.2.5 Системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности, включают: · системы спецводоочисток; · систему продувки-подпитки первого контура, включая борное регулирование; · систему дренажей и воздушников; · систему организованных протечек теплоносителя первого контура; · систему расхолаживания бассейна выдержки и перегрузки отработавшего ядерного топлива; · систему азота и газовых сдувок; · систему промконтура; · систему продувки парогенераторов. 4.2.6 Планируемые на энергоблоках №3,4 системы безопасности могут быть условно подразделены на две категории: системы, аналогичные имеющимся на действующих энергоблоках №1,2 ХАЭС с РУ типа В-320, и дополнительные к ним системы. К первой категории относятся: · система защиты первого контура от превышения давления; · система аварийного газоудаления; · пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ); · система аварийного охлаждения активной зоны высокого давления; · система аварийного охлаждения активной зоны низкого давления; · система защиты второго контура от превышения давления; · система подачи аварийной питательной воды в парогенераторы. К системам безопасности, дополнительным по сравнению с имеющимися у РУ типа В-320, относятся: · дополнительная система пассивного залива активной зоны (ДСПЗАЗ); · система пассивного отвода тепла (СПОТ); · система гидроемкостей второй ступени САОЗ; · система быстрого ввода бора (СБВБ) ДСПЗАЗ предназначена для пассивной подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора с целью длительного охлаждения топлива при авариях с потерей теплоносителя первого контура, сопровождающихся отказом активной части САОЗ. Трубопроводы гидроемкостей ДСПЗАЗ подсоединены к ГЦК через трубопроводы САОЗ. Система вводится в работу по снижению давления в первом контуре. СПОТ предназначена для длительного отвода остаточных тепловыделений от активной зоны реактора при запроектных авариях с потерей всех источников электроснабжения переменного тока, как при плотном первом контуре, так и при возникновении течей в первом или во втором контуре. В случае течи в первом контуре система работает совместно с гидроемкостями САОЗ второй ступени. СБВБ предназначена для функционирования в аварийных ситуациях c отказом аварийной защиты (необходимость системы подлежит уточнению на стадии «проект»). 4.3 Турбинное отделение 4.3.1 Компоновка турбинного отделения энергоблоков №3,4 подобна блокам №1,2 за исключением перехода от быстроходной на тихоходную турбинную установку (см.п.4.3.3 настоящего ИАО). 4.3.2 К основному технологическому оборудованию и системам второго контура относятся: · турбинная установка; · система главных паропроводов; · система основного конденсата, включая систему очистки (БОУ и ГАУ); · система питательной воды; · теплофикационная установка; · система маслоснабжения турбоустановки; · система химобессоленной воды и аварийной подпитки деаэраторов; · система расхолаживания ЯУ через второй контур; · система технического водоснабжения. 4.3.3 В соответствии с рекомендациями научно-технического совета и решением конкурсной комиссии НАЭК «Энергоатом», в качестве турбинной установки для новых блоков в ТЭО рассматривается установка на базе тихоходной паровой турбины К-1000-60/1500-2М производства ОАО «Турбоатом» номинальной мощностью 1000 МВт (с возможностью увеличения до 1100 МВт) с турбогенератором типа ТВВ-1000-4УЗ производства ОАО "Электросила" мощностью 1000 МВт. Турбина К-1000-60/1500-2М - конденсационная четырехцилиндровая без регулируемых отборов пара, с сепарацией и с однократным двухступенчатым паровым промежуточным перегревом (отборным и свежим паром), с частотой вращения 1500 об/мин. 4.4 Вспомогательные сооружения 4.4.1 К вспомогательным сооружениям, необходимым для эксплуатации энергоблоков №3,4, относятся: · спецкорпус; · резервная дизельная электростанция (РДЭС); · общеблочная резервная дизельная электростанция (ОРДЭС); · гидротехнические сооружения; · объединенный вспомогательный корпус; · пускорезервная котельная (ПРК) с объединенным масломазутохозяйством; · открытые распределительные устройства (ОРУ); · высоковольтные линии электропередач. 4.4.2 Существующий спецкорпус является общим для четырех энергоблоков ХАЭС. В спецкорпусе располагаются: · системы спецводоочисток: - система очистки трапных вод; - система очистки вод бассейна выдержки и перегрузки; - система очистки продувочной воды парогенераторов; - система регенерации борной кислоты; - система очистки вод спецпрачечной и душевых вод. · система обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО); · система обращения с твердыми радиоактивными отходами (ТРО). 4.4.3 РДЭС, как система аварийного энергоснабжения, является обеспечивающей системой безопасности. В режиме нормальной эксплуатации АЭС РДЭС находится в состоянии постоянной готовности к пуску (режим «ожидание»). Проектом предусмотрены три автономных канала системы безопасности в технологической части и, соответственно, три автономных канала системы аварийного энергоснабжения. Каждый канал включает в себя электротехническое оборудование, дизель-генератор, вспомогательные системы, обеспечивающие работу ДГ, оборудование КИПиА. Работа РДЭС функционально связана с работой системы технической воды ответственных потребителей, системами отопления и вентиляции. 4.4.4 ОРДЭС является автономным аварийным источником электроснабжения ответственных механизмов энергоблоков АЭС, от которых зависит сохранение оборудования энергоблоков в работоспособном состоянии на случай полной потери переменного тока. ОРДЭС может также использоваться для электроснабжения особо ответственных потребителей АЭС, от которых зависит быстрое восстановление работы АЭС после ее полного обесточивания. ОРДЭС состоит из двух ячеек, расположенных в одном здании. В каждой ячейке устанавливается один дизель-генератор типа АСД-5600 мощностью 5600 кВт, напряжением 6,3 кВ. Ячейки оборудуются автономными системами топлива, масла, охлаждающей воды, пускового воздуха, управления, защиты, сигнализации и т.д. Объединение систем разных ячеек отсутствует. 4.4.5 К гидротехническим сооружениям относятся: · система охлаждения основного оборудования; · система охлаждения потребителей группы «А»; · система охлаждения потребителей группы «В»; · система водоснабжения потребителей ОРДЭС-2. Система охлаждения основного оборудования должна обеспечивать охлаждение водой конденсаторов турбин, вспомогательных механизмов, а также охлаждение конденсаторов и вспомогательного оборудования турбопитательных насосов. Система охлаждения оборотная с водохранилищем-охладителем (ВО). В состав основных сооружений входят наливное водохранилище, подводящий канал, блочные насосные станции, подающие и сливные циркуляционные водоводы, закрытый отводящий канал-дюкер, сифонное сооружение, открытый отводящий канал, сопрягающие сооружения, насосная станция добавочной воды. Система охлаждения потребителей группы «А» относится к обеспечивающей системе безопасности, состоит из трех независимых друг от друга каналов охлаждения и изолирована от других систем охлаждения. Охладителем для каждого канала является соответствующий брызгальный бассейн. Система охлаждения потребителей группы «В» предназначена для охлаждения неответственных потребителей, расположенных в реакторном, турбинном отделениях и в спецкорпусе. Охладителем системы является водохранилище, гидравлически система связана с системой охлаждения основного оборудования. Система водоснабжения потребителей ОРДЭС-2 – оборотная, аналогичная системе охлаждения основного оборудования, с общим водохранилищем-охладителем. 5 Обеспечение безопасности Информация, представленная в Разделе 5 ИАО, детализирована в материалах ТЭО [28,32,33,37,38]. 5.1 Обеспечение качества 5.1.1 Система управления качеством обособленного подразделения «Хмельницкая АЭС» (ОП ХАЭС), как составная часть системы управления качеством эксплуатирующей организации - НАЭК «Энергоатом», создана, документально обеспечена и функционирует согласно требованиям законодательства [18,55-57]. Все виды деятельности, которые влияют на безопасность ХАЭС на всех этапах жизненного цикла, являются объектами этой системы. Ключевыми элементами документального обеспечения указанных систем являются программы обеспечения качества, которые разработаны и действуют в ОП ХАЭС и НАЭК «Энергоатом». 5.1.2 Программа обеспечения качества (руководство по качеству) для этапа жизненного цикла «проектирование» энергоблока №3 разработана и введена в действие в ОП ХАЭС. Аналогичный документ разрабатывается для энергоблока №4 ХАЭС. Наличие программ обеспечения качества для этапов жизненного цикла «строительство», «ввод в эксплуатацию», «эксплуатация» и «снятие с эксплуатации» будет одним из условий получения эксплуатирующей организацией соответствующих лицензий. 5.1.3 Конструкторские, проектные, строительные, ремонтные, монтажные, наладочные организации, организации научно-технической поддержки, заводы-изготовители оборудования и организации, которые оказывают услуги при проектировании, строительстве, вводе в эксплуатацию и эксплуатации энергоблоков № 3, 4 ХАЭС, также разрабатывают и реализуют программы обеспечения качества по своим видам деятельности. Эксплуатирующая организация обеспечивает организацию, координацию разработки и выполнения общей и частных программ обеспечения качества подрядных организаций в рамках деятельности по оценке поставщиков согласно требованиям законодательства. 5.2 Ядерная безопасность 5.2.1 Согласно [18], базовой целью безопасности АЭС является защита персонала, населения и окружающей среды от недопустимого радиационного воздействия при вводе в эксплуатацию, эксплуатации и снятии с эксплуатации АЭС. Это, в частности, достигается реализацией технических и организационных мер, направленных на предотвращение и ограничение последствий аварий на АЭС, в том числе ядерных аварий. К таким авариям относятся аварии, приводящие к повреждению твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, вызванные: · нарушением контроля и управления цепной реакцией деления в активной зоне РУ; · образованием критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива. 5.2.2 Ядерная безопасность обеспечивается системой технологических и организационных средств. Обращение с ядерным топливом до его загрузки и после его выгрузки из активной зоны РУ организовано таким образом, что возможность возникновения цепной реакции деления исключена. Технологическими средствами, обеспечивающими ядерную безопасность РУ, являются: · использование свойств внутренней самозащищенности реакторной установки; · использование систем безопасности, спроектированных с использованием принципа единичного отказа, разнообразия, резервирования и физического разделения. Ядерная безопасность при выдержке ОЯТ в БВ технологически обеспечивается за счет: · исключения самопроизвольной цепной реакции деления в БВ в любых ситуациях в основном за счет размещения тепловыделяющих сборок (ТВС) в ячейках хранения (стеллажах) с безопасным шагом; · применения эффективных неизвлекаемых гетерогенных поглотителей нейтронов, гарантирующих ядерную безопасность БВ в случае кипения воды; · использования гомогенного поглотителя в воде БВ, дающим дополнительную гарантию ядерной безопасности; · конструктивного обеспечения устойчивости систем и оборудования БВ к внешним воздействиям; · резервирования системы охлаждения БВ; · оснащения БВ системами безопасности (аварийная подпитка БВ спринлерными насосами из баков запаса борного концентрата), предназначенными для предупреждения аварий и ограничения их последствий. 5.2.3 К организационным средствам, обеспечивающим ядерную безопасность, относятся: · использование апробированной инженерно-технической практики; · соблюдение норм, правил и стандартов ядерной и радиационной безопасности, а также соблюдения требований проекта АЭС; · наличие необходимой эксплуатационной документации; · выполнение всех работ со свежим и отработанным ядерным топливом по утвержденному плану; · соблюдение и совершенствование культуры безопасности; · использование системы управления качеством на всех этапе жизненного цикла ядерной энергетической установки; · обеспечение соответствующей квалификации персонала; · учет опыта эксплуатации. 5.2.4 Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию энергоблока, является технологический регламент, который содержит правила и основные приемы безопасной эксплуатации энергоблока, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью энергоблока, а также пределы и условия безопасной эксплуатации. Указанные регламенты для энергоблоков №3,4 ХАЭС будут разработаны после стадии «проект» на основании проектной документации и отчета по анализу безопасности. 5.3 Радиационная безопасность 5.3.1 Согласно [18], базовая цель безопасности (п.5.2.1) по радиологическим аспектам достигается непревышением установленных санитарными нормами пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. При этом необходимо обеспечить условия, чтобы указанное радиационное воздействие находилось на минимально возможном уровне с учётом экономических и социальных факторов. 5.3.2 В дополнение к технологическим и организационным средствам обеспечения ядерной безопасности (п.5.2), радиационная безопасность обеспечивается также: · использованием концепции глубокоэшелонированной защиты; · высокой надежностью оборудования, в том числе усовершенствованного с учетом опыта эксплуатации АЭС при внедрении альтернативных решений, проверенных эксплуатацией ядерных энергетических установок различного типа с предотвращением имевших место отказов; · низкой частотой исходных событий, нарушающих нормальную эксплуатацию; · снижением вероятности «тяжелого» повреждения активной зоны реактора до уровня 5х10-6 год-1 [12]; · снижением вероятности возникновения предельного аварийного выброса за пределы энергоблока (выброса, при превышении которого следует проводить мероприятия по эвакуации населения за пределы выбранной зоны), до уровня 10-7 год-1 [12]; · повышением резервов времени для персонала по управлению запроектными авариями, в течение которого обеспечены проектные характеристики защитных барьеров; · защитой от отказов по общей причине и ошибок персонала и др. 5.3.3 Концепция глубокоэшелонированной защиты, реализуемая в проекте РУ В-392, основана на применении системы последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в окружающую среду и системе технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности, опирающейся на уровни защиты. Система физических барьеров включает в себя следующие элементы: · топливную матрицу; · оболочку твэл; · границу контура теплоносителя реактора; · герметичное ограждение реакторной установки и биологическую защиту. Система технических и организационных мер образует пять уровней глубокоэшелонированной защиты: · уровень 1 (создание условий, предотвращающих нарушения нормальной эксплуатации): - оценка и выбор площадки, пригодной для размещения АЭС; - разработка проекта на основе консервативного подхода с развитым свойством внутренней самозащищенности РУ; - обеспечение требуемого качества систем (элементов) АЭС и выполняемых работ; - эксплуатация АЭС в соответствии с требованиями нормативных документов, технологических регламентов и инструкций по эксплуатации; - поддержание в исправном состоянии систем (элементов), важных для безопасности, путем своевременного определения дефектов, принятия профилактических мер, замены выработавшего ресурс оборудования и организации эффективно действующей системы документирования результатов работ и контроля; - подбор персонала и обеспечение необходимого уровня его квалификации для действий в условиях нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварийные ситуации и аварии; - формирование культуры безопасности. · уровень 2 (предотвращение проектных аварий системами нормальной эксплуатации): - своевременное выявление отклонений от нормальной работы и их устранение; - управление при нарушениях нормальной эксплуатации. · уровень 3 (предотвращение аварий системами безопасности): - предотвращение развития отказов оборудования и ошибок персонала в проектные аварии, а проектных аварий – в запроектные с применением систем безопасности; - ослабление последствий аварий, которые не удалось предотвратить, путем удержания выделяющихся радиоактивных веществ локализующими системами безопасности. · уровень 4 (управление запроектными авариями): - предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий; - защита герметичного ограждения от разрушения при запроектных авариях и поддержание его работоспособности; - возвращение АЭС в контролируемое состояние, при котором прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение ядерного топлива и удержание радиоактивных веществ в установленных границах. · уровень 5 (планирование мероприятий по защите персонала и населения): - установление СЗЗ зоны и ЗН вокруг АЭС; - подготовка и осуществление, при необходимости, планов мероприятий по защите персонала и населения. 5.4 Пожарная безопасность 5.4.1 ХАЭС относится к группе объектов, пожары на которых могут привести к поражению людей и окружающей территории вторичными проявлениями опасных факторов пожара, в первую очередь при выходе радиоактивных веществ и материалов за пределы защитных сооружений. В связи с этим, на ОП ХАЭС существует военизированная пожарная часть МЧС Украины, оснащённая необходимой пожарной техникой и средствами тушения пожаров, а также учебными классами, средствами надёжной связи (стационарной и мобильной) с необходимым её дублированием. 5.4.2 В соответствии с требованиями [58] и других нормативно-правовых актов, пожарная безопасность энергоблоков № 3, 4 ХАЭС обеспечивается подсистемами предотвращения пожара и противопожарной защиты. Предотвращение пожара достигается предотвращением образования горючей среды и предотвращением образования в горючей среде (или внесения в нее) источника зажигания. Противопожарная защита строится на принципе ее глубокого эшелонирования. В состав подсистемы противопожарной защиты входит: · система противопожарного водоснабжения; · источники водоснабжения, включая наружные и внутренние сети; · системы пожарной сигнализации; · системы пожаротушения; · системы противодымной защиты; · системы оповещения о пожаре и управления эвакуацией людей; · молниезащита и заземление; · первичные средства пожаротушения. 5.4.3 В соответствии с требованиями [15], на стадии «технико-экономическое обоснование» определены основные решения по обеспечению пожарной безопасности энергоблоков № 3, 4 ХАЭС, которые подлежат уточнению и детализации на следующих стадиях проектирования («проект», «рабочая документация»). 5.5 Охрана труда 5.5.1 В [59] и других нормативно-правовых актах по вопросам охраны труда установлены основополагающие требования к: · оборудованию, применение которого предусматривается в проекте; · построению технологических схем; · устройству помещений зданий и сооружений с точки зрения обеспечения безопасности производственного процесса и безопасности труда персонала, осуществляющего эксплуатацию АЭС, ремонт и техническое обслуживание систем, оборудования и их элементов; · организационным мероприятиям, обеспечивающим безопасность персонала электростанции при выполнении технического обслуживания и ремонта оборудования, систем, зданий и сооружений. 5.5.2 В ТЭО предусмотрены основные решения по охране труда, в том числе: · по общепромышленной безопасности, включая вопросы: - электробезопасности; - опасности падения грузов; - опасности травмирования персонала; - безопасности персонала при пожаре; · по производственной санитарии, включая вопросы: - защиты от шума; - освещения; - условий труда; - санитарно-бытового обслуживания; · по радиационной безопасности, включая вопросы: - санитарно-пропускного режима; - медицинского контроля и правил гигиены; - обеспечения средствами индивидуальной защиты; · по обращению с ядовитыми и сильнодействующими веществами. Предлагаемые в ТЭО решения подлежат уточнению и детализации на следующих стадиях проектирования («проект», «рабочая документация»). 5.5.3 Предусматривается, что все существующие на ОП ХАЭС документы по вопросам охраны труда и техники безопасности будут полностью распространены на сооружаемые энергоблоки № 3, 4 с учетом их специфических особенностей. 5.6 Физическая защита 5.6.1 В соответствии с положениями [ 60] и других нормативно-правовых документов, физическая защита АЭС предназначена для выполнения следующих функций: · ограничение до минимума числа лиц, имеющих доступ к ядерному материалу и ядерной установке; · предотвращение несанкционированного доступа на территорию АЭС, к ядерному материалу, в жизненно важные места; · своевременное и достоверное обнаружение попыток несанкционированного проникновения в зоны ограниченного доступа; · задержка проникновения нарушителя; · пресечение несанкционированных действий; · задержание лиц, действия которых могут быть направлены на совершение или подготовку акта ядерного терроризма или хищения ядерного материала. 5.6.2 Для выполнения указанных в 5.6.1 функций, на ХАЭС создана эшелонированная система физической защиты, которая основана на: · организации зон ограничения доступа, разделенных физическими барьерами, оснащенными средствами обнаружения вторжения и/или контроля и управления доступом на границах этих зон; · внедрении автоматизированного комплекса инженерно-технических средств физической защиты; · выполнении организационно-правовых мероприятий. 5.6.3 В ТЭО предусматривается, что для энергоблоков №3,4 действующая система физической защиты на ХАЭС будет расширена территориально при сохранении концепции ее построения и функционирования. 6 Организация строительства энергоблоков №3,4 ХАЭС Информация, представленная в Разделе 6 ИАО, детализирована в материалах ТЭО [21,29,35,36]. 6.1 Стадии строительства 6.1.1 Начало незавершенного строительства (см. п.1.2.1): · энергоблока № 3 ............................................................. сентябрь 1985 года; · энергоблока № 4 ................................................................... июнь 1986 года. Строительно-монтажная готовность энергоблоков №3,4 ХАЭС составляет соответственно 28% и 10%. 6.1.2 Продолжительность подготовительного периода определена с учетом состояния существующей стройбазы и составляет 18 месяцев. Начало подготовительного периода определяется моментом принятия закона о строительстве энергоблоков №3,4 ХАЭС в соответствии с [11]. 6.1.3 Продолжительность основного периода строительства энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 В-392 определяется сроком возведения главных корпусов. С учетом отличительных особенностей РО, продолжительность основного периода строительства энергоблоков №3,4 ХАЭС составит 54 месяца (4,5 года), в т.ч. для 3-го энергоблока – 42 месяца (3,5 года). 6.1.4 Предполагаемый срок пуска энергоблоков в промышленную эксплуатацию: · энергоблок № 3.................................................................. 2016 год; · энергоблок № 4.................................................................. 2017 год. 6.2 Перечень объектов пускового комплекса энергоблоков № 3, 4 6.2.1 Перечень объектов пускового комплекса энергоблоков № 3, 4 приведен в Табл.6.2-1. Табл.6.2-1 Перечень объектов пускового комплекса блоков №3, 4 № Группа / наименование здания, сооружения 1 Подготовка территории строительства 1.1 Организация водоотвода на промплощадке 2 Объекты основного производственного назначения 2.1 Главный корпус 2.2 Реакторное отделение 2.3 Турбинное отделение 2.4 Спецкорпус 2.5 Открытая установка трансформаторов с путями перекатки 2.6 Гибкие связи 2.7 Открытое распределительное устройство 330 кВ с автотрансформатором 330/110/35 кВ, электроснабжение собственных нужд ВП ХАЭС вне промплощадки 2.8 Открытое распределительное устройство 750 кВ, в объеме 4-х ячеек с размещением здания мастерских для ремонта оборудования ОРУ-750 кВ 2.9 Кабельные тоннели и каналы 2.10 Резервная дизель-генераторная электростанция 2.11 Общестанционная резервная дизель-генераторная электростанция №2 2.12 Эстакады технологических трубопроводов 3 Сооружения технического водоснабжения 3.1 Блочная насосная станция 3.2 Брызгальные устройства ответственных потребителей, с устройством двух бассейнов и противосмерчевой защитой 3.3 Трубопроводы пристанционного узла 3.4 Водохранилище-охладитель 3.5 Подводящий канал (устройство мусорозащитной запани) 3.6 Отводящий канал с сопрягающим сооружением и мостом 3.7 Земляная плотина 4 Объекты подсобного и обслуживающего назначения 4.1 Объединенный вспомогательный корпус (расширение ХВО и бакового хозяйства) 4.2 Инженерно-технический корпус 4.3 Лабораторно-бытовой корпус № 2 со столовой на 300 мест 4.4 Переходные мосты 4.5 Объединенное масломазутохозяйство с дизтопливом 4.6 Инженерно-технические средства физической защиты 4.7 УТЦ (тренажер блоков №3,4) 4.8 Противорадиационное убежище на 1000 мест 4.9 Информационный центр 4.10 Центр подготовки персонала физической защиты 4.11 Профилакторий 5 Объекты транспортного хозяйства и связи 5.1 Внутренняя связь и сигнализация 5.2 Внешняя связь, сигнализация и телемеханика 5.3 Внутриплощадочные железнодорожные пути 5.4 Внутриплощадочные автодороги 5.5 Внешние автодороги 6 Наружные сети и сооружения водоснабжения, канализации, теплоснабжения и газоснабжения 6.1 Сети и сооружения хозпитьевого водоснабжения 6.2 Сети и сооружения противопожарного водопровода 6.3 Сети и сооружения хозбытовой канализации зоны свободного режима 6.4 Сети и сооружения хозбытовой канализации зоны строгого режима 6.5 Сети и сооружения канализации загрязненной нефтепродуктами 6.6 Сети и сооружения производственно-дождевой канализации 6.7 Сети и сооружения дренажных вод 6.8 Сети и сооружения канализации шламосодержащих вод 6.9 Канализационные очистные сооружения хозбытовых стоков, с расширяемой частью 6.10 Тепловые сети 7 Благоустройство и озеленение территории 7.1 Благоустройство промплощадки 7.2 Наружное и охранное освещение 7.3 Ограда промплощадки 8 Временные здания и сооружения 8.1 Временные здания и сооружения промплощадки 8.2 Объекты жилищно-гражданского и коммунального хозяйства Хмельницкой АЭС 6.3 Объемы основных строительно-монтажных работ 6.3.1 Оцененные в ТЭО по результатам обследования объектов незавершенного строительства объемы основных строительно-монтажных работ (без учета ремонтно-восстановительных работ) приведены в Табл.6.3-1. Табл.6.3-1 Объемы основных строительно-монтажных работ № п/п Наименование вида работ Единица измерения Всего по строительству 1 Выемка грунта тыс.м3 393,4 2 Насыпь и обратная засыпка тыс.м3 177,3 3 Отсыпка горной массой тыс.м3 189,4 4 Отсыпка щебнем тыс.м3 11,1 5 Отсыпка песком тыс.м3 114,4 6 Устройство монолитных бетонных и ж/б конструкций тыс.м3 107,67 7 Монтаж сборных бетонных и ж/б конструкций тыс.м3 67,55 8 Монтаж металлоконструкций строительных тыс.т 21,26 9 Монтаж металлоконструкций СПОТ тыс.т 0,62 10 Облицовка из коррозионностойкой стали тыс.т 0,63 11 Монтаж технологич. оборудования и трубопроводов тыс.т 65,48 12 Монтаж электротехнического оборудования тыс.т 25,50 13 Прокладка кабельных сетей электроснабжения км 9800 14 Прокладка железнодорожных путей км 1,10 15 Устройство автодорог и площадок тыс. м2 56,86 16 Гидронамыв струенаправляющей дамбы тыс. м3 600,0 6.4 Потребность в строительно-монтажных кадрах 6.4.1 Количество строительно-производственного персонала (СПП) по годам строительства энергоблоков №3,4 ХАЭС приведено в Табл.6.4-1. 6.4.2 К СПП относится персонал, занятый на строительно-монтажных работах и в подсобных производствах, а также персонал, занятый в обслуживающих и прочих хозяйствах, принадлежащих к строительному производству. В ТЭО принята следующая структура СПП при строительстве энергоблоков №3,4 ХАЭС: · рабочие.................................................................................. 83,9 %; · ИТР и служащие................................................................... 14,6 %; · МОП и охрана ...................................................................... 1,5 %. 6.4.3 Строительство обеспечено местными квалифицированными строительно-монтажными кадрами на 40%, поэтому в ТЭО предполагается привлечение специалистов из других регионов: · привлечение кадров на постоянной основе с предоставлением временного жилья – 1100 человек; · набор и обучение кадров из близлежащих населенных пунктов Изяславского, Славутского, Острожского районов – 1100 человек; · прикомандирование кадров родственными организациями из других регионов Украины (ЮТЭМ, ЮЭМ, ТЭМ и др.) с предоставлением временного жилья – 540 человек. Табл.6.4-1 Количество строительно-производственного персонала. Годы строительства 1-й 2-й 3-й 4-й 5-й 6-й Строители 677 1232 1820 2010 1028 420 Тепломонтажники 72 130 1160 1280 720 300 Электромонтажники 50 92 700 870 437 120 Вентиляционщики 25 46 248 273 257 100 Изолировщики 21 40 207 137 130 60 Всего: 845 1540 4135 4570 2572 1000 6.5 Потребность в основных конструкциях, изделиях и материалах 6.5.1 Потребность строительства в основных конструкциях, изделиях и материалах, оцененная в ТЭО на основании приведенных в Табл.6.3-1 физических объемов работ, приведена в Табл.6.5-1. Табл.6.5-1 Потребность в строительных конструкциях, изделиях и материалах № п/п Наименование конструкций и материалов Единица измерения Всего по строительству 1 Сборные бетонные и железобетонные конструкции тыс.м3 67,56 2 Металлоконструкции строительные тыс.т 21,269 3 Металлоконструкции СПОТ тыс.т 0,620 4 Арматура тыс.т 21,01 5 Бетон тыс.м3 190,98 6 Цемент, приведенный к марке М-400 тыс.т 68,1 7 Щебень тыс.м3 202,47 8 Песок тыс.м3 227,05 9 Песок для струенаправляющей дамбы тыс.м3 600,00 10 Кабели км 9800 11 Горная масса тыс.м3 189,40 12 Рельсы тыс. т 0,144 13 Технологическое оборудование и трубопроводы тыс. т 65,485 14 Электротехническое оборудование тыс. т 25,500 6.6 Потребность в энергоресурсах, воде и газообразных рабочих средах 6.6.1 Оцененная в ТЭО потребность строительства в энергоресурсах, воде и газообразных рабочих средах приведена в Табл.6.6-1. Табл.6.6-1 Потребность строительства в энергоресурсах, воде и газообразных рабочих средах № п/п Наименование ресурса Единица измерения Всего по строительству 1 Электроэнергия (установленная мощность токоприемников) кВ•А 67,56 2 Горячее водоснабжение Гкал/ч 21,269 3 Технический пар т/ч 0,620 4 Питьевая вода м3 /ч 21,01 5 Техническая вода м3 /ч 190,98 6 Кислород м3 /ч 68,1 7 Ацетилен м3 /ч 202,47 8 Пропан-бутан м3 /ч 227,05 9 Аргон м3 /блок 600,00 10 Углекислый газ м3 /блок 9800 11 Фреон м3 /блок 189,40 12 Сжатый воздух м3 /мин 0,144 7 Эксплуатация энергоблоков №3,4 ХАЭС Информация, представленная в Разделе 7 ИАО, детализирована в материалах ТЭО [23,28,30,42]. 7.1 Технико-экономические показатели 7.1.1 На стадии «технико-экономическое обоснование» окончательные данные от изготовителей основного оборудования (РУ и ТУ) отсутствуют. Предварительно оцененные в ТЭО по объектам-аналогам с РУ типа В-392 основные технико-экономические показатели энергоблоков №3,4 приведены в Табл.7.1-1. Представленные характеристики подлежат уточнению на стадии «проект». 7.1.2 Проектный срок эксплуатации энергоблоков №3,4 ХАЭС составляет 50 лет и подлежит уточнению на стадии «проект». Планируемый срок окончательного останова: · энергоблок № 3.................................................................. 2065 г.; · энергоблок № 4.................................................................. 2066 г. Табл.7.1-1 Основные технико-экономические показатели энергоблоков №3,4 ХАЭС Показатель, единицы измерения Величина Номинальная тепловая мощность реактора, МВт (т) 3012 Установленная (номинальная) электрическая мощность, МВт 1047 Коэффициент готовности энергоблока 0,85 Коэффициент использования установленной электрической мощности 0,82 Число часов использования установленной номинальной электрической мощности, Туст, ч/год 8175 Время простоя в ремонтах, ч 1320 Удельный расход теплоты на модернизированный на базе проекта К-1000-60/1500-2М турбоагрегат, брутто, ккал/кВт·ч 2426,7 КПД реакторной установки В-392Б 0,99 КПД парогенератора ПГВ-1000М 0,99 Средняя за период электрическая мощность энергоблока, МВт 1047 Выработка электроэнергии, млн. кВт·ч/год 7522 Расход электроэнергии на собственные нужды, млн. кВт·ч/год 372 Полезный отпуск электроэнергии, млн. кВт·ч/год 7150 Относительный расход электроэнергии на собственные нужды, % 4,95 Годовой отпуск тепла, Гкал/год – КПД энергоблока, нетто, % 31,87 Тип топливной сборки ТВСА Глубина выгорания, МВт·сут/кг U 48 7.2 Обеспечение ядерным топливом 7.2.1 Для производства тепловой и электрической энергии на энергоблоках №3,4 ХАЭС, как и на других АЭС Украины, используется энергия деления ядер 235 U, находящегося в реакторе в виде таблеток двуокиси урана (UO2 ). При работе реактора в ядерном топливе происходит уменьшение концентрации исходного делящегося материала 235 U с одновременным накоплением продуктов деления и наработкой новых делящихся материалов, в том числе изотопов плутония. Активная зона реактора собирается из ТВС, имеющих шестигранный профиль. Основу конструкции ТВС составляет силовой каркас, предотвра-щающий деформацию сборок. Жесткость каркаса обеспечивается угловыми ребрами жесткости и дистанционирующими решетками. Ребра жесткости, дистанционирующие решетки и направляющие каналы изготовлены из циркониевых сплавов. 7.2.2 На энергоблоках №3,4 ХАЭС может использоваться топливо типа ТСВА, ТВС-2, ТВС-2М и др. Решение о типе используемого топлива будет уточнено на стадии «проект». 7.3 Обеспечение другими топливными ресурсами 7.3.1 Для обеспечения энергоблоков №3,4 ХАЭС другими топливными ресурсами будут использоваться следующие вспомогательные сооружения: · склад привозного пропан-бутана, ацетилена; · склад горюче-смазочных материалов; · масломазутодизельхозяйство. 7.3.2 Предусматривается расширение склада дизельного топлива резервуаром вместимостью 1000 м3 . 7.4 Обеспечение водными ресурсами 7.4.1 Системы охлаждения и технического водоснабжения энергоблоков №3,4 ХАЭС кратко описаны в п.4.4.5. Для охлаждения основного и вспомогательного оборудования ХАЭС используется наливное ВО, созданное путем сооружения водоудерживающей плотины в долине реки Гнилой Рог, а также ББ. ВО рассчитано исходя из допустимой температуры охлаждения воды (не более 33°С) для отвода тепла от оборудования АЭС мощностью 4 000 МВт с учетом графиков ремонта четырех энергоблоков. 7.4.2 Хозяйственно-питьевое водоснабжение ХАЭС и г. Нетешин осуществляется централизованным водопроводом, обеспечивающим также и противопожарные нужды на территории города. Вода подается в сеть насосами II подъема из резервуаров запаса чистой воды после обезжелезивания, фторирования и обеззараживания. 7.4.3 Источником хозяйственно-питьевого водопровода является артезианский водозабор линейного типа, в составе которого имелось 16 скважин. Проектом расширения артезианского водозабора предусмотрено создание 4-х резервных скважин с увеличением водозабора с 14,5 до 18 тыс.м3 /сут. При этом, расход непосредственно для площадки ХАЭС с четырьмя энергоблоками составит 0,98 тыс.м3 /сут. Эксплуатационные запасы в количестве 18 тыс.м3 /сут являются обеспеченными. Введение в действие резервных скважин уменьшит нагрузку в центре водозабора, при этом изменения в окружающей гидрологической среде с увеличением водозабора не прогнозируются. 7.4.4 Для заполнения обессоленной водой первого и второго контуров энергоблоков №3,4 ХАЭС, а также для восполнения потерь в процессе их эксплуатации будет использоваться химводоочистка, введенная в эксплуатацию одновременно с энергоблоком № 1 и предназначенная для всех 4-х энергоблоков ХАЭС. В спецкорпусе имеются баки собственных нужд вместимостью 200 м3 . Для обеспечения работы энергоблоков №3,4 дополнительно будут установлены два бака запаса конденсата вместимостью по 1000 м3 каждый. 7.5 Обеспечение реагентами 7.5.1 Основными реагентами, необходимыми для эксплуатации энергоблоков №3,4 ХАЭС, являются: · борная кислота; · аммиак; · гидразин-гидрат; · известь;