Принципиальная схема энергоблока
Конструкция реактора
Контур многократной принудительной циркуляции
Перегрузка топлива
Турбогенератор
Системы технологического контроля и управления станции
Глубокоэшелонированная защита
Продление срока эксплуатации и модернизация энергоблоков
Обращение с ядерным топливом
Свежее ядерное топливо
Отработавшее ядерное топливо
Сухое хранение ОЯТ
Обращение с радиоактивными отходами
Твердые радиоактивные отходы (ТРО)
Принципиальная схема энергоблока
Ленинградская АЭС — станция одноконтурного типа: пар, подаваемый на турбины, образуется непосредственно из воды, охлаждающий реактор. В каждый энергоблок входят: уран-графитовый реактор большой мощности канального типа на тепловых нейтронах РБМК-1000 с контуром циркуляции и вспомогательными системами; паровой и конденсатно-питательный тракты, две турбины К-500-65-3000 с генераторами ТВВ-500 мощностью 500 МВт каждый.
Тепло, выделяющееся в атомном реакторе, отводится водой, циркулирующей через технологические каналы по контуру многократной принудительной циркуляции. Пароводяная смесь из реактора направляется в барабан-сепаратор, где разделяется на пар и воду. Сухой насыщенный пар подается на лопатки турбины. Отработанный в турбине пар поступает в конденсатор, в котором охлаждается морской водой Финского залива. После очистки, подогрева и деаэрирования конденсат возвращается в барабан-сепаратор, там смешивается с питательной водой и направляется в технологические каналы реактора.
На одном валу с турбинами установлены генераторы, вырабатывающие электроэнергию. Электроэнергия через распределительные устройства по линиям передач с напряжением 330 и 750 кВ поступает в энергосистему.
Конструкция реактора Вверх
Реактор РБМК-1000 представляет собой систему, в которой в качестве замедлителя используется графит, в качестве теплоносителя – вода, в качестве топлива – двуокись урана.
Реактор размещается в железобетонной шахте размером 21х21 м на опорной конструкции. Внутри реакторного пространства расположена графитовая кладка цилиндрической формы диаметром 18 м и высотой 8 м, состоящая из 2488 графитовых колонн с осевыми отверстиями для установки в них топливных каналов (ТК) и каналов комплексной системы контроля, управления и защиты (КСКУЗ). Вокруг кладки смонтирован кольцевой водяной бак биологической защиты и защитные верхняя и нижняя конструкции. Биологическая защита реактора обеспечивает нормальную радиационную обстановку при всех режимах работы реактора.
Топливом для реакторов РБМК является двуокись урана с обогащением по урану-235 — 2,8% и содержанием элемента эрбия 0,6% в качестве выгорающего поглотителя нейтронов. Топливо в виде таблеток помещено в оболочку из сплава циркония и ниобия – это тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ). ТВЭЛы длиной около 3,5 метра по восемнадцать штук собраны в виде цилиндрического пучка в тепловыделяющую сборку (ТВС). Две сборки, расположенные одна над другой на одном центральном стержне, образуют тепловыделяющую кассету (ТВК), которая устанавливается в ТК.
Для предотвращения окисления графита и улучшения передачи тепла от графита к теплоносителю через реакторное пространство циркулирует смесь гелия с азотом. В каналы СКУЗ помещены поглощающие нейтроны стержни с содержанием карбида бора. В реакторе РБМК предусмотрена возможность замены топливных каналов и каналов СКУЗ на остановленном и «расхоложенном» реакторе.
Контур многократной принудительной циркуляции Вверх
Замкнутый контур отвода тепла от реактора называется контуром многократной принудительной циркуляции. Он состоит из двух независимых петель, каждая из которых включает в себя половину топливных каналов реактора, водяные и пароводяные коммуникации, барабаны-сепараторы пара, главные циркуляционные насосы.
Теплоноситель (вода) с температурой 270оС подводится снизу к каждому топливному каналу. Образующаяся в топливных каналах пароводяная смесь с температурой 284оС и содержанием пара 14,5% поступает в барабаны-сепараторы для разделения пара и воды. Отработавший в турбинах пар конденсируется, конденсат очищается, подогревается и с температурой 165оС подается в барабаны-сепараторы. Отсепарированная вода после смешения с конденсатом пара по всасывающим трубопроводам подается к главным циркуляционным насосам (ГЦН) и возвращается к топливным каналам.
ГЦН представляет собой сложный агрегат с автономной системой маслоснабжения и системой уплотнений, исключающей наружные протечки контурной воды. Производительность ГЦН — 8000 м3/час, мощность электродвигателя — 5,5 МВт.
Перегрузка топлива Вверх
Достоинством реакторов РБМК является возможность перегрузки ядерного топлива на работающем реакторе без снижения мощности. Загрузка свежей ТВК, выгрузка отработавшей ТВК и переcтановка топливных кассет в каналах производится специальной разгрузо-загрузочной машиной (РЗМ), расположенной в центральном зале. РЗМ управляется дистанционно. Машина герметично стыкуется с верхней частью технологического канала, давление в ней уравнивается с давлением в канале, затем отработавшая топливная кассета извлекается и на ее место устанавливается свежая.
Конструкция РЗМ обеспечивает надежную биологическую защиту от излучения, во время перегрузки радиационная обстановка в центральном зале почти не изменяется. При эксплуатации реактора на номинальной мощности в сутки перегружаются одна-две топливные сборки.
Турбогенератор Вверх
Каждый энергоблок Ленинградской АЭС имеет по два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт, состоящие из турбины насыщенного пара типа К-500-65 и синхронного генератора ТВВ-500-2 с числом оборотов 3000 в минуту.
Турбина — паровая конденсационная одновальная, двухпоточная с одним цилиндром высокого давления (ЦВД) и четырьмя цилиндрами низкого давления (ЦНД), расположенными симметрично по два по обе стороны от цилиндра высокого давления. Каждая турбина оснащена системой промежуточного перегрева пара. Пар из цилиндров низкого давления поступает в конденсаторы турбины. Применены конденсаторы поверхностного типа двухходовые, охлаждающей водой является морская вода Финского залива.
Генераторы — трехфазные, с частотой 50 Гц, с водородным охлаждением ротора и водяным охлаждением статора. Электроэнергия через распределительные устройства по линиям электропередач с напряжением 330 и 750 кВ поступает в энергосистему.
Системы технологического контроля и управления станции Вверх
Система контроля и управления станции обеспечивает нормальную, устойчивую и безопасную работу технологического оборудования и поддержание стабильных параметров технологических процессов.
Управление станцией осуществляется с блочного щита управления (БЩУ).
Сбор и обработка данных о технологических параметрах энергоблока с выдачей информации операторам выполняется системой централизованного контроля “СКАЛА” — мощным вычислительным комплексом. Кроме непосредственно измеряемых параметров — расходов, температур, давлений, уровней, — система предоставляет информацию и о расчетных параметрах — распределении мощности в топливных каналах, паросодержании на выходе из каналов, запаса реактивности и др.
Оперативная информация отображается на БЩУ различными средствами, включая многофункциональные дисплеи, показывающие и самопишущие приборы, различные сигнальные табло и индикаторы, мнемосхемы, печатающие устройства. При отклонении основных параметров за установленные пределы выдается световая и звуковая сигнализация с указанием конкретного параметра. На станции предусмотрена многоканальная защита технологического оборудования.
Комплексная система контроля, управления и защиты (КСКУЗ) обеспечивает пуск, автоматическое поддержание мощности на заданном уровне, позволяет управлять энергораспределением по радиусу и высоте активной зоны, компенсирует выгорание топлива, обеспечивает защиту реактора в аварийных ситуациях. КСКУЗ включает в себя стержни регулирования, размещенные в специальных каналах: 190 стержней на энергоблоках I и II и 209 — на энергоблоках III и IV, из которых 33 (I и II блоки) и 24 стержня (III и IV блоки) выполняют функцию аварийной защиты для безопасного «заглушения» реактора.
Для охлаждения стержней используется вода специального контура.
Глубокоэшелонированная защита Вверх
Концепция безопасности Ленинградской атомной станции базируется на применении принципа глубокоэшелонированной защиты. Основной смысл безопасной работы станции — предупреждение неконтролируемого выхода радиоактивных продуктов за пределы защитных барьеров. Это значит, что на пути распространения радиоактивных материалов при любых происшествиях на ЛАЭС находятся физические барьеры. Эти барьеры обеспечивают защиту населения и окружающей среды от ущерба, причём каждый следующий барьер работает, даже если предыдущие барьеры полностью или частично повреждены. ЛАЭС не представляет угрозы для населения, пока сохраняется целостность любого из защитных барьеров:
Первый барьер — топливная матрица.
Второй барьер — оболочка ТВЭЛа. При нарушении ее герметичности газообразные продукты деления попадают в воду контура многократной принудительной циркуляции, увеличивая ее радиоактивность. Для определения дефектных кассет предусмотрена система контроля герметичности оболочек (КГО), принцип работы которой основан на измерении радиоактивности пароводяной смеси на выходе из каждого канала. В случае обнаружения негерметичной кассеты, последняя извлекается из реактора и на ее место устанавливается новая.
Третий барьер — технологические каналы, трубопроводы и оборудование КМПЦ.
Состояние ТК контролируется по составу азотно-гелиевой смеси, циркулирующей через реакторное пространство (РП). Попадание пара в РП вызывает резкое увеличение теплоемкости азотно-гелиевой смеси, ее температура резко повышается. Изменение температуры фиксирует система контроля целостности технологических каналов (КЦТК).
КЦТК также обеспечивает групповой контроль влажности смеси на выходе из реактора.
Четвертый барьер — железобетонные стены помещений оборудования КМПЦ. Температура бетона за тепловой защитой постоянно контролируется и регистрируется.
Для предотвращения выхода активности за пределы блока при возможных аварийных ситуациях предусмотрены системы локализации (на второй очереди СЛА — система локализации аварий, на первой очереди конфайнмент и СОВА — система ограничения выбросов активности).
Продление срока эксплуатации и модернизация энергоблоков Вверх
Некомпенсированный вывод из эксплуатации энергоблоков Ленинградской атомной станции по окончании их проектного срока службы мог бы создать дефицит энергообеспечения в регионе, обусловить рост тарифов на электроэнергию. Вместе с тем международный опыт, надежная работа энергоблоков и отставание ввода замещающих электрогенерирующих мощностей позволяют утверждать, что продление срока эксплуатации (ПСЭ) блоков технически возможно, экономически эффективно и чрезвычайно актуально.
Реализация ПСЭ энергоблоков атомной станции включает в себя:
- модернизацию энергоблоков;
- комплексное (инженерное) обследование и оценку остаточного ресурса с обоснованием технической возможности продления срока службы строительных конструкций, зданий, систем и элементов энергоблоков;
- углубленную оценку безопасности (УОБ) энергоблоков.
Ленинградская АЭС сооружалась в свое время по существовавшим тогда отечественным нормативам, которые за более чем тридцатилетний период эксплуатации неоднократно совершенствовались. Для приведения энергоблоков станции в соответствие с современными российскими и международными требованиями по обеспечению ядерной безопасности на ЛАЭС проводится поэтапная модернизация, последовательная реализация которой началась в 1989 году и уже завершена на I и II энергоблоках, а на III и IV — в стадии выполнения.
Углубленная оценка безопасности, включающая рассмотрение и изучение всех аспектов эксплуатации энергоблоков, проводится в соответствии с требованиями Ростехнадзора, рекомендациями международных организаций, а также современных нормативных документов в области обеспечения ядерной безопасности. На основе межправительственных соглашений для проведения УОБ привлечены ведущие специалисты и научно-исследовательские организации в области безопасности АЭС России, США, Великобритании, Швеции и Финляндии.
Результаты осуществления мероприятий по повышению уровня безопасности и Программы ПСЭ, сделали возможным продление эксплуатации I и II энергоблоков, являющихся в настоящее время современными автоматизированными технологическими комплексами с современным уровнем безопасности, на 15 лет соответственно до 2018 и 2020 гг. включительно.
Модернизация 3-го и 4-гоэнергоблоков ориентирована на продление сроков эксплуатации до 20 лет.
Обращение с ядерным топливом Вверх
На энергоблоках Ленинградской АЭС с реакторами РБМК-1000 топливный цикл включает в себя: транспортировку и хранение свежего топлива до установки в активную зону; хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в приреакторных бассейнах после выгрузки из реактора;
транспортировку ОЯТ с энергоблоков и водное хранение в станционном хранилище; загрузку ОЯТ в контейнеры для сухого хранения, хранение загруженных контейнеров и последующую транспортировку ОЯТ в региональное хранилище (этап на стадии внедрения).
Свежее ядерное топливо Вверх
Свежие тепловыделяющие сборки (ТВС) поступают на АЭС с завода-изготовителя в железнодорожных вагонах в транспортных упаковках, предохраняющих топливо от повреждений. На складе свежего топлива разгрузку осуществляют поочередно по одной упаковке и размещают на складе в герметичных контейнерах. Склад свежего топлива располагается выше нулевой отметки в незатопляемой зоне.
Железнодорожным или автомобильным транспортом ТВС доставляются в главный корпус, где их поштучно извлекают из контейнера, затем производится осмотр и приемка. Прошедшие первичный контроль ТВС в полиэтиленовых чехлах устанавливаются в стенде-накопителе. Свежие тепловыделяющие сборки в радиационном отношении безвредны для персонала АЭС и окружающей среды.
По мере надобности ТВС передаются в центральный зал (ЦЗ), где производится их сборка с подвесками. Собранные с подвесками ТВС после проверки устанавливаются на хранение в развесочные гнезда на стене ЦЗ. По мере необходимости ТВС передаются для загрузки в реактор с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ).
Отработавшее ядерное топливо Вверх
Отработавшее топливо с помощью РЗМ загружают в заполненные водой герметичные пеналы, которые помещают в специальные приреакторные бассейны выдержки в центральном зале и хранят в них под уровнем воды. Емкость обоих бассейнов обеспечивает возможность одновременного хранения полной топливной загрузки реактора. Системы подпитки и очистки, электроснабжения, радиационного контроля бассейнов обеспечивают безопасность хранения отработавшего топлива.
Ориентировочное время выдержки ОТВС в бассейне составляет два – три года. По истечении этого времени осуществляется перевод сборок в хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ).
Перед транспортировкой топливные кассеты отделяется от подвесок с помощью механизма резки. Транспортировка ОЯТ производится в вагоне-контейнере ТК-8 с 9-ти или 16-ти местным чехлом, в который загружают соответственно 9 или 16 отработавших сборок. Вагон-контейнер перевозится в ХОЯТ со скоростью не более 5 км/час. Ядерная безопасность транспортировки обеспечивается малым количеством топлива в контейнере и его низким обогащением.
ХОЯТ — это комплекс бассейнов, имеющих автономные системы спецвентиляции, водоочистки и охлаждения. В приемном отделении хранилища, куда подается вагон-контейнер, ОТВС поштучно извлекаются из транспортного чехла, помещаются в пеналы, заполненные водой, и поступают на длительное хранение в заполненные водой отсеки хранилища. Бассейны хранилища представляют собой прямоугольные железобетонные емкости, выполненные из гидротехнического бетона и облицованные нержавеющей сталью. Для повышения безопасности ХОЯТ под его фундаментной плитой расположен железобетонный поддон для улавливания протечек.
Сухое хранение ОЯТ Вверх
На Ленинградской АЭС осуществляется программа по реализации способа "сухого" хранения отработавшего ядерного топлива. Для загрузки и хранения ОЯТ разработаны специальные металло-бетонные контейнера (МБК), пригодные для промежуточного длительного (до 50 лет) хранения ОЯТ на площадке АЭС, а также для транспортировки в централизованное хранилище для последующей переработки. Опытные образцы контейнера ТУК-104 и ТУК-109 вместимостью 57 и 72 ОТВС уже изготовлены и прошли испытания. Каждый контейнер может выдержать не менее 20 транспортно-технологических циклов. Сухое хранилище ОЯТ является составной частью ХОЯТ и состоит из комплекса разделки производительностью до 3500 ОТВС в год, где кассеты разделяют на две части и загружают в МБК, и комплекса хранения МБК вместимостью 70 контейнеров.
Обращение с радиоактивными отходами Вверх
Система обращения с радиоактивными отходами (РАО) на Ленинградской АЭС обеспечивает нераспространение РАО в производственные помещения и в окружающую среду при нормальном режиме эксплуатации и при аварии.
К РАО относятся материалы и среды, имеющие радиоактивное загрязнение и не предназначенные для дальнейшего использования в существующем виде.
Твердые радиоактивные отходы (ТРО) Вверх
Образующиеся на Ленинградской АЭС ТРО — отработавшие радиоактивные детали и материалы, оборудование, использованные средства индивидуальной защиты и другие — сортируются по видам и активностям, загружаются в контейнеры и транспортируются на специально оборудованном транспорте в места хранения и переработки.
Металлические отходы с низкой активностью отправляются на переплавку в ЗАО «Экомет – С». Горючие радиоактивные отходы небольшими партиями отправляются на установку сжигания в ЛСК «Радон». Прочие ТРО низкой, средней и высокой активности затариваются в соответствующие упаковки и отправляются на длительное хранение в хранилище твердых радиоактивных отходов (ХТРО) ЛАЭС.
ХТРО представляет собой сотовую систему отсеков общим объемом 16 600 м3, оборудованную отоплением, вытяжной вентиляцией и спецканализацией. По периметру здания выполнены контрольные скважины грунтовых вод с I и II водоносных уровней. В отсеках хранилища низкоактивные ТРО хранятся в металлических упаковках, средне-активные ТРО — в железобетонных упаковках. ТРО, содержащие долгоживущие нуклиды, выдерживаются до распада короткоживущих нуклидов, а затем прессуются и размещаются в специальные защитные контейнеры, где хранятся до отправки в региональные хранилища.
В настоящее время на ЛАЭС завершается строительство спецкорпуса по переработке ТРО, в состав которого входят установки сортирования, прессования, сжигания, системы транспортно-технологических операций, дезактивации оборудования, топливоподачи, воздухоснабжения и другие. Комплекс по переработке ТРО будет оснащён оборудованием, которое поставляется фирмой «Nukem» (Германия).
