2 CHARAKTERISTIK DES ENERGIEBLOCKS 2.1 Kurze … · 2.1.2 Technologischer Zyklus des ersten und...

Arbeitsübersetzung Energoatom KKW Khmelnitzsky 3&4 Kap 3

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2 CHARAKTERISTIK DES ENERGIEBLOCKS

2.1 Kurze Beschreibung des technologischen Zyklus und dessen grundsätzlicher Elemente

2.1.1 Auslegung

Der Gesamtanordnung der Reaktorabteilung wird das unifizierte Herangehen zu dem Aufbau des autonomen Monoblocks mit der Reaktoranlage WWER-1000 (Wasser-Wasser-Energiereaktor) (Reaktoranlage W-320) zugrunde gelegt. Bei dem Nachbau der Energieblöcke 3, 4 (W-392, Bauart B) wird vorgesehen, das unifizierte Herangehen bei dem Aufbau der Reaktorabteilung zu behalten.

Dem Projekt des Chmelnizkaja Kernkraftwerks wurde das Prinzip der Modulbauweise zugrunde gelegt. In jedem Energieblock werden, außer den Systemen des Normalbetriebs, alle Systeme vorgesehen, welche die Strahlen- und Atomsicherheit des Blocks sowie die Notabschaltung, die Abkühlung, das Ableiten der Nachwärme unabhängig von dem Betriebsregime der übrigen Energieblöcke, gewährleisten. Die allgemeinen Stationssysteme, die für die Sicherung der Arbeit der Energieblöcke in den Regimen des Normalbetriebs notwendig sind, sind in die separaten Einrichtungen des Kernkraftwerks abgesondert.

Der Energieblock mit dem Reaktor WWER-1000 (W-392, Bauart B) funktioniert nach dem Doppelkreislaufsystem: der erste Kreislauf (radioaktiv) - wässrig, der die Wärme unmittelbar von dem Reaktor abnimmt; der zweite Kreislauf (nicht radioaktiv) – der Wasser-Dampf-Kreislauf, der die Wärme von dem ersten Kreislauf bekommt und sie in dem Turbogenerator verwendet.

Die Lage der industriellen Fläche und der einzelnen Teile des gesamten Kernkraftwerkkomplexes wurden auf dem Generalplan durch deren technologischen und wirtschaftlichen Zusammenhang, den Wert der zulässigen Sanitäts- und Brandschutzbrüche, festgesetzt.

Auf der Industriefläche des Kernkraftwerks ist der Komplex der Bauten und Einrichtungen angeordnet, der dessen Normalbetrieb, die Leistungsausgabe, sowie das Ableiten der Nachwärme von den Reaktoren in den Notfall-Situationen sichert. Für jeden Kernkraftblock wird das gesonderte Hauptgebäude errichtet, in dem die Grund- und Hilfsausrüstung des Energieblocks angebracht werden.

Außer der Hauptgebäuden werden durch den Entwurf für das Kernkraftwerk folgende Hilfsgebäude und -Anlagen vorgesehen: ein spezielles Gebäude, ein vereintes Hilfsgebäude, ein administratives Gebäude, ein vereintes Gebäude der Gaswirtschaft, eine Stick- und Sauerstoffstation, eine Reservedieselkraftwerke, ein Start-Reserveheizhaus, eine vereinte Öl- und Heizölwirtschaft, ein Labor- und Haushaltsgebäude, eine Acetylenstation, ein Lager für die harten radioaktiven Abfälle mit dem Verarbeitungsblock, ein Labor und Stationen der äußeren Strahlenschutzüberwachung, Estakaden der technologischen Rohrleitungen.

An den Bruchstellen zwischen den Turbinenabteilungen der Hauptgebäude sind die offenen Transformatorenanlagen angeordnet. Die Verbindung zwischen den Energieblöcken und dem speziellen Gebäude erfolgt durch die Übergangsbrücken. Die Blockpumpstationen sind seitens der Stirnseiten der Turbinenabteilungen neben dem Zugangskanal angebracht.

Die Hauptgebäuden der Energieblöcke 3, 4 werden unmittelbar hinter dem Energieblock 2 mit den Achsenrissen von 92 m angeordnet.


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Die Reaktorabteilung besteht aus dem Erdstück, der Hülle und dem Mantel mit der Betonkuppel. Die Höhenverzeichnung des Kuppelteils der äußeren Hülle ist 76,000, die Höhenverzeichnung des Deflektors SPOT (System des passiven Ableitens der Wärme) – 90,000. Die hermetische Zylinderschale mit dem Innendurchmesser von 45,0 m beginnt mit der Marke von 13,200 und liegt zentral-symmetrisch in dem Mantel mit Größen 66,0×66,0 m. Die Höhenmarke der hermetischen Hülle - 66,500. Das metallische Entlüftungsrohr der Reaktorabteilung stützt sich auf die Dachdecke des Mantels.

Die Höhenmarke des Rohrs beträgt 100,000.

In dem hermetischen Teil (in der Hülle) ist die Hauptausrüstung des ersten Kreislaufs des Energieblocks angebracht: Reaktor, Dampfgeneratoren, grundsätzliche Zirkulationspumpen, Behälter der Kernnotkühlsysteme und Sonstiges. In dem nicht hermetischen Teil sind die technologischen Blocksysteme angeordnet, die nach dem Charakter der technologischen Prozesse in der Zone des aktiven Kontrollbereichs angeordnet sein sollen.

Acht SAOZ-Hydraulikbehälter der zweiten Stufe mit 90 m3 Räumlichkeit befinden sich am Umkreis der hermetischen Hülle des Energieblocks auf Niveau der Höhenmarke von 36,900. Vier Behälter mit verdickter Borlösung des Notboreinspeisungsystems befinden sich neben den Dampfgeneratoren des entsprechenden Kreislaufs auf dem Niveau der Höhenmarke von 25, 700.Die Wärmeaustauscheinheiten SPOT liegen am Außenumfang der Hülle in den aufgebauten Kreisräumen des Mantels. Über den Räumen der Wärmeaustauscheinheiten über der Kuppel der Schutzhülle befinden sich die Blasrohre, die zum Zweck des Schutzes vor äußeren Einwirkungen mit einer flachen Kuppel bedeckt werden. Auf dem Gipfel dieser Kuppel werden die Konstruktionen des Deflektors angebracht.

Vom Projekt 392, Bauart B wird das spezielle Volumen für das Einsammeln der organisierten Lecks aus der Schutzhülle vorgesehen. Dieses Volumen besteht aus dem Volumen des Ringraums zwischen der Spezialgasanlage und dem Mantel der Reaktorabteilung, sowie dem Volumen, das von der inneren Seite mit dem Kuppelteil der Spezialgasanlage und von der äußeren Seite mit der Schutzhülle begrenzt ist. Die Bauausführung der Reaktorabteilung des Hauptgebäudes ist den Zeichnungen 2.1 und 2.2 zu entnehmen.

Die Bauausführung der Turbinenabteilung ist mit der längs liegenden Anordnung des Turboaggregates, mit dessen maximalen Annäherungen zu der Reaktorabteilung angenommen. Die Turbinenabteilung hat folgende Außenmaße: Länge – 124,5 m, Spannweite – 45 m, Höhe zu dem Boden des Dachbinders – 35,5 m. Die operative Marke der Bedienung des Turboaggregates – 15,0 m.

In der Turbinenabteilung sind, außer dem Turboaggregat, die Hilfsausrüstung der Turbine (Wärmeapparate des hohen und niedrigen Drucks, Heizdampfkühler, Kondensat-, Drainagepumpen und sonstige Ausrüstung des technologischen Zyklus) angeordnet.

Die Deaeratorabteilung hat eine Länge von 124,5 m, eine Spannweite von 12 m und eine Höhe bis zum Boden der Überdachung von 42,6 m.

In der Deaeratorabteilung befinden sich auf den Stockwerken die übrige Hilfsausrüstung des zweiten Kreislaufs (Turboversorgungs- und Netzpumpen, Dampfejektoranlagen, Deaeratore, Abluftausrüstung und Klimaanlagen, Kondensatabsalzung), Reparaturwerkstätte, Express-Labore und Sozialräume.

In den Turbinen- und Deaeratorabteilungen ist im Bereich des gesamten Gebäudes der Keller mit der Bodenmarke minus 3,6 unter dem Nullpegel vorgesehen.


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An die Deaeratorabteilung schließt sich der Ständer der elektrotechnischen Geräte an. Er ist 96 m lang, Spannweite – 12 m.

Die Bauausführung der Turbinen- und der Deaeratorabteilungen des Hauptgebäudes ist den Zeichnungen 2.3 und 2.4 zu entnehmen.

An den Bruchstellen zwischen den Turbinenabteilungen der Hauptgebäude sind die offenen Transformatorenanlagen angeordnet. Zwischen den Reaktorabteilungen befinden sich die Reservedieselgeneratorblockkraftwerke mit unterirdischen Behälter, die Dieseltreibstoff und Öl enthalten. Laut den Sicherheitsvorschriften sind pro Energieblock je drei Dieselkraftwerke, drei Pumpenanlagen der sicheren Wasserversorgung und drei Kompressorräume der pneumatischen Leitungen vorgesehen. Von der Stirnseite jeder Reaktorabteilung sind je zwei Behälter mit jeweils einem Vorrat von 500 m3 entsalzenen Wassers vorgesehen, die zu dem System des Destillats der Reaktorabteilung gehören.

Das Spezialgebäude befindet sich in einem Abstand von 100 m nord-östlich von den Reaktorabteilungen der Energieblöcke, ist durch die Estakade mit den Reaktorabteilungen und dem Lagerhaus der harten Abfälle verbunden. Das Gebäude besteht aus den drei Blöcken: der Sonderwasserreinigung, des Sanitäts- und Sozialblock und der Werkstätten des aktiven Kontrollbereichs.

Das Lagerhaus der harten radioaktiven Abfälle ist 42 m von der nördlich-östlichen Fassade des Spezialgebäudes entfernt und besteht aus zwei Blöcken: dem Verarbeitungs- und dem Lagerungsblock.

Die hydrotechnischen Anlagen des Kernkraftwerks bestehen aus dem System der technischen Wasserversorgung, das aus dem Abkühlwasserspeicher (Einfüllwasserraumspeicher), Anlagen für dessen Nachspeisung aus dem Fluss Goryn' und Anlagen für die Nachspeisung des Kühlungssystems der Verbraucher der Gruppe A und den drei Kühlungssystemen des Energieblocks.

Das Hauptkühlungssystem ist für die Abkühlung der Turbinenausrüstung bestimmt. Das System ist umlaufend, besteht aus dem Zuleitungskanal, der Blockpumpenstation für jeden Energieblock, den Wasserzuflussstahlleitungen, dem Stahlbetonauslaufkanal und dem Abkühlwasserspeicher.

Das Kühlungssystem der Verbraucher der Gruppe W ist für die Abkühlung der nichtverantwortlichen Verbraucher, die in der Reaktor-, Turbinenabteilung und in dem Spezialgebäude angebracht sind, bestimmt. Als Kühler des Systems dient der Wasserraumspeicher, hydraulisch ist das System mit dem Hauptkühlsystem verbunden.

Das Kühlsystem der Verbraucher der Gruppe A gehört zu dem versorgenden Sicherheitssystem, besteht aus drei voneinander unabhängigen Kühlkanälen und ist von den anderen Kühlsystemen isoliert. Als Kühler für jeden Kanal dient der jeweilige Rieselbehälter.

Der Einfüllwasserraumspeicher ist von der westlichen Seite an die Industriefläche angeschlossen. Daraus tritt in der Richtung von Nord-Westen nach Süd-Osten der Zuleitungskanal aus, auf welchem im Bereich der Stirnseite der Turbinenabteilung des Energieblocks die Blockpumpenstationen angeordnet sind. Der Auslaufkanal, der durch die Stahl- und Stahlbetonwasserleitungen das Wasser für die Abkühlung annimmt, liegt parallel dem Zuleitungskanal und mündet in den Kühlwasserspeicher. Die Rieselbehälter befinden sich hinter der Schutzeinrichtung der Industriefläche und schließen sich ihr von der nördlichen Seite an.

Das vereinte Hilfsgebäude befindet sich seitens der Baugruppe neben der Station des Energieblocks 1. Es


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besteht aus: chemischer Wasserreinigung mit einem äußeren Behälterlager und Reagenzlagern, Laboren, zentralen Reparaturwerkstätten, Reparatur- und Bauwerkhallen, einer Reparatur- und Maschinenwerkstätte und einem zentralen Materiallager. An der östlichen Seite von OWK befindet sich das vereinte Gasgebäude, zu dessen Bestand der Hauptkompressorraum, der Elektrolyseraum, die Lagerräume, Beton- und Mörtelbaugruppe, Kompressorraum für die pneumatischen Proben gehören. An der östlichen Seite des Gasgebäudes befinden sich der Stickstoff- und Sauerstoffraum und die Fläche mit den Gasreceivern.

In südlicher Richtung von den vereinten Hilfsgebäuden OWK befindet sich der Start-, Reserveheizraum (PRK) mit einem vereinten Öl- und Heizölhaushalt. Von der nördlichen Seite führt ein Zweig des Baustelleneisenbahnweges zu dem Öl- und Heizölhaushalt, auf dem sich die Estakade mit der Ablasseinrichtung befindet. Der in das Kraftwerk eingetroffene Dieseltreibstoff sowie das Heizöl und das Öl werden in den Behältern des Reservoirparks, der eine Erdbewallung und Umleitungsautostraße hat, aufbewahrt.

Das Lager der Brennstoffschmieröle befindet sich in der getrennten Bewallung seitens der westlichen Stirnseite der Pumpenanlage.

Südlich vom Standort des vereinten Öl- und Heizölhaushalts, hinter der Schutzeinrichtung der Industriefläche, befindet sich die Station des Heizölhaushalts, zu dessen Bestand zwei Behälter für die Bewahrung des Heizöls und Heizölpumpenanlage gehören. Die Behälter und die Pumpenanlage sind durch die technologische Estakade des vereinten Öl- und Heizölhaushalts verbunden.

Die Ausgabe der Elektroenergie durch die Energieblöcke erfolgt durch die Transformatoren der Nebenstellenbaugruppe, danach durch die Freiluftschaltanlagen (ORU) und die Hochspannungsleitungen.

Die Standorte der Freiluftschaltanlagen befinden sich auf der Terrasse, die süd-westlich Richtung von dem Auslaufkanal liegt.


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1 - Reaktor; 2 – Dampfgenerator; 3- Druckkompensator; 4 – Hauptzirkulationspumpe (GZN); 5- Hauptschleuse; 6 - Notschleuse; 7 - Polarkran; 8 - Grubenbehälter; 9 – Halbkollektor der Sprinkleranlage; 10 – Wärmetauscher SPOT; 11 – Schubluftkanal SPOT; 12 – Hydraulikbehälter des zweiten Grades; 13 – Deflektor SPOT

Abb. 2.1 – Bauausführung des Hauptgebäudes des Energieblocks


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1- Reaktor; 2 – Dampfgenerator; 3 - Hauptzirkulationspumpe; 4 - Hydraulikbehälter des Kernnotkühlsystems (SAOZ); 5 - Druckkompensator; 6 - Barboteurbehälter; 7 -Revisionsschacht WKU; 8 - Revisionsschacht BZT; 9 - Stellage des Aushaltebeckens; 10 – Raum für die Wärmetauscher der Entlüftung und der Zuspeisung des 1. Kreislaufs; 11 – Behälter des SBWB ( Systems der schnellen Boreinführung

Abb. 2.2 – Plan auf den Marken 25,700; 28,800


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Abb. 2.3 - Längsschnitt


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Abb. 2.4 - Querschnitt


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2.1.2 Technologischer Zyklus des ersten und zweiten Kreislaufs

Ausgehend von dem in dem Projekt des Chmelnizkaja Kernkraftwerkes vorgesehenem Blockprinzips wird im Bestand der Energieblöcke 3, 4 des Chmelnizkaja Kernkraftwerkes die Reaktorabteilung vorgesehen, welche die Reaktoranlage und eine Reihe von Systemen einschließt, die dessen Funktion sowohl in den Normalbetrieben als auch in den Notfallbetrieben gewährleisten. Die Funktion des Reaktors basiert auf der kontrollierten Kettenreaktion der Kernspaltung von 235U, das zum Bestand des Atombrennstoffs gehört. Als Verzögerungssatz und als Wärmeträger des ersten Kreislaufs wird das borierte Wasser unter Druck 160 kgs/cm2 (15,7 МPа) verwendet.

Der Wärmeträger kommt in den Reaktor durch vier Zusatzrohre mit dem Nenndurchmesser von 850 mm, geht von oben nach unten über den Ringspalt zwischen dem Gehäuse und dem Schacht durch, danach von unten nach oben durch die Öffnungen in die Stützkonstruktion des Schachtes, kühlt dabei die wärmeausstrahlenden Elemente und erwärmt sich aufgrund der Wärme, die im Resultat der Kernspaltungsreaktionen entsteht, und kommt anschließend über vier Zusatzrohre Dу 850 raus.

Der erste (Hauptzirkulationskreislauf) Kreislauf besteht aus dem Reaktor WWER-1000 (W-392, Bauart B), vier Dampfgeneratoren vom horizontalen Typ PGW-1000, vier Hauptzirkulationspumpen und vier Hauptzirkulationsösen mit einem Druckkompensator. Der zirkulierende Wärmeträger des ersten Kreislaufs, mit einer gewissen Konzentration der Borsäurelösung, bespült die aktive Zone des Reaktors für das Ableiten der Wärme und deren Übergabe an den zweiten Kreislauf sowie für die Verzögerung des Neutronstroms und die Kontrolle der Atomkernreaktion. Im Verlauf der Arbeit des Wärmeträgers des ersten Kreislaufs als Arbeitskörper sammelt sich darin die induzierte Aktivität, was die Erfüllung von gewissen Prozeduren zur Behandlung des Wärmeträgers benötigt, sowie die Forderungen zu der Ganzheit der Grenzen des ersten Kreislaufs steigert.

Das Wasser des ersten Kreislaufs gibt die Wärme in den Dampfgeneratoren an das Wasser des zweiten Kreislaufs ab und verdampft es bei einem Druck von 64 kgs/cm2 (6,2 МPа). Aus den Dampfgeneratoren kommt der trockene gesättigte Dampf in den zweiten Kreislauf, der aus dem Turboaggregat К-1000-60/1500-2М mit den Kondensatoren vom Kellertyp und einem Regenerationssystem, einer Wasservorbereitungsanlage und einer Reihe von Hilfssystemen besteht. Das Turboaggregat ist mit dem Elektrogenerator mit der Leistung von 1000 МW ausgestattet.

Die Prinzipschaltung des ersten Kreislaufs in der Konfiguration der Systeme des Normalbetriebs, die für die Sicherheit wichtig sind, der Sicherheitssysteme und der zusätzlichen Sicherheitssysteme ist auf der Abb. 2.5 dargestellt, die Bezeichnung der Ausstattung ist in der Tabelle 2.1. aufgeführt.

Zu dem Bestand der Reaktoranlage W-392, Bauart B, zusätzlich in Bezug auf die Reaktoranlage W-320 gehören folgende Systeme:

• zusätzliches System des passiven Einfüllens der aktiven Zone (DSPZAZ) • System der schnellen Boreinführung (SBWB) • System des passiven Wärmeableitens (SPOT) In dem Bestand der projektierenden Energieblöcke 3, 4 des Chmelnizkaja Kernkraftwerkes wird die


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Errichtung der Dampfturbine К-1000-60/1500-2М, hergestellt von ОАО Turboatom, Charkow vorgesehen. Die Prinzipwärmeschaltung des II. Kreislaufs ist auf der Abb. 2.6 dargestellt, die Liste der Ausstattung ist in der Tabelle 2.2. aufgeführt. Der technologische Zyklus des zweiten Kreislaufs ist nicht radioaktiv und besteht aus einer Reihe von Systemen; zu grundlegenden davon gehören folgende: • Turbinenanlage • System der Dampfleitungen des frischen Dampfes • System des Einspeisewassers; • System der Dampfleitungen des niedrigen Drucks; • System der Abkühlung des ersten Kreislaufs durch den zweiten Kreislauf; • System der Drainagen der Turbinenabteilung; • System der zirkulatorischen und technischen Wasserversorgung; • Fernwärmeversorgungsanlage; • System der Kugelreinigung der Kondensatoren der Turbine und der Antriebsturbine der Turbospeisepumpe;


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Abbildung 2.5 – Prinzipschaltung


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Abbildung 2.6 – Prinzipschaltung


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Tabelle 2.1 – Liste der grundsätzlichen Ausrüstung des ersten Kreislaufs

Position Bezeichnung Menge

1 Reaktor 1 2 Dampfgenerator 4 3 Druckkompensator 1 4 Hauptzirkulationspumpe 4 5 Hydraulikbehälter SAOZ (Kernnotkühlsystem) 4 6 Barboteur 1 7 Impuls- und Sicherheitseinrichtung des Druckkompensators (IPU KD) 3 8 System der Bypass-Reinigung des Wärmeträgers des ersten Kreislaufs - 9 Abkühlungspumpe des Aushaltebeckens 3 10 Wärmeaustauscher der Abkühlung des Aushaltebeckens 3 11 Sprinklerpumpe 3 12 Behälter der Sprinklerlösung 3 13 Wärmeaustauscher des Kernnotkühlsystems 3 14 Niederdruckpumpe des Zonennotkühlsystems 3 15 Vorratsbehälter mit konzentrierter Borsäurelösung 1 16 Behälter der konzentrierter Borsäure-Notlösung 3 17 Noteinspritzpumpe für Borsäure 3 18 Behälter der Borsäurelösung mit einer Konzentration von 40 g/kg 3 19 Pumpe zur Borsäurenoteinspeisung 3 20 Regenerativer Wärmeaustauscher der Spülung des I. Kreislaufs 1 21 Durchblasnachkühler des I. Kreislaufs 1 22 Reinigungssystem des Abschlämmwassers des I. Kreislaufs - 23 Behälter für kontrollierte Lecks 1 24 Pumpe für kontrollierte Lecks 3 25 Einspeisedeaerator 1 26 Kühler des Einspeisewassers 1 27 Nachkühler des Einspeisewassers 1 28 Deaerator der Borregelung 1 29 Kühler des Einspeisewassers 1 30 Kühler des Brüdendampfes des Borregelungsdeaerators 1 31 Vorgeschaltete Pumpe 3 32 Einspeisepumpe 3

33 Behälter des Systems der schnellen Boreinführung 4

34 Hydraulikbehälter GE-2 8 35 Wärmeaustauscher des Systems des passiven Wärmeableitens (SPOT) 12

Tabelle 2.2 – Liste der Hauptausrüstung des zweiten Kreislaufs

Pos. Bezeichnung Menge Bemerkung

1 Dampfturbine 1 2 Block von zwei kombinierten Sperr- und Regulationsventilen

Regelungsventilen

2

2

3 Sperrklappe 2


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4 Regelklappe 6

5 Generator 1

6 Turbinenkondensator 3

Pos. Bezeichnung Menge Bemerkung

7 Kondensationspumpe des I. Grades 3

8 Kondensationspumpe des II. Grades 5

9 Hauptdampfstrahler 3

10 Ejektoranlage mit einem Kondensator des labyrinthischen Dampfes 1 11 Separator- Überhitzer 4 12 Entleerungspumpe des Separators 2 13 Niederdruck-Vorwärmer 1 3

14 Niederdruck-Vorwärmer 2 2



17 Hochdruck-Vorwärmer 6 2

18 Hochdruck-Vorwärmer 7 2 19 Speisepumpe mit Antriebsturbine und Kondensator 2 20 Deaerator 2 21 Hauptheizvorwärmer des I. Grades 2 22 Hauptheizvorwärmer des II. Grades 2

23 Spitzenheizvorwärmer 2

24 Entleerungspumpe PND-1 3 25 Entleerungspumpe PND-3 3 26 Schnellwirkende Reduzierstation für Eigenbedarf 2 27 Schnellwirkende Reduzierstation des Dampfabwurfs in den

Kondensator (BRU-K) 4

28 Schnellwirkende Reduzierstation des Dampfabwurfs in die 4 29 Impuls- und Sicherungseinrichtung des Dampfgenerators 1 30 Technologischer Kondensator 1 31 Blockentsalzungsanlage 1

32 Hilfsspeisepumpe 2

33 Separatorsammler 1

34 Kondensatsammler 4

35 Pumpe zur Deaeratorzuspeisung 1

36 Netzpumpe 2

37 Kondensatpumpe der Heizvorwärmer 2 38 Pumpe der Kondensatvorratsbehälters 3 39 Abkühlreduzierstation ROU 14/6 3 40 Ölbehälter 1 nicht auf dem

Schaltbild 41 Ölkühler 4 nicht auf dem

Schaltbild 42 Pufferbehälter der Turbine 1 nicht auf dem

Schaltbild


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43 Pufferbehälter des Generators 2 nicht auf dem Schaltbild

44 Pumpe der hydrostatischen Hebung der Rotoren 2 nicht auf dem Schaltbild

2.1.3 Betriebsweise der Energieblöcke Die Funktion des Energieblocks des Kernkraftwerks ist für folgende Arbeitsweisen bestimmt: • Normalbetrieb • Störung des Normalbetriebs • Unfall Arbeitsweisen des Normalbetriebs: • Leistungsbetrieb; • Mindeststandleistungsbetrieb; • Heißabschaltung; • Halbwarmabschaltung; • kalte Abschaltung; • Reparaturstillstand; • Neubeladungsstillstand; • Brennelementladung; Arbeitsweisen bei Störungen des Normalbetriebs und der Unfällen: • Anfangsereignisse bei der Arbeit des Energieblocks mit Hochleistung:

− Steigerung der Wärmeabfuhr durch den zweiten Kreislauf − Reduzierung der Wärmeabfuhr durch den zweiten Kreislauf − Reduzierung des Wärmeträgerdurchsatzes durch den Reaktor − Vergrößerung der Wärmeträgermasse des ersten Kreislaufs − Verkleinerung der Wärmeträgermasse des ersten Kreislaufs − Störungen des Normalbetriebs mit dem Ausfall des Notschutzes des Reaktors 1); − Änderung der Reaktivität und der Verteilung der Energieabgaben

• Anfangsereignisse bei der Abkühlung der Reaktoranlage und am stillstehenden Energieblock: − Reduzierung des Unterkritikalitätsvorrats der aktiven Reaktorzone − Reduzierung der Wärmeträgermasse des ersten Kreislaufs − Reduzierung der Wärmeabfuhr von der aktiven Reaktorzone infolge einer Verschlechterung der

Zirkulation des Wärmeträgers des ersten Kreislaufs − Reduzierung der Wärmeabfuhr von der aktiven Reaktorzone infolge eines Ausfalls von

Versorgungssystemen − Reduzierung der Wärmeabfuhr von der aktiven Reaktorzone infolge eines Ausfalls von Anlagen − Druckzunahme ("Überpressung") des ersten Kreislaufs

• Anfangsereignisse beim Umgang mit frischem und abgebranntem Brennstoff • Anfangsereignisse bei der Behandlung mit den radioaktiven Abfällen Die Regime der Störungen der Normalbetriebsbedingungen und die Notbetriebe werden in dem Abschnitt 4 des vorliegenden Bandes erörtert.


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2.2 Hauptsysteme und Ausrüstung 2.2.1 Hauptsysteme des ersten Kreislaufs Zu dem Bestand der Systeme des ersten Kreislaufs gehören: • Systeme und Ausrüstung des Hauptzirkulationskreislaufs • Systeme, welche die Funktion der Reaktoranlage innerhalb der Rahmen gewährleisten, die für den Normalbetrieb vorgesehen sind;

1) diese Gruppe wurde bei der Begründung der Sicherheit des Werkprojekts nicht betrachtet. • Systeme, welche die Sicherheit der Reaktoranlage bei Störungen des Normalbetriebs und Unfällen gewährleisten Zu dem Bestand des Hauptzirkulationskreislaufs gehören: • Leistungskernreaktor W-392, Bauart B vom Gehäusetyp mit Wasser unter Druck • vier Zirkulationsösen, jede davon bestehend aus:

− Dampfgenerator PGW -1000МК − Hauptzirkulationspumpe GZN-1391 − Hauptzirkulationsrohrleitungen mit einem Nenndurchmesser von 850 mm (Dy 850), welche die

Ösenausrüstung mit dem Reaktor verbinden − Druckkompensator, der an den heißen Strang der vierten Öse und den kalten Strang der ersten Öse

des Energieblocks angeschlossen ist Wasser-Wasser-Energiereaktor W-392, Bauart B auf den thermischen Neutronen stellt ein zylindrisches Gefäß dar, das aus einem Gehäuse und einem abnehmbaren oberen Block mit einem Deckel besteht. In dem Gehäuse sind die Inneneinrichtungen und die aktive Reaktorzone angeordnet, die aus den Brennelementbündeln besteht. Der Dampfgenerator PGW-1000МК stellt einen eingehäusigen rekuperativen Wärmeaustauschapparat vom horizontalen Typ mit dem eingetauchten Rohrbündel der Korridoranordnung dar und ist für die Erzeugung des trockenen gesättigten Dampfes bestimmt. Das Gehäuse des Dampfgenerators und des Kollektors sind aus legiertem Konstruktionsstahl gefertigt. Das Hauptzirkulationspumpaggregat GZNA-1391 ist für die Bildung der Zirkulation des Wärmeträgers in dem ersten Kreislauf bestimmt und stellt eine vertikale zentrifugale einstufige Pumpe mit hydrostatischer Wellendichtung, einem fliegenden Laufrad, axialer Wasserzuleitung und einem externen dreiphasigen asynchronen Elektromotor mit dem Kurzschlussrotor dar. Die Hauptzirkulationsrohrleitung (GZT) besteht aus vier Ösen, die aus Rohren mit einem Innendurchmesser von 850 mm sind und eine Dicke von 70 mm haben. Die Hauptzirkulationsrohrleitung besteht aus Rohrknoten, die auf fugenlose Weise aus dem leichtlegierten, kohlenhaltigen Stahl perlitischer Klasse mit Plattierung der Innenfläche mit korrosionsfesten Stahl gefertigt sind. Das System der Druckkompensation in dem ersten Kreislauf schließt einen Dampfdruckkompensator mit einem Set von Elektroerhitzern, einen Barboteur zur Kondensation des Dampfes, der aus dem


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Druckkompensator durch die Sicherheitsklappen eintrifft, Verbindungsrohrleitungen, und eine Einspritzrohrleitung mit einer Armatur ein. Das System ist für die Entwicklung und die Aufrechterhaltung des Drucks im ersten Kreislauf in den stationären Betriebsweisen, die Beschränkung der Druckabweichungen, in den Übergangs- und Notbetrieben, sowie die Druckreduzierung im Abkühlungsbetrieb bestimmt. Zu dem Bestand der Systeme des Normalbetriebs gehören: • Durchblas- und Zuspeisessystem des ersten Kreislaufs, unter Einschluss einer Borregelung • System der Bypass-Reinigung des Wärmeträgers des ersten Kreislaufs (Sonderwasserreinigung SWO-1) • System der organisierten Lecks des Wärmeträgers des ersten Kreislaufs • System der Drainagen und der Belüfter des ersten Kreislaufs • System des Stickstoffs und der Abgase • System der Reinigung der organisierten Lecks und des Ablaufs des ersten Kreislaufs (SWO-2) • Kühlsystem des Aushaltebeckens und der Neubeladung des abgebrannten Brennstoffs • System des Industriekreislaufs • Durchblassystem der Dampfgeneratoren und Sonstiges Das Durchblas- und Zuspeisessystem des ersten Kreislaufs, einschließlich der Borregelung, ist für folgende Zwecke bestimmt: • Auffüllung und Zuspeisung des ersten Kreislaufs mit der Lösung der Borsäure • Unterhaltung der materiellen Bilanz des Wärmeträgers des ersten Kreislaufs • Kompensation der langsamen Änderungen der Reaktivität aufgrund des Abbrennens und der Brennstoffvergiftung; • Gasaustreibung und Rückkehr der organisierten Lecks des Wärmeträgers in den ersten Kreislauf • Korrektur der Kennwerte der wässrig-chemischen Arbeitsweise des ersten Kreislaufs in Übereinstimmung mit den Normen • hydraulische Proben des ersten Kreislaufs in Bezug auf den Druck von 180 kgs/cm2 (17,66 МPа) • Zufuhr des Stopfbuchsenwassers auf die Verdichtungen der Hauptzirkulationspumpe • Auffüllung und periodische Zuspeisung der Hydraulikbehälter des Kernnotkühlsystems • Unterhaltung des Standes des Wärmeträgers in dem Druckkompensator, der dem Stand der Reaktorleistung entspricht • Abkühlung des Druckkompensators bei den stillstehenden Hauptzirkulationspumpen • Bildung der Standkonzentration der Borsäure bei Störfällen ohne Entdichtung des ersten Kreislaufs, sowie bei Leckagen, die durch die Systemen der Zuspeisung und die Notboreinspeisung des hohen Drucks kompensiert werden System der Bypass-Reinigung des Wärmeträgers des ersten Kreislaufs (SWO-1) ist für die Reinigung des Abschlämmwassers des ersten Kreislaufs auf den mechanischen Hochtemperaturfiltern, die mit dem korrosionsfesten Schrott beladen sind, bestimmt. Nach der Reinigung kommt das Wasser in den ersten Kreislauf wieder zurück. Das System der organisierten Lecks ist für das Einsammeln der organisierten Lecks aus dem ersten Kreislauf mit deren nachfolgender Rückkehr in den ersten Kreislauf in allen Betriebsweisen des Energieblocks bestimmt. Das System der Drainagen und Belüfter ist im Bezug auf die Drainagen, für die Abführung der Drainagen aus dem I. Kreislauf, Abführung der Leckagen aus den Armaturen des Kernnotkühlsystems und die Ableitung des Wärmeträgers aus dem I. Kreislauf bei den Störungen im Durchblas- und Zuspeisesystem bestimmt. Im Bezug auf die Belüfter, ist das System für die Entfernung des Wasserdampf-Luft-Gemischs aus der Ausrüstung und den Rohrleitungen des I. Kreislaufs und den Hydraulikbehältern des Kernnotkühlsystems bestimmt. Das gesamte System arbeitet in den Normalbetriebsweisen der Reaktoranlage sowie bei den Störungen des Normalbetriebs. Das System des Stickstoffs und der Abgase ist für folgende Zwecke bestimmt: • Reduzierung der Volumenkonzentration des Wasserstoffs, der sich aus dem Wärmeträger infolge des Nachlassens der Löslichkeit bei der Senkung des Drucks absondert, durch das System der Abgase, in nächstfolgender Ausrüstung:


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− Deaerator der die Ventilation und Zuspeisung − Barboteurbehälter − Kühler der organisierten Lecks − Behälter der organisierten Lecks − Behälter mit schmutzigem Kondensat

• Bildung des Stickstoffpolsters mit einem Druck von 60 kgs/cm2 (5,88 МPа) in den Hydraulikbehältern des Zonennotkühlsystems für deren Verwendung in den Notbetrieben • Bildung des Stickstoffpolsters in dem Druckkompensator durch den Druck von 20 kgs/cm2 (1,96 МPа), in dem Schaltbetrieb des Energieblocks • Auffüllung der IK- Kanäle • Zuführung des Stickstoffs in die Linie der Reaktorabgaser, des Druckkompensators, des

Dampfgenerators für die Drainierung des I. Kreislaufs, die Durchlüftung des Dampfgenerators. • Zuführung des Stickstoffes auf die Verdichtungen der Gasgebläse des Wasserstoffnachbrennungssystems und des Systems der Spezialgasreinigung. Reinigungssystem der organisierten Lecks und des Abflusses des ersten Kreislaufs ist für die Reinigung der Ausläufe aus dem ersten Kreislauf und der organisierten Lecks von den Beimischungen in Ionen- und Radionukleidform bestimmt. Das Abkühlungssystem des Aushaltebeckens umfasst die Pumpen und die Wärmeaustauscher des Abkühlkreislaufs. Die Hauptfunktion des Systems ist die Ableitung der restlichen Wärmeabgaben des abgebrannten Kernbrennstoffs während dessen Aufbewahrung in dem Aushaltebecken und bei der Neubeladung des Reaktors. Das System des Industriekreislaufs ist für die Abkühlung der Wärmeaustauschausrüstung des I. Kreislaufs und der Hilfssysteme der Reaktorabteilung bestimmt. Die Wärme, die durch den Wärmeträger des Industriekreislaufs von den Verbrauchern abgeleitet wird, wird dem technischen Wasser der verantwortlichen Verbraucher der Gruppe A übergeben. Das Durchblassystem der Dampfgeneratoren ist für die Unterhaltung der Qualität des Kesselwassers der Dampfgeneratoren in Übereinstimmung mit den Normen des wässrig-chemischen Regimes sowie für die Drainierung der Dampfgeneratoren bestimmt. Die Reinigung des Kesselwassers erfolgt durch Ionenaustausch sowie auf mechanische Weise auf SWO-5. Zu dem Bestand der Sicherheitssysteme gehören: • Schutzsystem des ersten Kreises vor Drucküberhöhung; • System der passiven Füllung der aktiven Reaktorzone • Hochdrucksystem der Notabkühlung der aktiven Reaktorzone; • Niederdrucksystem der Notabkühlung der aktiven Reaktorzone; • System der Notzufuhr des Zuspeisewassers in die Dampfgeneratoren; • Schutzsystem des zweiten Kreislaufs vor der Drucküberhöhung; • System der Notentgasung; • System der technischen Wasserversorgung der Verbraucher der Gruppe А und anderes Das Schutzsystem des ersten Kreislaufs vor der Drucküberschreitung dient, zur Sicherung der Ausrüstung und der Rohrleitungen des ersten Kreislaufs, vor der Überschreitung des zulässigen Drucks des Wärmeträgers des ersten Kreislaufs in den Not- und Übergangsbetriebsweisen. Der passive Teil des Kernnotkühlsystems (SAOZ) besteht aus den SAOZ-Behältern, Rohrleitungen für die Verbindung der SAOZ-Behälter mit dem Reaktor und der Armatur auf diesen Rohrleitungen. Das System der passiven Funktionsweise ist für die Notabkühlung der aktiven Reaktorzone bei Rohrleitungsbrüchen der Reaktoranlage bestimmt. Das Hochdrucksystem der Notabkühlung der aktiven Reaktorzone ist für Folgendes bestimmt: • Zufuhr von hochkonzentrierter Borsäurelösung in den ersten Kreislauf bei den Störfällen, die mit der Aussonderung der positiven Reaktivität in der aktiven Reaktorzone unter Einhaltung des hohen Drucks in dem ersten Kreislauf verbunden ist; • Gewährleistung eines sicheren Unterkritikalitätsstandes der aktiven Reaktorzone bei Lecks in dem ersten Kreislauf und/oder dem gleichzeitigen Stromausfall;


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• Kompensation der Lecks des ersten Kreislaufs. Das Niederdrucksystem der Notabkühlung der aktiven Reaktorzone ist für Folgendes bestimmt: • Notabkühlung der aktiven Reaktorzone und die darauffolgende langfristige Ableitung der restlichen Wärmeabgaben von der aktiven Zone bei Unfällen, die mit der Entdichtung des ersten Kreislaufs verbunden sind, einschließlich von Brüchen der Rohrleitung des Hauptzirkulationskreislaufs in vollem Gesamtquerschnitt mit dem ungehinderten doppelseitigen Auslauf des Wärmeträgers (Notabkühlung der aktiven Zone); • Planabkühlung des ersten Kreislaufs während der Stillsetzung der Reaktoranlage und der Ableitung der restlichen Wärmeabgaben der aktiven Zone bei der Durchführung der Neubeladung der aktiven Zone (Arbeitsweise der planmäßigen Abkühlung des ersten Kreislaufs und der Ableitung der restlichen Wärmeabgaben der aktiven Zone bei der planmäßigen vorbeugenden Reparatur und/oder Neubeladung der aktiven Zone); • Ableitung der restlichen Wärmeabgaben der aktiven Zone bei der Durchführung von Reparaturarbeiten an der Ausrüstung des ersten Kreislaufs, die mit der Notwendigkeit der Senkung des Wärmeträgerstandes in dem Reaktor unter die Achse der "heißen" Zusatzrohre (Marke 25,700) bis an die Achse der "kalten" Zusatzrohre des Hauptzirkulationskreislaufs (Marke 23,900) verbunden sind (Arbeitsweise der Ableitung der restlichen Wärmeabgaben der aktiven Zone bei der rückgängigen Zirkulation des Wärmeträgers des ersten Kreislaufs). Das System der Notentgasung aus dem ersten Kreislauf ist für folgende Zwecke bestimmt: • Entfernung des Gasdampfgemischs aus dem ersten Kreislauf (dem Reaktor, dem Druckkompensator, der Dampfgeneratoren) in den Notsituationen, die mit der Entblößung der aktiven Reaktorzone und der Entstehung der Dampf-Zirkoniumreaktion verbunden sind • Ausschließung des «„Hängenbleibens“ des Drucks in dem ersten Kreislauf infolge des Aufkochens des Wärmeträgers in den Kollektoren des Dampfgenerators und unter dem Deckel des Reaktors • zwangsläufige Druckreduzierung in dem ersten Kreislauf bis zu dem Niveau, das die Arbeit der Pumpen der Notboreinspritzung gewährleistet Das Schutzsystem des zweiten Kreislaufs vor der Drucküberschreitung ist für die Vorbeugung der Beschädigung der Ausrüstung und der Rohrleitungen des zweiten Kreislaufs bestimmt, wenn der Druck darin den Wert erreicht, der die Grenzen des sicheren Betriebs überschreitet. Das System des Notspeisewassers für die Dampfgeneratoren ist für die Zufuhr des Speisewassers und die Aufrechterhaltung ihres des Standes in den Dampfgeneratoren im Störungsbetrieb des Energieblocks bestimmt. System des technischen Wassers der Verbraucher der Gruppe A Das System der technischen Wasserversorgung der Verbraucher der Gruppe A ist blockförmig und besteht aus drei unabhängigen Funktionsgruppen. Das System ist für die Kühlung der Verbraucher, welche die Sicherheit des Kernkraftwerks und den Erhaltungszustand der Hauptausrüstung gewährleisten (Wärmeaustauscher des Kernnotkühlsystems, Pumpen des Kernnotkühlsystems, Wärmeaustauscher der Kühlung des Aushaltebeckens, Wärmeaustauscher des Industriekreislaufs, Notspeisepumpen u. s. w.), bestimmt.

In jeder Funktionsgruppe wird die Anordnung der Behälter mit einem Vorrat an technischem Wasser vorgesehen, welche die Entleerung des Systems während der Zeit der Ingangsetzung der Pumpen des technischen Wassers im Stromausfallbetrieb verhindern.

Die restlichen Systeme des Energieblocks sind in dem Abschnitt 5 der vorliegenden technischen Begründung ausführlich beschrieben. 2.2.2 Zusätzliche Sicherheitssysteme (Reaktoranlage W-392) Zusätzliches System des passiven Befüllens der aktiven Zone (DSPZAZ)

Das zusätzliche System des passiven Einfüllens der aktiven Zone (DSPZAZ) ist für die passive Zufuhr von Borsäurelösung in die aktive Reaktorzone zum Zweck der dauerhaften Abkühlung des Brennstoffs bei Unfällen mit dem Verlust des Wärmeträgers des ersten Kreislaufs bestimmt, was vom


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Versagen des aktiven Teils des Notkühlsystems der aktiven Zone begleitet wird. System der schnellen Boreinführung (SBWB) Das System der schnellen Boreinführung (SBWB) ist für die Funktion während Unfälle, bei denen der Notschutz versagt, bestimmt. Das System wird nach der Vorgabe „Auslösung des Notschutzes + Dichte des Neutronenflusses von über 4 % in 15 Sekunden ab dem Zeitpunkt der Auslösung des Notschutzes“ angesetzt. Das System schließt sich an jede der Zirkulationsösen an. Die Zufuhr der Borsäurelösung in den Reaktor erfolgt aufgrund der Druckdifferenz auf den Hauptzirkulationspumpen. Das System des passiven Wärmeableitens (SPOT) Das System des passiven Wärmeableitens (SPOT) ist für die dauerhafte Ableitung der restlichen Wärmeabgaben von der aktiven Reaktorzone durch den Dampfgenerator bei ZPA mit Verlust aller Wechselstromlieferungsquellen, sowohl bei dem ersten dichten Kreislauf als auch bei der Entstehung der Lecks in dem ersten oder dem zweiten Kreislauf, bestimmt. Im Fall eines Lecks in dem ersten Kreislauf arbeitet das System zusammen mit dem Hydraulikbehälter des Kernnotkühlsystems während der 2 Stufen. 2.2.3 Hauptsysteme des zweiten Kreislaufs Turbinenanlage Die Hauptfunktion der Turbinenanlage besteht in der Umwandlung von Wärmeenergie in mechanische Energie, die für den Antrieb des Wechselstromgenerators verwendet wird. Die Turbinenanlage ist für das Tragen des Grundteils des Belastungsplans und die Teilnahme an der Normal- und Notregelung der Energiesystemleistung mit der Möglichkeit des Heranziehens für die Deckung des variablen Teiles der Belastungspläne vorgesehen [33]. Grundcharakteristiken der Dampfturbine sind in der Tabelle 2.3 aufgeführt. Tabelle 2.3 − Grundcharakteristiken der Dampfturbine Kennwert Größe Leistung an den Generatorklemmen, MW 1047,22 Absolutdampfdruck vor den kombinierten Klappen, kgs/cm2 (MPa) 60 (5,88)

Temperatur des frischen Dampfs vor den kombinierten Klappen, °С 274,3 Feuchtigkeitsgrad des frischen Dampfs vor den kombinierten Klappen, % • nominal • maximal

0,5 1,0

Massenabgabe des frischen Dampfs, einschließlich der Massenabgabe des Heizdampfes an die Zwischenüberhitzung, Tonnen/Stunde

5940,2

Nenntemperatur der Dampfzwischenüberhitzung,°С 250

Absolutdruck in dem Deaerator, kgs/cm2 (МPа) 7 (0,686) Temperatur des Speisewassers, °С • bei eingeschalteten Hochdruckvorwärmern (PWD) • bei ausgeschalteten Hochdruckvorwärmern (PWD)

220±5

165 Das Nenndurchsatzvolumen des Kühlwassers (für drei Kondensatoren), m3/s

169800

Berechnungstemperatur des Kühlwassers, ° С 20 Höchsttemperatur des Kühlwassers, bei der die sichere Funktion der Turbine gewährleistet wird (mit Leistungsabfall), °С

33


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Nennabsolutdruck in den Kondensatoren, kgs/cm2 (kPа)

0,0488 (4,88)

Die Dampfturbine vom Typ К-1000-60/1500-2М, aus der Herstellung von ОАО "Turboatom" – Kondensationsturbine mit vier Zylindern ohne regelbare Dampfanzapfung, mit Separierung und einmaliger, zweistufiger Dampfzwischenüberhitzung (Anzapfdampf und "frischer" Dampf). Der Generator vom Typ TWW-1000-4UZ, aus der Herstellung von ОАО "Elektrosila" mit einer Leistung von 1000 MW, einer Klemmenspannung von 24 kW, montierbar auf dem Gesamtfundament mit Turbine, ist für die Umwandlung der mechanischen Energie der Wellendrehung der Dampfturbine in elektrische Energie bestimmt. Das System der Hauptdampfleitungen, das grundsätzlich für den Transport des gesättigten Dampfes vom Dampfgenerator zum Hochdruckzylinder der Turbine und dem Separator-Dampfüberhitzer bestimmt ist, wird auch bei der Abkühlung der nuklearen Dampferzeugeranlage verwendet. Zu dem System der Hauptdampfleitungen gehören Systeme und Einrichtungen, die die Durchführung des technologischen Prozesses gewährleisten (Impuls- und Sicherungseinrichtung des Dampfgenerators, schnellwirkende Reduzierstation des Dampfabwurfs in die Atmosphäre, schnellwirkende Reduzierstation des Dampfabwurfs in den Kondensator und schnellwirkende Reduzierstation für Eigenbedarf), die den Dampfabwurf in die Atmosphäre, in den Kondensator der Turbine und in den Kollektor des Eigenbedarfs in dem stationären, Übergangs- und Startbetrieb des Energieblocks ermöglichen. Das System des Grundkondensats ist für den Transport des Grundkondensats bestimmt, das in Folge von Dampfkondensation in den Kondensatoren der Turbine mit Hilfe der Blockentsalzungsanlage und der Vorwärmer des Niederdruck-Regenerationssystems in die Deaeratoranlagen in allen Projektbetriebsweisen der Turbine sowie bei stillgelegter Turbine und dem Dampfabwurf in die Kondensatoren durch die schnellwirkende Reduzierstation des Dampfabwurfs in den Kondensator erhalten wird. Der Systembestand ist oben aufgeführt. Das System des Speisewassers ist für die Zufuhr des Speisewassers aus den Deaeratoren durch die Vorwärmer des Hochdruck-Regenerationssystems (oder unabhängig davon) in den Dampfgenerator der nuklearen Dampferzeugeranlage in den Betriebsarten Start, Abkühlung, sowie bei der Arbeit des Energieblocks im Lastzustand und bei der Änderung der Belastung vorgesehen. Das Kühlsystem der nuklearen Dampferzeugeranlage ist zur Abkühlung der nuklearen Dampferzeugeranlage vorgesehen. Bei Normalabschaltung des Energieblocks darf der Wert 30 ºC/h (30 K/h), und bei der beschleunigten Schaltung – 60 ºС/h (60 K/h) nicht überschreiten. Das Normalschema der Abkühlung ist die Abkühlung durch die schnellwirkende Reduzierstation des Dampfabwurfs in den Kondensator, die Abkühlung durch die schnellwirkende Reduzierstation des Dampfabwurfs in die Atmosphäre erfolgt in den Notsituationen. 2.2.4 Steuerungs- und Schutzsystem (SUZ) Das Steuerungs- und Schutzsystem des Reaktors ist zur Steuerung des Reaktors bei dessen Start, Leistungsbetrieb, der Plan- oder Notstillsetzung des Reaktors bestimmt und gehört zu dem für die Sicherheit wichtigem System . Das Steuerungs- und Schutzsystem ist das multifunktionale Untersystem des automatisierten Systems der Steuerung der technologischen Prozesse des Energieblocks. Zu dem Sicherheitssteuersystem gehören folgende Systeme und Einrichtungen, die im Bestand vom Steuerungs- und Schutzsystem sind: • Geber der technologischen Kennwerte; • Apparatur zur Bearbeitung der Signale von den Gebern der technologischen Kennwerte; • Apparatur zur Kontrolle des Neutronenflusses; • System des Notschutzes; • System des Vorbeugungsschutzes; • System zur Kontrolle der Position der Regelorgane; • System der individuellen und Gruppensteuerung;


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• Stromversorgungssystem des Steuerungs- und Schutzsystems; • System der Kraftantriebssteuerung. Der Absorberstab des Steuerungs- und Schutzsystems ist das Arbeitsorgan des genannten Systems besteht aus 18 Absorberelementen und bewegt sich innerhalb des Brennelementbündels in den speziellen Kanälen mit Hilfe eines individuellen Antriebs. Das mechanische SUZ-System erfüllt folgende Grundfunktionen: • Gewährleistung der schnellen Einstellung der Spaltkettenreaktion in dem Reaktor mittels der schnellen Einführung in die aktive Zone des Absorbers; • Teilnahme an der automatischen Regelung zum Zweck der Aufrechterhaltung der Reaktorleistung auf dem vorgegebenen Niveau und dessen Umstellung von einem Leistungsniveau auf ein anderes; • Kompensation der schnellen Änderungen der Reaktivität (Temperatur- und Leistungseffekte, Vergiftung usw.). In dem Projekt W-392, Bauart B wurde, im Gegensatz zum Projekt W320, die Anzahl der Regelorgane des Steuerungs- und Schutzsystems von 61 auf 121 erhöht, was die Effektivität des Systems sowohl im Normalbetrieb als auch in Notsituationen wesentlich steigert. 2.2.5 System der Kontrolle und der Steuerung der technologischen Prozesse Das System der Kontrolle und der Steuerung (SKU) gewährleistet: • Die Vorlage und Dokumentation der Information über die Kennwerte, die die Arbeit der Reaktoranlage und des Kernkraftwerks im Ganzen im gesamten Bereich der Änderungen der Bedingungen des Normalbetriebs und deren Abweichungen charakterisieren; • Die Fern- und Automatiksteuerung der Systeme des Normalbetriebs Bei der Projektierung des Systems der Kontrolle und der Steuerung wurden folgende Grundprinzipien befolgt: • Die Hauptsteuerungsstelle ist die Blockschaltwarte • Ausführung der Kontrolle und der Abkühlung des Reaktors im Falle einer Beschädigung der Blockschaltwarte erfolgt von der Reserveschaltwarte; • Die Steuerung der Hilfsausstattung erfolgt von den lokalen Schaltwarten (Belüftung, Boilerraum u. s. w.). Das System der Kontrolle und der Steuerung hat folgende Untersysteme: • Informationsuntersystem, das für das Einsammeln, die Bearbeitung und die Vorlage der Information an die anderen Untersysteme und an das Bedienpersonal bestimmt ist • Die automatische Steuerung ist die Hauptsteuerungsweise Das Prozessrechnersystem ist das Grundmittel in der Datenübergabe des Bedienpersonals. Das Blockprozessrechnersystem ist für die Verbesserung der technisch-wirtschaftlichen Kennwerte des Energieblocks mit Hilfe ihrer Vorlegung der qualitativen, systematisierten und zusammengefassten Information über den Lauf des technologischen Prozesses, den Stand und die Betriebsweisen der technologischen Ausstattung, die Diagnostik der Notfallsituationen an das Bedienpersonal in der optimalen Form vorgesehen, das heißt, dass es die Zusammenwirkung des Bedienpersonals mit dem technologischen Objekt gewährleistet. Das Prozessrechnersystem gewährleistet die Kontrolle der Funktion und der Zustände der technologischen Systeme, die für die Sicherheit wichtig sind, sowie die Speicherung und die Registrierung der Information im Normal- und Notbetrieb, sowie deren Übergabe in das Sicherheitszentrum und das automatisierte Kontrollsystem der Strahlungsverhältnisse (ASKRO). Die Inbetriebnahme des Energieblocks sowie dessen Arbeit im Grundbetrieb oder im Betrieb der primären Leistungsrichtung (der Frequenz) wird von dem Prozessrechnersystem gedeckt. Möglich ist die Kurzzeitfunktion im Grundbetrieb bei einem vollständigen oder teilweisen Versagen des Prozessrechnersystems für beschränkte Zeit.


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Das Untersystem des technologischen Signalsystems ist zur Bildung der Blend-, Not- und Warnsignale des Bedienpersonals in folgenden Situationen vorgesehen, wenn: • die Kennwerte die zulässigen Grenzen überschreiten; • eine Notabschaltung der Mechanismen stattfindet; • die technologischen Schutzeinrichtungen ausgelöst werden; • eine Störung des technologischen Prozessganges vorliegt (Auslösen der Sicherungen, der automatischen Reserveeinschaltung usw.); • Defekte in den Ketten des Komplexes der technischen Mittel vorliegen; • Aufrufe auf die lokalen Schaltwarten erfolgen. Von der Blockschaltwarte erfolgt die Kontrolle des Reaktorzustandes, die Steuerung der Reaktoranlage sowie der sonstigen technologischen Systeme des Energieblocks im Normalbetrieb, bei Störungen des Normalbetriebs und bei Unfällen. Die Blockschaltwarte ist gleichzeitig ein Element des Kontroll- und Steuerungssystems und des Systems der eigenen Sicherheit, weil auf der Blockschaltwarte die Steuerorgane der technologischen Sicherheitssysteme und der Systeme des Normalbetriebs, die für die Sicherheit wichtig sind, sowie alle erforderlichen Informationen dargestellt sind, welche die sichere Steuerung der Sicherheitssysteme, der Systeme des Normalbetriebs, die für die Sicherheit wichtig sind, sowie der Systeme des Normalbetriebs, welche die Erzeugung der Elektroenergie decken positioniert sind. Die Blockschaltwarte befindet sich in einem separaten Raum in dem Mantel der Reaktorabteilung auf der Höhe der Markierung 6,600. Eine solche Anordnung der Blockschaltwarte ermöglicht eine Reduzierung der Kabelverbindungen auf ein Minimum, weil die Apparatur der Blockschaltwarte mit den Kabeln sowohl mit den Nachbarräumen als auch mit der Ausstattung, die sich in den technologischen Räumen des Apparathauses und in der Maschinenhalle befindet, verbunden ist. Von der Blockschaltwarte aus erfolgt die ständige operative Kontrolle und die Steuerung aller technologischen Systeme des Energieblocks bei der Erzeugung der Elektroenergie. Das Bedienpersonal steuert den Energieblock in allen Betriebsregimen, einschließlich: • Der Inbetriebnahme des Energieblocks; • Der Stillsetzung des Energieblocks; • Der Übergangsprozesse in der Reduzierung und der Steigerung der Belastung des Energieblocks laut dem Dispatcherbelegblatt im Normalbetrieb; • einer Störung des Normalbetriebs (Störung der Arbeitsweisen, Auslösung der Sicherungen und Sperreinrichtungen); • des Falls der Entstehung der Notfallsituationen im Block Die Blockschaltwarte ist das Zentralglied des Mensch-Maschine-Systems und wurde unter Berücksichtigung der Schaffung eines sicheren Kontroll- und Steuerungssystems, der Gewährleistung der Bequemlichkeit der Bedienarbeit und der Reduzierung der Wahrscheinlichkeit der Fehlerhandlungen seitens des Bedienpersonals aufgrund der Steigerung des Niveaus der Automatisationssteuerung sowie der Vorlegung der Information an das Bedienpersonal in einer bequemen und konzentrierten Form projektiert. Die Blockschaltwarte ist in Zonen abhängig von dem Grad der Bedienbarkeit der Steuerung und der Informationsvorlage an das Bedienpersonal aufgeteilt: • Operationskreis; • Kreis der nichtoperativen Steuerung; • nichtoperativer Kreis. In dem Operationskreis der Blockschaltwarte ist die gesamte operative Information zur Reaktoranlage,


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zum Turboaggregat und allen anderen technologischen und elektrischen Systeme des Energieblocks dargestellt, sowie die Schlüssel des operativen Einflusses auf den Notschutz des Reaktors (Steuerungs- und Schutzsystem), die Turbinenschutzeinrichtung und die Turbospeisepumpe, die Mittel für die Ausgabe der operativen Steuerung und der Information auf dem Monitor des Prozessrechnersystems, Quittierungsapparate der technologischen und Notfallsignalisierung definiert. Von der Reserveschaltwarte erfolgt die Kontrolle und, falls notwendig, die Inbetriebnahme der Sicherheitssysteme, die Reaktorausbringung in den Unterkritikalitätszustand und die Durchführung der restlichen Wärmeabfuhr aus der Reaktoranlage. Der Übergang des Bedienpersonals auf die Reserveschaltwarte zur Durchführung der aufgezählten Operationen von der Reserveschaltwarte aus erfolgt nur im Fall der Beschädigung der Blockschaltwarte. Auf der Reserveschaltwarte ist die gesamte notwendige Information ausgebracht, welche die sichere Steuerung der Sicherheitssysteme und der Systeme des Normalbetriebs, die für die Sicherheit wichtig sind, und die Ausbringung der Reaktoranlage in den Unterkritikalitätszustand sowie die Kontrolle des Zustandes der Reaktoranlage und die Wärmeabfuhr von dem Reaktor sichern, gewährleistet. Die Kontrollsysteme, die Informationsvorlage und die Steuerung der Blockschaltwarte und der Reserveschaltwarte geben dem Bedienpersonal die Möglichkeit, die Funktionen der Kontrolle und der Steuerung des Energieblocks in allen Arbeitsweisen und unter allen Bedingungen auszuführen, auch im Fall eines Systemversagens und von Projektunfällen, was mit Hilfe einer Reservierung eines Teils des Komplexes der technischen Mittel des Kontroll- und Steuerungssystems, einschließlich der Monitore, erreicht wird. 2.2.6 Systeme des Strahlungsschutzes, der Strahlungskontrolle und der automatisierten Kontrolle der Strahlungsverhältnisse Der Zweck des Strahlungsschutzsystems ist die Reduzierung der von allen Quellen ausgehenden summarischen Dosis der äußeren und internen Bestrahlung bis zu Niveaus, die die durch die Dokumente [22, 23, 24] festgestellten Normen für die jeweiligen Personenkategorien nicht überschreiten. Das Strahlungsschutzsystem beinhaltet: • Schirme zum biologischen Schutz; • hermetische Räume des aktiven Kontrollbereichs; • Saug- und Druckanlagen • Filter der Sonderwasserreinigungsanlagen und der Systeme der Spezialbelüftung • spezielle Lagerhallen für trockene und flüssige radioaktive Abfälle • Personalschleusen • System der Strahlungskontrolle • Sicherheitssysteme des Kernkraftwerks (sichere Stromversorgung, Ausstattung des Zonennotkühlsystems, Sprinklersystem, hermetische Hülle der Reaktorabteilung des Kernkraftwerks und Sonstiges) Das System der Strahlungskontrolle stellt ein Komplex aus technischen Mittel und organisatorischen Maßnahmen dar, die für die Kontrolle der grundsätzlichen technologischen Medien, der Strahlungsverhältnisse in den Räumen des Kernkraftwerks und auf dem umgebenden Territorium vorgesehen sind. Das System gewährleistet eine Kontrolle der Parameter, welche die Strahlungssicherheit des Kernkraftwerkbetriebs charakterisieren. Bei einem Normalbetrieb des Kernkraftwerks und im Fall der Entstehung einer Notfallsituation gibt das System der Strahlungskontrolle die Informationen zu den Strahlungsverhältnissen innerhalb des Kernkraftwerks und auf dem umgebenden Territorium, dem Zustand der technologischen Medien, den Bestrahlungsdosen des Personals und der Bevölkerung weiter, damit rechtzeitige Maßnahmen zur Beschränkung der Strahlungswirkung ergriffen werden können. Die Information, die mit Hilfe der Apparatur des Systems der Strahlungskontrolle erhalten wird, ist zur Kontrolle und Gewährleistung der Strahlungssicherheit ausreichend und kommt an die entsprechenden


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Stellen und in einer solchen Form, die für die operativen Entscheidungen von dem Personal des Kernkraftwerks zum Zweck der Sicherung der Strahlungssicherheit in dem Normal- und Notbetrieb des Kernkraftwerks erforderlich ist. Die Daten zu den Parametern, die durch das System der Strahlungskontrolle des Energieblocks kontrolliert werden, werden an die Arbeitsstände der Operateur-Strahlenschutzmesstechniker ausgebracht, die wie folgt positioniert sind: • auf dem zentralen Schild der Strahlungskontrolle, der sich in einem speziellen Gebäude im aktiven Kontrollbereich auf dem Weg des Durchzuges des Personals aus der Zone der freien Arbeitsweisebefindet; • auf dem lokalen Schild der Strahlungskontrolle des Energieblocks. Zudem wird die Information über die Kennwerte, die durch das System der Strahlungskontrolle kontrolliert werden, ausgebracht auf: • den Schildern der Sicherheitssysteme, die sich in der Zone der freien Arbeitsweise befinden; • der Blockschaltwarte, die sich in der Zone der freien Arbeitsweise befindet • der Reserveschaltwarte, die sich in der Zone der freien Arbeitsweise befindet Durch die technischen Mittel des Systems der Strahlungskontrolle ist auch die Kontrolle des Ausganges der radioaktiven Mittel in die Umwelt, des Zustandes der Strahlungsverhältnisse am Standort der Kernkraftwerkerrichtung sowie der radioaktiven Verschmutzung der Umweltobjekte vorgesehen. Die genannte Kontrolle erfolgt sowohl durch die technischen Mittel des Systems der Strahlungskontrolle des Energieblocks, als auch durch das System der Kontrolle der Strahlungsverhältnisse (ASKRO). ASKRO ist für zur ununterbrochenen Kontrolle der Strahlungsverhältnisse in der Kontrollzone (sanitäre Schutzzone und Beobachtungsbereich) in allen Arbeitsweisen des Kernkraftwerks vorgesehen, auch für den Fall von Projektunfällen und auslegungsüberschreitenden Störfällen sowie für die Einstellung des Kernkraftwerkbetriebs. Im Normalbetrieb des Kernkraftwerks ist das automatisierte System der Kontrolle der Strahlungsverhältnisse (ASKRO) für die Speicherung und die Bearbeitung der Informationen zur Strahlungslage in der Kontrollzone für die Fassung eines operativen Befundes darüber, ob die Strahlungsverhältnisse den Forderungen der normativen Dokumente entsprechen, bestimmt. Beim Entstehen eines Projektunfalls oder eines auslegungsüberschreitenden Störfalls auf dem Kernkraftwerk gewährleistet ASKRO die Speicherung und die Bearbeitung der Information zur Veränderung der Strahlungsverhältnisse in der Kontrollzone für die Ausarbeitung der Empfehlungen zur Beseitigung der Folgen einer Strahlenhavarie. Zu den Hauptfunktionen von ASKRO gehören: • Die Messung der Werte der kontrollierten Parameter, welche die Ausstöße der radioaktiven Mittel in die Umwelt und die Strahlungsverhältnisse in der Kontrollzone charakterisieren; • Die automatische Darstellung der Strahlungsverhältnisse in der Kontrollzone auf der Zentralkontrollstelle, die Übertragung der Mitteilungen an die Steuerwarten des Kernkraftwerks bei der ASKRO-Umschaltung in den Modus der Kontrolle der Notstrahlensituation; • Die Protokollführung und Archivierung der Messergebnisse der Strahlungslage, die Führung einer Datenbank; • Die Prognostizierung von Änderungen der Strahlungslage in der Kontrollzone im Fall der Entstehung einer Strahlenhavarie am Kernkraftwerk Die Schaltanlage des automatisierten Systems zur Kontrolle der Strahlungslage befindet sich am Standort des Kernkraftwerks und wird ständig vom Bedienpersonalbedient. Im Normalbetrieb ist das System der Strahlungskontrolle für folgende Aufgaben verantwortlich: • die ununterbrochene Strahlungskontrolle des Umgebungsmediums;


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• die radiometrischen und spektrometrischen Labormessungen der Proben der Luft, des Erdbodens und des Wassers; • Kernstrahlungsaufklärung am Standort mit Hilfe von mobilen Labormitteln; • Kontrolle der Integraldosen der Bestrahlung des Personals und der Bevölkerung; • Informierung der Öffentlichkeit über die Strahlungslage des Kernkraftwerks und dessen Standort 2.2.7 System der Stromversorgung Die Stromversorgung der Verbraucher des Eigenbedarfs wird mit folgenden Spannungen vorgesehen: • 6 kV Wechselstrom für Elektromotoren mit einer Leistung von 200 kW und mehr, sowie für Transformatoren des Eigenbedarfs 6/0,4 kV • 0,38-0,22 kV Wechselstrom für Elektromotoren mit einer Leistung unter 200 kW, sowie für die Beleuchtungsnetze und Schweißnetze • 220 W Gleichstrom für Gleichstrom-Elektroantriebe sowie für die Steuerung, den Schutz, die Automatik und die Notbeleuchtung Das 6 kV-Netz erfolgt mit der partiellen Nullpunkterdung. Das 0,38-0,22 kV-Netz erfolgt mit dem starr geerdeten Sternpunkt vom Typ TN-C-S. Das Hauptkriterium bei der Projektierung des Systems der Stromversorgung des Eigenbedarfs ist die Gewährleistung einer sicheren Stromversorgung für den Verbraucher bei einer normierten Qualität der Elektroenergie an den Klemmen der Elektroenergieverbraucher. Die Mechanismen des Eigenbedarfs des Kernkraftwerks sind in drei Gruppen geteilt. Die erste Gruppe sind Verbraucher von Gleich- und Wechselstrom, die laut den Bedingungen der Sicherheit oder der Erhaltung der Hauptausstattung keine Speiseausfälle für länger als den Bruchteil einer Sekunde in allen Arbeitsweisen zulassen, einschließlich der Arbeitsweise des vollständigen Spannungsausfalls des Wechselstroms von den Arbeits- und Reservetransformatoren des Eigenbedarfs, und derjenigen, die das obligatorische Vorhandensein der Speisung nach der Auslösung des Notschutzes des Reaktors brauchen. Die Systeme der Stromversorgung, die die Verbraucher dieser Gruppe versorgen, gehören zu dem System, das die Sicherheit gewährleistet. Die zweite Gruppe sind Verbraucher des Wechselstroms, die die Speiseausfälle für einen Zeitraum zulassen, der durch die Sicherheitsbedingungen und der Erhaltung der Hauptausstattung bestimmt wird, und die eine obligatorische Speisung nach einer Auslösung des Notschutzes des Reaktors brauchen. Die Systeme der Stromversorgung, die die Verbraucher dieser Gruppe versorgen, gehören zu dem System, das die Sicherheit gewährleistet. Die dritte Gruppe sind Wechselstromverbraucher, die Speiseausfälle für die Zeit der automatischen Reserveeinschaltung zulassen, und die keine obligatorische Speisung nach der Auslösung des Notschutzes des Reaktors brauchen. Die Systeme der Stromversorgung, die die Verbraucher dieser Gruppe versorgen, gehören zu dem System des Normalbetriebs. Für Eigenbedarf-Verbraucher der dritten Gruppe, sowie für die Verbraucher der zweiten Gruppe im Normalbetrieb wird eine Arbeits- und Reservestromversorgung von den Arbeits- und Reservetransformatoren für den Eigenbedarf vorgesehen. Im Notbetrieb wird die Speisung der Verbraucher der zweiten Gruppe sowie der Verbraucher der ersten Gruppe von den speziellen autonomen Quellen der Notstromversorgung vorgesehen. Als autonome Quellen werden die Akkumulatorenbatterien mit den statischen Umformern (Invertoren) und die automatisierten Diesel-Generatoren verwendet. System der Eigenbedarf-Stromversorgung im Normalbetrieb Das System der Eigenbedarf-Stromversorgung im Normalbetrieb ist für die Versorgung mit der Stromenergie aller Eigenbedarf-Verbraucher im Normalbetrieb, einschließlich des Sicherheitssystems und


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des Systems der sicheren Speisung des Normalbetriebs, bestimmt. Die Arbeitsspeisung der Sektionen RUSN von 6 kV wird von gespaltenen Niederdruck-Wicklungen des von zwei Eigenbedarf-Transformatoren mit einer Leistung von je 63 MW·А mit einer Spannung 24/6,3-6,3 kV vorgesehen, die sich an den Abzweig der Kette des Energieblocks des Generator-Transformators zwischen dem Generatorschalter und dem Aufspannungstransformator einschalten. Die Eigenbedarf-Schaltgeräte 6/0,4 kV werden mit einem System der Sammelschiene durchgeführt. Die Anzahl der Blocksektionen RUSN-6 kV soll vier gleichen. Für jede der Blocksektionen wird der Anschluss einer automatisch einschaltenden Reservestromquelle vorgesehen. Für die Verbraucher von 6 kV der zweiten Gruppe der sicheren Speisung des Normalbetriebs, die die Erhaltung der Hauptausstattung gewährleisten, werden zwei Sektionen von 6 kV der sicheren Speisung des Normalbetriebs vorgesehen. Jede der beiden Sektionen wird mit der Linie durch zwei Schalter entsprechend an zwei unterschiedliche Blocksektionen von 6 kV des Normalbetriebs deren Energieblocks angeschaltet und werden, anschließend, durch die zwei Schalter untereinander in Verbindung gesetzt. Alle Elektromotoren der gleichnamigen redundanten Mechanismen der dritten und der zweiten Gruppe, die zum Normalbetrieb-System eines Aggregats oder einer Einrichtung gehören, werden an verschiedene Sektionen (unmittelbar an die Sammelschienen der Reaktoranlage RU-6/0,4 kV oder an die unterschiedlichen Sekundärmontierungen 0,4 kV, die wiederum an die verschiedenen Sektionen angeschlossen sind 0,4 kV), angeschlossen. Die Anschaltung der Einspeiseleitungen der Bündel, für die die automatische Reserveeinschaltung vorgesehen ist, sowie der Bündel, von denen die Elektromotoren speisen, die über eine automatische Reserveeinschaltung verfügen, erfolgt an die verschiedenen Sektionen 0,4 kV. Jede der Sektionen RU-0,4 kV der Verbraucher der dritten Gruppe, mit Ausnahme der Reaktoranlagen der Hilfsstellen, die die Erzeugung der Elektroenergie unmittelbar nicht bewirken (Werkstätte usw.), hat zwei Speisequellen - Arbeits- und Reservequelle. Als Arbeitsspeisequellen der Reaktoranlage RU-0,4 kV wurden die für jede Sektion gesonderten Transformatoren verwendet, die an die entsprechenden Sektionen über die einzelnen automatischen Schalter angeschlossen sind. Als Reservespeisequelle für die Sektionen der Reaktoranlage RU-0,4 kW der Verbraucher der dritten Gruppe, die sich in dem Hauptgebäude befinden, werden die einzelnen Reservetransformatoren 6/0,4 kV verwendet. Für die Sektionen 0,4 kV des Systems des Normalbetriebs der Reaktorabteilung wird die gegenseitige Reservierung von zwei Arbeitstransformatoren (stille Reserve) verwendet. Die Leistung des Reservetransformators 6/0,4 kV wird nach dem Schema mit der offensichtlichen Reserve als solche Leistung angenommen, die der Leistung des größten Arbeitstransformators, der von ihm reserviert wird, gleicht; nach dem Schema mit der stillen Reserve wurde die Leistung von jedem der gegenseitig reservierten Transformatoren nach der vollständigen Belastung von zwei Sektionen ausgewählt. Im letzten genannten Fall ist zwischen den Sektionen der automatische Sektionsschalter vorgesehen, mit dem die automatische Reserveeinschaltung erfolgt. Maximale Leistung der festgestellten Transformatoren von 6/0,4 kV ist als 1000 kV⋅А bei der Spannung des Kurzschlusses ek = 8 % angenommen. Für die Versorgung der Verbraucher der ersten Normalbetrieb-Sicherheitsgruppe im Modus des Speiseverlustes von den Arbeits- und Reservetransformatoren sind zwei Akkumulatorenbatterien ohne Zellenschalter (105 Elemente) mit der Nennspannung von 220 V (Arbeitsspannung 234 V) vorgesehen. Die Akkumulatorenbatterien sind während des Normalbetriebs im Modus des ständigen Nachladens. Das Nachladen der Akkumulatorenbatterien und die Speisung der Ladung, die an die Gleichstromwarte angeschaltet ist, erfolgt von den Lade-Nachladungsgleichrichtern, die an die Sektionen 6 kV durch die Trenntransformatoren 6/0,23 kV, 400 kV⋅А angeschaltet sind. Jede Batterie ist ausgehend aus einer Entladekapazität für 60 Minuten der Notentladung nach dem


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Spannungsniveau bei dem maximalen Anstoßstrom ausgerichtet. Das System der Eigenbedarf-Elektroversorgung gehört zu der Klasse 3N und zu der II. Kategorie der Erdbebensicherheit. Das Eigenbedarf-System des Normalbetriebs beginnt an der Stelle des Anschlusses der Arbeitstransformatoren an die Strombahn der Generatorspannung und an der Stelle des Anschlusses der Reservetransformatoren an die Freiluftschaltanlage 330 kV. Das Eigenbedarf-System des Normalbetriebs endet an den Eingangsklemmen der Verbraucher der technologischen Ausstattung des Normalbetriebs. System der Notstromversorgung (SAE) Die Anzahl der Kanäle des Systems der Notstromversorgung gleicht der Anzahl der Kanäle des Sicherheitssystems im technologischen Teil. Vorgesehen sind drei autonome Kanäle des Systems der Notstromversorgung mit den Spannungen 6 kV, 0,4 kV und 220 V des Gleichstroms, die die autonomen Speisequellen (Diesel-Generatoren, Akkumulatorenbatterien), Schrankverteilungsanlagen 6 und 0,4 kV, Aggregate der unterbrechungsfreien Stromversorgung, Verteilerkraftbündel 0,4 kV, Gleichstromwarten 220 V, Transformatoren 6/0,4 kV (6,3/0,23 kV für die Gleichrichter), die hermetischen Durchführungen für Kraft- und Kontrollkabel, die Kabelerzeugungen und Kabelkonstruktionen umfassen. Zwischen den drei Kanälen des Systems der Notstromversorgung ist keine gegenseitige Reservierung vorgesehen. Jeder Kanal des Systems der Notstromversorgung kann nach der Leistung und dem Bestand der angeschlossenen Verbraucher die Notabkühlung des Reaktors bei jedem Typ der Projekthavarien gewährleisten. In dem System der Notstromversorgung sind folgende Stromversorgungsnetze des Eigenbedarfs vorgesehen:

− Netze des Wechselstroms mit einer Spannung von 6 kV und 380/220 W, 50 Hz der sicheren Speisung der Verbraucher der zweiten Gruppe

− Netz mit einer Spannung von 380/220 W, 50 Hz der sicheren Speisung der Verbraucher der ersten Gruppe

− Netz mit einer Spannung von 220 W des Gleichstroms für die Speisung der Verbraucher der ersten Gruppe

Für die Speisung der Verbraucher 6 kV, Transformatoren 6/0,4 kV und 6/0,23 kV der zweiten Gruppe werden drei Sektionen 6 kV auf dem Block – je eine Sektion für jeden Kanal des Sicherheitssystems - vorgesehen. Im Modus des Normalbetriebs werden diese Sektionen von den verschiedenen Sektionen 6 kV der Arbeitstransformatoren des Eigenbedarfs des Normalbetriebs durch zwei hintereinander angeschaltete Sektionsschalter gespeist. Die Zufuhr der Reservespeisung an die Sektion 6 kV der sicheren Speisung wird nicht vorgesehen. Im Fall des Spannungsausfalls auf der Sektion 6 kV der zweiten Gruppe der Notstromversorgung wird die Speisung der Sektion der sicheren Speisung von dem an sie automatisch anschließenden Diesel-Generator mit der Leistung von 5600 kW zugeführt. Das Einschalten des Diesel-Generators und der automatische Start der Mechanismen des Systems der Notstromversorgung nach dem Programm des automatischen Stufenhochlaufs (ASP) erfolgt bei den folgenden Anfangsereignissen:

− Abfall der Spannung an der Sektion 6 kV der sicheren Speisung bis 0,5 Un für länger als 2 Sekunden

− Abfall der Spannung auf der Sektion 6 kV der sicheren Speisung bis 0,85 Un/Kw für länger als 12 Sekunden, wo Kw – Koeffizient der Rückkehr des Spannungsrelais

− Konformität von zwei Bedingungen mit der Verzugszeit 2 s: Auslösung der Schutzeinrichtungen nach den technologischen Parametern und Abfall der Leistung auf der Sektion 6 kV der sicheren Speisung bis 0,85 Un/Kw


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Laut der technischen Bedingungen für die automatischen Dieselkraftwerke beträgt die summarische Zeit des Startens des Diesel-Generators ab dem Zeitpunkt der Kommandoabgabe für den Start bis zur Bereitschaft der Lastannahme höchstens 15 s. Im Falle einer Notfallsituation wird das Startsignal für die Diesel-Generatoren unabhängig an jeden Diesel-Generator. Ein Speiseausfall von 15 s für die Verbraucher der zweiten Gruppe ist laut den Forderungen der Entwickler der Reaktoranlage und der Hauptausstattung, laut welchen der zulässige Ausfall in der Stromversorgung der technologischen Ausstattung des Sicherheitssystems 15 s beträgt, zugelassen. Die Aufnahme der Last durch den Diesel-Generator erfolgt automatisch stufenweise. Das System der automatischen Regelung der Spannung des Generators gewährleistet die Spannungsabweichungen bei jeder stabilen Last von höchstens ± 1 %. Für die Wechselstrom-Verbraucher 0,4/0,23 kV der ersten Gruppe werden die Sektionen 0,4 kV vorgesehen, die die Speisung von den Invertoren der entsprechenden Aggregatsets der ununterbrochenen Stromversorgung (ABP) erhalten. Die genannten Invertoren werden an die Gleichstromwarten 220 V der entsprechenden Akkumulatorenbatterien angeschlossen, deren Anzahl der Anzahl der Kanäle des Sicherheitssystems, die in dem technologischen Bereich angenommen sind, entspricht. Eine gegenseitige Reservierung oder die Reservierung der Speisung dieser Verbraucher erfolgt nur innerhalb des einen Kanals. Die Verbraucher 0,4 kV der ersten Sicherheitsgruppe erhalten die Speisung von den Aggregaten der ununterbrochenen Speisung mit einer Spannung von 380/220 V der benötigten Qualität: die Nichtsinusoidalität der Form der Kurve der linearen Ausgangs- und Sternspannung bei der Arbeit auf die lineare Belastung beträgt höchstens 5 %, die Spannungsabweichung ± 2 %, die Frequenzabweichung ± 2 %. In jedem Kanal des Systems ist die Anordnung eines Satzes eines Aggregats der ununterbrochenen Speisung vorgesehen, der aus dem Gleichrichter, den Invertoren mit der Umlaufspeiseleitung und den Verteilanlagen 0,4/0,23 kV mit automatischen Schaltern, die für die Ausschaltung der Kurzschlüsse auf den Abgangsleitungen vorgesehen sind, besteht. Die Anzahl der Invertoren in dem Kanal des Systems der sicheren Stromversorgung wird durch die Anzahl der unabhängigen Sets der technischen Mittel bestimmt, die im Steuerungs- und Schutzsystem für die Nachladung und die Ladung der Akkumulatorenbatterie vorgesehen sind. Als Gleichrichteranlage wird der Richter SDS220-800 verwendet. Im Normalbetrieb und bei der Arbeit des Diesel-Generators erfolgt die Speisung der Verbraucher der Sektionen der ersten Gruppe der sicheren Speisung von den Invertoren durch die Gleichrichteranlage und den Trenntrafo mit einer Leistung von 400 kV⋅А und einer Spannung von 6/0,23 kW mit einem ungeerdeten Nullpunkt. Im Zeitraum zwischen dem Verschwinden der Spannung an Sektion 6 kV der zweiten Sicherheitsgruppe und der darauf folgenden Anschaltung des Diesel-Generators, sowie bei sämtlichen anderen Spannungseinbrüchen an der Sektion 6 kV erfolgt die Speisung der Verbraucher aus der Akkumulatorenbatterie mit einer Spannung von 220 V. Auf jedem Energieblock werden drei Akkumulatorenbatterien des Systems der Notstromversorgung mit einer Nennspannung von 220 V nach der Anzahl der Kanäle des Sicherheitssystems, je 105 Elemente in jeder Batterie vom Typ Vb2414, ohne Zellenschalter vorgesehen. Die genannten Batterien dienen zur Stromversorgung der Belastung der ersten Gruppe der entsprechenden Kanäle des Sicherheitssystems. Die Kanalakkumulatorenbatterien arbeiten im Betrieb der ständigen Nachladung. Die Nachladung und die Ladung der Akkumulatorenbatterien erfolgen durch den Gleichrichter. Gegenseitige Verbindungen zwischen den Batterien und den Gleichstromwarten der unterschiedlichen Kanäle des Systems der Notstromversorgung sind nicht vorgesehen. 2.2.8 Systeme der Wasserbehandlung und der Sonderwasserreinigung Die Auffüllung des Dampfverlustes und des Speisewassers des zweiten Kreislaufs sowie die primäre Auffüllung des ersten Kreislaufs des Kernkraftwerks erfolgt mit chemisch entsalzenem Wasser. Die Leistungsfähigkeit der Anlage für die Auffüllung der Verluste in dem Zyklus des zweiten Kreislaufs


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gleicht 25 T/Stunde + 1 % von der Dampfleistung der angeordneten Dampfgeneratoren. Die Vorbereitung des zusätzlichen chemisch entsalzenen Wassers erfolgt nach dem Schema: Kalkung und Koagulation in dem Klärmittel, die Aufhellung auf den mechanischen Filtern, zweistufige Н-ОН-Ionisierung. Für die Gewährleistung der Wasserqualität des zweiten Kreislaufs im Bestand des Energieblocks wird Folgendes vorgesehen: • Blockentsalzungsanlage (BOU) für die 100%ige Reinigung des Turbinenkondensats, die wie folgt funktioniert: Enteisenung auf dem elektromagnetischen Filter und die Entsalzung auf den Filtern der gemischten Wirkung mit der externen Regeneration; • Hydrazin-Ammoniakanlage zur Korrekturbearbeitung des Speisewassers und Konservierung der Dampfgeneratoren. Blockentsalzungsanlage und die Hydrazin-Ammoniakanlage sind in der Turbinenabteilung des Hauptgebäudes angebracht Im Prozess des Betriebs des Kernkraftwerks bilden sich die radioaktiven Medien, die flüssigen und die harten radioaktiven Abfälle. Für die Gewährleistung der Sicherheit und des sicheren Betriebs sowie für den Schutz der Umwelt wurden die speziellen Anlagen in der Reinigung der gebildeten radioaktiven Medien (SWO) geplant: SWO-1 - zur Reinigung des Wärmeträgers des ersten Kreislaufs von den Korrosionsprodukten der Konstruktionsmaterialen mit dem Zweck der Minderung der Anlagerungen dieser Produkte in dem Trakt des Wärmeträgers und der Minderung der spezifischen Aktivität der Oberflächen der Ausstattung des ersten Kreislaufs. SWO-2 - zur Reinigung der Radionuklide mit dem Ionenaustauschverfahren der Abflüsse aus dem ersten Kreislauf der organisierten Lecks. SWO-3 - vorgesehen zur Reinigung des Gullyabwassers des Kernkraftwerks, zu dessen Bestand die nicht organisierten Lecks des ersten Kreislaufs, die Ausflüsse aus den Laboren, von der Dekontaminierung der Räume und der beweglichen Ausrüstung im Normalbetrieb und in den Reparatur- und Überladungsbetrieben, nicht erfasste Lecks und Notlecks und Drainagen der Sonderwasserreinigungen gehören. Aufgrund der großen Menge der Salze in den Gullyabwässern erfolgt die Reinigung mit Hilfe des Verdampfverfahren an Verdampfapparaten und nachfolgender Nachreinigung auf Ionenaustauschfiltern. Das gereinigte Wasser verwendet man im Form von Destillat im Werkzyklus und für den SWO-Eigenbedarf. Die Anlage ist in einem Spezialgebäude positioniert. Die Anlage wurde zusammen mit dem Energieblock 1 in Betrieb gesetzt. Die Anlage ist zur Verarbeitung von Gullyabwässern, die bei dem Betrieb von allen vier Energieblöcken entstehen, bestimmt. SWO-4 - zur Reinigung mit dem Ionenaustauschverfahren des Abschlämmwassers der Aushalte- und Umladebecken sowie des Notvorratsbehälters der konzentrierten Borlösung vorgesehen. Die Anlage ist in einem Spezialgebäude positioniert. Die Anlage wurde zusammen mit dem Energieblock 1 in Betrieb gesetzt. Die Anlage ist zur Verarbeitung der Abwässer, die bei dem Betrieb von allen vier Energieblöcken entstehen, bestimmt. Zu dem Bestand des Systems gehören auch vier Behälter mit einem Rauminhalt von je 400 m3 für die Annahme der Abwässer aus den Aushalte- und Umladebecken von den vier Energieblöcken. SWO-5 - zur Reinigung mit dem Ionenaustauschverfahren des Abschlämmwassers der Dampfgeneratoren vorgesehen. Die Anlage ist in einem Spezialgebäude positioniert. Vorgesehen ist eine Anlage pro Energieblock. Für die Energieblöcke 3, 4 werden zwei Stränge der Ionenaustauschfilter, Behälter und Pumpen montiert. SWO-6 - zur Reinigung von boriertem Wasser vorgesehen, das aus dem Kreislauf zum Zweck der Regenerierung der Borsäure abgeleitet wird. Die Reinigung erfolgt auf Verdampfapparaten mit der nachfolgenden Nachreinigung des Destillats mit Hilfe von Ionenaustauschfiltern. Die Anlage ist in einem Spezialgebäude positioniert. Vorgesehen ist eine Anlage für pro Energieblock. Die Anlagen für die Betrieb der Energieblöcke 3, 4 sind bereits montiert und bis zur Ingangsetzung des 3. Energieblocks


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konserviert. SWO-7 - zur Reinigung der Abwässer der speziellen Wäscherei, wenn sie radioaktiv verschmutzt sind, vorgesehen. Die Reinigung erfolgt an Verdampfapparaten mit Nachreinigung des Destillats mit Hilfe von Ionenaustauschfiltern, das für den Eigenbedarf von SWO verwendet wird. Die Anlage ist in einem Spezialgebäude positioniert. Die Anlage wurde zusammen mit dem Energieblock 1 in Betrieb gesetzt. Die Anlage ist zur Verarbeitung der Abwässer, die bei dem Betrieb von allen vier Energieblöcken entstehen, bestimmt. 2.2.9 System der Reinigung der gasförmigen Auswürfe Die Bestimmung des Systems ist es, mit Hilfe von Reinigung und Lagerung, die Werte der Auswürfe von radioaktiven gasförmigen Stoffen in die Umwelt zu reduzieren, durch die Streumethode deren Bodenkonzentrationen abzumindern und die Überschreitung der Normen nicht zuzulassen, die in der entsprechenden normativen Dokumentation festgestellt sind. Zur jetzigen Zeit wird zu den Systemen folgende Forderung durch die Normen der Strahlungssicherheit der Ukraine gestellt: • zum Zweck des Bevölkerungs- und des Umweltschutzes beträgt der Beitrag zur Grenzdosis, der durch die gasförmigen Auswürfe bedingt ist, für Personen der Kategorie В (Bevölkerung) 4%, was einem Beitrag von einer Dosis von 40 µSv pro Jahr entspricht Die Auswürfe der radioaktiven gasförmigen Stoffe erfolgen aus folgenden Systemen: • System der Reinigung der technologischen Ausblassysteme; • Belüftungsanlagen; Das System der Spezialgasreinigung (SGO) ist für die Reinigung der Gasausblassysteme der Ausstattungsgegenstände bestimmt, die radioaktive Medien enthalten. Zu dem SGO-System gehören unabhängige Trocknungs-, Abkühlungs- und Gasreinigungsstränge an Kohlenfiltern. Der Reinigungsgrad beträgt mindestens 2,5 Ordnungszahlen (laut Хе-133). Den Hauptbeitrag bei den gasförmigen Auswürfen leisten die Reinigungssysteme der technologischen Ausblassysteme und der Belüftung. Die gasförmigen Auswürfe aus den Reinigungssystemen der technologischen Ausblassysteme und der Belüftung der Reaktorabteilräume werden in das Lüftungsrohr der Reaktorabteilung befördert. Die gasförmigen Auswürfe aus den Belüftungssystemen der Räume des Spezialgebäudes werden in das Lüftungsrohr des Spezialgebäudes befördert. Vorgesehen sind Ventilationssysteme, die die Luft in das Lüftungsrohr ausstoßen: • ohne Reinigung von Radionukliden • nur mit Reinigung von Aerosolen • mit "doppelter" Reinigung sowohl von Aerosolen als auch von Jod Die Ventilationssysteme, in denen keine Luftreinigung vorgesehen ist, bedienen die Räume mit unbedeutender Mediumaktivität sowie die Räume, die keine Ausstattung enthalten, in der die den aktiven Medien enthalten sind. Der höchstmögliche Beitrag der Auswürfe aus den Systemen, in denen keine Luftbereinigung vorgesehen ist, überschreitet nicht 0,1 der zulässigen Konzentrationen in der Luft für die Bevölkerung. Die Ventilationssysteme, die mit Aerosolfiltern ausgestattet sind, bedienen die Räume, wo es keine Medien mit erheblicher Aktivität der Jodisotope gibt. Die Ventilationssysteme mit der "doppelten" Reinigung reinigen die Luft der Räume, wo Lecks der aktiven Medien, die Jod enthalten, auftreten können. Die Kontrolle und die Steuerung des Systems der Behandlung der gasförmigen, radioaktiven Abfälle erfolgt sowohl auf dem Niveau der Ventilationssysteme als auch unmittelbar in den Lüftungsrohren vor dem Ausstoß in die Atmosphäre. Die Kontrolle der Ausstöße in den Lüftungsrohren erfolgt mittels des Systems der Strahlungskontrolle (SRK) in allen Arbeitsweisen des Kernkraftwerks. Die Werte der kontrollierten Strahlungsparameter und die Signalisierung von deren Abweichungen von den festgestellten Werten werden den Operateuren der


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Zentrale der Strahlungskontrolle und der Blockschaltwarte vorgelegt. 2.2.10 Systeme des Sammelns, der Verarbeitung und der Lagerung der radioaktiven Abfälle Während des Betriebs des Kernkraftwerks bilden sich unabweisbar die flüssigen, harten und die gasförmigen radioaktiven Abfälle. Die Quellen der Bildung der radioaktiven Abfälle sind die Ausstattung und die Systeme des Kernkraftwerks, die flüssige, feste und gasförmige radioaktive Medien enthalten. Die Quelle der Verschmutzung der Ausstattung und der Materialien ist der Wärmeträger des ersten Kreislaufs, der die Produkte der Neutronenaktivierung und die Spaltprodukte enthält, die aus dem Brennelement in den Wärmeträger befördert werden. Flüssige radioaktive Abfälle Zu den Systemen der Behandlung der flüssigen radioaktiven Abfälle gehören Systeme des Sammelns, der Lagerung und der Verarbeitung der flüssigen radioaktiven Abfälle. Die Systeme des Sammelns und der Lagerung bestehen aus zwei Untersystemen: • Zwischensammelstelle und zeitweilige Lagerung der flüssigen radioaktiven Abfälle (Lagerhalle für die flüssigen Abfälle-1); • Ausbau des Tanklagers des Spezialgebäudes (Lagerhalle für die flüssigen Abfälle-2) Die Lagerhalle der flüssigen Abfälle-1 wurde mit dem Energieblock 1 in Betrieb gesetzt. Mit dem Energieblock 2 wurde die Lagerhalle für die flüssigen Abfälle-2 in Betrieb gesetzt. Zu flüssigen radioaktiven Abfällen gehören: Eindampfrückstand, Pulpe der Ionenaustauschharze, Schlamm aus dem Absetzbehälter und den Gruben der speziellen Kanalisation. Für das Sammeln, die zeitweilige Lagerung und die Verarbeitung der flüssigen radioaktiven Abfälle in dem Block der Sonderwasserreinigung sind eine Zwischensammelstelle und die Verfestigungsanlage der flüssigen radioaktiven Abfälle vorgesehen. Die radioaktiven verbrauchten Harze und die dispersen Ablagerungen werden aus den Filtern der Sonderwasserreinigungsanlage mit Hilfe eines Hydropneumotransports befördert. Die Absonderung der Harzkerne und der dispersen Ablagerungen in den Behältern erfolgt mit Hilfe des Absetzungsverfahrens. Die disperse Phase setzt sich in dem Behälter der Filtermittel ab und zudem sammelt sich darin das Dekantat an, das in das Überlaufgefäß befördert wird und wieder in den technologischen Zyklus zurückkehrt. Der Eindampfrückstand aus dem Verdampfapparat in dem Behälter der Lagerhalle der flüssigen Abfälle wird mit einem Montejus des Eindampfrückstandes der Verdampfanlagen gefördert. Das Umpumpen des Eindampfrückstandes aus einem Behälter in den anderen, die Absaugung des Eindampfrückstandes aus den Gruben der Räume, sowie die Zufuhr des Eindampfrückstandes auf die Verarbeitungsanlagen erfolgen mit Hilfe von Montejus der Lagerhallenstelle der flüssigen Abfälle. Die in den Behältern aufgesammelten Ionenaustauschharze und die disperse Phase sind ständig niedriger als der Wasserstand, was die Sicherheit der Lagerung der Abfälle steigert und den Prozess der folgenden Transportierung der dispersen Phase in das Verarbeitungssystem vereinfacht. Der Rauminhalt der Behälter wurde ausgehend aus der Voraussetzung der Gewährung der Haltezeit der flüssigen radioaktiven Abfälle für drei Monate vor ihrer Zufuhr zur Verfestigung ausgewählt. Während dieser Zeit erfolgt der Zerfall kurzlebender Radionuklide (Jod-131), was das Niveau der Radioaktivität des gehärteten Produkts reduziert. Die Zwischensammelstelle der flüssigen Abfälle ist für vier Energieblöcke geplant. Die Zwischensammelstelle der flüssigen Abfälle ist zur Erfüllung der folgenden Funktionen bestimmt: • Aufnahme, Absetzung und Lagerung der verbrauchten Filterstoffe der Anlagen der Sonderwasserreinigung und des Schlamms aus den Grubenbehältern der speziellen Kanalisation der Reaktorabteilung, des Spezialgebäudes und des Absatzbehälters des Gullywassers; • Zufuhr des Dekantaten in das System der Gullywasserverarbeitung;


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• Aufnahme

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