Сооружение энергоблока № 3 с реактором БН-600 Белоярской АЭС было произведено на основании Постановления Совета Министров СССР № 800-252 от 29.06.1966 г. Энергоблок № 3 с реактором на быстрых нейтронах БН-600 был введен в эксплуатацию 08.04.1980 г. и предназначен для производства электроэнергии в базовом режиме и вторичного ядерного топлива. В состав энергоблока входят: реактор БН-600 тепловой мощностью 1470 МВт, три парогенератора типа ПГН-200М и три турбоустановки типа К-210-130-3. Реактор расположен в бетонной шахте, облицованной стальным листом толщиной 10 мм. Сверху шахту с реактором перекрывает верхняя биологическая защита. Компоновка реактора БН-600 является интегральной, при которой все оборудование как собственно реактора (активная зона и зона воспроизводства, внутрикорпусные устройства с напорной камерой, коллекторами и нейтронной подпоркой, СУЗ и их исполнительные механизмы), так и оборудование I контура (основные трубопроводы, главные циркуляционные насосы, промежуточные теплообменники) размещаются в общем баке-корпусе реактора. Корпус реактора заключен в страховочный корпус. Теплоносителем I контура является натрий. В качестве топлива используется высокообогащенная двуокись урана-235 (17, 21, 26%). Активная зона условно представляет собой цилиндр диаметром 2 м, высотой 1 м и окружена зоной воспроизводства из обедненной двуокиси урана, в которой осуществляется наработка вторичного топлива - плутония. Технологические схемы II и III контуров являются независимыми и выполнены по трехпетлевому принципу (технологическая схема одной петли показана на нижеследующем рисунке). Каждая петля по стороне II контура включает в себя два промежуточных теплообменника (расположены в корпусе реактора), парогенератор ПГН-200М, буферную емкость натрия, главный циркуляционный насос и трубопроводы. Теплоносителем II контура является натрий. Геометрическое расположение оборудования I и II контуров обеспечивает превышение статического давления столба натрия II контура над натрием I контура, что в сочетании с низким давлением в реакторе исключает перетечки радиоактивного натрия I контура во II контур при нарушении межконтурной плотности ПТО. Парогенератор является прямоточным и выполнен 8-ми секционным. Каждая из секций парогенератора может быть отключена в случае необходимости запорной арматурой. Секция включает в себя три модуля: испарительный, основной пароперегревательный и промежуточный пароперегревательный. Каждая петля по стороне III контура включает секционный парогенератор типа ПГН-200М, турбину типа К-200-130-3 со вспомогательным оборудованием, деаэратор 6 ата, три питательных насоса (ПЭН) и один аварийный питательный насос (АПЭН). Схема и оборудование III контура являются типовыми и широко используются на ТЭС аналогичных параметров. Отвод тепла в реакторе осуществляются тремя петлями I контура (расход натрия через реактор составляет 25000 т/ч). "Горячий" натрий с температурой 550? С, выходящий из активной зоны и зоны воспроизводства, поступает на вход шести промежуточных теплообменников (ПТО) "натрий-натрий". В ПТО натрий I контура проходит по межтрубному пространству сверху вниз и отдает тепло натрию II контура, поднимающемуся вверх по трубкам. После ПТО охлажденный натрий I контура с температурой не более 377? С поступает в сливные камеры, а из сливных камер, - на всас ГЦН I контура. От каждого ГЦН I контура натрий с расходом 8330 т/ч поступает в напорную камеру, где происходит его распределение по коллекторам на охлаждение активной зоны, зоны воспроизводства, внутриреакторного хранилища и корпуса реактора. Отвод тепла от ПТО осуществляется натрием II контура (расход натрия по петле II контура составляет 7300 т/ч). "Холодный" натрий II контура с температурой 310? - 320? С с помощью ГЦН II контура подается в ПТО и по центральной опускной трубе поступает в нижний коллектор, проходит через выравнивающую решетку и раздается по теплообменным трубкам ПТО. После ПТО "горячий" натрий II контура с температурой 510? С поступает в раздающий коллектор парогенератора (ПГ), из которого поступает сверху вниз в межтрубное пространство основных и промежуточных пароперегревательных модулей ПГ, а затем по переливным трубопроводам, - в межтрубное пространство испарительных модулей. Охлажденный в ПГ натрий II контура поступает в "холодный" коллектор и бак буферный натриевый (ББН). Из ББН натрий II контура поступает во всасывающий коллектор ГЦН II контура и далее в ПТО соответствующей петли. Циркуляция среды по стороне III контура осуществляется по следующей схеме. Питательная вода с расходом 660 т/ч и температурой 240? С с помощью двух работающих ПЭН подается последовательно в испарительные и основные пароперегревательные модели ПГ. Образующийся после ПГ пар при давлении 120-130 кгс/см2 и температуре 500-505? С по двум паропроводам острого пара подается в ЦВД ТГ. Отработанный пар после ЦВД при давлении 28-29 кгс/см2 и температуре 290-300? С поступает по двум паропроводам ХПП в промежуточные пароперегревательные модули ПГ, где нагревается до температуры 500- 505? С, и по четырем паропроводам ГПП поступает в ЦСД, ЦНД ТГ и сбрасывается в конденсатор. Далее конденсат подается на БОУ (предусмотрена 100 %-я очистка конденсата) и в систему регенеративного подогрева, деаэратор 6 ата и во всасывающий коллектор ПЭН. Схема электроснабжения построена по петлевому принципу, т.е. нагрузка каждой петли запитывается от своего трансформатора нужд (ТСН). Общестанционная нагрузка распределена по блочным секциям КРУ - 6 кВ и щита 0,4 кВ. Все электроприемники СН по степени надежности электроснабжения относятся к потребителям I, II категории и имеют два независимых источника питания: рабочее питание от трансформаторов собственных нужд ТСН-4,5,6 и резервное, включаемое по АВР, от резервного трансформатора ТСНР-2. Электроприводы механизмов СН, участвующих в аварийном расхолаживании, а также система СУЗ, КИП и др., кроме рабочего и резервного источников питания, имеют автономный источник (дизель-генераторы и аккумуляторные батареи с обратимыми двигатель-генераторами). Указанные потребители запитываются от сети надежного питания. Эгергоблок предназначен для работы в базовом режиме. Плановый коэффициент использования установленной мощности энергоблока (без учета потери нагрузки на теплофикацию) составляет 76 % и обусловлен необходимостью перегрузки топлива и проведения планово-предупредительного ремонта основного оборудования. Фактический КИУМ в последние годы соотвествует плановому, а с учетом теплофикации - он выше. Переход на модернизированную активную зону позволил исключить внеплановые остановы энергоблока и снижения мощности из-за разгерметизации твэл. С 1980 г. по 1986 г. реактор БН-600 работал с активной зоной первого типа загрузки при максимальном выгорании топлива 6,1 % т.а. в ТВС зоны малого обогащения (ЗМО) и 8,3 % т.а. в ТВС зоны большого обогащения (ЗБО), в течение 1986 ? 1987 г. была осуществлена первая модернизация активной зоны, с введением еще одной зоны обогащения - зоны среднего обогащения (ЗСО) - за счет уменьшения ЗМО и ЗБО, при этом максимальное выгорание топлива составило в ТВС ЗМО 6,5 % т.а., в ТВС ЗСО 6,9 % т.а. и в ТВС ЗБО 8,3 % т.а. В течение 1988-1990 г. реактор работал с активной зоной. В течение 1991-1993 г. был осуществлен перевод реактора на активную зону второй модернизации, при этом максимальное выгорание топлива составило: в ТВС ЗМО 9,0 % т..а., в ТВС ЗСО 9,5 % т.а., в ТВС ЗБО 10,0 % т.а. Проводятся работы по повышению выгорания до 12-15 % т.а.

Режимы работы и выдачи электроэнергии.

Энергоблок № 3 с реактором БН-600 предназначен для работы в базовом режиме работы и не участвует в регулировании нагрузки в энергосистеме. Маневренные характеристики энергоблока определяются возможностью маневренных характеристик реакторной установки и турбоустановок. Предусмотрены следующие режимы нормальной эксплуатации: пуск блока из холодного, неостывшего (горячего) состояния на трех и двух петлях циркуляции, ввод в работу третьей петли на работающем блоке, работа блока на энергетическом или сниженном уровне мощности на трех и двух петлях циркуляции, плановый останов блока на трех и двух петлях циркуляции, отвод остаточного тепловыделения реактора, перегрузка реактора.

Главная схема электрических соединений.

Энергоблок с реактором БН-600 является составной частью энергетической системы, входящей в объединенную энергосистему Европейской части РФ. Выдача мощности предусмотрена на напряжениях 110 и 220 кВ. Шины распределительного устройства связаны с помощью двух автотрансформаторов мощностью 120 МВА и 240 МВА. Оба ОРУ, сооруженные с первой очередью АЭС выполнены с двумя рабочими и обходной системами шин с одним выключателем на присоединение. Связь с энергосистемой осуществляется по высоковольтным линиям 110 и 220 кВ. Три электрических блока генератор-трансформатор через повысительные трансформаторы мощностью 250 МВА подключены к шинам ОРУ 220 кВ; при этом, для уменьшения вероятности отключения установки из-за отказа шин, один из трех электрических блоков подключен к шинам через два выключателя. Благодаря установке генераторных выключателей, питание собственных нужд АЭС от внешних источников возможно как от шин ОРУ 220 кВ через рабочие трансформаторы (при неработающей установке), так и от специального резервного трансформатора мощностью 32/16-16 МВА, который подключен к цепи 110 кВ автотрансформатора связи 120 МВА через свой выключатель.

Компоновка основных сооружений и оборудования.

В основу компоновки блока принято параллельное расположение взаимно примыкающих друг к другу самостоятельных отделений, технологически связанных единой цепью выработки электроэнергии с использованием тепла, получаемого в реакторе. Главный корпус состоит из:
- машинного зала;
- реакторного отделения;
- парогенераторно-деаэраторной этажерки;
- этажерки вспомогательных устройств.

В свою очередь, помещения главного корпуса категорированы на зоны: зону свободного режима и зону строгого режима. К зоне строгого режима отнесены помещения реакторного отделения, в которых размещено радиоактивное оборудование и трубопроводы, а также помещения с оборудованием натриевых систем II контура, включая боксы парогенераторов. В зону строгого режима включена также часть помещений с оборудованием электрообогрева, которое территориально не может быть отделено от обогреваемого оборудования и трубопроводов. Вход в зону строго режима, а также выход из нее осуществляется только через санпропускники. Помещения зоны строгого режима разделены на:
- необслуживаемые помещения, где размещаются технологическое оборудование и коммуникации, являющиеся основными источниками радиоактивного излучения и загрязнения;
- периодически обслуживаемые помещения;
- помещения постоянного пребывания персонала в течение всей смены.

Оборудование и трубопроводы третьего пароводяного контура установки, силовое электрическое оборудование, приточные вентиляционные установки, а также щитовые устройства управления блоком размещены в помещениях свободного режима, к которым относятся машинный зал и частично парогенераторно-деаэраторное отделение и этажерка вспомогательных устройств. Взаимное высотное расположение основного оборудования реакторной установки и парогенераторов обусловлено необходимостью обеспечения естественной циркуляции натрия II контура в режиме аварийного расхолаживания установки.

Компоновка машинного зала.

Пролет машинного зала 45 м, длина 156 м, шаг колон каркаса 12 м. В конструктивном отношении машинное отделение представляет собой каркасную конструкцию: сборные железобетонные колонны с шагом 12 метров, сборные железобетонные кровельные плиты по металлическим фермам. Фундаменты монолитные железобетонные, стеновые панели сборные керамзитобетонные. Для обслуживания оборудования машинного зала имеются два мостовых крана. Расположение ТГ- поперечное, шаг между турбоустановками 36 м. Машинное отделение имеет подвальное помещение с отметкой пола - 3.30 м по всей длине, за исключением пролета в осях 12-13 временного торца. Отметка оперативного обслуживания турбин 9.00 м. Со стороны временного торца машзал связан проходным тоннелем трубопроводов с баками запаса чистого и грязного конденсата, установленными вне главного корпуса. Со стороны постоянного торца машзал связан проходным тоннелем трубопроводов с главным корпусом I очереди, другим тоннелем, - со вспомогательными сооружениями на площадке 3 энергоблока.

Компоновка парогенераторно-деаэраторной этажерки.

Парогенераторно-деаэраторная этажерка - сооружение каркасного типа, пролетом 12 м. Колонные - сборные железобетонные, фундаменты монолитные железобетонные. Ригели и плиты перекрытий и покрытия - сборные железобетонные. Стеновые панели - сборные керамзитобетонные. Шаг колонн - 12 м, длина этажерки - 168 м. Жесткость контсрукций в поперечном направлении создается рамными узлами между колоннами и сборными железобетонными распорками. Этажерка отрезана температурным швом от реакторного отделения и имеет температурный шов по длине. Парогенераторно-деаэраторная этажерка поставлена на скальное основание, фундаменты столбчатые монолитные железобетонные, все конструкции выполнены из бетона марки 400. В парогенераторно-деаэраторной этажерке размещены ПГ, деаэраторы, электротехнические устройства, щитовые помещения, оборудование систем вентиляции. ПГ по условиям пожаровзрывобезопасности заключен в изолированный бокс, отнесенный к зоне строгого режима. Каждый бокс оборудован необходимыми лестницами и площадками обслуживания и поддонами для сбора натрия. Боксы ПГ в соответствии со СНиП 2.09.02-85 оборудован быстросбрасываемыми панелями для сохранения несущих конструкций здания в случае аварии взаимодействия натрия с водой. Предусмотрена система сброса продуктов взаимодействия из ПГ при разуплотнении теплопердающих трубок. Оборудование системы сброса продуктов взаимодействия ПГ расположено в этажерке вспомогательных устройств. Привода арматуры вынесены в обслуживаемое помещение между ПГ.

Компоновка этажерки вспомогательных устройств.

В конструктивном отношении этажерка вспомогательных устройств представляет собой каркасное сооружение. Колонны и ригели - стальные. Фундаменты - монолитные железобетонные, перекрытия из сборных железобетонных плит. Шаг колонн - 6 м. Этажерка вспомогательных устройств расположена в рядах В-Г-Г2 и имеет пролет 12 м. Этажерка предназначена для размещения вспомогательного оборудования зоны строгого режима и свободного режима. В постоянном торце размещены санпропускники зоны строгого режима. Этажерка вспомогательных устройств связана с помещениями ПГ лестничными клетками зоны свободного режима.

Компоновка реакторного отделения.

Реакторное отделение расположено в рядах Г-Д, в осях 3-8, - 36 м и 60 м, высота 70 м. Здание выполнено в монолитных железобетонных конструкциях. Фундаментом реакторного отделения вместе с этажеркой вентиляции является монолитная железобетонная плита из бетона марки 200. Реакторное отделение построено на монолитной неразрезной железобетонной плите из гидротехнического бетона марки 200. Плита забетонирована отдельными участками строительных швов замыкания. Подвальная часть реакторного отделения имеет наружную литую вертикальную и горизонтальную изоляцию, ислючающую поступление наружных вод в подвал реакторного отделения. В подвале помещения и боксы с натриевыми системами имеют облицовку пола и стен из нержавеющей стали толщиной 3 мм. Стены монолитные железобетонные из бетона марки 400, а торцевые стены центрального зала выше отметки 24,00 выполнены из сборных железобетонных блоков. Центральный зал выше отметки 24,00 образован двумя монолитными железобетонными стенами из сборных железобетонных блоков толщиной 600 мм. Торцевые стены имеют сквозную горизонтальную арматуру. Кровля - сборные железобетонные ребристые плиты по металлическим фермам с шагом 12 м. На отметку обслуживания центрального зала реакторного отделения и в пристройку вокруг реактора выведены механизмы и привода механизмов, не имеющие прямого контакта с радиоактивным оборудованием и доступные для обслуживания эксплуатационным персоналом. Пол центрального зала имеет проемы, закрываемые защитными щитами, для возможности доступа к оборудованию, обслуживание которого осуществляется мостовыми кранами центрального зала. На энергоблоке предусмотрено дистанционное удаление с помощью защитных герметичных контейнеров выемных частей главных циркуляционных насосов I и II контуров, фильтр-ловушек, механизмов СУЗ, ионизационных камер, промежуточных теплообменников в шахты-могильники или шахты выдержки и обмывки оборудования от натрия перед проведением ремонтных операций. Для выполнения операций, связанных с удалением отработавших ТВС из бассейна выдержки, расположенного в этажерке рядов Д-Е, вдоль ряда А реакторного отделения проектом предусмотрен транпортный коридор, в который заводится специальный железнодорожный вагон-контейнер перевозки отработавших ТВС. Для выполнения транспорных операций, связанных с ремонтом, монтажными и демонтажными работами и так далее, предусмотрен второй транспортный коридор с железнодорожными путями, который имеет выход в центральный зал реакторного отделения через монтажный проем на отм. 24.00, закрываемый съемным перекрытием.

Компоновка этажерки вытяжного устройства.

В конструктивном отношении - это сборно-монолитная этажерка. Колонны сборные железобетонные, стены до отм. 21,60 монолитные, выше - сборные железобетонные панели. ригели и плиты перекрытий - сборные железобетонные, кровля - монолитная железобетонная, на которой на отм. 68,40 расположена вентиляционная труба. Этажерка вытяжного вентиляционного устройства находится в осях 3-11, рядов Д-Е, имеет пролет 12 м. От отм. - 3.30 до отм. 21.60 расположен бассейн выдержки. Выше отм. 21.60 установлены вытяжные вентиляторы вентиляционных систем зоны строгого режима. Выброс воздуха из помещений осуществляется в вентиляционную трубу, установленную на кровле этажерки Д-Е, отметка верха венттрубы составляет 100 м. Блочный щит управления вытяжного вентцентра и подщитовое помещение находятся на отм. 24.00 и 21.60 этажерки Д-Е. Непосредственно к помещениям бассейна выдержки со стороны оси 8 примыкает пристройка "горячей" камеры, в которую передаются на исследование отработавшие ТВС из бассейна выдержки.

Краткая характеристика систем безопасности.

При проектировании и сооружении энергоблока № 3 для предупреждения аварий и ограничения их последствий были предусмотрены системы безопасности. Условно все системы безопасности по их назначеннию разделены на защитные, локализующие, обеспечивающие и управляющие. К защитным системам безопасности отнесены системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэл, I контура и предотвращения ядерных аварий, а именно: система аварийной защиты реактора (органы аварийной защиты), система аварийного расхолаживания реактора, система защиты основного и страховочного корпусов реактора от превышения давления, система защиты от превышения давления во II контуре, натриевый контур охлаждения БОС. К локализующим системам безопасности отнесены системы, предназначенные для предотвращения или ограничения распространения внутри АЭС и выхода в окружающую среду выделяющихся при авариях радиоактивных веществ, а именно: страховочный корпус реактора, страховочный корпус БОС, страховочный кожух на участках вспомогательных трубопроводов I контура и трубопровода перелива натрия из реактора до отсекающей арматуры, страховочный кожух на участках трубопроводов натриевого контура охлаждения БОС до отсекающей арматуры, защитный колпак реактора, помещения I контура с системой пожаротушения натрия и система спецвентиляции. К обеспечивающим системам безопасности отнесены системы, предназначенные для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий их функционирования, а именно: система надежного электроснабжения, контур технического водоснабжения (I, II ступень). К управляющим системам безопасности отнесены системы, предназначенные для приведения в действие систем безопасности, осуществления контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций, а именно: система формирования сигналов и размножения контактов БАЗ; система формирования сигналов "обесточивание с.н." и схема АСП; схема формирования защиты реактора от повышения частоты вращения ГЦН I контура; схема защиты, обеспечивающая запрет закрытия более одного ОК на напоре ГЦН I контура.