








Согласно представленным материалам, ЯППУ КЛТ-40С представляет собой реакторную установку с водо-водяным реактором корпусного типа .
В первом контуре принята газовая компенсация давления. Реактор, парогенераторы первого контура объединены в парогенерирующий блок силовыми патрубками. Блок размещен в кессонах бака металловодной защиты.
Реактор состоит из корпуса, крышки, выемного блока и активной зоны. На крышке реактора установлены пять приводов органов компенсации избыточной реактивности – компенсирующие группы (КГ) и четыре исполнительных механизма аварийной защиты (АЗ). Приводы КГ и механизмы АЗ имеют разные принципы действия.
Активная зона состоит из комплекта тепловыделяющих сборок (ТВС), что обеспечивает возможность перегрузки отработанного топлива активной зоны отдельными сборками. В состав ТВС входят тепловыделяющие элементы стержневого типа.
Парогенератор представляет собой прямоточный вертикальный цилиндрический трубный аппарат, трубная система которого набрана из цилиндрических спиральных змеевиков, изготовленных из коррозионно-стойкого материала.
Циркуляционный электронасос — центробежный, одноступенчатый, бессальниковый, с герметичным двухскоростным электродвигателем.
Исполнительный механизм АЗ состоит из реечного механизма с пружиной, сервопривода и асинхронного электродвигателя.
Привод КГ — включает винтовой механизм, редуктор и шаговый электродвигатель.
Все источники ионизирующих излучений окружены биологической защитой. В качестве основных материалов защиты использованы: сталь, бетон, вода. Конструктивно биологическая защита выполнена в виде бака с водой, съемных блоков сухой защиты и периферийной защитной оболочки (ЗО).
ЯППУ предполагается оснастить комплексом аппаратуры радиационного контроля и радиоактивного загрязнения в контурах и помещениях, включающих радиохимическую и радиометрическую лаборатории.
К системам безопасности РУ КЛТ-40С относятся:
Аварийный останов реактора осуществляется введением в активную зону стержней АЗ и КГ. При обесточивании приводов КГ опускание поглотителей в активную зону происходит под действием гравитационных сил. Для повышения надежности воздействия на реактивность в запроектных авариях предусмотрена страховочная система ввода жидкого поглотителя в реактор, состоящая из бака с раствором азотнокислого кадмия и трубопровода (со съемным участком) к системе подпитки первого контура.
Комплекс систем управления и автоматизации технических средств построен таким образом, что управление и контроль за наиболее важными параметрами установки, влияющими на ядерную безопасность, осуществляется по трехканальной схеме, а сигналы АЗ и экстренного снижения мощности реактора вырабатываются по мажоритарному принципу. Дистанционное управление установкой и контроль за ее работой осуществляются с поста управления.
Система аварийного охлаждения (проливки) активной зоны реактора включает три высоконапорных электронасоса и цистерну с запасом воды. После снижения давления в реакторе проливка продолжается резервным питательным насосом.
Для дорасхолаживания активной зоны предусмотрена возможность рециркуляции воды из барботажной цистерны насосами системы дренажа.
Система отвода остаточных тепловыделений выполнена в виде двух независимых каналов расхолаживания: водой второго контура через парогенераторы или водой третьего контура через теплообменник.
Одним из элементов систем локализации аварий является защитная оболочка (ЗО). Она представляет собой прочноплотную выгородку и рассчитана на внутреннее давление, реализующееся при максимальной проектной аварии (МПА) — разрыве полным сечением трубопровода первого контура. Система снижения аварийного давления в З.О. включает барботажную цистерну с пресной водой, каналы для подвода паро-воздушной смеси в цистерну пресной воды, предохранительные заглушки.