Балаковская АЭС — крупнейший в России производитель электроэнергии — более 30 млрд кВт·ч. ежегодно, что составляет 1/5 часть выработки всех АЭС страны. Среди крупнейших электростанций всех типов в мире занимает 51-ю позицию. Первый энергоблок БалАЭС был включен в Единую энергосистему СССР в декабре 1985 года, четвёртый блок в 1993 году стал первым введённым в эксплуатацию в России после распада СССР.
1. Балаковская АЭС расположена на левом берегу Саратовского водохранилища реки Волги в 10 км северо-восточнее г. Балаково Саратовской обл. приблизительно на расстоянии 900 км юго-восточнее г. Москвы.
Техническое водоснабжение, что чрезвычайно существенно для водо-водяных энергетических реакторов, осуществляется по замкнутой схеме с использованием водохранилища-охладителя, образованного путём отсечения дамбами мелководной части Саратовского водохранилища.
2.
На Балаковской АЭС эксплуатируются 4 типовых энергоблока с реакторной установкой, в состав которой входит реактор типа ВВЭР-1000 (Водо-Водяной Энергетический Реактор - 1000 мегаватт электрической мощности, корпусного типа на тепловых нейтронах с легкой водой в качестве замедлителя и теплоносителя) - это наиболее распространенный тип РУ в мире, зарубежный аналог носит аббревиатуру PWR.
3. Масштабы энергоблоков можно оценить «с вертолета».
Каждый энергоблок состоит из турбинного и реакторного отделений - образуя моноблок. Бесперебойное электропитание каждого энергоблока обеспечивают по три независимых Резервных Дизельных Электрических Станции типа АСД-5600 (РДЭС - мощностью 5,6 мегаватта).
4. Высота верхней отметки купола энергоблока - 67,5 метров.
Герметичная оболочка является локализующей системой безопасности и предназначена для предотвращения выхода радиоактивных веществ при тяжёлых авариях с разрывом крупных трубопроводов первого контура и удержания в зоне локализации аварии среды с высоким давлением и температурой. Она имеет цилиндрическую форму и состоит из предварительно напряжённого железобетона толщиной 1,2 метра.
5.
Попасть в реакторное отделение энергоблока можно только из санитарно-бытового блока спецкорпуса по переходной эстакаде. В санитарно-бытовом блоке расположены санпропускники для прохода в зону ионизирующих излучений. Здесь персонал станции полностью переодевается в защитную спецодежду. После выхода из санпропускника в Зону контролируемого доступа персонал проходит на щит радиационного контроля к дежурным дозиметристам для получения индивидуальных дозиметров.
6. Внутренняя дверь основного шлюза ГО на отметке +36 метров.
При работе реакторной установки на мощности гермооболочка закрыта - находится под небольшим разряжением. Для доступа оперативного персонала внутрь необходимо пройти процедуру шлюзования. Основной шлюз - сложное устройство, предназначенное для обеспечение прохода внутрь геромообъема с сохранением перепада давлений между гермообъемом и обстройкой реакторного отделения.
7. Центральный зал в гермооболочке ГО 2-го энергоблока.
Гермооболочка выполнена в виде цилиндра внутренним диаметром 45 метров и высотой 52 м, с отметки 13,2 м над уровнем земли, где находится её плоское днище, до отметки 66,35 м, где находится вершина её куполообразного верха.
8.
Технологическая схема каждого блока двухконтурная. Первый контур является радиоактивным, в него входит водо-водяной энергетический реактор тепловой мощностью 3000 МВт и четыре циркуляционных петли охлаждения, по которым через активную зону с помощью главных циркуляционных насосов прокачивается теплоноситель — вода под давлением 16 МПа.
9. Спускаемся к реактору.
На Балаковской АЭС используется модернизированный серийный ядерный реактор ВВЭР-1000 с водой под давлением, который предназначен для выработки тепловой энергии за счёт цепной реакции деления атомных ядер. Регулирование мощности реактора осуществляется изменением положения в активной зоне кластеров из стержней с поглощающими элементами, стальными трубками с карбидом бора, а также изменением концентрации борной кислоты в воде первого контура.
10. Ядерный реактор.
Температура воды на входе в реактор равна 289 °C, на выходе — 320 °C. Циркуляционный расход воды через реактор составляет 84000 т/ч.
Нагретая в реакторе вода направляется по четырём трубопроводам в парогенераторы.
11.
Парогенератор - это горизонтальный теплообменник с погруженной поверхностью теплообмена, предназначенный для выработки осушенного насыщенного пара с производительностью 1470т/ч. Вода из реактора поступает в коллектор и раздается внутрь на 11 тысяч трубок. Проходя по ним, она отдает тепло котловой воде второго контура и выходит через аналогичный собирающий коллектор на всасывающий патрубок главного циркуляционного насоса (ГЦН). Таким образом, парогенератор является граничным элементом между первым - радиоактивным контуром и вторым - нерадиоактивным.
12. Второй контур — нерадиоактивный, состоит из испарительной и водопитательной установок, блочной обессоливающей установки и турбоагрегата электрической мощностью 1000 МВт. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах, отдавая при этом тепло воде второго контура.
Насыщенный пар, производимый в парогенераторе, с давлением 6,4 МПа и температурой 280 °C подается в сборный паропровод и направляется к турбоустановке, приводящей во вращение электрогенератор.
13. Вид вглубь бокса главного циркуляционного насоса (ГЦН).
Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется за счёт работы четырёх главных циркуляционных насосов ГЦН-195М. Каждый из ГЦН при частоте вращения 1000 об/мин. обеспечивает прокачивание через активную зону реактора 21000 тонн воды в час.
14. Бассейн мокрой перегрузки ядерного топлива.
Для поддержания нормальной работы реактора необходимо выполнять перегрузку топлива. Перегрузка топлива осуществляется частями, в конце борной кампании реактора треть ТВС выгружается и такое же количество свежих сборок загружается в активную зону, для этих целей в гермооболочке имеется специальная перегрузочная машина МПС-1000. Ядерное топливо для Балаковской АЭС производится Новосибирским заводом химконцентратов.
Все операции с отработанным ядерным топливом (ОЯТ) выполняются дистанционно под 3-х метровым слоем борированной воды. В отработавших ТВС содержится большое количество продуктов деления урана. Ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточного тепловыделения. Обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.
15. Пульт управления перегрузочной машиной МПС-1000.
Один из наиболее эффективных способов увеличения выработки электроэнергии - увеличение продолжительности кампании ядерного реактора, работы в этом направлении велись на Балаковской АЭС многие годы. С улучшением конструкции ядерного топлива переход на 18-месячный топливный цикл стал возможен и в настоящее время постепенно реализуется. Суть заключается в том, что перегрузки топлива стали осуществлять реже, чем раз в год, при полной его реализации перегрузки будут совершаться раз 1,5 года, соответственно реактор дольше работает без остановок, увеличивается его энерговыработка.
В настоящий момент на БАЭС реализуются кампании с планируемой длительностью 420-480 эфф. суток, что является решающим переходным этапом к 18-месячному топливном циклу.
16.
Для измерения температуры и давления теплоносителя внутри корпуса реактора используют датчики, размещенные нейтронно-измерительных каналах на траверсе блока защитных труб реактора.
17. Дефектоскописты проводят плановый контроль сварных соединений и основного металла.
Всего на станции трудятся около 3770 человек, более 60 % которых имеют высшее или среднее профессиональное образование.
18. Гайковерт главного разъема реактора ВВЭР-1000.
Применение гайковерта обеспечивает герметизацию узла уплотнения одновременной и равномерной вытяжкой шпилек, уменьшает временя на проведение работ по уплотнению и разуплотнению главного разъема реактора, снижает трудозатраты обслуживающего персонал и как следствие их дозовые нагрузи.
19.
Для нормального функционирования парогенератора в течение срока службы необходимо производить контроль теплообменной поверхности труб от отложений.
20.
Для контроля состояния металла на балаковской АЭС применяется вихретоковый метод контроля (ВТК).
21. Полярный кран под куполом гермооболочки.
При разуплотнении и течах первого контура происходит испарение воды, что сопровождается ростом давления под куполом гермообъема. Для снижения давления пара в него разбрызгивается холодная вода.
22. Измерение загрязненности спецодежды в санитарном шлюзе.
В помещениях обстройки реакторного отделения организованы специальные посты дополнительного дозиметрического контроля и санитарной обработки - саншлюзы. Персонал, выходящий из зоны производства работ или расположения технологического оборудования, проходит обязательный дозиметрический контроль и при необходимости - отмывку и обработку одежды и кожных покровов для предотвращения распространения радиоактивного загрязнения в более чистые помещения постоянного пребывания персонала.
23. Блочный щит управления.
Персонал ведет весь технологический процесс (управляет оборудованием и контролирует работу автоматики) с блочного щита управления (БЩУ).
24.
Условно БЩУ поделен на три зоны ответственности. Первая зона находится в непосредственном оперативном ведении начальника смены блока и включает системы энергоснабжения и панели систем безопасности, вторая зона - в оперативном ведении ведущего инженера по управлению реактором - с неё осуществляется контроль работы реактора, основного оборудования первого контура и технологических систем реакторного отделения. Третья зона - в ведении ведущего инженера по управлению турбиной.
25.
Ведущий инженер по управлению турбиной одного из энергоблоков.
26.
На БЩУ одного энергоблока контролируется свыше 19 000 параметров.
27.
Весь пар, вырабатываемый четырьмя парогенераторами энергоблока, объединяется и подается на турбину.
28. Машинный зал с турбогенератором.
Паровая турбина конденсационная, одновальная, четырёхцилиндровая (один цилиндр высокого давления, три - низкого давления).
Номинальная мощность 1000МВт, частота вращения 1500 оборотов в минуту.
29.
Цилиндр высокого давления (ЦВД) предназначен для срабатывания «острого» пара, поступающего из главного парового коллектора.
30.
Начальное давление в корпусе 60 атмосфер, температура пара 274 градуса.
На одном валу с турбиной закреплен генератор марки ТВВ-1000, генерируемое напряжение 24000 вольт.
31.
Старший машинист в обходе на турбине.
33. Выдача электричества.
Электрооборудование АЭС в целом мало отличается от оборудования тепловых электростанций, за исключением повышенных требований к надёжности.
34.
Выдача мощности Балаковской АЭС осуществляется через шины ОРУ-220/500 кВ в объединённую энергосистему Средней Волги.
35.
Эти шины являются узловыми в энергосистеме и связывают Саратовскую энергосистему с Ульяновской, Самарской, Волгоградской и Уральской.
36.
Водоем-охладитель площадью 24,1 км² — источник циркуляционного водоснабжения АЭС.
37.
Здесь живут белый амур и толстолобик, необходимые для естественного биологического очищения и поддержания качества воды пруда-охладителя.
38.
Вода из охладителя по открытым подводящим каналам поступает к четырём блочным насосным станциям (БНС), располагающимся на его берегу. Эти насосные станции обеспечивают технической водой неответственных потребителей.
39.
Для технического водоснабжения ответственных потребителей (оборудования, в том числе и аварийного, перерыв в водоснабжении которого не допускается в любых режимах работы) используется специальная замкнутая оборотная система, включающая в себя брызгальные бассейны.
40.
Охлаждение воды происходит за счет разбрызгивания, что увеличивает площадь теплообмена.
41. Химводоподготовка.
На щите химводоочистки размещены приборы контроля и органы управления элементов, обеспечивающих процессы очистки и обессоливания воды, дозирование реагентов при водоподготовке и пр.
42.
Аналитическая лаборатория предназначена для обеспечения высокой достоверности при проведении химического анализа, для обработки и накопления баз данных по химическим режимам работы энергоблоков.
43.
Лаборатория оборудована ионным хроматографам, рентгеновским кристалл-дифракционным спектрометром, титратором влаги, оптическим эмиссионным спектрометром с индуктивно связанной плазмой и т.д.
44.
Обсуждается строительство второй очереди станции, состоящие из пятого и шестого энергоблока той же конструкции, что и уже действующие на станции.
Благодарю пресс-службу Балаковской АЭС за помощь в создании репортажа!
Взят у gelio в Балаковская АЭС - самая мощная АЭС России
Жми на кнопку, чтобы подписаться на "Как это сделано"!
Если у вас есть производство или сервис, о котором вы хотите рассказать нашим читателям, пишите Аслану ([email protected] ) и мы сделаем самый лучший репортаж, который увидят не только читатели сообщества, но и сайта Как это сделано
Подписывайтесь также на наши группы в фейсбуке, вконтакте, одноклассниках и в гугл+плюс , где будут выкладываться самое интересное из сообщества, плюс материалы, которых нет здесь и видео о том, как устроены вещи в нашем мире.
Жми на иконку и подписывайся!
Балаковская АЭС - крупнейший в России производитель электроэнергии - более 30 млрд кВт·ч. ежегодно, что составляет 1/5 часть выработки всех АЭС страны. Среди крупнейших электростанций всех типов в мире занимает 51-ю позицию. Первый энергоблок БалАЭС был включен в Единую энергосистему СССР в декабре 1985 года, четвёртый блок в 1993 году стал первым введённым в эксплуатацию в России после распада СССР.
1. Балаковская АЭС расположена на левом берегу Саратовского водохранилища реки Волги в 10 км северо-восточнее г. Балаково Саратовской обл. приблизительно на расстоянии 900 км юго-восточнее г. Москвы.
Техническое водоснабжение, что чрезвычайно существенно для водо-водяных энергетических реакторов, осуществляется по замкнутой схеме с использованием водохранилища-охладителя, образованного путём отсечения дамбами мелководной части Саратовского водохранилища.
2.
На Балаковской АЭС эксплуатируются 4 типовых энергоблока с реакторной установкой, в состав которой входит реактор типа ВВЭР-1000 (Водо-Водяной Энергетический Реактор – 1000 мегаватт электрической мощности, корпусного типа на тепловых нейтронах с легкой водой в качестве замедлителя и теплоносителя) – это наиболее распространенный тип РУ в мире, зарубежный аналог носит аббревиатуру PWR.
3. Масштабы энергоблоков можно оценить «с вертолета».
Каждый энергоблок состоит из турбинного и реакторного отделений – образуя моноблок. Бесперебойное электропитание каждого энергоблока обеспечивают по три независимых Резервных Дизельных Электрических Станции типа АСД-5600 (РДЭС – мощностью 5,6 мегаватта).
4. Высота верхней отметки купола энергоблока – 67,5 метров.
Герметичная оболочка является локализующей системой безопасности и предназначена для предотвращения выхода радиоактивных веществ при тяжёлых авариях с разрывом крупных трубопроводов первого контура и удержания в зоне локализации аварии среды с высоким давлением и температурой. Она имеет цилиндрическую форму и состоит из предварительно напряжённого железобетона толщиной 1,2 метра.
5.
Попасть в реакторное отделение энергоблока можно только из санитарно-бытового блока спецкорпуса по переходной эстакаде. В санитарно-бытовом блоке расположены санпропускники для прохода в зону ионизирующих излучений. Здесь персонал станции полностью переодевается в защитную спецодежду. После выхода из санпропускника в Зону контролируемого доступа персонал проходит на щит радиационного контроля к дежурным дозиметристам для получения индивидуальных дозиметров.
6. Внутренняя дверь основного шлюза ГО на отметке +36 метров.
При работе реакторной установки на мощности гермооболочка закрыта – находится под небольшим разряжением. Для доступа оперативного персонала внутрь необходимо пройти процедуру шлюзования. Основной шлюз – сложное устройство, предназначенное для обеспечение прохода внутрь геромообъема с сохранением перепада давлений между гермообъемом и обстройкой реакторного отделения.
7. Центральный зал в гермооболочке ГО 2-го энергоблока.
Гермооболочка выполнена в виде цилиндра внутренним диаметром 45 метров и высотой 52 м, с отметки 13,2 м над уровнем земли, где находится её плоское днище, до отметки 66,35 м, где находится вершина её куполообразного верха.
8.
Технологическая схема каждого блока двухконтурная. Первый контур является радиоактивным, в него входит водо-водяной энергетический реактор тепловой мощностью 3000 МВт и четыре циркуляционных петли охлаждения, по которым через активную зону с помощью главных циркуляционных насосов прокачивается теплоноситель - вода под давлением 16 МПа.
9. Спускаемся к реактору.
На Балаковской АЭС используется модернизированный серийный ядерный реактор ВВЭР-1000 с водой под давлением, который предназначен для выработки тепловой энергии за счёт цепной реакции деления атомных ядер. Регулирование мощности реактора осуществляется изменением положения в активной зоне кластеров из стержней с поглощающими элементами, стальными трубками с карбидом бора, а также изменением концентрации борной кислоты в воде первого контура.
10. Ядерный реактор.
Температура воды на входе в реактор равна 289 °C, на выходе - 320 °C. Циркуляционный расход воды через реактор составляет 84000 т/ч.
Нагретая в реакторе вода направляется по четырём трубопроводам в парогенераторы.
11.
Парогенератор – это горизонтальный теплообменник с погруженной поверхностью теплообмена, предназначенный для выработки осушенного насыщенного пара с производительностью 1470т/ч. Вода из реактора поступает в коллектор и раздается внутрь на 11 тысяч трубок. Проходя по ним, она отдает тепло котловой воде второго контура и выходит через аналогичный собирающий коллектор на всасывающий патрубок главного циркуляционного насоса (ГЦН). Таким образом, парогенератор является граничным элементом между первым - радиоактивным контуром и вторым – нерадиоактивным.
12. Второй контур - нерадиоактивный, состоит из испарительной и водопитательной установок, блочной обессоливающей установки и турбоагрегата электрической мощностью 1000 МВт. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах, отдавая при этом тепло воде второго контура.
Насыщенный пар, производимый в парогенераторе, с давлением 6,4 МПа и температурой 280 °C подается в сборный паропровод и направляется к турбоустановке, приводящей во вращение электрогенератор.
13. Вид вглубь бокса главного циркуляционного насоса (ГЦН).
Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется за счёт работы четырёх главных циркуляционных насосов ГЦН-195М. Каждый из ГЦН при частоте вращения 1000 об/мин. обеспечивает прокачивание через активную зону реактора 21000 тонн воды в час.
14. Бассейн мокрой перегрузки ядерного топлива.
Для поддержания нормальной работы реактора необходимо выполнять перегрузку топлива. Перегрузка топлива осуществляется частями, в конце борной кампании реактора треть ТВС выгружается и такое же количество свежих сборок загружается в активную зону, для этих целей в гермооболочке имеется специальная перегрузочная машина МПС-1000. Ядерное топливо для Балаковской АЭС производится Новосибирским заводом химконцентратов.
Все операции с отработанным ядерным топливом (ОЯТ) выполняются дистанционно под 3-х метровым слоем борированной воды. В отработавших ТВС содержится большое количество продуктов деления урана. Ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточного тепловыделения. Обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.
15. Пульт управления перегрузочной машиной МПС-1000.
Один из наиболее эффективных способов увеличения выработки электроэнергии – увеличение продолжительности кампании ядерного реактора, работы в этом направлении велись на Балаковской АЭС многие годы. С улучшением конструкции ядерного топлива переход на 18-месячный топливный цикл стал возможен и в настоящее время постепенно реализуется. Суть заключается в том, что перегрузки топлива стали осуществлять реже, чем раз в год, при полной его реализации перегрузки будут совершаться раз 1,5 года, соответственно реактор дольше работает без остановок, увеличивается его энерговыработка.
В настоящий момент на БАЭС реализуются кампании с планируемой длительностью 420-480 эфф. суток, что является решающим переходным этапом к 18-месячному топливном циклу.
16.
Для измерения температуры и давления теплоносителя внутри корпуса реактора используют датчики, размещенные нейтронно-измерительных каналах на траверсе блока защитных труб реактора.
17. Дефектоскописты проводят плановый контроль сварных соединений и основного металла.
Всего на станции трудятся около 3770 человек, более 60 % которых имеют высшее или среднее профессиональное образование.
18. Гайковерт главного разъема реактора ВВЭР-1000.
Применение гайковерта обеспечивает герметизацию узла уплотнения одновременной и равномерной вытяжкой шпилек, уменьшает временя на проведение работ по уплотнению и разуплотнению главного разъема реактора, снижает трудозатраты обслуживающего персонал и как следствие их дозовые нагрузи.
19.
Для нормального функционирования парогенератора в течение срока службы необходимо производить контроль теплообменной поверхности труб от отложений.
20.
Для контроля состояния металла на балаковской АЭС применяется вихретоковый метод контроля (ВТК).
21. Полярный кран под куполом гермооболочки.
При разуплотнении и течах первого контура происходит испарение воды, что сопровождается ростом давления под куполом гермообъема. Для снижения давления пара в него разбрызгивается холодная вода.
22. Измерение загрязненности спецодежды в санитарном шлюзе.
В помещениях обстройки реакторного отделения организованы специальные посты дополнительного дозиметрического контроля и санитарной обработки – саншлюзы. Персонал, выходящий из зоны производства работ или расположения технологического оборудования, проходит обязательный дозиметрический контроль и при необходимости – отмывку и обработку одежды и кожных покровов для предотвращения распространения радиоактивного загрязнения в более чистые помещения постоянного пребывания персонала.
23. Блочный щит управления.
Персонал ведет весь технологический процесс (управляет оборудованием и контролирует работу автоматики) с блочного щита управления (БЩУ).
24.
Условно БЩУ поделен на три зоны ответственности. Первая зона находится в непосредственном оперативном ведении начальника смены блока и включает системы энергоснабжения и панели систем безопасности, вторая зона – в оперативном ведении ведущего инженера по управлению реактором – с неё осуществляется контроль работы реактора, основного оборудования первого контура и технологических систем реакторного отделения. Третья зона – в ведении ведущего инженера по управлению турбиной.
25.
Ведущий инженер по управлению турбиной одного из энергоблоков.
26.
На БЩУ одного энергоблока контролируется свыше 19 000 параметров.
27.
Весь пар, вырабатываемый четырьмя парогенераторами энергоблока, объединяется и подается на турбину.
28. Машинный зал с турбогенератором.
Паровая турбина конденсационная, одновальная, четырёхцилиндровая (один цилиндр высокого давления, три – низкого давления).
Номинальная мощность 1000МВт, частота вращения 1500 оборотов в минуту.
29.
Цилиндр высокого давления (ЦВД) предназначен для срабатывания «острого» пара, поступающего из главного парового коллектора.
30.
Начальное давление в корпусе 60 атмосфер, температура пара 274 градуса.
На одном валу с турбиной закреплен генератор марки ТВВ-1000, генерируемое напряжение 24000 вольт.
31.
Старший машинист в обходе на турбине.
33. Выдача электричества.
Электрооборудование АЭС в целом мало отличается от оборудования тепловых электростанций, за исключением повышенных требований к надёжности.
34.
Выдача мощности Балаковской АЭС осуществляется через шины ОРУ-220/500 кВ в объединённую энергосистему Средней Волги.
35.
Эти шины являются узловыми в энергосистеме и связывают Саратовскую энергосистему с Ульяновской, Самарской, Волгоградской и Уральской.
36.
Водоем-охладитель площадью 24,1 км? - источник циркуляционного водоснабжения АЭС.
37.
Здесь живут белый амур и толстолобик, необходимые для естественного биологического очищения и поддержания качества воды пруда–охладителя.
38.
Вода из охладителя по открытым подводящим каналам поступает к четырём блочным насосным станциям (БНС), располагающимся на его берегу. Эти насосные станции обеспечивают технической водой неответственных потребителей.
39.
Для технического водоснабжения ответственных потребителей (оборудования, в том числе и аварийного, перерыв в водоснабжении которого не допускается в любых режимах работы) используется специальная замкнутая оборотная система, включающая в себя брызгальные бассейны.
40.
Охлаждение воды происходит за счет разбрызгивания, что увеличивает площадь теплообмена.
41. Химводоподготовка.
На щите химводоочистки размещены приборы контроля и органы управления элементов, обеспечивающих процессы очистки и обессоливания воды, дозирование реагентов при водоподготовке и пр.
42.
Аналитическая лаборатория предназначена для обеспечения высокой достоверности при проведении химического анализа, для обработки и накопления баз данных по химическим режимам работы энергоблоков.
43.
Лаборатория оборудована ионным хроматографам, рентгеновским кристалл-дифракционным спектрометром, титратором влаги, оптическим эмиссионным спектрометром с индуктивно связанной плазмой и т.д.
44.
Обсуждается строительство второй очереди станции, состоящие из пятого и шестого энергоблока той же конструкции, что и уже действующие на станции.
45.
413866, Саровская обл., Балаковский р-н, г. Балаково
7 (845-3) 32-17-77, 32-11-66 (спр.)
7 (845-3) 33-26-38
Балаковская АЭС расположена в 8 км от города Балаково Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Она является филиалом ОАО «Концерн Росэнергоатом».
Балаковская АЭС - крупнейший в России производитель электроэнергии. Ежегодно она вырабатывает более 30 миллиардов кВт. час электроэнергии (больше, чем любая другая атомная, тепловая и гидроэлектростанция страны). Она обеспечивает четверть производства электроэнергии в Приволжском федеральном округе и пятую часть выработки всех атомных станций страны. Ее электроэнергией надежно обеспечиваются потребители Поволжья (76 % поставляемой ею электроэнергии), Центра (13 %), Урала (8 %) и Сибири (3 %). Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) на Балаковской АЭС составляет около 90 процентов (в 2009 г. - 89,32 %).
Пуски блоков состоялись:
- первого - 28 декабря 1985 г.,
- второго - 10 октября 1987 г.,
- третьего - 28 декабря 1988 г.,
- четвертого - 12 мая 1993 г.
Четвертый энергоблок Балаковской АЭС стал первым российским энергоблоком, пущенным в эксплуатацию после распада СССР.
На станции трудятся около 4 000 человек, более 60 % из которых имеют высшее и среднее профессиональное образование.
Балаковская АЭС - признанный лидер атомной энергетики России - неоднократно удостаивалась почетных званий и наград:
- «Лучшая АЭС России» по итогам работы в 1995, 1999, 2000, 2003, 2005, 2006, 2007, 2008 и 2009 гг.;
- лауреат XIV Международного конкурса «Золотая медаль «Европейское качество» в 2008 г.;
- победитель Всероссийских конкурсов «Российская организация высокой социальной эффективности» в 2001, 2004, 2005, 2006 и 2007 годах;
- лучшая станция в области культуры безопасности по результатам работы концерна «Росэнергоатом» в области соблюдения принципов культуры безопасности - 2006, 2007 и 2009 годы;
- почетное звание «Лидер природоохранной деятельности в России» по итогам 2007, 2008, 2009 годов.
1. Балаковская АЭС расположена на левом берегу Саратовского водохранилища реки Волги в 10 км северо-восточнее г. Балаково Саратовской обл. приблизительно на расстоянии 900 км юго-восточнее г. Москвы.
Техническое водоснабжение, что чрезвычайно существенно для водо-водяных энергетических реакторов, осуществляется по замкнутой схеме с использованием водохранилища-охладителя, образованного путём отсечения дамбами мелководной части Саратовского водохранилища.
2. На Балаковской АЭС эксплуатируются 4 типовых энергоблока с реакторной установкой, в состав которой входит реактор типа ВВЭР-1000 (Водо-Водяной Энергетический Реактор – 1000 мегаватт электрической мощности, корпусного типа на тепловых нейтронах с легкой водой в качестве замедлителя и теплоносителя) – это наиболее распространенный тип РУ в мире, зарубежный аналог носит аббревиатуру PWR.
3. Масштабы энергоблоков можно оценить «с вертолета».
Каждый энергоблок состоит из турбинного и реакторного отделений – образуя моноблок. Бесперебойное электропитание каждого энергоблока обеспечивают по три независимых Резервных Дизельных Электрических Станции типа АСД-5600 (РДЭС – мощностью 5,6 мегаватта).
4. Высота верхней отметки купола энергоблока – 67,5 метров.
Герметичная оболочка является локализующей системой безопасности и предназначена для предотвращения выхода радиоактивных веществ при тяжёлых авариях с разрывом крупных трубопроводов первого контура и удержания в зоне локализации аварии среды с высоким давлением и температурой. Она имеет цилиндрическую форму и состоит из предварительно напряжённого железобетона толщиной 1,2 метра.
5. Попасть в реакторное отделение энергоблока можно только из санитарно-бытового блока спецкорпуса по переходной эстакаде. В санитарно-бытовом блоке расположены санпропускники для прохода в зону ионизирующих излучений. Здесь персонал станции полностью переодевается в защитную спецодежду. После выхода из санпропускника в Зону контролируемого доступа персонал проходит на щит радиационного контроля к дежурным дозиметристам для получения индивидуальных дозиметров.
6. Внутренняя дверь основного шлюза ГО на отметке +36 метров.
При работе реакторной установки на мощности гермооболочка закрыта – находится под небольшим разряжением. Для доступа оперативного персонала внутрь необходимо пройти процедуру шлюзования. Основной шлюз – сложное устройство, предназначенное для обеспечение прохода внутрь геромообъема с сохранением перепада давлений между гермообъемом и обстройкой реакторного отделения.
7. Центральный зал в гермооболочке ГО 2-го энергоблока.
Гермооболочка выполнена в виде цилиндра внутренним диаметром 45 метров и высотой 52 м, с отметки 13,2 м над уровнем земли, где находится её плоское днище, до отметки 66,35 м, где находится вершина её куполообразного верха.
8. Технологическая схема каждого блока двухконтурная. Первый контур является радиоактивным, в него входит водо-водяной энергетический реактор тепловой мощностью 3000 МВт и четыре циркуляционных петли охлаждения, по которым через активную зону с помощью главных циркуляционных насосов прокачивается теплоноситель - вода под давлением 16 МПа.
9. Спускаемся к реактору.
На Балаковской АЭС используется модернизированный серийный ядерный реактор ВВЭР-1000 с водой под давлением, который предназначен для выработки тепловой энергии за счёт цепной реакции деления атомных ядер. Регулирование мощности реактора осуществляется изменением положения в активной зоне кластеров из стержней с поглощающими элементами, стальными трубками с карбидом бора, а также изменением концентрации борной кислоты в воде первого контура.
10. Ядерный реактор.
Температура воды на входе в реактор равна 289 °C, на выходе - 320 °C. Циркуляционный расход воды через реактор составляет 84000 т/ч.
Нагретая в реакторе вода направляется по четырём трубопроводам в парогенераторы.
11. Парогенератор – это горизонтальный теплообменник с погруженной поверхностью теплообмена, предназначенный для выработки осушенного насыщенного пара с производительностью 1470т/ч. Вода из реактора поступает в коллектор и раздается внутрь на 11 тысяч трубок. Проходя по ним, она отдает тепло котловой воде второго контура и выходит через аналогичный собирающий коллектор на всасывающий патрубок главного циркуляционного насоса (ГЦН). Таким образом, парогенератор является граничным элементом между первым - радиоактивным контуром и вторым – нерадиоактивным.
12. Второй контур - нерадиоактивный, состоит из испарительной и водопитательной установок, блочной обессоливающей установки и турбоагрегата электрической мощностью 1000 МВт. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах, отдавая при этом тепло воде второго контура.
Насыщенный пар, производимый в парогенераторе, с давлением 6,4 МПа и температурой 280 °C подается в сборный паропровод и направляется к турбоустановке, приводящей во вращение электрогенератор.
13. Вид вглубь бокса главного циркуляционного насоса (ГЦН).
Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется за счёт работы четырёх главных циркуляционных насосов ГЦН-195М. Каждый из ГЦН при частоте вращения 1000 об/мин. обеспечивает прокачивание через активную зону реактора 21000 тонн воды в час.
14. Бассейн мокрой перегрузки ядерного топлива.
Для поддержания нормальной работы реактора необходимо выполнять перегрузку топлива. Перегрузка топлива осуществляется частями, в конце борной кампании реактора треть ТВС выгружается и такое же количество свежих сборок загружается в активную зону, для этих целей в гермооболочке имеется специальная перегрузочная машина МПС-1000. Ядерное топливо для Балаковской АЭС производится Новосибирским заводом химконцентратов.
Все операции с отработанным ядерным топливом (ОЯТ) выполняются дистанционно под 3-х метровым слоем борированной воды. В отработавших ТВС содержится большое количество продуктов деления урана. Ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточного тепловыделения. Обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.
15. Пульт управления перегрузочной машиной МПС-1000.
Один из наиболее эффективных способов увеличения выработки электроэнергии – увеличение продолжительности кампании ядерного реактора, работы в этом направлении велись на Балаковской АЭС многие годы. С улучшением конструкции ядерного топлива переход на 18-месячный топливный цикл стал возможен и в настоящее время постепенно реализуется. Суть заключается в том, что перегрузки топлива стали осуществлять реже, чем раз в год, при полной его реализации перегрузки будут совершаться раз 1,5 года, соответственно реактор дольше работает без остановок, увеличивается его энерговыработка.
В настоящий момент на БАЭС реализуются кампании с планируемой длительностью 420-480 эфф. суток, что является решающим переходным этапом к 18-месячному топливном циклу.
16. Для измерения температуры и давления теплоносителя внутри корпуса реактора используют датчики, размещенные нейтронно-измерительных каналах на траверсе блока защитных труб реактора.
17. Дефектоскописты проводят плановый контроль сварных соединений и основного металла.
Всего на станции трудятся около 3770 человек, более 60 % которых имеют высшее или среднее профессиональное образование.
18. Гайковерт главного разъема реактора ВВЭР-1000.
Применение гайковерта обеспечивает герметизацию узла уплотнения одновременной и равномерной вытяжкой шпилек, уменьшает временя на проведение работ по уплотнению и разуплотнению главного разъема реактора, снижает трудозатраты обслуживающего персонал и как следствие их дозовые нагрузи.
19. Для нормального функционирования парогенератора в течение срока службы необходимо производить контроль теплообменной поверхности труб от отложений.
20. Для контроля состояния металла на балаковской АЭС применяется вихретоковый метод контроля (ВТК).
21. Полярный кран под куполом гермооболочки.
При разуплотнении и течах первого контура происходит испарение воды, что сопровождается ростом давления под куполом гермообъема. Для снижения давления пара в него разбрызгивается холодная вода.
22. Измерение загрязненности спецодежды в санитарном шлюзе.
В помещениях обстройки реакторного отделения организованы специальные посты дополнительного дозиметрического контроля и санитарной обработки – саншлюзы. Персонал, выходящий из зоны производства работ или расположения технологического оборудования, проходит обязательный дозиметрический контроль и при необходимости – отмывку и обработку одежды и кожных покровов для предотвращения распространения радиоактивного загрязнения в более чистые помещения постоянного пребывания персонала.
23. Блочный щит управления.
Персонал ведет весь технологический процесс (управляет оборудованием и контролирует работу автоматики) с блочного щита управления (БЩУ).
24. Условно БЩУ поделен на три зоны ответственности. Первая зона находится в непосредственном оперативном ведении начальника смены блока и включает системы энергоснабжения и панели систем безопасности, вторая зона – в оперативном ведении ведущего инженера по управлению реактором – с неё осуществляется контроль работы реактора, основного оборудования первого контура и технологических систем реакторного отделения. Третья зона – в ведении ведущего инженера по управлению турбиной.
25. Ведущий инженер по управлению турбиной одного из энергоблоков.
26. На БЩУ одного энергоблока контролируется свыше 19 000 параметров.
27. Весь пар, вырабатываемый четырьмя парогенераторами энергоблока, объединяется и подается на турбину.
28. Машинный зал с турбогенератором.
Паровая турбина конденсационная, одновальная, четырёхцилиндровая (один цилиндр высокого давления, три – низкого давления).
Номинальная мощность 1000МВт, частота вращения 1500 оборотов в минуту.
29. Цилиндр высокого давления (ЦВД) предназначен для срабатывания «острого» пара, поступающего из главного парового коллектора.
30.
Начальное давление в корпусе 60 атмосфер, температура пара 274 градуса.
На одном валу с турбиной закреплен генератор марки ТВВ-1000, генерируемое напряжение 24000 вольт.
31. Старший машинист в обходе на турбине.
33. Выдача электричества.
Электрооборудование АЭС в целом мало отличается от оборудования тепловых электростанций, за исключением повышенных требований к надёжности.
34. Выдача мощности Балаковской АЭС осуществляется через шины ОРУ-220/500 кВ в объединённую энергосистему Средней Волги.
35. Эти шины являются узловыми в энергосистеме и связывают Саратовскую энергосистему с Ульяновской, Самарской, Волгоградской и Уральской.
36. Водоем-охладитель площадью 24,1 км² - источник циркуляционного водоснабжения АЭС.
37. Здесь живут белый амур и толстолобик, необходимые для естественного биологического очищения и поддержания качества воды пруда–охладителя.
38. Вода из охладителя по открытым подводящим каналам поступает к четырём блочным насосным станциям (БНС), располагающимся на его берегу. Эти насосные станции обеспечивают технической водой неответственных потребителей.
39. Для технического водоснабжения ответственных потребителей (оборудования, в том числе и аварийного, перерыв в водоснабжении которого не допускается в любых режимах работы) используется специальная замкнутая оборотная система, включающая в себя брызгальные бассейны.
40. Охлаждение воды происходит за счет разбрызгивания, что увеличивает площадь теплообмена.
41. Химводоподготовка.
На щите химводоочистки размещены приборы контроля и органы управления элементов, обеспечивающих процессы очистки и обессоливания воды, дозирование реагентов при водоподготовке и пр.
42. Аналитическая лаборатория предназначена для обеспечения высокой достоверности при проведении химического анализа, для обработки и накопления баз данных по химическим режимам работы энергоблоков.
43. Лаборатория оборудована ионным хроматографам, рентгеновским кристалл-дифракционным спектрометром, титратором влаги, оптическим эмиссионным спектрометром с индуктивно связанной плазмой и т.д.
44. Обсуждается строительство второй очереди станции, состоящие из пятого и шестого энергоблока той же конструкции, что и уже действующие на станции.
45.
Благодарю пресс-службу Балаковской АЭС за помощь в создании репортажа!
По всем вопросам, касающимся использования фотографий, пишите на электронную почту.
Балаковская АЭС (филиал Концерна «Росэнергоатом») является лидером по выработке электроэнергии среди российских атомных электростанций. На БалАЭС ежегодно производится свыше 30 млрд кВтч электроэнергии, что обеспечивает пятую часть выработки электроэнергии всеми АЭС России и четвертую часть – в Приволжском федеральном округе. Балаковская АЭС занимает 51-е место среди мировых АЭС.
БалАЭС расположена в 10-ти км от город Балакова на берегу Саратовского водохранилища, в 900-тах км от Москвы. С целью обеспечения технического водоснабжения путём отсечения дамбами неглубокой части Саратовского водохранилища создан искусственный водоем-охладитель, необходимый для функционирования цикла водоподачи по замкнутой схеме.
Балаковская АЭС является самой молодой среди российских АЭС, на которых установлены реакторы типа ВВЭР-1000 нового поколения. Первый энергоблок был введен в эксплуатацию в мае 1986 года (подключен к сети в конце 1985 года), второй энергоблок – в январе 1988 года, третий – в апреле 1989 года и четвёртый блок – в конце 1993 года.
Строительство БалАЭС было начато осенью 1978 года. Пятый и шестой энергоблоки Балаковской АЭС, строительство которых было начато в 1987-1988 гг., так и не были достроены, их возведение было приостановлено в 1992 году.
На БалАЭС эксплуатируются 4 энергоблока с модернизированными реакторами ВВЭР-1000 (модификация В-320). Реакторная установка В-320 располагается в особых конструкциях помещений реакторного отделения. Каждый моноблок – это отдельно стоящее сооружение, которое состоит главного корпуса, машинного и реакторного отделений, здесь установлены турбоустановки К-1000-60/1500, генератор ТВВ-1000-4. Каждый энергоблок работает по двухконтурной тепловой схеме, источником водоснабжения является водоем-охладитель.
Ядерное топливо для БалАЭС производится на «Новосибирском заводе химических концентратов». Отработанное топливо хранится на станции. В 2002 году был построен центр обработки твёрдых радиоактивных отходов, что позволило уменьшить объемы хранимого ОЯТ.
С 2009 года начались работы над проектом по продлению срока эксплуатации первого, второго и третьего энергоблоков. В 2010 году началась подготовка рабочей документации по модернизации первого энергоблока с целью продления срока его эксплуатации, в 2012 году – второго энергоблока №2, в 2013 году - энергоблока №3. Начаты предпроектные работы, призванные оценить экономическую выгоду от продления срока эксплуатации четвертого энергоблока.
Благодаря модернизации оборудования и используемого топлива, на БалАЭС, начиная с 2008 года, реализуется проект по увеличения энерговыработки и КИУМ. С осени 2011 года энергоблок № 2 введен в промышленную эксплуатацию на уровне мощности 104 % от номинальной (выработка 3120 МВт тепловой мощности). Относительно эксплуатации на уровне мощности 104 % от проектной энергоблоков № 1, 3 и 4, то в данный момент имеется разрешение на опытно-промышленную эксплуатацию в таком режиме. В планах увеличить мощность до 7-10 % от номинальной, пилотным выбран четвертый блок.
Установленная мощность электростанции – 4 000 МВт. В 2012 году объем выработки электроэнергии составил 31666,8 млн кВтч, что на 2,2 % меньше, чем в 2011 году. Коэффициент использований установленной мощности в 2012 году составил 90,13, что на 2,37 п.п. хуже показателя 2011 года, но лучший показатель среди всех российских АЭС.