Сколько блоков на балаковской аэс. Балаковская АЭС (933)

Балаковская АЭС это атомная электростанция, которая находится в 8 км от города Балаково Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Балаковская АЭС это крупнейшая АЭС России по выработке электроэнергии, она вырабатывает более 30 млрд кВт·ч ежегодно.

Таким образом Балаковская АЭС обеспечивает четверть производства электроэнергии в Приволжском федеральном округе и составляет пятую часть выработки всех АЭС России. Балаковская АЭС занимает 51-е место среди крупнейших электростанций всех типов мира.

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.

Балаковская АЭС является филиалом концерна АО «Концерн Росэнергоатом».

Где находится Балаковская АЭС

Балаковская АЭС находится на левом берегу Саратовского водохранилища. До города Балаково - 8 км, до города Саратова - 150 км. Ближайшими населёнными пунктами являются сёла Натальино (в 3 км юго-западнее) и Матвеевка (в 4,5 км северо-восточнее).

В 2,5-3 км от БалАЭС проходит Государственная лесополоса, за которой расположены орошаемые пахотные земли.

Основные транспортные сети составляет Волга и пересекающие её железнодорожные линии Приволжской железной дороги, идущие из центральных районов на восток и юго-восток России.

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.

Район, в котором расположена БалАЭС, относится к 5-балльной сейсмической зоне с периодом повторения 1 раз в 100 лет и к 6-балльной зоне с периодом повторения раз в 10 000 лет.

Как выбирали место для БалАЭС

Место где размещена станция соответствует нескольким требованиям:

• Расположение станции с подветренной стороны по отношению к крупному населённому пункту
• Хорошая продуваемость
• Ровный рельеф поверхности земли
• Глубокое расположение грунтовых вод
• Размещение в зоне, ограниченной возможности организации водоохладителя
• Размещение на малоценных сельскохозяйственных землях
• Выполнения санитарно-защитных зон до окружающих населённых пунктов без их сноса.

Как строили атомную станцию Балаково

В 1970-х годах в Поволжье начали выбор территории для будущей атомной станции, сначала ее хотели назвать Приволжской.

28 октября 1977 года состоялась торжественная закладка символического первого камня в основание будущей АЭС.

Строительство станции началось в 1980 году, строительство транспортных и инженерных коммуникаций началось с октября 1977 года.

Благодаря такой известности на строительство приехало много добровольцев-строителей со всей страны, только по комсомольским путёвкам участие в стройке принимали около 500 человек. В сборке турбин принимала участие высококлассная бригада из Болгарии в количестве 12 человек. Максимальное количество строителей составило почти 8 000 человек.

По титулу Балаковской АЭС были построены жилые микрорайоны (11481 квартира общей площадью 541,5 тыс. м²), в том числе три школы и одиннадцать детских садов, многочисленные учреждения культуры и спорта, магазины и предприятия общественного питания практически третья часть 200-тысячного города.

Первый энергоблок был пущен 12 декабря 1985, первый промышленный ток он дал 24 декабря. Акт о приёмке законченного строительством пускового комплекса первого энергоблока станции был подписан Государственной приёмочной комиссией 28 декабря 1985 года. Второй энергоблок запущен 10 октября 1987, третий - 28 декабря 1988.

Строительство первой очереди было завершено пуском четвёртого энергоблока 12 мая 1993. Энергоблок № 4 стал первым, введённым в эксплуатацию в России после распада СССР, и на 8 лет, до пуска 1-го блока Ростовской АЭС, единственным.

Большую роль в осуществлении этого события сыграл Павел Леонидович Ипатов, в то время директор станции, сумевший при отсутствии реальных денежных средств из-за тотальных неплатежей и отмене плановой системы поставок материалов и оборудования закончить строительство, начатое в 1983 году.

Авария на Балаковской АЭС

22 июня 1985 года, перед пуском первого энергоблока, в процессе его горячей обкатки, были произведены не верные действия наладочного персонала. Первый контур, температура которого достигала 270 °C, а давление составляло 160 кгс/см², был объединён с частью низкого давления системы аварийно-планового расхолаживания.

В результате этого произошло разрушение предохранительных клапанов системы и истечение пара с высокими параметрами в помещения гермооболочки. В этом помещении находились монтажники и работники реакторного цеха, 14 человек погибли в результате этой аварии.

Конструкция Балаковской АЭС

Все оборудование станции разделяется на две части:

1. реакторную
2. турбогенераторную

Во всех технологических системах используется электрооборудование и оборудование тепловой автоматики и измерений.

Очень важна химическая часть, системы технического водоснабжения, сжатого воздуха и другие. На всех блоках используется полная автоматизация контроля и управления технологическими процессами.

Технологическая схема каждого блока является двухконтурной.

Первый контур является радиоактивным, в него входит водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 тепловой мощностью 3000 МВт и четыре циркуляционных петли охлаждения, по которым через активную зону с помощью главных циркуляционных насосов прокачивается теплоноситель это вода под давлением 16 МПа(160 кгс/см²).

Температура воды на входе в реактор равна 289 °C, на выходе - 320 °C. Циркуляционный расход воды через реактор составляет 84000 / .

Нагретая в реакторе вода направляется по четырём трубопроводам в парогенераторы. Давление и уровень теплоносителя первого контура поддерживаются при помощи парового компенсатора давления.

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.

Во второй контур также входят конденсатные насосы первой и второй ступеней, подогреватели высокого и низкого давления, деаэратор, турбопитательные насосы.

Реакторное оборудование, установленное на БалАЭС

Реакторная установка В-320 с технологическими системами и вспомогательным оборудованием располагается в помещениях реакторного отделения, представляющего собой сооружение особой конструкции.

Естественное основание из слоя слабых суглинков под реакторным отделением при строительстве было замещено подушкой из доломитизированного известнякового щебня с модулем деформации 40 МПа .

Основанием подушки послужили глины пойменной фации с мощностью 8-11 м и модулем деформации 25 МПа, ниже него залегает русловая фация мощностью от 12 до 18 метров с мелкими и пылеватыми песками средней плотности и модулем деформации также равным, 25 МПа.

Подушка возводилась слоями по 30-35 см при постоянном контроле модуля деформации и степени уплотнения, которое осуществлялось гружёным автотранспортом и скреперами; в процессе сооружения обеспечивалось глубинное водопонижение.

Фундамент представляет собой жёсткую коробчатую конструкцию от отметки −6,6 м до 13,2 м из сборно-монолитного железобетона класса В-20 его толщина 2,4 м, он разделён внутренними диафрагмами стен и перекрытий.

Подземная часть фундамента снаружи покрыта гидроизоляцией из профилированного полиэтилена.

Масса, на которую рассчитана прочность фундамента, составляет 234 тысячи тонн, с возможным коэффициентом перегрузки 1,1.

Верхняя часть фундамента на отметке 13,2 метра перекрыта сплошной железобетонной плитой такого же размера и толщины, что и плита в основании.

Она является опорной частью для расположенной выше гермооболочки и выполнена с использованием пространственных арматурных блоков, с нижней стороны облицованных листовой углеродистой сталью.

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. Реактор водо-водяной, гетерогенный, корпусной, на тепловых нейтронах, с водой в качестве теплоносителя, замедлителя и отражателя нейтронов.

Параметры реактора БалАЭС - номинальное давление 16 МПа , температура - 286-320 °C (средний подогрев около 30 °C). Тепловая мощность - 3000 МВт, расход воды через активную зону примерно 84000 / .

Наружный диаметр корпуса - 4535 мм, высота реактора в сборе - 19137 мм, масса корпуса - 320 т, толщина около 200 мм, он изготовлен из стали 15Х2НМФА с легирующимидобавками хрома, молибдена и ванадия, внутренняя поверхность покрыта антикоррозизионной наплавкой толщиной 7-9 мм.

Из чего состоит реактор БалАЭС

• корпус;
• внутрикорпусные устройства (шахта, выгородка, блок защитных труб);
• активная зона;
• верхний блок;
• каналы внутриреакторных измерений;
• блок электроразводок.

Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, внутри которого находится активная зона и внутрикорпусные устройства.

Сверху он закрыт герметичной крышкой, закреплённой шпильками, на которой располагаются электромагнитные приводы механизмов органов регулирования и защиты реактора и патрубки для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля.

В верхней части корпуса находятся патрубки для подвода и отвода теплоносителя, по два на каждую из четырёх петель, и патрубки для аварийного подвода теплоносителя.

Активная зона реактора состоит из 163 тепловыделяющих сборок, каждая из которых включает 312 тепловыделяющих элементов и имеет 18 трубчатных каналов для входа органов регулирования, 61-го поглощающего элемента.

Масса каждой ТВС около 760 кг, объём конструкции - 80 литров, габаритный объём - 170 л. ТВЭЛы содержат таблетки ядерного топлива из диоксида урана, обогащённого по 235-му изотопу до 4,4-5,5 %.

В состав оборудования реакторной установки входят четыре парогенератора ПГВ-1000М, предназначенные для выработки насыщенного пара давлением 6,4 МПа с влажностью 0,2 % при температуре питательной воды 220 °C.

Часть парогенератора с такими параметрами относится ко второму контуру, другая же часть, нагревающая питательную воду, относится к первому контуру.

Тепловая мощность каждого парогенератора 750 МВт, паропроизводительность - 1470 т/ч, масса без опор - 322 т, с опорами и полностью заполненного водой - 842 т.

Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется за счёт работы четырёх главных циркуляционных насосов ГЦН-195М, каждый производительностью 20 000 м³/ч, с давлением на всосе 156 кгс/см² и напором около 6,75 кгс/см², частота вращения 1000 об/мин.

Потребляемая мощность насоса - 7 МВт, масса - 140 т. Электродвигатель - ВАЗ 215/109-6АМО5. Каждый насос связан с множеством технологических систем для обеспечения его работоспособности и имеет собственную маслосистему с общим расходом масла около 28 м³/ч.

Также в состав первого контура входят главные циркуляционные трубопроводы внутренним диаметром 850 мм, система компенсации давления с баком-барботёром и сложным импульсным предохранительным устройством, множество разнообразной запорной, регулирующей, защитной и предохранительной арматуры, различные датчики, термопары и другое оборудование.

Все крупные устройства и трубопроводы оснащены гидроамортизаторами, сложной системой опор, подвесок, ограничителей и другого оборудования для защиты от землетрясений, воздействия реактивных сил и летящих предметов при разрушении оборудования. Первый контур связан с большим количеством обеспечивающих его работоспособность и безопасность крупных технологических систем.

Основные системы БалАЭС

Любым оборудованием в реакторном отделении управляют системы. Большинство вспомогательных систем и все системы безопасности имеют по три независимых канала в соответствии с принципом резервирования, при этом физически и пространственно разделены и дублируют некоторые функции друг друга, работая на разных принципах.

Системы безопасности

• система аварийно-планового расхолаживания;
• пассивная часть САОЗ (система гидроаккумуляторов аварийного охлаждения активной зоны);
• спринклерная система;
• группы аварийного ввода бора;
• группы аварийного впрыска бора;
• система аварийного паро-газоудаления;
• система аварийной питательной воды парогенераторов;
• система техводы ответственных потребителей;

Вспомогательные системы

• система продувки-подпитки первого контура, включающая мощные подпиточные насосы с собственной маслосистемой;
• система расхолаживания бассейна выдержки;
• система высокотемпературной байпасной очистки теплоносителя первого контура;
• система очистки продувочной воды первого контура;
• система организованных протечек;
• система промконтура;
• система маслоснабжения главных циркуляционных насосов;
• система продувки парогенераторов;
• система дожигания водорода;
• система спецгазоочистки;
• система спецканализации реакторного отделения;
• система маслоснабжения реакторного отделения;
• система сжатого воздуха на пневмопривода;
• система боросодержащей воды и борного концентрата;
• система дистиллята;
• узел реагентов реакторного отделения;
• система вентиляции реакторного отделения.

Ядерное топливо БалАЭС

Ядерное топливо для Балаковской АЭС производится Новосибирским заводом химконцентратов и поставляется компанией «ТВЭЛ».

На АЭС ядерное топливо приходит в виде сложных машиностроительных изделий - тепловыделяющих сборок (ТВС), состоящих из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), содержащих таблетки из диоксида урана, слабообогащённого по 235-му изотопу.

Применяющиеся на БАЭС бесчехловые ТВС представляют собой шестигранник длиной около 4,5 м и массой около 760 кг, с размером «под ключ» 234 мм, общее их число в активной зоне - 163.

Каждая состоит из 312 ТВЭЛов и имеет 18 трубчатных каналов для входа органов регулирования (поглощающих элементов, ПЭЛов).

ТВЭЛ представляет собой трубку из циркония, легированного ниобием наружным диаметром 9,1 мм, внутри него находится столб из топливных таблеток, каждая высотой 20 мм и диаметром 7,57 мм с отверстием 1,5 мм в середине.

ПЭЛы такого же диаметра содержат уплотнённый порошок карбида бора и, в нижней части, титанат диспрозия.

В активной зоне 61 орган регулирования, в каждом пучке 18 поглощающих стержней. Также в ТВС в различной форме присутствует выгорающий поглотитель, необходимый для выравнивания величины энерговыделения в течение топливной кампании, первоначально в виде стержней с выгорающим поглотителем (СВП), позднее его стали вносить непосредственно в топливную матрицу. По заводской терминологии ТВС с ПЭЛами и СВП в сборе называют кассетами.

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-В-1000-3, изготовленная ПО «Атоммаш ».

При загрузке свежих ТВС полностью меняют конфигурацию топлива в активной зоне, приводя её в состояние, рассчитанное в специальном комплексе промышленного программного обеспечения «КАСКАД» разработки Курчатовского института.

Сложнейшие нейтронно-физические и технико-экономические расчёты производятся на годы вперёд, в соответствии с ними заводу заказываются ТВС с различными обогащениями, содержаниями поглотителя и другими характеристиками.

После выгрузки из активной зоны реактора отработанного топлива его помещают в специальный бассейн выдержки, располагающийся рядом с реактором.

В отработавших ТВС содержится большое количество продуктов деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 1,1·10 16 Бк радиоактивных веществ, с мощностью тепловыделения 100 КВт.

За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) 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.

MOX-топливо БалАЭС

С 1996 года Балаковская АЭС рассматривалась в качестве пилотного проекта по внедрению MOX-топлива в рамках международных соглашений по утилизации оружейного плутония, научные изыскания в этом направлении велись в Ок-Риджской национальной лаборатории в США и Курчатовским институтом в России после договоренности об этом между президентами стран в 1998 году.

В 2000 году на встрече глав «Большой восьмёрки» было достигнуто соглашение между главами США и России о реакторной утилизации 34 тонн плутония до 2024 года, 20 т из них на БАЭС, для чего планировалось построить завод по производству MOX-топлива на базе Сибирского химического комбината ориентировочной стоимостью 1 млрд $ общими усилиями стран «Большой восьмёрки».

В 2003 году американской стороной было выделено 200 млн$, российской стороной были начаты работы по проектированию завода, однако проект до сих пор не реализован по многочисленным технико-экономическим причинам.

Турбинное оборудование БалАЭС

Турбоустановка с технологическими системами, обеспечивающим и вспомогательным оборудованием располагается в здании машинного отделения.

На Балаковской АЭС используется турбина К-1000-60/1500-2, изготовленная Харьковским турбогенераторным заводом, номинальной мощностью 1114 МВт с частотой вращения 1500 об/мин и максимальным расходом свежего пара 6430 т/ч.

Пар с давлением 5,9 МПа и влажностью 0,5 % из четырёх парогенераторов по паропроводам через стопорно-регулирующие клапаны подводится в середину двухпоточного симметричного цилиндра высокого давления (ЦВД) турбины, где после расширения с давлением 1,2 МПа и влажностью 12 % направляется к четырём сепараторам-пароперегревателям (СПП), в которых после осушки пара (конденсат для использования его теплоты отводится в деаэратор) осуществляется его двухступенчатый перегрев, в первой ступени паром первого отбора с давлением 3 МПа и температурой 234 °C, во второй - свежим паром.

Образовавшийся конденсат греющего пара направляется в подогреватели высокого давления (ПВД) для передачи его теплоты питательной воде.

Основной же перегретый пар при параметрах 1,13 МПа и 250 °C поступает в две ресиверные трубы, расположенные по бокам турбины, а из них - через стопорные поворотные заслонки - в три одинаковых двухпоточных цилиндра низкого давления (ЦНД).

Регенеративная система установки состоит из четырёх подогревателей низкого давления (ПНД), деаэратора и двух групп ПВД.

Питательная вода в ПВД подаётся двумя турбопитательными насосами мощностью около 12 МВт каждый, их приводная турбина питается перегретым паром, отбираемым за СПП, и имеет собственный конденсатор.

Турбопитательные насосы предназначены для подачи питательной воды из деаэратора в парогенераторы через систему регенеративных подогревателей высокого давления, их два на каждый энергоблок.

Каждый насос состоит из двух, главного ПТА 3750-75 и предвключённого (бустерного) ПТА 3800-20, все вместе они образуют единый агрегат, приводимый в действие конденсационной турбиной К-12-10ПА (ОК-12А) производства Калужского турбинного завода.

Производительность каждого турбопитательного насоса около 3800 м³/ч, у предвключённых насосов частота вращения 1800 об/мин, развиваемое давление 1,94 МПа; у главных - 3500 об/мин и 7,33 МПа.

Турбопитательный агрегат весьма массивен и имеет собственную маслосистему, а его турбина - конденсатор.

Для блоков с ВВЭР-1000 резервных насосов не предусмотрено, что связано с необходимостью прогрева турбопривода перед включением, поэтому при выходе из строя одного из них мощность энергоблока снижается на 50 %.

Для аварийных режимов, режимов пуска и расхолаживания предусмотрены вспомогательные питательные электронасосы.

Основные системы БалАЭС

Турбоустановка - масштабное и мощное оборудование, включающее в свой состав множество основных и обеспечивающих технологических систем.

Турбопитательный агрегат также имеет множество обеспечивающих его работу систем, ниже они не указаны. Технологические системы:

Основные

• системы главных паропроводов и сброса пара в конденсаторы;
• системы паропроводовов собственных нужд и расхолаживания;
• системы вакуумная турбоагрегата и подачи пара на эжектора и уплотнения;
• системы основного коденсата и смазки подшипников конденсатных насосов 2-й ступени;
• система регенерации низкого давления;
• деаэрационно-питательная установка;
• система питательной воды;
• система регенерации высокого давления;
• системы отборов турбины и питания приводов обратных клапанов ;
• система промежуточного перегрева пара;
• система сепарации и конденсата греющего пара;
• система гидравлическая и электрогидравлическая регулирования турбоагрегата;
• система защиты турбоагрегата.

Маслосистемы

• системы маслоснабжения машзала и очистки масла;
• система смазки подшипников турбогенератора и гидроподъёма роторов;
• система уплотнения вала турбогенератора;
• система маслоснабжения системы автоматического регулирования и защиты.

Обеспечивающие

• система циркуляционной воды;
• система шарикоочистки конденсаторов турбоагрегата;
• система техводоснабжения неответственных потребителей и промывочной воды вращающихся сеток;
• система химобессоленой воды;
• система водяного охлаждения обмотки статора турбогенератора;
• система газоохлаждения турбогенератора.

Электросиловое оборудование на БалАЭС

Электрооборудование и электросхемы БАЭС обладают развитой структурой, в нее входит большое количество силового оборудования и устройств релейной защиты и автоматики с обилием разнообразных агрегатов как собственно для выработки электроэнергии, так и для обеспечения работы реакторного и турбинного отделений.

Выдача мощности Балаковской АЭС осуществляется через шины ОРУ-220/500 кВ в объединённую энергосистему Средней Волги.

Шины высокого напряжения 220 и 500 кВ являются узловыми в энергосистеме и связывают Саратовскую энергосистему с Ульяновской, Самарской, Волгоградской и Уральской.

Через шины может осуществляться переток мощности из одной энергосистемы в другую и выдача избыточной мощности Саратовской ГЭС.

На БАЭС установлены трёхфазные синхронные турбогенераторы ТВВ-1000-4УЗ, изготовленные заводом «Электросила». Активная мощность - 1000 МВт, напряжение 24 кВ, частота вращения ротора 1500 об/мин.

Работу генератора обеспечивают следующие системы:

• водородного охлаждения генератора;
• водяного охлаждения обмотки статора генератора;
• газоохлаждения генератора;
• уплотнения вала генератора;
• смазки подшипников генератора;
• охлаждения выводов генератора;
• возбуждения генератора.

К каждому турбогенератору через генераторные выключатели КАГ-24-30-30000УЗ подключается два повышающих трёхфазных трансформатора ТЦ-630000/220 (энергоблок 1) и ТЦ-630000/500 (энергоблоки 2,3,4) мощностью по 630 МВА каждый, которые, соединённые параллельно, позволяют выдавать номинальную мощность блока в сеть.

Обеспечение ядерной безопасности БалАЭС

Ядерная безопасность Балаковской АЭС обеспечивается за счёт реализации концепции глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении:

• системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду. К ним относятся: топливная матрица (таблетка), оболочка ТВЭЛа, граница контура теплоносителя реактора (1-го контура), герметичное ограждение реакторной установки (гермооболочка) и биологическая защита.
• системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности, а также по защите персонала, населения и окружающей среды. Эта система включает в себя 5 уровней: выбор условий размещения АЭС и предотвращение нарушений нормальной эксплуатации; предотвращение проектных аварий системами нормальной эксплуатации; предотвращение запроектных аварий системами безопасности; управление запроектными авариями; противоаварийное планирование.

Балаковская АЭС оснащена многочисленными защитными, обеспечивающими, управляющими и локализующими системами безопасности, почти все имеют по 3 независимых канала, каждый из которых самостоятельно способен обеспечивать выполнение проектных функций. Таким образом реализуется принцип резервирования.

Обеспечение радиационной безопасности БалАЭС

Обеспечение радиационной безопасности Балаковской АЭС производится в соответствии с требованием законодательства.

Все помещения Балаковской АЭС физически разделены на зону контролируемого доступа, в которой возможно воздействие ионизирующего излучения на персонал, и зону свободного доступа, в которой такая возможность исключена.

Проход из одной зоны в другую осуществляется только через специальные санпропускники, в которых находятся душевые, помещения для переодевания и хранения одежды и специальные приборы для контроля наличия загрязнения радиоактивными веществами. Радиационно-опасные работы проводятся только по специальным дозиметрическим нарядам.

Также радиационная безопасность обеспечивается сложной системой притяжно-вытяжной вентиляции с определённым направленным движением воздуха из зон с малым радиоактивным загрязнением в так называемые необслуживаемые помещения с высоким уровнем радиации (вплоть до создания в таких помещениях разрежения).

В итоге все вентиляционные потоки поступают к дезактивационным фильтрам, а затем к вентиляционной трубе высотой 100 м.

Первая ступень фильтрации осуществляется с помощью стекловолокна и ткани Петрянова (синтетический материал на основе тонковолокнистых волокон перхлорвинила), во второй ступени используются адсорбционные фильтры, состоящие из колонн, загруженных активированным углём.

Обеспечение экологической безопасности на БалАЭС

Неконтролируемое воздействие на окружающую среду радиоактивных веществ, образующихся в процессе работы АЭС, исключено проектом.

Единственным проектным нормированным источником воздействия являются выбросы через вентиляционные трубы энергоблоков и спецкорпуса, обеспечивающих вентиляцию рабочих мест персонала и технологических помещений.

Для защиты окружающей среды от выбросов вредных веществ проектом предусмотрена система защитных барьеров, эффективность которых подтверждается величинами среднесуточных выбросов и данными о радиационной обстановке в районе расположения Балаковской АЭС за всё время её эксплуатации.

Они меньше максимально допустимых на два-три порядка. Суммарная активность, выброшенная в атмосферу за первые 20 лет эксплуатации (до 2005 года), не достигла даже значений допустимых выбросов АЭС с ВВЭР за один год.

В соответствии с требованиями российских и международных нормативных документов на Балаковской АЭС и в районе её расположения осуществляется систематический контроль радиационной обстановки.

Зона наблюдения охватывает территорию радиусом 30 км вокруг Балаковской АЭС. Санитарно-защитная зона составляет 2,5-3 км.

Это позволяет сделать вывод, что за время своей эксплуатации Балаковская АЭС не оказывала влияния на окружающую среду. Экологический мониторинг состояния наземных и водных экосистем в районе расположения БАЭС проводится ФГУ «ГосНИИЭНП».

Контроль мощности дозы гамма-излучения на местности осуществляется расположенными в различных местах 30-километровой зоны наблюдения 22 мониторинговыми станциями автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО), результаты измерений которой доступны онлайн.

На Балаковской АЭС АСКРО состоит из двух независимых систем, российской «Атлант», разработанной НПП «Доза», и немецкой «SkyLink», произведённой фирмой «Genitron Instruments» и полученной в рамках проекта ТАСИС.

За разработку и внедрение этой системы коллектив авторов, в который входили несколько руководителей Балаковской АЭС, стал лауреатом премии Правительства РФ в области науки и техники.

Другим крупным примером совершенствования экологической безопасности Балаковской АЭС можно назвать ввод в работу в 2002 году уникального центра обработки твёрдых радиоактивных отходов, который был построен и оборудован в сотрудничестве с немецкой фирмой RWE NUKEM и позволил комплексно решить проблему радиоактивных отходов на БАЭС, уменьшив объёмы их хранения на станции в несколько раз.

В 2005 году Балаковская АЭС стала первым предприятием в России, сертифицировавшим систему экологического менеджмента в системе международной сертификационной сети IQNet на соответствие международному стандарту ISO14001: 2004 и успешно проходит периодические ресертификационные аудиты данной системы, что характеризует соответствие её показателей экологической безопасности международному уровню.

В 2006 году руководство станции декларировало:

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.

Буквально в нескольких километрах от города Балаково (Саратовская область), работает Балаковская АЭС. Это предприятие является самым крупным в нашей стране. Годовая выработка электрической энергии составляет больше 30 миллиардов кВт/ч. А это четверть от общей величины, вырабатываемой в Приволжском крае. В мировом рейтинге АЭС занимает 51 позицию.

Общая характеристика энергетического комплекса

Первый энергоблок Балаковской АЭС был запущен в 1985 году, последний в 1993. Кстати, 4 блок был первым, который запустили на территории бывшего СССР после его развала. На сегодняшний день АЭС принадлежит АО «Концерн Росэнергоатом». Предприятие обеспечивает работой 3 770 человек.

Информация об энергоблоках

Все энергоблоки предприятия типа ВВЭР-1000, с двухконтурной тепловой схемой, являются отдельно стоящими сооружениями и состоят из следующих помещений:

• машинный зал;
• реакторное отделение;
• деаэраторная этажерка;
• помещение для электротехнического оборудования.

Все оборудование, которое относится к первому контуру, расположено вместе с реактором в железобетонной оболочке, которая герметична и обшита сталью, то есть находится под контайнментом. Мощность каждого блока - 950 МВт.

По проекту Балаковская АЭС должна была иметь 6 энергоблоков, но строительство двух было приостановлено в 1992 году.

Работающие блоки планируются к закрытию в 2023, 2033, 2034 и 2045 годах.

Месторасположение

АЭС находится в 8 километрах от города Балаково и в 150 км от Саратова. Ближе всего в станции расположено село Натальино, всего в 3 километрах на юго-запад. В 3 километрах находится Государственная лесополоса, а за ней орошаемые поля.

Адрес Балаковской АЭС: 413866, Саратовская область, город Балаково.

Водохранилище и пруд-охладитель

Балаковская АЭС находится на левом берегу Саратовского водохранилища. Оно является одним из крупнейших на реке Волге и сформировано за счет возведения плотины Водохранилище заполнялось водой с 1967 по 1968 годы. Общая площадь поверхности водоема - 1831 квадратный километр, максимальная глубина - 8 метров. Водохранилище создавали именно для промышленного использования, энергетической отрасли и коммунального водоснабжения. Естественно, что, как и другие подобные водоемы, Саратовской отрицательно влияет на нерест осетровых рыб и является объектом для накопления экологически вредных продуктов деятельности людей.

При АЭС есть водоем-охладитель, площадь которого - 26,1 кв. км. Примерный объем водной массы составляет 150 миллионов кубических метров. Как и любой другой закрытый водоем, пруд-охладитель Балаковской АЭС имеет проблемы с концентрацией солевого состава. Качество воды постоянно ухудшается из-за высокой минерализации, следовательно, постоянно стоит вопрос о продуве. Это проблема насущна для всех АЭС, а в проекте Балаковской был заложен процесс продува водоема. Но строителями фактически ничего не было сделано, а водоем был сооружен с тем расчетом, что сможет обеспечить работу 5 энергоблокам, поэтому вопрос о концентрации солей в пруду появился только в 2005 году.

Естественно, что местное население против продувки, ведь вредные вещества попадут в Саратовское водохранилище, откуда берется вода для коммунальных нужд, тем более, что водозабор для городских потребностей производится ниже по течению, примерно через 5-6 километров. Да и законодательством прямая продувка прудов-охладителей пока запрещена, хотя энергетики уже зачастили в Думу, пытаясь продвинуть внесение поправок в Водный кодекс. Позднее энергетики отказались от идеи прямого продува в Балаковском пруду, но надолго ли, неизвестно.

Аварии на предприятии

Несмотря на смелые уверения руководства о том, что предприятие является безопасным и никаких сбоев в работе не бывает, все же в СМИ появлялась неоднократно информация о поломках и об авариях на Балаковской АЭС:

Заключение

Хочется верить, что все достижения АЭС в сфере эксплуатационной безопасности не является декларативными. Ведь предприятие уже 7 раз получило приз за лучшие показатели в области культуры безопасности.

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.