• 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.
Главным в деятельности руководства АЭС является обеспечение и повышение безопасности при эксплуатации, защита окружающей среды от влияния технологического процесса, снижение издержек при производстве электроэнергии, улучшение социальной защищенности персонала, увеличение вклада станции в социально-экономическое развитие региона.
Компоновка и расположение энергоблоков.
Каждый из унифицированных энергоблоков Балаковской АЭС представляет собой отдельно расположенное сооружение, состоящее из реакторного отделения, машинного зала, деаэраторной этажерки и помещения электротехнических устройств. Все, что относится к первому, радиоактивному контуру, располагается вместе с реактором в герметичной железобетонной оболочке, облицованной изнутри стальным листом — контейнменте.
Главные корпуса энергоблоков ориентированы к водоему-охладителю — источнику циркуляционного водоснабжения АЭС. Между водоемом-охладителем и главными корпусами энергоблоков размещены блочные насосные станции, трубопроводы технического водоснабжения и дороги. Общая площадь, занимаемая сооружениями Балаковской АЭС, составляет 487,4 га.
Технологическая схема энергоблоков.
Тепловая схема каждого блока Балаковской АЭС двухконтурная. Первый контур — радиоактивный. Он состоит из одного водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 тепловой мощностью 3000 МВт и четырех циркуляционных петель охлаждения.
Теплоносителем и одновременно замедлителем нейтронов служит обыкновенная вода с некоторым содержанием бора. Вода первого контура прокачивается главными циркуляционными насосами через активную зону реактора и нагревается.
Давление воды в корпусе реактора составляет 16 МПа (160 атмосфер), и ее кипения не происходит.
Температура воды на входе в реактор равна 289°С, а на выходе из реактора 320°С.
Циркуляционный расход воды через реактор 84000 т/ч. Нагретая в реакторе вода направляется по четырем трубопроводам в парогенераторы. Давление и уровень теплоносителя первого контура поддерживаются при помощи парового компенсатора давления, подключенного к общей части контура.
Второй контур — нерадиоактивный. Он состоит из испарительной и водопитательной установок, блочной обессоливающей установки и турбоагрегата электрической мощностью 1000 МВт. Предусмотрена эффективная система регенерации питательной воды.
Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах и отдает тепло воде второго контура. Насыщенный пар, производимый в парогенераторе, под давлением 6,4 МПа (64 атмосферы) подается в сборный паропровод и направляется к турбоустановке, приводящей во вращение электрогенератор. Кроме того, второй контур включает в себя конденсатные насосы первой и второй ступеней, подогреватели высокого и низкого давления, деаэратор, турбопитательные насосы.
Энергоблок выполнен с полной автоматизацией контроля и управления технологическими процессами.
Таблица 1
Основные технические характеристики энергоблоков Балаковской АЭС
Энергоблоки(4 унифицированных блока, введены в эксплуатацию в 1985-1993гг.)
| Электрическая мощность энергоблока, МВт | 1000 |
| Тепловая мощность, МВт | 3000 |
| КПД, % | 33 |
| Количество циркуляционных петель (насосов, парогенераторов), шт | 4 |
| Расход теплоносителя через реактор, м 3/ч | 84000 |
| Рабочее давление теплоносителя, МПа (атмосфер) | 16 (160) |
| Реактор (водо-водяной энергетический ВВЭР-1000 проекта В-320) | |
| Максимальная температура теплоносителя на входе в реактор, оС | 289 |
| Средний подогрев телоносителя, оС | 30,3 |
| Масса диоксида урана в активной зоне, т | 80 |
| Количество топливных сборок, шт | 163 |
| Количество органов механической системы регулирования реактивности реактора, шт | 61 |
| Высота корпуса реактора (без верхнего блока), м | 10,89 |
| Максимальный диаметр корпуса, м | 4,58 |
| Внутренний диаметр главных циркуляционных трубопроводов, мм | 850 |
| Обогащение топлива (макс), % | 3,3 |
| Парогенератор (горизонтального расположения) | |
| Производительность, т/ч | 1470 |
| Турбогенератор | |
| Давление насыщенного пара перед турбиной, МПа (атмосфер) | 6 (60) |
| Давление в конденсаторе турбины, МПа | 0,004 |
| Мощность электрического генератора, МВт | 1000 |
| Напряжение на клеммах, В | 24000 |
Реакторная установка.
На Балаковской АЭС используются реакторные установки типа ВВЭР-1000 конструкции ОКБ "Гидропресс", изготовленные ПО «Ижорский завод» и ПО "Атоммаш".
Конструкция реакторной установки предусматривает:
- автоматическую остановку реактора при отклонениях параметров выше допустимых в работе основного оборудования;
- трехканальное построение систем безопасности, каждая из которых функционирует независимо и автономно с полным обеспечением всех функций;
- наличие герметичной оболочки, в которой расположено все реакторное оборудование (эта оболочка рассчитана на удержание радиоактивных веществ, которые теоретически могут выделиться при разгерметизации первого контура);
- способность реакторной установки к саморегуляции (т.е. при повышении параметров активной зоны происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции).
Реактор состоит из корпуса, верхнего блока, приводов и органов регулирования системы управления и защиты, внутрикорпусных устройств и активной зоны.
Реактор конструктивно представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд, выполненный из высокопрочной теплоустойчивой хромомолибденовой стали с нержавеющей наплавкой (плакировкой).
Активная зона реактора помещена в корпус и собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава.
Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия в днище внутри корпусной шахты реактора, верхние — в дистанционирующую прижимную решетку защитных труб. В верхней части корпуса имеются два ряда патрубков.
Через 4 нижних патрубка вода (теплоноситель) поступает в реактор, опускается по кольцевому зазору в нижний смесительный объем, проходит снизу вверх через активную зону, нагревается за счет тепла ядерной реакции и, охлаждая тепловыделяющие элементы, выходит из реактора через верхний ряд патрубков.
Внутри реактора находится цилиндрическая шахта, предназначенная для размещения в ней активной зоны и организации потока теплоносителя. Над активной зоной расположен блок защитных труб, который обеспечивает дистанционирование топливных кассет активной зоны и удерживает кассеты от всплытия.
На блоке смонтированы каналы для установки датчиков контроля температуры воды на выходе из кассет и приборов для замера нейтронного потока по высоте активной зоны.
Для создания замкнутого объема в реакторе и размещения приводов системы управления и защиты на корпусе реактора устанавливается верхний блок.
Реактор установлен в бетонной шахте, обеспечивающей надежное крепление реактора и биологическую защиту.
Конструкция реактора и способ его закрепления, а также системы управления и защиты (СУЗ) и аварийного охлаждения зоны (САОЗ) обеспечивают безопасную остановку и расхолаживание реактора, в том числе при максимальном расчетном землетрясении.
Турбина.
Второй контур включает паровую турбину, конденсатные насосы первой и второй ступеней, подогреватели высокого и низкого давления, деаэратор, турбопитательные насосы, блочную обессоливающую установку.
Насыщенный пар, производимый в парогенераторах, под давлением 6 Мпа (60 атмосфер) с температурой 274,3°С подается в паровую конденсационную одновальную четырехцилиндровую (ЦВД + 3 ЦНД) турбину К-1000-60/1500-2 с номинальной мощностью 1030МВт и частотой вращения 25 Гц (1500 об/мин). Турбина является приводом электрического генератора переменного тока типа ТВВ-1000-4 мощностью 1000МВт, напряжением 24000В.
Руководство филиала ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Балаковская атомная станция» заявляет, что безопасность АС на всех этапах жизненного цикла пользуется самым высоким приоритетом, превосходящим, при необходимости, факторы производства электроэнергии и соблюдения графика работ.
Ответственность за проведение политики в области безопасности и организацию системы обеспечения безопасности несёт директор Балаковской АЭС.
Безопасность АЭС – это свойство АС ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.