Балаковская АЭС – самая мощная АЭС России

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.

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.

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).

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

Для измерения температуры и давления теплоносителя внутри корпуса реактора используют датчики, размещенные нейтронно-измерительных каналах на траверсе блока защитных труб реактора.

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.

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.

Для нормального функционирования парогенератора в течение срока службы необходимо производить контроль теплообменной поверхности труб от отложений.

Для контроля состояния металла на балаковской АЭС применяется вихретоковый метод контроля (ВТК).

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.

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.

Блочный щит управления.

Персонал ведет весь технологический процесс (управляет оборудованием и контролирует работу автоматики) с блочного щита управления (БЩУ).

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.

Ведущий инженер по управлению турбиной одного из энергоблоков.

На БЩУ одного энергоблока контролируется свыше 19 000 параметров.

Весь пар, вырабатываемый четырьмя парогенераторами энергоблока, объединяется и подается на турбину.

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.

Цилиндр высокого давления (ЦВД) предназначен для срабатывания «острого» пара, поступающего из главного парового коллектора.

Начальное давление в корпусе 60 атмосфер, температура пара 274 градуса.

На одном валу с турбиной закреплен генератор марки ТВВ-1000, генерируемое напряжение 24000 вольт.

Старший машинист в обходе на турбине.

Выдача электричества.

Электрооборудование АЭС в целом мало отличается от оборудования тепловых электростанций, за исключением повышенных требований к надёжности.

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

Эти шины являются узловыми в энергосистеме и связывают Саратовскую энергосистему с Ульяновской, Самарской, Волгоградской и Уральской.

Водоем-охладитель площадью 24,1 км² — источник циркуляционного водоснабжения АЭС.

Здесь живут белый амур и толстолобик, необходимые для естественного биологического очищения и поддержания качества воды пруда–охладителя.

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.

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.

Охлаждение воды происходит за счет разбрызгивания, что увеличивает площадь теплообмена.

Химводоподготовка.

На щите химводоочистки размещены приборы контроля и органы управления элементов, обеспечивающих процессы очистки и обессоливания воды, дозирование реагентов при водоподготовке и пр.

Аналитическая лаборатория предназначена для обеспечения высокой достоверности при проведении химического анализа, для обработки и накопления баз данных по химическим режимам работы энергоблоков.

Лаборатория оборудована ионным хроматографам, рентгеновским кристалл-дифракционным спектрометром, титратором влаги, оптическим эмиссионным спектрометром с индуктивно связанной плазмой и т.д.

Обсуждается строительство второй очереди станции, состоящие из пятого и шестого энергоблока той же конструкции, что и уже действующие на станции.