Описание технического оборудования

Балаковская АЭС — сложный и масштабный комплекс различных технологических систем, оборудования, устройств, сооружений, предназначенный для выработки электроэнергии. Условно его основное оборудование можно разделить на реакторную и турбогенераторную части, расположенные соответственно в реакторном и машинном отделениях; во всех технологических системах используется электрооборудование и оборудование тепловой автоматики и измерений. Также важную роль играет химическая часть, системы технического водоснабжения, сжатого воздуха и другие. На всех блоках обеспечивается полная автоматизация контроля и управления технологическими процессами.

Технологическая схема каждого блока двухконтурная. 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 — 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 т/ч. 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

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

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. 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. Проектировщик — ОКБ «Гидропресс». Изготовители — производственное объединение «Ижорские заводы» (г.Санкт-Петербург) и «Атоммаш» (г.Волгодонск).

Параметры реактора — номинальное давление 16 МПа, температура — 286—320 °C (средний подогрев около 30 °C). Тепловая мощность — 3000 МВт, расход воды через активную зону примерно 84000 т/ч. 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 легирующими добавками хрома, молибдена и ванадия, внутренняя поверхность покрыта антикоррозизионной наплавкой толщиной 7-9 мм.

Основные узлы реактора: 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 двуокиси 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. Изготовитель — завод им. Орджоникидзе (г.Подольск).

Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется за счёт работы четырёх главных циркуляционных насосов ГЦН-195М, изготовленных производственным объединением «Насосэнергомаш» (г.Сумы), каждый производительностью 20 000 м³/ч, с давлением на всасе 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 обеспечивающим его работоспособность и безопасность крупных технологических систем.

Кроме основного оборудования в реакторном отделении находятся системы, обеспечивающие его работу, и системы безопасности. 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. Основные системы реакторного отделения Балаковской АЭС: 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 вентиляции реакторного отделения.