Рефераты по БЖД

Планирование и организация физической безопасности как составной части комплексной безопасности предприятия (на примере АЭС)

В соответствии с указанием Минэнерго № Ф-9520 от 1 августа 1977 г. Главниипроект, институт «Теплоэлектропроект» и его Уральское отделение приступили к разработке рабочих чертежей для подготовительного этапа строительства АЭС. Дирекция строящейся Приволжской атомной станции с местом нахождения в г. Балаково была создана приказом Минэнерго 26 октября 1977 г. Директором строящейся станции 15 ноября 1977 г. был назначен Д.Т. Шутюк.

Официально строящаяся АЭС стала называться Балаковской только летом 1978 года — после того, как министр П. С. Непорожний подписал 19 июня соответствующий приказ.

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.

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.

Организация производства на предприятии

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

Перейти на страницу номер:
 1  2  3  4  5  6  7  8  9  10  11  12  13 


Другие рефераты:

© 2010-2024 рефераты по безопасности жизнедеятельности