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.
Политика в области физической безопасности Балаковской АЭС
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.
Безопасность АС должна обеспечиваться за счёт реализации концепции глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении:
1. системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду;
2. системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности, а также по защите персонала, населения и окружающей среды.
Основные цели обеспечения безопасности на всех этапах жизненного цикла АС:
1. защитить отдельные лица, общество и окружающую среду от радиологической опасности;
2. обеспечить такой уровень эксплуатации, чтобы дозы облучения персонала на АС находились ниже установленных пределов;
3. предотвратить аварии на атомной станции и обеспечить, чтобы вероятность больших радиологических последствий тяжёлых аварий была чрезвычайно мала.
Основные задачи обеспечения безопасности:
1. эксплуатация АС в соответствии с требованиями нормативных документов, технологических регламентов и инструкций по эксплуатации;
2. поддержание в исправном состоянии систем, оборудования, путём своевременного выявления дефектов, принятия профилактических мер, замены выработавшего ресурс оборудования;
3. обеспечение требуемого качества систем АС и выполняемых работ;
4. подбор персонала и обеспечение необходимого уровня квалификации персонала;
5. формирование культуры безопасности, которая должна обеспечиваться:
а) структурой управления и контроля деятельности по безопасной эксплуатации АС;
б) высоким уровнем ответственности персонала при выполнении им своих обязанностей.
6. выявление отклонений от нормальной эксплуатации и их устранение;
7. предотвращение, с применением систем безопасности; перерастания отклонений в работе в проектные аварии, а проектных аварий в запроектные.
8. подготовка и осуществление, при необходимости, планов противоаварийных мероприятий на площадке АС и за её пределами;
9. использование внешнего и внутреннего опыта эксплуатации;
10. проведение регулярной работы по самооценке эксплуатационной безопасности Руководство Балаковской АЭС гарантирует, что любые инициативы работников АС, направленные на обеспечение и повышение безопасности в рамках заявленной политики, будут поддержаны руководством и по достоинству оценены.
Требования к системам и органам управления обеспечения физической безопасности предприятия
Для выполнения задач физической защиты на каждом ядерном объекте должно быть проведено категорирование:
- предметов физической защиты;
- помещений, в которых размещаются предметы физической защиты, а также зданий, сооружений, отдельных территорий ядерного объекта, на которых используется или хранится ядерный материал либо размещается и (или) эксплуатируется ядерная установка или пункт хранения (далее - промышленные площадки);
Скачать реферат