Экологический аудит деятельности ООО «Балаковская атомная электростанция» в области влияния хозяйственной деятельности на состояние ок

Район, в котором расположена  БалАЭС, относится к 5-балльной сейсмической зоне с периодом повторения 1 раз в 100 лет и к 6-балльной зоне с периодом повторения раз в 10 000 лет.

По санитарной классификации  относится к I классу опасности с минимальным размером санитарно-защитной зоны (СЗЗ) 1000 м.

СЗЗ установлена согласно Статье 31 Федерального закона от 21.11.1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии».

Общая площадь санитарно-защитной зоны Балаковской атомной станции (далее по тексту - БалАС) составляет 3,14 кв. километра, из которой 0,24 кв. километра приходится на водоем-охладитель. Протяженность границ СЗЗ вокруг БалАС равна 6,28 километра.

Размер СЗЗ с севера на юг и с запада на восток составляет 2 километра. Это связано с тем, что СЗЗ БалАС представляет собой  окружность, имеющую радиус Rсзз = 1,0 километра, отсчитываемый от геометрического центра вентиляционных труб первой и второй очереди БалАС.

Граница СЗЗ проходит по следующим рубежам:

- с севера на восток - проходит по мелколесью за  пожарным депо, пересекая водоем-охладитель, автодорогу АЭС - очистные сооружения по берегу водоема-охладителя, водоему-охладителю и захватывает береговую насосную станцию:

- с востока на юг - пересекает автодорогу, далее проходит  по полю, лесному массиву, пересекая  коридоры ЛЭП, доходит до периметра  границы ОРУ-750;

- с юга на запад  - проходит через сбросной канал  первой очереди БалАС, по мелколесью, далее, пересекая железную дорогу, подходит к границе периметра ХОЯТ-2. Проходит через территорию ДСК, железнодорожные пути, далее пересекает склады ОСиП;

- с запада на север  - пересекая железнодорожные пути, склады ОСиП, проходит через строительную базу СЭЗ, ЦЭМ, через бывшее АТП стройки, мимо ЗТС подходит к мелколесью за пожарным депо.

ЛЭП - линия электропередачи;

ОРУ - открытое распределительное  устройство;

ХОЯТ - хранилище отработанного  ядерного топлива;

ДСК - домостроительный комбинат;

ОСиП - отдел складирования и перевозок;

СЭЗ - Саратовэнергозащита;

ЦЭМ - Центрэнергомонтаж;

АТП - автотранспортное предприятие;

ЗТС - здание технических  служб.

Схема расположения корпусов Балаковской АЭС в Приложении 1.

 

3.1 История предприятия

Технико-экономическое  обоснование строительства АЭС по заданию Минэнерго СССР выполнило Уральское отделение института «Теплоэлектропроект». Площадка выбиралась с учетом факторов покрытия дефицита электроэнергии в регионе Средней Волги и в центре России, приемлемых гидрогеологических и сейсмических условий, отсутствия смерчей. 

Оборудование для атомной изготавливали в разных регионах Советского Союза: реактор — на ПО «Ижорский завод», турбоустановку — на ПО «Харьковский турбинный завод», генератор — на ПО «Электросила» в Ленинграде. Работы, связанные с сооружением станции, выполняли еще сотни других заводов и организаций.

Пуски блоков:

• первого – 28 декабря 1985 г.,
• второго – 10 октября 1987 г.,
• третьего – 28 декабря 1988 г.,
• четвертого – 12 мая 1993 г.

 

3.2 Описание основных  изменений на предприятии

Крупные модернизации проводились  на БалАЭС с 90-х годов, к ним можно  отнести:

• перевод аналоговых регуляторов турбинного отделения на цифровые, благодаря которому значительно сократилось число отказов и отключений оборудования;
• оптимизация схемы регенерации высокого давления на турбине, что повысило надёжность подогревателей высокого давления;
• модернизация проточной части цилиндра высокого давления турбины, что повысило КПД и КИУМ энергоблоков;
• внедрение системы шарикоочисток конденсаторов турбин и турбопитательных насосов, самоотмывных фильтров техводы, — системы и оборудование компании Taprogge (Германия), а также нанесение защитного покрытия на трубные доски конденсаторов.

Крупнейшие модернизации, находящиеся в стадии завершения проводятся в соответствии со Статьей 30 Федерального закона от 21.11.1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии»:

• замена управляющей системы безопасности — аппаратуры аварийной и предупредительной защиты, включающей аппаратуру контроля нейтронного потока, проводящаяся ЗАО «СНИИП—СистемАтом», которая расширила возможности и увеличила надёжность этой системы;
• серьёзная модернизация систем внутриреакторного контроля, проводящаяся Курчатовским институтом;
• замена информационно-вычислительной системы с функцией предоставления параметров безопасности компаниями «Data Systems&Solutions» (Великобритания) и «Baltijos informacines sistemos» (Литва), самая масштабная модернизация в рамках проекта ТАСИС;
• модернизация перегрузочных машин ядерного топлива, осуществляемая ЗАО «Диаконт»,  которая позволила значительно повысить надёжность этого оборудования и сократить время перегрузки топлива.

 

4 основные технологические  процессы и оборудование

 

4.1 Описание технологической схемы блоков

Оборудование делится на 2 блока: реакторный и турбогенераторный, расположенные в реакторном и машинном отделениях; во всех технологических системах используется электрооборудование и оборудование тепловой автоматики и измерений. На всех блоках обеспечивается полная автоматизация контроля и управления технологическими процессами.

Технологическая схема  каждого блока двухконтурная. Первый контур - радиоактивный, 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 (160кгс/см²). Температура воды на входе в реактор равна 289 °C, на выходе — 320 °C. Циркуляционный расход воды через реактор составляет 84000 т/ч. 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 тепло воде второго контура. Насыщенный пар с давлением 6,4 МПа и температурой 280 °C подается в сборный паропровод и направляется к турбоустановке, приводящей во вращение электрогенератор. Во второй контур входят конденсатные насосы первой и второй ступеней, подогреватели высокого и низкого давления, деаэратор, турбопитательные насосы.

4.2 Реакторное оборудование

Реакторная установка В-320 с технологическими системами и вспомогательным оборудованием располагается в помещениях реакторного отделения.

Техническое водоснабжение осуществляется по замкнутой схеме с использованием водохранилища-охладителя, образованного путём отсечения дамбами мелководной части Саратовского водохранилища.

4.2.1 Особенности возведения фундамента и несущих конструкций

Естественное основание  из слоя слабых суглинков под реакторным отделением при строительстве было замещено подушкой из доломитизированного известнякового щебня с модулем деформации 40 МПа.

Фундамент представляет собой жёсткую коробчатую конструкцию от отметки −6,6 м до 13,2 м из сборно-монолитного железобетона класса В-20 толщиной 2,4 м и разделён внутренними диафрагмами стен и перекрытий. Подземная часть фундамента снаружи покрыта гидроизоляцией из профилированного полиэтилена. Масса, на которую рассчитана прочность фундамента, составляет 234 тысячи тонн, с возможным коэффициентом перегрузки 1,1.

4.2.2 Реактор и оборудование 1-го контура

На Балаковской АЭС используется 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. 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.

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. 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 156 кгс/см² и напором около 6,75 кгс/см², частота вращения 1000 об/мин. Потребляемая мощность насоса — 7МВт, масса — 140 т. Электродвигатель — ВАЗ 215/109-6АМО5.

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.

Системы безопасности деятельности реактора и 1-го контура:

• 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 техводы ответственных потребителей;

4.3 Ядерное топливо

Ядерное топливо для  Балаковской АЭС производится Новосибирским заводом химконцентратов и поставляется московской компанией «ТВЭЛ».

На станцию ядерное топливо приходит в виде машиностроительных изделий — тепловыделяющих сборок (ТВС), состоящих из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), содержащих таблетки из двуокиси урана, слабо обогащённого по 235-му изотопу. Перегрузка топлива осуществляется частями.

После выгрузки из активной зоны реактора отработанного топлива  его помещают в специальный бассейн выдержки - рядом с реактором. В отработавших ТВС содержится большое количество продуктов деления урана. Каждый ТВЭЛ содержит 1,1·10¹⁶ Бк радиоактивных веществ, которые выделяют энергию 100 КВт.

Ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды.

По мере выдержки уменьшается  радиоактивность топлива и мощность его остаточного тепловыделения. Через 3 года саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.

4.4 Турбинное оборудование

Турбоустановка с технологическими системами, обеспечивающим и вспомогательным оборудованием располагается в здании машинного отделения.

Используется турбина К-1000-60/1500-2, изготовленная Харьковским турбогенераторным заводом, номинальной мощностью 1114 МВт с частотой вращения 1500 об/мин и максимальным расходом свежего пара 6430 т/ч.

4.5 Электросиловое оборудование

В электрооборудование и электросхемы БалАЭС входит большое количество силового оборудования и устройств релейной защиты и автоматики с наличием агрегатов, как для выработки электроэнергии, так и для обеспечения работы реакторного и турбинного отделений. Выдача мощности Балаковской АЭС осуществляется через шины ОРУ-220/500 кВ в объединённую энергосистему Средней Волги. Шины высокого напряжения 220 и 500 кВ связывают Саратовскую энергосистему с Ульяновской, Самарской, Волгоградской и Уральской.

4.6 Турбогенератор и основное электрооборудование

На БАЭС установлены трёхфазные синхронные турбогенераторы ТВВ-1000-4УЗ, изготовленные заводом «Электросила» (г.Санкт-Петербург), предназначенные для выработки электроэнергии при непосредственном соединении с паровыми турбинами. Активная мощность — 1000 МВт, напряжение 24 кВ, частота вращения ротора 1500 об/мин.