Балако́вская АЭС — атомная электростанция , расположенная в 12.5 км от города Балаково Саратовской области , на левом берегу Саратовского водохранилища . Расстояние до Саратова — 145 км. Является одной из крупнейших АЭС в России по выработке электроэнергии — более 30 млрд кВт·ч ежегодно , что обеспечивает четверть производства электроэнергии в Приволжском федеральном округе и составляет шестую часть выработки всех АЭС России . Среди крупнейших электростанций всех типов в мире занимает 51-ю позицию . Первый энергоблок БалАЭС был включён в Единую энергосистему СССР в декабре 1985 года, четвёртый блок в 1993 году стал первым введённым в эксплуатацию в России после распада СССР .

Суммарная установленная мощность станции — 4 000 МВт, все блоки станции работают на данном повышенном уровне тепловой мощности — 104 % от номинальной .

Балаковская АЭС является филиалом концерна АО «Концерн Росэнергоатом» .

На станции трудятся около 3300 человек , более 60 % которых имеют высшее или среднее профессиональное образование .

В 2018 году выработка электроэнергии составила 31,861 млрд кВт·ч , КИУМ — 90,9 % .

Информация об энергоблоках

Энергоблок	Тип реакторов	Мощность		Начало строительства	Подключение к сети	Ввод в эксплуатацию	Закрытие
		Чистая	Брутто
Балако́во-1	ВВЭР-1000/320	950 МВт	1000 МВт	01.12.1980	28.12.1985	23.05.1986	2045 (план)
Балако́во-2	ВВЭР-1000/320	950 МВт	1000 МВт	01.08.1981	08.10.1987	18.01.1988	2043 (план)
Балако́во-3	ВВЭР-1000/320	950 МВт	1000 МВт	01.11.1982	25.12.1988	08.04.1989	2048 (план)
Балако́во-4	ВВЭР-1000/320	950 МВт	1000 МВт	01.04.1984	11.04.1993	22.12.1993	2053 (план)
Балако́во-5	ВВЭР-1000/320	950 МВт	1000 МВт	01.04.1987	Строительство приостановлено в 1992 году
Балако́во-6	ВВЭР-1000/320	950 МВт	1000 МВт	01.05.1988	Строительство приостановлено в 1992 году

Расположение

Балаковская АЭС размещена на левом берегу Саратовского водохранилища . Расстояние от АЭС до районного центра, города Балаково — 8 км, до областного, города Саратова — 150 км. Ближайшими населёнными пунктами являются сёла Натальино (в 3 км юго-западнее) и Матвеевка (в 4,5 км северо-восточнее). В 2,5—3 км от БалАЭС проходит Государственная лесополоса , за которой расположены орошаемые пахотные земли . Основные транспортные сети составляет река Волга и пересекающие её железнодорожные линии Приволжской железной дороги , идущие из центральных районов на восток и юго-восток России.

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.

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 .

Месторасположение станции было выбрано из следующих основных условий: расположения с подветренной стороны по отношению к крупному населённому пункту; хорошей продуваемости; ровного рельефа поверхности земли; глубокого стояния грунтовых вод ; размещения в зоне, ограниченной возможностью организации водоохладителя; размещения на малоценных сельскохозяйственных землях ( солончаки , овраги и т. п.); выполнения санитарно-защитных зон до окружающих населённых пунктов без их сноса .

Размещение и компоновка

Четыре главных корпуса ( энергоблока ) Балаковской АЭС, выполненные в виде моноблоков, состоящих из реакторного и машинного отделений, размещены вдоль береговой линии с ориентацией последних в сторону водохранилища-охладителя. Между главными корпусами и водоёмом расположены блочные (береговые) насосные станции , трубопроводы технического водоснабжения и дороги . Также на территории станции расположены спецкорпус, лабораторно-бытовой, административно-бытовой и объединённый вспомогательный корпуса.

Каждый моноблок главного корпуса состоит из реакторного и машинного отделений и включает следующее основное оборудование:

• водо-водяной корпусной реактор типа ВВЭР-1000 ,
• турбоустановку типа К-1000-60/1500,
• генератор типа ТВВ-1000-4.

Реакторное отделение состоит из герметичной и негерметичной частей. В герметичной части, называемой обычно гермооболочкой или гермообъёмом, располагается оборудование первого контура и реактор. 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. Негерметичная часть, называемая обстройкой, асимметрично окружает оболочку и представляет собой в плане квадрат со стороной в 66 м. Обстройка уходит под землю на 6,6 м и возвышается на 41,4 м, внутрь неё предусмотрен железнодорожный въезд для доставки грузов под гермооболочку, в днище которой имеется большой транспортный люк. На обстройке располагается вентиляционная труба для сдувок из производственных помещений, диаметром 3 м, с относительной отметкой верха 100 м. Между реакторными отделениями энергоблоков находятся резервные дизельные электростанции для аварийного электроснабжения.

Машинное отделение, примыкающее к реакторному, представляет собой в плане прямоугольник со сторонами 156 и 51 м, его высота составляет 42 м. Компоновка машинного зала предусматривает продольное расположение турбины, также в нём находится деаэраторная этажерка и примыкающая сбоку этажерка электротехнических устройств. Оборудование второго контура в машзале расположено открыто, так как он не радиоактивен. Машинный зал имеет железнодорожный и автомобильные въезды, технологические связи с общестанционными объектами осуществлены открытыми эстакадами трубопроводов. Также к главным корпусам примыкают площадки открытой установки трансформаторов .

За главными корпусами находится технический водоём -охладитель площадью 24,1 км² , вода из которого по открытым подводящим каналам поступает к четырём блочным насосным станциям, 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 и насосные станции, и занимающая большую площадь в небольшом отдалении от главных корпусов.

Спецкорпус расположен вдоль торцов главных корпусов со стороны реакторных отделений и отделён от них железнодорожными путями, автодорогами и . Спецкорпус разделяет производственные помещения на зону свободного доступа и зону контролируемого доступа , в которую можно попасть только через санитарно-бытовой блок с санпропускниками, душевыми, помещениями для переодевания и хранения одежды. Реакторные отделения энергоблоков относятся к зоне контролируемого доступа, проход в них возможен только по переходным эстакадам из спецкорпуса. Также в спецкорпусе располагаются ремонтные мастерские контролируемого доступа, узел свежего ядерного топлива и другие помещения. Выход из спецкорпуса возможен только через несколько постов дозиметрического контроля.

Среди других сооружений на территории станции можно отметить газовый корпус, азотно-кислородную станцию и пуско-резервную котельную , использовавшуюся при пуске АЭС. Общая площадь огороженной промышленной площадки составляет 68 гектар с плотностью застройки 34 %. Также станция располагает большим зданием учебно-тренировочного центра на некотором отдалении от промплощадки и множеством инженерных сооружений на различных расстояниях от неё, например, артезианскими скважинами для добычи питьевой воды, станциями автоматизированного радиационного контроля и другими, с учётом которых общая площадь, занимаемая БалАЭС, равна 487,4 га .

Конструкция

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 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 подаётся 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.

Сооружения

Естественное основание из слоя слабых суглинков под реакторным отделением при строительстве было замещено подушкой из доломитизированного известнякового щебня с модулем деформации 40 МПа . Основанием подушки послужили глины пойменной фации с мощностью 8-11 м и модулем деформации 25 МПа, ниже него залегает русловая фация мощностью от 12 до 18 метров с мелкими и пылеватыми песками средней плотности и модулем деформации также равным, 25 МПа. Подушка возводилась слоями по 30-35 см при постоянном контроле модуля деформации и степени уплотнения, которое осуществлялось гружёным автотранспортом и скреперами ; в процессе сооружения обеспечивалось глубинное водопонижение .

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. Верхняя часть фундамента на отметке 13,2 метра перекрыта сплошной железобетонной плитой такого же размера и толщины, что и плита в основании. Она является опорной частью для расположенной выше гермооболочки и выполнена с использованием пространственных арматурных блоков, с нижней стороны облицованных листовой углеродистой сталью .

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, общий объём — 67 000 м³ . Внутренняя поверхность гермооболочки полностью покрыта облицовкой из углеродистой стали толщиной 8 мм , нижняя часть закрыта бетоном и покрыта ещё одним слоем листовой облицовки толщиной 4 мм, имеющим антикоррозионное эпоксидное покрытие по алюминиевому подслою. Гермооболочка поднята на отметку 13,2 метра для возможности загрузки и выгрузки ядерного топлива и оборудования, для чего в нижней части имеет герметичный люк. Напряжение оболочки осуществляется сложно расположенными (в куполе — геликоидально , в цилиндрической части — по винтовой линии ) арматурными пучками ( тросами ) из высокопрочной стальной проволоки , в каждом пучке 450 проволок толщиной 5 мм, проектные усилия на каждом — 1000 тонн, что обеспечивается специальным механизмом натяжения. Гермооболочка имеет два шлюза для прохода персонала, основной и аварийный, а также сложную систему кабельных и трубопроводных проходок для сообщения с технологическими системами, располагающимися в обстройке .

Реактор и оборудование 1-го контура

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 диоксида урана , обогащённого по 235-му изотопу до 4,4-5,5 % .

В состав оборудования реакторной установки входят четыре парогенератора , 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 , 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- барботером 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 обеспечивающих его работоспособность и безопасность крупных технологических систем .

Основные системы

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 техводы ответственных потребителей;

Вспомогательные системы

• система продувки-подпитки первого контура, включающая мощные подпиточные насосы с собственной маслосистемой;
• система расхолаживания ;
• система высокотемпературной байпасной очистки теплоносителя первого контура;
• система очистки продувочной воды первого контура;
• система организованных протечек;
• система промконтура;
• система маслоснабжения главных циркуляционных насосов;
• система продувки парогенераторов;
• система дожигания водорода ;
• система спецгазоочистки;
• система спецканализации реакторного отделения;
• система маслоснабжения реакторного отделения;
• система сжатого воздуха на пневмопривода ;
• система боросодержащей воды и борного концентрата;
• система дистиллята ;
• узел реагентов реакторного отделения;
• система вентиляции реакторного отделения.

Ядерное топливо

Ядерное топливо для Балаковской АЭС производится Новосибирским заводом химконцентратов и поставляется компанией «ТВЭЛ» . Балаковская АЭС — локомотив российских исследований в области использования ядерного топлива, в разные годы на ней проходило опытную эксплуатацию большое количество новейших разработок. На АЭС первой внедрялось в промышленную эксплуатацию всё топливо для реакторов ВВЭР-1000, использующееся на АЭС России и других стран.

Общие сведения

На АЭС ядерное топливо приходит в виде сложных машиностроительных изделий — тепловыделяющих сборок (ТВС), состоящих из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), содержащих таблетки из диоксида урана , слабообогащённого по 235-му изотопу .

Применяющиеся на БалАЭС бесчехловые ТВС представляют собой шестигранник длиной около 4,5 м и массой около 760 кг, с размером «под ключ» 234 мм, общее их число в активной зоне — 163. Каждая состоит из 312 ТВЭЛов и имеет 18 трубчатных каналов для входа органов регулирования ( поглощающих элементов , ПЭЛов). ТВЭЛ представляет собой трубку из циркония , легированного ниобием наружным диаметром 9,1 мм, внутри него находится столб из топливных таблеток, каждая высотой 20 мм и диаметром 7,57 мм с отверстием 1,5 мм в середине. ПЭЛы такого же диаметра содержат уплотнённый порошок карбида бора и, в нижней части, . В активной зоне 61 орган регулирования, в каждом пучке 18 поглощающих стержней. Также в ТВС в различной форме присутствует выгорающий поглотитель, необходимый для выравнивания величины энерговыделения в течение топливной кампании, первоначально в виде стержней с выгорающим поглотителем (СВП), позднее его стали вносить непосредственно в топливную матрицу. По заводской терминологии ТВС с ПЭЛами и СВП в сборе называют кассетами .

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 , изготовленная ПО « Атоммаш ». При загрузке свежих ТВС полностью меняют конфигурацию топлива в активной зоне, приводя её в состояние, рассчитанное в специальном комплексе промышленного программного обеспечения «КАСКАД» разработки Курчатовского института . Сложнейшие нейтронно-физические и технико-экономические расчёты производятся на годы вперёд, в соответствии с ними заводу заказываются ТВС с различными обогащениями, содержаниями поглотителя и другими характеристиками .

После выгрузки из активной зоны реактора отработанного топлива его помещают в специальный , располагающийся рядом с реактором. В отработавших ТВС содержится большое количество продуктов деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 1,1⋅10 ¹⁶ Бк радиоактивных веществ, с мощностью тепловыделения 100 КВт . За счёт этой энергии использованное 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, 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 .

Развитие конструкции

Первоначально на Балаковской АЭС использовались ТВС со стержнями с выгорающим поглотителем (СВП), в которых только центральная трубка, оболочки ТВЭЛов и СВП изготавливались из циркониевого сплава Э110, всё остальное — из нержавеющей стали типа 08Х18Н10Т (для оболочек ПЭЛов — 06Х18Н10Т). Внутри трубок СВП находится размешанный в расплаве алюминиевого сплава ПС-80 порошок диборида хрома с содержанием бора во всей смеси 1,5 %. Максимальное обогащение ураном-235 при этом составляло 4,4 %. Такая конструкция обеспечивала среднюю глубину выгорания около 43 МВт·сут/кг и продолжительность кампании около 290 .

С начала 90-х годов для АЭС с ВВЭР-1000 создавалось усовершенствованное топливо, , в которых направляющие каналы и дистанционирующие решётки изготавливались из циркониевого сплава вместо стали, кроме того, УТВС стали разборными. В остальном конструкция не претерпела существенных изменений. На Балаковскую АЭС такое топливо первой среди АЭС России в 1993 году поступило в эксплуатацию. С 1994 года , также впервые среди АЭС России, на БалАЭС стали применять УТВС с выгорающим поглотителем — оксидом гадолиния , вносимым непосредственно в топливную матрицу, вместо СВП. Эти усовершенствования позволили несколько увеличить глубину выгорания и продолжительность кампании до 330 эф.суток и дали ещё несколько важных технических преимуществ, однако не решили серьёзную проблему механического искривления ТВЭЛов в результате радиационного распухания топлива.

Следующим этапом совершенствования тепловыделяющих сборок стало создание , поступивших на БалАЭС в 2003 году, также первой среди АЭС России. Конструкция сборок была существенно изменена, для решения проблемы искривления каркас был выполнен жёстким с помощью специальных технических решений и замены материала, ТВС-2 стали изготавливать полностью из нового циркониевого сплава Э-635. Такая конструкция позволила решить многие серьёзные технические проблемы, в том числе искривления, существенно увеличить глубину выгорания топлива, примерно до 50 МВт·сут/кг и продолжительность кампании до 360—370 эф.суток, что стало серьёзным шагом на пути к внедрению 18-месячной топливной кампании.

С 2009 года на БалАЭС внедрены в эксплуатацию , усовершенствованные ТВС-2, созданные с целью реализации 18-месячного топливного цикла (около 510 эф.суток) при работе на мощности 104 % от номинальной. Новые сборки имеют удлинённый на 150 мм топливный столб, увеличенное до 5 % (в перспективе до 6 %) максимальное обогащение и ряд улучшенных технико-экономические показателей, позволяющих обеспечить топливные циклы с максимальной глубиной выгорания до 70 МВт·сут/кг .

MOX-топливо

С 1996 года Балаковская АЭС рассматривалась в качестве пилотного проекта по внедрению MOX-топлива в рамках международных соглашений по утилизации оружейного плутония , научные изыскания в этом направлении велись в Ок-Риджской национальной лаборатории в США и Курчатовским институтом в России после договорённости об этом между президентами стран в 1998 году. В 2000 году на встрече глав « Большой восьмёрки » было достигнуто соглашение между главами США и России о реакторной утилизации 34 тонн плутония до 2024 года, 20 т из них на БалАЭС, для чего планировалось построить завод по производству MOX-топлива на базе Сибирского химического комбината ориентировочной стоимостью 1 млрд $ общими усилиями стран «Большой восьмёрки». В 2003 году американской стороной было выделено 200 млн$, российской стороной были начаты работы по проектированию завода, однако проект до сих пор не реализован по многочисленным технико-экономическим причинам .

Турбинное оборудование

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

Турбина и оборудование 2-го контура

На Балаковской АЭС используется турбина К-1000-60/1500-2, изготовленная Харьковским турбогенераторным заводом , номинальной мощностью 1114 МВт с частотой вращения 1500 мин ^-1 и максимальным расходом свежего пара 6430 т/ч .

Пар с давлением 5,9 МПа и влажностью 0,5 % из четырёх парогенераторов по паропроводам через стопорно - регулирующие клапаны подводится в середину двухпоточного симметричного цилиндра высокого давления (ЦВД) турбины, где после расширения с давлением 1,2 МПа и влажностью 12 % направляется к четырём сепараторам -пароперегревателям (СПП), в которых после осушки пара ( конденсат для использования его теплоты отводится в деаэратор ) осуществляется его двухступенчатый перегрев, в первой ступени паром первого отбора с давлением 3 МПа и температурой 234 °C, во второй — свежим паром. Образовавшийся конденсат греющего пара направляется в подогреватели высокого давления (ПВД) для передачи его теплоты питательной воде. Основной же перегретый пар при параметрах 1,13 МПа и 250 °C поступает в две ресиверные трубы, расположенные по бокам турбины, а из них — через стопорные поворотные заслонки — в три одинаковых двухпоточных цилиндра низкого давления (ЦНД). Далее из каждого ЦНД пар поступает в свой конденсатор , каждый из которых имеет охлаждающую поверхность площадью 33 160 м ² с расходом охлаждающей воды 169 800 м ³ /ч . Регенеративная система установки состоит из четырёх подогревателей низкого давления (ПНД), деаэратора и двух групп ПВД. Питательная вода в ПВД подаётся двумя турбопитательными насосами мощностью около 12 МВт каждый, их приводная турбина питается перегретым паром, отбираемым за СПП, и имеет собственный конденсатор .

Турбопитательные насосы предназначены для подачи питательной воды из деаэратора в парогенераторы через систему регенеративных подогревателей высокого давления, их два на каждый энергоблок. Изготовитель — производственное объединение « Насосэнергомаш » (г. Сумы ). Каждый насос состоит из двух, главного ПТА 3750-75 и предвключённого (бустерного) ПТА 3800-20, все вместе они образуют единый агрегат, приводимый в действие конденсационной турбиной К-12-10ПА (ОК-12А) производства Калужского турбинного завода . Производительность каждого турбопитательного насоса около 3800 м ³ /ч , у предвключённых насосов частота вращения 1800 мин ^-1 , развиваемое давление 1,94 МПа; у главных — 3500 мин ^-1 и 7,33 МПа. Турбопитательный агрегат весьма массивен и имеет собственную маслосистему, а его турбина — конденсатор. Для блоков с ВВЭР-1000 резервных насосов не предусмотрено, что связано с необходимостью прогрева турбопривода перед включением, поэтому при выходе из строя одного из них мощность энергоблока снижается на 50 %. Для аварийных режимов, режимов пуска и расхолаживания предусмотрены вспомогательные питательные электронасосы .

Основные системы

Турбоустановка — масштабное и мощное оборудование, включающее в свой состав множество основных и обеспечивающих технологических систем. Турбопитательный агрегат также имеет множество обеспечивающих его работу систем, ниже они не указаны. Технологические системы :

Основные

• системы главных паропроводов и сброса пара в конденсаторы;
• системы паропроводовов собственных нужд и расхолаживания;
• системы вакуумная турбоагрегата и подачи пара на эжектора и уплотнения;
• системы основного коденсата и смазки подшипников конденсатных насосов 2-й ступени;
• система регенерации низкого давления;
• деаэрационно-питательная установка;
• система питательной воды;
• система регенерации высокого давления;
• системы отборов турбины и питания приводов обратных клапанов ;
• система промежуточного перегрева пара;
• система сепарации и конденсата греющего пара;
• система гидравлическая и электрогидравлическая регулирования турбоагрегата;
• система защиты турбоагрегата.

Маслосистемы

• системы маслоснабжения машзала и очистки масла;
• система смазки подшипников турбогенератора и гидроподъёма роторов;
• система уплотнения вала турбогенератора;
• система маслоснабжения системы автоматического регулирования и защиты.

Обеспечивающие

• система циркуляционной воды;
• система шарикоочистки конденсаторов турбоагрегата;
• система техводоснабжения неответственных потребителей и промывочной воды вращающихся сеток;
• система химобессоленой воды;
• система водяного охлаждения обмотки статора турбогенератора;
• система газоохлаждения турбогенератора.

Электросиловое оборудование

Электрооборудование АЭС в целом мало отличается от оборудования тепловых электростанций , за исключением повышенных требований к надёжности и необходимости мгновенно и бесперебойно обеспечивать некоторые системы электропитанием даже в случаях полной потери собственных нужд из-за остановки реактора или проблем в электрической части. Электрооборудование и электросхемы БалАЭС имеют чрезвычайно развитую структуру, в которую входит большое количество силового оборудования и устройств релейной защиты и автоматики с обилием разнообразных агрегатов как собственно 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 являются узловыми в энергосистеме и связывают Саратовскую энергосистему с Ульяновской, Самарской, Волгоградской и Уральской. Через шины может осуществляться переток мощности из одной энергосистемы в другую и выдача избыточной мощности Саратовской ГЭС .

Турбогенератор и основное электрооборудование

На БалАЭС 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 мин ^-1 .

Генератор представляет собой трёхфазную неявнополюсную электрическую машину , состоящую из неподвижной части ( статора ), которая включает в себя сердечник и обмотку и подключается к внешней сети , и вращающейся части (четырёхполюсного ротора ), на которой расположена обмотка возбуждения, питаемая постоянным током . Механическая энергия , передаваемая от вала турбины на вал ротора генератора, преобразуется в электрическую электромагнитым путём: в обмотке ротора под действием электрического тока создаётся магнитный поток , который, пересекая обмотку статора, наводит в ней ЭДС . Генератор состоит из статора, торцевых щитов, ротора, выводов с нулевыми трансформаторами тока и гибкими перемычками, газоохладителей, опорного подшипника , уплотнений вала и фундаментных плит. Возбуждение генератора осуществляется от бесщёточного возбудителя типа БВД-1500, состоящего из синхронного генератора обращённого исполнения и вращающегося выпрямителя . Работу генератора обеспечивают следующие системы:

• водородного охлаждения генератора;
• водяного охлаждения обмотки статора генератора;
• газоохлаждения генератора;
• уплотнения вала генератора;
• смазки подшипников генератора;
• охлаждения выводов генератора;
• возбуждения генератора.

К каждому турбогенератору через генераторные выключатели КАГ-24-30-30000УЗ подключается два повышающих трёхфазных трансформатора ТЦ-630000/220 (энергоблок 1) и ТЦ-630000/500 (энергоблоки 2,3,4) мощностью по 630 МВА каждый, которые, соединённые параллельно, позволяют выдавать номинальную мощность блока в сеть .

Электроснабжение собственных нужд

Среди потребителей надёжного питания БалАЭС имеются электродвигатели мощностью до 8000 кВт и напряжением 6 кВ , а также электродвигатели и устройства малой мощности, присоединяемые к сетям переменного тока 0,4/0,23 кВ. Цепи управления, защиты и контроля получают питание постоянным током 220, 110, 48, 24 В, поэтому в схемах электроснабжения собственных нужд предусматриваются секции надёжного питания 6 и 0,4 кВ и щиты постоянного тока. Работу этих секций обеспечивают трансформаторы собственных нужд, имеющие резерв, а также комплектные распределительные устройства и распределительные пункты.

Для системы аварийного электроснабжения предусмотрены источники автономного электроснабжения: автоматизированные дизель-генераторы и аккумуляторные батареи . Дизельных электростанций АСД-5600 мощностью 5600 кВт каждая и напряжением 6 кВ имеется по 3 на каждый энергоблок, они разворачиваются в течение 15 секунд и способны работать 240 часов в необслуживаемом режиме. Применяются свинцово-кислотные аккумуляторные батареи VARTA Vb2413(2414) и СНУ-34, 6 на каждый блок, с ёмкостью десятичасового разряда 1300—1400 А·ч у каждой батареи. Они эксплуатируются в режиме постоянного подзаряда, включаются практически мгновенно и рассчитаны на работу в течение 30 минут после потери источника электропитания. Кроме батарей в агрегат бесперебойного питания входят выпрямители , инверторы и тиристорные коммутационные устройства .

Безопасность

По некоторым показателям, например по количеству отклонений в работе, АЭС России находятся в тройке мировых лидеров, что в немалой степени объясняется пристальным вниманием эксплуатирующей организации, органов управления и надзора . Руководство Балаковской АЭС в 2008 году заявило, что :

…безопасность атомной станции (ядерная и радиационная) является самым высоким приоритетом, превосходящим при необходимости фактор производства электроэнергии и соблюдение графика работ.

Для ведения разъяснительной работы среди населения, в том числе по вопросам безопасности, в конце 1990 года начал свою работу Центр Общественной Информации Балаковской АЭС, который был построен по инициативе директора станции П. Л. Ипатова и стал первым в стране. Актуальность создания центра объясняется тем, что Балаковская АЭС расположена в непосредственной близости от крупного населённого пункта — города Балаково.

В 2008 году безопасность БалАЭС была подтверждена на высоком международном уровне — на станции в течение 3 недель работала команда экспертов МАГАТЭ , так называемая миссия , которая вернулась спустя 18 месяцев, в 2010 году, для проведения постмиссии . Результаты были названы экспертами одними из лучших в истории проведения миссий, итогом стало определение 11-ти положительных практик для распространения опыта БалАЭС на других атомных станциях мира .

Также в 1993 , на первой среди российских станций, и 2003 годах на БалАЭС проходили успешные партнёрские проверки эксплуатационной безопасности экспертами другой авторитетной международной организации — ВАО АЭС .

На Балаковской АЭС регулярно проходят крупные учения и тренировки, самые масштабные проходили в 2009 году . В этих комплексных противоаварийных учениях участвовало более 900 человек и 50 единиц спецтехники, представители 19 министерств и ведомств, включая войска РХБЗ и различные подразделения МЧС . На учениях присутствовали иностранные наблюдатели из Армении, Украины, Белоруссии, Франции, Китая, Южной Кореи, Германии и Финляндии, а также представители МАГАТЭ .

Ядерная безопасность

Ядерная безопасность Балаковской АЭС обеспечивается за счёт реализации , основанной на применении :

• системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду. К ним относятся: топливная матрица (таблетка), оболочка ТВЭЛа , граница контура теплоносителя реактора (1-го контура), герметичное ограждение реакторной установки ( гермооболочка ) и биологическая защита.
• системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности, а также по защите персонала , населения и окружающей среды . Эта система включает в себя 5 уровней: выбор условий размещения АЭС и предотвращение нарушений нормальной эксплуатации; предотвращение проектных аварий системами нормальной эксплуатации; предотвращение запроектных аварий системами безопасности; управление запроектными авариями; противоаварийное планирование.

Балаковская АЭС оснащена многочисленными защитными, обеспечивающими, управляющими и локализующими системами безопасности, почти все имеют по 3 независимых канала, каждый из которых самостоятельно способен обеспечивать выполнение проектных функций. Таким образом реализуется принцип резервирования . Также при создании систем безопасности использовались другие известные и ценные инженерные принципы: физического разделения каналов, разнообразия принципов работы используемого оборудования, независимости работы разных систем друг от друга. Ко всем системам безопасности применён принцип единичного отказа , в соответствии с которым функции безопасности выполняются при любом независимом от исходного события, вызвавшего аварию, отказе в системах безопасности. Некоторые из систем безопасности являются пассивными, то есть не требуют для выполнения своих функций подачи команд на включение и обеспечение снабжения энергией, а начинают работу под влиянием воздействий, непосредственно возникающих вследствие возникновения исходного события.

Ядерная безопасность достигается в том числе выполнением правил и норм этой области работниками АЭС. Также огромную роль играет принцип — это важнейший и фундаментальный принцип обеспечения безопасности АЭС, которым руководствуется персонал Балаковской АЭС во всех своих действиях и взаимоотношениях, которые могут повлиять на безопасность станции .

На Балаковской АЭС многие годы ведутся крупные работы по модернизации оборудования, важного для безопасности, от небольших улучшений до десятков крупномасштабных модернизаций. Многие улучшения производились в тесном сотрудничестве с Европейским сообществом , в рамках международной программы ядерной безопасности (программы ТАСИС ) было реализовано 32 проекта на сумму 23,17 млн. € . Последние крупные модернизации, ведущиеся в настоящее время — замена систем внутриреакторного контроля и сложная модернизация перегрузочных машин ядерного топлива , а также почти завершённая долговременная программа замены информационно-вычислительной системы с функцией предоставления параметров безопасности .

Радиационная безопасность

Радиационная безопасность Балаковской АЭС, как и других АЭС России, регламентируется рядом государственных документов . Все помещения Балаковской АЭС физически разделены на зону контролируемого доступа, в которой возможно воздействие ионизирующего излучения на персонал, и зону свободного доступа, в которой такая возможность исключена. Проход из одной зоны в другую возможен только через специальные санпропускники, в которых находятся душевые, помещения для переодевания и хранения одежды и специальные приборы для контроля наличия загрязнения радиоактивными веществами. Радиационно-опасные работы проводятся только по специальным .

Также радиационная безопасность обеспечивается сложной системой притяжно-вытяжной вентиляции с определённым направленным движением воздуха из зон с малым радиоактивным загрязнением в так называемые необслуживаемые помещения с высоким уровнем радиации (вплоть до создания в таких помещениях разрежения ). В итоге все вентиляционные потоки поступают к дезактивационным фильтрам, а затем к вентиляционной трубе высотой 100 м. Первая ступень фильтрации осуществляется с помощью стекловолокна и (синтетический материал на основе тонковолокнистых волокон ), во второй ступени используются адсорбционные фильтры, состоящие из колонн, загруженных активированным углём .

Система радиационного контроля БалАЭС очень развита, разветвлена и включает в себя:

• технологический контроль, который осуществляется с помощью измерений объёмной активности : реперных радионуклидов в теплоносителе 1-го контура, характеризующих герметичность оболочек ТВЭЛов ; технологических сред, в том числе до и после фильтров спецводоочистки и спецгазоочистки; радионуклидов в технологических средах или воздухе производственных помещений, связанных с оборудованием 1-го контура и характеризующих его герметичность; аэрозолей , иода-131 и инертных радиоактивных газов в необслуживаемых помещениях, вентиляционных и локализующих системах; радионуклидов, поступающих за пределы АЭС со сбросами и выбросами;
• дозиметрический контроль, включающий контроль внешнего облучения персонала ; контроль внутреннего облучения персонала по поступлению и содержанию радиоактивных веществ в организме ; контроль доз облучения на местности;
• контроль помещений и промплощадки, включающий контроль мощности дозы ; контроль концентрации радиоактивных веществ в воздухе помещений; контроль загрязнения поверхностей помещений и оборудования;
• контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений, который включает контроль загрязнения спецодежды персонала в санпропускниках; выборочный контроль переносными приборами загрязнения личной одежды работников на выходе из здания спецкорпуса; принудительный контроль загрязнения личной одежды на центральной проходной станции; контроль загрязнения оборудования и материалов, выносимых из зоны контролируемого доступа; контроль загрязнения оборудования и материалов покидающих территорию АЭС; контроль загрязнения транспортных средств , покидающих пределы промплощадки;
• радиационный контроль окружающей среды , включающий определение радионуклидного состава и величины активности выбрасываемых в атмосферу радиоактивных аэрозолей, изотопов иода и инертных радиоактивных газов; определение радионуклидного состава и объёмной активности радиоактивных веществ в жидких сбросах; измерение мощности дозы гамма-излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения; определение объёмной активности проб объектов окружающей среды, а также продуктов питания и кормов местного производства.

Средства и оборудование для радиационного контроля Балаковской АЭС постоянно модернизируются и улучшаются, что позволяет более эффективно контролировать радиационную обстановку, учесть все пути радиационного воздействия на персонал и повысить надёжность оборудования. Результат этой планомерной работы — снижение в 2,5 раза предела дозы облучения персонала и отсутствие каких-либо радиационных инцидентов, что позволяет говорить о высоком уровне радиационной безопасности, достигнутом на БалАЭС. В 2002 году МАГАТЭ был отмечен вклад станции в совершенствование менеджмента профессионального обучения на АЭС России, частично достигнутый с помощью технического сотрудничества с международными организациями .

Экологическая безопасность

Неконтролируемое воздействие на окружающую среду радиоактивных веществ, образующихся в процессе работы АЭС, исключено проектом . Единственным проектным нормированным источником воздействия являются выбросы через вентиляционные трубы энергоблоков и спецкорпуса, обеспечивающих вентиляцию рабочих мест персонала и технологических помещений. Для защиты окружающей среды от выбросов вредных веществ проектом предусмотрена система защитных барьеров, эффективность которых подтверждается величинами среднесуточных выбросов и данными о радиационной обстановке в районе расположения Балаковской АЭС за всё время её эксплуатации. Они меньше максимально допустимых на два-три порядка. Суммарная активность, выброшенная в атмосферу за первые 20 лет эксплуатации (до 2005 года), не достигла даже значений допустимых выбросов АЭС с ВВЭР за один год .

В соответствии с требованиями российских и международных нормативных документов на Балаковской АЭС и в районе её расположения осуществляется систематический контроль радиационной обстановки. Зона наблюдения охватывает территорию радиусом 30 км вокруг Балаковской АЭС. Санитарно-защитная зона составляет 2,5-3 км. Содержание радионуклидов в объектах внешней среды, радиационная обстановка во всех населённых пунктах зоны наблюдения и в городе Балаково, объёмная радиоактивность воды пруда-охладителя АЭС и реки Волги находятся в пределах средних величин, характерных для Европейской части территории России. Это позволяет сделать вывод, что за время своей эксплуатации Балаковская АЭС не оказывала влияния на окружающую среду. Экологический мониторинг состояния наземных и водных экосистем в районе расположения БалАЭС проводится ФГУ «ГосНИИЭНП» (г. Саратов ) .

Контроль мощности дозы гамма-излучения на местности осуществляется расположенными в различных местах 30-километровой зоны наблюдения 22 мониторинговыми станциями автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО), результаты измерений которой . На Балаковской АЭС АСКРО состоит из двух независимых систем, российской «Атлант», разработанной НПП «Доза» , и немецкой «SkyLink», произведённой фирмой «Genitron Instruments» и полученной в рамках проекта ТАСИС . За разработку и внедрение этой системы коллектив авторов, в который входили несколько руководителей Балаковской АЭС, стал лауреатом премии Правительства РФ в области науки и техники .

Другим крупным примером совершенствования экологической безопасности Балаковской АЭС можно назвать ввод в работу в 2002 году уникального центра обработки твёрдых радиоактивных отходов , который был построен и оборудован в сотрудничестве с немецкой фирмой RWE и позволил комплексно решить проблему радиоактивных отходов на БалАЭС, уменьшив объёмы их хранения на станции в несколько раз .

В 2005 году Балаковская АЭС стала первым предприятием в России, сертифицировавшим систему экологического менеджмента в системе международной сертификационной сети IQNet на соответствие международному стандарту ISO14001 : 2004 и успешно проходит периодические ресертификационные аудиты данной системы, что характеризует соответствие её показателей экологической безопасности международному уровню .

В 2006 году руководство станции декларировало :

«Балаковская АЭС» […] определяет главным приоритетом экологическую безопасность, охрану окружающей среды, здоровья населения и персонала.

В 2007 году последовательная и открытая политика Балаковской АЭС в области экологии получила признание — предприятие было признано победителем 3-го Всероссийского смотра-конкурса «Лидер природоохранной деятельности в России», проведённого при поддержке Совета Федерации , Государственной думы , министерств и ведомств РФ, а также ведущих экологических общественных организаций .

Пожарная безопасность

Пожарная безопасность Балаковской АЭС регламентируется как рядом общегосударственных документов России , так и специфическими отраслевыми документами.

Балаковская АЭС имеет большую и разветвлённую противопожарную систему, состоящую из мощных пожарных насосов, имеющих резерв, протяжённых трубопроводов, множества пожарных извещателей и установок автоматического пожаротушения во всех пожароопасных помещениях, включая труднодоступные и необслуживаемые. Также сооружения и оборудование станции разделяются большим количеством огнепреградительных поясов и клапанов, специальных противопожарных дверей и других конструкций, здания имеют эвакуационные выходы и специальную систему вентиляции для подпора воздуха на лестничных клетках, которая обеспечивает их незадымление . В непрерывном дежурстве находится часть пожарной охраны ПЧ-23 , находящаяся на территории АЭС, бойцы которой способны оказаться в любом её месте за несколько минут.

На БалАЭС постоянно реализуются мероприятия, направленные на повышение пожарной безопасности, эффективность которых высоко оценивается надзорными органами . Последние крупные улучшения — замена трансформаторов тока ТФРМ-500 на SAS-500 производства фирмы «Trench» ( Германия ) c усовершенствованной пожаровзрывобезопасностью и масштабные работы по усилению огнезащиты металлоконструкций машинных залов .

На Балаковской АЭС регулярно проводятся успешные противопожарные учения с привлечением большого числа сотрудников МЧС и других ведомств, вплоть до сил и средств всех пожарных частей города Балаково, разнообразной пожарной спецтехники, медицинских служб, работников станции, в том числе состоящих в специально организованных аварийно-спасательных формированиях .

Также можно отметить ежегодные соревнования добровольных пожарных дружин, составленных из персонала различных подразделений станции, в которых участвуют по несколько десятков команд, сотни работников. Наличие на Балаковской АЭС хорошо обученных добровольных пожарных дружин является одним из важных факторов обеспечения пожарной безопасности предприятия .

История строительства

Ещё в 70-е годы в Поволжье приступили к выбору территории для будущей атомной станции, первоначально именовавшейся Приволжской. Торжественная закладка символического первого камня в основание будущей АЭС состоялась 28 октября 1977 года. На тот момент в регионе интенсивно развивалась промышленность, что вызывало необходимость в строительстве мощной электростанции. Возведение непосредственно самой станции началось в 1980 году, строительство транспортных и инженерных коммуникаций началось с октября 1977 года.

Технико-экономическое обоснование строительства станции и разработку проекта по заданию Минэнерго СССР выполняло Уральское отделение института « Теплоэлектропроект ».

Главным подрядчиком строительства стало управление « », возглавляемое А. И. Максаковым , которое имело к тому времени большой опыт возведения крупных промышленных объектов — Саратовской ГЭС , нескольких крупных химических предприятий города Балаково . В качестве субподрядчиков на возведении станции работало множество специализированных трестов и управлений — «Гидроэлектромонтаж», «Волгоэнергомонтаж», «Спецгидроэнергомонтаж», «Гидромонтаж», « » и другие.

Стройка была объявлена всесоюзной ударной комсомольской и получила большое освещение в советских средствах массовой информации , в том числе газете « Известия » и программе « Время ». Благодаря этому на строительство съезжалось множество добровольцев-строителей со всей страны, только по комсомольским путёвкам — около 500 человек. В сборке турбин участвовала высококлассная бригада (12 человек) из Болгарии, которая приобретала дополнительный опыт для монтажных работ на 5-м и 6-м энергоблоках АЭС Козлодуй . Специалисты, которые курировали работы, а в дальнейшем эксплуатировали станцию, прибывали со всех построенных на тот момент АЭС СССР. Максимальное количество строителей достигало почти 8 000 человек.

При строительстве была достигнута максимальная индустриализация монтажа строительных конструкций, сооружение велось укрупнёнными блоками и армблоками полной заводской готовности. При этом использовалась технология так называемого «поточного строительства» — виды работ, заканчивающиеся на одном энергоблоке, тут же начинались на следующем, обеспечивая непрерывность процесса. Широко использовались новейшие технологии и механизмы, в некоторых случаях специально разработанные для этого строительства. Например, уникальный козловой кран грузоподъёмностью 380 тонн, разработанный « » и построенный на Запорожском энергомеханическом заводе , который позволил осуществлять поярусный монтаж защитной оболочки энергоблоков и устанавливать металлоконструкцию купола в полном сборе.

По титулу Балаковской АЭС были построены жилые микрорайоны (11481 квартира общей площадью 541,5 тыс. м²), три школы и одиннадцать детских садов , многочисленные учреждения культуры и спорта, магазины и предприятия общественного питания — практически треть 200-тысячного города. Всего на строительство социальной инфраструктуры города и района было потрачено 184,195 млн. рублей (в ценах 1991 года ) .

Незадолго до пуска первого энергоблока случилась авария с человеческими жертвами. 22 июня 1985 года во время его горячей обкатки в результате ошибочных действий наладочного персонала первый контур, имевший на тот момент температуру 270 °C и давление 160 кгс/см², был объединён с частью низкого давления системы аварийно-планового расхолаживания, в результате чего произошло разрушение её предохранительных клапанов и истечение пара с высокими параметрами в помещения гермооболочки, где находились монтажники и работники реакторного цеха, 14 человек погибли .

Первый энергоблок был пущен 12 декабря 1985, первый промышленный ток он дал 24 декабря . Акт о приёмке законченного строительством пускового комплекса первого энергоблока станции был подписан Государственной приёмочной комиссией 28 декабря 1985 года . Второй энергоблок запущен 10 октября 1987 , третий — 28 декабря 1988 .

Строительство первой очереди было завершено пуском четвёртого энергоблока 12 мая 1993 . Энергоблок № 4 стал первым, введённым в эксплуатацию в России после распада СССР , и на 8 лет, до пуска 1-го блока Ростовской АЭС , единственным. Большую роль в этом сыграл директор станции Павел Леонидович Ипатов , сумевший закончить начатое ещё в 1983 году строительство при отсутствии реальных денежных средств из-за тотальных неплатежей и отмене плановой системы поставок материалов и оборудования .

Хронология возведения

1977 год

• 28 октября. Закладка символического первого камня в основание станции.

1980 год

• Август. Из котлована первого реакторного отделения извлечён первый кубометр грунта
• Сентябрь. В основание реакторного отделения уложен первый бетон. Введён в строй первый объект — столовая.
• Ноябрь—декабрь. Монтаж стального каркаса фундаментной плиты и начало её бетонирования.

1981 год

• Февраль. Начат монтаж блок-ячеек первого реакторного отделения.
• Апрель—май. Закончено бетонирование фундамента реакторного отделения и начато машзала.
• Октябрь. Завершён монтаж первого яруса реакторного отделения.
• Ноябрь. Готов котлован под второй энергоблок.

1982 год

• Январь. Начало монтажа блок-ячеек реакторного отделения второго блока
• Сентябрь. На строительной площадке запущен мощный бетоно-укладочный комплекс.

1983 год

• Сентябрь. Начата сборка уникального крана грузоподъёмностью 380 тонн.
• Октябрь. На станцию прибыла из Харькова первая турбина.

1984 год

• Февраль. Установка опорной фермы реактора. На станцию из Волгодонска прибыл первый реактор.
• Апрель. Установлена шахта реактора.

• Июнь. Смонтирован первый корпус реактора. Готов первый объект пускового комплекса — объединённый вспомогательный корпус.
• Июнь. Закончен пятый ярус гермооболочки первого реакторного отделения. Начата сварка трубопроводов его главного циркуляционного контура.
• Август. Закончено сооружение подводящего канала от пруда-охладителя. Установлен купол первого энергоблока.
• Сентябрь. Поставлено под напряжение открытое распределительное устройство . Закончено испытание полярного крана . Введена в работу этажерка электротехнических устройств.
• Октябрь. Начат монтаж внутрикорпусных устройств первого реактора.
• Ноябрь. Завершено бетонирование верхней части гермооболочки и купола реакторного отделения. Готов главный циркуляционный контур.

1985 год

Натяжение пучков гермооболочки первого блока. Циркуляционная промывка реактора и первого контура. Горячая обкатка оборудования. Пневмоиспытание гермооблочки. Осуществлён входной контроль ядерного топлива. Испытание турбины. Введён в работу спецкорпус.

28 декабря — принят в работу первый энергоблок .

1993 год

12 мая началась опытная эксплуатация 4-го энергоблока. Окончательно принят в работу — 22 декабря.

Вторая очередь

Пятый и шестой энергоблоки той же конструкции, что и уже действующие на станции. Возведение пятого энергоблока началось в апреле 1987 года, шестого — в мае 1988. Завершение их строительства подразумевало также соответствующее расширение вспомогательных объектов первой очереди. В 1992 году энергоблоки постигла участь многих АЭС бывшего СССР , строительство было законсервировано постановлением Правительства Российской Федерации , строительные работы к этому времени были выполнены на 60 % (5-й блок) и 15 % (6-й блок). В 1993 году в Балаково прошёл референдум, на котором 72,8 % жителей проголосовало против строительства 5-го и 6-го энергоблоков .

Достройка блоков 5 и 6

5 и 6 блоки были законсервированы в 1992 году . 25 апреля 1993 года в Балаково проведён референдум, на котором против продолжения строительства блоков высказалось 70 % участвовавших в голосовании . Степень готовности 5 и 6 энергоблоков АЭС — 70 и 15 процентов соответственно.

В 2001 году губернатор Саратовской области Дмитрий Аяцков и министр по атомной энергии Александр Румянцев озвучили планы по возобновлению строительства двух энергоблоков . К 2005 году был разработан и утверждён проект достройки. В ноябре 2005 года Ростехнадзор утвердил положительное заключение государственной экологической экспертизы проекта строительства 5-го и 6-го энергоблоков Балаковской АЭС . Однако дальше подготовительных работ и контроля фактического состояния блока дело не сдвинулось.

В 2007 году затянувшееся начало реализации проекта получило новый импульс — компания Русал объявила о грандиозных планах постройки в г. Балаково крупнейшего в мире алюминиевого завода , который должен был увеличить производство компании на четверть. Для обеспечения электроэнергией этого энергоёмкого производства в планах значилась достройка второй очереди БалАЭС. Общая стоимость проекта оценивалась в 10 млрд $ , из которых Русал готов был инвестировать 6-7. По прогнозам компании срок окупаемости проекта составил бы 15 лет. Выбор места для строительства завода представители компании объяснили наличием развитой транспортной и энергетической инфраструктуры и промышленных мощностей для размещения производства комплектующих, а также близость к Казахстану с его источниками сырья для производства алюминия. В октябре 2007 года Правительством Саратовской области и Русалом было подписано двухстороннее соглашение о реализации проекта, в 2008 году к соглашению присоединился Росэнергоатом , при этом окончание строительства было запланировано на 2014—2015 годы . Однако финансовый кризис 2008—2009 года не позволил осуществиться этим планам, в 2009 году концерном «Росэнергоатом» было объявлено о заморозке проекта в связи с неблагоприятной рыночной конъюнктурой и текущей финансовой ситуации в Русале, при этом в самом Русале заявили, что не отказываются от перспективных проектов, но «в связи с изменившимися рыночными условиями пересматривают сроки реализации некоторых из них». Многие аналитики при этом высказали сомнения в дальнейшем участии Русала в проекте, однако правительство Саратовской области не собирается отказываться от масштабных планов, утверждая, что подготовка к строительству продвигается .

В 2014 году губернатор региона озвучил желание достроить блоки . Предложения об этом были направлены в Минэнерго и « Росатом » . В 2015 году достройка блоков была признана нецелесообразной. В качестве одной из причин такого решения называлось низкое потребление электроэнергии в Поволжье . Принято решение о начале демонтажа некоторых конструкций в связи с их аварийным состоянием и проведении текущих консервационных мероприятий.

Работа станции

Балаковская АЭС относится к числу крупнейших и современнейших предприятий энергетики России, она обеспечивает четверть производства электроэнергии в Приволжском федеральном округе , три четверти — в Саратовской области и является одним из крупнейших налогоплательщиков Саратовской области и крупнейшим (19 %) — Балаковского муниципального района .

По основным регионам продукция станции распределяется следующим образом:

Регион	Доля поставок продукции
Поволжье	76 %
Центр	13 %
Урал	8 %
Сибирь	3 %

Станция — признанный лидер атомной энергетики России , она 16 раз удостаивалась звания «Лучшая АЭС России» с 1995 года , в том числе по результатам работы в 2018 году. В 2001, 2004 и 2006 годах входила в число победителей конкурса правительства РФ «Российская организация высокой социальной эффективности» в номинациях «Условия и охрана труда», «Охрана здоровья и безопасные условия труда» и «Ресурсосбережение и экология» соответственно . В 2004 году — лауреат премии «Российский Национальный Олимп» в номинации «Большой бизнес. Топливно—энергетический комплекс» . С 2007 года — победитель конкурса «Лидер природоохранной деятельности в России» .

Показатели работы и достижения

Год	КИУМ ,%	Энерговыработка, кВт·ч	«Лучшая АЭС России»	Международные рейтинги
2018	90,93	31 млрд. 861	I место
2017	91,31	31 млрд. 995	I место
2016	95,66	33 млрд. 611	I место
2015	93,46	32 млрд. 748
2014	85,1	29 млрд. 819	I место
2013	91,3	31 млрд. 985	I место
2012	90,13	31 млрд.667	I место
2011	92,5	32 млрд.400	I место
2010	90,5	31 млрд.700
2009	89,32	31 млрд.299	I место
2008	89,29	31 млрд.373,5	I место	БалАЭС-4 — 19-й в мире («TOP-50 Units by Capacity Factor», Nucleonics week)
2007	85,51	29 млрд.963,3	I место	БалАЭС-3 — 12-й в мире («2007 Composite Index — 400+ units», WANO )
2006	86,79	30 млрд.412,2	I место
2005	82,09	28 млрд.765	I место
2004	83,23	29 млрд.242,9
2003	82,11	28 млрд.769,9	I место
2002	79,99	28 млрд.027
2001	80,13	28 млрд.077,8
2000	78,12	27 млрд.448,8	I место
1999	58,2	20 млрд.394,6	I место
1998	54,42	19 млрд.068,5
1997	46,96	16 млрд.454,1
1996	51,1	17 млрд.955,1
1995	38,5	13 млрд.489,2	I место

Модернизации и повышение эффективности

Постоянный рост показателей работы Балаковской АЭС был достигнут благодаря кропотливой и планомерной работе по модернизации оборудования, улучшению качества ремонтов , повышению квалификации персонала и совершенствованию эксплуатационных процедур.

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 ( Германия ), а также нанесение защитного покрытия на трубные доски конденсаторов.

В 2000-х годах за счёт оптимизации процесса проведения планово-предупредительных ремонтов удалось значительно сократить их продолжительность, что, однако, никоим образом не сказалось на их качестве, о чём говорит надёжная работа энергоблоков. В результате удалось добиться увеличения КИУМа .

В то же время непрерывно совершенствовалась безопасность. Крупнейшие модернизации, которые реализованы на большинстве энергоблоков и находящиеся в стадии завершения:

• 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 .

В 2018 году произведён восстановлительный отжиг корпуса 1-го энергоблока, который позволяет продлить срок его эксплуатации на 23 года (с экономическим эффектом 161 млрд руб.). Процесс связан с тем, что при работе реактора в результате нейтронного облучения сталь и сварные швы корпуса становятся хрупкими, уменьшается прочность корпуса. Отжиг позволяет частично обратить эти процессы. На реакторах типа ВВЭР-1000 отжиг производился впервые, до этого процедуру проходили только ВВЭР-440 .

18-месячный топливный цикл

Один из наиболее эффективных способов увеличения выработки электроэнергии и повышения КИУМ — увеличение продолжительности кампании ядерного реактора , работы в этом направлении велись на Балаковской АЭС многие годы . С улучшением конструкции ядерного топлива ( см. раздел « » ) переход на 18-месячный топливный цикл стал возможен и в настоящее время постепенно реализуется.

Суть этого крупного технико-экономического новшества (для ядерной энергетики России) в том, что перегрузки топлива стали осуществлять реже, чем раз в год, при полной его реализации перегрузки будут совершаться раз в 1,5 года, соответственно реактор дольше работает без остановок, увеличивается его энерговыработка и КИУМ. Межремонтные периоды при этом соответственно удлиняются, возможность этого научно и технически обоснована .

Последняя разработка компании ТВЭЛ , уже применяющаяся в промышленной эксплуатации — тепловыделяющая сборка , которая создана для осуществления кампании продолжительностью около 510 эфф.суток. В 2010 году на БалАЭС реализовывались кампании с планируемой длительностью 420—480 эфф.суток, что является решающим переходным этапом к 18-месячному топливном циклу .

Увеличение мощности

Начиная с 2008 года, Балаковской АЭС реализуется также другой способ увеличения энерговыработки и КИУМ — повышение тепловой мощности энергоблоков сверх номинальной, ставшее возможным благодаря многочисленным модернизациям оборудования АЭС и используемого ей топлива. Разработчиком проекта, главным конструктором реакторной установки ( ОКБ «Гидропресс» ), с участием научного руководителя (РНЦ « Курчатовский институт ») и разработчиком ТВЭЛа ( ВНИИНМ ) были выполнены работы по корректировке технического проекта . По результатам была обоснована безопасная эксплуатация 2-го энергоблока на уровне мощности 3120 МВт, то есть 104 % от номинальной. При проведении этой работы все её участники придерживались строго консервативного подхода, возможность повышения мощности определялась с учётом требований безопасности как РФ, так и МАГАТЭ. В 2008 году Ростехнадзор одобрил подход разработчиков проекта к обоснованию безопасности испытаний и эксплуатации и выдал разрешение на опытно-промышленную эксплуатацию 2-го блока Балаковской АЭС на уровне тепловой мощности 104 % от номинальной. В 2009 году учёные Российской академии наук одобрили опыт по повышению установленной мощности энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-1000 и дали положительную оценку этому процессу .

Опытная эксплуатация на 104 % мощности с сентября 2008 года впервые в России велась на 2-м энергоблоке Балаковской АЭС. При этом все технологические параметры согласовались с расчётными данными и удовлетворяли требованиям безопасности , что позволило распространить эту практику на других энергоблоках России.

За последующие 2 года мощность была поднята до 104 % на всех энергоблоках Балаковской АЭС, а также 1-го энергоблока Ростовской АЭС , 1-го энергоблока Кольской АЭС , 2-го энергоблока Курской АЭС и 2-го энергоблока Ленинградской АЭС . До конца 2010 года Росэнергоатом планирует повысить мощность всех действующих АЭС России, кроме 5-го блока Нововоронежской АЭС .

В дальнейшем концерн планирует увеличение мощности до 7-10 % от номинальной, пилотным для осуществления этого проекта выбран 4-й блок Балаковской АЭС .

Персонал и руководство

Директором АЭС с 2016 года является Валерий Николаевич Бессонов (с 2009 по 2016 год главный инженер станции) , сменивший на этом посту Виктора Игоревича Игнатова (с 2005 года, а с 1990 по 2005 год главный инженер станции), который в свою очередь сменил Павла Леонидовича Ипатова (с 1989 года, с 1985 по 1989 — главный инженер), в марте 2005 года назначенного губернатором Саратовской области .

Директора и главные инженеры Балаковской АЭС :

Период	Директор	Период	Главный инженер
2016— н. в.	Бессонов В. Н.	2016— н. в.	Романенко О. Е.
2005 —2016	Игнатов В. И.	2009 —2016	Бессонов В. Н.
1989 — 2005	Ипатов П. Л.	2005 — 2009	Шутиков А. В.
1982 — 1989	Маслов В. Е.	1990 — 2005	Игнатов В. И.
1977 — 1982	Шутюк Д. Т.	1989 — 1990	Самойлов Б. С.
		1985 — 1989	Ипатов П. Л.
		н.д.— 1985	Плохий Т. Г.

Общая численность персонала станции около 4,5 тыс. человек. Примерное распределение по образованию:

Образование	%
Высшее (в том числе неполное)	37 (1)
Среднее профессиональное	26
Начальное профессиональное	16
Среднее (в том числе начальное)	21 (2)

квалификации:

Квалификация	%
Руководители	14
Специалисты	25
Служащие	3
Рабочие	58

Специалистов для работы на Балаковской АЭС, в основном, готовят следующие ВУЗы :

• Саратовский государственный технический университет
• Обнинский институт атомной энергетики
• Московский энергетический институт
• Ивановский государственный энергетический университет
• Нижегородский государственный технический университет
• Балаковский инженерно-технологический институт
• Московский государственный технический университет имени Н. Э. Баумана
• Томский политехнический университет
• Самарский государственный технический университет
• Уральский государственный технический университет
• Воронежская государственная лесотехническая академия
• Государственный университет управления
• Саратовский государственный университет имени Н. Г. Чернышевского

Учебно-тренировочный центр

Атомная энергетика предъявляет высокие требования к уровню подготовки персонала, особенно ведущему основные технологические процессы по управлению энергоблоком, осуществляющему ремонтные и пусконаладочные работы. Обеспечить необходимый для безопасной работы высокий уровень технических знаний, приверженности правилам безопасности, готовности к действиям в нештатных ситуациях возможно только при высокой квалификационной подготовленности персонала, которая достигается профессиональным обучением, как на рабочих местах, так и в специальном учебно-тренировочном центре.

Центр занимает два корпуса общей площадью 9000 м², в которых размещены 37 учебных классов различного назначения, 18 учебных лабораторий, техническая библиотека и архив с большим количеством технической документации.

Все инструкторы центра — квалифицированные специалисты с высшим образованием по специальности и большим опытом работы в производственных подразделениях Балаковской АЭС, в том числе на руководящих должностях. Их высокий профессиональный уровень подтверждается работой в качестве экспертов в ряде международных проектов МАГАТЭ , ВАО АЭС , на АЭС Ирана , Китая , Индии .

Для обучения оперативного персонала, управляющего блоком, учебно-тренировочный центр оснащён полномасштабным тренажёром Блочного Щита Управления, функционально-аналитическим тренажёром и полномасштабным тренажёром Резервного Щита Управления. Первый был создан ещё в 1993 году, работы по его модернизации и созданию двух других тренажёров велись в период по 2000 год, в реализации этого проекта принимали участие как российские (Росэнергоатом, ВНИИАЭС , Балаковская АЭС), так и американские специалисты из Министерства энергетики США , Тихоокеанской северо-западной и Брукхейвенской национальных лабораторий.

Тренажёры чрезвычайно важны для оперативного персонала, на них проходит обучение с очень обширной тематикой: пуски и остановы энергоблока, весь набор нарушений нормальной эксплуатации, режимы проектных и запроектных аварий, в том числе по сценариям, разработанным на основе реально происходивших отказов и аварий на АЭС всего мира. Также полномасштабный тренажёр используется для проведения экзаменов оперативного персонала по управлению блоком станции, в том числе при получении разрешений Ростехнадзора России на право ведения работ в области использования атомной энергии.

Для практического обучения ремонтного персонала используются 15 лабораторий и мастерских, оснащённых макетом верхнего блока реактора, тренажёром пульта управления перегрузочной машиной, образцами различного оборудования, диагностическими стендами и другими техническими средствами обучения.

Широкое применение при подготовке персонала находит мировой опыт, например, с 1993 по 1997 год в рамках международной программы по ядерной безопасности на Балаковской АЭС совместно со специалистами Sonalysts Inc . ( США ) было разработано 12 программ подготовки персонала, в дальнейшем опыт разработки таких программ был передан коллегам с других АЭС России, Литвы ( Игналинская АЭС ), Армении ( Армянская АЭС ).

В учебно-тренировочном центре Балаковской АЭС проходят подготовку не только её работники, но и ряда других атомных станций России, а также зарубежные атомщики, например, оперативный персонал АЭС Бушер (Иран), Тяньвань (Китай) и Куданкулам (Индия); собираются обучать персонал для своей будущей АЭС коллеги из Белоруссии .

Международная деятельность

Большую часть своей истории Балаковская АЭС сотрудничает со множеством зарубежных партнёров, международная деятельность осуществляется в рамках международных программ ядерной безопасности и программ международного научно-технического сотрудничества, в которые входят международный обмен опытом, участие в конференциях и семинарах по приобретению положительного опыта в вопросах повышения надёжности, безопасности и эффективности работы станции, обучение персонала и другие сферы деятельности.

Из крупных международных организаций Балаковская АЭС активно сотрудничает в различных направлениях с МАГАТЭ и ВАО АЭС , также имелись контакты с . В 2008 году (постмиссия в 2010) МАГАТЭ проводилась проверка эксплуатационной безопасности Балаковской АЭС, так называемая миссия . В 1993 (постмиссия в 1995) и 2003 (постмиссия в 2005) — партнёрские проверки ВАО АЭС. Специалисты БалАЭС также участвуют в качестве экспертов по линии ВАО АЭС в партнёрских проверках на других АЭС мира, например, на АЭС Козлодуй , Южноукраинской АЭС , .

Крупные электрогенерирующие компании, наиболее тесно сотрудничающие с Балаковской АЭС — EDF (Électricité de France, Франция ), RWE (Rheinisch-Westfälisches Elektrizitätswerk, Германия ), Areva NP (Франция-Германия), НАЭК Энергоатом ( Украина ), (Jiangsu Nuclear Power Corporation, Китай ).

Кроме сотрудничества с организациями, эксплуатирующими АЭС, станция является прямым партнёром нескольких АЭС. Наиболее долгие и тесные контакты сложились с АЭС Библис , в 2010 году исполнилось 20 лет плодотворному и широкому сотрудничеству с этой немецкой станцией . Другим важным партнёром Балаковской АЭС продолжительное время являлись французская АЭС Палюэль . В последние годы станция также активно сотрудничала с китайской АЭС Тяньвань , успешно развивались партнёрские отношения Запорожской АЭС . В разного рода контакты Балаковская АЭС входила и с другими АЭС как вышеприведённых стран, так и с АЭС Болгарии , Чехии , , , , Швейцарии , Ирана , Индии и других стран .

На Балаковской АЭС практически завершена долговременная и масштабная программа инвестиционно-технической помощи Европейского Союза странам Восточной Европы ( ТАСИС ), она реализовывалась с 1992 года и близка к завершению в связи с повышением уровня экономики России и её атомной энергетики . За эти годы на Балаковской АЭС было реализовано 32 проекта ТАСИС на общую сумму 23,17 млн € . В их рамках поставлялось как новое оборудование, так и запасные части к оборудованию, установленному на АЭС при строительстве. В поставках, монтаже и наладке участвовали компании: , , , Siemens , , , (подразделение Bosch ), VARTA , — Германия; , Sebim (подразделение ), (подразделение ) — Франция; Data Systems&Solutions (в настоящее время подразделение Rolls-Royce ) — Великобритания, а также некоторые другие компании .

Примечания

Эта статья победила на конкурсе статьи года и была признана статьёй 2010 года русской Википедии.