Ведущие атомные электростанции Российской Федерации

Размещено на http://www.allbest.ru

Размещено на http://www.allbest.ru

Введение

Открытия конца XIX в. и первого пятилетия XX в. привели к революции в физическом миропонимании. Рухнуло представление о неизменных атомах, о массе как неизменном количестве вещества, о законах Ньютона как незыблемых устоях физической картины мира. А также об абсолютных пространстве и времени, в непрерывных процессах была обнаружена дискретность, прерывность.

Представление о неизменных, неразрушимых атомах, существовавшее в физике и философии со времен Демокрита, было разрушено открытием радиоактивности. Уже в самом начале исследований радиоактивности Мария Склодовская-Кюри писала: «Радиоактивность урановых и ториевых соединений представляется атомными свойствами. Я исследовала с этой точки зрения урановые и ториевые соединения и произвела множество измерений их активности при различных условиях. Из совокупности этих измерений выходит, что радиоактивность этих соединений действительно есть атомное свойство. Она представляется здесь связанной с наличностью атомов обоих рассматриваемых элементов и не уничтожается ни переменой физического состояния, ни химическими преобразованиями».

Таким образом, оказалось, что атомы урана, тория и позднее открытых полония и радия не являются мертвыми кирпичиками, а обладают активностью, испускают лучи. Природа этих лучей была исследована рядом ученых, но первым обнаружил сложный состав радиоактивных лучей Резерфорд. В опубликованной в 1899 г. статье «Излучение урана и вызываемая им электропроводность» он показал электрическим методом, что излучение урана имеет сложный состав.

Одну из пластин конденсатора покрывали порошком солей урана и соединяли с полюсом батареи, вторую соединяли с квадрантом квадрантного электрометра, другую пару квадрантов которого подключали к заземленному полюсу батареи. Измеряли скорость разряда, обусловленного ионизирующим действием урановых лучей. Порошок накрывали тонкими листами металлической фольги. «Эти опыты,-- писал Резерфорд, -- показывают, что излучение урана неоднородно по составу, -- в нем присутствуют, по крайней мере, два излучения различного типа. Одно очень сильно поглощается, назовем его для удобства а-излучением, а другое имеет большую проникающую способность, назовем его Р-излучением».

Во время исследований Резерфорд узнал о работе Шмидта, открывшего радиоактивность тория (об аналогичном открытии Склодовской-Кюри он, по-видимому, не знал). Он исследовал излучения тория и обнаружил, что а-излучение тория обладает большей проникающей способностью, чем а-излучение урана. Он также констатировал, что излучение тория «неоднородно по составу, в нем присутствуют какие-то лучи большой проникающей способности». Однако точного анализа ториевого излучения Резерфорд не проводил. В 1900 г. Вилар открыл сильно проникающее слабое излучение. Лучи Вилара стали называться 7-лучами.

Оказалось, что лучи отличаются не только проникающей способностью. Беккерель в 1900 г. показал, что р-лучи отклоняются магнитным полем в ту же сторону, что и катодные лучи. Этот результат получили супруги Кюри, Мейер, Швейдлер и другие. Эти опыты показали, как писал Резерфорд в 1902 г., что «отклоняемые лучи во всех отношениях подобны катодным лучам». Резерфорд прямо говорит о лучах как об электронах. Проводя опыты именно с лучами, В. Кауфман в 1901 г. обнаружил зависимость массы ох скорости.

В феврале 1903 г. Резерфорд показал, что и «не отклоняемые» а-лучи на самом деле «отклоняются в сильном магнитном и электрическом полях». Эти лучи отклоняются в противоположную по сравнению с катодными лучами сторону и, следовательно, должны состоять из положительно заряженных частиц, движущихся с большой скоростью».

В 1903 г. в своей докторской диссертации «Исследования о радиоактивных веществах» М. Склодовская-Кюри дала схему структуры радиоактивного излучения по отклонению их в магнитном поле, вошедшую с тех пор во все учебники.

Вскоре после открытия полония и радия супруги Кюри установили, «что лучи, испускаемые этими веществами, действуя на неактивные вещества, способны сообщить им, радиоактивность и что эта наведенная радиоактивность сохраняется в течение достаточно длительного времени».

Затем Резерфорд, изучая радиоактивность соединений тория, писал, что эти соединения, кроме обычных радиоактивных лучей, «непрерывно испускают какие-то радиоактивные частицы, сохраняющие радиоактивные свойства в течение нескольких минут». Резерфорд назвал эти частицы «эманацией». «По своим фотографическим и электрическим действиям эманация похожа на уран. Она способна ионизировать окружающий газ и действует в темноте на фотопластинку при экспозиции в несколько дней». Резерфорд на опытах с соединениями тория подтвердил их свойство возбуждать «в любом твердом веществе, расположенном рядом с ним, радиоактивность, которая со временем исчезает», т. е. ту наведенную радиоактивность, которую Кюри наблюдала за год до этого. Он показал далее, что между эманацией тория и возбужденной радиоактивностью существует тесная связь. «Эманация,-- писал Резерфорд, -- в некотором смысле есть непосредственная причина возбуждения радиоактивности». Резер-форд не обнаружил испускания эманации имевшимся в его распоряжении образцом «не совсем чистого радия». Однако Дорн позднее использовал более чистый образец радия и показал, что радий обладает такой же способностью испускать эманацию, как и торий.

«По мнению Резерфорда, -- писала в своей диссертации Склодовская-Кюри, -- эманация радиоактивного тела представляет собой материальный, радиоактивный газ, выделяющийся из этого тела». В 1902 г. Резерфорд и Содди выступили с первой статьей «Причина и природа радиоактивности». Исследуя способность соединений тория испускать эманацию, они химическими споcобами выделили из гидроокиси тория активный компонент, «обладающий специфическими химическими свойствами и активностью, по меньшей мере в 1000 раз большей активности вещества, из которого он был выделен».

1. Общая характеристика Балаковской АЭС

Балаковская АЭС расположена на левом берегу Саратовского водохранилища реки Волги в 10 км северо-восточнее г. Балаково Саратовской обл. приблизительно на расстоянии 900 км юго-восточнее г. Москвы. В составе первой очереди АЭС эксплуатируются четыре энергоблока с модернизированными реакторами ВВЭР-1000 (модификация В-320), установленной электрической мощностью по 1000МВт каждый. Вторая очередь включает в себя два энергоблока с установленной электрической мощностью по 1000 МВт каждый, с соответствующим расширением вспомогательных объектов первой очереди. Связь Балаковской АЭС с Единой энергетической системой России осуществляется пятью линиями электропередача напряжением 220 кВ и пятью линиями электропередач напряжением 500 кВ, На Балаковской АЭС используется турбогенератор, включающий в себя:

- турбоустановку типа К-1000-60/1500-2 производственного объединения атомных турбин Харьковского турбинного завода с номинальной мощностью 1000 МВт и частотой вращения 1500 об./мин;

- генератор типа ТВВ-1000-4 производственного объединения "Электросила" (г. Санкт-Петербург) мощностью 1000 МВт и напряжением 24 кВ.

На Балаковской АЭС используется реакторная установка типа ВВЭР-1000(В-320) производственного объединения "Атоммаш". Тепловая мощность реактора составляет 3000 МВт.

Балаковская АЭС отпускает электроэнергию в сети РАО ЕЭС и в сети АО "Саратовэнерго": - отпуск электроэнергии в сети РАО ЕЭС - 17260,45 млн. кВт ч.; - отпуск электроэнергии в сети АО "Саратовэнерго" - 2012,16 млн. кВт /ч. Выработанная электрическая энергия в 1999 году, млн. кВт ч. 20394,6.

1.1 История создания

Балаковская АЭС - самая молодая российская АЭС с энергоблоками ВВЭР-1000третьего поколения. Начало строительства - октябрь 1978 года. Генеральный подрядчик - управление "Саратовгэсстрой". Строительный комплекс энергоблока № 1 включал в себя: унифицированный энергоблок с установленной электрической мощностью 1000 МВт. А также вспомогательные здания и сооружения, необходимые для нормального функционирования четырех энергоблоков первой очереди АЭС, жилой фонд и объекты социальной сферы.

Пуск первого энергоблока состоялся 28 декабря 1985 года.

Пуск второго энергоблока состоялся 10 октября 1987 года.

Пуск третьего энергоблока состоялся 28 декабря 1988 года.

Пуск четвертого энергоблока состоялся 12 мая 1993 года.

В 1993 году строительство второй очереди приостановлено в связи с необходимостью доработки проекта в части экологического обоснования безопасности и воздействия на окружающую среду и обоснования достаточности мер по обеспечению безопасности персонала АЭС и населения, проживающего в районе размещения АЭС, в случае запроектных аварий.

1.2 Безопасность станции

Неконтролируемое воздействие на окружающую среду вредных веществ, образующихся в результате технологического процесса на АЭС, исключено проектом. Единственным проектным нормированным источником воздействия являются выбросы через вентиляционные трубы систем вентиляции энергоблоков и спецкорпуса, обеспечивающих требуемые параметры по воздушной среде на рабочих местах персонала и в технологических помещениях. 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 все время ее эксплуатации. Они меньше допустимых на два-три порядка. В соответствии с требованиями российских и международных нормативных документов на Балаковской АЭС и в районе ее расположения осуществляется систематический контроль над влиянием технологического процесса на окружающую среду. Он осуществляется органами государственного надзора и отделом радиационной безопасности Балаковской АЭС. Объем, периодичность и характер контроля определены действующим регламентом. Зона наблюдения охватывает территорию радиусом 30 км вокруг Балаковской АЭС. Содержание радионуклидов в объектах внешней среды, радиационная обстановка во всех населенных пунктах зоны наблюдения и в городе Балаково, объемная радиоактивность воды пруда-охладителя АЭС и реки Волги находятся в пределах средних величин, характерных для Европейской части территории России. Это позволяет сделать вывод о том, что за время эксплуатации Балаковская АЭС не оказывала влияния на окружающую среду. В соответствии с действующим законодательством в 1992 году были проведены научно-общественная и государственная экологическая экспертизы проекта первой очереди Балаковской АЭС. Обе экспертизы подтвердили возможность эксплуатации первой очереди в составе четырех энергоблоков.

2. Общая характеристика Белоярской АЭС

Белоярская AC - единственная АС с энергоблоками разных типов, на которых отрабатывались принципиальные технические решения для большой ядерной энергетики. На станции сооружены три энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и один с реактором на быстрых нейтронах. Энергоблок 1 с водографитовым канальным реактором АМБ-100 мощностью 100 МВт остановлен в 1981 г., энергоблок 2 с реактором АМБ-200 мощностью 200 МВт остановлен в 1989 г.

В настоящее время эксплуатируется третий энергоблок с реактором БН-600 электрической мощностью 600 МВт, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 г., - первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах. Он также является крупнейший в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах (Краткая характеристика энергоблока БН-600). За время своего существования AC произвела 102818 млн. кВт/час электроэнергии (на конец 1999г).

Опыт создания и освоения энергоблока 3, проводимые на его оборудовании научно-исследовательские работы, опыт совершенствования его систем широко используются для дальнейшего развития энергетики с реакторами на быстрых нейтронах. Блок 3 является прототипом более мощных энергоблоков будущего с реакторами БН-800. За 12 месяцев 1999 года Белоярской АЭС выработано 4017 млн. кВтч электроэнергии, при плане 3969 млн. кВтч. Теплоэнергии выработано третьим энергоблоком 394,8 тыс. Гкал, при плане 305 тыс. Гкал. Таким образом, выработка электроэнергии составила 101,2% , выработка тепла - 129,5% к плану. В 1999 году после ряда лет разработки и изготовления начал работать учебный тренажер энергоблока БН-600. Это новое средство подготовки и поддержания квалификации персонала существенным образом дополнило действующую систему подготовки и должно увеличить надежность и безопасность энергоблока.

Показатели работы АС в 1999 году.

Выработанная электрическая энергия - 4017 млн. кВт-ч

Расход электроэнергии на собственные нужды - 8,5%

Отпуск теплоэнергии с коллекторов - 394,8 тыс. Гкал

2.1 История создания

Белоярская АС им. И.В. Курчатова - первенец большой ядерной энергетики СССР. Станция расположена на Урале, в 3-х километровой зоне от станции построен город энергетиков - Заречный. Строительство первой очереди было начато в 1958 г., а в апреле 1964 г. вступил в строй энергоблок с водографитовым канальным реактором мощностью 100 МВт. Второй энергоблок мощностью 200 МВт был введен в эксплуатацию в 1967 г.

В настоящее время эти энергоблоки выведены из промышленной эксплуатации как выработавшие свой ресурс. Топливо из реакторов выгружено и находится на длительном хранении в специальных бассейнах выдержки, расположенных в одном здании с реакторами. Все технологические системы, работа которых не требуется по условиям безопасности, остановлены. В работе находятся только вентиляционные системы для поддержания температурного режима в помещениях и система радиационного контроля, работа которых обеспечивается круглосуточно квалифицированным персоналом. В 1980 г. пущен третий энергоблок мощностью 600 МВт с реактором на быстрых нейтронах. Белоярская АС с уникальной реакторной установкой БН-600наряду с выработкой электроэнергии выполняет функцию воспроизводства ядерного топлива.

Это крупнейший в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах, который успешно эксплуатируется 17 лет. Опыт эксплуатации реактора БН-600 позволил развить новое направление в реакторостроении - создание реакторов-воспроизводителей с жидкометаллическими теплоносителями. Наблюдение за радиационными характеристиками внешней среды, гамма-фоном на местности, атмосферными выпадениями, радиоактивностью флоры и фауны показывает, что перечисленные характеристики обусловлены естественными радиоактивными источниками и находятся на уровне фоновых значений. Например: экспозиционная мощность дозы гамма-излучения в городе энергетиков Заречном, находящемся в 3-х км от промышленной площадки, составляет 6-9 мкР/ч, при естественном фоне на территории России 4-20 мкР/ч.

Выходящие в атмосферу через вентиляционную трубу АЭС газы содержат инертные радиоактивные газы (аргон, ксенон, криптон), при этом отсутствует такой радиационно-опасный нуклид, легко усваиваемый щитовидной железой человека, как йод, что явилось следствием высокой эффективности удержания натрием этого радионуклида. Таким образом, энергоблок с реактором БН-600 практически не изменяет радиационное состояние окружающей среды.

3. Общая характеристика Билибинской АЭС

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль - это первенец атомной энергетики в Заполярье, уникальное сооружение в центре Чукотки, обеспечивающее жизнедеятельность горнорудных и золотодобывающих предприятий Чукотки (800 км к югу от Певека, 2000 км к северу от Магадана и 12000 км от Москвы).

Зима длится более 10 месяцев в году, зимняя температура иногда достигает - 55 и зимой круглые сутки темно. Город, окруженный сотнями километров огромных озер, болот, куда добраться можно только по воздуху, или долгая дорога в 2000 км от Магадана. И то это возможно только зимой, когда земля сильно промерзает, на санях, запряженных оленями. Сельская местность, где в изобилии водятся дикие животные: огромные полярные волки, медведи, северные олени, лоси и росомахи.

Станция состоит из четырех однотипных энергоблоков суммарной электрической мощностью 48 МВт с реакторами ЭГП-б (водно-графитовый гетерогенный реактор канального типа). Прототипами данного типа реактора послужили - реактор первой в мире АЭС в Обнинске и два реактора на Белоярской АЭС. Реакторы для станции спроектировали в Обнинском ФЭИ. Проект станции разработал Урал ТЭП. Удачным решением надо считать блокировку технических сооружений в одном здании - главном корпусе станции; а также применение несущего каркаса здания металлоконструкций, что позволило произвести их изготовление на заводах "материка", а на месте в Билибино осуществить монтаж главного корпуса станции на все четыре блока. Все это в условиях Крайнего Севера дало возможность организовать работу станции организовать 3-х сменную непрерывную работу (включая работу в выходные дни) в помещениях с положительной температурой.

АТЭЦ работает в изолированном Чаун-Билибинском энергоузле и связана с этой системой линией передач длиной 1000 км. В состав энергоузла помимо БиАТЭЦ входит плавучая дизельная электростанция, с поэтическим названием "Северное сияние" (24 МВт) и Чаунская ТЭЦ (30,5 МВт). Общая установленная мощность системы 80 МВт. Но существующие экономические трудности края сократили потребности в электричестве. Поэтому, несмотря на проектную мощность Билибинской АЭС в 48 МВт последние пять лет, её средняя нагрузка составляла 15-25 МВт. Станция способна работать при весьма неравномерном суточном графике нагрузок энергосистемы.

БиАТЭЦ также снабжает теплом прилегающий промышленный комплекс и жилой массив, будучи единственным источником тепловой энергии, в районе. Основная доля потребляемой тепловой энергии приходится на коммунально-бытовое потребление многонационального населения края, занятого в основном золотодобычей.

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль сооружена в 1974-1976 гг. и является комбинированным источником электрической и тепловой энергии. Она обеспечивает энергоснабжение промышленных объектов и поселков в автономном режиме. В составе ATЭЦ четыре энергоблока по 12 МВт электрической мощности каждый. Для Билибинской ATЭЦ был разработан новый водографитовый канальный ядерный реактор ЭГП-6. При разработке и проектировании реакторной установки учитывались наличие вечной мерзлоты и необходимость работы ATЭЦ в изолированной энергосистеме. К настоящему времени на четырех энергоблоках выработано 6 774 млн. кВт ч. электроэнергии.

3.1 История создания Билибинской АЭC

В тридцатые годы русский ученый Билибин из Москвы, был убежден, что на крайнем севере России есть золото. Через два десятилетия в этом районе действительно было найдено золото. В семидесятые годы этот край был уже заселен, и город золота получил название Билибино в честь ученого. Атомная энергия в этом отдаленном уголке земли оказалась самым эффективным средством снабжения золотодобывающей промышленности, и поэтому построили Билибинскую АТЭЦ. В годы расцвета в городе насчитывалось 15000 жителей, большинство которых жило в домах, построенных на шестах, защищающих их от вечной мерзлоты. Каждый год добывалось приблизительно 5 тонн золота. Сейчас эта отрасль переживает спад.

12 января 1966 года принято постановление Совета Министров СССР о строительстве Билибинской атомной электростанции. Стройка в 1967 году была объявлена Всесоюзной ударной. Коллектив стройки в основном был укомплектован молодежью комсомольского возраста, в своем большинстве прибывшим по комсомольским путевкам. Монтажные работы по сооружению БиАТЭЦ начались в 1969 г. участком треста "Дальэнергомонтаж". СУ БиАЭС подготовило фундамент под будущую станцию. ДЭМ притупил к монтажу металлоконструкций главного корпуса. В начале 1971 г. ДЭМ сменил Билибинский монтажный участок треста "Востокэнергомонтаж", который имел опыт монтажа оборудования монтажа оборудования крупнейших ГРЭС. Монтажники ВЭМа продолжили монтаж каркаса главного корпуса, выполнив более половины объёма работ (а всего более 300 тонн). Монтаж был выполнен с высоким качеством. Каркас главного корпуса собран на высокопрочных болтах - современной по тем временам технологии. Одновременно развернулись работы по монтажу радиаторных охладителей трубопроводов и оборудования первого блока.

В 1973 году был произведен пробный пуск турбины первого блока с испытательным прокручиванием её до 3000 оборотов в минуту и продувкой всех технических паропроводов БиАЭС. Пар давала пусковая котельная. К декабрю 1973 г. основные работы пускового комплекса 1-го блока БиАТЭЦС были завершены. 14 января 1974 г. БиАТЭЦ дала первый промышленный ток в сеть Чаун-Билибинского узла. Четкая организация строительства, внедрение недельно-суточного планирования и ежедневный диспетчерский контроль сетевого графика производства работ при централизованном завозе материалов и конструкций в технологической последовательности всем участникам строительства, высокий технический специалистов и рабочих кадров позволило в кратчайшие сроки с 1974 по 1976 годы ввести все четыре блока Билибинской АТЭЦ.

Блоки №1 и №2 были введены в эксплуатацию в 1974 г. В 1975 году был запущен блок №3 и 28 декабря 1976 года блок №4.

4. Общая характеристика Калининской АЭС

Калининская АЭС расположена на севере Тверской области в 150 км от города Тверь. Расстояние до Москвы - 330 км; до Санкт-Петербурга - 400 км. Площадка АЭС примыкает к южному берегу озера Удомля, сообщающимся естественной протокой с озером Песьво. Общая площадь, занимаемая КАЭС, составляет 287,37 га. Выдача электроэнергии осуществляется по сетям РАО "ЕЭС России": линия "Опытная", 750 кВ (на Москву) - 22%; - линия "Ленинградская", 750 кВ - 21%; - линия "Владимир", 750 кВ - 27%; - линия "Новая-1", "Новая-2", 330 кВ (Тверьэнерго) - 30% (в равных долях).

4.1 Основные технические характеристики

Тепловая схема КАЭС - двухконтурная. Первый контур состоит из одного реактора типа ВВЭР-1000 (В-320, малая серия) и четырёх циркуляционных петель охлаждения. Теплоносителем и замедлителем служит обычная вода с дозированным содержанием бора. Второй контур состоит из одной турбоустановки с системой регенерации, испарительной и водопитательной установок. На Калининской АЭС используются реакторные установки типа ВВЭР-1000 ПО "Ижорский завод", конструкция которой соответствует требованиям национальных стандартов, действовавших в период проектирования АЭС: - автоматическая остановка реактора при незначительных нарушениях в работе основного оборудования; - трехканальное построение систем безопасности. Каждая из которых, функционирует совершенно независимо и автономно; - наличие защитной герметичной оболочки, в которой расположено всё реакторное оборудование; - способность реакторной установки к саморегуляции. Основные технические характеристики реактора; - Тепловая мощность реактора, МВт 3000 - Температура теплоносителя (на входе/ на выходе) град, С 289/322 - Масса сухого реактора, т. 468,2o. Давление в корпусе, МПа 16 - Расход воды, м3 76000 Парогенератор ПГВ-1000 - однокорпусный теплообменный аппарат горизонтального типа с погруженным трубным пучком. Парогенератор предназначен для производства сухого насыщенного пара из воды второго контура. Калининская АЭС - единственная из атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000, построенных по российским проектам, эксплуатирует парогенераторы первого энергоблока более 100 000 часов, без замены. Сегодня опыт реконструктивных работ на парогенераторах ПГВ-1000 готовится к внедрению на всех родственных АЭС России.

4.2 Основные технические характеристики парогенератора

- Паропроизводительность, т/ч 1470

-Тепловая мощность, МВт 750

- Давление насыщенного пара, МПа 6,4

- Длина корпуса, м. 15o. Масса, т. 321,2

Турбина К-1000-60/1500 - паровая, конденсационная, одновальная четырёхцилиндровая, Турбина является приводом электрического генератора переменного тока типа ТВВ-ЮОО-4УЗ мощностью 1000 МВт и напряжением 24 кВ. Основные технические характеристики турбины: - Теплофикационная нагрузка, Гкал/ч 6430 - Начальное давление пара, МПа 5,9o. Расход пара в номинальном режиме, кг/ 1711,1o. Начальная температура пара 274.3°С - Расчётное давление в конденсатор, МПа 0,0039 Система технического водоснабжения - оборотная. В качестве пруда-охладителя используется естественная система озёр Удомля-Песьво. В феврале 2000 г. на 3 энергоблоке в реакторном отделении продолжается монтаж трубопроводов аварийного и планового расхолаживания реактора, начато проектное раскрепление корпуса реактора, продолжается монтаж металлоконструкций площадок обслуживания парогенератора № 3. График строительства предусматривает пуск энергоблока в 2003-2004 гг. Выработка электроэнергии на АС за одиннадцать месяцев 1999 г. составила 12770 млн. кВт·ч. при этом КИУМ составил 72,89 %. Расход на собственные нужды 4,94%. Население г. Удомля составляет 33700 человек, население района - 11600, всего 45300 человек.

4.3 История создания

Проектом строительства станции было предусмотрено строительство четырех энергоблоков по 1 000 МВт (эл.) каждый. 1970 год: Май - На заседании НТО Минэнерго принято решение Центральную АЭС №1 построить в пункте оз. Удомля в Калининской области. 1973 год: Ноябрь - Совет Министров СССР утвердил технический проект Калининской АЭС. 1975 год: Март - Началось строительство открытого отводящего канала. Сентябрь - Началось строительство главного корпуса. 1978 год: Ноябрь - Началось строительство БНС Na1 и №2. Декабрь - Началась укладка бетона на РО №1. 1978 год: Май - Началось строительство объединенного вспомогательного корпуса. 1981 год: Ноябрь - Началось строительство блока №1. 1983 год: Декабрь - ВПО "Союзатомэнерго" утвержден график энергетического пуска и освоения мощности блока №1. 1984 год: Началось строительство второй очереди Калининской АЭС Май - Энергетический пуск блока №1. 1985 год: Июнь - Блок №1 выведен на проектную мощность 1000 МВт. Октябрь - Приказом Минэнерго утвержден проект 2-ой очереди Калининской АЭС. 1986 год: Декабрь - Блок №2 принят в эксплуатацию. 1987 год: Апрель - Блок №2 выведен на проектную мощность 1000 МВт. 1991 год: Июнь - Приказ Минатомэнергопрома СССР о прекращении строительства блока №4 до завершения государственной экологической экспертизы. 1997 год: Декабрь - Корпус реактора блока №3 установлен на штатное место. 1998 год: Февраль - Установлен генератор электрического тока блока №3. Март - Октябрь - Получены парогенераторы для блока №3. 1999 год: Январь - Ноябрь - Проведена ревизия турбины строящегося энергоблока №3 Февраль - Начат монтаж главных циркуляционных насосов реакторного отделения. Октябрь - Начат монтаж главного циркуляционного контура. Подано напряжение 0,4кВ по схеме собственных нужд. В настоящее время в эксплуатации находятся два энергоблока первой очереди АЭС с корпусными реакторами водо-водяного типа ВВЭР-1000, которые введены в строй в 1984 и 1986 гг. С пуском второго энергоблока в декабре 1996 г. закончилось строительство первой очереди АЭС установленной мощностью 2000 МВт. Третий блок имеет 50% готовности. Его пуск ещё точно не определен, в настоящее время речь идет о 2003-2004 гг.

4.4 Показатели безопасности

Проекты "малой серии" атомных станций с ВВЭР-1000по принятым техническим решениям и безопасности соответствуют существующим нормам и требованиям, предъявляемым к АЭС с ВВЭР-1000. Показатель срабатывания АЗ-1 характеризует интенсивность достижения предельных параметров, требующих заглушения реакторной установки, и представляет средний за ответный период параметр потока срабатываний АЗ-1. Показатель неготовности систем безопасности характеризует способность систем безопасности выполнять требуемые функции, а также эффективность деятельности эксплуатации, направленной на поддержание работоспособности систем безопасности. Показатель надежности ядерного топлива контролирует обеспечение целостности оболочек топливных элементов. Поддержание целостности оболочек топливных сборок снижает радиологическое воздействие при работе энергоблока и при обслуживании.

5. Общая характеристика Кольской АЭС

Кольская АЭС расположена за Полярным кругом на берегу озера Имандра. За период с 1973 по 1984 гг. введены и эксплуатируются четыре энергоблока с реакторами ВВЭР-440: - два энергоблока с реакторами В-230, ст. №№ 1, 2 - два энергоблока с реакторами ВВЭР-440 В-213, ст. №№ 3,4. Установленная тепловая мощность АЭС составляет 5500 МВт, что соответствует электрической мощности 1760 МВт. Кольская АЭС поставляет электроэнергию в энергосистемы "Колэнерго" Мурманской области и "Карелэнерго" Республики Карелия. Связь с ЕЭС России осуществляется четырьмя линиями электропередачи напряжением 330 кВ. Выработка электроэнергии Кольской АЭС составляет около 60% выработки электроэнергии в Мурманской области. В 1987 г. на АЭС организован Учебно-тренировочный центр, который обеспечивает подготовку оперативного персонала реакторного, турбинного, электрического цехов и цеха тепловой автоматики и измерений. Показатели работы АС в 1999 году. Выработанная электрическая энергия, млн. кВт ч. 8695,5. Средне годовая нагрузка, МВт 993 Расход электроэнергии на собственные нужды, 7,94%. Отпуск теплоэнергии с коллекторов, тыс. Гкал 106 КИУМ, 56,4%. Время работы на мощности, ч. 6503 Коэффициент использования времени, 74,24%. Город энергетиков - Полярные Зори расположен в южной части Кольского полуострова на расстоянии 220 км от г. Мурманска. Полярные Зори располагается на берегу реки Нива и занимает площадь в 3,6 квадратных километров. Численность постоянно проживающего населения составляет 21,9 тыс. человек. На территории подведомственной городу расположены 2 поселка городского типа (Африканда и Зашеек) и 2 сельских населенных пункта. Поселок Африканда возник как поселение горняков, обогатителей и железнодорожников. Кольская АЭС - это единственное градообразующее предприятие, на котором работает около 30% работоспособного населения. Численность работающих в городе Полярные Зори - 8,6 тыс. человек. Социальную сферу составляют: 1 гимназия; 4 средних образовательных школы, вечерняя школа, ПУ-18.

6. Общая характеристика Курской АЭС

Курская АС расположена в 40 км юго-западнее г. Курска на левом берегу реки Сейм. На АС эксплуатируются четыре энергоблока с канальными реакторами PВМК-1000. Курская АС является важнейшим узлом Единой энергетической системы России. Основным потребителем является энергосистема "Центр", которая охватывает 19 областей, в основном. Центральной России. Около 30% электроэнергии, вырабатываемой Курской АЭС, используется для нужд Курской области. Курская АЭС выдает электроэнергию по 11 линиям электропередач: 2 линии (110 кВ) - для электроснабжения собственных нужд; 6 линий (330 кВ) - 4 линии для электроснабжения области; 2 для севера Украины; 3 линии (750 кВ) - 1 линия для Старооскольского металлургического комбината; 1 линия для северо-востока Украины; 1 линия для Брянской области.

Каждая очередь Курской АЭС состоит из двух энергоблоков. Энергоблок включает в себя следующее оборудование: - уран-графитовый реактор большой мощности канального типа, кипящий со вспомогательными системами; - две турбины К-500-65/3000; - два генератора мощностью 500 МВт каждый.

Каждый блок имеет раздельные помещения для реакторов и их вспомогательного оборудования, систем транспортировки топлива и пультов управления реакторами. Каждая очередь имеет общее помещение для газоочистки и систем спецочистки воды. Все четыре блока Курской АЭС имеют общий машинный зал. Режим работы АЭС - базовый, водный режим - бескоррекционный, нейтральный.

Курская АЭС - станция одноконтурного типа: пар, подаваемый на турбины, образуется непосредственно в реакторе при кипении проходящего через него теплоносителя. В качестве теплоносителя используется обычная очищенная вода, циркулирующая по замкнутому контуру. Для охлаждения отработанного пара в конденсаторах турбин используется вода из пруда-охладителя. Площадь зеркала пруда-охладителя для четырех блоков - 22 квадратных километра. Источником для восполнения потерь служит р. Сейм. Подпитка осуществляется насосной станцией, с четырьмя агрегатами суммарной производительностью 14 кубометров в сек. В 1986 г. начато сооружение пятого блока третьей очереди АЭС. Необходимость в нем вызвана потребностями устойчивого электроснабжения Центра России. Доработанный проект 3-ей очереди Курской АЭС в составе одного энергоблока мощностью 1000 МВт утвержден Минатомом России в декабре 1995 года. На 5-ом энергоблоке смонтирован реактор третьего поколения с принципиально новыми ядерно-физическими характеристиками, оснащенный новыми системами управления и защиты, который соответствует современным требованиям безопасности. Основное оборудование 5-го энергоблока по составу и типам аналогично оборудованию действующих энергоблоков, однако имеет улучшенные технические характеристики, обеспечивающие повышение надежности и безопасности при эксплуатации.

Выявленные после Чернобыльской аварии конструктивные и другие недостатки блоков с реакторами типа РБМК учтены на стадиях проектирования и сооружения энергоблока №5. Годовой план по выработке электроэнергии Курская АЭС выполнила 15 декабря. Всего же в 1999-году выработано 22 млрд. 102 млн. кВт/час электроэнергии, что составило 104,4 процента к заданию или 116 процентов к уровню выработки 1998 года. Отпущено электроэнергии в прошедшем году 20 млрд. 124 млн. кВт/час, коэффициент использования установленной мощности составил 63,08 процента.

Население около 49 тыс. человек. Имеется 11 детских садов,6 школ.

6.1 История создания

Решение о строительстве было принято в середине 60-х годов. Началось строительство в 1971 году. Необходимость была вызвана быстро развивающимся промышленно-экономическим комплексом Курской Магнитной Аномалии (Оскольского и Михайловского горно-обогатительных комбинатов и других промышленных предприятий). Генеральный подрядчик - Управление строительства Курской АЭС.

1 энергоблок сдан в эксплуатацию в 1976г.

2 энергоблок сдан в эксплуатацию в 1979г.

3 энергоблок сдан в эксплуатацию в 1983г.

4 энергоблок сдан в эксплуатацию в 1985г.

Установленная электрическая мощность каждого энергоблока 1000 МВт. В настоящее время строится 5-ый энергоблок третьей очереди. На Курской АЭС успешно проведена реконструкция 1-го энергоблока, связанная с внедрением мероприятий по повышению безопасности согласно международным и национальным правилам Госатомнадзора РФ.

6.2 Показатели безопасности

Безопасность АЭС становится в прямую зависимость от обеспечения качества на всех этапах проектирования, сооружения и эксплуатации станций.

В последние годы в России, том числе и в атомной энергетике, начато внедрение Государственных стандартов Системы качества на базе международных стандартов ИСО серии 9000.

В соответствии с требованиями нормативного документа "Требования к программе обеспечения качества для АС (ПНАЭГ-1-028-91) разработана 1-ая редакция Программы обеспечения качества при эксплуатации Курской АЭС. Программа определяет комплекс требований к системе качества при эксплуатации АЭС и изложена в "Заявлении о политике в области качества". Документ устанавливает основные принципы, цели, организацию, ответственность по обеспечению качества при эксплуатации АЭС, а также по его контролю.

Политика руководства Курской АЭС в части обеспечения гарантии качества при эксплуатации концептуально охватывает следующие основные направления деятельности:

- совершенствование проектных и конструкторских решений по оборудованию и системам, применяемым на АЭС. А также максимальное их приближение к требованиям новой нормативно-технической документации по безопасности; - совершенствование системы подготовки и проведения технического обслуживания и ремонта оборудования и систем АЭС;

- совершенствование документации и процедур, которыми персонал АЭС руководствуется в своей работе;

- совершенствование системы подготовки персонала и повышение его профессиональной квалификации;

- совершенствование организационной структуры управления АЭС.

В соответствии с планом мероприятий по реализации рекомендаций АССЕТ МАГАТЭ, которая проводилась на Курской АЭС в июле 1992 г., ведется разработка симптомно-ориентированных инструкций для операторов БЩУ (блочных щитов управления).

радиоактивный атомный ядерный

7. Общая характеристика Ленинградской АЭС

Ленинградская АЭС расположена в 80 км западнее Санкт-Петербурга на южном берегу Финского залива Балтийского моря. Станция (генеральный план) включает в себя 4 энергоблока электрической мощностью 1000 МВт каждый, 1-й и 2-й энергоблоки (первая очередь) расположены в 5 км к юго-западу от города Сосновый Бор, 3-й и 4-й энергоблоки (вторая очередь) находятся на два километра западнее. С моря Ленинградская АЭС кажется кораблем у причала в глубине Копорской губы Финского залива. Принципиальная схема АЭС.

Днем рождения АЭС принято считать 23 декабря 1973 года, когда члены Государственной приемной комиссии после 72-часового экзамена, который держали все технологические системы первого в нашей стране атомного энергоблока единичной мощностью в 1000000 киловатт, поставили свои подписи в его "зачетке". Но сердце ядерного исполина начало биться на три месяца раньше - 12 сентября, и именно тогда всю мировую печать облетело сенсационное сообщение: "Первый из семьи атомных гигантов России обретает жизнь!" Именно этот день можно смело называть днем рождения большой ядерной энергетики нашей державы.

В качестве базового для Ленинградской АЭС был принят РБМК-1000 - реактор большой мощности, канальный (или кипящий), на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем - вода. Создатели ЛАЭС опирались на опыт реакторных установок такого конструкторского направления на первой в мире Обнинской АЭС, блоков Белоярской, Билибинской и Сибирской атомных станций. Устройство реактора показано на следующем рисунке. Применительно к разработанной концепции канальных реакторов были созданы технологии промышленного изготовления специальных радиационно-стойких конструктивных материалов, в том числе на основе циркония, для тепловыделяющих элементов и технологических каналов активной зоны РБМК.

Главным научным руководителем проекта РБМК-1000 был знаменитый Курчатовский институт, главным конструктором - НИКИЭТ, главным проектантом - ВНИПИЭТ. Это - ведущие в нашей стране научно-исследовательские институты в ядерной отрасли. Работая над проектом ЛАЭС, они учитывали также передовой опыт в отечественной и мировой теплотехнике. Ленинградская атомная стала стартовой площадкой не только для новых реакторов большой единичной мощности, но и наиболее крупных в то время отечественных турбоагрегатов.

Их рождение было непростым делом. У турбин с числом оборотов до 3000 нашлись сторонники и противники. Когда конструкторы Харьковского турбогенераторного завода предложили свою "крестницу" для будущего первого энергоблока ЛАЭС, некоторые специалисты утверждали, что для насыщенного пара нужны низкооборотные турбины. Но министр отрасли, один из ее создателей, человек с легендарной биографией Ефим Славский поддержал харьковчан. С ним были солидарны и президент Академии наук Анатолий Александров, и многие другие ученые и конструкторы. И они оказались правы. "Высокооборотные" выдержали проверку временем!

Первый ковш земли из котлована под фундамент главного здания будущей АЭС экскаватор поднял 6 июля 1967 года, и чуть больше шести лет потребовалось, чтобы дал промышленный ток энергоблок № 1. ЛАЭС строила вся страна, сознавая, как нуждается в электроэнергии Северо-Запад России, где создавали все новые и новые предприятия. Этот регион не случайно был избран для сооружения крупнейшей в ту пору в Европе атомной электростанции. Северо-Запад отнюдь не богат топливными ресурсами. Тепловые станции используют привозные уголь и мазут, газ из Сибири. Двадцать пять эшелонов угля ежедневно понадобилось бы для классических ТЭС с такой же мощностью, как ЛАЭС-1, и ровно столько же для ЛАЭС-2. Ведь после того как первая очередь атомной станции в Сосновом Бору уже строилась, правительство приняло решение к двум "миллионникам" прибавить еще два. Их возвели неподалеку, в полутора километрах от первой очереди.

Выбирая площадку под строительство, учитывали, что в зоне расположения ЛАЭС малая населенность (станцию возводили на месте сожженной фашистами в годы минувшей войны рыбацкой деревушки Долгово), да и отчуждаемые земли не отличались особой продуктивностью. Рядом был Финский залив, который без ощутимого ущерба для его гидробиологического режима мог обеспечить водой охлаждение вспомогательных систем. Для выбора площадки было важно то, что мимо Соснового Бора проходит железнодорожная магистраль, а вдоль побережья от самого Петербурга идет целая сеть автодорог. Принимался в расчет и такой фактор: близость к городу на Неве с его вузами поможет решить проблему подготовки кадров.

1 ноября 1974 года первый энергоблок ЛАЭС вышел на проектную мощность. Первый ковш земли из котлована под фундамент главного здания будущей АЭС экскаватор поднял 6 июля 1967 года. С того времени прошло всего 20 лет, но за эти два десятилетия российская ядерная энергетика далеко шагнула вперед. Судите сами! Первенец атомной электроиндустрии способен был выработать за 60 минут 5000 киловатт-часов и ровно столько же электроэнергии требуется лишь одному из многочисленных главных циркуляционных насосов, действующих на ЛАЭС. И еще одно сравнение: без малого за четверть века атомная станция в Сосновом Бору дала стране свыше 500 миллиардов киловатт-часов - целый океан электричества! Нет ни одной электростанции в России, которая смогла бы соперничать с ней в этом! Вот почему ЛАЭС вполне справедливо называют флагманом отечественной ядерной энергетики.

Именно реакторы канального типа, которыми оснащена станция, позволяют ей внедрять радиационные технологии. Всей стране известен поистине волшебный препарат "полифепан". Сырье для него ЛАЭС получает от Центра сорбционных технологий в Петербурге. Эти заготовки модифицируют в поле ионизирующих излучений, отработавших в реакторе тепловыделяющих сборок. Перед тем как навсегда отправиться в отставку, кассеты успевают сослужить еще добрую службу людям. Полифепан способствует быстрому и эффективному выводу радионуклидов из организма. Препарат используют в онкологических центрах и клиниках, он обеспечивает хорошее лечебно-профилактическое действие для многих больных. Но это не единственная продукция, которую ЛАЭС поставляет медикам.

Атомная станция в Сосновом Бору дает 51% всей вырабатываемой в регионе электроэнергии, устойчиво и надежно снабжает ею весь Северо-Запад России. Но приближаются сроки вывода из эксплуатации ее энергоблоков. Первый из них исчерпает свой проектный ресурс в 2003 году, и хотя проведенная реконструкция позволяет продлить срок его службы, энергетики заранее заботятся о создании замещающих мощностей станции. На смену РБМК должны прийти реакторы нового поколения - МКЭР (многопетлевые канальные энергетические реакторы), высоконадежные и эффективные. На выездном заседании коллегии Минатома в Петербурге, в котором участвовали руководители города на Неве и Ленинградской области, ученые и конструкторы, министр РФ по атомной энергии Виктор Михайлов очень четко объяснил, зачем России нужны канальные реакторы: "Это еще и средство генерации материалов с новыми свойствами, которых в природе не существует, изотопов, необходимых для функционирования различных отраслей промышленности, медицины, научных изысканий". Министр сделал однозначный вывод: "Именно потому канальные реакторы будут использоваться всегда!"

Новая реакторная установка МКЭР-800(а всего их намерены построить не менее пяти для замены существующих ныне) способна, кстати, обеспечить получение от внедрения радиационных технологий 65 миллиардов рублей в ценах 1995 года. А это, несомненно, снизит себестоимость каждого киловатт-часа, сделает его более конкурентоспособным на федеральном оптовом рынке электроэнергии.

Роль и серьезное значение Ленинградской АЭС для Северо-Запада России сохранятся и в XXI веке, до которого уже рукой подать. На финише 1996 г. в Сосновом Бору произошло весьма знаменательное событие. Здесь состоялось выездное заседание правительств Санкт-Петербурга и Ленинградской области, закончившееся подписанием двух важных документов - "Соглашения о стабилизации и повышении эффективности энергообеспечения региона" и постановления губернаторов города и области. В нем содержится механизм реализации Соглашения. Оба субъекта Федерации намерены создать единую энергетическую компанию, видя в ней фундамент будущего развития всех отраслей экономики. Есть и политический смысл в рождении такой региональной компании. Это - новый и заметный шаг в объединении города на Неве и области, в основу которого закладывается одна из базовых составляющих инфраструктуры - энергетика. Ленинградская атомная дала жизнь Сосновому Бору. Свой статус города он обрел в том же году, когда началась цепная реакция в первом реакторе. Сегодня в молодом Атомграде действуют десятки предприятий и организаций, и практически чуть ли не каждое из них связано тесными узами с ЛАЭС.

Размещено на Allbest.ru