Билибинская АЭС

   Билибинская АЭС находится в 3,5 км от города Билибино. В 28 км располагается аэропорт Кепервеем. На расстоянии 378 км от Билибинской АЭС расположен центр Чаунского района Чукотского автономного округа г. Певек. На расстоянии 286 км находится порт Зеленый Мыс (Черский) - районный центр Республики Саха (Якутия).

Ближайшей к Билибинской АЭС государственной границей является граница между Российской Федерацией (Чукотский автономный округ) и Соединенными Штатами Америки.

Административный центр района - город Билибино, связанный автозимниками с портами «Певек» и «Зеленый мыс» протяженностью 378 и 286 км соответственно.

Билибинская АЭС является центральным звеном в Чаун – Билибинском энергоузле и связана ВЛ-110 кВ с Чаунской ТЭЦ (г. Певек) и подстанцией «Черский» (п. Зеленый Мыс). Кроме этих ВЛ имеется сеть ВЛ-35 кВ, через которые обеспечивается электроснабжение местных потребителей.

Источником хозяйственно – питьевого и технического водоснабжения Билибинской АЭС является водохранилище на ручье Бол. Поннеурген, находящееся в трех километрах к востоку от промплощадки. Водохранилище обеспечивает потребности в воде промплощадки, г. Билибино и других объектов АЭС и удерживается грунтовой плотиной.

Основная масса населения сосредоточена в городах и поселках. Тундра и лесотундра населены очень редко, горные местности безлюдны. Большинство городских населенных пунктов округа связаны с горной промышленностью.

Естественный прирост населения в районе зависит от социально-демографических условий. В летний период имеет место большая миграция части населения в центральные регионы страны.

Атомная станция работает в изолированном Чаун-Билибинском энергоузле филиала открытого акционерного общества энергетики и электрификации «Чукотэнерго». В состав узла кроме Билибинской АЭС входит Чаунская ТЭЦ (установленная электрическая мощность 34,5МВт). Системообразующей линией электропередачи является ВЛ 110 кВ. Общая протяженность линий составляет около 800 км.

Строительство Билибинской АЭС начато в 1966 году, Первый блок с реакторной установкой ЭГП-6 был выведен на энергетический уровень мощности 12.01.1974.

С учетом развития нормативных требований к безопасности АЭС со второй половины 80-х годов на Билибинской АЭС реализуется принцип непрерывного поэтапного повышения безопасности за счет модернизации.

Инженерно-техническая стратегия модернизации базируется на выполненных анализах соответствия энергоблоков Билибинской АЭС требованиям современных нормативных документов по безопасности, вероятностных анализах безопасности и анализе опыта эксплуатации. При планировании модернизации учитывались рекомендации МАГАТЭ, а также международный опыт проведения работ по повышению безопасности действующих АЭС.

В период с 2003 по 2006 годы выполнен большой объем работ по оценке текущего уровня безопасности, модернизации и замене оборудования в рамках продления сроков безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС. По результатам выполненных работ приняты решения о продлении сроков службы каждого энергоблока на 15 лет сверх проектного, в установленном порядке Ростехнадзором выданы лицензии на эксплуатацию энергоблоков в дополнительный период эксплуатации.

 История создания

Билибинская АЭС сооружалась в соответствии с Постановлением Совета Министров СССР № 774-279 от 8 октября 1965 г. о проектировании и строительстве Билибинской АЭС установленной электрической мощностью четырех энергоблоков 48 МВт с выработкой тепла до 100 Гкал/ч для энергоснабжения быстро развивавшегося Билибинского горнопромышленного узла на базе крупных месторождений золота. Эскизный проект Билибинской АЭС был разработан в 1964 г., технический проект – в 1965 г.

Постановление ЦК КПСС и Совета Министров СССР № 800-252 о строительстве Билибинской АЭС было принято 29 сентября 1966 г.

Задание на проектирование Билибинской АЭС было выдано в 1963 году в связи с началом разработки в районе пос. Билибино крупных месторождений золота, открытых в конце 1950-х годов. Первоначально в 1964 году Генеральным проектировщиком Билибинской АЭС - Уральским отделением Всесоюзного проектно-изыскательского института «Теплоэлектропроект» Министерства энергетики и электрификации СССР (г. Свердловск) было выпущено ТЭО, в котором обосновывался выбор места строительства и основные технико-экономические характеристики строительства Билибинской АЭС.

5 марта 1967 года Билибинская АЭС была объявлена всесоюзной ударной комсомольской стройкой, в июне на стройку прибыла первая группа молодёжи из 120 человек. Летом 1968 года в Билибино начал работать первый студенческий стройотряд из Новосибирского Государственного университета, в мае 1971 года впервые приехали шефы пусковой стройки – молодёжь объединенного строительного отряда Института атомной энергии имени И.В. Курчатова и Физико-энергетического института. На будущую атомную станцию прибывали как опытные атомщики, так и молодые люди, только что окончившие вузы и ставшие в дальнейшем ведущими специалистами Билибинской атомной станции. В конце декабря 1967 года на месте котлована главного корпуса прогремел первый взрыв. Так начинался штурм вечной мерзлоты. 11 мая 1968 года строительная бригада уложила первый кубометр бетона в фундамент главного корпуса.

Монтажные работы по сооружению станции начались в 1969 году, вел их участок треста «Дальэнергомонтаж». 6 ноября 1969 года при 45-градусном морозе была смонтирована первая колонна. В начале 1971 года трест «Дальэнергомонтаж» сменил билибинский монтажный участок треста «Востокэнергомонтаж». В середине июня 1971 года начала работать пусковая котельная, которая обеспечивала строящиеся объекты атомной станции тепловой энергией. За исторически короткое время вырос современный город, один из самых красивых на Чукотке.

Показатели работы

 За всю историю эксплуатации общий объем отпущенной потребителям электроэнергии превысил цифру – 7 миллиардов киловатт• часов.

Билибинская АЭС дважды признавалась «Лучшей АЭС России» в 1995 и 1996 годах. Кроме того, в 2005 году была лауреатом Всероссийского конкурса «Российская организация высокой социальной эффективности» в номинации «Развитие системы общественного питания на производстве»; в 2007 году – в том же конкурсе победила в номинации «Медицинское обслуживание». Свидетельством о повышении принципов культуры безопасности в повседневной работе руководителей и персонала атомной станции стало признание экспертной комиссии Билибинской АЭС лучшей среди атомных станций России в области культуры безопасности в 2007 году. Достижения говорят о высоком уровне эксплуатации атомной станции и надлежащей квалификации персонала, благодаря которому Билибинская АЭС стала первой среди российских станций, которая продлила свой ресурс на 15 лет.

 В августе 2010 года по итогам проведённых комплексных противоаварийных учений с участием группы оказания экстренной помощи атомным станциям – проверки готовности всех сил противоаварийного реагирования и взаимодействия в нештатной ситуации, коллектив Билибинской АЭС получил наивысшую оценку. Это учение явилось практическим подтверждением знаний и профессионализма всего персонала атомной станции.

 Производство

Условия сооружения, работы и обслуживания, а также специфика района размещения Билибинской АЭС предопределили следующие требования к реакторной установке и к её оборудованию:

    повышенная надежность в работе в сочетании с максимальной простотой обслуживания и управления;

    повышенная защищенность реакторной установки от повреждений в аварийных ситуациях;

    систематическая работа реакторной установки в режиме переменных нагрузок;

    блочность с обеспечением оптимальных весогабаритных характеристик поставляемого оборудования, обеспечивающая сведение доделочных и монтажных работ на объекте до минимума.

Тепловая мощность реакторной установки была выбрана из условия, что электрическая мощность одного энергоблока в связи с малой общей мощностью ЧБЭУ не должна превышать 12 МВт. Внезапное отключение такого блока не вызывает «развала» энергосистемы. С учетом теплофикационных отборов пара необходимая паропроизводительность реакторной установки была определена в 95,5 т/час при температуре питательной воды 107°С, что соответствует тепловой мощности реакторной установки 62 МВт.

В результате анализа особенностей конструкции, технико-экономических показателей и опыта эксплуатации было принято решение о применении на Билибинской АЭС в составе реакторных установок канальных водографитовых реакторов с трубчатыми твэлами на основе совершенствования конструкций и режимов теплосъема прототипов – реакторов Первой АЭС и первой очереди Белоярской АЭС. Условное наименование реактора – ЭГП-6 (энергетический, графитовый, петлевой). Тип реактора – водографитовый с трубчатыми твэлами.

Вместе со стремлением максимального применения конструктивных и схемных решений, широко апробированных в реакторах АМ и АМБ, в реакторную установку заложен ряд новых решений, а именно:

1) В отличие от установок АМ и АМБ в основном контуре реакторной установки используется естественная циркуляция теплоносителя, как при работе на всех уровнях мощности вплоть до номинальной, так и в режимах пуска и расхолаживания. Применение естественной циркуляции теплоносителя дало следующие преимущества:

    высокую надежность работы в сочетании с простотой обслуживания элементов контура циркуляции теплоносителя:

    существенное упрощение основного контура реакторной установки за счет отсутствия насосного оборудования;

 2) в конструкции контура естественной циркуляции использованы решения, ранее не применявшиеся в парогенерирующих контурах реакторных установок:

     многопетлевая конструкция контура реакторной установки;

    коллекторная схема отвода пароводяной смеси от ТВС;

    смешение питательной и котловой воды в смесителе с профилем струйного насоса.

Основные критерии и принципы обеспечения безопасности РУ

Безопасность реакторной установки с реактором ЭГП-6 обеспечивается за счет последовательной реализации глубокоэшелонированной защиты:

    подготовкой персонала;

    конструктивными решениями по реактору (трубчатые твэлы с внутренними трубками давления, канальная структура активной зоны, независимость основного циркуляционного контура и контура охлаждения каналов СУЗ, независимость приводов стержней СУЗ, герметичность кожуха реактора и пр.);

    проектные решения по энергоблоку (защитные и локализующие системы, организация хранения свежего и отработанного топлива и пр.);

    теплофизические особенности реактора (отвод тепла из активной зоны реактора при естественной циркуляции теплоносителя, высокая теплопроводность твэлов и относительно малое термическое сопротивление между твэлами и графитовым замедлителем, обладающим тепловой ёмкостью, существенно превышающей таковую для твэлов);

    физическими параметрами и свойствами реактора (отрицательный паровой и быстрый мощностной коэффициенты реактивности, отрицательные эффекты реактивности при любых утечках теплоносителя из ОЦК и невозрастные реактивности при любых возможных смещениях компонентов активной зоны, достаточный запас эффективности поглощающих органов СУЗ);

    системами контроля, управления и защиты;

    оптимальными способами эксплуатации (пуск реактора из подкритического состояния, перегрузка ТВС на остановленном расхоложенном реакторе, проведение регламентных ремонтных работ реактора и СУЗ, профилактические противоаварийные меры по всем системам РУ и т.д.).

 С помощью перечисленных мер обеспечивается:

    надежное приведение реактора в подкритическое состояние с любого уровня мощности в любой момент кампании;

    отсутствие условий для неконтролируемого разгона реактора при номинальных и аварийных режимах работы;

    отсутствие возможности образования критической массы ядерного топлива при любых авариях, в том числе с разрывом контура теплоносителя и в случае расплавления твэлов;

    непопадание в теплоноситель продуктов деления даже в случае разгерметизации и разрушения твэлов  и соответственно, низкая активность теплоносителя, определяемая, в основном, активностью продуктов коррозии.

 Эксплуатация энергоблоков Билибинской АЭС осуществляется в соответствии с требованиями Технологических регламентов эксплуатации энергоблоков. на основании лицензий Ростехнадзора на эксплуатацию энергоблоков.

Ресурс энергоблоков продлен на 15 лет сверх проектного.

На основании анализа ядерной, радиационной, технической и пожарной безопасности можно сделать вывод:

    надежность ТВЭЛ соответствует достигнутому в мире уровню;

    герметичность контуров охлаждения активной зоны энергоблоков Билибинской АЭС признана удовлетворительной;

    выбросы радионуклидов в окружающую среду ниже допустимых. При этом выбросы долгоживущих радионуклидов и йода столь малы, что не фиксируются штатными средствами контроля. Сбросы радионуклидов с жидкими стоками в поверхностные воды меньше допустимых значений. С точки зрения воздействия на уровень загрязнения окружающей среды работа Билибинской АЭС может быть признана удовлетворительной

    ведётся целенаправленная работа по снижению доз облучения персонала;

    радиационная обстановка на Билибинской АЭС признана удовлетворительной;

    состояние системы обращения с радиоактивными отходами на Билибинской АЭС признано удовлетворительным;

    все системы безопасности работают в штатном режиме и выполняют функции безопасности;

    оценка состояния систем и оборудования проводится в рамках организации работ по контролю, оценке, прогнозированию и управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблоков Мероприятия, являющиеся условиями эксплуатации оборудования энергоблоков 4 в дополнительный период эксплуатации, учтены при разработке:

а) комплексной долгосрочной программы-прогноза модернизации Билибинской АЭС;

б) ведомостей ремонта энергоблоков;

в) других станционных программ и графиков.

     существующий водно-химический режим энергоблоков обеспечивает необходимый уровень ядерной и радиационной безопасности;

    уровень технического обслуживания и ремонта систем, важных для безопасности, охарактеризован как удовлетворительный, позволяющий обеспечить приемлемые показатели работы оборудования в межремонтные периоды;

    пожаров на Билибинской АЭС не было;

    техническое обслуживание и ремонт систем, важных для безопасности, позволяет обеспечить приемлемые показатели работы оборудования в межремонтные периоды, а проведенная модернизация, в связи с продлением ресурса энергоблоков, и внедрение компенсирующих мер, позволяют обеспечить приемлемый уровень безопасности при соблюдении принципа разумной достаточности с учетом свойств «внутренней самозащищенности» РУ ЭГП-6.

Анализ протекания проектных и запроектных аварий показывает, что в настоящее время при имеющихся системах нормальной эксплуатации и системах безопасности, благодаря высокоразвитым системам внутренней самозащищенности РУ, Билибинская АЭС полностью отвечает основополагающему требованию ПНАЭ Г-01-011-97 (ОПБ-88/97) об ограничении радиационного воздействия АС на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, проектных и запроектных авариях.

 Описание принципиальной тепловой схемы

Насыщенный пар от БС РУ направляется к турбине, после нее  сбрасывается в конденсатор, откуда образующийся конденсат конденсатным насосом через фильтр смешанного действия, регенеративный подогреватель направляется в деаэратор, из которого  возвращается питательным насосом в ОЦК.

ОЦК состоит из шести независимых групповых петель, замкнутых на барабан-сепаратор. Каждая групповая петля включает опускной трубопровод с узлом смешения питательной и отсепарированной в БС воды, горизонтальный раздаточный групповой коллектор, являющийся продолжением опускного трубопровода, группу параллельно включенных трактов ТВС, горизонтального сборного группового коллектора, переходящего в подъемный трубопровод, по которому пароводяная смесь транспортируется в БС, где из пароводяной смеси сепарируется пар.

Пар приводит во вращение турбину и генератор. Электроэнергия, вырабатываемая турбогенератором, поступает в закрытое распределительное устройство (ЗРУ-110 кВ) и далее, по ВЛ-110 кВ, распределяется в Чаун-Билибинский энергоузел.

Нагретая паром от отборов турбины в бойлерах вода теплосети направляется к тепловому пункту, от которого, посредством бойлеров теплосети МУП «Жилищно-коммунальной хозяйство», осуществляется отопление

г. Билибино.

Отдаленность района сооружения Билибинской АЭС от промышленно развитых зон выдвинула на первый план следующие требования:

    надежность в эксплуатации;

    простота в эксплуатации, включая перегрузочные операции;

    полная независимость от других источников энергии при всех режимах работы.

Указанные требования были удовлетворены:

    реактор имеет естественную циркуляцию теплоносителя,

    конструктивные размеры тепловыделяющей сборки и узлов ОЦК обеспечивают низкое напряженное состояние оборудования. Число контролируемых параметров минимально, привода СУЗ устроены с применением тросовых передач, что позволило уйти от сложных кинематических схем и разместить двигатели приводов АР и РР и электромагнитные расцепители у приводов АЗ в помещениях с  нормальной рабочей температурой и влажностью.

При разработке технологической схемы и оборудования принимались все возможные меры, в том числе приводящие к некоторому снижению технико-экономических показателей по сравнению с достигнутыми в энергетике (например, снижение к.п.д. за счет принятия низкой температуры питательной воды с целью применения надежной системы регенеративного подогрева питательной воды).