| ЭГП-6 | |
|---|---|
| Тип реактора | графито-водный |
| Назначение реактора | теплоэнергетика, электроэнергетика |
| Технические параметры | |
| Теплоноситель | вода |
| Топливо | двуокись урана |
| Тепловая мощность | 65 МВт |
| Электрическая мощность | 12 МВт |
| Разработка | |
| Проект | 1974 |
| Научная часть | ФЭИ |
| Предприятие-разработчик | НИКИЭТ |
| Строительство и эксплуатация | |
| Местонахождение | Билибинская АЭС |
| Пуск | 1974—1976 годы |
| Эксплуатация | 1974 по н.в. |
| Построено реакторов | 4 |
ЭГП-6 (Энергетический Гетерогенный Петлевой реактор с 6-ю петлями циркуляции теплоносителя) — энергетический графито-водный гетерогенный реактор канального типа на тепловых нейтронах с естественной циркуляцией, реализующий схему прямого цикла. Её прототипом являются реакторные установки АМ и АМБ. Все четыре ЭГП-6 установлены на Билибинской АЭС, пуск с 1974 по 1976 год. Реактор используется для производства как электрической, так и тепловой энергии.
Реактор ЭГП-6 — изменённая версия реакторов АМБ-100 и −200, разработанных НИКИЭТ под научным руководством ФЭИ и эксплуатировавшихся на Белоярской АЭС. Особенностью конструкции является естественная циркуляцияruen теплоносителя. Выработка насыщенного пара производится в каналах активной зоны. В дальнейшем направление ЭГП не получило развития в реакторостроении[1].
Данный тип малой АЭС (атомная теплоэлектроцентраль с четырьмя блоками по 12 МВт установленной электрической мощности) можно назвать самым удачным из всех советских проектов малых АЭС (пример: ТЭС-3, АРБУС (Арктическая блочная установка), «Памир»). Реакторы, запущенные в середине 1970-х годов, продолжают оставаться в строю до сих пор и будут работать, пока их не сменит новейшая плавучая атомная электростанция (ПАТЭС) в Певеке. Все четыре блока Билибинской АЭС успешно отработали весь назначенный срок службы (30 лет) и их эксплуатация была продлена ещё на 15 лет.
Поскольку энергоблоки работают в изолированной Чаун-Билибинской энергосистеме Чукотского автономного округа и обеспечивают 80 % производства электроэнергии в ней, реакторы рассчитаны на систематическую работу в режиме переменных нагрузок[2].
Конструкция реактора
Технологические каналы реактора размещаются в графитовой кладке. Кладка реактора имеет цилиндрическую форму диаметром 6 м и высотой 5,25 м. Она сложена из отдельных графитовых и в верхней части чугунных блоков квадратного сечения. Центральная часть графитовой кладки диаметром 4,1 м и высотой 3 м, представляющая собой активную зону реактора, состоит из 333 вертикальных колонн с отверстиями диаметром 88,6 мм по всей высоте, в которых размещаются 273 рабочих канала и 60 каналов системы управления и защиты (СУЗ). Кладка реактора заключена в цилиндрический герметичный кожух.
Характеристики
| Параметр | Значение |
|---|---|
| Тепловая мощность, МВт | 65 |
| Паропроизводительность, т/ч | 100 |
| Давление в первом контуре, кгс/см2 | 64 |
| Температура теплоносителя на выходе из реактора, °C | 280 |
| Диаметр активной зоны, м | 4,2 |
| Высота активной зоны, м | 3,0 |
| Количество тепловыделяющих сборок (ТВС) в активной зоне, шт. | 273 |
| Загрузка урана, кг | 7100 |
| Масса урана в одной ТВС, кг | 25,4 ± 0,6 |
| Топливная композиция | двуокись урана, диспергированная в магниевой матрице |
| Тип загружаемых ТВС | ТКД-3.0, ТКД-3.6, ТКТД-3.0 |
| Обогащение горючего по 235U, % | 3,0, 3,6 |
| Количество стержней СУЗ, шт. | 60 |
| Поглотитель | бористая сталь, содержание 10В — 2 % |
| Количество ячеек в ББЗ (бак биологической защиты) для размещения ИК (ионизационные камеры) | 18 |
| Количество и тип штатных ИК | КНК-53М — 13 шт., КНК-56 — 4 шт.; на блоке 1 — 4 шт. КНК-17 вместо КНК-53М |
| Количество установленных в активной зоне детекторов внутриреакторного контроля энерговыделения (ДПЗ) | блоки 1, 2 — 22 шт. блоки 3, 4 — 37 шт. |
| Замедлитель | графит |
| Теплоноситель | кипящая вода |
Топливо
Конструкционно ТВС для реакторов ЭГП-6 представляют собой трубчатые ТВЭЛы со стальными оболочками, размещаемые в графитовых втулках[3].
Аварийная защита
При срабатывании защиты АЗ-1 в активную зону вводятся 8 стержней АЗ, 4 стержня АР и 10 стержней РР с приводами РС-АЗ.
Примечания
- ↑ Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А. Укрощение ядра. Страницы истории ядерного оружия и ядерной инфраструктуры СССР. — Саров, 2003. — 481 с. — ISBN 5 7493 0621 6.
- ↑ Сайт Билибинской АЭС
- ↑ Топливо для реакторов типа ЭГП-6. www.tvel.ru. Проверено 11 июля 2017.
 | Для улучшения этой статьи желательно: |
 | |||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Исследовательские |
| ||||||||
| Оружейные | |||||||||
| Энергетические |
| ||||||||
| Судовые |
| ||||||||
| Космические | |||||||||
Данная страница на сайте WikiSort.ru содержит текст со страницы сайта "Википедия".
Если Вы хотите её отредактировать, то можете сделать это на странице редактирования в Википедии.
Если сделанные Вами правки не будут кем-нибудь удалены, то через несколько дней они появятся на сайте WikiSort.ru .