ЕГП-6
ЕГП-6 (Енергетичний Гетерогенний Петльовий реактор з 6-ма петлями циркуляції теплоносія) — енергетичний графіто-водяний реактор. Всі чотири ЕГП-6 встановлені на Білібінській АЕС, пуск с 1974 по 1977 роки. Реактор використовується для виробництва як електричної, так і теплової енергії.
Технічні характеристики | |
---|---|
Теплоносій | вода |
Робочий тиск | {{{Робочий тиск}}} |
Робоча температура | {{{Робоча температура}}} |
Паливо | двоокис урану |
Теплова потужність | 65 МВт |
Електрична потужність | 12 МВт |
Сейсмостійкість | {{{Сейсмостійкість}}} |
Розробка | |
Наукова частина | ФЕІ |
Підприємство-розробник | НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля |
Будівництво та експлуатація | |
Місцезнаходження | Білібінська АЕС[1] |
Експлуатація до: | 1974 по нинішній час |
Реактор ЕГП-6 — змінена версія реакторів АМБ-100 і −200, розроблених НІКІЕТ імені Н. А. Доллежаля під науковим керівництвом фізико-енергетичного інституту, які експлуатувалися на Білібінській АЕС. Особливістю конструкції є природна циркуляція теплоносія. Вироблення насиченої пари здійснюється в каналах активної зони. Надалі напрямок ЕГП не отримав розвитку в реакторобудуванні[2].
Характеристики
Параметр | Значення |
---|---|
Теплова потужність, МВт | 65 |
Паропотужність, т/год | 100 |
Тиск в першому контурі, кгс/см2 | 64 |
Температура теплоносія на виході з реактора, С | 280 |
Діаметр активної зони, м | 4,2 |
Висота активної зони, м | 3,0 |
Кількість ТВС в активній зоні, шт. | 273 |
Завантаження урану, кг | 7100 |
Маса урану в одній ТВС, кг | 25,4 ± 0,6 |
Паливна композиція | двоокис урану диспергований в магнієвій матриці |
Тип завантажуваних ТВС | ТКД-3.0, ТКД-3.6, ТКТД-3.0 |
Збагачення палива по U-235, % | 3.0, 3.6 |
Кількість стержнів СУЗ, шт. | 60 |
Поглинач | бориста сталь, вміст В10 — 2% |
Кількість комірок в ББЗ (бак біологічного захисту) для розміщення ІК (іонізаційних камер) | 18 |
Кількість і тип штатних ІК | КНК-53М — 13 шт., КНК-56 — 4 шт. на блоці 1 — 4 шт. КНК-17 замість КНК-53М |
Кількість встановлених в активній зоні детекторів внутрішньореакторного контролю енерговиділення (ДПЗ) | блоки 1,2 — 22 шт. блоки 3,4 — 37 шт |
Сповільнювач | графіт |
Теплоносій | кипляча вода |
Примітки
Шаблон:Ядерні реактори Росії
This article is issued from Wikipedia. The text is licensed under Creative Commons - Attribution - Sharealike. Additional terms may apply for the media files.