Сети МСоЭС

  Члены МСоЭС
  Как стать
  членом МСоЭС

Дела МСоЭС

  Программы МСоЭС
  Проекты и кампании
   членов МСоЭС

СоЭС-издат

  Новости МСоЭС
  "Экосводка"
  Газета "Берегиня"
  Журнал Вести СоЭС
  Библиотека
  Периодика МСоЭС

Атомная электростанция (АЭС) – комплекс, включающий ядерный реактор и соответствующее оборудование и предназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую.

Атомная теплофикационная станция и атомная станция теплоснабжения – комплекс, включающий ядерный реактор и соответствующее оборудование и предназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую.

Система управления и защиты (СУЗ) – технологическая система реактора АЭС, представляющая собой совокупность устройств, предназначенных для :

• контроля мощности (интенсивности цепной реакции);
• управления цепной реакцией;
• аварийного гашения цепной реакции.

Контрольно-измерительные приборы (КИП) – система датчиков и приборов для контроля технологических параметров реакторной установки АЭС (температуры, давления, расхода теплоносителя и т.д.).

Аварийная защита (АЗ) – устройство СУЗ, предназначенное для быстрого автоматического и ручного дистанционного гашения цепной реакции.

Автоматический регулятор (АР)– устройство СУЗ, предназначенное для автоматического управления мощностью реактора (интенсивностью цепной реакции).

Ручной регулятор (РР) – дистанционно управляемое с пульта устройство СУЗ, предназначенное для воздействия на реактивность реактора.

Компенсирующий орган (КО) – автоматически или дистанционно управляемое с пульта устройство СУЗ, предназначенное для подавления активности в случаях, когда эффективности регулятора для этой цели недостаточно.

Минимально контролируемый уровень (МКУ) – минимальный уровень мощности реактора, достаточный для контроля за цепной реакцией с помощью штатный аппаратуры СУЗ.

Локальная критмасса – количество ядерного топливав части активной зоны, в пределах которой может возникнуть неуправляемая самоподдерживающаяся цепная реакция.

Физический пуск – загрузка активной зоны штатными тепловыделяющими сборками (ТВС), достижение критического состояния реактора и выполнение необходимых экспериментов на уровне мощности, при которой разогрев теплоносителя энергией деления незначителен.

Энергетический пуск реактора - вывод реактора с уровня мощности физического пуска, до уровня, достаточного для пуска турбины и проведения необходимых экспериментов при поэтапном подъеме мощности.

Ядерная авария – потеря управления цепной реакцией в реакторе, либо образование критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении тепловыделяющих сборок, приведшее к потенциально опасному облучению людей или к повреждению тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) сверх допустимых пределов.

Ядерноопасный режим – отклонения от пределов условий безопасной эксплуатации реакторной установки АЭС не приведшие к ядерной аварии.

Максимальный запас реактивности – реактивность реализуемая в реакторе при удалении всех исполнительных органов СУЗ, включая растворы жидких поглотителей, для момента кампании и состояния реактора с максимальным значением эффективного коэффициента размножения (K_эф).

Атомная станция считается безопасной, если:

• радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводит к превышению условных значений;
• радиационное воздействие ограничивается до приемлемых значений при тяжелых (запроектных) авариях.

Нормативно-технической документацией (НТД) по безопасности в атомной энергетике в России определены количественные критерии оценки степени безопасности конкретной атомной станции

В первую очередь это количественные значения тех технических показателей, которые нормируются, т.е. к которым установлены определенные количественные требования (критерии). Эти значения не должны превышать (или быть меньше) некоторых установленных пределов. Выход же за нормируемые границы рассматривается как выход за пределы безопасности. Примерами таких ограничений могут быть:

• минимальное число дублирующих систем безопасности;
• максимальное количество радиоактивных выбросов за сутки, месяц, год;
• предельно допустимое значение частоты вырабатываемого электрического тока и т.д.

Эти показатели, как правило, применяются на уже действующих станциях. Особую ценность представляют оценки состояния безопасности атомной станции не по отдельным показателям. Связанным с состоянием конкретных систем, а АЭС в целом. Здесь применяются специальные критерии: вероятность крупных радиоактивных выбросов в окружающую среду и вероятность разрушения активной зоны реактора в течении года, а также вероятность смерти человека вследствие аварии на АЭС. Расчет числовых значений указанных параметров проводится для каждого энергоблока отдельно на основе методов вероятностного анализа безопасности, рекомендованных МАГАТЭ.

Предельные значения таких интегральных критериев безопасности для одного реактора составляют:

• вероятность радиоактивных выбросов – 1*10^-7/год;
• вероятность повреждения активной зоны – 1*10^-5/год;
• индивидуальный риск для здоровья – 1,65*10^-4/чел.бэр.

В России эксплуатируемые энергоблоки атомных станций построены по проектам трех поколений – 60-х, 70-х, и 80-х годов. Каждый из указанных периодов имел свой набор НТД по безопасности, со временем все более ужесточавшихся:

Для оценки ядерных инцидентов и событий на атомных станциях применяют специальную Международную шкалу ядерных событий (INES – International Nuclear Event Scale). Ее применяют также в отношении не только АЭС, но и всех других ядерных установок и объектов, связанных с гражданской ядерной промышленностью, а также к любым событиям, происходящим при транспортировке радиоактивных материалов.

В соответствии со шкалой INES все события разделены на семь уровней. События нижних уровней (с первого по третий) называются инцидентами (происшествиями), а верхнего уровня – авариями. События, несущественные с точки зрения безопасности, относят к нулевому уровню (ниже шкалы) и называют отклонениями. Если событие совсем не связано с безопасностью, то его определяют, как событие совсем не связано с безопасностью, то его определяют как событие вне шкалы.

К радиоактивным отходам (далее РАО) относятся не подлежащие дальнейшему использованию материалы, растворы, газообразные среды, изделия, аппаратура, биологические объекты, грунт и т.п., в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные нормативными актами. В категорию “РАО” может быть включено также отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), если оно не подлежит последующей переработке с целью извлечения из него компонентов и после соответствующей выдержки направляются на захоронение. РАО подразделяются на высокоактивные отходы (ВАО), среднеактивные (САО) и низкоактивные (НАО). Деление отходов по категориям устанавливаются нормативными актами.

Радиоактивные отходы образуются:

• при эксплуатации и снятии с эксплуатации предприятий ядерного топливного цикла (добыча и переработка радиоактивных руд, изготовление тепловыделяющих элементов, производство электроэнергии на АЭС, переработка отработавшего ядерного топлива);
• в процессе реализации военных программ по созданию ядерного оружия, консервации и ликвидации оборонных объектов и реабилитации территорий, загрязненных в результате деятельности предприятий по производству ядерных материалов;
• при эксплуатации и снятии с эксплуатации кораблей военно-морского и гражданского флотов с ядерными энергетическими установками и баз их обслуживания;
• при использовании изотопной продукции в народном хозяйстве и медицинских учреждениях;
• в результате проведения ядерных взрывов в интересах народного хозяйства, при добыче полезных ископаемых, при выполнении космических программ, а также при авариях на атомных объектах.

Радиоактивные отходы находятся в хранилищах и могильниках в различных физико-химических формах: в твердом виде (загрязненное оборудование, материалы, грунты и др.), отвержденном (битумные, цементные и стеклоподобные блоки) и жидком (ЖРО) (радиоактивные растворы и пульпы, хранящиеся в специальных емкостях и открытых бассейнах, а также растворы, закаченные в глубинные подземные горизонты горных пород).

В настоящее время общая активность отходов, образовавшихся на предприятиях Минатома России, оценивается в 3-4 миллиарда кюри.

Общие количество ОЯТ хранящегося на АЭС составляет 7200 тонн, общая активность равна ~ 4*10⁹ Ки.

В соответствие с Основными санитарными правилами (ОСП – 72/87) ЖРО по удельной активности делятся на следующие категории:

• слабоактивные – ниже 10^-5 Ки/л;
• среднеактивные – от 10^-5 до 1 Ки/л;
• высокоактивные – 1 Ки/л и выше.

По тем же правилам твердые отходы считаются радиоактивными, если удельная активность отходов превышает:

• 2*10^-7 для источников альфа излучения (10^-8 Ки/кг для трансурановых нуклидов);
• 2*10^-6 Ки/кг для источников бета излучения;
• 10^-7 г.экв Ra/кг для источников гамма излучения.

Классификация РАО по удельной активности не совсем удачная, так как она не учитывает ни периода полураспада, ни радионуклидный и физико-химический состав, практически не учитывает наличия плутония и трансурановых элементов, хранение которых требует специальных жестких мер, как это принято в международной практике, но тем не менее в таком виде она пока существует в России.

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ.

Принципиальные схемы и основные технические характеристики отечественных АЭС.

В России разработаны реакторы различного типа и назначения от реакторов малой мощности для снабжения электроэнергией космических летательных аппаратов до мощных АЭС. Ниже рассмотрены принципиальные схемы АЭС с реакторными установками энергетического назначения.

1. C реакторной установкой ВВЭР-440.

Активная зона реактора размещена в цилиндрическом корпусе, изготовленном из высокопрочной стали, и собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС).

Оболочки твэлов изготовлены из циркониевого сплава. В активной зоне установлено 349 ТВС, из них 312 с топливом, остальные – подвижные органы управления.

В каждой рабочей ТВС находится 126 твэлов стержневого типа с сердечником из спеченной в виде таблеток двуокиси урана, обогащенной изотопом U-235.

Замена ТВС производится на остановленном реакторе. Обычно перегрузка выполняется один раз в год в весенне-летний сезон, когда нагрузка энергосистемы минимальна. Ежегодно перегружается одна треть топлива активной зоны. Следовательно, топливо в активной зоне находится в общей сложности три года. Извлечение отработанного топлива из реактора производится под водой специальной перегрузочной машиной с дистанционным управлением.

В АЭС этого типа имеется два контура теплосъема. Первый контур включает в себя реактор, шесть циркуляционных петель, по которым циркулирует теплоноситель – вода. Каждая петля имеет главный циркуляционный насос (ГЦН) и парогенератор (ПГ).

Через входные патрубки реактора вода проходит снизу вверх через активную зону, охлаждая ТВС с твэлами, и через выходные патрубки подается в парогенераторы

Второй контур включает шесть парогенераторов, два турбогенератора, трубопроводы пара и питательной воды.

Электрическая мощность реактора 440 МВт.

Реакторы подобного типа по советским проектам построены в Венгрии, Чехии, Болгарии, Финляндии, ГДР и Украине.

2. АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1000.

Реактор ВВЭР-1000 представляет собой следующее поколение легководных реакторов большой мощности. Электрическая мощность энергоблоков составляет 1000 МВТ. Реактор состоит из корпуса. Верхнего блока, внутрикорпусных устройств и активной зоны.

Корпус с верхним блоком представляет собой сосуд под давлением с размещенным в нем внутрикорпусными устройствами и активной зоной. Активную зону реактора охлаждают четыре петли с теплоносителем.

Для предотвращения перегрева топлива в случае обезвоживания активной зоны смонтирована система, позволяющая быстро залить активную зону водным раствором борной кислоты. При этом не только охлаждаемая сама активная зона, но в результате попадания бора прекращается цепная реакция.

Активная зона состоит из 163 ТВС шестигранной формы с твэлами. В 61 ТВС установлены органы регулирования реактора, каждый состоит из 18 поглощающих элементов.

Реактор устанавливается в бетонной шахте, которая служит биологической защитой. Реактор ВВЭР-1000 снабжен прочно-плотной защитной оболочкой.

Реакторы подобного типа построены в Болгарии, Украине и Словакии.

3. АЭС с реакторной установкой РБМК-1000.

Началом истории развития водо-графитовых канальных энергетических реакторов принято считать пуск первой в мире АЭС в Обнинске, состоявшийся 27 июня 1954г. Развертывание работ по практическому использованию атомной энергии и выбору конструкции первой в мире АЭС началось, естественно, много раньше и относится к 1948-1949гг. В конструкции реактора для этой АЭС использован весь опыт, накопленный к тому времени в канальном направлении реакторостроения. В 1958 г, т.е. через четыре года после пуска первой в мире АЭС, была введена в действие первая очередь Сибирской АЭС с водо-графитовым реактором электрической мощностью 100 МВт. Общая мощность Сибирской АЭС после ввода в строй всех ее очередей достигла 600 МВт.

Следующим этапом развития реакторов канального типа был ввод в эксплуатацию Белоярской АЭС с реакторами электрической мощностью 100 и 200 МВт, впервые продемонстрировавшей ядерный перегрев пара в промышленных масштабах. Дальнейшим развитием водо-графитовых канальных реакторов явилось создание большой серии реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500, начавшееся с ввода в строй в 1973г. первого энергоблока Ленинградской АЭС. Строительство АЭС с реакторами РБМК было предусмотрено долгосрочной программой по увеличению производства электроэнергии, принятой Правительством бывшего Советского Союза. За десять лет после пуска первого энергоблока Ленинградской АЭС было сооружено еще 12 энергоблоков с реакторами РБМК-1000, в том числе на Курской, Чернобыльской и Смоленской АЭС. К апрелю 1986 г. электроэнергию вырабатывали уже 14 энергоблоков с РБМК (кроме реакторов упомянутых АЭС были пущены блоки на Игналинской АЭС РБМК-1500 в Литве).

К конструктивным недостаткам РБМК можно отнести следующие:

• положительный коэффициент реактивности и эффект обезвоживания активной зоны;
• недостаточное быстродействие аварийной защиты в условиях недопустимого снижения реактивности;
• недостаточное число автоматических технических средств, способных привести реакторную установку в безопасное состояние при нарушениях требований эксплуатационного регламента;
• незащищенность техническими средствами устройств ввода и вывода из работы части аварийных защит реактора;
• отсутствие защитной оболочки.
• После проведения анализа причин возникновения и развития аварии на Чернобыльской АЭС определились основные направления разработки и внедрения технических мероприятий по повышению надежности и безопасности действующих и сооружаемых АЭС с реакторами РБМК:
• улучшение нейтронно-физических характеристик активной зоны путем поэтапного снижения парового коэффициента реактивности;
• увеличение запаса реактивности в стационарных режимах на любом уровне мощности;
• установление непрерывного контроля за изменением оперативного запаса реактивности в процессе работы реактора;
• предотвращение несанкционированного отключения аварийных защит реактора при его работе на мощности.

Первоочередные технические мероприятия по всем этим направлениям были реализованы на АЭС с РБМК в 1986-1987 г. В конце 1986 г. были разработаны "Сводные мероприятия по повышению надежности и безопасности АЭС с реакторами РБМК".

Желая хоть как-то способствовать дальнейшей работе канальных уран-графитовых реакторов, Минатом России предполагает их использовать для промышленного получения радиационного легированного кремния (РЛК). Эта технология будет задействована на российских действующих АЭС с реакторами РБМК [33].

Основой технологии РЛК являются ядерные превращения атомов под воздействием тепловых нейтронов, а именно, нейтронное трансмутационное превращение кремния-30 в фосфор в результате облучения тепловыми нейтронами в ядерном реакторе.

Радиационно-легированный кремний используется для изготовления силовой полупроводниковой электроники и приборов специального назначения повышенной надежности и качества. История с РЛК имеет давние корни.

Еще в соответствии с поручением Совета Минстроя СССР от 24.07.81 г. № П-14582 и указанием 16 Главного Управления бывшего Министерства среднего машиностроения СССР (старое название Минатома России) от 25.01.82 г. № ГЖ-418 была разработана конструкторская документация на канал облучательного устройства для радиационного легирования кремния. В 1983 г. ПО “ЧМЗ” изготовил каналы РЛК для Чернобыльской АЭС, где они в последствии были установлены и эксплуатировались значительное время.

Далее, в конце 1987 уже Минатомэнерго СССР приняло решение развернуть промышленное производство РЛК на Смоленской и Курской, а позднее и на Ленинградской АЭС.

Для Смоленской АЭС институтами ВНИПИЭТ и “Атомэнергопроект” были разработаны и переданы на станцию рабочие проекты транспортно-технологической части для проведения радиационного легирования кремния в центральных залах энергоблоков № 1,2, а также разработана документация облучательного канала для легирования кремния диметром 85 мм, устанавливаемых в реакторах указанных энергоблоках в ячейках № 22-21.

Предполагаемый выпуск продукции (по облученному кремнию) составляет 20 тонн в год слитков до 86 мм длиной до 500 мм. Стоимость 1 кг легированного кремния составляет 80 $ USA.

Использование ядерных реакторов для не свойственных им функций неизбежно приведет к новым авариям на РБМК.

Технология радиационного легирования кремния на атомных станциях не прошла экологическую экспертизу, как этого требует Федеральный закон “ Об экологической экспертизе” №174-ФЗ от 23.11.95 г.

Кроме этого, хотелось бы получить от Госатомнадзора России и Минатома России ответы на следующие вопросы (запросы с нижеприведенными вопросами были направлены в Минатом России и Госатомнадзор России. Однако по прошествии почти 9 месяцев ответы так и не получены):

• были ли установлены облучательные устройства для радиационного легирования кремния на печально знаменитом IV энергоблоке Чернобыльской АЭС;
• на энергоблоках каких атомных станций с реакторами типа РБМК расположенных на территории России, технология радиационного легирования кремния используется в настоящее время;
• не нарушает ли технология радиационного легирования кремния в ядерных энергетических реакторах требований норм и правил по безопасности в атомной энергетике.

4. АЭС с реакторной установкой БН-600.

С 1949 г. ведется многоплановая исследовательская работа по созданию реакторов на быстрых нейтронах. Именно тогда А.И.Лейпунским была высказана идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего.

Главная особенность реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы U-238 и Th-232, которых в природе значительно больше, чем U-235 - основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый "отвальный уран", оставшийся после обогащения ядерного горючего U-235.

Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что например, на 100 разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120-140 новых ядер, способных к делению.

Активные зоны реакторов на быстрых нейтронах (БН) весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах.

Экономически необходимая средняя глубина выгорания уран-плутонивого топлива в БН должна составлять 100-150 МВт*сут/кг, т.е. она должна быть в 2,5-3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, что обусловлено высокой стоимостью топлива БН. Для достижения указанной глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛ и ТВС БН, необходимая стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛ, их совместимость с продуктами деления и устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т.п. Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (экранами), заполненными воспроизводящим материалом - обедненным ураном, содержащим 99,7-99,8 % U-238.

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20-27%) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

Использование в качестве теплоносителя натрия ставит перед эксплуатацией АЭС следующие задачи.

Среди них следующие:

• чистота натрия используемого в БН. Возможно достичь даже 99,95 %, т.е. не более 5*10^-4 примесей. Больше проблем вызывает примеси кислорода из-за участия кислорода в массопереносе железа и коррозии компонентов;
• натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе и других окисляющих агентах. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым натрия радиоактивен. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Для устранения опасности, натрий и продукты его сгорания следует тщательно контролировать;
• возможность реакций натрия с водой и органическими материалами. Особенно это важно для конструкции парогенератора. Так как утечка из водяного контура в натриевый, приводит к быстрому росту давления.
• Стабильность быстрых реакторов зависит от параметров, перечисленных ниже:
• пустотного натриевого коэффициента.
• Изменение в реактивности происходит при изменении плотности натриевого теплоносителя (или полного оголения АЗ). Натриевый пустотный коэффициент может быть положительным или отрицательным, зависит от размеров АЗ, геометрии и состава материалов;
• механических расширений ТВЭЛ.
• При увеличении уровня мощности реактора, происходит тепловое расширение топливных сборок. Это эффективно увеличивает размеры АЗ, тем самым уменьшается ее реактивность;
• радиоактивность первого контура.

Радиоактивные изотопы N-24,22 (азот) является продуктами активации, возникающими вследствие нейтронного облучения натрия первого контура, периоды полураспада N-24,22 составляют соответственно 15 ч и 2,6 года. Как результат радиоактивность натрия первого контура остается высокой в течение значительного времени после остановки реактора. Касаясь только N-24, отметим, что требуется более четырех суток после остановки реактора, прежде чем персонал может находиться вблизи больших количеств натриевого теплоносителя.

Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнено многими неотработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешенными вопросами оптимальной организации их ядерного топливного цикла (ЯТЦ), который должен базироваться на плутонии и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива).

Удельные капиталовложения в АЭС с БН в настоящее время значительно (1.5-2 раза) превышают удельные капиталовложения в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Сдерживающее влияние на развитие БН оказывает также пока благополучное положение в мире с ресурсами относительно дешевого урана.

Компоновка реакторной установки интегральная (бакового типа): активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены в корпусе реактора. Теплоноситель первого контура движется внутри корпуса реактора по трем параллельным петлям, каждая из которых включает два теплообменника и циркуляционный центробежный насос погружного типа с двухсторонним всасыванием. Насосы снабжены обратными клапанами. Циркуляция натрия в каждой петле промежуточного контура осуществляется центробежным насосом погружного типа с односторонним всасыванием. Активная зона и зона воспроизводства смонтированы в напорной камере, где расход теплоносителя распределяется по топливным сборкам соответственно их тепловыделению. Активная зона по торцам и периметру окружена экранами - зоной воспроизводства, состоящей из сборок, заполненных двуокисью обедненного урана.

Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней частью. Корпус через опорное кольцо установлен на катковые опоры фундамента. Внутри корпуса помещена металлоконструкция коробчатого типа - опорный пояс, на котором укреплена напорная камера с активной зоной, зоной воспроизводства и хранилищем, а также внутрикорпусная биологическая защита.

Три насоса первого контура и шесть промежуточных теплообменников смонтированы в цилиндрических стаканах, установленных на опорном поясе. В верхней части корпус имеет соответственно шесть отверстий для установки теплообменников и три отверстия - для насосов. Компенсация разности температурных перемещений между стаканами теплообменников и насосов, а также между корпусом и страховочным кожухом обеспечивается сильфонными компенсаторами. Стенки бака имеют принудительное охлаждение "холодным" натрием из напорной камеры. Биологическая защита состоит из цилиндрических стальных экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем. Бак реактора заключен в страховочный кожух. Верхняя часть корпуса служит опорой для поворотной пробки и поворотной колонны, обеспечивающих наведение механизма перегрузки на топливную сборку. Одновременно поворотная пробка и поворотная колонна служит биологической защитой.

Топливные сборки загружают и выгружают комплексом механизмов, куда входят: два механизма перегрузки, установленные на поворотной колонне; два элеватора (загрузки и выгрузки); механизм передачи поворотного типа, размещенный в герметичном боксе.

Паротурбинная часть выполнена из трех серийных турбин обычной теплоэнергетики мощностью по 200 МВт каждая, с начальными параметрами пара 13.0 МПа и 500° С и промежуточным перегревом пара.

5. АЭС с реакторной установкой ЭГП-6.

В составе Билибинской АЭС находится 4 энергоблока с реакторами ЭГП-6 номинальной тепловой мощностью 62 МВт каждый. Установленная электрическая мощность Билибинской АЭС составляет 48 МВт. Станция работает в изолированном Чаун-Билибинском энергоузле (Чукотский автономном округ). Доля выработки электроэнергии на АЭС в этом энергоузле составляет 65%. Билибинская АЭС относится к атомным станциям первого поколения.

Специальные проекты

ЭкоПраво

Экорепортёр -
   Зелёные новости

Система
   добровольной
   сертификации

Ярмарка
   экотехнологий

За биобезопасность

Общественные
   ресурсы
   образования

Информационные партнёры: