Eng Ru
Отправить письмо

ЭГП-6. Эгп реактор


Первая АЭС

Количество просмотров публикации Первая АЭС - 267

Мощность 5 МВт. Графитовая кладка заключена в легкий металлический корпус. Основной конструкционный мателиал - нержавеющая сталь. В отверстиях графитовой кладки вставлены вертикальные каналы, по которым прокачивается теплоноситель с давлением 10 МПа. Температура на выходе из активной зоны - 280 0С. Схема АЭС двухконтурная. Обогащение топлива 5 %. Топливо содержится в матрице из Mo и Mg.

АМБ-100 (1964ᴦ. 1 блок Белоярской АЭС)

Двухконтурная АЭС с ядерным перегревом пара.

АМБ-200(1967 ᴦ. 2 блок Белоярской АЭС)

Одноконтурная АЭС с перегревом пара.

Графитовая кладка реактора АМБ расположена в тонкостенном металлическом корпусе, заполненным инœертным газом. ТВС расположены в 998 каналах (732 испарительных и 266 пароперегревательных). Паросодержание 17 %. В качетстве топлива используется U с обогащением 3…3,3 %. Твэлы кольцевые с дисперсным топливом с Mg матрицей. Диаметр: внутренний 12´0,6 мм, наружный 20´0,3 мм.

Принудительная циркуляция теплоносителя.

Органы регулирования - 100 поглощающих стержней (из них 6 АР, 16 АЗ). Привод снизу (кроме стержней АЗ).

Перегрузка осуществляется на остановленном реакторе с помощью перегрузочной машины.

ЭГП-6 (Билибинская АТЭЦ)

Тепловая мощность реактора 64 МВт. На АТЭЦ 4 блока. Суммарная электрическая мощность - 48 МВт, тепловая - 78 МВт. Естественная циркуляция теплоносителя. Температура паровоядной смеси 104 0С. Высота активной зоны 3 м, диаметр 4,2 м. Технологических каналов - 273, каналов СУЗ - 60. ТВС аналогичны реактору АМБ.

Энерговыделœение 18 МВт×сут/кг U. Перегрузка на остановленном реакторе.

РБМК-1000

Контур многократной принудительной циркуляции состоит из 2 петель циркуляции. Каждая петля включает два барабана-сепаратора, 4 ГЦН, всасывающий и напорный коллекторы, раздаточные коллекторы.

Паросодержание на выходе активной зоны 14…17 %. Температура на входе 265 0С. Среднее давление в активной зоне 8 МПа, давление пара в барабанах-сепереторах 7 МПа.

Графитовая кладка набрана из блоков размеров 25´25´60 см. Технологические кнаналы на уровне активной зоны из Zr. Диаиметр трубы 88´4 мм. Верхняя и нижняя часть из нержавеющей стали. Тепловыделяющая сборка состоит из 18 твэлов. Каждая кассета состоит из 2 ТВС длиной 3,5 м, расположенных одна над другой. Обогащение топлива 1,8…2.4 %.

Органы регулирования 196 поглощающих стержней из B4C (в том числе РР, ЛАР, АЗ, УСП, АП). Используется автономный контур охлаждения.

Перегрузка осуществляется без остановки реактора при помощи РЗМ.

referatwork.ru

ЭГП-6

Тип реактора Назначение реактора Технические параметры Теплоноситель Топливо Тепловая мощность Электрическая мощность Разработка Проект Научная часть Предприятие-разработчик Строительство и эксплуатация Местонахождение Пуск Эксплуатация Построено реакторов
ЭГП-6
графито-водный
теплоэнергетика, электроэнергетика
вода
двуокись урана
65 МВт
12 МВт
1974
ФЭИ
НИКИЭТ
Билибинская АЭС
1974 —1976 годы
1974 по н.в.
4

ЭГП-6 ( Э нергетический Г етерогенный П етлевой 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 циркуляция ru en 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/см 2 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 235 U , % 3,0, 3,6
Количество стержней СУЗ, шт. 60
Поглотитель бористая сталь, содержание 10 В  — 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

www.cruer.com

WikiZero - ЭГП-6

Wikipedia Open wikipedia design.Тип реактора Назначение реактора Технические параметры Теплоноситель Топливо Тепловая мощность Электрическая мощность Разработка Проект Научная часть Предприятие-разработчик Строительство и эксплуатация Местонахождение Пуск Эксплуатация Построено реакторов
ЭГП-6
графито-водный
теплоэнергетика, электроэнергетика
вода
двуокись урана
65 МВт
12 МВт
1974
ФЭИ
НИКИЭТ
Билибинская АЭС
1974—1976 годы
1974 по н.в.
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 циркуляцияruenтеплоносителя. 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].

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.

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

www.wikizero.com

ЭГП-6 Вики

Тип реактора Назначение реактора Технические параметры Теплоноситель Топливо Тепловая мощность Электрическая мощность Разработка Проект Научная часть Предприятие-разработчик Строительство и эксплуатация Местонахождение Пуск Эксплуатация Построено реакторов
ЭГП-6
графито-водный
теплоэнергетика, электроэнергетика
вода
двуокись урана
65 МВт
12 МВт
1974
ФЭИ
НИКИЭТ
Билибинская АЭС
1974—1976 годы
1974 по н.в.
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 циркуляцияruenтеплоносителя. 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[ | код]

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[ | код]

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[ | код]

Конструкционно ТВС для реакторов ЭГП-6 представляют собой трубчатые ТВЭЛы со стальными оболочками, размещаемые в графитовых втулках[3].

Аварийная защита[ | код]

При срабатывании защиты АЗ-1 в активную зону вводятся 8 стержней АЗ, 4 стержня АР и 10 стержней РР с приводами РС-АЗ.

Примечания[ | код]

ru.wikibedia.ru

ЭГП-6 - WikiVisually

1. Оксид урана(IV) – Uranium dioxide or uranium oxide, also known as urania or uranous oxide, is an oxide of uranium, and is a black, radioactive, crystalline powder that naturally occurs in the mineral uraninite. It is used in fuel rods in nuclear reactors. A mixture of uranium and plutonium dioxides is used as MOX fuel, prior to 1960, it was used as yellow and black color in ceramic glazes and glass. Uranium dioxide is produced by reducing uranium trioxide with hydrogen, uO3 + h3 → UO2 + h3O at 700 °C This reaction plays an important part in the creation of nuclear fuel through nuclear reprocessing and uranium enrichment. The solid is isostructural with fluorite, where each U is surrounded by eight O nearest neighbors in a cubic arrangement, in addition, the dioxides of cerium, plutonium and neptunium have the same structures. No other elemental dioxides have the fluorite structure, upon melting, the measured average U-O coordination reduces from 8 in the crystalline solid, down to 6. 7±0.5 in the melt. Uranium dioxide is oxidized in contact with oxygen to the triuranium octaoxide, see the spent nuclear fuel page for further details. Water increases the rate of plutonium and uranium metals. Uranium dioxide is carbonized in contact with carbon, forming uranium carbide, UO2 +4 C → UC2 +2 CO This process must be done under an inert gas as uranium carbide is easily oxidized back into uranium oxide. UO2 is used mainly as fuel, specifically as UO2 or as a mixture of UO2 and PuO2 called a mixed oxide. Note that the conductivity of uranium dioxide is very low when compared with uranium, uranium nitride, uranium carbide. This low thermal conductivity can result in localised overheating in the centres of fuel pellets, the graph below shows the different temperature gradients in different fuel compounds. For these fuels the power density is the same and the diameter of all the pellets are the same. Uranium oxide was used to color glass and ceramics prior to World War II, in 1958 the military in both the USA and Europe allowed its commercial use again as depleted uranium, and its use began again on a more limited scale. Urania-based ceramic glazes are dark green or black when fired in a reduction or when UO2 is used, more commonly it is used in oxidation to produce yellow, orange. Orange-colored Fiestaware is an example of a product with a urania-colored glaze. Uranium glass is green to yellow, and often has strong fluorescent properties. Urania has also used in formulations of enamel and porcelain

2. Белоярская АЭС – The Beloyarsk Nuclear Power Station was the second of the then Soviet Unions nuclear plants. It is situated by Zarechny in Sverdlovsk Oblast, Russia, Zarechny township was created to service the station, which is named after the Beloyarsky District. Two earlier reactors were constructed at Beloyarsk, an AMB-100 reactor, both were supercritical water reactors, the first unit used 67 tons of Uranium enriched to 1. 8%, while the second unit used 50 tons of Uranium enriched to 3. 0%. The first unit had a steam cycle, while the second had a direct one. Although they were comparable in power to the Shippingport Atomic Power Station and their main novelty was the use of superheated steam ran through a standard turbine thus resulting in a better efficiency compared to the earlier Obninsk Nuclear Power Plant pilot plant. The first Beloyarsk unit produced about 285 MW heat of which about 100 MW were converted to electricity, the second unit, which used two turbines, had a similar conversion efficiency of about 36%. Two reactors are now in operation, a BN-600 fast breeder reactor, generating 600 MWe gross, the BN-800 is the largest fast neutron power reactor in service in the world. Three turbines are connected to the BN-600 reactor, the BN-600 reactor core is 1.03 metres tall and has a diameter of 2.05 metres. It has 369 fuel assemblies, each consisting of 127 fuel rods with an enrichment of 17–26% 235U, in comparison, typical enrichment in other Russian reactors is in the range of 3–4% 235U. BN-600 reactors use liquid sodium as a coolant, as with most Russian nuclear power plants, the station lacks a containment building. Construction started on the larger BN-800 fast breeder reactor in 1987, protests halted progress in 1988, but work resumed in 1992 following an order by President Boris Yeltsin. Financial difficulties resulted in slow progress, construction costs have been estimated at 1 trillion rubles and the new reactor was expected to be finished in 2012–2015. The BN-600 was originally planned to be decommissioned in 2010 but its lifetime was expected to be extended to cover the gap, on 27 June 2014, controlled nuclear fission started in the BN-800 fast breeder reactor. The newest reactor helps to close the fuel cycle and to achieve a fuel cycle without or with less nuclear waste. Russia was, at the date, the country that operates fast neutron reactors for energy production. However issues detected during low power operation required further development work. On 31 July 2015, the unit again achieved minimum controlled power again, commercial operations are expected to start before the end of 2016, now with a power rating of 789 MWe. In December 2015, Unit 4 was connected to the national grid, the two gravest incidents at Beloyarsk Nuclear Power Plant struck the two reactors which are now shut down

3. Теплоноситель – A coolant is a fluid which flows through or around a device to prevent the device from overheating, transferring the heat produced by the device to other devices that either use or dissipate it. An ideal coolant has high capacity, low viscosity, is low-cost, non-toxic, chemically inert. Some applications also require the coolant to be an electrical insulator, the term also covers cutting fluids. The coolant can either keep its phase and stay liquid or gaseous, or can undergo a phase transition, the latter, when used to achieve below-ambient temperature, is more commonly known as refrigerant. Air is a form of a coolant. Air cooling uses either convective airflow, or a forced circulation using fans, hydrogen is used as a high-performance gaseous coolant. Hydrogen-cooled turbogenerators are currently the most common electrical generators in large power plants, inert gases are used as coolants in gas-cooled nuclear reactors. Helium has a low tendency to absorb neutrons and become radioactive, carbon dioxide is used in Magnox and AGR reactors. Sulfur hexafluoride is used for cooling and insulating of some high-voltage power systems, steam can be used where high specific heat capacity is required in gaseous form and the corrosive properties of hot water are accounted for. The most common coolant is water and its high heat capacity and low cost makes it a suitable heat-transfer medium. It is usually used with additives, like corrosion inhibitors and antifreeze, antifreeze, a solution of a suitable organic chemical in water, is used when the water-based coolant has to withstand temperatures below 0 °C, or when its boiling point has to be raised. Betaine is a coolant, with the exception that it is made from pure plant juice. Very pure deionized water, due to its relatively low conductivity, is used to cool some electrical equipment, often high-power transmitters. Heavy water is a neutron moderator used in nuclear reactors. Light water reactors, both boiling water and pressurised water reactors the most common type, use ordinary water, polyalkylene glycol is used as high temperature, thermally stable heat transfer fluids exhibiting strong resistance to oxidation. Modern PAGs can also be non-toxic and non-hazardous, cutting fluid is a coolant that also serves as a lubricant for metal-shaping machine tools. Oils are used for applications where water is unsuitable, with higher boiling points than water, oils can be raised to considerably higher temperatures without introducing high pressures within the container or loop system in question. Mineral oils serve as both coolants and lubricants in many mechanical gears, mineral oil is often used in submerged PC systems as it is non-conductive and therefore wont short circuit or damage any parts

4. Насыщенный пар – Vapor pressure or equilibrium vapor pressure is defined as the pressure exerted by a vapor in thermodynamic equilibrium with its condensed phases at a given temperature in a closed system. The equilibrium vapor pressure is an indication of a liquids evaporation rate and it relates to the tendency of particles to escape from the liquid. A substance with a vapor pressure at normal temperatures is often referred to as volatile. The pressure exhibited by vapor present above a surface is known as vapor pressure. As the temperature of a liquid increases, the energy of its molecules also increases. As the kinetic energy of the molecules increases, the number of molecules transitioning into a vapor also increases, the vapor pressure of any substance increases non-linearly with temperature according to the Clausius–Clapeyron relation. The atmospheric pressure boiling point of a liquid is the temperature at which the pressure equals the ambient atmospheric pressure. With any incremental increase in temperature, the vapor pressure becomes sufficient to overcome atmospheric pressure. Bubble formation deeper in the liquid requires a pressure, and therefore higher temperature. More important at shallow depths, is the temperature required to start bubble formation. The surface tension of the wall lead to an overpressure in the very small initial bubbles. Thus, thermometer calibration should not rely on the temperature in boiling water, the vapor pressure that a single component in a mixture contributes to the total pressure in the system is called partial pressure. Vapor pressure is measured in the units of pressure. The International System of Units recognizes pressure as a unit with the dimension of force per area. One pascal is one newton per square meter, experimental measurement of vapor pressure is a simple procedure for common pressures between 1 and 200 kPa. Most accurate results are obtained near the point of substances. Better accuracy is achieved when care is taken to ensure that the entire substance and this is often done, as with the use of an isoteniscope, by submerging the containment area in a liquid bath. Very low vapor pressures of solids can be measured using the Knudsen effusion cell method, the Antoine equation is a mathematical expression of the relation between the vapor pressure and the temperature of pure liquid or solid substances

wikivisually.com

ЭГП-6 - Википедия

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

Текущая версия страницы пока не проверялась опытными участниками и может значительно отличаться от версии, проверенной 22 марта 2017; проверки требуют 5 правок. Текущая версия страницы пока не проверялась опытными участниками и может значительно отличаться от версии, проверенной 22 марта 2017; проверки требуют 5 правок. Тип реактора Назначение реактора Технические параметры Теплоноситель Топливо Тепловая мощность Электрическая мощность Разработка Проект Научная часть Предприятие-разработчик Строительство и эксплуатация Местонахождение Пуск Эксплуатация Построено реакторов
ЭГП-6

графито-водный

теплоэнергетика, электроэнергетика

вода

двуокись урана

65 МВт

12 МВт

1974

ФЭИ

НИКИЭТ

Билибинская АЭС

1974

1974 по н.в.

4

ЭГП-6 (Энергетический Гетерогенный Петлевой реактор с 6-ю петлями циркуляции теплоносителя) — энергетический графито-водный гетерогенный реактор канального типа на тепловых нейтронах c естественной циркуляцией и реализует схему прямого цикла. Её прототипом являются реакторные установки АМ и АМБ. Все четыре ЭГП-6 установлены на Билибинской АЭС, пуск с 1974 по 1977 год. Реактор используется для производства как электрической, так и тепловой энергии.

Реактор ЭГП-6 — изменённая версия реакторов -100 и −200, разработанных НИКИЭТ под научным руководством ФЭИ и эксплуатировавшихся на Белоярской АЭС. Особенностью конструкции является естественная циркуляцияenтеплоносителя. Выработка насыщенного пара производится в каналах активной зоны. В дальнейшем направление ЭГП не получило развития в реакторостроении[1].

Данный тип малой АЭС (АТЭЦ с четырьмя блоками мощностью по 12 МВт(эл.)) можно назвать самым удачным, из всех советских проектов малых АЭС (пример: ТЭС-3, АРБУС (Арктическая блочная установка, "Памир") .Реакторы пущенные в середине 70-ых годов, продолжают оставаться в строю до сих пор, и будут работать пока их не сменит новейшая ПАТЭС. Все её четыре блока успешно отработали весь назначенный срок службы (30 лет) и их эксплуатация была продлена ещё на 15 лет.

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 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, С 280
Диаметр активной зоны, м 4,2
Высота активной зоны, м 3,0
Количество 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 U-235, % 3.0, 3.6
Количество стержней СУЗ, шт. 60
Поглотитель бористая сталь, содержание В10 — 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 ТВЭЛ-ы со стальными оболочками, размещаемые в графитовых втулках.[2]

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[ | ]

encyclopaedia.bid

6 - Gpedia, Your Encyclopedia

Тип реактора Назначение реактора Технические параметры Теплоноситель Топливо Тепловая мощность Электрическая мощность Разработка Проект Научная часть Предприятие-разработчик Строительство и эксплуатация Местонахождение Пуск Эксплуатация Построено реакторов
ЭГП-6
графито-водный
теплоэнергетика, электроэнергетика
вода
двуокись урана
65 МВт
12 МВт
1974
ФЭИ
НИКИЭТ
Билибинская АЭС
1974—1976 годы
1974 по н.в.
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 циркуляцияruenтеплоносителя. 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

www.gpedia.com


© ЗАО Институт «Севзапэнергомонтажпроект»
Разработка сайта