Реактор БН-350
| Актауская АЭС | |
|---|---|
 | |
 | |
| Страна | Казахстан |
| Расположение | Актау |
| Координаты | 43 ° 36'25 "N 51 ° 16'59" E / 43,607 ° N 51,283 ° E |
| Статус | Выводится из эксплуатации |
| Строительство началось | 1964 |
| Дата комиссии | 1973 |
| Дата вывода из эксплуатации |
|
| Оператор(ы) | |
| Атомная электростанция | |
| Тип реактора | с натриевым теплоносителем Быстрый реактор (БН350) |
| Поставщик реактора | Проект атомной энергетики |
| Производство электроэнергии | |
| Марка и модель | Харьковский турбинный завод |
| Единицы выведены из эксплуатации | 1 × 350 МВт |
| Паспортная мощность |
|
| Внешние ссылки | |
| Веб-сайт | маек |
БН -350 представлял собой двигатель с натриевым охлаждением . [1] : 3 Быстрый реактор расположен на Мангышлакской АЭС , расположенной в Актау (ранее известный как Шевченко), Казахстан , на берегу Каспийского моря .
Строительство быстрого реактора-размножителя БН-350 началось в 1964 году. [2] : 785 и завод впервые произвел электроэнергию в 1973 году. [3] Помимо обеспечения города электроэнергией (350 МВт эл .), БН-350 также использовался для производства плутония и опреснения для подачи в город 120 000 м³ пресной воды в день. [4] : 1146 [5]
Планирование и дизайн
[ редактировать ]Прототипами для разработки реактора БН-350 послужили экспериментальный реактор БР-5, построенный в 1959 году на территории Физико-энергетического института (ФЭИ, Обнинск, Калужская область), и исследовательский реактор БОР-60, [4] введен в НИИАР в 1969 г. (Мелекесс, ныне Димитровград Ульяновской области). Разработка всех энергетических реакторов велась под научным руководством ФЭИ.
Применена трехконтурная схема охлаждения реактора. В первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется жидкий натрий, в третьем контуре – вода. Корпус реактора изготовлен из нержавеющей стали толщиной 30 миллиметров (1,2 дюйма) и диаметром от 2,4 до 6,0 м. [6] : 20 Первый контур системы охлаждения состоит из пяти активных и одного резервного контура.
Закрытие и вывод из эксплуатации
[ редактировать ]Проектный срок эксплуатации реактора официально завершился в 1993 году, а в июне 1994 года реактор был вынужден остановить из-за отсутствия средств на закупку топлива. К 1995 году срок действия лицензии завода истек. Установка продолжала работать значительно ниже своей мощности, пока в 1999 году не прекратилась работа реактора, когда прекратилось производство отработанного топлива, содержащего плутоний.
Утилизация отработавшего топлива была осуществлена при технической и финансовой помощи правительства США. [7] Около 3000 кубических метров (110 000 куб. футов) жидких радиоактивных отходов, в основном натрия и цезия-137 с периодом полураспада 30 лет, хранятся в МАЭК-Казатомпром. Кратковременное безопасное хранение составит 10 лет, после чего следует долгосрочное сухое хранение - 50 лет. [8] Общая стоимость вывода из эксплуатации оценивается в 2020 году в 330 миллионов долларов, которые местные жители будут оплачивать по тарифу на электроэнергию. [8]
В процессе вывода из эксплуатации для устранения радиоактивной опасности Росатом окажет помощь Казахстану в выводе из эксплуатации реактора БН-350.
Как следует из материалов закупочного сайта «Росатома» , АО «Техснабэкспорт» окажет помощь казахстанским партнерам.
По заказу "Техснабэкспорта" Научно-технический центр безопасности ядерных технологий Казахстана должен будет собрать и проанализировать документы нормативной базы Казахстана в области вывода из эксплуатации ядерных объектов и обращения с радиоактивными отходами и оценить достаточность этого. база для проведения непосредственных работ по выводу из эксплуатации БН-350. Затем необходимо будет выбрать технологии решения первоочередных работ по переводу БН-350 в безопасное состояние, разработать исходные требования к структуре и составу технологических комплексов и инфраструктуры, разработать требования к объемно-планировочным решениям и выполнить индикативные (агрегированные ) экономическая оценка принятых решений.
Согласно проекту вывод из эксплуатации БН-350 планируется провести в три этапа. Сначала планируется перевести реакторную установку в состояние безопасного хранения в течение 10 лет, затем обеспечить долгосрочное безопасное хранение в течение 50 лет, а затем провести частичный или полный демонтаж оборудования, зданий и сооружений, а также обеспечить управление радиоактивные отходы.
См. также
[ редактировать ]
- БН-реактор
- Реактор БН-600
- Реактор БН-800 — российский ядерный реактор на быстрых нейтронах, работает с 2016 года.
- Реактор БН-1200 – ядерный реактор на быстрых нейтронах, разрабатываемый в России
Ссылки
[ редактировать ]- ^ Orlov, V. V.; Troyanov, M. F.; Matveev, V. I.; Pomerantsev, G. B.; Tverdovskii, N. D.; Pshakin, G. M.; Khalov, E. M.; Ivanov, A. P.; Shkol'nik, V. S.; Voropaev, A. I.; Danilychev, A. V. (1977). "Reactivity effects in a BN-350 reactor" . Soviet Atomic Energy . 42 (1): 1–6. doi : 10.1007/BF01119689 . ISSN 0038-531X .
- ^ Митенков, Ф.М.; Орлов В.В.; Юрченко, Д.С.; Багдасаров, Ю. Э.; Баклушин, Р.П.; Василенко, К.Т.; Киселев Г.В.; Кочетков Л.А.; Кузнецов И.А. (1975). Калфельц, Дж. М.; Карам, Р.А. (ред.). «Некоторые итоги исследований и опыт пуска АЭС с реактором БН-350» . Перспективные реакторы: физика, проектирование и экономика . Пергам: 785–795. дои : 10.1016/b978-0-08-019610-7.50068-3 . ISBN 978-0-08-019610-7 . Проверено 22 ноября 2023 г.
- ^ Василенко, К.Т.; Кочетков Л.А.; Архипов В.М.; Баклушин, Р.П.; Горлов А.И.; Киселев Г.В.; Резинкин П.С.; Самаркин А.А.; Твердовский, Н.Д. (1978). Опыт очистки и дезактивации элементов реактора БН-350 (PDF) . Международная рабочая группа по быстрым реакторам. стр. 195–203.
- ^ Перейти обратно: а б Leipunskii, A. I.; Afrikantov, I. I.; Stekol'nikov, V. V.; Kazachkovskii, O. D.; Orlov, V. V.; Pinkhasik, M. S.; Bagdasarov, Yu. E.; Baklushin, R. P.; Milovidov, I. V.; Rineiskii, A. A.; Kuznetsov, I. A.; Zakharko, Yu. A.; Koshkin, Yu. N.; Shiryaev, V. I.; Blagovolin, S. M. (1966). "The BN-350 and the BOR fast reactors" . Soviet Atomic Energy . 21 (6): 1146–1157. doi : 10.1007/BF01164227 . ISSN 0038-531X .
- ^ Проект вывода из эксплуатации БН-350 . МАГАТЭ, 2002 г. (запись 34060088)
- ^ Лейпунский А.И.; Пинхасик, М.С.; Багдасаров, Ю. Э.; Баклушин, Р.П.; Поплавский В.М.; Ринеский А.А.; Черномордик, ЕН; Шаранов В.И.; Петровичев И.К.; Стекольников В.В.; Благоволин С.М.; Григорьев, К.Б.; Дмитриев И.Д. (1967). «Натриевая технология и оборудование реактора БН-350» . Советская атомная энергия . 22 (1): 14–20. дои : 10.1007/BF01225386 . ISSN 0038-531X .
- ^ Проблемы безопасности по критичности при утилизации отработавшего топлива БН-350 . Аргоннская национальная лаборатория, 28 февраля 2000 г. Аннотация
- ^ Перейти обратно: а б Местные жители платят за вывод из эксплуатации казахстанского реактора БН-350 , НЭИ, 27 фев 2020