Плавучую насосную станцию построят для вывода ЗАЭС на проектную мощность
Мощностью до 80 тыс куб м в час.
Мощностью до 80 тыс куб м в час.
Он моделирует работу энергоблока БРЕСТ-ОД-300 — одного из первых объектов ядерной энергетической системы IV поколения.
Во время работ специалисты выполнили внутриреакторный контроль, капремонт генератора № 7 и средний — генератора № 8.
Вода будет отводиться в акваторию Средиземного моря после охлаждения конденсаторов турбин.
Документ был подписан через несколько часов после того, как Высший административный суд Чехии отменил решение Краевого суда в городе Брно о запрете его подписания.
Высший административный суд Чехии отменил решение Краевого суда в городе Брно о запрете подписания соглашения о достройке АЭС «Дукованы».
Мощность понижена на 160 МВт.
В настоящее время энергоблоки № 1, 2 и 3 атомной станции работают в штатном режиме с суммарной электрической мощностью 3 164 МВт.
В мировой практике это первый случай, когда детальная модель вывода из эксплуатации разработана на этапе строительства атомного энергоблока.
В составе 28-й команды наблюдателей МАГАТЭ три инспектора. Их задача, как и прежде, — наблюдение и оценка состояния эксплуатационной безопасности станции.
Оно будет загружено в реакторы в будущем году.
Крупногабаритные стальные трубы предназначены для изготовления комплектующих имитационной и активной зон уникального реактора проекта «Прорыв».
Предполагается строительство 2-х реакторов общей мощностью 600 МВт.
Станция замещения Курская АЭС-2 будет оснащена 4 энергоблоками с реакторами ВВЭР-ТОИ, суммарная установленная мощность будущих блоков АЭС — около 5 000 МВт.
Заявил гендиректор Росатома Алексей Лихачев в ходе выступления в Совете Федерации.
Первый из двух новых энергоблоков АЭС «Дукованы» должен быть возведен в 2036 году.
В настоящее время на Кольской АЭС в работе находятся все четыре энергоблока, нагрузка составляет 1 260 МВт.
Из которых 6 РИТМ-200 — для плавучих энергоблоков.
Развитие термоядерного синтеза сейчас находится на стадии разработки технологий, необходимых для поддержания стабильной реакции в термоядерном реакторе.
В период ППР будут выполнены капремонт реакторной установки с полной выгрузкой топлива из активной зоны, ремонт основного оборудования РУ и всех трех систем безопасности.