1-я партия оборудования для ЭБ-7 АЭС Тяньвань в Китае доставлена на стройплощадку
4 комплекта проходок бака-приямка.
4 комплекта проходок бака-приямка.
Специалисты прокрутили турбину на холостом ходу и поэтапно увеличили количество оборотов до проектных значений – 3000 оборотов в минуту.
Строителям предстоит заполнить особо тяжелым бетоном 9 захваток, использовав 544 куб м смеси.
Технология базируется на автоклавном выщелачивании, далее урановая пульпа фильтруется, на сорбцию направляются чистые урановые растворы.
Отправлены 2 емкости системы аварийного охлаждения зоны реактора (САОЗ) и 2 подогревателя высокого давления ПВД-К-5 и ПВД-К-6.
Новая модификация ядерного топлива 2-го поколения для ВВЭР-440 позволит оптимизировать водно-урановое отношение в активной зоне реактора.
На блоке начат поэтапный ступенчатый подъем мощности от 1% до 35-40%.
Масса одного сферического корпуса — более 31 т при высоте 3,5 м и ширине свыше 3 м.
За 21 сутки атомоход проекта 22220 преодолел около 4800 морских миль.
Вывод реактора на МКУ (менее 1% от номинальной мощности) открывает заключительную часть испытаний на этапе физического пуска.
На «Петрозаводскмаше» находятся в активной фазе изготовления корпуса ГЦНА для ЭБ-2.
Изготовление 330-тонного корпуса реактора длиной 12 м заняло почти 3 года.
На профессиональном языке атомщиков эффективные сутки – это 24 ч работы на номинальной мощности в 3200 МВт
Реакторного здания и здания турбины.
Подобные проверки проводятся Ростехнадзором на всех АЭС России ежегодно.
с 23 июня по 16 сентября в Финском заливе и Балтийском море была проведена проверка работы механизмов и оборудования атомохода, протестированы электроэнергетическая система в ходовых условиях и маневренные характеристики судна при различных вариантах осадки.
Для устройства перекрытия необходимо свыше 2,5 тыс куб м бетонной смеси и 1100 т арматуры.
Ввод в промышленную эксплуатацию энергоблока №2 ожидается в 2022г.
Система планового и аварийного расхолаживания используется для снижения интенсивности тепловыделения реактора до уровня, при котором не произойдет недопустимого перегрева внутриреакторных элементов конструкций.
Будапештский исследовательский реактор – один из старейших и наиболее мощных в Центральной Европе.