ЭГП-6

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

ЭГП-6 (Энергетический Гетерогенный Петлевой реактор с 6 петлями циркуляции теплоносителя) — энергетический графито-водный гетерогенный реактор канального типа на тепловых нейтронах с естественной циркуляцией, реализующий схему прямого цикла. Его 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^[англ.] 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/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