виконаний з поздовжнім розташуванням турбіни щодо його довжини, що збільшує довжину залу, але зменшує його проліт в порівнянні з поперечним розташуванням турбіни.
Компонування реакторного відділення
Компонування реакторно-парогенераторна цеху виконана всередині герметичної захисної залізобетонної оболонки. Діаметр її циліндричної частини 47,7 м, висота 67,5 м. У верхній частині вона перекрита сферичним куполом. Оболонка забезпечує разом з іншим обладнанням радіаційний захист в період МПА і біологічний захист в нормальній експлуатації. Усередині оболонки споруджена біологічний захист із залізобетону (стіна товщиною 1,5 м між реактором і парогенераторами, перекриття стіни басейну витримки).
Корпус реактора розташовується в залізобетонній шахті, що відокремлює його від основного устаткування і що є фундаментом для корпусу. Для проведення перевантаження палива між кришкою і верхнім захисним ковпаком реактора як продовження шахти утворюється басейн перевантаження. У зв'язку з необхідністю знімання кришки корпусу для цілей перевантаження в реакторному відділенні є мостовий кран. Другий кран меншій вантажопідйомності використовується для всіх інших операцій.
Вентиляційна металева труба розташована на обстройка герметичної оболонки. У обстройка герметичної оболонки в її кутах розташовано основне обладнання всіх допоміжних систем безпеки (баки аварійного запасу бору, теплообмінники розхолоджування, спринклерні насоси і насоси аварійного розхолоджування низького тиску).
4.4 Аналіз паливного господарства станції
Свіжі тепловиділяючі касети (ТВК), що надійшли на АЕС з заводу виробника, зберігаються в герметичних контейнерах на об'єктовому складі свіжого палива. Склад свіжого палива розташовується вище нульової позначки в незатоплюваними зоні. Свіжі ТВК у радіаційному відношенні нешкідливі для персоналу АЕС і навколишнього середовища.
Швидкі реактори - розмножувачі (БР) мають досить високий коефіцієнт відтворення, і тому можуть працювати незалежно від того, чи надходять ззовні діляться матеріали. Вони здатні переробляти 238U в 239Pu і 232Th в 233U теоретично з 100% ефективністю, а практичним з урахуванням втрат у 100 з гаком разів вище, ніж у сучасних легководородних реакторах без переробки палива, і приблизно в 25-50 разів вище, ніж у теплових реакторах- конвертерах.
За умови питомої виробництва енергії з ідеальним показником 0,92 МВт доб на 1 г розділилося урану або плутонію результуюча теплова енергія, що отримується в швидких реакторах з 1 г природного урану складає 0,55 МВт доб / м. Таким чином, річну потребу швидкого реактора в природному урані споживають 1,66 т на 1000 МВт. Благодоря невеликому споживанню природного урану швидкі реактори практично нечутливі до ціни на уран.
В даний час вважається, що час перебування палива БР в зовнішньому циклі може бути прийнято рівним двом рокам.
Після вивантаження ТВК з активної зони і бічний зони відтворення вони надходять в басейн витримки, де зберігаються перші 180 діб. Потім ТВК завантажуються в транспортні контейнери, кожен з яких може вмістити від 16 до 12 ТВК, і перевозять їх на переробний завод. Вся перевезення займає близько 30 діб. Наступні 30 діб відводяться на проміжне зберігання і попередню обробку...
