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Benutzer:TZV/NIKIET BREST

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TZV/NIKIET BREST
Logo BREST.png
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Flag of Russia.svg Russische Föderation
Entwicklungsjahr 1985
Entwickler NIKIET
Hersteller Rosatom-Subunternehmen
Auslegung
Reaktortyp Schneller Reaktor
Bauart Druckbehälter
Kühlmittel Natrium
Reaktivitätskoeffizient Fairytale up red.png positiv
Brennstoff
Brennstoff Nitridbrennstoff
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand

Der BREST (russisch БРЕСТ, ausgeschrieben Быстрый Реактор ЕСТественной безопасности für Schneller Reaktor mit inhärenter Sicherheit) ist eine von NIKIET entwickelte Baulinie mit Brutreaktor der Generation IV.

Geschichte

Seite 172 http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/Archive/SbornikTrudov2010.pdf


Die allerersten Arbeiten am BREST-Projekt begannen 1985 mit der Konzeptfindung. Ab 1990 wurden erste Forschungs- und Entwicklungsarbeiten begonnen und ab 1992 mit der Ausarbeitung eines Konzeptprojekts fortgeführt.[1] Im Jahr 1992 berichtete das Fachmagazin Nuclear Engineering International erstmals über das Reaktorkonzept und die Kühlung des Reaktors mit Blei anstatt des bisher bewährten Natriums.[2] Auch 1993 war der Reaktor Thema in der Zeitschrift der American Nuclear Society.[3]


[1]

https://archive.org/details/9419981


(OD steht für Опытный Демонстрационный, deutsch Experimentelle Demonstration, Bezeichnung für die Prototypeinheit, die zugleich als Demonstrationsanlage dient)

Mit der Initiierung des Projekt Proryw im Jahr 2011 wurde die Entwicklung und der Bau des BREST-OD-300 als fester Bestandteil des Programms wieder aufgenommen.


Technik

Die technische Beschreibung bezieht sich hauptsächlich auf den BREST-OD-300, da er das am weitesten fortgeschrittene Modell der BREST-Baulinie ist.

Kreisprozess

Primärkreislauf

Reaktordruckbehälter
Reaktorkern
Pumpen

Sekundärkreislauf

Dampferzeuger
Turbosatz
Kondensator

Sicherheitstechnik

Subsysteme

Karenzzeit

Steuerungstechnik

Versionen

BREST-300

AP600 Shield Building.png AP600 (Generation III)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 675 MWel Leistung: 1940 MWth Schleifen: 2 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 600 MWel Eintrittstemperatur: 224,0 °C Betriebsdruck: 155,13 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 75 MWel Austrittstemperatur: 315,6 °C Pumpenvolumenstrom: 2485 m³/s Niederdruckteile: 2 stck.
Wirkungsgrad: 31 % Höhe des Kerns: 3,658 m Pumpenleistung: 2,61 MW ×4 Aufbau: HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,30 g Durchmesser des Kerns: 2,921 m Wärmetauscherfläche: 6986 m² ×2 Rotation: 1800 U/min
Containment Abbrand: 55 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 100 Brennelemente (BE)

      - 45 BE mit Steuerstäbe

Kern AP600.png Betriebsdruck: 57,4 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 224,0 °C Scheinleistung: 880 MVA
Auslegungsdruck: 3,16 bar Dampftemperatur: 272,7 °C Effektivleistung: 675 MWel
Gebäudewandstärke: 0,9 m Dampfmassenstrom: 1,063 t/h Arbeitsspannung: 22 kV

BREST-800

BREST-1200

BREST-2400

Bau und Konstruktion

Weblinks

Einzelnachweise

  1. a b Новая технологическая платформа российской Атомной энергетики России. Abgerufen am 16.03.2016. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  2. Nuclear Engineering International: Nuclear Engineering International, Band 37,Ausgaben 450-461. Heywood-Temple Industrial Publications Limited, 1992. Seite 42.
  3. American Nuclear Society, European Nuclear Society: Transactions of the American Nuclear Society. Academic Press, 1993. Seite 99, 100, 112.

Siehe auch