Юліхська експериментальна АЕС У Вікіпедії є статті про інші значення цього терміна AVR значення Юліхська експериментальн

У Вікіпедії є статті про інші значення цього терміна: AVR (значення).

Юліхська експериментальна атомна електростанція (Об'єднання «Юліхський дослідний реактор» (нім. Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich, AVR (Jülich)), спочатку також «атомна дослідна електростанція» (нім. Atomversuchskraftwerk)) — закрита атомна електростанція в Німеччині, Північний Рейн — Вестфалія, потужністю 15 МВт. Це був перший німецький високотемпературний реактор (HTR). «Батьком» установки був Рудольф Шультен, який в 1950-х роках виконав основні роботи з цього типу реакторів. Після закінчення докторантури у Вернера Гейзенберга він працював з 1956 по 1965 рік у BBC/Krupp (BBC/Krupp Reaktorbau/Hochtemperatur Reaktorbau), де він був відповідальний за планування та будівництва Юліхського дослідного реактору. Згодом до свого виходу на пенсію в 1989 році він був директором «Інституту розробки реакторів» в Юліху та одночасно професором реакторної техніки Рейн-Вестфальського технічного університету Ахена.

Юліхська експериментальна АЕС нім. AVR (Jülich)
Юліхська експериментальна АЕС
Країна	Німеччина
Адмінодиниця	Юліх
Місцезнаходження	Німеччина, Північний Рейн — Вестфалія
Початок будівництва	1 серпня 1961 року
Початок експлуатації	19 травня 1969 року
Кінець експлуатації	31 грудня 1988 року
Організація	Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor GmbH
Технічні параметри
Кількість енергоблоків	1
Тип реакторів	Високотемпературний газоохолоджувальний реактор (HTGR)
Реакторів в експлуатації	0
Генеруюча потужність	15 МВт (до 31 грудня 1988 року)
Інша інформація

Юліхська експериментальна АЕС у Вікісховищі

Будова дослідного реактору

Ядерний реактор типу HTR був реактором на гранульованому паливі з електричною нетто-потужністю в 13 МВт. Установка знаходиться в Юліху в безпосередній близькості від Юліхського дослідницького центру.

У 1967 році АЕС була синхронізована з електромережею і введена в комерційну експлуатацію у 1969 році. Забудовником та експлуатаційником був консорціум з місцевих постачальників електроенергії під керівництвом комунального господарства Дюссельдорфа, яке заснувало для цього Об'єднання «Юліхський дослідний реактор» (нім. Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich, AVR (Jülich). Після 21 року експлуатації реактору, він був вимкнутий 31 грудня 1988 року. Загалом, реактор виробив близько 1,7 мільярдів кВт-год електроенергії.

Концепція закриття атомних електростанцій в наступних роках була змінена з «консервації реактору» до «видалення активної зони реактору» і врешті-решт до «повного демонтажу». Для цього Об'єднання «Юліхський дослідний реактор» було інтегроване у 2003 році у федеральне підприємство знесення Energiewerke Nord. Досі триває підготовка повного знесення споруди. У 2006 році перед реактором був споруджений шлюзовий затвор 60 × 4 метрів зі сталі для того, щоби вивести корпус реактору через шлюз. До 2015 року демонтажні роботи повинні бути закінчені до стану повністю знезараженої зони, в той час як корпус реактору буде на добрих 60 роки тимчасово захоронений на відстані в 200 метрів. Однак, внаслідок високого радіаційного зараження контуру системи охолодження очікуються значні складнощі. У 2000 році експлуатаційник заявив, що бета-зараження (Стронцієм-90) дослідного реактору є навіть найвищим серед усіх реакторів та ядерних споруджень у світі, та ще й в дуже незручній формі, а саме зв'язане з пилом.

Дані енергоблоку Редагувати

АЕС мала один енергоблок:

Енергоблок	Тип реактору	Нетто- потужність	Брутто- потужність	Початок будівництва	Синхронізація з електромережею	Комерційна експлуатація	Закриття
AVR (Jülich)	Високотемпературний реактор охолоджувальний газом (HTGR)	13 МВт	15 МВт	01.08.1961	17.12.1967	19.05.1969	31.12.1988

Технічні характеристики реактору:

Технічні дані	AVR-Versuchsreaktor
теплова потужність	46 МВт
електрична потужність	13 МВт
середнє питоме енерговиділення	2,6 МВт/м³
висота/діаметр активної зони реактору	2,8 м / 3 м
ядерне паливо	²³⁵U
висота/діаметр корпусу реактору під тиском	24,9 м / 5,8 м
матеріал корпусу реактору під тиском	Сталь
охолоджувач	He
температура на вході	275 °C
температура на виході	950 °C
тиск	10,8 бар
температура свіжого пару	505 °C

Примітки Редагувати

↑ . МАГАТЕ. Архів оригіналу за 31 січня 2012. Процитовано 17 вересня 2011 року. (англ.)
vgl. z.B. Versuchskraftwerk Jülich im Dezember 1969, spiegel.de, 24. Juli 2009 [ 12 вересня 2011 у Wayback Machine.](нім.)
Heinsberger Nachrichten, 26. November 2008(нім.)
Deutsches Atomforum e. V.: Jahresbericht 2008 - Zeit für Energieverantwortung. Berlin 2009, ISSN 1868-3630. Seite 32(нім.)
Mark Hibbs, Decommissioning costs for German Pebble Bed Reactor escalating, NUCLEONICS WEEK, Vol. 43, No. 27, S. 7 (July 2002)(англ.)
http://www.wmsym.org/archives/2000/pdf/36/36-5.pdf(PDF) [ 27 вересня 2011 у Wayback Machine.](англ.)
Broschüre Hochtemperaturreaktoren BBC/HRB Druckschrift Nr. D HRB 1033 87 D(нім.)

[IAEA-1] . МАГАТЕ. Архів оригіналу за 31 січня 2012. Процитовано 17 вересня 2011 року. (англ.)

[Name-2] vgl. z.B. Versuchskraftwerk Jülich im Dezember 1969, spiegel.de, 24. Juli 2009 [ 12 вересня 2011 у Wayback Machine.](нім.)

[HN_November-3] Heinsberger Nachrichten, 26. November 2008(нім.)

[Deutsches_Atomforum-4] Deutsches Atomforum e. V.: Jahresbericht 2008 - Zeit für Energieverantwortung. Berlin 2009, ISSN 1868-3630. Seite 32(нім.)

[Mark_Hibbs-5] Mark Hibbs, Decommissioning costs for German Pebble Bed Reactor escalating, NUCLEONICS WEEK, Vol. 43, No. 27, S. 7 (July 2002)(англ.)

[WM00-6] ttp://www.wmsym.org/archives/2000/pdf/36/36-5.pdf(PDF) [ 27 вересня 2011 у Wayback Machine.](англ.)

[Techdata-7] Broschüre Hochtemperaturreaktoren BBC/HRB Druckschrift Nr. D HRB 1033 87 D(нім.)