Компактная ядерная установка с натриевым охлаждением в Карлсруэ

Компактная ядерная установка с натриевым охлаждением в Карлсруэ (нем. Kompakte Natriumgekühlte Kernreaktoranlage Karlsruhe) располагалась севернее города Карлсруэ. Реактор имел мощность 21 М Вт и за время своей эксплуатации выработал 323 ГВт-ч электроэнергии.

Общие сведения
Компактная ядерная установка с натриевым охлаждением в Карлсруэ
нем. Kompakte Natriumgekühlte Kernreaktoranlage Karlsruhe
Страна  Германия
Местоположение  Германия, Баден-Вюртемберг
Год начала строительства 1 сентября 1974 года
Ввод в эксплуатацию 3 марта 1979 года
Вывод из эксплуатации 23 августа 1991 года
Эксплуатирующая организация Kernkraftwerk-Betriebsgesellschaft mbH
Основные характеристики
Электрическая мощность, МВт 21 МВт (до 23 августа 1991 года)
Характеристики оборудования
Количество энергоблоков 1
Тип реакторов FBR
Эксплуатируемых реакторов 0
На карте
Компактная ядерная установка с натриевым охлаждением в Карлсруэ нем. Kompakte Natriumgekühlte Kernreaktoranlage Karlsruhe (Германия)
Красная точка
Компактная ядерная установка с натриевым охлаждением в Карлсруэ
нем. Kompakte Natriumgekühlte Kernreaktoranlage Karlsruhe

История

АЭС с тепловым реактором была сдана эксплуатацию в 1971 году и использовалась до 1974 года. Установка называлась KNK-I. Впоследствии она была переработана в прототип быстрого реактора-размножителя, основной моделью которого послужил советский реактор Научно-исследовательского института атомных реакторов — БОР-60. Этот реактор получил обозначение KNK-II и был окончательно остановлен 23 августа 1991.

Демонтажные работы по полному сносу установки проводятся с 1993 года и должны быть завершены к 2013 году с полным обеззараживанием территории (в так называемый «зеленый луг»)[1]. Согласно заявлениям Федерального министерства исследований, утилизация реактора стоит 309 000 000 евро, что на 100 миллионов евро больше, чем запланировано. Одной из причин увеличения стоимости стали технические проблемы при демонтаже реакторного резервуара[2].

Использовано ядерное топливо находилось с 1989 до 1994 года в исследовательском центре Кадараш, где оно было вновь переработано. Топливные стержни разместили в контейнерах типа CASTOR KNK[3].

Данные энергоблока

АЭС имеет один энергоблок:

Энергоблок[4] Тип реактора Нетто-
мощность
Брутто-
мощность
Начало строительства Синхронизация с
электросетью
Коммерческая
эксплуатация
Закрытие
KNK Реактор-размножитель (FBR) 17 MВт 21 MВт 01.09.1974 09.04.1978 03.03.1979 23.08.1991

Примечания