Махин В.М.
Рассматриваются конструкции реакторов с ядерным перегревом пара при докритическом давлении теплоносителя (BORAX-V, BONUS and Pathfinder – реакторы США; АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС) и опыт их эксплуатации. Указанные реакторы не стали прототипами будущих энергетических реакторов, но опыт их эксплуатации полезен при проектировании реакторных установок следующего поколения Generation-IV со сверхкритическими параметрами теплоносителя (SCWR), которые отличаются от установок 20-го века прежде всего повышенным давлением теплоносителя (Р>Ркрит). Отмечается, что водяной, кипящий реактор ВК-50 (НИИАР, Димитровград) с естественной циркуляцией теплоносителя проектировался не только для изучения особенностей эксплуатации реакторов с кипением теплоносителя в активной зоне, но и для изучения процессов с «ядерным» перегревом пара в зоне. На практике в течение ~50 лет реактор используется только с режимом кипения в активной зоне. База данных, полученных на реакторе ВК-50, представляет интерес для верификации кодов, применяемых для связанных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов, характерных для SCWR. Опыт проектирования и эксплуатации ВК-50 важен для разработки SCWR.
Статья посвящается 50-летию реакторной установки ВК-50.
1. Соколов И.Н., Грицков В.И., Богданович П.Н. и др. Опытный реактор корпусного типа для изучения кипения и перегрева пара. Труды 3 Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1964, с. 237-247.
2. Калякин С.Г., Кириллов П.Л., Баранаев Ю.Д. и др. Перспективы разработки инновационного водоохлаждаемого ядерного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Теплоэнергетика, 2014, № 8, с. 13-19.
3. Кочетков Л.А. Первые белоярские. Доступно на: http://atominfo.ru/newsh/o0800.htm (дата обращения 14.08.2016).
4. Кочетков Л.А. К истории первой очереди Белоярской АЭС. История атомной энергетики, вып. 1. Москва, ИздАТ, 2001. с. 117-133.
5. Saltanov E. Steam-Reheat Option for Supercritical-Water-Cooled Reactors. Diss. master's degree. Ontario, Nuclear Engineering University of Ontario Institute of Technology Publ., 2010. 196 р.
6. Шаманов Н.П., Пейч Н.Н., Дядик А.Н. Судовые ядерные паропроизводящие установки. Ленинград, Судостроение, 1990. 368 с.
7. Соколов И.Н., Крамеров А.Я., Куликов Е.В. и др. Опытный реактор корпусного типа и некоторые результаты его энергопуска. Теплоэнергетика, 1968, вып. 5, с. 62-67.
8. Кириллова П.Л. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. Том 2. Ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы. Москва, ИздАт, 2013. 688 с.
9. Ещеркин В.М., Летницкий Ю.А. История реакторной установки ВК-50. Димитровград, Изд. ФГУП "ГНЦ НИИАР", 2006.
10. Антонов С.Н., Семидоцкий И.И., Туртаев Н.П., Шмелев В.Е. Характеристики активной зоны реактора ВК-50 с повышенным водно-топливным отношением. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 2005, № 3, с. 3-11.
11. Садулин В.П. Турбинно-нейтронный метод измерения расхода теплоносителя в тепловыделяющих сборках корпусного кипящего реактора ВК-50. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС, 2009, № 25, с. 126-134.
12. Антонов С.Н., Семидоцкий И.И., Туртаев Н.П. и др. Модернизация активной зоны реактора ВК-50. Труды 4-й МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2005, с. 165.
13. Антонов С.Н., Ванеев Ю.Е., Святкина Н.А., Широков С.В. Применение кодов для расчетного сопровождения эксплуатации реактора ВК-50. Труды 4-й МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2005, с. 155-156.
14. Спассков В.П., Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б. и др. Принципы создания АЭС малой мощности с
кипящим корпусным реактором. Труды 2-й МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».Подольск, 2001, с. 115.
15. Антонов С.Н., Ещеркин В.М., Туртаев Н.П. и др. Опыт эксплуатации РУ ВК-50 для проектирования АТЭЦ с корпусным кипящим реактором. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 2005, № 3, с. 46-57.
16. Курский А.С., Ещеркин В.М., Святкин М.Н. и др. Комплексное использование технических решений, отработанных при 45-летней эксплуатации энергоблока с реактором ВК-50, для создания современных АТЭЦ с реакторами ВК-100 в региональной атомной энергетике. Москва, Наука, 2011. с. 214-226.
17. Курский А.С., Калыгин В.В., Семидоцкий И.И. Перспективы атомной теплофикации в России. Теплоэнергетика, 2012, № 5, с. 3-9.
18. Курский А.С., Ещеркин В.М., Калыгин В.В. и др. Корпусные кипящие реакторы для атомной теплофикации. Атомная энергия, 2011, т. 111, вып. 5, с. 297-302.
19. Курский А.С. Обоснование безопасности корпусного кипящего реактора при крупных течах контура теплоносителя на примере реактора ВК-50. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2013, № 4, с. 100-106.
20. Семидоцкий И.И. Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности исследовательского реактора ВК-50. Дисс. к.т.н. Москва, НИЯУ МИФИ, 2007
21. Семидоцкий И.И., Курский А.С. Особенности режима с потерей питательной воды в реакторе ВК-50. Труды 7-й МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2009, с. 126.
22. Коняшов В.В., Краснов А.М. Опыт эксплуатации РУ ВК-50 с негерметичными твэлами. Димитровград, 2000, вып. 3, с. 47-60.
23. Краснов А.М., Коняшов В.В., Гордецкий К.А. Методика расчета выход радиоактивных продуктов деления из негерметичных твэлов водоохлаждаемого реактора. Димитровград, 2000, вып. 3, с. 61-81.
24. Антонов С.Н., Махин В.М., Семидоцкий И.И., Шмелев В.Е. Разработка базы данных экспериментальных режимов исследовательского реактора ВК-50. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2005, № 1, c. 63-68.
25. Семидоцкий И.И., Антонов С.Н., Кошкина С.П., Махин В.М., Шмелев В.Е. О применении экспериментальных режимов ВК-50 для моделирования эволюционных и инновационных ядерных водоохлаждаемых установок. Труды научно-технической конференции, посвященной 50-летию НИИАР. Димитровград, 2006.
26. Семидоцкий И.И., Антонов С.Н., Жителев В.А., Котов Н.П., Махин В.М. Оценка возможностей корреляционного метода для определения параметров двухфазного теплоносителя в ТВС реактора ВК-50 по данным внутризонных датчиков прямого заряда». Сборник трудов ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» 2008, Выпуск 9 в 3-х частях. Подольск, 2009, ч. 2, с. 419-424.
27. Семидоцкий И.И., Антонов С.Н., Жителев В.А., Котов Н.П., Махин В.М., Кебадзе Б.В., Шурупов В.А. Оценка возможностей корреляционного метода для определения параметров двухфазного теплоносителя в активной зоне ВК-50. Атомная энергия, 2011, т. 110, № 5, c. 262-266.
28. Семидоцкий И.И. Опыт применения теплогидравлического кода RELAP5/MOD3.2 для моделирования статических и динамических режимов корпусного кипящего реактора ВК-50. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2005, вып. 1, с. 28-38.
29. Семидоцкий И.И., Махин В.М. Влияние пространственной гидродинамики и стохастических эффектов на устойчивость расчетной модели корпусного кипящего реактора ВК-50 на основе теплогидравлического кода RELAP5/MOD3.3. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС, 2007, № 19, с. 101-112.
30. Семидоцкий И.И., Махин В.М., Жителев В.А., Антонов С.Н. Идентификация динамических характеристик кодов RELAP5 и КОРСАР на частоте основного резонанса рабочего режима корпусного кипящего реактора ВК-50. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2007, вып. 1, c. 98-103.
31. Филякин Г.В., Гончаренко Ю.Д., Шамардин В.К., Островский З.Е. Изучение свойств материала чехла кассеты реактора ВК-50 после 30 лет эксплуатации. Труды 6-й МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2011, с. 33.
32. Грачев А.Ф., Ещеркин В.М., Шмелев В.Е. и др. Создание системы локализации выбросов пара через предохранительные клапаны реактора ВК-50. Труды инженерно-технической конференции «Безопасность исследовательских реакторов». Димитровград, 1998, с. 67-81.
33. Курский А.С., Тульников Д.Ф., Якшин Е.К., Кизин В.Д. Создание автоматизированной системы контроля выбросов РВ при авариях на ИЯУ ВК-50. Отчет ФГУП ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград, 2006, с. 43-44.
34. Чечеткин Ю.В., Якшин Е.К., Ещеркин В.М. Очистка радиоактивных газообразных отходов АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986. 152 с.
35. Чечеткин Ю.В., Якшин Е.К., Кобзарь И.Г., Кизин В.Д. Распределение радиоактивности по контурам АЭС ВК-50. Труды симпозиума «Водные режимы водо-водяных реакторов, радиационный контроль теплоносителей и средства снижения радиационной опасности теплоносителей». Гера, 1968, с. 79-83.
36. Курский А.С. Методы контроля герметичности оболочек твэлов на корпусном кипящем реакторе ВК-50. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2013, вып. 4, с. 93-99.
37. Забелин А.И., Гордиенко Н.И., Яковлева Е.Д. и др. Особенности водного режима АЭС ВК-50. Труды симпозиума «Водные режимы водо-водяных реакторов, радиационный контроль теплоносителей и средства снижения радиационной опасности теплоносителей». Гера, 1968, с. 72-78.
38.Шмелев В.Е., Забелин А.И. Радиолиз теплоносителя в кипящем реакторе ВК-50. Атомная энергия, 1986, т. 60, вып. 4, с. 248-251.
39. Baranaev Y.D., Glebov A.P., Kirillov P.L. Neutronic Characteristics of a 30 MWt SCW Experimental Reactor: From Water-Cooled Power Reactor Technology to a Direct Cycle Nuclear Reactor with Supercritical Water Parameters and Fast Neutron Spectrum. Report ISSCWR-6. Shenzhen, 2013.
40. Berkovich V.Ya., Glebov A.P., Churkin A.N., Kirillov P.L., Makhin V.M., Mokhov V.A., Nikitenko M.P. Conceptual proposals for plant-prototype of VVER-SCP reactor. Proc. 7th Int. Symp. on Supercritical Water-Cooled Reactors ISSCWR-7. Helsinki, 2015;
Махин В.М., Мохов В.А., Беркович В.Я. и др. Концептуальные предложения по стенду-прототипу реактора ВВЭР-СКД. Тяжелое машиностроение, 2015, № 6, с. 40-45.
