Глебов А.П., Баранаев Ю.Д., Московченко И.В., Кириллов П.Л.
Ядерный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления (СКД) — SCWR (Supercritical Water-cooled Reactor) принят в качестве одного из перспективных реакторов IV-поколения. Концептуальные предложения SCWR разрабатывают более 45 организаций в 16 странах с развитой атомной энергетикой.
Концепция SCWR основывается на реализации прямоточной одноконтурной схемы ЯЭУ, охлаждаемой водой СКД. Внедрение реакторов этого типа позволит повысить КПД до 45 %, увеличить коэффициент воспроизводства топлива, снизить металлоемкость и строительные объемы, улучшить экономические и экологические показатели.
Страны, участвующие в МФП по направлению SCWR первоочередной задачей считают разработку реактора с тепловым спектром нейтронов и урановым топливом, но на последующих этапах, при увеличении проблем с хранением отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и младших актинидов (МА), возможен переход к реактору с быстрым спектром нейтронов, МОХ-топливу и замкнутому топливному циклу (ЗТЦ).
В течение ~10 лет в ГНЦ РФ — ФЭИ и ОКБ «Гидропресс» ведется совместная работа по концептуальному проекту ВВЭР-СКД — одноконтурной РУ с СКД теплоносителя с быстро-резонансным спектром нейтронов мощностью Nэ=1700 МВт. Этот ректор признан перспективой развития технологии ВВЭР с возможностью использования уранового топлива и перехода в перспективе на МОХ-топливо на основе (U-Pu-Th) и к ЗТЦ. Госкорпорацией «Росатом» признается это направление как инновационное, были подписаны системные договоренности об участии России в работе МФП по направлению SCWR.
В работе приводятся результаты расчетных исследований по основному варианту реактора большой мощности, а также тестовому реактору N=30 МВт.
1. Buongiorno J., MasDonald P.E. Supercritical Water-Cooled Reactor (SCWR). Progress Report for the FY-03 Generation-IV R&D Activities for the Development of the SCWR in the U.S. INEEL\EXT-03-01210, 2003, p. 38.
2. Yetisir M., Gaudet M., Rhodes D. Development and Integration of Canadian SCWR Concept with Counter-Flow Fuel Assembly. Proc. 6th Int. Symposium ISSCWR-6. Shenzhen, Guangdong, China, 2013, Paper 13059.
3. Sulenberg T., Starflinger J. Haig Performance Light Water Reactor. Design and Analyses. KIT, Scientific Publishing, 2012. 242 p.
4. Cheng Xu et al. A mixed core for Supercritical Water-Cooled Reactors. Nuclear engineering and technology, 2007, vol. 40, no. 2, pp. 117—126.
5. Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя. Атомная энергия, 2006, том 100, вып. 5, с. 349—355.
6. Глебов А.П., Клушин А.В. Тепловой реактор с уран-плутоний-ториевым топливным циклом, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя. Атомная энергия, 2009, том 106, вып. 5, с. 243—249.
7. Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Долгов Е.В. и др. Сравнительный анализ физических характеристик реакторов ВВЭР-СКД при одно- и двухходовой схемах движения теплоносителя. Препринт ФЭИ-3110. Обнинск, 2007.
8. Glebov A.P., Klushin A.V., Baranaev Yu.D., Kirillov P.L. Presearch of Features of U-Pu-Th Fuel Cycle and its use for Burning up of Minor Actinides in Supercritical Water-Cooled Reactor with Fast Neutron Spectrum. Proc. ICONE21. Chengdu, China, 2013, Paper 16888.
9. Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В. Использование реакторов, охлаждаемых водой сверх-критического давления — ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле. Труды 7 МНТК «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва, 2010, с. 381—383.
10. Рыжов С.Б., Мохов В.А., Никитенко М.П. и др. Концепция одноконтурной РУ ВВЭР-СКД с корпусным реактором, охлаждаемым водой сверхкритического давления. Труды 5 Международного симпозиума ISSCWR-5. Ванкувер, Канада, 2011.
11. Nuclear Engineering and Radiation Science, 2018, vol. 4.
12. Baranaev Yu.D., Glebov A.P., Kirillov P.L., Klushin A.V. 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. Proc. 6th Int. Symposium ISSCWR-6. Shenzhen, Guangdong, China, 2013, Paper 13108.
13. Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор, охлаждаемых водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД—основной претендент в «СУПЕР-ВВЭР». Препринт ФЭИ-3188. Обнинск, 2010.
14. Баранаев Ю.Д. и др. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления. Атомная энергия, 2004, том 96, вып. 5, с. 374—380.
15. Кириллов П.Л., Пометько Р.С., Смирнов А.М., Грабежная В.А. Исследование теплообмена при сверхкритических давлениях воды в трубах и пучках стержней. Препринт ФЭИ-3051. Обнинск, 2005.
16. Попов В.В. Прочностное обоснование выбора материалов на сверхкритическом давлении (СКД). Препринт ФЭИ-3117. Обнинск, 2007.
17. Цибуля А.М., Матвеенко И.П., Глебов А.П. и др. Расчетно-экспериментальный анализ критсборок БФС-105, моделирующих водоохлаждаемый реактор с повышенным коэффициентом воспроизводства. Труды 6-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2009.
18. Марков С.И., Баликоев А.Г., Дуб В.С. и др. Разработка высокопрочной теплостойкой стали для ВВЭР со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Труды научно-технической конференции «Теплофизика реакторов нового поколения». Обнинск, 2012.
19. Глебов А.П., Клушин А.В. Тестовый реактор мощностью 30 МВт для отработки технологии перехода ВВЭР к одноконтурной ЯЭУ о сверхкритическими параметрами воды и быстрым спектром нейтронов. Труды научно-технической конференции «Теплофизика-2012». Обнинск, 2012.
20. Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В. Активная зона с быстро-резонансным спектром нейтронов со сверхкритическим давлением воды. Патент РФ, № 2485612, 2013.
21. Давиденко В.Д., Цибульский С.В. Эффективный способ сжигания энергетического плутония в ВВЭР. Атомная энергия, 2015, том 118, вып. 3, с. 134—136.
22. Семидоцкий И.И. и др. О взаимосвязи теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик легководного корпусного реактора с переменной плотностью теплоносителя в активной зоне реактора (на примере режимов РУ ВК-50). Труды конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2013.
