ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

Авторы

Глебов А.П., Баранаев Ю.Д., Московченко И.В., Кириллов П.Л.

Организация

Акционерное общество «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия

Глебов А.П., – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-88-69; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в вашем браузере должен быть включен Javascript..
Баранаев Ю.Д. – заместитель начальника лаборатории.
Московченко И.В. – начальник лаборатории.
Кириллов П.Л. – советник генерального директора, доктор технических наук.

Аннотация

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.

Ключевые слова
ядерный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, SCWR (Supercritical Water-cooled Reactor), IV-поколение, спектр нейтронов тепловой, быстро-резонансный, нейтронно-физические расчеты, тестовый реактор

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.5

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2019, выпуск 3, 3:3