DOI: 10.55176/2414-1038-2021-2-64-81
Авторы
Глебов А.П.
Организация
АО «Государственный научный центр Российской Федерации – 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.: +7 (484) 399-88-69; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript.
Аннотация
Ядерный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления (ВВЭР-СКД) — SCWR (Supercritical Water-cooled Reactor), принят в качестве одного из перспективных реакторов
IV-поколения в рамках Международного форума «Поколение-IV» (МФП). По этой программе 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 ЯЭУ 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, а на последующих этапах, при увеличении проблем с хранением отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и младшими актинидами (МА), возможен переход к реактору с быстрым спектром нейтронов,
МОХ-топливу и замкнутому топливному циклу (ЗТЦ). В рамках МФП разрабатываются различные варианты SCWR, отличающиеся параметрами теплоносителя и схемами его циркуляции в активной зоне. Созданы группы по исследованию вопросов физики, теплогидравлики, теплообмена, материалов, подготовки кадров.
В течение ~15 лет в ГНЦ РФ – ФЭИ, ОКБ «Гидропресс», НИЦ «Курчатовский институт» проведены исследования с реакторами ВВЭР-СКД с тепловым и быстрым спектрами нейтронов, одно- и двухконтурными схемами охлаждения, средней и большой мощностями. В течение ~10 лет в ГНЦ РФ – ФЭИ и ОКБ «Гидропресс» выбран вариант и ведется совместная работа по концептуальному проекту ВВЭР-СКД – одноконтурная РУ 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.
При разработке ВВЭР-СКД необходимо решить комплекс научно-технических проблем: разработка и верификация расчетных кодов улучшенной оценки для нейтронной физики, гидродинамики и теплообмена воды СКД в тепловыделяющих сборках (ТВС) активной зоны и во всем реакторе; разработка конструкций твэлов и ТВС, обоснование их работоспособности; анализ устойчивости реактора при переходных и аварийных режимах; выбор жаропрочных конструкционных материалов для твэлов и корпуса реактора с высокой стойкостью к коррозии; обоснование и разработка оптимального водно-химического режима и др.
Ключевые слова
ядерный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, перспективные реакторы IV-поколения, прямоточная одноконтурная схема, быстрый спектр нейтронов, коэффициент воспроизводства топлива, отработанное ядерное топливо, МОХ-топливо, замкнутый топливный цикл, закономерность
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- 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, pp. 38.
- Yetisir M., Gaudet M., Rhodes D. Development and Integration of Canadian SCWR Concept with Counter-Flow Fuel Assembly. Proc. of the ISSWCR-6. Shenzhen, Guangdong, China, 2013, Paper 13059.
- Sulenberg T., Starflinger J. High Performance Light Water Reactor. Design and Analyses. KIT, Scientific Publishing, 2012. 242 p.
- Cheng Xu et al. A mixed core for Supercritical Water-Cooled Reactors. Nuclear engineering and technology, 2007, vol. 40, no. 2 (special issue on the 3rd international symposium on SCWR), pp. 117–126.
- Силин В.А., Алексеев П.Н., Седов А.Л. ВВЭР-СУПЕР «Чему отдать предпочтение…». РЭА Росэнергоатом, 2009, № 9, с. 10–45.
- Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя. Атомная энергия, 2006, т. 100, вып. 5, с. 349–355.
- 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, 36 c.
- Glebov A.P., Klushin A.V., Baranaev Yu.D., Kirillov P.L. Research 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. of the ICONE21. Chengdu, China, 2013, Paper 16888.
- Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В. Использование реакторов, охлаждаемых водой сверхкритического давления – ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле. Труды 7-й МНТК «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва, 2010, с. 381–383.
- 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-го Международного симпозиума ISSCWR-5. Ванкувер, Канада, 2011.
- Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2018, vol. 4.
- 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. of the ISSWCR-6. Shenzhen, Guangdong, China, 2013, Paper 13108.
- Баранаев Ю.Д. и др. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления. Атомная энергия, 2004, т. 96, вып. 5, с. 374–380.
- 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. 52 c.
- Попов В.В. Прочностное обоснование выбора материалов на сверхкритическом давлении (СКД). Препринт ФЭИ-3117. Обнинск, 2007. 12 c.
- 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, c. 84.
- Марков С.И., Баликоев А.Г., Дуб В.С. и др. Разработка высокопрочной теплостойкой стали для ВВЭР со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Труды 10-й МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2017. Доступно на: https://www.gidropress.podolsk.ru/files/
proceedings/mntk2017/autorun/article125-ru.htm (дата обращения 01.04.2021).
- Глебов А.П., Клушин А.В. Тестовый реактор мощностью 30 МВт для отработки технологии перехода ВВЭР к одноконтурной ЯЭУ со сверхкритическими параметрами воды и быстрым спектром нейтронов. Труды научно-технической конференции «Теплофизика-2012». Обнинск, 2012.
- Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В. Активная зона с быстро-резонансным спектром нейтронов со сверхкритическим давлением воды. Патент РФ, № 2485612, 2013.
- 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 научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2013. Доступно на: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2013/documents/mntk2013-141.pdf (дата обращения 01.04.2021).
- Асмолов В.Г. Развитие технологии ВВЭР. Страна «Росатом», 2020, № 17.
УДК 621.039.553.34
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2021, выпуск 2, 2:5
