Сахипгареев А.Р., Шлепкин А.С., Морозов А.В.
В работе представлены современные концептуальные проекты энергетических
реакторов с водяным теплоносителем сверхкритических параметров (SuperCritical Water cooled Reactors (SCWR)), разрабатываемые как
в Российской Федерации, так и за рубежом. Проведенный анализ разрабатываемых
проектов реакторов с закритическими параметрами теплоносителя показал, что в
большинстве зарубежных стран проектируются реакторы с тепловым спектром
нейтронов для решения ближайшей задачи – замены легководных реакторов.
Преобладающее число концепт-проектов SCWR имеют один циркуляционный контур. Это
связано с тем, что одноконтурная схема АЭС позволяет отказаться от всего
оборудования второго контура, в частности парогенераторов, снижая
металлоемкость на ~40–60%. Также становится возможным применение освоенного
серийного оборудования машинного зала, широко используемого в настоящее время в
тепловой энергетике – турбины и подогреватели. Значительно уменьшается объем
защитной оболочки и в целом сокращаются капитальные затраты на создание
энергоблока на ~20–30%, по сравнению с действующими АЭС. Также рассмотрены
различные способы компоновки активной зоны. Показано, что в основном
рассматривается двухходовая схема движения теплоносителя. Выявлены различные
способы выравнивания поля нейтронов, как по высоте, так и по радиусу активной
зоны. Кроме того, показаны различные варианты проектов реактора с водяным
теплоносителем сверхкритических параметров использующих быстрый спектр
нейтронов, которые в перспективе могут стать бридерами.
1. GIF R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems: 2018 Update. OECD Nuclear Energy Agency, 2018. 96 p.
2. Heat Transfer Behaviour and Thermohydraulics Code Testing for Supercritical Water Cooled Reactors (SCWRs). IAEA-TECDOC-1746, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2014.
510 p.
3. Liu X.J., Cheng X. Sub-channel/system coupled code development and its application to SCWR-FQT loop. Nuclear Engineering and Design, 2015, vol. 285, p. 39.
4. Махин В.М., Чуркин А.Н., Васильченко И.Н., Лапин А.В., Вьялицын В.В., Куракин К.Ю., Кушманов С.А., Семиглазов С.В. Концепция
активных зон ВВЭР СКД: условия эксплуатации твэлов, конструкция ТВС и кандидатные материалы. Сборник
трудов 7-й международной научно-технической конференции «Обеспечение
безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 17–20 мая 2011 года, 12 c. Доступно на: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-120.pdf
(дата обращения 06.12.2021).
5. Liu X.J., Sun C., Wang Z.D., Chai X., Xiong J.B., Yang Y.H., Cheng X. Preliminary study to improve the performance of SCWR-M during
loss-of-flow accident. Nuclear Engineering and Design, 2016, vol. 307, p. 431.
6. Sun P., Zhang J., Su G. Linear parameter-varying
modeling and control of the steam temperature in a Canadian SCWR. Nuclear
Engineering and Design, 2017, vol. 313, p. 225.
7. Баисов А.М., Чуркин А.Н., Деев В.И., Харитонов В.С. Теплообмен в пучках стержней,
охлаждаемых водой сверхкритического давления (обзор опытных данных и
рекомендации по выбору расчетного соотношения). Сборник трудов 11-й
международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с
ВВЭР». Подольск, 21–24 мая 2019 года, 10 с. Доступно на: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2019/documents/mntk2019-043.pdf
(дата обращения 06.12.2021).
8. Wu P., Yuan Y., Pan J., Shan J. The
stability-analysis code FIAT development for density wave oscillations and its
application to PV/PT SCWR. Annals of Nuclear Energy, 2017, vol. 110, p.
833.
9. Yuan Y., Shan J., Wang L., Zhang X. Control and
thermal analysis for SCWR startup. Annals of Nuclear Energy, 2019, vol.
134, p. 27.
10. Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Кириллов П.Л., Клушин А.В. Реактор, охлаждаемый водой
сверхкритического давления, ВВЭР-СКД – основной претендент в «Супер-ВВЭР». Сборник
трудов 7-й международной научно-технической конференции «Обеспечение
безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 17–20 мая 2011 года, 15 с. Доступно на:
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/
mntk2011/documents/mntk2011-028.pdf (дата обращения 06.12.2021).
11. Мохов В.А., Беркович В.Я., Никитенко М.П., Махин В.М., Чуркин А.Н., Лапин А.В., Кириллов П.Л., Баранаев Ю.Д., Глебов А.П. Концептуальные
предложения по стенду-прототипу реактора ВВЭР-СКД. Сборник трудов 9-й
международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с
ВВЭР». Подольск, 19–22 мая 2015 года, 11 с. Доступно на: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2015/documents/mntk2015-155.pdf
(дата обращения 06.12.2021).
12. Семченков Ю.М., Силин В.А., Алексеев П.Н., Чибиняев А.В., Митькин В.В., Хлопов Р.А.
Интегральные реакторные установки с естественной циркуляцией воды при
сверхкритическом давлении – РУ СКДИ. Сборник трудов 9-й международной
научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».
Подольск, 19–22 мая 2015 года, 14 с. Доступно на: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2015/documents/mntk2015-100.pdf
(дата обращения 06.12.2021).
13. Status report – Chinese Supercritical Water-Cooled Reactor (CSR1000). International Atomic Energy Agency (IAEA), December 2015. 17 p.
14. Махин В.М. Концептуальные проработки реактора со сверхкритическими параметрами China CSR-1000. Сборник трудов 11-й
международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с
ВВЭР». Подольск, 21–24 мая 2019 года, 15 с. Доступно на: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2019/documents/mntk2019-034.pdf
(дата обращения 06.12.2021).
15. Jiang C., Yu G., Tian W., Qiu S., Su G.H. Development of safety
analysis code for SCWR and its LOCA analysis of CSR1000. Nuclear Engineering
and Design, 2018, vol. 327, p. 100.
16. Status report 71 – Japanese Supercritical Water-Cooled Reactor
(JSCWR). International Atomic Energy Agency (IAEA),
April 2015. 12 p.
17. Nakatsuka T., Oka Y., Ishiwatari Y., Okumura K., Nagasaki S., Tezuka
K., Mori H., Ezato K., Akasaka N., Nakazono Y., Terai T., Muroya Y., Yamakawa
M. Current status of research and development of supercritical water cooled
fast reactor (Super Fast Reactor) in Japan. Technical Meeting on «Heat Transfer,
Thermal-Hydraulics and System Design for Supercritical Water Cooled Reactors».
Pisa, Italy, 5–8 July 2010, p. 46.
18. Schulenberg T., Starflinger J. (eds.). High Performance Light Water Reactor. Design and Analyses. KIT
Scientific Publishing, 2012. 258 p.
19. Status report 109 – High Performance Light Water Reactor (HP-LWR). International Atomic Energy Agency (IAEA), 2011. 21 p.
20. Schulenberg T., Starflinger J., Marsault P., Bittermann D., Maráczy C., Laurien E., Lycklama à Nijeholt J.A., Anglart
H., Andreani M., Ruzickova M., Toivonen A. European supercritical water cooled
reactor. Nuclear Engineering and Design, 2011, vol. 241, p. 3505.
21. Temesvári E., Maráczy C., Hegyi G., Hordósy G.,
Molnár A. HPLWR Fine Mesh Core Analysis. Proceedings of the 7th
International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors (ISSCWR-7).
Helsinki, Finland, 15–18 March 2015, p. 11.
22. Fischer K. Design of a Supercritical Water – Cooled Reactor – Pressure Vessel and Internals. Dr. Eng. Sci. Diss. Research Center Karlsruhe GmbH, Karlsruhe,
2008. 140 p.
23. Hummel D.W., Novog D.R. Coupled 3D neutron kinetics and
thermalhydraulic characteristics of the Canadian supercritical water reactor. Nuclear
Engineering and Design, 2016, vol. 298, p. 78.
24. Wu Y., Novog D.R. Prediction of response of the Canadian super
critical water reactor to potential loss of forced flow scenarios. Proceedings
of the 7th International Symposium on Supercritical Water-Cooled
Reactors (ISSCWR-7). Helsinki, Finland, 15–18 March
2015, p. 26.
25. Moghrabi A., Novog D.R. Determination of the optimal few-energy
group structure for the Canadian Super Critical Water-cooled Reactor. Annals
of Nuclear Energy, 2018, vol. 115, p. 27.
26. Sharpe J.R., Buijs A. Practical environment-corrected discontinuity
factors and homogenized parameters for improved PT-SCWR neutron diffusion solutions.
Annals of Nuclear Energy, 2018, vol. 111, p. 101.
27. Leung L.K.H., Nava-Dominguez A. Thermal-hydraulics program in
support of Canadian SCWR concept development. Journal of Nuclear Engineering
and Radiation Science, 2018, vol. 4, p. 011002.
28. Schulenberg T., Leung L.K.H., Brady D., Oka Y., Yamada K., Bae Y., Willermoz
G. Supercritical Water-Cooled Reactor (SCWR) Development through GIF
Collaboration. Proc. of the Int. Conf. on Opportunities and Challenges for
Water Cooled Reactors in the 21 Century. Vienna, Austria, 27–30 Oct 2009,
IAEA-CN-164-5S06, p. 9.
29. Buongiorno J., MacDonald 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.
30. McCreery G.E., Buongiorno J., Condie K.G., McEligot D.M., Nitzel
M.E., O’Brien J.E. The INEEL Heat Transfer Flow Loop for Development of
Supercritical-Pressure Water Reactors (SCWRs). Proc. of GENES4/ANP2003:
International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants.
Kyoto, Japan, 15–19 September 2003, p. 8.
31. Zhu D., Tian W., Zhao H., Su Y., Qiu S., Su G. Comparative study of
transient thermal-hydraulic characteristics of SCWRs with different core
design. Annals of Nuclear Energy, 2013, vol. 51, p. 135.
