Развитие одноконтурных установок представляет интерес для проектирования SCWR, так как одноконтурные установки SCWR предпочтительны по экономическим характеристикам. Рассмотрен опыт создания и эксплуатации одноконтурных установок с кипящим теплоносителем и с ядерным перегревом пара и прямой подачей перегретого пара в турбину (реакторы ВК-50, РБМК, АМБ-100 и АМБ-200) применительно к его использованию при создании водоохлаждаемого реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя (SCWR). На реакторах, кроме выработки электричества и тепла, а также получения эксплуатационного опыта, выполнено значительное количество испытаний разных топливных композиций (более 40 топливных композиций). Приводятся сведения о радиационной обстановке на реакторных установках АМБ. Рассмотрен водно-химический режим энергоблоков в тепловой энергетике и одноконтурных реакторных установок, обеспечивающий сравнительно малые отложения на поверхностях проточной части турбины, а также вопросы о радиационной обстановке и дезактивации контура.
Нашедшее применение как в одноконтурных, так и в двухконтурных установках решение по минимизации 60Со путем ограничения его содержания в используемых конструкционных материалах является примером как на стадии проектирования принять меры по ограничению активации конструкционных материалов и снизить дозовую нагрузку на персонал. Кроме минимизации содержания кобальта, интерес представляет анализ на активацию и других элементов с ограничением их содержания в исходном материале, как это делается в случае применения кобальта в сталях.
Несмотря на решение вопроса о «подавлении радиолиза в кипящем реакторе», по-видимому, этот вопрос остается актуальным при проектировании как одноконтурных, так и двухконтурных SCWR. Способы решения этого вопроса также отработаны на кипящих реакторах и реакторах с ядерным перегревом пара. На реакторе-прототипе SCWR целесообразно подтвердить или уточнить применимость используемого способа.
1. Махин В.М., Чуркин А.Н. Концептуальные предложения по водоохлаждаемому реактору со сверхкритическими параметрами (обзор зарубежных и российских разработок SCWR). Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2017, вып. 1, с. 48–65.
2. Семченков Ю.М., Сидоренко В.А., Алексеев П.Н. и др. Концептуальные предложения по реактору ВВЭР-СКД, создаваемому на основе технологий ВВЭР и паротурбинных установок на СКД параметрах. Сборник тезисов докладов 9-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 9–22 мая 2015, Россия, Подольск, с. 60.
3. Schulenberg T., Starflinger J. High Performance Light Water Reactor. Design and Analyse. KIT, Scientific Publishing, 2012. 242 p. DOI: https://doi.org/10.5445/KSP/1000025989.
4. Основы современной энергетики. Т. 1. Современная теплоэнергетика. Под редакцией проф. А.Д. Трухния. М.: Изд. дом МЭИ, 2008. 472 с.
5. Тепловые и атомные электрические станции: Справочник. Под редакцией В.А. Григорьева, В.М. Зорина. М.: Энергоатомиздат, 1989. 608 с.
6. Глебов В.П., Эскин Э.Б., Трубачев В.М. и др. Внутритрубные образования в паровых котлах сверхкритического давления. М.: Энергоатомиздат, 1983. 240 с.
7. Акользин П.А., Маргулова Т.Х., Мартынова О.И. Под общ. ред. Ю.М. Кострикина. Водный режим паротурбинных блоков сверхкритического параметров. М.: Энергия, 1972. 174 с.
8. Махин В.М., Пиминов В.А., Кулаков А.В. и др. Целевые показатели АЭС для обеспечения конкурентоспособности на мировом рынке. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2020, вып. 2, с. 4–15.
9. Махин В.М. О применении исследований на реакторе ВК-50 для проектирования ВВЭР СКД. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности ВВЭР, 2015, вып. 35, с. 72–83.
10. Чечеткин Ю.В., Якшин Е.К., Кобзарь И.Г. и др. Распределение радиоактивности по контурам ВК-50. Сборник трудов симпозиума «Водные режимы водо-водяных реакторов, радиационный контроль теплоносителей и средства снижения радиационной опасности теплоносителей». Гера, ГДР, 10–16 ноября 1969, с. 79–83.
11. Андреева А.Б., Забелин А.И., Кобзарь И.Г. и др. Коррозия конструкционных материалов в контуре АЭС ВК-50 и влияние этого процесса на радиоактивность теплоносителя и отложений. Сборник докладов семинара АСТ–77. Москва, 1978, с. 272–283.
12. Цыканов В.А., Чечеткин Ю.В., Федякин Р.Е. и др. Исследования в обоснование безопасного использования кипящего реактора для атомной станции теплоснабжения. Сборник докладов семинара АСТ–77. Москва, 1978, с. 259–271.
13. Кочетков Л.А. К истории первой очереди Белоярской АЭС. «История атомной энергетики Советского Союза и России», выпуск 1. М.: ИздАТ, 2001. С. 117–133.
14. Михан В.И. и др. Канальные водографитовые реакторы с перегревом пара. ВАНТ. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 1978, вып. 1 (21), с. 68–73.
15. Юрманов В.А. и др. Особенности водно-химического режима и проблемы коррозионной защиты на АЭС с реакторами на сверхкритических параметрах. Труды 6 МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 26–29 мая 2009 г. Доступно на: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2009/documents/mntk2009-137.pdf (дата обращения 27.07.2022).
16. Saltanov E. Steam-Reheat Option for Supercritical-Water-Cooled Reactors. A Thesis Submitted in Partial Fulfillment of the Requirements for the Degree of Master of Applied Science in The Faculty of Energy Systems and Nuclear Science Nuclear Engineering. University of Ontario Institute of Technology December, 2010, р. 196. Доступно на: https://ir.library.dc-uoit.ca/bitstream/10155/139/1/Saltanov_Eugene.pdf (дата обращения 01.08.2022).
17. Самойлов А.Г. и др. Пароперегревательные твэлы реакторов Белоярской АЭС им. И.В. Курчатова. Атомная энергия, т. 40, вып. 5, май, 1975, с. 371–377.
18. Кудинов А.С. Комплектация отработавшего топлива реакторов АМБ и ВВЭР-440 для обеспечения их совместной радиохимической переработки на ПО «Маяк». Автореферат кандидатской диссертации. Санкт-Петербург, 2015. 22 с.
19. Цыканов В.А., Давыдов Е.Ф. Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М: Атомиздат, 1977. 136 с.
20. Голосов О.А., Николкин В.Н., Семериков В.Б. и др. Коррозия отработавшего ядерного топлива реакторов АМБ. Сборник докладов Х Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 27–31 мая 2013 г., с. 253–271.
21. Веселкин А.П., Егоров, Ю.А., Панкратьев Ю.В. и др. Радиационная безопасность АЭС с реакторами РБМК-1000. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1978, вып. 1 (21), 1978, с. 58–67.
22. Егоров Ю.А. Основы радиационной безопасности атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1982. 272 с.
23. Чечеткин Ю.В., Якшин Е.К., Ещеркин В.М. Очистка радиоактивных газообразных отходов АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986. 152 с.
24. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. Том 2. Ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы. Под общей редакцией Кириллова П.Л. М.: ИздАт, 2013. 688 с.
25. Pavel Alekseev, Yurij Semchenkov, Aleksei Sedov, et al. Conceptual Proposals on Reactor WWER-SCW Developed on the Basis of Technologies of WWER and Steam-Turbine Installations at Supercritical Parameters. Proc. of the 7 th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors. Helsinki, Finland, March 2015, ISSCWR7-#2055-15-18.
26. Sedov A.A., Pustovalov S.B., Shchepetina T.D. and Simonov S.S. NPP with SCW nuclear power installation. Proc. of the 10th International Symposium on SCWRs. Prague, the Czech Republic, March 15–18, 2021, ISSCWR10-001.
27. Лев Кочетков: первые белоярские. [Электронный ресурс]. 22.04.2014. Доступно на: http://www.atominfo.ru/newsh/o0800.htm (дата обращения 01.08.2022).
28. Забелин А.И., Гордиенко Н.И., Яковлева Е.Д. и др. Особенности водного режима АЭС ВК-50. Сборник трудов симпозиума «Водные режимы водо-водяных реакторов, радиационный контроль теплоносителей и средства снижения радиационной опасности теплоносителей». ГДР, Гера, 10–16 ноября 1969, с. 72–78.
29. Чечеткин Ю.В., Забелин А.И., Рождественская Л.Н. и др. Распределение отложений и активности в них на поверхностях оборудования и коммуникаций одноконтурной АЭС ВК-50. Труды научно-технической конференции «Атомная энергетика, топливные циклы, радиационное материаловедение». Ульяновск, 5–10 октября 1970 г. М.: СЭВ, 1971. Том 2, с. 37–51.
30. Алексеев Б.А., Ермаков В.А., Козлова В.Ф. Некоторые вопросы водного режима АЭС с кипящими реакторами и выбора конструкционных материалов для них. Труды научно-технической конференции «Атомная энергетика, топливные циклы, радиационное материаловедение». Ульяновск, 5–10 октября 1970 г. М.: СЭВ, 1971. Том 2, с. 69–86.
31. Коновалова О.Т., Кошелева Т.И., Герасимов В.В. и др. Водно-химический режим на АЭС с канальным реактором и ядерным перегревом пара. Труды научно-технической конференции «Атомная энергетика, топливные циклы, радиационное материаловедение». Ульяновск, 5–10 октября 1970 г. М.: СЭВ, 1971. Том 2, с. 100–107.
