EDN: YYNXLW
Авторы
Седов А.А.1, Пустовалов С.Б.1, Котов Я.А.1, Лапин А.С.1,2, Невиница В.А.1, Субботин С.А.1, Фомиченко П.А.1
Организация
1 Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
2 Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия
Седов А.А.1 – заместитель руководителя отделения. Контакты: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, 1. Тел.: (499) 196-71-42; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Пустовалов С.Б.1 – руководитель отдела, кандидат технических наук.
Котов Я.А.1 – старший научный сотрудник.
Невиница В.А. – руководитель отделения, кандидат технических наук.
Субботин С.А.1 – руководитель отдела, кандидат технических наук.
Фомиченко П.А.1 – заместитель руководителя комплекса.
Лапин А.С.1, 2 – старший научный сотрудник, аспирант.
Аннотация
В статье формулируются системные требования к реакторам ВВЭР-СКД на основе анализа сценариев развития российской атомной энергетики. Приводится краткое описание реактора ВВЭР-СКД, особенности его физики и конструктива, особенности кластерной системы управления и защиты реактора, топлива активной зоны. Представлены показатели ядерно-топливного цикла реактора, показатели воспроизводства вторичного ядерного топлива (делящихся изотопов плутония), основные коэффициенты и эффекты реактивности. Приводится краткое описание ядерно-энергетической установки с этим реактором, представлены особенности реакторной и паротурбинной установок ЯЭУ. Также приведено сравнение удельных показателей энергоблоков атомных станций на базе легководных реакторов АЭС-2006 и АР-1000 с удельными показателями энергоблока ВВЭР-СКД. В статье представлены основные положения концепции многоцелевого тестового исследовательского реактора малой мощности МТИР-СКД, как основной экспериментально-исследовательской базы по отработке технологий ВВЭР-СКД. Приводятся основные характеристики и особенности нейтронной физики МТИР-СКД, представлены особенности его эксплуатации и возможности по проведению реакторных экспериментов и облучений. Также представлены краткие результаты разработок по ВВЭР-СКД в период 2019–2023 гг. Приведен перечень необходимых НИОКР в поддержку проектов МТИР-СКД и ВВЭР-СКД и дорожная карта развития направления ВВЭР-СКД до создания пилотного демонстрационного энергоблока к 2050 г.
Ключевые слова
легководный теплоноситель, сверхкритические параметры, энергетический реактор, ВВЭР-СКД, коэффициенты реактивности, теплогидравлика, нейтронная физика, топливный цикл, система атомной энергетики
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- PRIS (Power Reactor Information System) Доступно на: https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=RU (дата обращения 12.01.2023).
- Асмолов В.Г., Зродников А.В., Солонин М.И. Инновационное развитие ядерной энергетики России. Атомная энергия, 2007, т. 103, вып. 3, с. 147–155.
- Семченков Ю.М., Сидоренко В.А., Седов А.А. и др. Концептуальные предложения по реактору ВВЭР-СКД, создаваемому на основе технологий ВВЭР и паротурбинных установок на СКД параметрах. Сборник трудов 9-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 19–22 мая 2015 года.
- Алексеев П.Н., Ковалишин А.А., Седов А.А. и др.> Развитие технологии ВВЭР на базе энергетических реакторов с легководным теплоносителем сверхкритических параметров. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2023, вып. 1, с. 49–63.
- Отчетные материалы горнорудного дивизиона за 2019 год. АРМЗ/Росатом. Доступно на: https://report.rosatom.ru/go/atomredmetzoloto/go_atomredmetzoloto_2019/armz_2019.pdf (дата обращения 17.01.2023).
- Алексеев П.Н., Кормилицын М.В., Кормилицына Л.А. и др. Оценка готовности инфраструктуры ЯТЦ России к созданию энергетических реакторов типа ПСКД-600. Атомная энергия, 2021, т. 130, вып. 1, с. 3–7.
- Кормилицын М.В., Кормилицына Л.А., Пустовалов С.Б. и др. Прогноз технико-экономических показателей изготовления ТВС со смешанным уран-плутониевым топливом для энергетического реактора ВВЭР-СКД. Атомная энергия, 2022, т. 132, вып. 3, с. 141–145.
- Алексеев П.Н. и др. Быстрый реактор с высокой избыточной наработкой делящихся нуклидов в двухкомпонентной ядерной энергетике с U-Pu и Th-U-Pu топливным циклом. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2020, вып. 5, с. 53–65.
- Адамов Е.О., Асмолов В.Г., Большов Л.А., Иванов В.К. Двухкомпонентная ядерная энергетика. Вестник РАН, 2021, т. 91, № 5, с. 450–458.
- Зорин В.М., Шамароков А.С., Пустовалов С.Б. Подогреватели высокого давления нового
поколения для паротурбинных установок АЭС. Теплоэнергетика, 2021, № 4, с. 35–46. DOI: 10.1134/S0040363621040081.
- Шамароков А.С., Зорин В.М., Пустовалов С.Б., Михушкина Е.А. Сепараторы-пароперегреватели нового поколения для паротурбинных установок АЭС с ВВЭР. Теплоэнергетика, 2022, № 9, с. 66–77. DOI: 10.56304/S0040363622080082.
- Котов Я.А., Колесов В.В., Невиница В.А., Фомиченко П.А. Исследование эффектов реактивности и других нейтронно-физических характеристик ВВЭР-СКД. В сб.: Тезисы докладов конференции «Нейтроника-2022». Обнинск, 2022, c. 38–39.
- Писарев А.Н., Колесов В.В., Котов Я.А., Невиница В.А., Фомиченко П.А. Об оценке неопределенностей ядерных концентраций минорных актинидов при расчетах выгорания топлива в ТВС реактора ВВЭР-СКД. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2022, вып. 4. с. 35–45.
- Внуков Р.А., Котов Я.А., Невиница В.А. и др. Оценка возможности получения экспериментальных данных для зон ВВЭР-СКД на стенде БФС, Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2023, вып. 1, с. 117–129.
- Седов А.А., Бландинский В.Ю., Котов Я.А. и др. Концепция ядерной энергетической установки на базе многоцелевого тестового исследовательского реактора малой мощности с легководным теплоносителем сверхкритических параметров. Теплоэнергетика, 2023, № 5. DOI: 10.56304/S0040363623050065, EDN: GMHDNA.
- Лапин А.С., Бландинский В.Ю. Обоснование выбора мощности многоцелевого тестового исследовательского реактора со сверхкритическими параметрами легководного теплоносителя. Тезисы докладов конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров». Обнинск, 26–27 октября 2023 года. Обнинск: ООО «Оптима-Пресс», 2023. С. 78–79.
- Семченков Ю.М. Интегральные реакторные установки с естественной циркуляцией воды при сверхкритическом давлении – РУ СКДИ. Сб. трудов конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2015, с. 198–214.
- Глебов А.П., Баранаев Ю.Д., Московченко И.В., Кириллов П.Л. Развитие направления SCWR от концепции до тестового реактора. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2019, № 3, с. 30–44.
- Седов А.А., Поляков П.С., Пустовалов С.Б., Паршин В.В., Симонов С.С. Основные результаты тестовых испытаний замкнутого контура с естественной циркуляцией легководного теплоносителя при сверхкритическом давлении. Теплоэнергетика, 2023, № 3, с. 73–86. DOI: 10.56304/S0040363623030074.
- Захарко Ю.А., Степанов А.С., Седов А.А. Аналитические решения термовязкоупругих уравнений для цилиндрических тел применительно к прогнозированию поведения твэлов энергетических реакторов. Вопросы атомной науки и техники. Серия:Физика ядерных реакторов, 2021, вып. 1, с. 55–63.
УДК 621.039, 539.1
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 2, c. 158–175
