1. На главную
  2. Электронные версии
  3. Теплоэнергетика
  4. № 5, 2023

Теплоэнергетика, 2023, № 5, стр. 5-22

Концепция ядерной энергетической установки на базе многоцелевого тестового исследовательского реактора малой мощности с легководным теплоносителем сверхкритических параметров

А. А. Седов a, В. Ю. Бландинский a, Я. А. Котов a, Д. С. Кузенкова a, А. С. Лапин a, В. А. Невиница a, С. Б. Пустовалов a, *, А. С. Степанов a, С. А. Субботин a, П. А. Фомиченко a, Б. И. Фонарев a, А. А. Фролов a

a НИЦ “Курчатовский институт”
123184 Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1, Россия

* E-mail: Pustovalov_SB@nrcki.ru

Поступила в редакцию 27.10.2022
После доработки 12.11.2022
Принята к публикации 23.12.2022

Аннотация

Представлена предварительная концепция ядерной энергетической установки на базе многоцелевого тестового исследовательского реактора малой мощности с легководным теплоносителем сверхкритических параметров (ЯЭУ МТИР-СКД), способной работать в режимах тестового и исследовательского реакторов и обладающей следующими возможностями: проведение обоснования режимов эксплуатации энергетического реактора, использующего в качестве теплоносителя воду сверхкритических параметров в быстром спектре нейтронов; отладка проектных режимов работы реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя (пуск реактора, выход на энергетический уровень мощности, переход с одного уровня мощности на другой, работа на номинальном уровне мощности, останов и др.); реакторные облучения перспективных видов ядерного топлива, поглощающих и конструкционных материалов для ядерных установок с быстрым, промежуточным и тепловым спектрами нейтронов; проведение комплексных расчетно-экспериментальных исследований в целях получения необходимой информации для разработки и верификации расчетных кодов; апробация новых типов оборудования различных технологических систем (элементы систем аварийного расхолаживания, парогенераторы и пр.), приборов и систем управления, контроля и диагностики энергетических реакторов различного типа; проведение исследований по проблеме замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), утилизации актинидов и обращения с долгоживущими продуктами деления, включая опытно-демонстрационное замыкание топливного цикла; освоение технологий производства радионуклидной продукции различного назначения; наработка модифицированных материалов; использование тепловой энергии реактора для теплофикации и электрогенерации. Также существует возможность развития международного сотрудничества в рамках реализации совместных научно-исследовательских программ на базе МТИР-СКД.

Ключевые слова: ВВЭР-СКД, МТИР-СКД, легководный СКД-теплоноситель, тестовый реактор, исследовательский реактор, реактор малой мощности, реакторная установка, ядерная энергетическая установка

Список литературы

  1. NPP with SCW nuclear power installation / A.A. Sedov, S.B. Pustovalov, T.D. Shchepetina, S.S. Simonov // Proc. of the 10th Intern. Symp. on Supercritical Water-Cooled Reactors (ISSCWR-10). Prague, the Czech Republic, 15–18 March 2021. P. 001.

  2. Исследование системных характеристик реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя / А.С. Лапин, А.С. Бобряшов, В.Ю. Бландинский, Е.А. Бобров // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2020. № 3. С. 93–101. https://doi.org/10.26583/npe.2020.3

  3. Оценка системных характеристик реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя для различных топливных циклов / А.С. Лапин, А.С. Бобряшов, В.Ю. Бландинский, Е.А. Бобров // ВАНТ. Сер.: Ядерно-реакторные константы. 2020. Вып. 3. С. 51–62. https://doi.org/10.55176/2414-1038-2020-3-51-62

  4. Исследование способов снижения пустотного эффекта реактивности в реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя / А.С. Лапин, В.Ю. Бландинский, Е.А. Бобров, В.Ю. Куканов // Сб. тезисов докл. XVI Междунар. науч.-практ. конф. “Будущее атомной энергетики – AtomFuture 2020”. Обнинск, 23–24 ноября 2020 г. С. 22–23.

  5. Использование реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя в системе ядерной энергетики с различными топливными циклами / А.С. Лапин, А.С. Бобряшов, В.Ю. Бландинский, Е.А. Бобров // Сб. тезисов докл. Х Всерос. молодеж. конф. “Научные исследования и технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий нового поколения”. Димитровград, 17–18 марта 2021 г. С. 5–6.

  6. Исследование эффектов реактивности и других нейтронно-физических характеристик ВВЭР-СКД / Я.А. Котов, В.В. Колесов, В.А. Невиница, П.А. Фомиченко // Сб. тезисов докл. науч.-практ. конф. “Нейтроника – 2022”. Обнинск, 2022.

  7. Каширина В.Е., Котов Я.А. Исследование компонент плотностного эффекта реактивности в реакторе ВВЭР-СКД // Сб. тезисов докл. Междунар. науч.-практ. конф. по физике ядерных реакторов “Волга – 2022”. Тверь, 5–9 сентября 2022.

  8. Глебов А.П., Клушин А.В. Предварительные нейтронно-физические расчеты экспериментального реактора ВВЭР-СКД-30 // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2013. № 4. С. 118–148. https://doi.org/10.26583/npe.2013.4.15

  9. Развитие направления SCWR от концепции до тестового реактора / А.П. Глебов, Ю.Д. Баранаев, И.В. Московченко, П.Л. Кириллов // ВАНТ. Сер.: Ядерно-реакторные константы. 2019. Вып. 3. С. 30–44. https://doi.org/10.55176/2414-1038-2019-3-30-44

  10. Conceptual proposals on the test reactor of VVER-SCP / V.A. Mokhov, V.Ya. Berkovich, M.P. Nikitenko, A.N. Churkin, V.M. Makhin, P.L. Kirillov, Yu.D. Baranaev, A.P. Glebov // Proc. of the 7th Intern. Symp. on Supercritical Water-Cooled Reactors (ISSCWR-7). Helsinki, Finland, 15–18 March 2015. P. 2053.

  11. Основные результаты тестовых испытаний замкнутого контура с естественной циркуляцией легководного теплоносителя при сверхкритическом давлении / А.А. Седов, П.С. Поляков, С.Б. Пустовалов, В.В. Паршин, С.С. Симонов // Теплоэнергетика. 2023. № 3. С. 1–15. https://doi.org/10.56304/S0040363623030074

  12. Косоуров К.Б., Семченков Ю.М., Штромбах Я.И. Практические основы разработки и обоснования технических характеристик и безопасности эксплуатации реакторных установок типа ВВЭР: учеб. пособие. М.: НИЦ “Курчатовский институт”, 2015.

  13. X-5 Monte Carlo Team, MCNP–A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. Vol. I: Overview and Theory. Los Alamos National Laboratory Report LA-UR-03-1987. 2008.

  14. Особенности изменения изотопного состава опытных твэлов реактора типа ВВЭР-СКД при последовательном облучении в быстром и тепловом спектре нейтронов / В.Ю. Бландинский, В.В. Колесов, В.А. Невиница, П.А. Фомиченко, А.А. Седов, А.А. Фролов, С.Б. Пустовалов, М.В. Щуровская, С.С. Симонов, Ю.Е. Песня, В.В. Трофимчук, В.А. Насонов, И.Ю. Жемков // ВАНТ. Сер.: Физика ядерных реакторов. 2022. Вып. 2. С. 90–96.

  15. Dittus F.W., Boelter L.M.K. Heat transfer in automobile radiators of the tubular type // Int. Commun. Heat Mass Transfer. 1985. V. 12. No. 1. P. 3–22. https://doi.org/10.1016/0735-1933(85)90003-X

  16. Lanning D.D., Beyer C.E., Geelhood K.G. FRAPCON-3 updates, including mixed-oxide fuel properties. NUREG/CR-6534. PNNL-11513. Pacific Northwest National Laboratory, Richland, WA, 2005. V. 4.

  17. SCDAP/RELAP5/MOD 3.3 code manual: MATPRO. A library of materials properties for Light-Water-Reactor accident analysis / L.J. Siefken, E.W. Coryell, E.A. Harvego, J.K. Hohorst. Technical Report NUREG/CR-6150. Nuclear Regulatory Commission, U.S., 2001. V. 4. Rev. 2.

  18. Status and advances in MOX fuel technology // Technical Reports Series. 2003. No. 415. Vienna, Austria, International Atomic Energy Agency.

  19. Тепловые и электрические свойства сталей ЧС-68 / Г.Г. Гаджиев, З.М. Омаров, Х.Х. Абдуллаев, А.Г. Бакмаев, М.М. Магомедов // Сб. тезисов докл. 19-го Междунар. симпозиума “Упорядочение в минералах и сплавах” ОМА-19. Ростов-на-Дону, 10–15 сентября 2016 г. С. 49–52.

  20. Взаимосвязь исходных значений характеристик упругости оболочечных аустенитных сталей твэло-в реакторов БН с их последующим распуханием / А.Н. Филонин, Е.Н. Щербаков, А.Н. Огородов, О.С. Коростин // Сб. тезисов докл. V отраслевого семинара по прочности и надежности элементов активных зон энергетических ядерных реакторов. Обнинск, 1991. С. 39.

  21. Тарасиков В.П., Биржевой Г.А., Шулепин С.В. Влияние нейтронного облучения на физико-механические свойства сталей и сплавов отечественных ядерных реакторов. М.: Физматлит, 2020.

  22. Чуев В.В., Ланских В.Н., Огородов А.Н. Работоспособность ТВС быстрых реакторов // Исследования конструкционных материалов элементов активной зоны быстрых натриевых реакторов: Сб. науч. трудов. Екатеринбург: УрО РАН, 1994. С. 85–140.

  23. Формоизменение оболочек твэлов из стали ЧС-68 при дозах 60–93 сна в реакторе БН-600 / А.Н. Огородов, С.Е. Асташов, Е.А. Козманов, В.В. Чуев, А.Г. Шейкман, О.С. Коростин, Л.М. Забудько // Сб. докл. IV Межотраслевой конф. по реакторному материаловедению. Димитровград, 1996. С. 110–121.

  24. Захарко Ю.А., Степанов А.С., Седов А.А. Аналитические решения термовязкоупругих уравнений для цилиндрических тел применительно к прогнозированию поведения твэлов энергетических реакторов // ВАНТ. Сер.: Физика ядерных реакторов. 2021. Вып. 1. С. 55–63.

  25. Зорин В.М., Шамароков А.С., Пустовалов С.Б. Подогреватели высокого давления нового поколения для паротурбинных установок АЭС // Теплоэнергетика. 2021. № 4. С. 35–46. https://doi.org/10.1134/S0040363621040081

  26. Сепараторы-пароперегреватели нового поколения для паротурбинных установок АЭС с ВВЭР / А.С. Шамароков, В.М. Зорин, С.Б. Пустовалов, Е.А. Михушкина // Теплоэнергетика. 2022. № 9. С. 66–77. https://doi.org/10.56304/S0040363622080082

Дополнительные материалы отсутствуют.

Инструменты

следующая статья выпуска содержание выпуска

Теплоэнергетика

Архивы выпусков Информация о журнале Отправить рукопись в журнал