Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Предварительные нейтронно- физические расчеты экспериментального реактора ВВЭР-СКД-30

29.12.2013 2013 - №04 Физика и техника ядерных реакторов

А.П. Глебов А.В. Клушин

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2013.4.15

УДК: 621.039.54

Рассматриваются особенности экспериментального реактора ВВЭР-СКД-30, охлаждаемого водой сверхкритических параметров (Р = 25 МПа, t = 540 °С), с мощностью 30 МВт. Реактор характеризуется быстро-резонансным спектром нейтронов и двухходовой схемой охлаждения теплоносителем. Приводятся физические характеристики ВВЭР-СКД-30, рассчитанные для трех типов топлива: первый – на основе UO2 с обогащением ~ 20 %, два других – на основе обедненного урана, обогащенного оружейным или энергетическим плутонием. Предусматривается использование небольших безчехловых ТВС, содержащих по 18–19 твэлов. Приводятся результаты расчетов топливных циклов для этих типов топлива, включая значения Kэфф и максимальных неравномерностей энерговыделения Kq – по ТВС и KV – по объему активной зоны в зависимости от времени выгорания. Обсуждается схема теплоотвода ЯЭУ с реактором ВВЭР-СКД-30. Максимальная температура оболочки твэла не превышает 620 °С.

Ссылки

  1. Кириллов П.Л. Переход на сверхкритические параметры - путь совершенствования АЭС с водоохлаждаемыми реакторами // Теплоэнергетика. - 2001. - № 12. - С. 6-10.
  2. GIF and Generation IV / URL: www.gen-4.org/PDFs/GIF-Overview.pdf
  3. Bilbao Y Leon S., Choi J. H., Cleveland J., Aksan N. Status of the IAEA Coordinated Research Project on heat transfer behavior and thermo-hydraulics code testing for supercritical water cooled reactors // Proceedings of the 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13). - Kanazawa City, Japan. - September 27 - October 2, 2009. - Paper Nо. 13P1319.
  4. Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления // Атомная энергия. -2004. - Т. 96. - Вып. 5. - С. 374-380.
  5. Никитенко М.П., Рыжов С.Б., Мохов В.А. и др. Корпусные реакторы со сверхкритическими параметрами пара. Конструкторские и схемно-режимные проработки РУ 4-го поколения ВВЭР-СКД // Труды международного семинара: Вода и пар сверхкритических параметров в атомной энергетике: проблемы и решения. - М.: НИКИЭТ, 2008.
  6. Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстрорезонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя. // Атомная энергия. -2006. - Т. 100. - Вып. 5. - С. 349-355.
  7. Семченков Ю.М., Сидоренко В.А. Перспективы развития АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. - 2011. - № 5. - С. 2-9.
  8. Глебов А.П., Клушин А.В. Сравнительный анализ физических характеристик реактора ВВЭР-СКД при одно- и двухходовой схемах движения теплоносителя / Препринт ФЭИ-3110. - Обнинск, 2007.
  9. Глебов А.П., Клушин А.В. Тепловой реактор с уран-плутоний-ториевым топливным циклом, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя // Атомная энергия. -2009. - Т. 106. - Вып. 5. - С. 243-249.
  10. Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В. Использование реакторов, охлаждаемых водой сверхкритического давления – ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле // Сб. тезисов VII Международной научно-технической конференции: Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики. - Подольск, 2010, С. 381-383.

экспериментальный водо-водяной реактор вода сверхкритических параметров быстрорезонансный спектр нейтронов двухходовая схема охлаждения МОХ-топливо топливные циклы кампанейские перегрузки коэффициент эффективности неравномерность энерговыделения схема теплоотвода