Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Перспективы использования реактора ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле

04.04.2015 2015 - №01 Актуальные проблемы ядерной энергетики

А.П. Глебов А.В. Клушин Ю.Д. Баранаев

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2015.1.01

УДК: 621.311.25:621.039.51

В начале нового тысячелетия восемь стран с развитой атомной энергетикой под эгидой МАГАТЭ приняли участие в исследованиях по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам для выбора ядерно-энергетической системы с быстрыми реакторами, основанной на замкнутом топливном цикле (ЗТЦ), и проведения совместных НИОКР в этом направлении. Было принято соглашение по использованию в качестве совместной оценки «эталонной системы» CNFC-FR (Closed Nuclear Fuel Cycles and Fast Reactors) на базе испытанных технологиий.

Но общие принципы CNFC-FR не устранили у стран-участниц проекта существенных различий как в существующих ядерно-энергетических системах, так и в стратегиях их развития, что привело к различиям и в реализации ЗТЦ. Кроме натрия предполагается использовать газ и свинец, кроме MOX-топлива – использовать более плотное нитридное и металлическое, а также различные топливные циклы.

С 2000 г. во многих странах ведутся разработки реакторов четвертого поколения, охлаждаемых водой сверхкритического давления (Supercritical Water-Cooled Reactors – SCWR). К 2025 г. планируется сооружение демонстрационных установок, а затем – коммерческих ЯЭУ. Развитие реакторов SCWR внесет коррективы в развитие стратегии АЭ и процесс ЗТЦ ряда стран.

В статье рассматриваются особенности реализации ЗТЦ в России, этапы, сроки их выполнения, возникающие проблемы. Обосновывается использование реакторов SCWR с быстрым спектром нейтронов в системах с ЗТЦ.

Ссылки

  1. A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems , 2002, 91 pp. Доступно на сайте http://www.gen-4org/PDFs/GenIVRoadmap.pdf
  2. Кириллов П.Л., Поро И. Поколение IV ядерных реакторов как основа для мирового производства электричества в будущем //Атомная техника за рубежом. – 2014. – № 2 – С. 3-12.
  3. Assessment of nuclear energy systems based of a closed nuclear fuel cycle with fast reactors/ A report IAEA – January 2010. – Wienna – TECDOC-1639.
  4. Новая программа Росатома // Периодическое издание – Страна «Росатом» – 19.03.2012 г.
  5. «Росатом» создает реакторы, работающие на отработанном топливе // Периодическое издание – Атомная стратегия – 06.08.2012.
  6. Гончар Н.И., Панкратов Д.В. Определение характеристик выхода полония из ЖМТ в газовую фазу по экспериментальным данным ГНЦ РФ-ФЭИ / Доклад на конференции «Теплофизика-2013». – Обнинск, 2013.
  7. Крюков Ф.Н., Никитин О.Н. и др. Состояние нитридного топлива после облучения в быстрых реакторах // Атомная энергия. – 2012. – Т. 112. – Вып. 6. – С. 336-341.
  8. Лопаткин А.В., Орлов В.В. и др. Топливный цикл реакторов «Брест» // Атомная энергия – 2000. – Т. 89. – Вып. 4. – С. 308-314.
  9. Проектирование быстрого реактора со свинцовым теплоносителем (LFR): безопасность, нейтронная физика, теплогидравлика, механика конструкций, топливо, активная зона и конструкция установки // Новости атомной науки и техники. – 08.10.2011. – № 225-228. – Обнинск.
  10. Сафутин В., Завидский М., Кирсанов А. Национальная индустрия услуг по обращению с ОЯТ//Ядерное общество. – 2000. – № 5-6. – С. 57-62.
  11. Oka Y., Koshizuka S.. Design Concept of Once-Through Cycle Supercritical-Pressure Light Water Cooled Reactors/Proceedinge of the First International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors. – 6-9 Nov. 2000. – Tokyo, Japan.
  12. Yetisir M., Gaudet M., Rhodes D. Development and Integration of Canadian SCWR Concept with Counter-Flow Fuel Assembly / ISSWCR-6. – 03-07 March 2013 – Shenzhen, China – Paper 13059.
  13. Tian X., Tian W., Zhu D., Qiu S., Su G. A stability analysis of supercritical water-cooled reactor CSR-1000/ISSCWR-6. – 03-07 March 2013. – Shenzhen, China. – Paper 13044.
  14. Zhang Peng, Wang Kan, Yu Ganglin Utilization of Different Fuel in Supercritical Fast Reactor/ISSCWR-6. – 03-07 March 2013. – Shenzhen, China. – Paper 13083.
  15. 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.
  16. Рыжов С.Б., Мохов В.А., Никитенко М.П. Концепция одноконтурной РУ ВВЭР-СКД с корпусным реактором,охлаждаемым водой сверхкритического давления/Доклад на V Международном симпозиуме: ISSCWR-5. – 13-16 марта 2011. – Ванкувер, Канада.
  17. Alexander P. Glebov, Alexey V. Klushin, Yuriy D. Baranaev, Pavel L. Kirillov Presearch of Features of U-Pu-Th Fuel Cycle and its use for Burning up of Minor Actinides in Supercritical Water-Cooled Reactor with Fast Neutron Spectrum/ICONE21. – 29 July-2 August 2013. – Chengdu, China. – Paper 16888.
  18. Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В. Активная зона с быстрорезонансным спектром нейтронов со сверхкритическим давлением воды. Патент на изобретение № 2485612, 2013., RU 2 485 612 С1.

международный форум «Поколение IV» быстрый реактор натрий свинец вода сверхкритических параметров МОХ-топливо замыкание топливного цикла отработанное ядерное топливо выжигание младших актинидов