Водоохлаждаемые АЭС четвертого поколения ВВЭР-СКД. Реальные перспективы и программа исследований

15.11.2018 2018 - №04 Актуальные проблемы ядерной энергетики

П.Л. Кириллов Г.П. Богословская

https://doi.org/10.26583/npe.2018.4.01

Современные условия позволяют получить сведения, которые при открытом обсуждении в широком кругу специалистов научного сообщества могут наметить или даже определить целесообразность того или иного направления настоящих и будущих исследований. О темах или направлениях, которые в наибольшей степени привлекают исследователей разных стран, можно узнать на сайте http://www.sciencedirect.com.

Международный форум «Поколение IV» (GIF-IV), созданный в январе 2000 г., поставил цель усовершенствовать ядерные технологии нового поколения в обеспечении стабильности, безопасности и надежности; экономической конкурентоспособности; нераспростанения и физической защиты.

Задачей работы является подготовка обсуждения одного из направлений развития АЭС четвертого поколения, имеющего уже большой задел в тепловой энергетике разных стран. Количество ежегодных публикаций по этой теме является наибольшим среди других подобных тем, посвященных четвертому поколению АЭС.

Опираясь на опыт эксплуатации ЯЭУ с водой как теплоносителем, следует полагать, что тенденция строительства водоохлаждаемых АЭС сохранится в ближайшие 30 – 50 лет. Задачей развития других типов реакторов на данном этапе будет пока только демонстрация их возможностей и применимости для будущей энергетики и общества.

Расчет и проектирование такого реактора (подобно БР-10) позволит не только подготовить кадры для будущего развития этой технологии, но и выяснить наиболее трудные позиции, требующие опытных подтверждений на отдельных установках, а также сформулировать план первоочередных экспериментальных исследований.

Накопленные за последние 10 лет в мире знания позволяют уточнить разработанную ранее концепцию; составить план конкретных первоочередных исследований; разработать техническое задание на проектирование экспериментального реактора небольшой мощности ВВЭР СКД-30(мощностью 30 МВт тепл.).

Отсутствие в России в течение длительного времени утвержденной программы с соответствующим финансированием и сохранение такого состояния в течение еще двух – трех лет приведет к тому, что Россия безнадежно отстанет в освоении технологии SCWR.

Ссылки

1. Advanced Nuclear Power Reactors Generation III+ Nuclear Reactors – World Nuclear Association. Электронный ресурс: www.world-nuclear.org (дата доступа 10.04.2018).
2. Technology Roadmap Up data for Generation IV. Nuclear Energy Systems. OECD. 2014. Электронный ресурс: http://www.gif_tru2014.pdf (дата доступа 10.04.2018).
3. Pioro I., Duffey R.B., Kirillov P.L., Pioro R., Zvorykin A. and Machrafi R. Current Status and Future Developments in Nuclear-Power Industry of the World // Nuclear Engineering and Radiation Science (в печати).
4. Uranium 2016: Resources, Production and Demand. / A Joint Report by the Nuclear Energy Agency and the International Atomic Energy Agency. NEA No. 7301. OECD 2016.
5. Handbook of Generation IV Nuclear Reactors. 1st Edition. Editor Igor Pioro. – Woodhead Publishing Series in Energy. 2016. – 940 p.
6. Электронный ресурс: https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_40679/technology-system-scwr (дата доступа 10.04.2018).
7. Кириллов П.Л. Водоохлаждаемый реактор ВВЭР СКД (предварительные разработки) // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2013. – №1. – C.5-14.
8. Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Кириллов П.Л., Клушин А.В. Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД – основной претендент в «Супер-ВВЭР». Препринт ФЭИ-3188. – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2010. – 19 с.
9. Пиоро И.Л., Кириллов П.Л. Ядерная энергия – основа производства электричества в будущем // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2015. – № 2. – С. 5-23.
10. Основы современной энергетики: в 2-х томах. / Том 1. Современная теплоэнергетика. Под ред. проф. А.Д. Трухния. – М.: МЭИ, 2010. – 422 с.
11. Рыжов С.Б., Мохов В.А., Васильченко И.Н. и др. Проблемные вопросы по активной зоне корпусного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя (ВВЭР-СКД) // ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Реакторные установки c ВВЭР СКД. – 2009. – Вып. 25. – С. 5-14.
12. Калякин С.Г. и др. Перспективы разработки инновационного водоохлаждаемого ядерного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя // Теплоэнергетика. – 2014. – № 8. – С. 13-19.
13. Alekseev P. et al. Conceptual Proposals on Reactor VVER-SCW Developed on the Basis of Technologies of VVER and Steam-Turbine Installations at Supercritical Parameters. The VIIth International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors ISSCWR-7, 2015. – Helsinki, Finland. – Report ISSCWR7-№ 2055.
14. Schulenberg T., Leung L., Oka Y. Review of R&D for supercritical water cooled reactors // Progress in Nuclear Energy. – 2014. Vol. 77. – PP. 282-299.
15. Ryzhov S.B., Kirillov P.L., Mohov V.A., Nikitenko M.P., Chetveкikov A.E., Makhin V.M., Glebov A.P., Churkin A.N. Concept of a Single circuit RP with Vessel Type SCWR. Report on the Vth Intern. Symp. (ISSCWR-5) / Paper P076. – Canada, Vancouver, March 13–16, 2011.
16. Электронный ресурс: https://www.iaea.org/events/joint-ictp-iaea-workshop-on-physics-and-technology-of-innovative-nuclear-energy-systems (дата доступа 10.04.2018).
17. Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Долгов Е.В. и др. Сравнительный анализ физических характеристик реактора ВВЭР-СКД при одно- и двухходовой схемах движения теплоносителя. Препринт ФЭИ-3110. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2007. – 21 с.
18. Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В. Перспективы использования реактора ВВЭР-СКД в замкнутом топливной цикле. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2015. – № 1. – С.5-19.
19. Duffey R.B., Pioro I., Zhou T., Zirn U., Kuran S., Khartabil H. and Naidin, M. Supercritical Water-Cooled Nuclear Reactors (SCWRs): Current and Future Concepts – Steam-Cycle Options. Proc. ICONE-16. – Orlando, Florida, USA. 2008. – Paper #48869. – 9 p.
20. Ruzickova M., Hajek P., Smida S., Vsolak R., Petr J., Kysela J. Supercritical water loop design for corrosion and water chemistry tests under irradiation. // Nuclear Engineering and Technology. – 2008. – Vol. 40. – No. 2. – PP. 27-132
21. Heat Transfer Behavior and Thermo hydraulics Code Testing for Supercritical Water Cooled Reactors (SCWRS). IAEA-TECDOC, Ser. No.1746, 2014.
22. Ryzhov S.B., Kirillov P.L., Mohov V.A., Nikitenko M.P., Chetveкikov A.E., Makhin V.M., Glebov A.P., Churkin A.N. Concept of a Single Circuit RP with Vessel Type SCWR: Report on the Vth Intern. Symp. (ISSCWR-5) / Paper P076. – Canada, Vancouver, 2011.
23. Махин В.М., Чуркин А.Н. Концептуальные предложения по водоохлаждаемому реактору со сверхкритическими параметрами (обзор зарубежных и российских разработок SCWR). / X Международная научно-техническаяую конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (МНТК-2017). Доклад mntk-152. – Подольск. 2017
24. Махин В.М. и др. Концептуальные предложения по стенду-прототипу реактора ВВЭР-СКД. // ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. – 2014. – № 34. – С. 84-92.

программа GIF-IV реактор с водой сверхкритических параметров (SCWR) перспективы развития атомной энергетики преимущества концепции ВВЭР-СКД проблемы разработки ВВЭР-СКД предложения по сотрудничеству количество публикаций

Ссылка для цитирования статьи: Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Водоохлаждаемые АЭС четвертого поколения ВВЭР-СКД. Реальные перспективы и программа исследований. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2018. – № 4. – С. 5-19. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.4.01 .