Исследование системных характеристик реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя

16.09.2020 2020 - №03 Топливный цикл и радиоактивные отходы

А.С. Лапин А.С. Бобряшов В.Ю. Бландинский Е.А. Бобров

https://doi.org/10.26583/npe.2020.3.09

За 60 лет существования атомная энергия прошла первый этап своего развития и доказала, что она может стать мощной энергетической отраслью, выйдя за пределы 10% мирового баланса производства энергии.

Несмотря на это современная ядерная энергетика способна производить экономически приемлемую энергию только из урана-235 или плутония, полученного в качестве побочного продукта использования низкообогащенного урана для производства энергии или излишков оружейного плутония.

В этом случае атомная энергия не может претендовать на роль развитой энергетической технологии, которая может решить проблемы энергетической безопасности и устойчивого развития, поскольку она отвечает тем же экономическим и «геологическим» проблемам, что и другие технологии, основанные на использовании исчерпаемых органических ресурсов.

Решение этой проблемы требует реакторов нового поколения для радикального улучшения характеристик использования ядерного топлива. В частности, реакторы, основанные на использовании технологии водяного охлаждения, должны значительно повысить эффективность использования U-238, чтобы снизить потребность в природном уране в системе атомной энергии.

Для достижения этой цели требуются переход к замкнутому ядерному топливному циклу и, следовательно, улучшение характеристик системы легководных реакторов.

Рассматривается возможность использования реактора с быстродействующим резонансным спектром нейтронов, охлаждаемого сверхкритической водой (ВВЭР-СКД). Такой реактор может эффективно работать в замкнутом ядерном топливном цикле, поскольку он позволяет использовать отработавшее топливо и выгружать уран с небольшим количеством добавленного плутония.

Обсуждается выбор макета активной зоны с изменением ее размера, а также размера зон воспроизводства. В качестве топлива рассматривалось МОКС-топливо с содержанием изотопного плутония, соответствующего выбросу из реактора ВВЭР-1000. Для выбранной компоновки было проведено исследование системных характеристик реактора. По сравнению с существующими легководными реакторами этот тип реактора имеет повышенный расход топлива благодаря повышенной эффективности, а также скорости воспроизводства ядерного топлива до единицы и выше.

Ссылки

1. Workshop on Advanced Nuclear Reactor Safety Issues and Research Needs // NEA/OECD Workshop Proceeding. – Paris, France, 18-20 February 2002.
2. Вознесенский В.А., Левина И.К., Духовенский А.С., Силин В.А. Энергетический реактор ВВЭР-1000 СКД повышенной безопасности / В кн. «Ядерная энергетика. Проблемы и перспективы, экспертные оценки» (разделы 2.1.2, 2.1.3.). – М.: ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1989. – С. 52-79.
3. Орлов В.В., Слесарев И.С., Калафати Д.Д., Гришанин Е.И., Зверков Ю.А., Субботин С.А., Щепетина Т.Д., Кузнецов В.В., Седов А.А., Стукалов В.А., Фальковский Л.Н., Фомиченко П.А. Атомная станция с пароводоохлаждаемым энергетическим реактором повышенной безопасности. // Теплоэнергетика. – 1990. – № 8. – С. 27- 31.
4. Слесарев И.С., Гришанин Е.И., Зверков Ю.А., Субботин С.А., Щепетина Т.Д., Кузнецов В.В., Седов А.А., Стукалов В.А., Фальковский Л.Н., Фомиченко П.А., Воробьев В.А., Сергеев В.В., Афанасьев С.П. Результаты разработки концептуальных и технических предложений по реакторной установке с ПВЭР. / Отчет о НИР ИАЭ им. И.В.Курчатова №014/1-1156-90. – М.: ИАЭ, 1990.
5. Фролова М.В., Алексеев П.Н., Теплов П.С., Чибиняев А.В. Нейтронно-физические характеристики быстрого реактора ПСКД-600, охлаждаемого водой со сверхкритическими параметрами. // Атомная энергия. – 2012. – Т. 113. – Вып. 3. – С. 134-137.
6. MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. X-5 Monte Carlo Team. Los Alamos National Laboratory Report LA-UR-03-1987 (April 2003)
7. NJOY99.0 Code System for Producing Pointwise And Multigroup Neutron And Photon Cross Sections From ENDF/B Data. RSICC Peripheral Shielding Routine Collection. Oak Ridge National Laboratory. Documentation for PSR-480/NJOY99.0 Code Package (March 2000)].
8. Алексеевский Л.Д. Поиск возможной структуры стационарной системы будущей ядерной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом на основе исследования нуклидных балансов. // ВАНТ. Серия: «Физика ядерных реакторов». – 2008. – Вып. 2. – С. 21-26.

реактор ВВЭР-СКД замкнутый топливный цикл изотопный плутоний системные характеристики реактора

Ссылка для цитирования статьи: Лапин А.С., Бобряшов А.С., Бландинский В.Ю., Бобров Е.А. Исследование системных характеристик реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2020. – № 3. – С. 93-101. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.3.09 .