Нейтронно-физические особенности реактора МТИР-СКД как экспериментальной базы для отработки перспективных легководных реакторных технологий

УДК: 621.039.5

Перед системой атомной энергетики актуализировалась задача существенного повышения характеристик воспроизводства ядерного топлива при максимальном использовании преимуществ широкоосвоенной в ядерной энергетике технологии корпусных водо-водяных реакторов. Это возможно при переходе на сверхкритические параметры теплоносителя. Увеличение наработки делящихся нуклидов, по сравнению с традиционными водо-водяными реакторами, достигается путем перехода к более жесткому спектру нейтронов за счет существенного снижения плотности теплоносителя и использования плотной твэльной решетки. Необходимым условием развития направления ВВЭР-СКД является создание экспериментальной базы. Таким испытательным полигоном реакторной технологии, новых конструкционных, топливных материалов и твэлов может стать многоцелевой тестовый исследовательский реактор МТИР-СКД. В работе представлены основные характеристики МТИР-СКД, а также задачи, которые можно решать на разных стадиях его эксплуатации – тестовой и исследовательской. На первой стадии предлагается концепция поэтапного освоения мощности, которая позволит обосновать работоспособность топлива МТИР-СКД на повышенных линейных нагрузках за счет экспериментов в центральном автономном петлевом канале. Предполагается поэтапная апробация и исследование совместной работы реакторной и паротурбинной установок в составе ЯЭУ МТИР-СКД. На исследовательской стадии эксплуатации должны быть установлены пределы безопасной эксплуатации и обоснован выбор режимов нормальной эксплуатации энергетического реактора ВВЭР-СКД, а также проведены экспериментальные исследования поведения конструкционных материалов и топливных композиций в составе опытных твэлов активных зон перспективных легководных реакторов с различным спектром нейтронов. Длительные облучения опытных твэлов планируется проводить в периферийном автономном петлевом канале МТИР-СКД, экспериментальное моделирование аварийных процессов – в центральном петлевом канале. Работа посвящена задачам, которые должны быть решены перед началом проектирования энергетического реактора ВВЭР-СКД. Определены задачи, которые могут быть полностью или частично решены на действующих установках, а также сформулированы задачи, которые должен выполнять реактор-прототип МТИР-СКД. Приведены основные характеристики реактора МТИР-СКД, а также подробно описана концепция поэтапного освоения возможностей и мощности исследовательского реактора.

Ссылки

Алексеев П.Н., Ковалишин А.А., Седов А.А. и др. Развитие технологии ВВЭР на базе энергетических реакторов с легководным теплоносителем сверхкритических параметров // ВАНТ. Сер.: Физика ядерных реакторов. – 2023. – № 1. – С. 48 – 63. – EDN: EXYEZU.
Внуков Р.А., Котов Я.А., Невиница В.А., Колесов В.В., Бландинский В.Ю., Лапин А.С., Кузенкова Д.С., Фомиченко П.А., Михайлов Г.М., Коробейникова Л.В., Бурьевский И.В., Стогов В.Ю., Шагинян Р.А., Елисеев В.А., Гулевич А.В. Оценка возможности получения экспериментальных данных для зон ВВЭР-СКД на стенде БФС. // ВАНТ. Сер.: Ядерно-реакторные константы. – 2023. – Вып. 1. – С. 117 – 129.
Седов А.А., Поляков П.С., Пустовалов С.Б., Паршин В.В., Симонов С.С. Основные результаты тестовых испытаний замкнутого контура с естественной циркуляцией легководного теплоносителя при сверхкритическом давлении. // Теплоэнергетика. – 2023. – № 3. – С. 73 – 86. DOI: https://doi.org/10.56304/S0040363623030074
Бландинский В.Ю., Колесов В.В., Невиница В.А., Фомиченко П.А., Седов А.А., Фролов А.А., Пустовалов С.Б., Щуровская М.В., Симонов С.С., Песня Ю.Е., Трофимчук В.В., Насонов В.А., Жемков И.Ю. Особенности изменения изотопного состава опытных твэлов реактора типа ВВЭР-СКД при последовательном облучении в быстром и тепловом спектре нейтронов. // ВАНТ. Сер.: Физика ядерных реакторов. – 2022. – Вып. 2. – С. 90 – 96.
Седов А.А., Бландинский В.Ю., Котов Я.А., Кузенкова Д.С., Лапин А.С., Невиница В.А., Пустовалов С.Б., Степанов А.С., Субботин С.А., Фомиченко П.А., Фонарев Б.И., Фролов А.А. Концепция ядерной энергетической установки на базе многоцелевого тестового исследовательского реактора малой мощности с легководным теплоносителем сверхкритических параметров. // Теплоэнергетика. – 2023. – № 5. – С. 5 – 22. DOI: https://doi.org/10.56304/S0040363623050065
Лапин А. С., Бландинский В.Ю. Обоснование выбора мощности многоцелевого тестового исследовательского реактора со сверхкритическими параметрами легководного теплоносителя / Безопасность АЭС и подготовка кадров: Тезисы докладов, Обнинск, 26 – 27 октября 2023 года. – Обнинск: ООО «Оптима-Пресс», 2023. – С. 78–79.
Лапин А.С., Бландинский В.Ю., Невиница В.А., Фомиченко П.А., Волков Ю.Н. О концепции обеспечения ядерной безопасности МТИР-СКД. // Глобальная ядерная безопасность. – 2024. – 14(2). – С. 5 – 19. DOI: https://doi.org/10.26583/gns-2024-02-01

ВВЭР-СКД МТИР-СКД легководный реактор сверхкритические параметры теплоносителя тестовый реактор исследовательский реактор

Ссылка для цитирования статьи: Лапин А.С., Бландинский В.Ю., Невиница В.А., Пустовалов С.Б., Седов А.А., Субботин С.А., Фомиченко П.А. Нейтронно-физические особенности реактора МТИР-СКД как экспериментальной базы для отработки перспективных легководных реакторных технологий. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2024. – № 3. – С. 18-31. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2024.3.02 .

Открыть PDF файл