Ю.Д. Баранаев, А.П. Глебов, А.В. Клушин. ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск, Россия

Водоохлаждаемые реакторы при сверхкритическом давлении (СКД) теплоносителя рассматриваются в качестве перспективы развития технологии водоохлаждаемых энергетических реакторов, имеющей многолетний практический опыт и являются одним шести направлений разрабатываемых по международной программе GEN-IV, в соответствии с которой их внедрение предполагается к 2030 г.

Привлекательными особенностями этих реакторов по сравнению с используемыми в настоящее время реакторами с водой под давлением и кипящими реакторами являются:

·       простая тепловая схема (перегретый пар из реактора идет на турбину), что исключает большое количество дорогостоящего оборудования (парогенераторы,трубопроводы, насосы,арматура второго контура) и приводят к снижению металлоемкости на ~60 %;

·       высокие параметры пара (давление ~25 МПа, температура 535–545 °C) и одноконтурная схема позволят получить к.п.д. установки до 44 %;

·       сокращение необходимого количества теплоносителя в активной зоне позволяет размещать твэлы в тесных решетках, за счет чего реактор будет иметь быстрый спектр нейтронов с коэффициентом воспроизводства около 1.

В 2006 - 2008 в сотрудничестве ГНЦ РФ-ФЭИ и ОКБ «Гидропресс» была разработана «Концепция РУ ВВЭР-СКД» в которой были рассмотрены варианты реактора с тепловым и быстрым спектрами нейтронов, охлаждаемого водой с СКД.

Были определены основные характеристики вариантов активных зон: мощность, параметры теплоносителя, количество ТВС и твэлов в них, шаги размещения. Выбраны конструкции твэл, ТВС, СУЗ, внутрикорпусных устройств, корпусов реакторов, определены используемые в них материалы.

Поскольку величина подогрева теплоносителя в активной зоне ~ 250 °С, было предложено и обосновано использование в этих реакторах двухходовых схем теплоотвода.

Одними из основных требований к перспективным реакторам являются:

·                  снижение расхода природного урана;

·                  обращение с ОЯТ и РАО – замыкание топливного цикла;

·                  возможность использования различных топливных загрузок, включая и торий, поскольку его запасы в ~ 3 раза больше чем U.

На основании расчетов выполняется анализ, насколько полно реактор ВВЭР-СКД позволяет удовлетворять указанным выше требованиям.

Для реактора с тепловым и быстрым спектром нейтронов проведены расчеты топливных циклов с (U-Pu-Th) топливом, определены основные физические характеристики такие как:

- параметры топливных циклов;

- эффекты реактивности;

- компенсируемость СУЗ в состояниях: N = Nн, обезвоживание, залив холодной водой;

- коэффициенты воспроизводства (КВ) и др.

В тепловом варианте активной зоны спектр нейтронов получается эпитепловым (~ 60 % делений происходит на нейтронах тепловых энергий, 30 % - резонансных, 10 % - быстрых), обеспечивается КВ ≈ 0,73, что позволяет сократить расходы природного сырья (в ~ 2 раза по сравнению с ВВЭР), наряду с твэлами реакторов ВВЭР использовать МОХ-топливо и отработать технологию для перехода к реакторам с СКД с быстрым спектром нейтронов.

При тесной решетке твэл спектр нейтронов получается быстро-резонансным, КВ ≈ 0,93, при использовании в этом реакторе своего ОЯТ потребуется дообогащение ~ 160 ÷ 200 кг промышленного плутония в год. Таким образом, один реактор типа БН-К (Nэ = 1200 МВт) может обеспечить промышленным плутонием 2 реактора ВВЭР-СКД (Nэ = 1700 МВт). Сочетание этих двух технологий обеспечивает замыкание топливного цикла и может сделать эффективной будущую АЭ.

Представленные результаты расчетов топливных циклов (U-Pu-Th) показали, что в реакторах с эпитепловым и быстро-резонансным спектром нетронов может эффективно использоваться и Th в смешанном цикле с МОХ-топливом или в чистоTh-цикле. При этом могут быть решены проблемы экономической эффективности, обеспечения ядерной безопасности.