информацияenglish
Материалы конференции

Глебов А.П. Баранаев Ю.Д. Клушин А.В.

Использование реакторов ВВЭР-СКД для атомных станций малой мощности

С 2006 г. ГНЦ РФ-ФЭИ и ОКБ «Гидропресс» ведут совместную работу по концептуальному проекту ВВЭР-СКД – одноконтурной РУ с СКД теплоносителя с быстро-резонансным спектром нейтронов мощностью Nэ = 1700 МВт. Этот ректор признан перспективой развития технологии ВВЭР с возможностью перехода к использованию МОХ на основе (U-Pu-Th) топлива и к замкнутому топливному циклу. Госкорпорацией «Росатом» признается это направление как инновационное, и были подписаны системные договоренности об участии России в работе МФП по направлению SCWR.

В этом реакторе предлагается использовать двухходовую схему охлаждения в соответствии с которой активная зона разделена по радиусу на периферийную, которая охлаждается при движении теплоносителя сверху вниз (tвх. = 290 °С, Р = 25 МПа), внизу в камере смешения потоки теплоносителя перемешивается при t. = 390 °С и поступают в центральную зону, которая охлаждается при движении теплоносителя снизу вверх (tвых. = 540 °С, Р = 23,5 МПа). При подогреве теплоносителя на 250 °С, расход его получается в ~ 10 раз меньше чем в ВВЭР, используется тесная решетка твэл, усредненный спектр нейтронов – быстро-резонансный, КПД ? 44 % и при отсутствии 2-го контура мкталлоемкость и габариты ЯЭУ получаются в ~ 2 раза меньше, чем в ВВЭР.

В работе рассматривается возможность использования реакторов ВВЭР-СКД с быстро-резонансным спектром нейтронов тепловой мощностью от 0,7 до 30 МВт для атомных станций малой мощности (АСММ). Представлены результаты нейтронно-физических расчетов топливных циклов с MOX-топливом из оксида урана и плутония с возможной длительностью кампании от 2 до 20 лет.

При принятых ограничениях в размерах активной зоны D?Н до 70 см, обогащение топлива делящимися изотопами до 20 % и при использовании только кампанейских перегрузок (с выгрузкой всей активной зоны), кампания реактора, в зависимости от мощности, изменяется от 20 лет для N¬т = 0,7 МВт до 2-х лет при N¬¬т = 30 МВт.

Приведены весогабаритные характеристики вариантов реактора ВВЭР-СКД. Материал корпуса – сталь 15Х2МФА. Толщина корпуса рассчитывалась из условий испытаний при 30 МПа с учетом надбавок на коррозию, технологию изготовления (вытяжка, сварка и др.), получена равной 8 см. при внутреннем диаметре ~ 104 см.

Все блоки такой ЯЭУ могут быть созданы, испытаны в заводских условиях, доставлены (вес 10-20 т) к месту назначения и там смонтированы, а также при необходимости заменены. Возможна транспортировка реакторного блока вместе с топливом, а также перегрузка топлива на месте.

Для сравнения приводятся весогабаритные характеристики некоторых вариантов ЯЭУ, предлагаемых для АСММ. Из полученных результатов видно, насколько выгодно отличается реактор ВВЭР-СКД применительно к АСММ от других подобных ЯЭУ. По весам ВВЭР-СКД близок к кипящему реактору, поскольку обе эти ЯЭУ одноконтурные, но по габаритам последние превышают в 2-3 раза.

Представлены предварительные результаты расчетов величины удельной топливной составляющей отпускаемой электроэнергии из которых видно, что величина стоимости кВт•ч увеличивается всего в 2 раза при уменьшении мощности более чем в 40 раз. Таким образом, АСММ сверхмалой мощности могут быть конкурентоспособными с ЯЭУ существенно большей мощности, а также и с дизельными ЭС.

Полная версия (русский)