Published 2024 | Version v1
Journal article

Development of light-water technology based on VVER-SCP power reactors

  • 1. National Research Center "Kurchatov Institute", Moscow (Russian Federation)
  • 2. National Research Nuclear University MEPhI Moscow Engineering Physics Institute, Moscow (Russian Federation)

Description

The article formulates the system requirements for VVER-SCP reactors based on the analysis of scenarios for the development of Russian Nuclear Energy. A brief description of the VVER-SCP reactor, features of its physics and design, features of the cluster control and protection system of the reactor, and core fuel are given. The indicators of the reactor's nuclear fuel cycle, indicators of breeding of secondary nuclear fuel (fissile isotopes of plutonium), the main coefficients and effects of reactivity are presented. A brief description of the nuclear power installation with this reactor is given, the features of the reactor and steam turbine systems of the nuclear power installation are presented. The comparison of specific indicators of nuclear power units based on light-water reactors AES-2006 and AP-1000 with specific indicators of the VVER-SCP power unit is also given. The article presents the main provisions of the concept of the multi-purpose low-power test research reactor MTIR-SCP, as the main experimental research base for testing VVER-SCP technologies. The main characteristics and features of the neutron physics of the MTIR-SCP are given, the features of its operation and the possibilities for conducting reactor experiments and irradiations are presented. Brief results of VVER-SCP developments in the period 2019-2023 are also presented. A list of necessary R&D in support of the MTIR-SCP and VVER-SCP projects and a roadmap for the development of the VVER-SCP direction before the creation of a pilot demonstration power unit by 2050 is provided.

Abstract (Russian)

В статье формулируются системные требования к реакторам ВВЭР-СКД на основе анализа сценариев развития российской атомной энергетики. Приводится краткое описание реактора ВВЭР-СКД, особенности его физики и конструктива, особенности кластерной системы управления и защиты реактора, топлива активной зоны. Представлены показатели ядерно-топливного цикла реактора, показатели воспроизводства вторичного ядерного топлива (делящихся изотопов плутония), основные коэффициенты и эффекты реактивности. Приводится краткое описание ядерно-энергетической установки с этим реактором, представлены особенности реакторной и паротурбинной установок ЯЭУ. Также приведено сравнение удельных показателей энергоблоков атомных станций на базе легководных реакторов АЭС-2006 и АР-1000 с удельными показателями энергоблока ВВЭР-СКД. В статье представлены основные положения концепции многоцелевого тестового исследовательского реактора малой мощности МТИР-СКД, как основной экспериментально-исследовательской базы по отработке технологий ВВЭР-СКД. Приводятся основные характеристики и особенности нейтронной физики МТИР-СКД, представлены особенности его эксплуатации и возможности по проведению реакторных экспериментов и облучений. Также представлены краткие результаты разработок по ВВЭР-СКД в период 2019-2023 гг. Приведен перечень необходимых НИОКР в поддержку проектов МТИР-СКД и ВВЭР-СКД и дорожная карта развития направления ВВЭР-СКД до создания пилотного демонстрационного энергоблока к 2050 г.

Additional details

Additional titles

Original title (Russian)
Развитие легководной технологии на базе энергетических реакторов VEHR-SKD

Publishing Information

Journal Title
Voprosy Atomnoj Nauki i Tekhniki. Seriya: Yaderno-Reaktornye Konstanty
Journal Issue
no.2
Journal Page Range
p. 158-175
ISSN
2414-1038

Optional Information

Notes
20 refs., 8 figs., 6 tab.