В ближайшие годы в России будут разработаны технологии, которые будут положены в основу проекта по созданию инновационного ядерного реактора высокой эффективности со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Об этом говорится в материалах на официальном сайте закупок «Росатома».
На данный момент основу российской атомной энергетики и зарубежных продуктов госкорпорации составляют легководные реакторы ВВЭР, в которых вода выполняет функции как теплоносителя, так и замедлителя нейтронов. Однако согласно стратегии развития российской атомной энергетики, принятой в 2018 году, должен быть осуществлен переход к конкурентоспособной двухкомпонентной системе на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Таким образом, традиционные реакторы ВВЭР будут сопряжены с реакторами на быстрых нейтронах.
ЗЯТЦ позволит нарастить воспроизводство ядерного топлива и существенно увеличить топливную базу атомной энергетики, не требующую больших объемов добычи природного урана. Кроме того, в реакторах на быстрых нейтронах можно будет избавляться от самых опасных радионуклидов, что позволит снизить объемы радиоактивных отходов.
Предполагается применение усовершенствованных реакторов ВВЭР-С с регулированием нейтронного спектра и инновационных ВВЭР-СКД, где используется теплоноситель со сверхкритическим давлением. В долгосрочной перспективе развитие ВВЭР-технологии также предполагает разработку реакторов с о сверхкритическими параметрами теплоносителя, что позволит повысить КПД энергоблоков до 45%. При проектировании реактора ВВЭР-СКД учитывается возможность организации полной загрузки активной зоны смешанным уран-плутониевым оксидным топливом (МОКС-топливом, от английского mixed-oxide fuel). Концепция реакторной установки ВВЭР-СКД позволяет перейти к так называемому быстро-резонансному спектру нейтронов и к самообеспечению топливом в ЗЯТЦ.
Технологии ВВЭР-СКД получили общее условное название Супер-ВВЭР, предварительные исследования по их различным вариантом уже были выполнены «Росатомом» и Курчатовским институтом. Новая программа, рассчитанная до 2026 года и предполагающая разработку технологий СКД, подразумевает подготовку предложений по технологиям изготовления основного и вспомогательного оборудования реакторной установки ВВЭР-СКД, включая корпус реактора; предложения по технологиям изготовления ядерного топлива реактора ВВЭР-СКД; подготовить проектно-технологические решения для моделирования энергоблока АЭС с таким реактором и двухблочной атомной станции. Кроме того, должна быть создана концепция многоцелевого тестового исследовательского СКД-реактора малой мощности.