Об'єктом дослідження є проектні тепловиділяючі збірки (ТВЗ-А) на ядерних енергоустановках з водоводяними енергетичними реакторами, розташованими в Україні. Проведено аналіз досвіду та перспектив диверсифікації проектних тепловиділяючих зборок водо-водяних енергетичних реакторів альтернативними тепловиділяючими зборками Westinghouse Electric Company. Аналіз виконано на основі заходів і результатів диверсифікації тепловиділяючих зборок на атомній електростанції Темелин (Чехія), а також Південно-Українській та Запорізькій атомних електростанціях (Україна). У результаті проведеного аналізу показано, що диверсифікація проектних тепловиділяючих зборок альтернативними тепловиділяючими зборками Westinghouse Electric Company забезпечує необхідні умови ядерної безпеки щодо максимально допустимої температури оболонок тепловиділяючих елементів і температури ядерного палива. У роботі визначена необхідність додаткового аналізу ядерної безпеки і надійності обладнання реакторного контуру щодо умов виникнення критичних гідродинамічних ударів при диверсифікації тепловиділяючих зборок. Виявлено, що відомі результати аналізу ядерної безпеки при диверсифікації тепловиділяючих зборок традиційними підходами моделювання аварій недостатньо обґрунтовані. А також істотно залежать від негативних ефектів «різниці результатів моделювання аварій різними користувачами однакових кодів» та «різниці результатів моделювання аварій різними кодами». Крім того, відомі детерміністські коди не моделюють умови і наслідки гідродинамічних ударів та різних видів теплогідродинамічної нестійкості в реакторному контурі. Показано, що необхідна розробка альтернативних методів аналізу ядерної безпеки і надійності обладнання систем, важливих для безпеки, при диверсифікації тепловиділяючих зборок, які не залежать від наведених вище негативних ефектів. Розрахунковий аналіз впливу швидкості теплоносія на коефіцієнти зовнішньої тепловіддачі визначив, що умови безпеки щодо допустимої температури тепловиділяючих елементів Westinghouse Electric Company забезпечені аж до максимальної проектної температури 90 °С у теплообмінниках систем безпеки. Ключові слова: диверсифікація ядерного палива, ядерна безпека, надійність активної зони ядерних реакторів.

The main aim of this paper is to solve the technological problems of the TWR based on the technical concept described in our priority of invention reference [1], which makes it impossible, in particular, for the fuel claddings damaging doses of fast neutrons to excess the 200 dpa limit. Thus the essence of the technical concept is to provide a given neutron flux at the fuel claddings by setting the appropriate speed of the fuel motion relative to the nuclear burning wave.The basic design of the fast uranium-plutonium nuclear traveling-wave reactor with a softened neutron spectrum is developed, which solves the problem of the radiation resistance of the fuel claddings material.

The main aim of this paper is to solve the technological problems of the TWR based on the technical concept described in our priority of invention reference [1], which makes it impossible, in particular, for the fuel claddings damaging doses of fast neutrons to excess the 200 dpa limit. Thus the essence of the technical concept is to provide a given neutron flux at the fuel claddings by setting the appropriate speed of the fuel motion relative to the nuclear burning wave.The basic design of the fast uranium-plutonium nuclear traveling-wave reactor with a softened neutron spectrum is developed, which solves the problem of the radiation resistance of the fuel claddings material.