Ещё один интересный проект из книжки Сидоренко.

ВК-М - одноконтурный кипящий реактор с быстрорезонансным спектром нейтронов.

Это реактор и с тесными решётками, и одновременно с кипением в активной зоне (для снижения плотности теплоносителя).

От меня добавка - на самом деле, он пошёл от японского RMWR.
Кипящий, тесный, с торцевыми бланкетами и внутренними зонами воспроизводства.
Положительный пустотный эффект убирается уплощением активной зоны.

Японский результат убийственный: KB=0,95...1,05. Собственно, немного постараться, и получим реактор, в котором реактивность не меняется с выгоранием. Как в БРЕСТе, но на привычной воде!

ВК-М от RMWR отличается, в первую очередь, компоновкой:

Уран-ториевые кассеты обеспечивают отрицательность пустотного эффекта, и заимствовать приём с уплощением у натриевых реакторов становится ненужным.

10 лет НИОКР и проект, потом головной блок...

Ну так и проект ВВЭР-2000 тоже предполагал с торием КВ=>1,05 в среднем за компанию с максимумом 1,07-1,08.
И тоже более тесная решетка, увеличение скорости и давления циркуляции, повышение температуры ТВС (с ростом и доли кипения), а также теплового потока с 100-110 до 130-135.

так и индусы, кяп, на AHWR для повышения КВ на тории перешли от двухконтурных под давлением к одноконтурному кипению в вертикальных каналах

На редкость своеобразный концепт ЯЭУ.

Тепловая мощность 3926 МВт, электрическая 1356 МВт, т.е. в тренде текущем.
Активная зона состоит из 900(!!) шестиугольных ТВС, и набирается из ТВС с пяти(!!) уровнями обогащения МОХ-топлива (от 12.5 до 19.2% по плутонию энергетическому). По длине твэла два МОХ-региона, которые разделены тремя бланкетными зонами. В сузах карбид бора с 90% обогащением по бору-10.

КВ прогонозируемое под 1.0.
Приводят картинку где длина топливной кампании партиия топлива до снижения реактивности к 1 около 24-26 месяцев, а в тексте пишут про 15-месячную время между перегрузками и соответственно 4.5 годичную топливную кампанию.
Выгорание топлива в среднем около 50 ГВт*сут/тонну - относительно невысокое для такого уровня обогащения МОХа. Для МОХ-зоны в твэлах прогнозируемое выгорание топлива достигает 65 ГВт*сут/тонну. В ОЯТ выгружаемом в равеновесном режиме усредненное содержание плутония около 11.4%.
Упоминают, что реактор может также работать на смеси из двух третей низкообогащенного UO2 (между 15-19.5% по урану-235) и одной трети МОХ-топлива (от 15 до 19.5%). При этом КВ прогнозируемый на уровне 0.85.

При такой величине КВ прогнозной вполне для этого реактора можно циркаллоевую оболочку твэлов заменить на нержавейку и все равно иметь рекордное для BWR КВ на уровне 0.9.

Отечественный дальний аналог в виде ВК-М какие хоть прогнозируемые характеристики имеет?

Ненормально, что цифры из разных вариантов попали в один документ, но, в общем, для концепта нормально иметь несколько вариантов топливного цикла. Для ВВЭР-ТОИ я видел три разных варианта с разными обогащениями и профилированием топлива подпитки (и, думаю, я видел далеко не всё), а какой вариант будет выбран для реального проекта (той же Курской) пока даже сами разработчики не могут сказать.

Корректнее - снижение запаса реактивности до 0
или
Кэфф к 1