Вертикальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности, к энергетическим реакторам типа PWR. Технический результат состоит в обеспечении возможности создания ядерного реактора, для которого в качестве регулятора мощности и средства, обеспечивающего длительную безперегрузочную кампанию топлива, является вертикально перемещаемый отражатель нейтронов, окружающий корпус активной зоны, размещаемый коаксиально в корпусе реактора, что позволяет создавать ядерные реакторы средней мощности с непрерывной многолетней безперегрузочной кампанией топлива, упростить конструкцию активной зоны, обеспечивать повышенные требования ядерной безопасности, эффективно использовать ядерное топливо. Способ эксплуатации вертикального ядерного реактора с перемещаемым отражателем нейтронов (ПОН), заключается в том, что в корпусе активной зоны из загруженного топлива обеспечивается воздействие ПОН на активную зону, причем размер активной зоны формируют в вертикальном направлении значительно превышает соответствующий размер ПОН в вертикальном направлении, а на участке активной зоны, покрытом ПОН, реализуется управляемая реакция деления топлива и подогрев теплоносителя, и, при исчерпании запаса реактивности на этом участке, ПОН перемещают от участка, имевшего взаимодействия с ПОН, в направлении участка загруженного топлива, не взаимодействовавшего с ПОН. 2 н.п. ф-лы, 1 илл.

Полезная модель относится к ядерной энергетике, в частности, к энергетическим реакторам типа PWR.

Предлагается техническое решение для создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов, в которых возобновление запаса реактивности, теряемого в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, обеспечивается смещением перемещаемого отражателя на участок со свежим топливом.

Активная зона реактора располагается в вертикальном корпусе активной зоны, размещенном коаксиально в вертикальном корпусе реактора.

Перемещаемый отражатель нейтронов, расположенный вокруг корпуса активной зоны, обеспечивает реакцию управляемого деления изотопов на участке энерговыделения активной зоны. При эксплуатации при исчерпании запаса реактивности в области энерговыделения отражатель поднимается на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлекает «свежее» топливо в процесс деления. Такое техническое решение позволяет обеспечить одну безперегрузочную на много лет кампанию топлива, общее энерговыделение которой зависит от высоты активной зоны, упростить конструкцию активной зоны, избавиться от поглотителей нейтронов и использовать утечку нейтронов на торцах области энерговыделения, а также отказаться от хранилищ свежего и выгруженного топлива.

Известно техническое решение:

Патент РФ 2176826, МПК 7 G21C 1/00 «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР (ВАРИАНТЫ), СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ) И АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ). Изобретение относится к конструкциям легководных ядерных реакторов, в которых в качестве топлива применяется торий. Активные зоны ядерного реактора, содержащие запальную зону и зону воспроизводства, применяются для сжигания торцового топлива вместе с обычным реакторным топливом, включающим непролиферативный обогащенный уран, а также оружейный и реакторный плутоний. В первом варианте активная зона является полностью "непролиферативной", поскольку ни реакторное топливо, ни произведенные отходы не могут использоваться для изготовления ядерного оружия. Во втором варианте изобретения активная зона применяется для сжигания больших количеств оружейного плутония вместе с торием и обеспечивает подходящее средство, с помощью которого могут быть уничтожены накопленные запасы оружейного плутония и преобразована выделившаяся энергия в электрическую энергию. Активные зоны в обоих вариантах изобретения состоят из множества запально-воспроизводящих модулей, которые имеют центрально расположенные запальные зоны, окруженные круговыми зонами воспроизводства. Запальные зоны содержат урановые или плутониевые топливные стержни, а зоны воспроизводства содержат ториевые топливные стержни. Отношение объемов замедлителя к топливу и относительные размеры запальной зоны и зоны воспроизводства оптимизированы таким образом, чтобы ни в одном из вариантов изобретения не производились отходы, которые могут быть использованы для изготовления ядерного оружия. Для первого варианта изобретения применена также новая схема пополнения топлива для максимального увеличения утилизации топлива запальной зоны, а дополнительно при этом обеспечивается гарантия того, что отработанное ядерное топливо не сможет быть использовано для изготовления ядерного оружия.

Однако указанное решение требует извлечения топлива для переработки из корпуса реактора типа PWR.

Также известно решение:

Заявка РФ 2006108460, МПК G21D 3/00 «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ И СПОСОБ (ВАРИАНТЫ) АВТОРЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ»..

1. Ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения, включающий корпус, активную зону, теплоизолирующую обечайку, тяговую трубу, промежуточный теплообменник, органы авторегулирования реактором, при этом корпус реактора образован цилиндрической обечайкой, крышкой и днищем, снаружи к днищу приварена опора, а через крышку выведены трубы, подводящие и отводящие теплоноситель второго контура реакторной установки и теплоноситель контура потребителя, активная зона состоит из двух блоков центрального и наружного, центральный блок выполнен в виде сплошного цилиндра, состоящего из твэл, залитых в матрицу из алюминий-бериллиевого сплава, и примыкающих торцевых отражателей из алюминий-бериллиевого сплава, очехлован стальным листом снаружи и по торцам, наружный блок выполнен в виде цилиндра с внутренним отверстием, состоящего из твэл, залитых в матрицу из алюминий-бериллиевого сплава, и примыкающих торцевых и бокового отражателей из алюминий-бериллиевого сплава, очехлован стальным листом по наружной и внутренней поверхности цилиндра с внутренним отверстием и по торцам, центральный блок вставлен в наружный блок с зазором, оба блока опираются на днище через радиальные ребра, приваренные к днищу с внутренней стороны, в зазоре между центральным и наружным блоками расположены каналы регулирования, в каналах регулирования размещены органы авторегулирования реактором, выполненные с возможностью соединения с контуром потребителя, в зазоре между наружной боковой поверхностью активной зоны и внутренней поверхностью корпуса расположена тепло изолирующая обечайка, которая над активной зоной переходит в тяговую трубу, теплоизолирующая обечайка и тяговая труба выполнены многослойными со слоем тепловой изоляции внутри, в верхней части корпуса расположен промежуточный теплообменник между первым и вторым контурами охлаждения, теплообменная поверхность промежуточного теплообменника выполнена из труб, навитых в виде змеевиков, объединенных во входном и выходном коллекторах, таким образом, что входной коллектор соединен с трубой, подводящей теплоноситель второго контура, а выходной коллектор соединен с трубой, отводящей теплоноситель второго контура.

Однако, указанное решение также не обеспечивает в полной мере

возможности создания энергетических ядерных реакторов типа PWR, в частности, регулирования мощности и длительности эксплуатации за счет компенсации реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, обеспечиваемой перемещением отражателя нейтронов на примыкающий участок активной зоны со «свежим топливом» для вовлечения «свежего» топлива в процесс деления, что может упростить конструкцию активной зоны и позволит избавиться от потерь нейтронов на торцах области энерговыделения и паразитного поглощения нейтронов в активной зоне, обеспечить одну безперегрузочную на много лет кампанию топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, отказаться от хранилищ свежего и отработанного топлива и обеспечить дожигание отработавшего топлива без извлечения из корпуса реактора.

Также известен патент РФ 2317597, МПК G21C 1/04, «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР И СПОСОБ ЕГО ЭКСПЛУАТАЦИИ».

Группа изобретений относится к ядерной энергетике, в частности к реакторам с насыпной активной зоной. Ядерный реактор состоит из корпуса с размещенными внутри него боковым, нижним и верхним отражателями, насыпной активной зоной, контуром циркуляции теплоносителя, системой управления и защиты. Под активной зоной размещен теплоаккумулирующий материал с полостью, соединенной с активной зоной через отверстие в нижнем отражателе. Теплоаккумулирующий материал расположен в обечайке, закрепленной на корпусе реактора. В теплоаккумулирующем материале расположены каналы для теплоносителя. Нижний отражатель выполнен с возможностью перемещения по вертикали. Способ эксплуатации ядерного реактора заключается в том, что формируют насыпную активную зону из тепловыделяющих элементов между нижним, верхним и боковым отражателями и осуществляют циркуляцию теплоносителя снизу вверх через активную зону. При силе от потока теплоносителя, действующей на тепловыделяющие элементы, меньше силы тяжести твэлов, находящихся над отверстием в нижнем отражателе, осуществляют сброс твэлов из активной зоны через отверстие в нижнем отражателе в полость, сформированную теплоаккумулирующим материалом под активной зоной.

Однако и в указанном решении не обеспечены в полной мере возможности

создания энергетических ядерных реакторов типа PWR, в частности, с приемлемой компенсацией реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива, которую можно компенсировать за счет применения вертикально перемещаемого отражателя нейтронов, располагаемого на участке энрговыделения активной зоны и перемещаемого по мере выгорания топлива на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом для вовлечения «свежего» топлива в процесс деления, что обеспечить одну безперегрузочную многолетнюю кампанию топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, упрощение конструкции активной зоны и снижение потерь нейтронов в области энерговыделения и на торцах, а так же отказа от хранилищ свежего и отработанного топлива.

Ближайшим техническим решением - прототипом, является JP 2000088987.

В заявке предложен вертикальный ядерный реактор с перемещаемым жидким отражателем нейтронов (ПОН), размещенным вне активной зоны. Размер активной зоны, размещенной в корпусе ядерного реактора, в вертикальном направлении значительно превышает соответствующий размер ПОН в вертикальном направлении.

Недостатки технического решения.

Предложенный отражатель - заливной (или наливной), заполняемый жидкой средой с открытым уровнем, и целиком перемещаемый по высоте активной зоны, требует регулирования количества жидкости в процессе эксплуатации, не обеспечивает достаточную скорость и точность тонкой регулировки в процессе управления реактивностью, которую нужно выполнять другими средствами воздействия на реактивность - что не предусмотрено в данном реакторе, не являющимся энергетическим ядерным реактором типа PWR. Также при жидком отражателе не исключается авария с течью отражателя из объема, что может приводить к ядерной аварии. Отсутствие рабочих органов систем регулирования и защиты является крупным недостатком, не допустимым по требованиям ядерной безопасности.

Таким образом, техническим результатом, на которое направлена полезная модель является создание энергетических ядерных реакторов типа PWR повышенной ядерной безопасности.

Для достижения указанного результата предложен вертикальный ядерный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов (ПОН), включающий корпус реактора и сформированную в полости корпуса реактора из загруженного топлива, с возможностью взаимодействия с ПОН, активную зону, причем загруженное топливо размещено в полости дополнительно введенного в устройство корпуса активной зоны, размер которой в вертикальном направлении с загруженным топливом превышает соответствующий размер в вертикальном направлении ПОН,

при этом ПОН выполнен твердотельным и снабжен рабочими органами систем управления и защиты и размещен с внешней стороны корпуса активной зоны посредством введенных в устройство средств перемещения ПОН и рабочих органов систем управления и защиты.

Данное устройство позволяет создавать ядерные реакторы средней мощности с непрерывной многолетней безперегрузочной кампанией топлива, при этом

упростить конструкцию активной зоны,

обеспечивать повышенные требования ядерной безопасности,

эффективно использовать ядерное топливо

и, в частности, характеризуется:

отсутствием затрат времени на перегрузки в течение расчетного срока эксплуатации,

отсутствием движущихся элементов в активной зоне,

отказом от использования поглотителей нейтронов и использования утечки нейтронов на торцах области энерговыделения в активной зоне,

минимально необходимым текущим запасом реактивности,

низкой эффективностью по реактивности систем защиты и управления и минимально необходимым для энерговыработки текущим запасом реактивности в зоне энерговыделения (только на компенсацию эффектов реактивности в области энерговыделения: мощностного для нового топлива, отравления на продуктах деления и выгорания на участке энерговыделения),

маневрированием мощности при прохождении йодной ямы,

удалением перемещаемого отражателя за пределы корпуса активной зоны при нарушениях нормальной эксплуатации или длительных остановах,

«безотходным» производством в течение срока эксплуатации за счет хранения выгоревшего топлива в течение срока эксплуатации и после энергетической эксплуатации,

отсутствием специальных средств охлаждения выгоревшего топлива и использованием выделяемого им тепла на подогрев «холодного» теплоносителя,

исключением операции по обслуживанию свежего и отработавшего топлива в процессе эксплуатации,

отказом от хранилищ свежего и выгоревшего топлива,

повышением качества отработавшего топлива в корпусе активной зоны за счет «дожигания» топлива в корпусе реактора на участке выгоревшего топлива в процессе эксплуатации,

снижением риска распространения ядерных материалов из-за исключения операций по обслуживанию топлива на энергоблоке.

Предложение поясняется графически на представленной фигуре.

На фигуре приведена принципиальная схема размещения зон основного оборудования для вертикального сечения цилиндрического реактора.

На фигуре позициями обозначены.

1 - стартовый участок активной зоны;

2 - участок выгоревшего топлива (отработанное топливо);

3 - перемещаемый отражатель нейтронов;

4 - область (участок) энерговыделения;

5 - рабочие органы систем управления и защиты;

6 - изначально не охватываемый отражателем 3 участок активной зоны (участок «свежего» топлива);

7 - корпус активной зоны;

8 - средства обеспечения перемещения отражателя и рабочих органов управления и защиты;

9 - фланцевые соединения корпуса реактора и обечайки управления;

10 - корпус обечайки управления;

11 - фланцевые соединения обечайки управления и крышки реактора, корпуса активной зоны и крышки реактора;

12 - крышка реактора;

13 - «горячий» патрубок;

14 - «холодный» парубок;

15 - «горячий» теплоноситель;

16 - «холодный» теплоноситель;

17 - корпус реактора.

Также на фигуре обозначены:

- стрелками показаны направления течения теплоносителя.

(~) - холодный теплоноситель;

() - горячий теплоноситель.

Реактор состоит из корпуса реактора (17), корпуса обечайки управления (10) и верхней крышки реактора (12).

В корпусе реактора (17) размещены: корпус активной зоны (7), активная зона

(участки: 1, 2, 4, 6), перемещаемый отражатель нейтронов (3), включающий рабочие органы систем управления и защиты (5), средства перемещения (8) отражателя.

Обечайка управления (8, 9, 10) содержит приводы РО СУЗ и приводы перемещения отражателя (на фиг. не указаны), патрубки для ввода «холодного» теплоносителя из контура циркуляции (14).

Крышка реактора (11, 12) сотоит из: опорного фланца (11) на корпусе управляющей обечайки (11) и патрубка вывода «горячего» теплоносителя (13).

Перемещаемые отражатели

Перемещаемые отражатели (3) (на схеме приводится только один перемещаемый отражатель 3) содержат на внутренних стенках отражающие материалы (3), а снаружи размещаются средства систем управления и защиты (5), включая рабочие органы и средства для перемещения.

Отражатели-дожигатели (на схеме не указаны) используются для зоны дожига отработавшего топлива (отражение быстрых нейтронов или источники быстрых). Для отражателей-дожигателей обеспечивается автономный режим перемещения.

Деотражатели (на схеме не указаны) - поглотители или стимуляторы утечки как средства для защиты от критичности для области «свежего» топлива и/или ограничения области деления в активной зоне.

Эффективность перемещаемых отражателей должна быть достаточной для выведения в критическое состояние и поддержания реакции деления в области энерговыделения в течение промежутка времени между перемещениями, включая эффекты реактивности:

Мощностной эффект Доплера

по температуре теплоносителя

регулирования мощности

отравления топлива свежего и при регулировании мощности

утечки нейтронов на торцах области отражателя

для области энерговыделения (поглощения на стенках корпуса активной зоны, барометрический и т.п.).

Рабочие органы систем управления и аварийной зашиты (РО СУЗ и РО АЗ)

РО СУЗ располагаются в конструкции перемещаемого отражателя (5).

Приводы РО СУЗ размещаются в обечайке управления реактором (8).

Эффективность по реактивности рабочих органов систем управления и защиты (РО СУЗ) перемещаемого отражателя должна превышать максимальное значение реактивности, необходимое для нормальной эксплуатации, после каждого перемещения с учетов запасов на удовлетворение требований ядерной безопасности.

Высота перемещаемого отражателя.

определяется его эффективностью по реактивности при определенной площади сечения активной зоны. От высоты отражателя зависит размер области энерговыделения и мощность реактора.

Величина (шаг) перемещения отражателя

определяется запасом реактивности, необходимым для области энерговыделения, на время следующей стоянки перемещаемого отражателя с учетом количества топлива в текущей области энерговыделения и эффективности РО СУЗ. Необходимый запас реактивности, с учетом распределение текущей глубины выгорания в области энерговыделения, достигаемые перед перемещением отражателя, оцениваются при нейтронно - физических расчетах.

Система перемещения отражателей

Элеваторная система с противовесами (5, 8).

Циркуляция теплоносителя

Схема циркуляции теплоносителя: сохраняется традиционная для первого контура PWR. Контур циркуляции состоит из стандартного набора и компоновки оборудования контуров циркуляции реакторов PWR. Контур циркуляции соединяется с патрубками на корпусе реактора для «холодного» (14) и на крышке реактора - для «горячего» (13) теплоносителя. «Холодный» патрубок(и) (14) врезается в корпус реактора под верхним фланцем корпуса реактора. «Горячий» патрубок(и) (13) располагается на крышке реактора. «Холодный» теплоноситель опускается между корпусом реактора и корпусом активной зоны, распределяется снизу корпуса в активной зоне, подогревается в активной зоне и выводится в контур циркуляции.

Топливо

Расчеты проведены на основе объемных характеристик топлива реактора типа ВВЭР-1000. Рекомендуются сборки из твелов типа ВВЭР. Размер, расположение и количество сборок должны определяться длительностью кампании загрузки и технологией загрузки и разгрузки активной зоны.

Ядерная Безопасность

Реакторы обладают свойствами для соответствия требованиям регламентирующих документов по ядерной безопасности.

Нормальная эксплуатация

Контроль и обеспечение критичности на участке энерговыделения при эксплуатации обеспечивается средствами систем управления и защиты, располагаемыми в обечайке управления и в корпусе реактора на перемещаемом отражателе.

Ядерная безопасность при нормальной эксплуатации обеспечивается за счет низкого текущего запаса реактивности в зоне энерговыделения.

На участках «свежего» топлива в активной зоне, не покрытых отражателем, процесс деления топлива с выделением энергии должен быть невозможен.

Возможно, потребуется добавка выгорающих поглотителей в металл корпуса активной зоны, контроль подкритичности и применение деотражателей.

На участках выгоревшего топлива в активной зоне, не покрытых отражателем, не допускается локальной критичности при использовании отражателей-дожигателей.

Во всех режимах эксплуатации топливо недоступно.

Тяжелые аварии. Исходные события.

Течи или разрывы корпуса реактора.

Деформации и протечки корпуса активной зоны.

Зависание перемещаемого отражателя.

Несанкционированное перемещение перемещаемых поглотителей.

Течи или разрывы трубопроводов первого контура.

Повреждение топлива активной зоны при нарушениях пределов и условий безопасной эксплуатации.

Недостаточная эффективность или несрабатывание систем безопасности.

Нарушения конструкций в корпусе реактора.

Нарушения нормальной эксплуатации

Несанкционированное движение перемещаемых отражателей.

Отказ систем перемещения перемещаемых отражателей.

Заклинивание (застревание) отражателей при перемещениях.

Повреждение конструкции перемещаемого отражателя.

Повторная критичность при потере мощности энерговыделения и при снижении температуры теплоносителя в области энерговыделения.

Неадекватный расход через область энерговыделения на мощности.

Компенсируемые течи из контура циркуляции.

Заклинивание в отражателе рабочих органов систем управления и защиты.

Тепловые и гидравлические удары в корпусе активной зоны или контуре циркуляции.

Неадекватное распределение теплосъема по области энерговыделения в корпусе активной зоны.

Нарушение отвода избыточного тепловыделения от оборудования реактора.

Системы управления и безопасности

Системы нормальной эксплуатации

Системы безопасности и аварийной защиты (СУЗ)

Подавление избыточной реактивности впрыском жидкого поглотителя

Предупреждение повышения давления теплоносителя в контуре циркуляции

Предупреждение критических значений технологических параметров.

Аварийная защита

Рабочие органы аварийной защиты (РО АЗ) располагаются в отражателе (5), их срабатывание и эффективность регламентируются правилами ядерной безопасности.

Защита при стоянках

Вывод отражателя за границы активной зоны.

Применение деотражателей.

Ввод жидкого поглотителя.

Особенности технического исполнения

Высота активной зоны обеспечивает размещение топлива (запас топлива), для долговременной непрерывной эксплуатации.

Вертикально перемещаемый отражатель, расположенный вне корпуса активной зоны, используется для обеспечения запаса реактивности в области энерговыделения.

Регулируемый запас реактивности в зоне перемещаемого отражателя.

Отсутствие средств охлаждения корпуса реактора.

Размещение механизмов систем управления, защиты и перемещения отражателя в отдельной обечайке вне корпуса активной зоны.

Отсутствие процедур обслуживания свежего и отработанного топлива.

Специфической особенностью является использование энергии деления тяжелых ядер тепловыми нейтронами и теплосьема энергии деления нейтронов только в области энерговыделения активной зоны с применением в качестве теплоносителя (легкой) воды и обеспечение долговременной непрерывной эксплуатации активной зоны.

Режимы эксплуатации (описание работы реактора)

Участки 1 - стартовый участок, 2 - участок выгоревшего топлива (отработанное топливо), 4 - область (участок) энерговыделения, 6 - участок активной зоны, изначально не охватываемый отражателем 3 («свежее» топливо) совместно образуют загружаемую активную зону, сформированную в полости корпуса 7 активной зоны.

Следует при этом понимать терминологически следующее:

- в корпусе 7 активной зоны, расположенном в корпусе реактора 17, формируется активная зона из загруженного топлива (участки 1, 2, 4, 6);

- ПОН 3 охватывает корпус 7 активной зоны, имеет возможность воздействия на топливо и перемещения по вертикали с охватом (коаксиально/вокруг) корпуса 7 активной зоны;

- размер активной зоны в вертикальном направлении, значительно (в зависимости от количества загруженного топлива, определяемого предполагаемым сроком работы реактора) превышает соответствующий размер ПОН, причем на участке активной зоны, «покрытом» ПОН, реализуется управляемая реакция деления топлива и подогрев теплоносителя;

- при исчерпании запаса реактивности ПОН перемещают от участка топлива, имевшего возможность взаимодействия с ПОН, в направлении участка загруженного топлива, не взаимодействовавшего с ПОН.

Пуск реактора. Исходное положение: перемещаемый отражатель (3) находится над стартовым участком активной зоны (1) или над областью выгоревшего топлива (2) и обеспечивается регламентированная подкритичность реактора. Перемещаемый отражатель (3) смещается на область «свежего» топлива (6). РО СУЗ - подняты. Проводится процедура погружения РО СУЗ в рабочее положение и достижения критичности.

Режим энерговыработки

Энерговыработка реактора проводится при неподвижном отражателе (3, 5 - РО СУЗ). Запас реактивности, достигнутый при перемещении отражателя (3) в новое положение и погружении РО СУЗ в рабочее положение последовательно расходуется в области энерговыработки (4) в критическом состоянии. Энерговыработка зависит от эффективного объема области энерговыделения в активной зоне. При исчерпании запаса реактивности в области энерговыработки (4) РО СУЗ извлекаются, и перемещаемый отражатель (3, 5 - РО СУЗ) поднимается на область свежего топлива (6). После перемещения РО СУЗ погружаются в начальное рабочее положение и стабилизируется положение перемещаемого отражателя в новой позиции.

Маневры мощностью.

При больших изменениях мощности или глубокой «йодной яме» отражатель (3) перемещается «вверх». При разотравлении топлива в области энерговыделения и/или снижении значения подкритичности - вводятся рабочие органов систем управления или смещается перемещаемый отражатель (3, 5 - РО СУЗ) «назад».

Разгрузка мощности как средство безопасности при нарушениях нормальной безопасности и при стояночных состояниях обеспечивается смещением пермещаемого отражателя (3, 5 - РО СУЗ) «вниз» или опускание деотражателей с отрицательной эффективностью (на фигуре не показано) в область «свежего топлива» (6).

Долговременная остановка - погружение рабочих органов систем управления и защиты и смещение отражателя «вниз» - на область «выгоревшего» топлива

Эксплуатация при остаточном энерговыделении после сброса мощности в области энерговыделения в стояночных режимах или после прекращения эксплуатации обеспечивается циркуляция теплоносителя через корпус реактора (14, 16, 17, 15, 13) с целью снятия остаточного энерговыдления на выгоревшем топливе.

Загрузка и выгрузка топлива в активную зону

На весь срок эксплуатации загрузка проводится один раз в период монтажа активной зоны. В процессе эксплуатации загрузка и выгрузка топлива для активной зоны не производятся.

ПРИМЕР

ПАРМЕТРЫ РЕАКТОРОВ С ПЕРЕМЕЩАЕМЫМ ОТРАЖАТЕЛЕМ ДЛЯ ВЕРТИКАЛЬНОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Исходные данные:

критический объем (горячий на мощности) - 1.3 м³

годовое потребление топлива - 20 т

удельная мощность - 100 МВт/м³

ширина отражателя - 1 м

сечение активной зоны - круг диаметром (таблица)

Такой способ поддержания реактивности при выгорании топлива позволяет обеспечивать непрерывное энерговыделение в реакторе в течении срока эксплуатации пропорционального длине активной зоны.

Вертикальный ядерный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов (ПОН), включающий корпус реактора и сформированную в полости корпуса реактора из загруженного топлива, с возможностью взаимодействия с ПОН, активную зону, причем загруженное топливо размещено в полости дополнительно введенного в устройство корпуса активной зоны, размер которой в вертикальном направлении с загруженным топливом превышает соответствующий размер в вертикальном направлении ПОН, отличающийся тем, что ПОН выполнен твердотельным и снабжен рабочими органами систем управления и защиты и размещен с внешней стороны корпуса активной зоны посредством введенных в устройство средств перемещения ПОН и рабочих органов систем управления и защиты.