EA042239B1

EA042239B1 - NUCLEAR REACTOR WITH HEAVY LIQUID METAL COOLANT

Info

Publication number: EA042239B1
Application number: EA202291348
Authority: EA
Inventors: Александр Владиславович Дедуль; Владимир Сергеевич Степанов; Георгий Ильич ТОШИНСКИЙ; Юрий Александрович Арсеньев; Олег Геннадьевич Комлев; Михаил Петрович ВАХРУШИН; Сергей Александрович Григорьев; Сергей Владимирович Самкотрясов
Original assignee: Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Priority date: 2021-03-15
Filing date: 2021-10-04
Publication date: 2023-01-26

Description

Область техникиTechnical field

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в энергетических установках с реактором с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ) на основе свинца или сплавов на основе свинца и висмута.The invention relates to nuclear engineering and is intended for use in power plants with a reactor with a heavy liquid metal coolant (HLMC) based on lead or alloys based on lead and bismuth.

Предшествующий уровень техникиPrior Art

Известны реакторы с ТЖМТ, в которых активная зона погружена в емкость, заполненную теплоносителем (например, патент США № 8817942, Проект БРЕСТ ОД-300, патент РФ № 2247435, патент РФ № 2545098, патент РФ № 2313143, заявка РСТ WO 2016/147139).HLMC reactors are known, in which the core is immersed in a container filled with a coolant (for example, US patent No. 8817942, Project BREST OD-300, RF patent No. 2247435, RF patent No. 2545098, RF patent No. 2313143, PCT application WO 2016/147139 ).

В патенте США № 8817942 описан ядерный реактор, охлаждаемый жидким металлом (например, тяжелым металлом, таким как свинец или сплав свинец-висмут) или натрием или расплавленными солями, с активной зоной, образованной тепловыделяющими элементами, погруженными в текучую среду, циркулирующую между активной зоной и по меньшей мере одним теплообменником.US Pat. No. 8,817,942 describes a nuclear reactor cooled by liquid metal (for example, a heavy metal such as lead or a lead-bismuth alloy) or sodium or molten salts, with a core formed by fuel elements immersed in a fluid circulating between the core. and at least one heat exchanger.

Реактор БРЕСТ ОД-300 (Конструктивные и компоновочные решения основных узлов и оборудования реактора БРЕСТ-ОД-300. В.Н. Леонов, А.А. Пикапов, А.Г. Сила-Новицкий и др. ВАНТ, серия: Обеспечение безопасности АЭС, выпуск 4, Москва, ГУЛ НИКИЭТ, 2004 г., стр. 65-72) включает железобетонную шахту с внутренней стальной облицовкой, блок корпусов реактора с верхним перекрытием, активную зону, систему исполнительных механизмов воздействия на реактивность активной зоны, блоки парогенераторов и главных циркуляционных насосов, систему массообменников и фильтров для очистки теплоносителя, систему перегрузки элементов активной зоны, систему контроля технологических параметров и другие вспомогательные системы. Блок корпусов реактора БРЕСТ-ОД-300 выполнен в виде центральной и четырех периферийных цилиндрических шахт с плоскими днищами, которые совместно с верхним перекрытием образуют границу первого контура реакторной установки, в котором циркулирует теплоноситель, обеспечивая теплоотвод от активной зоны, и формируется объем защитного газа, а также размещены внутриреакторные устройства и оборудование. Активная зона размещена в центральной шахте блока корпусов, а блоки парогенераторов размещаются в четырех периферийных шахтах, соединенных с центральной шахтой верхними и нижними патрубками. Каждый парогенератор выполнен в виде трубчатого теплообменника для нагрева воды (пара) закритических параметров, который погружен в поток свинцового теплоносителя, движущегося в межтрубном пространстве корпуса парогенератора сверху вниз. Циркуляция свинцового теплоносителя в реакторе БРЕСТ-ОД-300 осуществляется путем его перекачки циркуляционными насосами из шахты парогенератора на уровень напорной камеры реактора, из которой теплоноситель опускается до входной камеры активной зоны, поднимается и нагревается в активной зоне при контакте с твэлами тепловыделяющих сборок и затем поступает в общую камеру «горячего» теплоносителя. Далее теплоноситель перетекает во входные камеры и межтрубное пространство парогенераторов, охлаждается и поступает на вход циркуляционных насосов, а затем снова подается в напорную камеру реактора.BREST OD-300 reactor (Design and layout solutions for the main components and equipment of the BREST-OD-300 reactor. V.N. Leonov, A.A. Pikapov, A.G. Sila-Novitsky and others. VANT, series: Ensuring the safety of nuclear power plants , issue 4, Moscow, GUL NIKIET, 2004, pp. 65-72) includes a reinforced concrete shaft with an internal steel lining, a block of reactor vessels with an upper ceiling, a core, a system of actuators for influencing the reactivity of the core, blocks of steam generators and main circulation pumps, a system of mass exchangers and filters for cleaning the coolant, a system for reloading core elements, a system for monitoring process parameters and other auxiliary systems. The block of reactor vessels BREST-OD-300 is made in the form of a central and four peripheral cylindrical shafts with flat bottoms, which, together with the upper ceiling, form the boundary of the first circuit of the reactor plant, in which the coolant circulates, providing heat removal from the core, and a volume of shielding gas is formed, as well as in-reactor devices and equipment. The active zone is located in the central shaft of the housing block, and the steam generator blocks are located in four peripheral shafts connected to the central shaft by upper and lower branch pipes. Each steam generator is made in the form of a tubular heat exchanger for heating water (steam) of supercritical parameters, which is immersed in a lead coolant flow moving in the annular space of the steam generator housing from top to bottom. Lead coolant circulation in the BREST-OD-300 reactor is carried out by pumping it by circulation pumps from the steam generator shaft to the level of the pressure chamber of the reactor, from which the coolant descends to the core inlet chamber, rises and heats up in the core upon contact with fuel rods of fuel assemblies and then enters into the common chamber of the "hot" coolant. Further, the coolant flows into the inlet chambers and the annular space of the steam generators, cools down and enters the inlet of the circulation pumps, and then is again fed into the pressure chamber of the reactor.

Активная зона окружена рядами блоков бокового свинцового отражателя, выполненных в виде плотных стальных кожухов, заполненных проточным свинцовым теплоносителем. Часть прилегающего к зоне блоков отражателя выполнены в виде вертикальных каналов, заглушенных сверху (газовый колокол) и открытых для заполнения свинцом снизу, при этом его уровень в канале соответствует напору свинцового теплоносителя на входе в активную зону. С помощью этих каналов с изменяемыми по высоте уровнями столбов свинца, влияющими на утечку нейтронов, пассивным образом осуществляется связь реактивности и мощности реактора с расходом теплоносителя через активную зону, что является важным фактором регулирования мощности через расход теплоносителя и не менее важным фактором безопасности.The active zone is surrounded by rows of side lead reflector blocks made in the form of dense steel casings filled with flowing lead coolant. A part of the reflector blocks adjacent to the zone is made in the form of vertical channels, plugged from above (gas bell) and open for filling with lead from below, while its level in the channel corresponds to the pressure of the lead coolant at the core inlet. With the help of these channels with height-varying levels of lead columns that affect neutron leakage, the reactivity and power of the reactor are passively connected with the coolant flow through the core, which is an important factor in controlling power through the coolant flow and an equally important safety factor.

В патенте РФ № 2247435 описана интегрально-петлевая компоновка основного оборудования, при которой установка включает реактор, размещенный в центральном баке, парогенераторы и циркуляционные насосы, размещенные в периферийных баках, а также систему обработки теплоносителя газовыми смесями для восстановления окислов свинца. Реактор, парогенераторы, циркуляционные насосы размещены под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя. Парогенераторы установки выполнены в виде трубчатого теплообменника, в котором в трубах подается вода (пар), а в межтрубном пространстве сверху вниз циркулирует свинцовый теплоноситель. В реакторной установке между свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя и верхним перекрытием выполнена общая газовая полость, сообщенная с системой циркуляции и очистки газа.RF patent No. 2247435 describes an integral-loop layout of the main equipment, in which the installation includes a reactor located in the central tank, steam generators and circulation pumps located in peripheral tanks, as well as a system for treating the coolant with gas mixtures to reduce lead oxides. The reactor, steam generators, circulation pumps are located under the free level of the liquid metal coolant. The steam generators of the plant are made in the form of a tubular heat exchanger, in which water (steam) is supplied in the pipes, and a lead coolant circulates in the annular space from top to bottom. In the reactor plant, between the free level of the liquid metal coolant and the upper ceiling, a common gas cavity is made, which communicates with the gas circulation and purification system.

Интегрально-петлевая компоновка основного оборудования характеризуется высоким удельным объемом свинцового теплоносителя на единицу мощности реактора, что приводит к увеличению размеров реактора и капитальных затрат при создании реактора.The integral-loop layout of the main equipment is characterized by a high specific volume of lead coolant per unit power of the reactor, which leads to an increase in the size of the reactor and capital costs in the creation of the reactor.

Во всех указанных случаях существенной проблемой является большой вес теплоносителя, высокие нагрузки на опорные конструкции корпуса реактора, сложности обеспечения стойкости оборудования к сейсмическим воздействиям, обусловленные большой массой и габаритами.In all these cases, a significant problem is the large weight of the coolant, high loads on the supporting structures of the reactor pressure vessel, and the difficulty in ensuring the resistance of equipment to seismic effects due to the large weight and dimensions.

В патенте РФ № 2545098 задача снижения веса теплоносителя решается путем размещения оборудования с высоким внутренним давлением (парогенератор) вне активной среды (свинцового теплоносителя).In RF patent No. 2545098, the problem of reducing the weight of the coolant is solved by placing equipment with high internal pressure (steam generator) outside the active medium (lead coolant).

- 1 042239- 1 042239

Реакторная установка, описанная в патенте РФ № 2545098, включает шахту реактора с верхним перекрытием, размещенный в шахте реактор с активной зоной, парогенераторы, циркуляционные насосы, циркуляционные трубопроводы, системы исполнительных механизмов и устройств для обеспечения пуска, эксплуатации и остановки реакторной установки. Парогенераторы размещены в отдельных боксах и сообщены с шахтой реактора циркуляционными трубопроводами подъема и слива свинцового теплоносителя, парогенераторы и большая часть циркуляционных трубопроводов размещены выше уровня свинцового теплоносителя в шахте реактора, циркуляционные насосы размещены в шахте реактора на циркуляционных трубопроводах подъема горячего свинцового теплоносителя и предусмотрено техническое средство для обеспечения естественной циркуляции свинцового теплоносителя через активную зону реактора при отключении циркуляционных насосов.The reactor plant described in RF patent No. 2545098 includes a reactor shaft with an upper ceiling, a reactor with an active zone located in the shaft, steam generators, circulation pumps, circulation pipelines, systems of actuators and devices for starting, operating and stopping the reactor plant. The steam generators are located in separate boxes and are connected to the reactor shaft by circulation pipelines for lifting and draining the lead coolant, steam generators and most of the circulation pipelines are located above the level of the lead coolant in the reactor shaft, the circulation pumps are located in the reactor shaft on the circulation pipelines for lifting the hot lead coolant and a technical facility is provided to ensure the natural circulation of the lead coolant through the reactor core when the circulation pumps are turned off.

Однако в известном техническом решении объем теплоносителя в контуре является также достаточно большим за счет протяженных и объемных каналов циркуляции, что ухудшает массогабаритные и экономические показатели установки.However, in the known technical solution, the volume of the coolant in the circuit is also quite large due to the extended and voluminous circulation channels, which worsens the weight, size and economic performance of the installation.

Указанная проблема решается в ядерном реакторе, в частности, в компактном ядерном реакторе с жидкометаллическим охлаждением (WO 2016/147139), содержащем главный корпус реактора, покрытый крышкой и вмещающий внутри себя активную зону и гидравлическую разделяющую конструкцию, имеющую по существу форму амфоры и ограничивающую горячий коллектор и холодный коллектор, в котором циркулирует теплоноситель первого контура, охлаждающий активную зону. Между верхним участком разделяющей конструкции и корпусом реактора расположены теплообменники. В данном техническом решении насосы и парогенератор располагаются ближе к активной зоне и нуждаются в радиационной защите, функцию защиты от нейтронов выполняет жидкий металл, расположенный между разделяющей конструкцией и наружным кольцом тепловыделяющих элементов.This problem is solved in a nuclear reactor, in particular, in a compact liquid metal-cooled nuclear reactor (WO 2016/147139), containing a main vessel of the reactor, covered with a lid and accommodating an active zone and a hydraulic separating structure essentially in the form of an amphora and limiting the hot a collector and a cold collector, in which the primary coolant circulates, cooling the core. Heat exchangers are located between the upper section of the separating structure and the reactor vessel. In this technical solution, the pumps and the steam generator are located closer to the core and need radiation protection, the function of neutron protection is performed by liquid metal located between the separating structure and the outer ring of the fuel elements.

К недостаткам описанного ядерного реактора можно отнести две наиболее существенные проблемы:The disadvantages of the described nuclear reactor include the two most significant problems:

отсутствие радиационной защиты оборудования, требующего в процессе эксплуатации проведения регламентных работ и обслуживания с участием персонала;lack of radiation protection of equipment that requires routine maintenance and maintenance with the participation of personnel during operation;

большие свободные объемы теплоносителя в области напротив активной зоны и в нижней части реактора, в которых скорости течения крайне низки, возможно формирование;large free volumes of coolant in the area opposite the core and in the lower part of the reactor, in which the flow rates are extremely low, formation is possible;

неустойчивого вихревого течения в режимах пониженных мощностей или при расхолаживании реактора в режиме естественной конвекции.unstable vortex flow in low power modes or when the reactor is cooled down in the natural convection mode.

Ограничения по допустимой активации оборудования потоком нейтронов, исходящих из активной зоны, обеспечиваются за счет удаления насосов, парогенератора, стенок корпуса и крышки реактора от активной зоны.Restrictions on the permissible activation of equipment by a neutron flux emanating from the core are provided by removing the pumps, the steam generator, the vessel walls and the reactor lid from the core.

Известно устройство тепловой защиты корпуса реактора (патент РФ № 2331939), содержащее корзину активной зоны, кольцевые стальные обечайки, установленные и закрепленные в упомянутой корзине, разделительную обечайку, закрепленную на днище корпуса. В состав теплового экрана введены блоки с карбидом бора. Они расположены за разделительной обечайкой и образуют в плане многослойный кольцевой экран по всей высоте активной зоны. Зазоры между блоками с карбидом бора одного слоя перекрываются блоками с карбидом бора следующего слоя. Изобретение позволяет исключить жесткое захватное γ-излучение в элементах теплового экрана и уменьшить радиационное воздействие на корпус реактора.A device for thermal protection of the reactor pressure vessel is known (RF patent No. 2331939) containing a core basket, annular steel shells installed and fixed in said basket, a separating shell fixed to the bottom of the casing. Blocks with boron carbide are introduced into the composition of the thermal screen. They are located behind the separating shell and form a multilayer annular screen in plan over the entire height of the core. Gaps between blocks with boron carbide of one layer are overlapped by blocks with boron carbide of the next layer. EFFECT: invention makes it possible to exclude hard capture γ-radiation in the elements of the thermal shield and reduce the radiation effect on the reactor pressure vessel.

Недостатком такого технического решения является то, что оно решает только одну частную задачу, а именно, обеспечивает радиационную защиту корпуса реактора напротив активной зоны. Вместе с тем в направлении на крышку реактора также необходима радиационная защита, как для защиты оборудования, расположенного на крышке реактора, так и для радиационной защиты парогенератора.The disadvantage of this technical solution is that it solves only one particular problem, namely, it provides radiation protection of the reactor vessel opposite the active zone. At the same time, radiation shielding is also necessary in the direction of the reactor head, both for protecting the equipment located on the reactor head and for the radiation protection of the steam generator.

Важно отметить, что ни одно из известных технических решений не обеспечивает одновременное комплексное решение нескольких важных проблем безопасности.It is important to note that none of the known technical solutions provides a simultaneous complex solution of several important security problems.

Первое. Важнейшими задачами обеспечения безопасности ЯР является предотвращение опасных последствий отказов, связанных с потерей теплоотвода, а также минимизация радиационных последствий аварий, связанных с повреждениями барьеров безопасности. Отказы или аварии в системах отвода тепла от ядерного реактора, даже при срабатывании аварийной защиты и переходе на резервные каналы отвода остаточных энерговыделений приводят, как правило, к кратковременному или достаточно длительному повышению температуры в активной зоне, до тех пор, пока не установится равновесие между отводимой мощностью систем отвода тепла и мощностью остаточного энерговыделения. При этом существенным фактором, обеспечивающим минимизацию опасных последствий таких событий, а именно скорость роста температуры и максимальных значений достигнутых температур, является теплоемкость систем, оборудования и теплоносителя первого контура.First. The most important tasks in ensuring the safety of nuclear reactors are the prevention of dangerous consequences of failures associated with the loss of heat removal, as well as minimization of the radiation consequences of accidents associated with damage to safety barriers. Failures or accidents in systems for removing heat from a nuclear reactor, even when emergency protection is triggered and switching to backup channels for removing residual energy, as a rule, lead to a short-term or rather long-term increase in temperature in the core, until an equilibrium is established between the removed capacity of heat removal systems and capacity of residual energy release. At the same time, a significant factor ensuring the minimization of the dangerous consequences of such events, namely the rate of temperature rise and the maximum values of temperatures reached, is the heat capacity of the systems, equipment and coolant of the primary circuit.

Второе. Существенной проблемой для безопасности ЯР является большой вес теплоносителя, что приводит к сложности обеспечения стойкости оборудования к сейсмическим воздействиям.Second. A significant problem for the safety of nuclear reactors is the large weight of the coolant, which makes it difficult to ensure the resistance of equipment to seismic effects.

Уменьшение габаритов корпуса в реакторах интегрального типа, благоприятно сказывается на экономических характеристиках проекта, упрощает создание корпуса реактора с одновременным улучшением сейсмостойкости конструкции. Однако при этом возникает известная проблема защиты оборудованияReduction of vessel dimensions in integrated type reactors favorably affects the economic characteristics of the project, simplifies the creation of the reactor vessel while improving the seismic resistance of the structure. However, this raises a known hardware protection issue.

- 2 042239 первого контура, которое при этом приближается к активной зоне.- 2 042239 of the first circuit, which in this case approaches the active zone.

Третье. При компактном размещении парогенератора и приближении его к активной зоне ядерного реактора, помимо более известной проблемы активации стальных конструкций, существенной становится проблема активации примесей в воде парогенератора, включая образование изотопа ¹⁶N в результате реакции:Third. With a compact placement of the steam generator and its approach to the core of a nuclear reactor, in addition to the more well-known problem of activation of steel structures, the problem of activation of impurities in the water of the steam generator becomes significant, including the formation of the isotope ¹⁶ N as a result of the reaction:

¹⁶О (η, р) ¹⁶N, ¹⁶ O (η, p) ¹⁶ N,

При этом в дальнейшем ¹⁶N распадается в ¹⁶О по реакции:In this case, further ¹⁶ N decomposes into ¹⁶ O according to the reaction:

¹⁶N----16Q ^16N ----16Q

Т_1/2 = 7,13с ’ формируя дополнительный радиационный фон вблизи паропроводов и турбины.Т _1/2 = 7.13s ' forming an additional radiation background near the steam pipelines and the turbine.

Радиационное воздействие на корпус реактора и оборудование, расположенное внутри корпуса, приводит также к изменению свойств материалов (потеря пластичности, например), что может стать причиной аварийной ситуации.Radiation impact on the reactor vessel and equipment located inside the vessel also leads to a change in the properties of materials (loss of plasticity, for example), which can cause an emergency.

Недостатком известных ядерных реакторов (ЯР) является то, что каждая из вышеперечисленных проблем решается отдельно с помощью направленных на решение конкретной задачи технических средств.The disadvantage of the known nuclear reactors (NR) is that each of the above problems is solved separately with the help of technical means aimed at solving a specific problem.

Раскрытие изобретенияDisclosure of invention

Техническими мерами, обеспечивающими безопасность реактора в аварийных ситуациях и во время эксплуатации, являются, в том числе:The technical measures that ensure the safety of the reactor in emergency situations and during operation are, among other things:

увеличение теплоемкости элементов первого контура, аккумулирующего выделяемое тепло в аварийных и переходных процессах без заметного роста температуры;increase in the heat capacity of the elements of the primary circuit, accumulating the heat released in emergency and transient processes without a noticeable increase in temperature;

снижение массы реактора, снижающее нагрузки на силовые элементы реактора при сейсмических воздействиях;reducing the weight of the reactor, which reduces the load on the power elements of the reactor during seismic impacts;

обеспечение радиационной защиты корпуса реактора и оборудования, как размещенного в нем (парогенератор, насос), так и за его пределами (оборудование на крышке реактора, оборудование в шахте реактора).ensuring radiation protection of the reactor vessel and equipment, both located in it (steam generator, pump) and outside it (equipment on the reactor head, equipment in the reactor shaft).

Задачей изобретения является создание оптимальной конструкции ядерного реактора, путем реализации указанных технических мер, за счет использования в первом контуре элемента конструкции, исполняющего одновременно функцию теплового аккумулятора и поглотителя излучения (нейтроны, гамма-излучение) и имеющего плотность меньшую, чем плотность теплоносителя.The objective of the invention is to create an optimal design of a nuclear reactor, by implementing these technical measures, by using in the primary circuit a structural element that simultaneously performs the function of a heat accumulator and an absorber of radiation (neutrons, gamma radiation) and has a density lower than that of the coolant.

Технический результат заключается в повышении эффективности радиационной защиты внутрикорпусного оборудования ЯР, повышении теплоаккумулирующей способности первого контура (совместной теплоемкости теплоносителем первого контура и оборудования, омываемого этим теплоносителем), в снижении веса ЯР и улучшении прочностных характеристик.The technical result consists in increasing the efficiency of radiation protection of the nuclear reactor internal equipment, increasing the heat storage capacity of the primary circuit (the joint heat capacity of the primary coolant and equipment washed by this coolant), reducing the weight of the nuclear reactor and improving strength characteristics.

Использование предложенного технического решения позволяет сформировать тракт теплоносителя без применения соединительных трубопроводов.The use of the proposed technical solution makes it possible to form a coolant path without the use of connecting pipelines.

Указанная задача решается и указанный технический результат достигается тем, что в ядерном реакторе с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ) с размещенными в одном корпусе активной зоной, органами управления и контроля, как минимум, одним теплообменником или, как минимум, одним парогенератором, как минимум, одним циркуляционным насосом первого контура, основными каналами и вспомогательными каналами, не выполняющими функцию охлаждения активной зоны, для прохода теплоносителя, включая коллектора для сбора и распределения теплоносителя по основным и вспомогательным каналам, во внутрикорпусном пространстве ядерного реактора, не занятом указанными элементами, размещены с зазорами, обеспечивающими проток теплоносителя, стальные контейнеры, заполненные материалами, преимущественно отражающими или поглощающими нейтроны, с теплоемкостью большей, чем теплоемкость теплоносителя, при этом контейнеры размещают таким образом, что образовавшиеся зазоры формируют каналы с турбулентным режимом течения теплоносителя для охлаждения указанных контейнеров при расходе, соответствующем номинальному уровню мощности ядерного реактора.The specified problem is solved and the specified technical result is achieved by the fact that in a nuclear reactor with a heavy liquid metal coolant (HLMC) with an active zone located in one housing, controls and controls, at least one heat exchanger or at least one steam generator, at least one circulation pump of the primary circuit, the main channels and auxiliary channels that do not perform the function of cooling the core, for the passage of the coolant, including the collector for collecting and distributing the coolant through the main and auxiliary channels, in the internal space of the nuclear reactor, not occupied by the indicated elements, are placed with gaps , providing the flow of the coolant, steel containers filled with materials that mainly reflect or absorb neutrons, with a heat capacity greater than the heat capacity of the coolant, while the containers are placed in such a way that the formed gaps form channels with a turbulent regime m of coolant flow for cooling said containers at a flow rate corresponding to the nominal power level of the nuclear reactor.

Существенное увеличение скорости выше границы турбулентного режима нежелательно, т.к. приводит к увеличению гидравлического сопротивления. Существенное уменьшение величины зазоров с переходом к ламинарному режиму течения также нежелательно, т.к. ухудшает теплопередачу между теплоносителем и контейнерами, ухудшает перемешивание теплоносителя, обеспечивающее выравнивание температур и концентраций примесей в теплоносителе во всем объеме.A significant increase in speed above the turbulent regime boundary is undesirable, because leads to an increase in hydraulic resistance. A significant decrease in the size of the gaps with the transition to the laminar flow regime is also undesirable, since worsens the heat transfer between the coolant and containers, worsens the mixing of the coolant, which ensures the equalization of temperatures and concentrations of impurities in the coolant in the entire volume.

Последний технический результат (выравнивание концентраций примесей в теплоносителе) является существенным для реакторов с ТЖМТ, использующими для обеспечения коррозионной стойкости материалов технологию поддержания оптимальной концентрации кислорода в теплоносителе.The last technical result (equalization of impurity concentrations in the coolant) is essential for HLMC reactors that use the technology of maintaining the optimum oxygen concentration in the coolant to ensure the corrosion resistance of materials.

В качестве ограничивающего критерия перехода к турбулентному режиму течения может быть принято критическое значение критерия Рейнольдса Re:As a limiting criterion for the transition to a turbulent flow regime, the critical value of the Reynolds criterion Re can be taken:

Re = > Re™ 2300, v ^КР ’ где W - скорость теплоносителя;Re = > Re™ 2300, v ^K R ' where W is the coolant velocity;

- 3 042239 d_r - гидравлический диаметр;- 3 042239 d _r - hydraulic diameter;

v - кинематическая вязкость теплоносителя;v - kinematic viscosity of the coolant;

Re_kp - критическое значение критерия Рейнольдса, а гидравлический диаметр определяется по общему правилу:Re _kp is the critical value of the Reynolds criterion, and the hydraulic diameter is determined by the general rule:

где S - суммарная поперечная площадь всех зазоров для протока теплоносителя между контейнерами в сечении с минимальными скоростями;where S is the total transverse area of all gaps for the coolant flow between containers in the section with minimum speeds;

Р - смоченный теплоносителем суммарный периметр всех поверхностей в этом же сечении.P is the total perimeter of all surfaces wetted with the coolant in the same section.

Контейнеры внутри корпуса устанавливают таким образом, чтобы каналы для протока теплоносителя располагались преимущественно вертикально, что обеспечивает отсутствие крупномасштабных вихрей в режиме естественной конвекции и ускоренное ее развитие при останове насосов.The containers inside the housing are installed in such a way that the channels for the flow of the coolant are located mainly vertically, which ensures the absence of large-scale vortices in the natural convection mode and its accelerated development when the pumps are stopped.

В качестве наполнителя контейнеров, могут быть использованы блочки из горячепрессованного либо виброуплотненного порошка карбида бора, либо материал на основе гидрида циркония, гидрида иттрия, либо сталь.As a container filler, blocks of hot-pressed or vibro-compacted boron carbide powder, or material based on zirconium hydride, yttrium hydride, or steel can be used.

В последнем случае, контейнеры могут быть заменены цельными блоками из стали.In the latter case, the containers can be replaced with solid steel blocks.

При использовании в качестве наполнителя карбида бора, он может в одной части контейнеров находится в виде горячепрессованных блочков, а в другой находится в виде виброуплотненного порошка.When using boron carbide as a filler, it can be in the form of hot-pressed blocks in one part of the containers, and in the form of a vibrocompacted powder in the other.

Одновременно в разных контейнерах могут находиться разные наполнители, так, например, в части контейнеров в качестве наполнителя могут использовать материал на основе гидрида циркония, либо сталь.At the same time, different containers can contain different fillers, for example, in some containers, a material based on zirconium hydride or steel can be used as a filler.

Внутри контейнеров имеется свободный объем, не занятый наполнителем. Свободный объем в полости контейнеров предпочтительно дополнительно заполнен ТЖМТ, что улучшает теплопередачу.Inside the containers there is a free volume not occupied by the filler. The free volume in the cavity of the containers is preferably additionally filled with HLMC, which improves heat transfer.

Свободный объем контейнеров предпочтительно может сообщаться с объемом теплоносителя через специально организованные пробки, в которых помещен фильтр, предпочтительно, изготовленный из металлической проволоки, препятствующий попаданию, например, карбида бора в первый контур и, в то же время, выпускающий гелий, образующийся в результате захвата нейтронов на ¹⁰В.The free volume of the containers can preferably be connected to the volume of the coolant through specially arranged plugs, in which a filter is placed, preferably made of metal wire, preventing, for example, boron carbide from entering the primary circuit and, at the same time, releasing the helium formed as a result of the capture neutrons at ¹⁰ V.

Контейнеры с наполнителем размещены в корпусе реактора так, чтобы заполнить всё внутрикорпусное пространство, кроме опускного канала насосов, теплообменников (парогенераторов) и специально организованных коллекторов, например, над и под активной зоной или перед входом в насосы и иметь максимально возможный размер, поскольку при этом уменьшаются паразитные прострелы нейтронов в зазорах между контейнерами.Containers with filler are placed in the reactor vessel so as to fill the entire internal space, except for the downcomer of pumps, heat exchangers (steam generators) and specially organized collectors, for example, above and below the core or in front of the pump inlet, and have the maximum possible size, since at the same time parasitic shooting of neutrons in the gaps between containers is reduced.

Весь контур циркуляции теплоносителя реализован исключительно на гидравлических связях, благодаря формированию тракта теплоносителя за счет размещения определенным образом контейнеров внутри корпуса реактора и элементов силового каркаса корпуса, в которых контейнеры фиксируются от перемещений.The entire coolant circulation circuit is implemented exclusively on hydraulic connections, thanks to the formation of the coolant path by placing containers inside the reactor vessel and elements of the vessel's load-bearing frame in which the containers are fixed from movement in a certain way.

Контейнеры имеют ограниченные размеры и расположены с зазорами, которые необходимы для протока теплоносителя. Средняя температура в контейнерах определяется эффективностью отвода тепла, генерируемого в результате ядерных реакций взаимодействия с нейтронами и частично гамма-квантами, за счет конвективной теплоотдачи к теплоносителю и теплопроводности наполнителя.The containers have limited dimensions and are located with gaps that are necessary for the coolant flow. The average temperature in containers is determined by the efficiency of heat removal generated as a result of nuclear reactions of interaction with neutrons and partly with gamma quanta due to convective heat transfer to the coolant and thermal conductivity of the filler.

Контейнеры совместно с элементами их закрепления в корпусе реактора образуют силовой каркас, улучшающий прочностные характеристики корпуса и его стойкость к внешним воздействиям.The containers, together with the elements of their fastening in the reactor vessel, form a load-bearing frame that improves the strength characteristics of the vessel and its resistance to external influences.

Повышение теплоемкости оборудования, находящегося внутри корпуса, путем замещения избыточного теплоносителя элементами с теплоемкостью большей, чем теплоемкость теплоносителя, позволяет в случае аварии аккумулировать тепло в больших объемах, чем вытесненный ими объем теплоносителя первого контура.Increasing the heat capacity of the equipment located inside the case by replacing the excess coolant with elements with a heat capacity greater than the coolant’s heat capacity allows, in the event of an accident, to accumulate heat in larger volumes than the volume of the primary coolant displaced by them.

Замещение ТЖМТ на нержавеющую сталь увеличивает теплоемкость системы первого контура приблизительно в 3 раза, замещение ТЖМТ на карбид бора увеличивает теплоемкость системы более, чем в 2 раза. При этом карбид бора химически не взаимодействует с ТЖМТ, а в результате взаимодействия нейтронов с углеродом и бором не образуется значительных количеств изотопов с большим периодом распада или высокой радиоактивностью.The replacement of HLMC with stainless steel increases the heat capacity of the primary circuit system by approximately 3 times, the replacement of HLMC with boron carbide increases the heat capacity of the system by more than 2 times. In this case, boron carbide does not chemically interact with HLMT, and as a result of the interaction of neutrons with carbon and boron, significant amounts of isotopes with a long decay period or high radioactivity are not formed.

Окружение парогенератора блоками с наполнителем, например, с карбидом бора, приводит к снижению радиоактивности примесей в генерируемом паре и повышению безопасности за счет поглощения нейтронов бором.Surrounding the steam generator with blocks filled with, for example, boron carbide, leads to a decrease in the radioactivity of impurities in the generated steam and an increase in safety due to the absorption of neutrons by boron.

Удельный вес контейнеров с наполнителем меньше удельного веса ТЖМТ, что обуславливает снижение веса ЯР за счет замещения части теплоносителя первого контура указанными блоками.The specific weight of containers with filler is less than the specific weight of HLMC, which leads to a reduction in the weight of the nuclear reactor due to the replacement of part of the primary coolant with the indicated units.

- 4 042239- 4 042239

Краткое описание чертежейBrief description of the drawings

На фиг. 1 представлен 3-D вид реакторной установки в соответствии с предлагаемым техническим решением.In FIG. 1 shows a 3-D view of the reactor plant in accordance with the proposed technical solution.

На фиг. 2 представлен фрагмент А 3-D вида реакторной установки с указанием направления течения теплоносителя в зазорах между блоками.In FIG. Figure 2 shows fragment A of a 3-D view of the reactor plant, indicating the direction of the coolant flow in the gaps between the blocks.

На фиг. 3 представлен вертикальный разрез 1-1 реакторной установки по насосу и парогенератору. На фиг. 3 стрелками отражена схема циркуляции теплоносителя в реакторе интегрального типа, основной особенностью которого является размещение в одном корпусе активной зоны, насоса, обеспечивающего циркуляцию теплоносителя, и парогенератора или теплообменника для отвода генерируемого в активной зоне тепла.In FIG. 3 is a vertical section 1-1 of the reactor plant along the pump and steam generator. In FIG. Arrows in Fig. 3 show the scheme of coolant circulation in an integral type reactor, the main feature of which is the placement in one core body of a pump that circulates the coolant, and a steam generator or heat exchanger to remove the heat generated in the core.

На фиг. 4 представлен горизонтальный разрез реактора между патрубков подвода теплоносителя к парогенератору и активной зоной.In FIG. 4 shows a horizontal section of the reactor between the nozzles for supplying coolant to the steam generator and the core.

На фиг. 5 представлен фрагмент силового каркаса с размещенными в нем блоками, выполненными в виде контейнеров с карбидом бора (А), а также примеры возможных решений по выбору конструкции контейнеров (Б-Е). На фиг. 5Б показан фрагмент силового каркаса с разрезами (наполнитель условно не показан) и перемещением элементов (по стрелкам). На фиг. 5В показана нижняя часть контейнера (наполнитель условно не показан). На фиг. 5Г представлен блок из контейнеров меньшего размера (наполнитель условно не показан), на который может быть заменен контейнер, показанный на фиг. 5В. На фиг. 5Д показан пучок стержневых контейнеров, на которые могут быть заменены контейнеры коробчатого типа. На фиг. 5Е представлен контейнер с внутренними каналами охлаждения (наполнитель условно не показан), на который может быть замещена группы контейнеров с внешним охлаждением.In FIG. Figure 5 shows a fragment of a power frame with blocks placed in it, made in the form of containers with boron carbide (A), as well as examples of possible solutions for choosing the design of containers (B-F). In FIG. 5B shows a fragment of a power frame with cuts (the filler is conditionally not shown) and the movement of elements (along the arrows). In FIG. 5B shows the bottom of the container (the filler is not shown by convention). In FIG. 5D shows a block of smaller containers (filler is not shown by way of example), which can be replaced by the container shown in FIG. 5V. In FIG. 5D shows a bundle of core containers that can be replaced with box-type containers. In FIG. 5E shows a container with internal cooling channels (the filler is not shown by way of example), which can be replaced by groups of containers with external cooling.

Вариант осуществления изобретенияEmbodiment of the invention

Далее описан возможный, но не единственный, вариант осуществления заявленного изобретения.The following describes a possible, but not the only, embodiment of the claimed invention.

Корпус реакторной установки (фиг. 3) содержит активную зону 1 с пробкой 2, циркуляционный насос 3, теплообменник 4, напорную камеру 5, основные каналы 6, нижнюю камеру 7, верхнюю камеру 8, патрубки 9, контейнеры 10.The reactor vessel (Fig. 3) contains a core 1 with a plug 2, a circulation pump 3, a heat exchanger 4, a pressure chamber 5, main channels 6, a lower chamber 7, an upper chamber 8, branch pipes 9, containers 10.

В качестве теплоносителя используется тяжелый жидкометаллический теплоноситель на основе свинца или сплавов на основе свинца и висмута.The coolant used is a heavy liquid metal coolant based on lead or alloys based on lead and bismuth.

Контейнеры 10 размещены как в низкотемпературной части первого контура реактора, так и в высокотемпературной части контура.Containers 10 are located both in the low-temperature part of the primary reactor circuit and in the high-temperature part of the circuit.

Контейнеры 10 выполнены из коррозионностойкой в ТЖМТ, жаростойких и жаропрочных сталей аустенитной группы.Containers 10 are made of corrosion-resistant in HLMT, heat-resistant and heat-resistant steels of the austenitic group.

Контейнеры 10 заполняют все внутрикорпусное пространство, кроме опускного канала насоса 3, коллекторов над и под активной зоной 1. Контейнеры 10 совместно с обечайкой 11 вокруг активной зоны 1 с пробкой 2, обечайкой корпуса 12, радиальными ребрами 13 и кольцевыми горизонтальными ребрами 14 образуют силовой каркас корпуса. В кольцевых горизонтальных ребрах 14 организованы отверстия для прохода теплоносителя в вертикальном направлении. Форму отверстий выбирают исходя из удобства сварки силового каркаса, крепления блоков и обеспечения равномерной раздачи теплоносителя из коллекторов на вход в вертикально ориентированные щели. Форма отверстий может быть цилиндрической.Containers 10 fill the entire internal space, except for the downcomer channel of the pump 3, collectors above and below the active zone 1. Containers 10 together with the shell 11 around the active zone 1 with a plug 2, the casing shell 12, radial ribs 13 and annular horizontal ribs 14 form a load-bearing frame corps. Holes are provided in the annular horizontal ribs 14 for the passage of the coolant in the vertical direction. The shape of the holes is chosen based on the convenience of welding the load-bearing frame, fastening the blocks and ensuring uniform distribution of the coolant from the collectors to the entrance to the vertically oriented slots. The shape of the holes may be cylindrical.

Размеры зазоров 15 (фиг. 2) между контейнерами 10 и элементами силового каркаса выбирают таким образом, чтобы при расходе теплоносителя, соответствующем номинальному уровню мощности ядерного реактора, режим течения был турбулентным.The dimensions of the gaps 15 (Fig. 2) between the containers 10 and the elements of the load-bearing frame are chosen in such a way that at a coolant flow rate corresponding to the nominal power level of a nuclear reactor, the flow regime is turbulent.

При выборе конкретной конструкции контейнеров, включая их объем, плотность и материал наполнителя (сталь или карбид бора в виде более плотных горячепрессованных блочков или менее плотной засыпки порошком) учитываются следующие факторы:When choosing a specific container design, including their volume, density and filler material (steel or boron carbide in the form of denser hot-pressed blocks or less dense powder filling), the following factors are taken into account:

непревышение температур, при которых обеспечена совместимость материалов;not exceeding the temperatures at which the compatibility of materials is ensured;

непревышение температурой материалов блоков температуры выхода теплоносителя из активной зоны;non-exceeding of the temperature of the materials of the blocks of the temperature of the exit of the coolant from the core;

достаточность объема и массы материалов блоков для выполнения функции радиационной защиты корпуса и оборудования, расположенного в нем, а также теплоносителя второго контура;sufficiency of the volume and mass of materials of the blocks to perform the function of radiation protection of the hull and equipment located in it, as well as the secondary coolant;

площадь сечения для прохода теплоносителя и смоченный периметр блоков и элементов силового каркаса должны быть такими, чтобы обеспечивался турбулентный режим течения теплоносителя во внутрикорпусном пространстве при расходе теплоносителя, соответствующем номинальному уровню мощности ядерного реактора.the cross-sectional area for the passage of the coolant and the wetted perimeter of the blocks and elements of the load-bearing frame must be such as to ensure the turbulent flow of the coolant in the internal space at a coolant flow rate corresponding to the nominal power level of the nuclear reactor.

Выполнение указанных выше критериев проверяется соответствующими расчетами, которые проводят с использованием известных расчетных методов.The fulfillment of the above criteria is checked by the corresponding calculations, which are carried out using known calculation methods.

Существенное увеличение скорости в зазорах между блоками выше границы турбулентного режима нежелательно, т.к. приводит к увеличению гидравлического сопротивления. Существенное увеличение величины зазоров с уменьшением скорости и переходом к ламинарному режиму течения также нежелательно, так как ухудшает теплопередачу между теплоносителем и контейнерами.A significant increase in speed in the gaps between the blocks above the turbulent regime boundary is undesirable, because leads to an increase in hydraulic resistance. A significant increase in the size of the gaps with a decrease in velocity and a transition to a laminar flow regime is also undesirable, since it worsens the heat transfer between the coolant and containers.

Во время работы в штатном режиме холодный теплоноситель циркуляционным насосом 3 подают вDuring normal operation, the cold coolant is supplied by the circulation pump 3 to

- 5 042239 напорную камеру 5, откуда по каналам 6 он поступает на вход в активную зону 1. В активной зоне 1 теплоноситель нагревается и поступает в объем над активной зоной 1, а затем поступает в патрубки 9, которые обеспечивают поступление горячего теплоносителя в парогенераторы или теплообменники второго контура (на фиг. трубная система теплообменников условно не показана). На фиг. 1, 2 показано, что таких теплообменников с соответствующими им патрубками может быть несколько. После входа в теплообменники 4 теплоноситель разделяется на два потока. Часть теплоносителя, движущаяся вверх, охлаждается теплоносителем второго контура и поступает в верхнюю камеру 8. Часть теплоносителя, движущаяся вниз, также охлаждается теплоносителем второго контура и поступает в нижнюю камеру 7, где разворачивается в направлении движения вверх. При движении вверх большая часть теплоносителя движется во внутрикорпусном пространстве между блоками 10 и в конечном итоге также выходит в верхнюю камеру 8. Незначительная часть теплоносителя из нижней камеры 7 поступает на термостатирование корпуса реактора в зазор между корпусом 12 и обечайкой 11 (см. фиг. 3). Соотношение расходов вверх и вниз теплообменника выбирается расчетом, таким образом, чтобы температуры теплоносителя первого контура на выходе двух потоков теплоносителя из теплообменника 4 были примерно равны с учетом их подогрева в каналах между контейнерами 10 и в канале термостатирования корпуса.- 5 042239 pressure chamber 5, from where it enters the core 1 through channels 6. In the core 1, the coolant is heated and enters the volume above the core 1, and then enters the nozzles 9, which ensure the flow of hot coolant into the steam generators or heat exchangers of the second circuit (in Fig. the pipe system of heat exchangers is conventionally not shown). In FIG. 1, 2 shows that there can be several such heat exchangers with their corresponding nozzles. After entering the heat exchangers 4, the coolant is divided into two streams. The part of the coolant moving upwards is cooled by the coolant of the second circuit and enters the upper chamber 8. The part of the coolant moving down is also cooled by the coolant of the second circuit and enters the lower chamber 7, where it turns in the upward direction. When moving upwards, most of the coolant moves in the internal space between the blocks 10 and eventually also exits into the upper chamber 8. An insignificant part of the coolant from the lower chamber 7 enters the gap between the housing 12 and the shell 11 for temperature control of the reactor vessel (see Fig. 3 ). The ratio of flow rates up and down the heat exchanger is chosen by calculation so that the temperatures of the primary coolant at the outlet of the two coolant flows from the heat exchanger 4 are approximately equal, taking into account their heating in the channels between the containers 10 and in the temperature control channel of the housing.

Конструкция контейнеров 10, исходя из необходимости одновременного достижения ключевых технических результатов, а именно, формирования требуемого состава радиационной защиты, увеличения теплоаккумулирующей способности первого контура реакторной установки, обеспечения требуемой теплопередачи к элементам, выполняющим функции теплового аккумулятора, снижения массы реакторной установки, может быть принята различной, как это показано на фиг. 5.The design of containers 10, based on the need to simultaneously achieve key technical results, namely, the formation of the required composition of radiation protection, increasing the heat storage capacity of the primary circuit of the reactor plant, ensuring the required heat transfer to the elements that perform the functions of a heat accumulator, reducing the weight of the reactor plant, can be taken in different ways. , as shown in FIG. 5.

В качестве наполнителя блоков может использоваться не только карбид бора, но и в необходимых случаях могут использоваться и другие материалы. Например, вместо карбида бора для улучшения замедления нейтронов в локальных областях могут применяться известные материалы на основе гидридов тугоплавких металлов. Для улучшения защиты от гамма-излучения или увеличения теплоемкости может использоваться наполнитель контейнера из стали, или тонкостенный контейнер может быть заменен на цельный стальной блок, соответствующей геометрии. Для улучшения теплопередачи между теплоносителем и контейнером, а также исходя из удобства монтажа или технологии изготовления контейнеров сложной геометрической формы, контейнеры могут быть укрупнены с формированием внутренних каналов, как это показано в вариантах реализации на фиг. 4.Not only boron carbide can be used as a block filler, but other materials can also be used if necessary. For example, known materials based on refractory metal hydrides can be used instead of boron carbide to improve neutron moderation in local areas. To improve protection against gamma radiation or increase the heat capacity, a steel container filler can be used, or a thin-walled container can be replaced with a solid steel block of appropriate geometry. To improve heat transfer between the coolant and the container, and also based on the ease of installation or the technology for manufacturing containers of complex geometric shapes, the containers can be enlarged with the formation of internal channels, as shown in the embodiments in Figs. 4.

Свободный объем контейнеров 10 может сообщаться с объемом теплоносителя через специально организованные пробки, в которых помещен фильтр, изготовленный, например, из металлической проволоки, препятствующий попаданию карбида бора в первый контур. При этом обеспечивается улучшение теплопередачи между теплоносителем и материалами контейнера.The free volume of the containers 10 can communicate with the volume of the coolant through specially organized plugs, in which a filter is placed, made, for example, from a metal wire, which prevents boron carbide from entering the primary circuit. This provides improved heat transfer between the coolant and the materials of the container.

Описанное размещение контейнеров 10 внутри корпуса реактора формирует тракт теплоносителя, по которому теплоноситель проходит при движении вверх из нижней камеры 7 в верхнюю камеру 8.The described placement of containers 10 inside the reactor vessel forms a coolant path, along which the coolant passes when moving upward from the lower chamber 7 to the upper chamber 8.

В случае любого вида аварии приводящей к ухудшению отвода тепла от активной зоны, значительный объем блоков, выполненных из материала, с теплоемкостью большей, чем теплоемкость теплоносителя играет роль теплового аккумулятора. При этом теплоемкость блоков выше, чем теплоемкость вытесняемого ими теплоносителя, что в сочетании с развитой поверхностью контейнеров обеспечивает замедление роста температур на входе в активную зону и способствует повышению безопасности. Сформированные между блоками вертикальные каналы, ориентированные в направлении, соответствующем естественной конвекции, способствуют ее быстрому развитию в авариях с отключением циркуляционных насосов, что также способствует повышению безопасности.In the event of any type of accident leading to deterioration of heat removal from the core, a significant amount of blocks made of material with a heat capacity greater than that of the coolant plays the role of a heat accumulator. At the same time, the heat capacity of the blocks is higher than the heat capacity of the coolant displaced by them, which, in combination with the developed surface of the containers, slows down the temperature rise at the core inlet and improves safety. The vertical channels formed between the blocks, oriented in the direction corresponding to natural convection, contribute to its rapid development in accidents with the shutdown of circulation pumps, which also improves safety.

Промышленная применимостьIndustrial Applicability

Техническое решение согласно изобретению может быть использовано в энергетических установках с реактором с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ) на основе свинца или сплавов на основе свинца и висмута. Предложенная конструкция ядерного реактора обеспечивает высокую степень безопасности.The technical solution according to the invention can be used in power plants with a reactor with a heavy liquid metal coolant (HLMC) based on lead or alloys based on lead and bismuth. The proposed design of the nuclear reactor provides a high degree of safety.

Claims

CLAIM

1. A nuclear reactor with a heavy liquid metal coolant with a core located in one vessel, controls and controls, at least one heat exchanger or at least one steam generator, at least one primary circuit circulation pump, main channels designed for coolant passage and auxiliary channels that do not perform the function of cooling the core, including a collector for collecting and distributing the coolant through the main and auxiliary channels, characterized in that in the internal space of the nuclear reactor, not occupied by these elements, containers filled with material are placed with gaps that ensure the flow of the coolant , reflecting or absorbing neutrons, with a heat capacity greater than the heat capacity of the coolant, while the containers are placed in such a way that the resulting gaps form channels with a turbulent flow of the coolant to cool these containers when it is consumed, corresponding nomi-

- 6 042239 to the national power level of a nuclear reactor.

2. A nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the containers are placed in such a way that the coolant flow channels formed between them are arranged predominantly vertically.

3. Nuclear reactor according to claim 1, characterized in that boron carbide is used as a container filler.

4. Nuclear reactor according to claim 3, characterized in that the boron carbide in the containers is in the form of vibrocompacted powder.

5. Nuclear reactor according to claim 3, characterized in that the boron carbide in the containers is in the form of hot-pressed blocks.

6. Nuclear reactor according to claim 3, characterized in that boron carbide in one part of the containers is in the form of hot-pressed blocks, and in the other part is in the form of vibrocompacted powder.

7. Nuclear reactor according to claim 3, characterized in that materials based on refractory metal hydrides are used as a filler in some containers.

8. Nuclear reactor according to claim 3, characterized in that steel is used as a filler in part of the containers.

9. Nuclear reactor according to claim 3, characterized in that inside the containers there is a free volume not occupied by the filler.

10. Nuclear reactor according to claim 3, characterized in that the containers are equipped with plugs in which the filter is placed.

11. Nuclear reactor according to claim 10, characterized in that the plugs are made of metal wire.

12. Nuclear reactor according to claim 1, characterized in that solid steel blocks are used instead of containers while maintaining the external dimensions of the containers.

13. Nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the containers are made in the form of bundles of rod containers.

14. Nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the containers have internal cooling channels.