RU2075124C1

RU2075124C1 - Nuclear energy device

Info

Publication number: RU2075124C1
Application number: RU9494015052A
Authority: RU
Inventors: Владимир Александрович Иванов
Original assignee: Владимир Александрович Иванов
Priority date: 1994-04-22
Filing date: 1994-04-22
Publication date: 1997-03-10
Also published as: RU94015052A

Abstract

FIELD: nuclear energy technology. SUBSTANCE: nuclear energy device has nuclear reactor which active core is made like channels rows interchanging placed parallel in one row and in adjacent rows such a manner that angle between axial directions of neighboring rows channels is in interval of 45-135 deg which provides same coolant flow direction changing. At least two loops of rector cooling and even one row from mentioned above are placed in horizontal plane and at least adjacent one row is placed horizontally. Every two adjacent cooling channels has fuel filled channels connected to different loops of core cooling circuit. Necessary heat contact of fuel channels and cooling tubes in accidental situation is realizing by plastic deformations of damaged channels and construction members which are using as separating units for fuel rods. Fuel rods accidental overheating initiates its mechanical deformations under fuel heaviness action. EFFECT: better safety factor of nuclear energy device. 20 cl, 12 dwg

Description

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для повышения безопасности энергетических установок с канальными ядерными реакторами. The invention relates to the field of nuclear energy and can be used to improve the safety of power plants with channel nuclear reactors.

Известна ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) с канальным графито-водным реактором, используемым в режиме кипения, и перегревом пара в активной зоне реактора типа АМБ [1] Активная зона реактора выполнена с чередованием рядов испарительных и пароперегревательных каналов, установленных в графитовой кладке традиционным образом: все каналы параллельны и расположены вертикально Испарительные и пароперегревательные каналы связаны через барабан-сепаратор и таким образом образуют единую петлю контура охлаждения реактора. Known nuclear power plant (NPP) with a channel graphite-water reactor used in boiling mode, and steam overheating in the reactor core of the AMB type [1] The reactor core is made with alternating rows of evaporation and superheater channels installed in a graphite masonry in the traditional way: all channels are parallel and vertically located. Evaporative and superheater channels are connected through a drum-separator and thus form a single loop of the reactor cooling loop.

Преимущество данной ЯЭУ состоит в чередовании рядов испарительных и пароперегревательных каналов в активной зоне в сочетании с оригинальным типом используемых каналов для топлива, Они выполнены так, что с учетом плотной их установки в графитовых блоках обеспечивается малое термическое сопротивление пространства, разделяющего внешние поверхности твэлов пароперегревательных и смежных испарительных каналов независимо от содержания теплоносителя в топливных каналах реактора (твэлы всех топливных каналов имеют трубчатую форму и размещаются в графитовой втулке а теплоноситель заполняет центральные отверстия в твэлах). Указанная особенность реактора позволяет избежать перегрева твэлов пароперегревательных каналов в динамических режимах работы ЯЭУ (особенно в режимах пуска и останова реактора, когда расход пара в пароперегревательных каналах существенно ниже номинального значения) за счет оттока избыточного тепла из них в испарительные каналы. The advantage of this nuclear power plant is the alternation of rows of evaporation and superheater channels in the core in combination with the original type of fuel channels used. They are designed so that, taking into account their tight installation in graphite blocks, low thermal resistance of the space separating the outer surfaces of the superheater and adjacent fuel elements is ensured evaporation channels irrespective of the coolant content in the fuel channels of the reactor (fuel elements of all fuel channels have a tubular shape and size ayutsya in a graphite sleeve and the coolant fills the central hole in the fuel elements). The indicated feature of the reactor allows avoiding overheating of the fuel elements of superheater channels in the dynamic operating modes of the nuclear power plant (especially in the start and stop modes of the reactor, when the steam consumption in the superheater channels is significantly lower than the nominal value) due to the outflow of excess heat from them to the evaporation channels.

Включение же испарительных и пароперегревательных каналов в одну и ту же петлю контура охлаждения является недостатком данной ЯЭУ, т.к. не позволяет использовать наличие теплообмена между каналами для отвода тепла из аварийных каналов в неаварийные при осушении одного из указанных типов каналов. Кроме того, наличие межканального замедлителя в реакторе снижает эффективность указанного теплообмена. The inclusion of evaporative and superheater channels in the same loop of the cooling circuit is a disadvantage of this NPP, because It does not allow using the heat exchange between the channels to remove heat from emergency channels to non-emergency when draining one of these types of channels. In addition, the presence of an interchannel moderator in the reactor reduces the efficiency of said heat transfer.

Известна ЯЭУ [2] содержащая реактор, в активной зоне которого расположены рядами каналы, охлаждаемые жидкостью, включенные в соответствующую петлю контура охлаждения, а также газоохлаждаемые каналы, включенные в автономный газовый контур, выполненная с чередованием рядов каналов, охлаждаемых жидкостью, и газоохлаждаемых каналов соответственно, которые установлены параллельно в пределах каждого ряда, а также в рядах, примыкающих к одному и тому же ряду. Угол между осями смежных рядов каналов в направлении движения теплоносителя составляет от 45^o до 135^o. Приведен частный случай выполнения активной зоны в форме прямоугольного параллелепипеда, т.е. с упомянутым углом 90^o, причем каналы, охлаждаемые жидкостью, например, водой, расположены горизонтально, а газоохлаждаемые вертикально.Known NPP [2] containing a reactor in the active zone of which there are rows of channels cooled by liquid included in the corresponding loop of the cooling circuit, as well as gas-cooled channels included in an autonomous gas circuit, made with alternating rows of channels cooled by liquid and gas-cooled channels, respectively which are installed in parallel within each row, as well as in rows adjacent to the same row. The angle between the axes of adjacent rows of channels in the direction of movement of the coolant is from 45 ^o to 135 ^o . A particular case of the execution of the core in the form of a rectangular parallelepiped, i.e. with the mentioned angle of 90 ^o , and the channels cooled by a liquid, for example, water, are located horizontally, and gas-cooled vertically.

Достоинством данной ЯЭУ является реактор, активная зона которого выполнена с чередованием по направлению смежных рядов параллельных каналов, подключенных соответственно к разным петлям контура охлаждения реактора. При этом высокая эффективность использования топлива, в частности, за счет возможности применения устройств для перегрузки топлива на ходу, обеспечивается в плотной решетке каналов, зазоры между которыми снижены вплоть до уровня, определяемого технологическими ограничениями: ≈10 мм. Это позволяет обойтись без межканального замедлителя (заполнителя) и таким образом открывает возможность обеспечить отвод тепла в авариях с потерей теплоносителя из аварийных каналов непосредственно в каналы неаварийной петли контура охлаждения реактора. При этом следует учесть, что чередование смежных рядов параллельных каналов по направлению позволяет (по сравнению с традиционным их расположением, когда все каналы установлены параллельно):
снизить величину пластической деформации прогиба трубы аварийного канала в сторону неаварийного канала (а, следовательно, уменьшить вероятность ее разгерметизации при этом), необходимой для обеспечения плотного контакта труб аварийного и неаварийного каналов;
увеличить количество каналов неаварийной петли контура охлаждения реактора, к которым отводится тепло от осушенного канала;
частично транспонировать азимутальную неоднородность в аксиальную при отводе тепла из аварийных каналов в неаварийные с тем, чтобы увеличить допустимые критические тепловые нагрузки в последних.The advantage of this nuclear power plant is a reactor whose core is alternated in the direction of adjacent rows of parallel channels connected respectively to different loops of the reactor cooling loop. At the same time, high fuel efficiency, in particular, due to the possibility of using devices for reloading fuel on the go, is ensured in a dense lattice of channels, the gaps between which are reduced to a level determined by technological limitations: ≈10 mm. This eliminates the need for an interchannel moderator (aggregate) and thus opens up the possibility of providing heat removal in accidents with loss of coolant from the emergency channels directly to the channels of the emergency loop of the reactor cooling circuit. It should be borne in mind that the alternation of adjacent rows of parallel channels in the direction allows (in comparison with their traditional arrangement, when all channels are installed in parallel):
to reduce the amount of plastic deformation of the deflection of the emergency channel pipe towards the non-emergency channel (and, therefore, reduce the likelihood of its depressurization in this case), necessary to ensure tight contact between the emergency and non-emergency channel pipes;
increase the number of channels of the non-emergency loop of the reactor cooling circuit, to which heat is removed from the dried channel;
partially transpose the azimuthal heterogeneity into axial during heat removal from the emergency channels to non-emergency in order to increase the allowable critical heat loads in the latter.

Указанная ЯЭУ является наиболее близкой к изобретению. The specified NPP is the closest to the invention.

Недостаток данной ЯЭУ, выбранной в качестве прототипа заявленной, состоит в том, что при чередовании по направлению рядов параллельных каналов, образующих активную зону, а также по подключению их к разным петлям контура охлаждения реактора, используется только одно горизонтальное направление каналов, которое чередуется с рядами вертикально расположенных каналов. В этом случае не обеспечивается пассивный механизм ликвидации имеющихся зазоров между поверхностью неаварийных каналов реактора и топливом в аварийных каналах по мере осушения последних. The disadvantage of this nuclear power plant, selected as a prototype of the declared one, is that when alternating in the direction of the rows of parallel channels forming the active zone, as well as connecting them to different loops of the reactor cooling loop, only one horizontal channel direction is used, which alternates with the rows vertically arranged channels. In this case, a passive mechanism is not provided for eliminating the existing gaps between the surface of the emergency channels of the reactor and the fuel in the emergency channels as the latter are drained.

Технической задачей изобретения является повышение безопасности ЯЭУ за счет охлаждения осушенных каналов аварийных петель путем отвода тепла непосредственно в каналы неаварийных петель контура охлаждения реактора. An object of the invention is to increase the safety of nuclear power plants by cooling the drained channels of emergency loops by removing heat directly into the channels of non-emergency loops of the reactor cooling loop.

Сущность изобретения состоит в том, что в ЯЭУ, включающей ядерный реактор, активная зона которого выполнена с чередованием рядов каналов, установленных параллельно в пределах ряда и в рядах, примыкающих к одному и тому же ряду, расположенных так, что угол между осями каналов смежных рядов в направлении движения теплоносителя составляет от 45^o до 135^o, и по крайней мере две петли контура охлаждения реактора, причем каналы по крайней мере одного из упомянутых рядов расположены горизонтально, указанная цель (повышение безопасности ЯЭУ) обеспечивается за счет того, что каналы по крайней мере одного ряда, смежного с упомянутым рядом горизонтальных каналов, также расположены горизонтально, причем эти два ряда содержат каналы, подключенные по теплоносителю соответственно к разным петлям контура охлаждения реактора.The essence of the invention lies in the fact that in a nuclear power plant, including a nuclear reactor, the active zone of which is made with alternating rows of channels installed in parallel within the row and in rows adjacent to the same row, located so that the angle between the axes of the channels of adjacent rows in the direction of the coolant is from 45 ^o to 135 ^o, and at least two loop reactor cooling loop, wherein the channels of at least one of said rows are disposed horizontally, said target (increased safety NEI) to ensure INDICATES due to the fact that channels of at least one row adjacent to said row of horizontal channels are also arranged horizontally, and these two rows comprise channels for the coolant are connected respectively to different loops of the reactor cooling circuit.

Техническая задача, обеспечивающая достижение указанной цели, состоит в том, что необходимый контакт топлива аварийных каналов и труб неаварийных каналов обеспечивается в результате пластической деформации труб аварийных каналов и элементов, используемых для дистанционирования твэлов в тепловыделяющих сборках под тяжестью топлива в аварийных каналах. The technical task that ensures the achievement of this goal is that the necessary contact of the emergency channel fuel and non-emergency pipe pipes is ensured as a result of plastic deformation of the emergency channel pipes and elements used for spacing fuel rods in fuel assemblies under the weight of the fuel in the emergency channels.

Эффективность применения указанного технического решения с указанной целью обусловлена особенностью реактора предлагаемой ЯЭУ, связанной с отсутствием межканального замедлителя, для самогашения цепной ядерной реакции в котором достаточно обезвоживания даже одной из петель контура охлаждения реактора. The effectiveness of the use of the indicated technical solution for the indicated purpose is due to the feature of the reactor of the proposed nuclear power plant, associated with the absence of an interchannel moderator, for self-quenching of a nuclear chain reaction in which even one of the loops of the reactor cooling loop is dehydrated.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ, контур охлаждения которой включает две петли охлаждения, авариях с потерей теплоносителя обеспечивается путем увеличения числа неаварийных каналов в рядах, участвующих в отводе тепла от группы аварийных каналов смежного верхнего ряда за счет того, что горизонтально расположенные каналы для топлива, принадлежащие соответственно упомянутым двум смежным рядам, подключены соответственно к разным петлям контура охлаждения реактора. An additional increase in the safety of a nuclear power plant, the cooling circuit of which includes two cooling loops, in accidents with loss of coolant is ensured by increasing the number of non-emergency channels in the rows involved in the removal of heat from the group of emergency channels of the adjacent upper row due to the fact that horizontally located fuel channels belonging respectively the two adjacent rows are connected respectively to different loops of the reactor cooling loop.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ, контур охлаждения которой включает более двух петель охлаждения, в авариях с потерей теплоносителя обеспечивается за счет того, горизонтально расположенные каналы, оси которых параллельны по крайней мере одному из направлений движения теплоносителя, образуют прямоугольную решетку, причем соседние каналы для топлива из числа этих каналов, принадлежащее одному и тому же ряду, а также каналы для топлива из числа этих каналов, принадлежащие разным рядам, примыкающие к одному и тому же ряду и расположенные напротив друг друга, подключены к разным петлям контура охлаждения реактора. An additional increase in the safety of a nuclear power plant, the cooling circuit of which includes more than two cooling loops, in accidents with loss of coolant is ensured by the fact that horizontally arranged channels, whose axes are parallel to at least one of the directions of the coolant's movement, form a rectangular lattice, and adjacent channels for fuel from the number of these channels belonging to the same row, as well as the channels for fuel from the number of these channels belonging to different rows adjacent to the same row and located dix opposite each other, the loops are connected to different reactor cooling circuit.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ путем снижения неравномерности энергораспределения в активной зоне обеспечивается за счет того, что горизонтально расположенные каналы для топлива, принадлежащие к одному и тому же ряду, имеют входные участки, расположенные с одной и той же или с противоположных сторон реактора, а каналы для топлива, принадлежащие разным рядам, примыкающие к одному и тому же ряду и расположенные напротив друг друга, имеют входные участки, расположенные с противоположных сторон реактора. An additional increase in the safety of nuclear power plants by reducing the uneven distribution of energy in the core is ensured by the fact that horizontally located fuel channels that belong to the same row have inlet sections located on the same or opposite sides of the reactor, and the channels for fuels belonging to different rows, adjacent to the same row and located opposite each other, have inlet sections located on opposite sides of the reactor.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ обеспечивается путем упорядочения деформации аварийных каналов с топливом в рядах горизонтально расположенных каналов с помощью ограничения бокового смещения их при прогибе в сторону смежного нижерасположенного ряда горизонтально расположенные каналы двух направлений движения теплоносителя, угол между осями каналов смежных рядов в направлениидвижения теплоносителя которых соответствует указанному интервалу его изменения, образуют прямоугольную решетку, а между соседними каналами в рядах горизонтально расположенных каналов установлены вертикально расположенные каналы, образующие решетку или ее отдельные фрагменты. An additional increase in the safety of nuclear power plants is ensured by streamlining the deformation of emergency channels with fuel in rows of horizontally located channels by limiting their lateral displacement when deflecting towards the adjacent downstream row, horizontally located channels of two directions of coolant movement, the angle between the axes of the channels of adjacent rows in the direction of coolant movement which corresponds to the specified the interval of its change, form a rectangular lattice, and between adjacent channels in a row x horizontal channels are vertically arranged channels, which form a lattice or its fragments.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ обеспечивается путем снижения доли каналов для топлива, подключенных к одной и той же петле контура охлаждения реактора, за счет того, что вертикально расположенные каналы включают по крайней мере один канал для топлива, причем указанный канал и горизонтально расположенные каналы подключены по теплоносителю соответственно к разным петлям контура охлаждения реактора. An additional increase in the safety of nuclear power plants is achieved by reducing the proportion of channels for fuel connected to the same loop of the reactor cooling circuit, due to the fact that vertically located channels include at least one channel for fuel, and this channel and horizontally located channels are connected through the coolant respectively, to different loops of the reactor cooling loop.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ практически во всех аварийных режимах обеспечивается путем увеличения интенсивности теплоотвода с внешней поверхности аварийных каналов за счет того, что по крайней мере каналы, образующие активную зону реактора, включают по крайней мере один спринклерный канал, имеющий полость, расположенную в его жидкостном тракте, причем указанная полость сообщена с межканальным пространством реактора и подключена через запорную арматуру, снабженную автоматическим приводом, к баку с теплоносителем или жидким поглотителем, а жидкостный тракт включен в контур охлаждения канала. Горизонтальное расположение каналов для топлива, образующих активную зону реактора, существенно увеличивает эффективность применения для их наружного охлаждения предложенных спринклерных каналов. An additional increase in the safety of nuclear power plants in almost all emergency conditions is provided by increasing the intensity of heat removal from the outer surface of the emergency channels due to the fact that at least the channels forming the reactor core include at least one sprinkler channel having a cavity located in its liquid path moreover, the specified cavity is in communication with the interchannel space of the reactor and is connected through shut-off valves equipped with an automatic drive to the tank with a coolant or liquid absorbent, and the liquid path is included in the cooling circuit of the channel. The horizontal arrangement of the fuel channels forming the reactor core significantly increases the efficiency of the proposed sprinkler channels for external cooling.

Следует также отметить, что чередование по направлению рядов параллельных каналов, образующих активную зону, повышает равномерность орошения их внешней поверхности при организации наружного охлаждения реактора с помощью спринклерных каналов. It should also be noted that the alternation in the direction of the rows of parallel channels forming the active zone increases the uniformity of irrigation of their external surface during the organization of external cooling of the reactor using sprinkler channels.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ обеспечивается путемвведения отрицательной реактивности в реактор при подаче теплоносителя в спринклерный канал за счет того, что она снабжена системой жидкостного регулирования реактора, а активная зона реактора включает по крайней мере один спринклерный канал, который имеет замкнутую полость, подключенную к системе жидкостного регулирования реактора, при этом замкнутая полость, подключенную к системе жидкостного регулирования реактора, при этом замкнутая полость включает полость, которая сообщена с межканальным пространством реактора и через запорную арматуру, снабженную автоматическим приводом, подключена к баку с теплоносителем или жидким поглотителем. An additional increase in the safety of the nuclear power plant is provided by introducing negative reactivity into the reactor when the coolant is supplied to the sprinkler channel due to the fact that it is equipped with a liquid control system for the reactor, and the reactor core includes at least one sprinkler channel that has a closed cavity connected to the liquid control system a reactor, wherein a closed cavity is connected to the fluid control system of the reactor, while the closed cavity includes a cavity that communicates with the inter-channel space through the reactor and the shut-off valve equipped with an automatic actuator is connected to the tank with coolant or liquid absorber.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ может быть обеспечено за счет того, что реактор снабжен кожухом, внутри которого расположены на части своей длины каналы, образующие активную зону. An additional increase in the safety of nuclear power plants can be achieved due to the fact that the reactor is equipped with a casing, inside of which channels forming an active zone are located on a part of their length.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ, реактор которой снабжен кожухом, обеспечивается путем контроля целостности каналов за счет того, что активная зона реактора включает по крайней мере один спринклерный канал, имеющий полость, которая сообщена с межканальным пространством реактора и подключена к газовому тракту, оснащенному по крайней мере одним датчиком контроля параметров газа. An additional increase in the safety of the nuclear power plant, the reactor of which is equipped with a casing, is ensured by monitoring the integrity of the channels due to the fact that the reactor core includes at least one sprinkler channel having a cavity that is in communication with the interchannel space of the reactor and is connected to a gas path equipped with at least one sensor for monitoring gas parameters.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ с реактором, активная зона которого включает по крайней мере один спектральный канал, имеющий полость, которая сообщена с межканальным пространством реактора и подключена к баку с теплоносителем или жидким поглотителем через запорную арматуру, снабженную автоматическим приводом, путем своевременного автоматического впрыска теплоносителя или жидкого поглотителя в межканальное пространство реактора за счет того, что по крайней мере один канал для топлива на обоих концевых участках снабжен датчиками температуры канала и/или пара в нем, электрически связанными с автоматическим приводом указанной запорной арматуры. An additional increase in the safety of a nuclear power plant with a reactor, the active zone of which includes at least one spectral channel having a cavity that is connected to the interchannel space of the reactor and connected to the tank with a coolant or liquid absorber through shut-off valves equipped with an automatic drive, by timely automatic injection of the coolant or liquid absorber into the interchannel space of the reactor due to the fact that at least one channel for fuel at both end sections is equipped with chikami duct temperature and / or vapor therein is electrically connected with the automatic actuator of said valves.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ с реактором, активная зона которого включает по крайней мере один спринклерный канал, имеющий жидкостный тракт, включенный в контур охлаждения канала, обеспечивается путем снижения всплеска энерговыделения в смежных с ним каналах для топлива в результате снижения содержания теплоносителя в спринклерном канале за счет того, что в жидкостном тракте канала установлен вытеснитель теплоносителя, а до и после него по ходу теплоносителя элементы, обеспечивающие неупругое рассеяние нейтронов жесткой части действующего спектра. An additional increase in the safety of a nuclear power plant with a reactor, the active zone of which includes at least one sprinkler channel, having a liquid path included in the channel cooling circuit, is achieved by reducing the energy release surge in adjacent fuel channels as a result of reducing the coolant content in the sprinkler channel due to of the fact that a coolant displacer is installed in the channel’s liquid path, and before and after it along the coolant there are elements that provide inelastic neutron scattering part of the current range.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ с реакторов, активная зона которого включает по крайней мере один спринклерный канал, имеющий жидкостный тракт, включенный в контур охлаждения канала, обеспечивается путем введения отрицательной реактивности в реактор при подаче теплоносителя в спринклерный канал за счет того, что поглощающий нейтроны элемент с вытеснителем теплоносителя, размещенным до и/или после указанного элемента по ходу теплоносителя, установлены в жидкостном тракте канала. An additional increase in the safety of nuclear power plants from reactors, the core of which includes at least one sprinkler channel having a liquid path included in the channel cooling circuit, is achieved by introducing negative reactivity into the reactor when the coolant is supplied to the sprinkler channel due to the fact that the neutron-absorbing element with a coolant displacer placed before and / or after the indicated element along the coolant is installed in the liquid channel of the channel.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ, снабженной системой жидкостного регулирования, с реактором, активная зона которого включает по крайней мере один спринклерный канал, имеющий жидкостный тракт, включенный в контур охлаждения канала, обеспечивается путем введения отрицательной реактивности в реактор при подаче теплоносителя в спринклерный канал за счет того, что он имеет по крайней мере одну изолированную полость, которая расположена в жидкостном тракте канала и подключена к системе жидкостного регулирования реактора. An additional increase in the safety of a nuclear power plant equipped with a liquid control system with a reactor, the core of which includes at least one sprinkler channel having a liquid path included in the channel cooling circuit, is achieved by introducing negative reactivity into the reactor when the coolant is supplied to the sprinkler channel due to that it has at least one isolated cavity, which is located in the liquid channel of the channel and connected to the liquid control system of the reactor.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ с реактором, снабженным кожухом, обеспечивается путем увеличения эффективности теплоотвода с внешней поверхности аварийных каналов за счет того, что межканальное пространство реактора включено в дополнительный контурего охлаждения, выполненный с газом в качестве теплоносителя. An additional increase in the safety of a nuclear power plant with a reactor equipped with a casing is provided by increasing the efficiency of heat removal from the outer surface of the emergency channels due to the fact that the interchannel space of the reactor is included in an additional cooling circuit made with gas as a heat carrier.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ с реактором, снабженным кожухом, обеспечивается путем подпитки в аварийных режимах бака с запасом теплоносителя или жидкого поглотителя для внешнего охлаждения аварийных каналов за счет того, что в газовый контур, в который включено межканальное пространство реактора, включен конденсатор этого контура, причем конденсатный тракт конденсатора подключен к баку с теплоносителем иди жидким поглотителем, подключенным, в свою очередь, к полости спринклерного канала, которая сообщена с межканальным пространством реактора. An additional increase in the safety of a nuclear power plant with a reactor equipped with a casing is provided by refueling in emergency operation of the tank with a supply of coolant or liquid absorber for external cooling of the emergency channels due to the fact that the condenser of this circuit is included in the gas circuit, which includes the interchannel space of the reactor, the condensate path of the condenser is connected to the tank with the coolant or go to the liquid absorber, connected, in turn, to the cavity of the sprinkler channel, which is in communication with the interchannel a space of the reactor.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ с реактором, снабженным кожухом, путем предотвращения межкристаллитной коррозии каналов для топлива, может быть обеспечено за счет того, что по крайней мере один канал, не включенный в контур охлаждения реактора, имеет участки, расположенные в пределах кожуха реактора, оснащенные прокладками, установленными на внешней поверхности канала в местах, наиболее приближенных в условиях номинального режима работа к внешней поверхности смежных каналов, включенных в контур охлаждения реактора. An additional increase in the safety of a nuclear power plant with a reactor equipped with a casing by preventing intergranular corrosion of the fuel channels can be achieved due to the fact that at least one channel not included in the reactor cooling circuit has sections located within the reactor casing equipped with gaskets installed on the outer surface of the channel in places most close in the nominal mode of operation to the outer surface of adjacent channels included in the cooling circuit of the reactor.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ с реактором, снабженным кожухом, путем увеличения эффективности теплоотвода от него в номинальном и аварийных режимах ее работы, может быть обеспечено за счет того, что стенка кожуха реактора выполнена по крайней мере с одной полостью, заполненной элементами, обеспечивающими неупругое рассеяние нейтронов жесткой части действующего спектра, например, выполненными из стали, и включенной в контур охлаждения кожуха реактора. An additional increase in the safety of a nuclear power plant with a reactor equipped with a casing by increasing the efficiency of heat removal from it in the nominal and emergency modes of its operation can be achieved due to the fact that the wall of the reactor casing is made with at least one cavity filled with elements providing inelastic neutron scattering the hard part of the active spectrum, for example, made of steel, and included in the cooling circuit of the reactor shell.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ с реактором, снабженным охлаждаемым кожухом, путем предотвращения межкристаллитной коррозии каналов для топлива, может быть обеспечено за счет того,что по крайней мере один канал из числа каналов, включенных в контур охлаждения реактора, смежный со стенкой кожуха, имеет по крайней мере один участок из числа наиболее приближенных к внутренней поверхности кожуха реактора, между которым и кожухом установлена прокладка. An additional increase in the safety of a nuclear power plant with a reactor equipped with a cooled jacket by preventing intergranular corrosion of the fuel channels can be achieved due to the fact that at least one channel among the channels included in the reactor cooling circuit adjacent to the shell wall has at least at least one section from among those closest to the inner surface of the reactor shell, between which a gasket is installed.

Дополнительное повышение безопасности ЯЭУ с реактором, снабженным кожухом, может быть обеспечено за счет того, что стенка кожуха реактора снабжена датчиком температуры, электрически связанным с автоматическим приводом запорной арматуры, установленной на линии подачи теплоносителя или жидкого поглотителя из соответствующего бака в полость спринклерных каналов, которая сообщена с межканальным пространством реактора. An additional increase in the safety of a nuclear power plant with a reactor equipped with a casing can be achieved due to the fact that the wall of the reactor casing is equipped with a temperature sensor electrically connected to the automatic drive of shutoff valves installed on the supply line of the coolant or liquid absorber from the corresponding tank into the cavity of the sprinkler channels, which communicated with the interchannel space of the reactor.

Предложенное техническое решение поясняется чертежами. The proposed technical solution is illustrated by drawings.

На фиг. 1 приведена схема 1-го контура охлаждения реактора с тремя направлениями каналов Φ=90^°, два из которых включают каналы для топлива, расположены горизонтально и порядно чередуются по подключению к разным петлям контура охлаждения реактора так, что входные участки соседних каналов в рядах расположены с одной и той же стороны реактора.In FIG. Figure 1 shows a diagram of the 1st reactor cooling circuit with three channel directions Φ = 90 ^° , two of which include fuel channels, are arranged horizontally and alternately alternating by connecting to different loops of the reactor cooling circuit so that the inlet sections of adjacent channels are arranged in rows with one and the same side of the reactor.

На фиг. 2 приведена схема 1-го контура охлаждения реактора с тремя направлениями каналов (Φ=90^°), два из которых включают каналы для топлива, расположены горизонтально и порядно чередуются по подключению к разным петлям контура охлаждения реактора так, что входные участки соседних каналов в рядах расположены противоположных сторон реактора.In FIG. Figure 2 shows a diagram of the 1st reactor cooling circuit with three channel directions (Φ = 90 ^° ), two of which include fuel channels, are arranged horizontally and alternately alternating by connecting to different loops of the reactor cooling circuit so that the input sections of adjacent channels in rows opposite sides of the reactor.

На фиг. 3 схема 1-го контура охлаждения реактора с тремя направлениями каналов Φ=90^°, два из которых включают каналы для топлива, расположены горизонтально и поканально чередуются в рядах по подключению к разным петлям контура охлаждения реактора так, что входные участки соседних каналов в рядах расположены с противоположных сторон реактора.In FIG. 3, a diagram of the 1st reactor cooling circuit with three channel directions Φ = 90 ^° , two of which include fuel channels, are horizontally and alternately channel-by-channel in rows by connecting to different loops of the reactor cooling circuit so that the inlet sections of adjacent channels in the rows are from opposite sides of the reactor.

На фиг. 4 схема 1-го контура охлаждения реактора с тремя направлениями каналов Φ=90^°, два из которых включают каналы для топлива, расположены горизонтально и поканально чередуются в рядах по подключению к разным петлям контура охлаждения реактора так, что входные участки соседних каналов в рядах расположены с одной и той же стороны реактора.In FIG. 4 is a diagram of the 1st reactor cooling circuit with three channel directions Φ = 90 ^° , two of which include fuel channels, are horizontally and alternately channel-by-channel in rows by connecting to different loops of the reactor cooling circuit so that the inlet sections of adjacent channels in the rows are on the same side of the reactor.

На фиг.5 схема реактора, оснащенного кожухом, с тремя направлениями каналов Φ=90^° два из которых расположены горизонтально и содержат каналы для топлива.Figure 5 is a diagram of a reactor equipped with a casing with three channel directions Φ = 90 ^°, two of which are located horizontally and contain channels for fuel.

На фиг.6 схема подключения чередующихся по трем направления каналов для топлива, образующих активную зону, к соответствующим петлям контура охлаждения и спринклерных каналов с различными дополнительными функциями к соответствующим контурам охлаждения, а также межканального пространства к дополнительному контуру охлаждения реактора, выполненному с газом в качестве теплоносителя. Figure 6 is a diagram of the connection of alternating in three directions channels for fuel, forming an active zone, to the corresponding loops of the cooling circuit and sprinkler channels with various additional functions to the respective cooling circuits, as well as interchannel space to the additional reactor cooling circuit made with gas as coolant.

На фиг.7 схема компоновки реакторной части предлагаемой ЯЭУ. In Fig.7 layout of the reactor part of the proposed nuclear power plant.

На фиг. 8 схема узла крепления и герметизации нижних концевых участков вертикально ориентированных каналов относительно внешней поверхности нижней торцевой грани кожуха реактора. In FIG. 8 is a diagram of the attachment and sealing assembly of the lower end portions of vertically oriented channels relative to the outer surface of the lower end face of the reactor shell.

На фиг.9 схема характера деформации центрального участка канала для топлива по одному из направлений горизонтально расположенных каналов при аварии с потерей теплоносителя в соответствующей петле контура охлаждения реактора при условии сброса давления в ней до момента, соответствующего пластической деформации канала. Figure 9 is a diagram of the nature of the deformation of the central section of the channel for fuel in one of the directions of horizontally located channels in the event of an accident with loss of coolant in the corresponding loop of the reactor cooling circuit, provided that it is depressurized to the moment corresponding to plastic deformation of the channel.

На фиг.10 поперечное сечение спринклерного канала, выполненного без самостоятельного контура охлаждения, и подключенного к системе жидкостного регулирования реактора. Figure 10 is a cross section of a sprinkler channel, made without an independent cooling circuit, and connected to the liquid control system of the reactor.

На фиг.11 поперечное сечение спринклерного канала, жидкостный тракт которого включен в контур его охлаждения и имеет полость,подключенную к системе жидкостного регулирования реактора. Figure 11 is a cross section of a sprinkler channel, the liquid path of which is included in its cooling circuit and has a cavity connected to the liquid control system of the reactor.

На фиг.12 поперечное сечение спринклерного канала, жидкостный тракт которого включен в контур охлаждения канала, а в жидкостном тракте расположен поглощающий элемент, после которого по ходу теплоносителя установлен вытеснитель последнего. On Fig the cross section of the sprinkler channel, the liquid path of which is included in the cooling circuit of the channel, and in the liquid path is an absorbing element, after which a displacer of the latter is installed along the coolant.

ЯЭУ (фиг.1 7, 9) включает ядерный реактор 1, активная зона которого выполнена с чередованием рядов 2, 3, 4, 5 каналов, установленных параллельно в пределах ряда, например, 3 и в рядах, например, 2 и 4, примыкающих к одному и тому же ряду 3 так, что угол Φ между осями каналов, соответственно 6 и 7, смежных рядов, соответственно, 3 и 2 в направлении движения теплоносителя составляет от 45^o до 135^o, а также по крайней мере две петли 8 и 9 контура охлаждения реактора 1. На фиг.1 6,7, 9 угол v составляет 90^o, т.е. приведен частный случай реактора 1 в форме прямоугольного параллелепипеда.A nuclear power plant (Figs. 1, 7, 9) includes a nuclear reactor 1, the active zone of which is made with alternating rows of 2, 3, 4, 5 channels installed in parallel within a row, for example, 3 and in rows, for example, 2 and 4, adjacent to the same row 3 so that the angle Φ between the axes of the channels, respectively 6 and 7, of the adjacent rows, respectively, 3 and 2 in the direction of movement of the coolant is from 45 ^o to 135 ^o , as well as at least two loops 8 and 9 of the cooling circuit of reactor 1. In FIGS. 1, 6.7, 9, the angle v is 90 ^° , i.e. A particular case of a reactor 1 in the form of a rectangular parallelepiped is shown.

Каналы по крайней мере одного из упомянутых рядов, например, 2, расположены горизонтально. Кроме того, каналы по крайней мере еще одного ряда 3, смежного с рядом 2, также расположены горизонтально, причем эти два ряда, соответственно, 2 и 3 содержат каналы для топлива, соответственно, 7 и 6, подключенные по теплоносителю к разным петлям, соответственно, 8 и 9 контура охлаждения 10 реактора 1. The channels of at least one of the said rows, for example, 2, are arranged horizontally. In addition, the channels of at least one row 3 adjacent to row 2 are also horizontally located, and these two rows, respectively, 2 and 3 contain channels for fuel, respectively, 7 and 6, connected to different loops through the coolant, respectively , 8 and 9 of the cooling circuit 10 of the reactor 1.

Если контур охлаждения 10 реактора 1 включает две петли охлаждения 8 и 9 (см. фиг.1, 2, 9), то горизонтально расположенные каналы для топлива, принадлежащие смежным рядам, соответственно, 2 и 3, могут быть подключены к разным петлям охлаждения, соответственно, 8 и 9 с целью дополнительного повышения безопасности ЯЭУ. If the cooling circuit 10 of the reactor 1 includes two cooling loops 8 and 9 (see Figs. 1, 2, 9), then horizontally located fuel channels belonging to adjacent rows, respectively, 2 and 3, can be connected to different cooling loops, respectively, 8 and 9 in order to further increase the safety of nuclear power plants.

Если контур охлаждения 10 реактора 1 включает большое чем две петли охлаждения, например, четыре и среди них петли 8 и 9, агоризонтально расположенные каналы одного из направлений в активной зоне образуют прямоугольные решетки, то каналы 7 и 11 для топлива этого направления, принадлежащие одному и тому же ряду 2, а также каналы 7 и 12 для топлива этого направления, принадлежащие разным рядам, соответственно, 2 и 4, примыкающие к одному и тому же ряду 3, могут быть подключены к разным петлям охлаждения, соответственно, 8 и 9 с целью дополнительного повышения безопасности ЯЭУ (см.фиг.5). If the cooling circuit 10 of reactor 1 includes more than two cooling loops, for example, four, and among them loops 8 and 9, horizontally located channels of one of the directions in the core form rectangular lattices, then channels 7 and 11 for fuel of this direction, belonging to one and the same row 2, as well as channels 7 and 12 for fuel of this direction, belonging to different rows, respectively, 2 and 4, adjacent to the same row 3, can be connected to different cooling loops, respectively, 8 and 9 for the purpose additional boost safety of nuclear power plants (see figure 5).

Если горизонтально расположенные каналы двух направлений движения теплоносителя в активной зоне, угол v между которыми соответствует указанному выше интервалу его изменения, образуют прямоугольные решетки (см. фиг.1 7, 9), то между соседними каналами в рядах горизонтально расположенных каналов могут быть установлены вертикально расположенные каналы, например, 13, 14, образующие решетку или ее отдельные фрагменты. If the horizontally located channels of two directions of movement of the coolant in the active zone, the angle v between which corresponds to the above interval of its change, form rectangular lattices (see Fig. 1 7, 9), then between adjacent channels in the rows of horizontally located channels can be installed vertically located channels, for example, 13, 14, forming a lattice or its individual fragments.

Если вертикально расположенные каналы включаю по крайней мере один канал 13 для топлива (см.фиг.6), то указанный канал и горизонтально расположенные каналы, например, 6 и 7, могут быть подключены по теплоносителю к разным петлям, соответственно 15, 9, 8 контура охлаждения 10 реактора 1. If the vertically arranged channels include at least one channel 13 for fuel (see Fig. 6), then the specified channel and horizontally located channels, for example, 6 and 7, can be connected through different coolant loops, respectively, 15, 9, 8 cooling circuit 10 of the reactor 1.

Если горизонтально расположенные каналы для топлива двух отличающихся направлений в активной зоне образуют прямоугольные решетки (см.фиг.5, 9), то горизонтально расположенные каналы любого из указанных направлений, например, 7 и 11, принадлежащие к одному и тому же ряду 2, могут иметь входные участки 16, расположенные с одной и той же стороны (см.фиг. 1,4) или с противоположных сторон (см. фиг.2, 3) реактора 1, а каналы для топлива 7 и 12 этого же направления, принадлежащие разным рядам, соответственно 2 и 4, примыкающие к одному и тому же ряду 3 и расположенные напротив друг друга, могут иметь входные участки 16, расположенные с противоположных сторон реактора 1 с целью дополнительного повышения безопасности ЯЭУ за счет увеличения равномерности энергораспределения в активной зоне. If the horizontally arranged channels for the fuel of two different directions in the core form rectangular lattices (see Fig. 5, 9), then the horizontally located channels of any of these directions, for example, 7 and 11, belonging to the same row 2, can have inlet sections 16 located on the same side (see FIG. 1.4) or on opposite sides (see FIGS. 2, 3) of reactor 1, and the fuel channels 7 and 12 of the same direction, belonging to different rows, respectively 2 and 4, adjacent to the same row 3 and is located opposite to each other, can have inlet sections 16 located on opposite sides of the reactor 1 in order to further increase the safety of nuclear power plants by increasing the uniformity of energy distribution in the core.

Если активная зона реактора 1 выполнена с чередованием рядов параллельных каналов, отличающихся по направлению осей (см.фиг.5 7), то он может быть снабжен кожухом 17, внутри которого расположены на части свой длины каналы, образующие зону. If the active zone of the reactor 1 is made with alternating rows of parallel channels that differ in the direction of the axes (see Fig. 5 7), then it can be equipped with a casing 17, inside which the channels forming the zone are located for part of their length.

Если реактор 1 выполнен указанным образом (см.фиг.5 -7, 9), то по крайней мере активная зонах может включать кроме каналов для топлива по крайней мере один спринклерный канал, например 14 (для наружного охлаждения каналов реактора), имеющий жидкостный тракт 20, который включен в контур 21 охлаждения канала 14 и имеет по крайней мере одну полость 22, которая сообщена с межканальным пространством 18 реактора 1 и подключена через запорную или запорно-регулирующую арматуру 230, снабженную автоматическим приводом, к баку 24 с теплоносителем или жидким поглотителем с целью повышения безопасности ЯЭУ практически во всех аварийных режимах. If the reactor 1 is made in this way (see FIGS. 5-7, 9), then at least the active zones may include, in addition to the fuel channels, at least one sprinkler channel, for example 14 (for external cooling of the reactor channels) having a liquid path 20, which is included in the cooling circuit 21 of the channel 14 and has at least one cavity 22, which is in communication with the inter-channel space 18 of the reactor 1 and is connected via shut-off or shut-off and control valves 230, equipped with an automatic drive, to the tank 24 with a coolant or liquid absorber In order to improve the safety of nuclear power plants in almost all emergency conditions.

Вариант выполнения спринклерных каналов приведен на фиг.9, где полости 22 и межканальное пространство 18 реактора 1 сообщены между собой с помощью втулок 25, плотно установленных в рядах соосных отверстий фасонный трубы 26 спринклерного канала и трубок 27, ограничивающих полости 22, размещенных внутри фасонной трубы 26. Пространство внутри трубы 26, ограниченное поверхностью трубок 27, образует жидкостный тракт 20 спринклерного канала, например, 14. An embodiment of the sprinkler channels is shown in Fig. 9, where the cavities 22 and the inter-channel space 18 of the reactor 1 are connected to each other by means of bushings 25 tightly installed in the rows of coaxial openings of the shaped pipe 26 of the sprinkler channel and the tubes 27 defining the cavities 22 located inside the shaped pipe 26. The space inside the pipe 26, limited by the surface of the tubes 27, forms a fluid path 20 of the sprinkler channel, for example, 14.

Если спринклерный канал выполнен указанным выше образом, то в зависимости от дополнительных функций, налагаемых на него, в его жидкостном тракте 20 могут быть установлены: поглощающий нейтроны элемент 28 с вытеснителем теплоносителя 29, расположенным до и/или после поглощающего элемента 28 по ходу теплоносителя (см.поз14 фиг.7, 9, 12), либо вытеснитель теплоносителя 29, а до и после него элементы 30, обеспечивающие эффективное рассеяние нейтронов жесткой части действующего спектра (см.поз.31 фиг.9). If the sprinkler channel is made in the aforementioned manner, then, depending on the additional functions imposed on it, in its liquid path 20 can be installed: a neutron-absorbing element 28 with a coolant displacer 29 located before and / or after the absorbing element 28 along the coolant ( see pos. 14 of Figs. 7, 9, 12), or a coolant displacer 29, and before and after elements 30 providing efficient neutron scattering of the hard part of the active spectrum (see pos. 31 of Fig. 9).

В первом случае спринклерный канал одновременно выполняет функцию канала системы управления и защиты реактора, а во втором канала радиационной защиты. In the first case, the sprinkler channel simultaneously serves as the channel of the reactor control and protection system, and in the second case the radiation protection channel.

Спринклерный канал 32 может выполнять функцию канала системы управления и защиты реактора (см.фиг.9, 11), если ЯЭУ оснащена системой 33 жидкостного регулирования реактора, а вместо поглощающего элемента 28 с вытеснителем 29 теплоносителя в его жидкостном тракте 20 размещена замкнутая полость 34, подключенная к системе 33 жидкостного регулирования реактора 1. The sprinkler channel 32 can act as a channel for the reactor control and protection system (see Figs. 9, 11) if the nuclear power plant is equipped with a system 33 for liquid regulation of the reactor, and instead of an absorbing element 28 with a displacer 29 coolant in its liquid path 20 there is a closed cavity 34, connected to the system 33 of liquid regulation of the reactor 1.

Спринклерные каналы 14, 32, 31 с учетом различных дополнительных функций, которые на них налагаются, т.е. функций: каналов системы управления и защиты реактора, каналов радиационной защиты (см.фиг.6), а также каналов для измерения потока нейтронов, могут быть подключены к различным контурам охлаждения со своими напорными и сборными коллекторами, соответственно 35 и 36, насосами 37 и теплообменниками 38. В последних контурная вода охлаждается с помощью технической воды. Sprinkler channels 14, 32, 31, taking into account various additional functions that are imposed on them, i.e. functions: channels of the reactor control and protection system, radiation protection channels (see Fig. 6), as well as channels for measuring the neutron flux, can be connected to various cooling circuits with their pressure and prefabricated collectors, 35 and 36, respectively, pumps 37 and heat exchangers 38. In the latter, the loop water is cooled using process water.

Вытеснители 29 теплоносителя, используемые в спринклерных каналах 14, 31, могут быть выполнены в виде трубы с герметично установленными торцевыми заглушками, заполненной блочками, например, из графита (см.фиг.9), или в виде двух вложенных соосно труб, пространство между которыми заполнено втулками из графита и герметизировано. The coolant displacers 29 used in the sprinkler channels 14, 31 can be made in the form of a pipe with hermetically sealed end caps filled with blocks, for example, of graphite (see figure 9), or in the form of two coaxially inserted pipes, the space between which filled with graphite bushings and sealed.

Если ЯЭУ оснащена системой жидкостного регулирования 33 реактора 1, то спринклерный канал 39 может быть выполнен без жидкостноготракта и, соответственно, контура охлаждения канала (см. фиг.6, 9, 10) за счет того, что он имеет замкнутую полость 40, подключенную к системе 33 жидкостного регулирования реактора, оснащенной контуром охлаждения, причем замкнутая полость 40 включает полость 22, которая сообщена с межканальным пространством 18 реактора 1 и подключена с помощью запорной арматуры 23, снабженной автоматическим приводом, к баку 24 с теплоносителем или жидким поглотителем. If the nuclear power plant is equipped with a fluid control system 33 of reactor 1, then the sprinkler channel 39 can be made without a liquid path and, accordingly, a channel cooling circuit (see Figs. 6, 9, 10) due to the fact that it has a closed cavity 40 connected to a fluid control system 33 of a reactor equipped with a cooling circuit, wherein the closed cavity 40 includes a cavity 22, which is in communication with the inter-channel space 18 of the reactor 1 and connected via shut-off valves 23, equipped with an automatic drive, to the tank 24 with the coolant or liquid absorber.

Если ЯЭУ с реактором 1, активная зона которого включает по крайней мере один спринклерный канал, имеющий полость 22, которая сообщена с межканальным пространством 18 реактора 1 и через запорную арматуру 23, снабженную автоматическим приводом, подключена к баку 24 с теплоносителем или жидким поглотителем (см.фиг.6), то по крайней мере один канал для топлива на его концевых участках 41 может быть снабжен датчиками температуры 42, электрически связанными с автоматическим приводом указанной запорной арматуры 23. If a nuclear power plant with a reactor 1, the active zone of which includes at least one sprinkler channel, having a cavity 22, which is in communication with the interchannel space 18 of the reactor 1 and is connected to the tank 24 with a coolant or liquid absorber through shutoff valves 23 equipped with an automatic drive (see .Fig. 6), at least one channel for fuel at its end sections 41 may be provided with temperature sensors 42, electrically connected to the automatic drive of the said stop valve 23.

Если реактор 1 предлагаемой ЯЭУ оснащен кожухом 17, а межканальное пространство 18 включено в контур 19, выполненный с газом в качестве теплоносителя (см.фиг.6,7), то в указанный контур 19, выполненный с газом в качестве теплоносителя (см.фиг.6, 7), то в указанный контур 19 может быть включен своим конденсатным трактом 43 конденсатор 44 этого контура 19, причем конденсатный тракт 43 конденсатора 44 подключен к баку 24 с теплоносителем или жидким поглотителем (установленному, например, ниже конденсатора 44), подключенному в свою очередь, к полости 22 спринклерного канала, которая сообщена с межканальным пространством 18 реактора 1. If the reactor 1 of the proposed nuclear power plant is equipped with a casing 17, and the inter-channel space 18 is included in the circuit 19, made with gas as a coolant (see Fig. 6,7), then in the specified circuit 19, made with gas as a coolant (see Fig. .6, 7), then a condenser 44 of this circuit 19 can be connected to its condensate path 43 to the indicated circuit 19, and the condensate path 43 of the condenser 44 is connected to the tank 24 with a coolant or liquid absorber (installed, for example, below the condenser 44), connected in turn to the cavity 22 sprinkler th channel, which communicates with the inter-channel space 18 of the reactor 1.

Если реактор 1 оснащен кожухом 17, то нижние части полостей 22 спринклерных каналов через отводящие импульсные линии могут быть подключены к сборному коллектору 45, который через конденсатор 46 и газодувку 47, включенные последовательно, соединен с раздаточным коллектором 48, подключенным в свою очередь к верхним частям полостей 22. Перечисленные элементы, связывающие верхние и нижние участки полостей 22 спринклерных каналов, образуют газовый тракт 49, оснащенный по крайней мере одним датчиком 50 контроля параметров газа, например, его температуры, влажности (см.фиг.6). If the reactor 1 is equipped with a casing 17, then the lower parts of the cavities 22 of the sprinkler channels can be connected via collecting impulse lines to a collection manifold 45, which is connected in series through a capacitor 46 and a gas blower 47 connected to a distribution manifold 48, which is in turn connected to the upper parts cavities 22. The listed elements connecting the upper and lower sections of the cavities 22 of the sprinkler channels form a gas path 49 equipped with at least one sensor 50 for monitoring gas parameters, for example, its temperature humidity (see figure 6).

Если реактор 1 оснащен кожухом 17, то по крайней мере один канал, не включенный в контур охлаждения реактора 1 (например, любой из спринклерных каналов), может иметь участки, расположенные в пределах кожуха 17 реактора 1, оснащенные прокладками 51, установленными на внешней поверхности канала (см. фиг. 9) в местах, наиболее приближенных в условиях номинального режима работы ЯЭУ к внешней поверхности смежных каналов, включенных в контур охлаждения 10 реактора 1 (например, каналов для топлива). If the reactor 1 is equipped with a casing 17, then at least one channel not included in the cooling circuit of the reactor 1 (for example, any of the sprinkler channels) may have sections located within the casing 17 of the reactor 1, equipped with gaskets 51 mounted on the outer surface channel (see Fig. 9) in places closest to the conditions of the nominal operating mode of the nuclear power plant to the outer surface of adjacent channels included in the cooling circuit 10 of the reactor 1 (for example, channels for fuel).

Если реактор 1 оснащен кожухом 17 (см.фиг.5, 7, 9), то стенка кожуха 17 реактора 1 может быть выполнена по крайней мере с одной полостью 52, заполненной элементами 53, обеспечивающими неупругое рассеяние нейтронов действующего спектра, например, из стали и включенной в контур охлаждения 54 кожуха 17 реактора 1. Контур 54, так же как контур охлаждения спринклерных каналов, оснащен насосами 37 и теплообменниками 38. If the reactor 1 is equipped with a casing 17 (see Fig. 5, 7, 9), then the wall of the casing 17 of the reactor 1 can be made with at least one cavity 52 filled with elements 53 providing inelastic neutron scattering of the active spectrum, for example, of steel and included in the cooling circuit 54 of the casing 17 of the reactor 1. The circuit 54, as well as the cooling circuit of the sprinkler channels, is equipped with pumps 37 and heat exchangers 38.

Если реактор 1 оснащен охлаждаемым кожухом 17, то по крайней мере один канал из числа каналов, включенных в контур охлаждения реактора 1, смежный со стенкой кожуха 17, например, канал для топлива, может иметь по крайней мере один участок 55 из числа наиболее приближенных к внутренней поверхности кожуха 17 реактора 1 в номинальном режиме работы ЯЭУ, между которым и кожухом 17 реактора 1 установлена прокладка 51. If the reactor 1 is equipped with a cooled casing 17, then at least one channel from the number of channels included in the cooling circuit of the reactor 1 adjacent to the wall of the casing 17, for example, a channel for fuel, may have at least one section 55 of the closest the inner surface of the casing 17 of the reactor 1 in the nominal mode of operation of the nuclear power plant, between which and the casing 17 of the reactor 1 is installed gasket 51.

Если реактор снабжен кожухом 17, оснащен спринклерным каналом, имеющим полость 22, которая сообщена с межканальным пространством 18 реактора 1 и подключена к баку 24 с теплоносителем или жидким поглотителем (см.фиг.6), то стенка кожуха 17 реактора 1 может быть снабжена датчиком 56 температуры, электрически связанным с автоматическим приводом запорной арматуры 23, установленной на линии подачи указанных хладагентов из бака 24 в полость 22. If the reactor is equipped with a casing 17, is equipped with a sprinkler channel having a cavity 22, which is in communication with the inter-channel space 18 of the reactor 1 and connected to the tank 24 with a coolant or a liquid absorber (see Fig. 6), then the wall of the casing 17 of the reactor 1 can be equipped with a sensor 56 temperature, electrically connected with the automatic drive of stop valves 23 installed on the supply line of these refrigerants from the tank 24 into the cavity 22.

На фиг. 1 4 приведены схемы различных вариантов включения горизонтально расположенных каналов для топлива, принадлежащих смежным рядом, с учетом относительного расположения входных участков 41 соседних каналов, принадлежащих одному и тому же ряду, в соответствующие петли 8 и 9 первого контура 10 двухконтурной ЯЭУ. Каждая петля контура охлаждения 10 реактора 1 имеет циркуляционные насосы (ГЦН) 57, напорные и сборные коллекторы соответственно 58 и 59. Между сборным коллектором 59 и всасывающим патрубком ГЦН 57 включен жидкостный тракт парогенератора 60. К одному из сборных коллекторов 59 в каждой петле подключен компенсатор объема 61. Входные и выходные концевые участки 41 каналов для топлива подключены соответственно к напорному коллектору 58 через групповые раздаточные коллекторы 62 и к сборному коллектору 59 с помощью групповых сборных коллекторов 63. Второй контур охлаждения реактора 1, обеспечивающий турбину насыщенным паром, выполнен традиционно и поэтому на фиг.1 4 представлен только точками 64 его подключения к испарительному тракту парогенератора 60. In FIG. Figures 1 to 4 show diagrams of various options for including horizontally arranged fuel channels belonging to an adjacent row, taking into account the relative location of the input sections 41 of adjacent channels belonging to the same row in the corresponding loops 8 and 9 of the first circuit 10 of the dual-loop nuclear power plant. Each loop of the cooling circuit 10 of reactor 1 has circulation pumps (MCP) 57, pressure and prefabricated manifolds 58 and 59, respectively. Between the collecting manifold 59 and the inlet pipe of the MCP 57 a liquid path of the steam generator 60 is connected. A compensator is connected to one of the collecting manifolds 59 in each loop volume 61. The inlet and outlet end portions 41 of the fuel channels are connected respectively to the pressure manifold 58 through group dispensers 62 and to the collector 59 using group collectors 63. The second to ntur cooling the reactor 1, which provides a saturated steam turbine, and traditionally configured so to Figure 1 4 shows only the connection points 64 to the evaporative steam path 60.

Пример конкретного выполнения ЯЭУ. An example of a specific implementation of nuclear power plants.

Канал для топлива (см.фиг.7, 9), например 7 в сборе включает центральный участок 65, размещенный в активной зоне реактора 1, к концам которого пристыкованы плотно концевые патрубки (образующие концевые участки 41), оснащенные сильфонными уплотнителями 66, крепежно-пружинящими устройствами 67, фланцами 68 для подключения подводящих и отводящих коммуникаций соответственно 69 и 70, а также запорными пробками. The fuel channel (see Fig. 7, 9), for example, 7 assembly includes a central section 65 located in the reactor core 1, to the ends of which are tightly end pipes (forming end sections 41) equipped with bellows seals 66, fixing spring devices 67, flanges 68 for connecting inlet and outlet communications, respectively 69 and 70, as well as locking plugs.

Металлоконструкция (см.фиг.5, 7, 9), образующая кожух 17 реактора 1, выполнена в виде двух вложенных соосно каркасных элементов 71 в форме прямоугольных параллелепипедов. Грани каркасных элементов 71 имеют ряды соосных отверстий, соответствующих по расположению чередующимся рядам параллельных каналов по трем направлениям осей каналов в рядах: два горизонтальных (угол v между осями каналов смежных рядов составляет 90^o) и одного вертикального.The metal structure (see Fig. 5, 7, 9), forming the casing 17 of the reactor 1, is made in the form of two embedded coaxially frame elements 71 in the form of rectangular parallelepipeds. The faces of the frame elements 71 have rows of coaxial holes corresponding in position to alternating rows of parallel channels in three directions of the channel axes in rows: two horizontal (angle v between the axis of the channels of adjacent rows is 90 ^o ) and one vertical.

В указанные отверстия между каркасными элементами кожуха 17 плотно установлены трубы-тракты 72, используемые при размещении каналов реактора 1. Пространство между трубами-трактами 72 и стенками каркасных элементов 71 образует полость 52, которая заполнена стальными элементами 53 (например, в форме шара) и включена в контур охлаждения 54 кожуха 17 реактора 1. Кожух 17 реактора 1 служит биологический защитой и одновременно отражателем нейтронов реактора. In these openings between the frame elements of the casing 17 are tightly installed pipe paths 72, used when placing the channels of the reactor 1. The space between the pipe paths 72 and the walls of the frame elements 71 forms a cavity 52, which is filled with steel elements 53 (for example, in the form of a ball) and included in the cooling circuit 54 of the casing 17 of the reactor 1. The casing 17 of the reactor 1 serves as a biological protection and at the same time as a neutron reflector of the reactor.

В решетках труб-трактов 72 противоположных боковых граней кожуха 17 реактора 1, так, чтобы центральные участки 65 каналов с размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) 73 расположились в пределах активной зоны, установлены каналы для топлива, подключенные к контуру охлаждения 10 реактора 1. С помощью сильфонных уплотнителей 66 и опорно-пружинящих устройство 67, которыми оснащены концевые участки 41, каналы крепятся, а межканальное пространство 18 уплотняется со стороны внешней поверхности боковых граней кожуха 17 реактора 1. В каналах для топлива до и после тепловыделяющих сборок 73 по ходу теплоносителя установлены стальные защитные пробки 74. Оконечники 75 концевых участков 41 каналов для топлива служат для подключения перегрузочных машин 76. В нишах, образованных наружной боковой поверхностью кожуха 17 реактора 1 и соседними рядами концевых участков 41 горизонтально расположенных каналов по обоим направлениям осей, размещены подводящие и отводящие коммуникации соответственно 69 и 70 каналов соответствующей петли контура охлаждения 10 реактора 1. Горизонтально расположенные каналы для топлива, принадлежащие соответственно двум смежным рядам, например, 2 и 3, и отличающиеся по направлению движения теплоносителя в каналах Φ=90^°, подключены к разным петлям соответственно 8 и 9 контура охлаждения 10 реактора 1 (см.фиг.2).In the lattices of the pipe paths 72 opposite lateral faces of the casing 17 of the reactor 1, so that the central sections of the 65 channels with the fuel assemblies (FAs) 73 located in them are located within the active zone, fuel channels are connected to the cooling circuit 10 of the reactor 1. Using bellows seals 66 and supporting spring devices 67 with which the end sections 41 are equipped, the channels are fastened, and the inter-channel space 18 is sealed from the outer surface of the side faces of the casing 17 of the reactor 1. In the channels for the top willow before and after the fuel assemblies 73 along the heat carrier steel protective plugs 74 are installed. Terminals 75 of the end sections 41 of the fuel channels are used for connecting loading machines 76. In niches formed by the outer lateral surface of the casing 17 of the reactor 1 and adjacent rows of end sections 41 of horizontally arranged channels in both directions of the axes, inlet and outlet communications are located, respectively 69 and 70 channels of the corresponding loop of the cooling circuit 10 of reactor 1. Horizontally located channels s fuel, respectively belonging to two adjacent rows, e.g., 2, and 3, and differing in the direction of motion of the coolant channels in the Φ = 90 ^°, connected to different loops 8 and 9 of the cooling circuit 10 of reactor 1 (sm.fig.2).

Каналы каждого из трех чередующихся направлений осей образуют прямоугольную решетку, причем соседние горизонтально расположенные каналы, например, 7 и 11 для топлива, принадлежащие к одному и тому же ряду 2, а также каналы 7 и 12, принадлежащие к разным рядам соответственно 2 и 4, но примыкающие к одному и тому же ряду 3 и расположенные напротив друг друга для каждого из указанных направлений горизонтальных каналов, имеют входные участки 16, расположенные с противоположных сторон реактора 1 (см.фиг.2, 5). The channels of each of the three alternating directions of the axes form a rectangular lattice, and adjacent horizontally arranged fuel channels, for example, 7 and 11, belonging to the same row 2, as well as channels 7 and 12, belonging to different rows 2 and 4, respectively but adjacent to the same row 3 and located opposite each other for each of the indicated directions of the horizontal channels, have inlet sections 16 located on opposite sides of the reactor 1 (see figure 2, 5).

Для наглядности во всех представленных вариантах схем подключения горизонтально ориентированных каналов для топлива в петлях контура охлаждения реактора (см. фиг.1 4) используются групповые раздаточные и сборные коллекторы, соответственно 62 и 63. В действительности указанные варианты могут быть реализованы без них, т.е. в рамках применения только напорных и сборных коллекторов соответственно 58 и 59, что и представлено на фиг.6, 7. For clarity, in all the presented variants of the schemes for connecting horizontally oriented channels for fuel in the loops of the reactor cooling circuit (see Fig. 1-4), group distributing and prefabricated collectors are used, respectively 62 and 63. In reality, these options can be implemented without them, i.e. e. in the framework of using only pressure and prefabricated collectors, respectively 58 and 59, which is presented in Fig.6, 7.

В решетках труб-трактов 72 торцевых граней кожуха 17 реактора 1 установлены вертикально ориентированные каналы, среди которых отсутствуют каналы для топлива, а вместо них размещены спринклерные каналы с рядом дополнительных функций: каналов системы управления и защиты 14, 32, 39, каналов радиационной защиты 31 с вытеснителем теплоносителя 29 в средней части и стальными элементами 30 в концевых участках канала, каналов системы контроля энергораспределения в активной зоне. С внешней стороны активную зону обрамляют спринклерные каналы 77, в средней части которых вместо вытеснителя теплоносителя 29 могут быть также установлены стальные элементы 30. In the lattices of the pipe paths 72 of the end faces of the casing 17 of the reactor 1, vertically oriented channels are installed, among which there are no channels for fuel, and instead of them there are sprinkler channels with a number of additional functions: channels of the control and protection system 14, 32, 39, radiation protection channels 31 with a coolant displacer 29 in the middle part and steel elements 30 in the end sections of the channel, channels of the energy distribution control system in the core. On the outside, the active zone is surrounded by sprinkler channels 77, in the middle part of which steel elements 30 can also be installed instead of the coolant displacer 29.

Кожух 17 реактора 1 своими горизонтальными ребрами плотно установлен внутри железобетонной шахты 78, которая имеет сквозные проемы 79 в боковых гранях в зоне расположения каналов для топлива, выступающих из труб-трактов 72 боковых граней кожуха 17 реактора 1. The casing 17 of the reactor 1 with its horizontal ribs is tightly installed inside the reinforced concrete shaft 78, which has through openings 79 in the side faces in the area of the fuel channels protruding from the pipe paths 72 of the side faces of the casing 17 of the reactor 1.

Верхняя часть шахты 78 выше расположения верхнего перекрытия 80 и ее основание 81 имеют сквозные проемы соответственно 82 и 83, выполненные в зоне вертикальных ребер, и используемые для подведения коммуникаций контуров охлаждения, например, 21, и системы жидкостного регулирования 33 реактора 1 к вертикально ориентированным каналам. The upper part of the shaft 78 above the location of the upper floor 80 and its base 81 have through openings 82 and 83, respectively, made in the area of vertical ribs, and used to bring the communications of the cooling circuits, for example, 21, and the fluid control system 33 of the reactor 1 to vertically oriented channels .

Напротив проемов 79 в боковых гранях шахты 78 к ее внешней поверхности примыкает своими торцевыми гранями стальная выгородка 84, боковые грани которой параллельны соответствующим граням кожуха 17 реактора 1 и имеют решетку труб-трактов 72 боковых граней кожуха 17 реактора 1. Указанные отверстия служат для подключения перегрузочных патрубков соответствующих машин 76, установленных с внешней стороны выгородки 84, к оконечникам 75 концевых участков 41 каналов для топлива. Участки 86 выгородки 84 в зоне ее вертикальных ребер выполнены вогнутыми на всю ее высоту, образуя таким образом пространство, в котором расположены подъемные участки контуров охлаждения, например, 21 вертикально ориентированных каналов. Выгородка 84, а через нее и кожух 17 реактора 1, а следовательно к межканальное пространство 18 реактора 1, включены в газовый контур охлаждения 19 реактора 1, который через паросбросные клапаны 87 и дренажные устройства подключен к системе локализации аварий. Opposite the openings 79 in the lateral faces of the shaft 78, a steel wall 84 adjoins its outer faces with its end faces, the lateral faces of which are parallel to the corresponding faces of the casing 17 of the reactor 1 and have a lattice of ducts 72 of the lateral faces of the casing 17 of the reactor 1. These openings are used to connect overload the nozzles of the respective machines 76, installed on the outside of the partition 84, to the ends 75 of the end sections 41 of the fuel channels. Sections 86 of the partition 84 in the region of its vertical ribs are concave to its entire height, thus forming a space in which the lifting sections of the cooling circuits, for example, 21 vertically oriented channels, are located. The partition 84, and through it and the casing 17 of the reactor 1, and therefore to the inter-channel space 18 of the reactor 1, are included in the gas cooling circuit 19 of the reactor 1, which is connected to the accident localization system via steam relief valves 87 and drainage devices.

Кожух 17 реактора 1 тоже оснащен паросбросными и дренажными устройствами 88, а также устройствами с разрывными мембранами 89 для отвода воды и сброса пары в объем выгородки 84. The casing 17 of the reactor 1 is also equipped with steam and drainage devices 88, as well as devices with bursting membranes 89 for water drainage and discharge of steam into the volume of the partition 84.

При стильном повышении давления в кожухе 17 в аварийных режимах роль разрывных мембран 89 выполняют также сильфонные уплотнители 66 каналов для топлива. With a stylish increase in pressure in the casing 17 in emergency conditions, the role of bursting membranes 89 is also performed by bellows seals 66 channels for fuel.

В отличие от каналов для топлива, вертикально ориентированные каналы могут быть неразъемными, причем их верхние и нижние концевые участки соответственно 90 и 91 могут быть изготовлены из нержавеющей стали, а средняя часть 92 из сплава на основе циркония или алюминия. Указанные каналы размещаются в соосных трубах-трактах 72 торцевых граней кожуха 17 реактора 1 так, чтобы средняя часть 92 канала располагалась в пределах активной зоны, а сильфонные компенсаторы 93, установленные на внешней поверхности верхних концевых участков 90 каналов, погрузились до упора в расширенную часть труб-трактов 72 верхней торцевой грани кожуха 17 реактора 1. Unlike fuel channels, vertically oriented channels can be one-piece, with their upper and lower end sections 90 and 91, respectively, made of stainless steel, and the middle part 92 made of an alloy based on zirconium or aluminum. These channels are placed in the coaxial pipe paths 72 of the end faces of the casing 17 of the reactor 1 so that the middle part 92 of the channel is located within the active zone, and the bellows expansion joints 93 installed on the outer surface of the upper end sections of the 90 channels are immersed in the expanded part of the pipes -tracts 72 of the upper end face of the casing 17 of the reactor 1.

Головки 94 вертикально ориентированных т. е. спринклерных каналов, предназначенные для подключения систем стержневого или жидкостного регулирования реактора, а также для подвода теплоносителя, неподвижно закреплены в трубах-трактах 95 верхнего перекрытия 80 шахты 78, решетка которых точно повторят решетку труб-трактов 72 торцевых граней кожуха 17 реактора 1 (см.фиг. 7). The heads of 94 vertically oriented, i.e., sprinkler channels, designed to connect rod or liquid control systems of the reactor, as well as to supply coolant, are fixedly mounted in the duct pipes 95 of the upper floor 80 of the shaft 78, the lattice of which will exactly repeat the lattice of the 72 duct end ducts faces of the casing 17 of the reactor 1 (see Fig. 7).

Головки 94 каналов 14, 31 позволяют произвести замену на остановленном реакторе 1 установленных в указанных каналах элементов 28, 29, 30. The heads 94 of the channels 14, 31 make it possible to replace the elements 28, 29, 30 installed in the indicated channels on the stopped reactor 1.

Все вертикально ориентированные каналы (см.фиг.9) оснащены кольцевыми прокладками 51, расположенными на их внешней поверхности в местах, наиболее приближенных в условиях номинального режима работы реактора 1 к внешней поверхности чередующихся по направлению смежных горизонтально ориентированных каналов для топлива, т.е. установленных с шагом _d+σ где d диаметр канала для топлива, а s зазор между ними.All vertically oriented channels (see Fig. 9) are equipped with annular gaskets 51 located on their outer surface in places that are closest to the outer surface alternating in the direction of adjacent horizontally oriented channels for fuel, in the nominal operating mode of reactor 1, i.e. set in increments of _{d + σ} where d is the diameter of the channel for the fuel, and s is the gap between them.

Горизонтально ориентированные каналы, включенные в контур охлаждения 10 реактора 1 и примыкающие к торцевым граням охлаждаемого кожуха 17 реактора 1, также могут быть оснащены кольцевыми прокладками 51. The horizontally oriented channels included in the cooling circuit 10 of the reactor 1 and adjacent to the end faces of the cooled casing 17 of the reactor 1 can also be equipped with annular gaskets 51.

Полом зала, в котором установлены сервоприводы 96 системы управления и защиты реактора 1 (см.фиг.7), служит плитный настил 97, который обеспечивает доступ к головкам 94 каналов и трубопроводам подводящих коммуникаций 98 вертикально ориентированных каналов, расположенных между плитным настилом 97 и верхним перекрытием 80 шахты 78 реактора 1. Трубопроводы подводящих коммуникаций 98 подключены к соответствующим контурам охлаждения вертикально ориентированных каналов сквозь проемы 82 в углах граней верхней части шахты 78 реактора 1. The floor of the hall, in which the servo drives 96 of the reactor control and protection system 1 are installed (see Fig. 7), is plate deck 97, which provides access to the channel heads 94 and supply pipelines 98 vertically oriented channels located between the plate deck 97 and the upper the overlap 80 of the shaft 78 of the reactor 1. The pipelines of the supply lines 98 are connected to the respective cooling circuits of vertically oriented channels through the openings 82 in the corners of the faces of the upper part of the shaft 78 of the reactor 1.

Для фиксации и уплотнения нижнего концевого участка 91 вертикально ориентированного канала в трубе-тракте нижней грани кожуха 17 реактора 1 могут быть применены сильфонные уплотнители 99 и опорно-пружинящие устройства 100 (см.фиг.7, 8), которые, в отличие от аналогичных элементов соответственно 66 и 67, используемых применительно к горизонтально ориентированным каналам для топлива, выполнены схемными относительно канала в сборе, установленного в реакторе с возможностью фиксации корпуса опорно-пружинящего устройства 100 на нижнем концевом участке 91 канала. Необходимая герметичность зазора между сильфонным уплотнителем 99 и нижним концевым участком 91 канала может быть обеспечена в этом случае за счет оснащения последнего кольцевым упорным элементом 101 (см.фиг.8), который размещается перед сильфонным уплотнителем 99 со стороны нижней грани кожуха 17 реактора 1. To fix and seal the lower end portion 91 of the vertically oriented channel in the pipe path of the lower edge of the casing 17 of the reactor 1, bellows seals 99 and supporting spring devices 100 can be used (see Fig. 7, 8), which, unlike similar elements 66 and 67, respectively, used with respect to horizontally oriented fuel channels, are schematic with respect to the assembled channel installed in the reactor with the possibility of fixing the housing of the spring support device 100 at the lower end section e 91 channels. The necessary tightness of the gap between the bellows seal 99 and the lower end portion 91 of the channel can be achieved in this case by equipping the latter with an annular stop element 101 (see Fig. 8), which is placed in front of the bellows seal 99 from the side of the lower face of the casing 17 of reactor 1.

Нижние концевые участки 91 вертикально ориентированных каналов (см.фиг. 7) заканчиваются прикрепленными к ним фланцами102, к которым через сквозные проемы 83 в углах граней основания 81 шахты 78 подведены трубопроводы отводящих коммуникаций 103 соответствующих контуров охлаждения указанных каналов. The lower end sections 91 of the vertically oriented channels (see FIG. 7) end with flanges 102 attached to them, to which through the openings 83 in the corners of the faces of the base 81 of the shaft 78, the pipelines of the outlet communications 103 of the respective cooling circuits of these channels are connected.

В предлагаемой ЯЭУ, наряду с системой наружного аварийного охлаждения каналов реактора САОР(Н) низкого давления, обеспечивающей орошение внешней поверхности каналов с помощью спринклерных каналов теплоносителем, подаваемым самотеком из бака 24, используется традиционная аварийная система охлаждения реактора САОР(В), обеспечивающая подачу теплоносителя под давлением в каналы для топлива. На фиг.1 4 система САОР(В) представлена только участками трубопроводов 104, обеспечивающих подключение ее гидроаккумуляторов к напорным и сборным коллекторам соответственно 58 и 59 в петлях 8 и 9 контура охлаждения 10 реактора 1 через обратные клапаны 105. In the proposed nuclear power plant, along with an external emergency cooling system for the low-pressure reactor channels of the SAOR (N) reactor, which provides irrigation of the external surface of the channels with the help of sprinkler channels supplied by gravity from tank 24, a traditional emergency reactor cooling system of the SAOR (B) is used, which provides the coolant under pressure in the fuel channels. In Fig.1 to 4, the SAOR system (B) is represented only by sections of pipelines 104 providing for the connection of its hydraulic accumulators to pressure and prefabricated collectors 58 and 59, respectively, in loops 8 and 9 of cooling circuit 10 of reactor 1 through check valves 105.

Для аварийного снижения давления в петлях 8 и 9 контура охлаждения 1, предусмотрены клапаны 106, установленные в верхней части соответствующих компенсаторов объема 61. For emergency pressure reduction in loops 8 and 9 of cooling circuit 1, valves 106 are provided that are installed in the upper part of the corresponding volume expansion joints 61.

При работе ЯЭУ по фиг.1 4 жидкость, например, вода в петлях первого контура охлаждения реактора из напорного коллектора 58 подается с помощью ГЦН 57 в раздаточный групповой коллектор 62 и далее распределяется по соответствующим горизонтально расположенным каналам, например, 7, где нагревается до состояния с недогревом до насыщения, чтобы предотвратить объемное кипение в активной зоне, в связи с чем используются компенсаторы объема 61. Нагретая вода из каналов для топлива поступает в сборный групповой коллектор 63 и далее через сборный коллектор 59 в жидкостный тракт парогенератора 60, где охлаждается и возвращается на вход ГЦН 57. In the operation of the nuclear power plant in Fig. 1, 4 liquid, for example, water in the loops of the first reactor cooling circuit, is supplied from the pressure collector 58 via the MCP 57 to the dispensing group collector 62 and then distributed through the corresponding horizontally arranged channels, for example, 7, where it heats up to the state not heated to saturation to prevent volume boiling in the core, and volume compensators 61 are used. Heated water from the fuel channels enters the group collector 63 and then through the collector 59 into the liquid path of the steam generator 60, where it is cooled and returned to the input of the MCP 57.

В случае отсутствия групповых раздаточных и сборных коллекторов соответственно 62 и 63, в петлях 8 и 9 контура охлаждения 10 их роль выполняют напорные и сборные коллекторы соответственно 58 и 59 (см.фиг.6, 7). In the absence of group distributing and prefabricated collectors 62 and 63, respectively, in loops 8 and 9 of the cooling circuit 10, pressure and prefabricated collectors 58 and 59, respectively, play their role (see Fig. 6, 7).

Во втором контуре питательная вода подается в испарительный тракт парогенератора 60, где испаряется, сепарируется и в виде насыщенного пара поступает на турбину. In the second circuit, the feed water is supplied to the vaporization path of the steam generator 60, where it is vaporized, separated and fed into the turbine in the form of saturated steam.

При разгерметизации контура охлаждения 10 в реакторе 1, например, одной из петель 8 или 9, по сигналу от датчиков давления, расположенных в контролируемых помещениях контура охлаждения 10 реактора 1 и в кожухе 17 реактора 1, регистрирующих превышение этого параметра над его установленным значением, срабатывает аварийная защита (АЗ) реактора 1, обеспечивающая введение поглощающих элементов и жидкого поглотителя в активную зону с помощью спринклерных каналов 14 и 32, 39, подключенных соответственно к системам стержневого и жидкостного регулирования реактора 1. When depressurization of the cooling circuit 10 in the reactor 1, for example, one of the loops 8 or 9, by the signal from the pressure sensors located in the controlled rooms of the cooling circuit 10 of the reactor 1 and in the casing 17 of the reactor 1, registering the excess of this parameter over its set value, emergency protection (AZ) of the reactor 1, providing the introduction of absorbing elements and a liquid absorber into the core using sprinkler channels 14 and 32, 39, respectively connected to rod and liquid control systems 1 reactor.

В результате мощность реактора 1 быстро снижается до уровня остаточного тепловыделения, составляющего ≈6% от номинального значения. As a result, the power of the reactor 1 is rapidly reduced to the level of residual heat, amounting to ≈6% of the nominal value.

При снижении давления в аварийной петле контура охлаждения 10 до уровня, составляющего менее 50% от его номинального значения, открываются обратные клапаны 105, т.е. срабатывает аварийная система охлаждения реактора, работающая под давлением САОР(В) и обеспечивающая подачу теплоносителя из гидроаккумулятора в напорные и сборные коллекторы соответственно 58 и 59 аварийной петли контура охлаждения 10 реактора 1 с целью обеспечить отвод остаточного тепловыделения из его аварийных каналов. When the pressure in the emergency loop of the cooling circuit 10 drops to a level of less than 50% of its nominal value, check valves 105 open, i.e. the emergency reactor cooling system is activated, operating under the pressure of the SAOR (B) and supplying coolant from the hydraulic accumulator to the pressure and collection manifolds, respectively 58 and 59 of the emergency loop of the cooling circuit 10 of reactor 1 in order to ensure the removal of residual heat from its emergency channels.

Если по каким-либо причинам указанная система внутреннего охлаждения каналов не срабатывает или срабатывает, но каналы аварийных петель продолжают осушаться, то в любом из двух случаев: при существенном повышении температуры концевых участков 41 каналов для топлива над температурой насыщения теплоносителя, соответствующейноминальному давлению в контуре (из-за перегрева пара), регистрируемом с помощью датчиков температуры 42, или при сильном снижении содержания теплоносителя в аварийных петлях контура охлаждения 10 реактора 1, характеризуемом сильным снижением уровня в компенсаторах объема 61, последовавшем после повышения давления в кожухе 17 реактора, регистрируемого с помощью соответствующих датчиков давления, включается система наружного охлаждения САОР(Н) каналов реактора. При этом автоматически открывается запорная арматура 23 на линии подачи теплоносителя или жидкого поглотителя из бака 24 в полость 22 спринклерных каналов 14, 31, 32, 39 и далее в межканальное пространство 18 реактора 1. Одновременно подается сигнал на автоматический сброс давления в аварийных петлях контура охлаждения 10, например, с помощью клапанов 106, установленных в верхней части соответствующих компенсаторов объема 61. If for some reason the indicated system of cooling the channels does not work or works, but the channels of the emergency loops continue to drain, then in either of two cases: if the temperature of the end sections of the 41 fuel channels increases significantly above the saturation temperature of the coolant corresponding to the nominal pressure in the circuit ( due to steam overheating), recorded using temperature sensors 42, or with a strong decrease in the coolant content in the emergency loops of the cooling circuit 10 of reactor 1, The strong external decrease in the volume expansion joints 61, which followed the increase in pressure in the reactor casing 17, recorded using the corresponding pressure sensors, turns on the external cooling system of the SAOR (N) of the reactor channels. This automatically opens the shutoff valve 23 on the supply line of the coolant or liquid absorber from the tank 24 to the cavity 22 of the sprinkler channels 14, 31, 32, 39 and then into the inter-channel space 18 of the reactor 1. At the same time, a signal is sent to automatically release pressure in the emergency loops of the cooling circuit 10, for example, by means of valves 106 mounted in the upper part of the respective volume compensators 61.

Из-за большого по абсолютной величине и отрицательного по знаку эффекта реактивности при осушении реактора предлагаемой ЯЭУ, обезвоживание даже одной из петель 8 или 9 контура охлаждения 10 реактора 1 вызывает быстрое самогашение цепной ядерной реакции и соответственно снижение мощности до уровня остаточного тепловыделения, независимо от эффективности срабатывания защит, используемых для останова реактора 1. Due to the large absolute value and negative sign of the reactivity effect during the drying of the reactor of the proposed nuclear power plant, dehydration of even one of the loops 8 or 9 of the cooling circuit 10 of reactor 1 causes a quick self-quenching of the nuclear chain reaction and, accordingly, a decrease in power to the level of residual heat, regardless of efficiency operation of the protections used to shut down the reactor 1.

С учетом указанного снижения мощности, срабатывание системы наружного охлаждения САОР(Н) реактора 1 с подачей теплоносителя самотеком, (т.е. с напором ≈ 2 атм) и расходом ≈0,25 т/час в расчете на 1 Мвт (э) установленной мощности ЯЭУ, при негерметичности одной из двух петель охлаждения достаточно, чтобы не допустить существенной деформации и разгерметизации аварийных каналов и плавления топлива в них. Given the indicated decrease in power, the operation of the external cooling system of the SAOR (N) reactor 1 with the flow of the coolant by gravity (i.e., with a pressure of ≈ 2 atm) and a flow rate of ≈0.25 t / h per 1 MW (e) installed the power of a nuclear power plant, if one of the two cooling loops is leaking, is enough to prevent significant deformation and depressurization of the emergency channels and fuel melting in them.

Часть тепла, снимаемого за счет испарения теплоносителя, подаваемого из бака 24 для внешнего орошения каналов с топливом,может отводится с помощью конденсатора 44 газового контура 19. При этом конденсат (см.фиг.6) возвращается в бак 24 самотеком из конденсатного тракта 43 конденсатора 44. Часть тепла, снимаемого при орошении каналов с топливом, отводится ив контуры охлаждения каналов, не содержащих топлива, т.е. спринклерных каналов 14, 31, 32 в результате конденсации пара на их поверхностях, номинальная температура в которых ниже 100^oС.Part of the heat removed due to the evaporation of the coolant supplied from the tank 24 for external irrigation of the fuel channels can be removed using the condenser 44 of the gas circuit 19. In this case, the condensate (see Fig. 6) is returned to the tank 24 by gravity from the condensate path 43 of the condenser 44. Part of the heat removed during the irrigation of the fuel channels is removed from the cooling circuits of the channels that do not contain fuel, ie sprinkler channels 14, 31, 32 as a result of condensation of steam on their surfaces, the nominal temperature of which is below 100 ^o C.

Кожух 17 одновременно выполняет функцию отражателя нейтронов, поэтому его обезвоживание сопровождается самогашением цепной ядерной реакции в реакторе 1. Однако если температура кожуха 17 при этом все-таки превысит установленное значение, то по сигналу от датчика температуры 56 кожуха 17 автоматически открывается запорная арматура 23 на линии подачи теплоносителя в спринклерные каналы и далее в межканальное пространство 18 реактора 1, т.е. срабатывает САОР(Н), что обеспечивает аварийное охлаждение кожуха 17 реактора 1. The casing 17 simultaneously performs the function of a neutron reflector, therefore, its dehydration is accompanied by self-quenching of the nuclear chain reaction in the reactor 1. However, if the temperature of the casing 17 nevertheless exceeds the set value, then, on the signal from the temperature sensor 56 of the casing 17, the shutoff valves 23 on the line automatically open supply of coolant to the sprinkler channels and further into the inter-channel space 18 of the reactor 1, i.e. triggered SAOR (N), which provides emergency cooling of the casing 17 of the reactor 1.

При разгерметизации каналов реактора в пределах объема кожуха и/или при срабатывании системы наружного охлаждения САОР(Н), вода и пар из кожуха 17 отводятся соответственно с помощью дренажных и паросбросных устройств 88 в выгородку 84 (см.фиг.7). При повышении давления в кожухе 17 сверх установленного значения срабатывают разрывные мембранные устройства 89 и дополнительное количество пара сбрасывается в газовый контур 19 реактора 1. Если подача пара при этом превышает конденсационную способность газового контура 19, то избыточная часть парогазовой смеси, а следовательно и тепла, отводится с помощью паросбросных устройств 87 в систему локализации аварии. Вода из выгородки 84 с помощью соответствующих дренажных устройств также сбрасывается в систему локализации аварии, но при включении САОР(Н) целесообразно принудительно возвращать ее обратно в бак 24. When the reactor channels are depressurized within the volume of the casing and / or when the external cooling system is activated, the SAOR (N), water and steam from the casing 17 are discharged, respectively, using drainage and steam discharge devices 88 to the partition 84 (see Fig. 7). When the pressure in the casing 17 rises above the set value, explosive membrane devices 89 are activated and an additional amount of steam is discharged into the gas circuit 19 of the reactor 1. If the steam supply exceeds the condensing capacity of the gas circuit 19, then the excess part of the gas-vapor mixture, and therefore heat, is removed using steam vent devices 87 to the accident localization system. Water from the partition 84 with the help of appropriate drainage devices is also discharged into the accident localization system, but when the SAOR (N) is turned on, it is advisable to force it back into the tank 24.

Если авария с потерей теплоносителя в одной из петель контура охлаждения 10 реактора 1 сопровождается отказом обеих указанных систем его аварийного охлаждения, т. е. САОР(В) и САОР(Н)0 то так же как в случае отказа только САОР(В), за осушением даже одной из петель охлаждения следует самогашение цепной ядерной реакции и снижение мощности реактора до уровня остаточного тепловыделения. If an accident with loss of coolant in one of the loops of the cooling circuit 10 of reactor 1 is accompanied by a failure of both of these emergency cooling systems, i.e., SAOR (B) and SAOR (N) 0, then the same way as in the case of failure only SAOR (B), the drainage of even one of the cooling loops is followed by the self-quenching of a nuclear chain reaction and a decrease in reactor power to the level of residual heat.

Анализ последствий аварийного обезвоживания одной из петель контура охлаждения 10 реактора 1 в предположении отказа всех систем его аварийного охлаждения, самогашения цепной ядерной реакции и неизменности исходной геометрии его активной зоны показывает, что температура сердечников из двуокиси урана тепловыделяющих элементов (твэлов) всех ТВС 73 в каналах аварийной петли в этом случае существенно превысила бы 2000^oС, что соответствует условию их плавления )здесь надо иметь в виду, что штатный установочный зазор между рядами, например, 2 и 3 каналов, а также между каналами в рядах в активной зоне составляет ≈ 10 мм т.е. в нормальных режимах, а также в аварийных режимах работы ЯЭУ при условии, что температура каналов, в случае изготовления последних традиционно из слабо легированного циркония, не превышает 1200^oС, контакт между каналами в смежных рядах отсутствует).An analysis of the consequences of emergency dehydration of one of the loops of the cooling circuit 10 of reactor 1 under the assumption of failure of all systems of its emergency cooling, self-quenching of a nuclear chain reaction and the invariance of the initial geometry of its active zone shows that the temperature of the cores of uranium dioxide of fuel elements (fuel rods) of all fuel assemblies 73 in the channels emergency loop in this case would significantly exceed 2000 ^o C, which corresponds to the condition of their melting) here we must bear in mind that the standard installation gap between the rows, for example, 2 and 3 to anal, as well as between channels in rows in the core is ≈ 10 mm i.e. in normal conditions, as well as in emergency modes of operation of a nuclear power plant, provided that the temperature of the channels, in the case of the manufacture of the latter traditionally from lightly doped zirconium, does not exceed 1200 ^o C, there is no contact between the channels in adjacent rows).

Однако, при повышении температуры топлива до 1200^oС происходит (см.фиг. 90 пластическая деформация горизонтально расположенных каналов под тяжестью расположенных в них ТВС 73, например, каналы ряда 4 прогнутся в сторону смежных нижерасположенных каналов ряда 3, отличающихся по направлению движения теплоносителя на 90^o, т.е. подключенных к другой неаварийной петле контура охлаждения 10 реактора 1.However, when the fuel temperature rises to 1200 ^o C occurs (see Fig. 90 plastic deformation of horizontally located channels under the weight of the fuel assemblies located in them 73, for example, the channels of row 4 will bend towards the adjacent lower channels of row 3, which differ in the direction of movement of the coolant by 90 ^o , i.e. connected to another non-emergency loop of the cooling circuit 10 of the reactor 1.

Дальнейшее повышение температуры топлива до 1800^oС в аварийных каналах, например, в каналах ряда 5, сопровождается деформациейсмятия элементов, выполненных, как и оболочки твэлов, из сплава на основе циркония и используемых для дистанционирования твэловв в ТВС 73 и последних в канале реактора. В результате этого, а тем более при расплавлении указанных элементов и оболочек твэлов, топливо группируется в нижней части аварийных каналов, в том числе и в местах контакта центральных участков 65 аварийных и неаварийных каналов, например, в рядах соответственно 5 и3 (см.фиг.9), что в итоге обеспечивает непосредственный теплоотвод из аварийных каналов в неаварийные.A further increase in fuel temperature to 1800 ^° C in emergency channels, for example, in channels of row 5, is accompanied by deformation of the wrinkle of elements made, like the cladding of fuel rods, from an alloy based on zirconium and used to span fuel rods in fuel assemblies 73 and the latter in the reactor channel. As a result of this, and even more so when these elements and claddings of fuel elements are melted, the fuel is grouped in the lower part of the emergency channels, including at the contact points of the central sections of 65 emergency and non-emergency channels, for example, in rows of 5 and 3, respectively (see figure. 9), which ultimately provides direct heat removal from emergency channels to non-emergency.

Дополнительный отвод тепла из аварийных каналов обеспечивается за счет излучения в смежные неаварийные каналы с топливом, а также в вертикально ориентированные каналы без топлива спринклерные, например, 14, 31, 32, и отводится соответствующими контурами охлаждения. В итоге температура более 50% топлива в виде двуокиси урана в аварийных каналах по оценкам не превысит температуры плавления, т. е. 2400^oC. Это означает, что при четырехпетлевом контуре охлаждения 10 (а это не предел для предлагаемой ЯЭУ, т.к. с учетом особенности используемого реактора осушение даже одной из шести петель обеспечивает самогашение цепной ядерной реакции), расплавится не более 10% от всей топливной загрузки.Additional heat removal from the emergency channels is provided by radiation to adjacent non-emergency channels with fuel, as well as vertically oriented channels without fuel sprinkler, for example, 14, 31, 32, and is removed by the corresponding cooling circuits. As a result, the temperature of more than 50% of fuel in the form of uranium dioxide in the emergency channels is estimated to not exceed the melting temperature, i.e. 2400 ^o C. This means that with a four-loop cooling circuit of 10 (and this is not the limit for the proposed nuclear power plant, because taking into account the peculiarities of the reactor used, drainage of even one of the six loops ensures self-quenching of the nuclear chain reaction), no more than 10% of the total fuel load will melt.

С учетом чередования по направлению смежных рядов горизонтально ориентированных каналов для топлива и по подключению последних к разным петлям контура охлаждения 10, плавление относительно небольшой части топлива (от ≈ 20% до ≈ 7% при изменении количества используемых петель от 2 до 6), равномерно распределенного по объему активной зоны, не приведет к выходу активности за пределы кожуха 17 реактора 1, т.к. образовавшаяся эвтектика, застывая на поверхностях смежных нижерасположенных рядов неаварийных каналов и смежных вертикально ориентированных спринклерных каналов, образует "блокады", которые препятствуют стеканию эвтектикик стенке кожуха 17 реактора 1. При этом следует учесть, что кожух 17 подключен к соответствующему контуру охлаждения 54 и расположен в контуре охлаждения 19, выполненном с газом в качестве теплоносителя. Given the alternation in the direction of adjacent rows of horizontally oriented channels for fuel and the connection of the latter to different loops of the cooling circuit 10, the melting of a relatively small part of the fuel (from ≈ 20% to ≈ 7% when changing the number of loops used from 2 to 6), evenly distributed by volume of the active zone, will not lead to the release of activity outside the casing 17 of the reactor 1, because the resulting eutectic, solidifying on the surfaces of adjacent downstream rows of non-emergency channels and adjacent vertically oriented sprinkler channels, forms “blockages” that prevent the eutectic from dripping off the wall of the casing 17 of reactor 1. It should be noted that the casing 17 is connected to the corresponding cooling circuit 54 and is located in the cooling circuit 19, made with gas as a coolant.

Нежелательный эффект, обусловленный возможностью "раздувания" труб центральных участков 65 аварийных каналов при повышении их температуры до 1200^oС и выше, в случае изготовления их из сплава на основе циркония (т.е. в состоянии пластичности данного материала) предотвращается, как отмечалось выше, путем автоматического сброса давления в аварийной петле уже на стадии включения аварийной системы наружного охлаждения каналов САОР(Н) по сигналу от датчиков температуры 41, регистрирующих повышение ее сверх уровня, установленного применительно к каналам для топлива.The undesirable effect due to the possibility of "inflating" the pipes of the central sections 65 of the emergency channels when their temperature is increased to 1200 ^o C and above, in the case of their manufacture from an alloy based on zirconium (i.e. in the plasticity state of this material) is prevented, as noted above , by automatically depressurizing the emergency loop already at the stage of turning on the emergency external cooling system of the SAOR (N) channels by a signal from temperature sensors 41 registering its increase above the level established in relation to fuel channels.

Claims

1. Nuclear power plant, including a nuclear reactor, the active zone of which is made by alternating rows of channels installed in parallel within the row and in rows adjacent to the same row, located so that the angle between the axes of the channels of adjacent rows in the direction of movement of the coolant is 45 135 ^o , and at least two loops of the cooling circuit of the reactor, and the channels of at least one of the aforementioned rows are horizontal, characterized in that the channels of at least one row adjacent to the aforementioned horizontal channels are also arranged horizontally, and these two rows contain channels for fuel connected via a coolant respectively to different loops of the reactor cooling circuit.

2. Installation according to claim 1, characterized in that the horizontally arranged channels for fuel belonging respectively to the two adjacent rows are connected respectively to different loops of the reactor cooling loop.

3. Installation according to claim 1, characterized in that the horizontally arranged channels, the axes of which are parallel to at least one of the directions of movement of the coolant, form a rectangular lattice, and adjacent channels for fuel, from among these channels, belonging to the same row, as well as channels for fuel from among these channels, belonging to different rows, adjacent to the same row and located opposite each other, are connected to different loops of the reactor cooling loop.

4. Installation according to claim 2 or 3, characterized in that the horizontally arranged channels of two directions of movement of the coolant, the angle between the axes of the channels of adjacent rows in the direction of movement of the coolant which corresponds to the specified interval of its change, form rectangular lattices, and horizontally between adjacent channels in rows located channels installed vertically arranged channels forming a lattice or its individual fragments.

5. Installation according to claim 4, characterized in that the vertically arranged channels include at least one channel for fuel, said channel and horizontally arranged channels for fuel being connected via a heat carrier to different loops of the reactor cooling circuit, respectively.

6. Installation according to claim 4 or 5, characterized in that the reactor is equipped with a casing, inside of which channels forming an active zone are located on a part of their length.

7. Installation according to claim 6, characterized in that the horizontally arranged fuel channels, belonging to the same row, have inlet sections located on the same or opposite sides of the reactor, and the fuel channels, belonging to different rows, adjacent to the same row and located opposite each other, have inlet sections located on opposite sides of the reactor.

8. Installation according to claim 6 or 7, characterized in that at least the channels forming the active zone include at least one sprinkler channel (for external cooling of the reactor channels) having at least one cavity located in the liquid channel of the channel moreover, the specified cavity is in communication with the maximum space of the reactor and is connected through shut-off valves equipped with an automatic drive to the tank with a coolant or liquid absorber, and the liquid path is included in the cooling circuit of the channel.

9. Installation according to claim 8, characterized in that a coolant displacer is located in the liquid path of the sprinkler channel within the active zone, and before and after it along the coolant elements are installed that provide inelastic neutron scattering of the hard part of the active spectrum, for example, from steel.

10. Installation according to claim 8, characterized in that it is equipped with a core control system of the reactor, and the sprinkler channel is made simultaneously as a control and protection channel of the reactor, while the neutron-absorbing element with a coolant displacer placed before and / or after the specified element along the way coolant installed in the liquid channel of the channel.

11. Installation according to claim 8, characterized in that it is equipped with a liquid control system of the reactor, and the sprinkler channel is made simultaneously as a control and protection channel of the reactor and has at least one isolated cavity, which is located in the liquid channel of the channel and connected to the liquid system reactor regulation.

12. The installation according to claim 6 or 7, characterized in that it is equipped with a fluid control system of the reactor and includes at least one sprinkler channel for external cooling of the reactor channels, made simultaneously as a channel of the reactor control and protection system, while the channel has a closed cavity connected to the fluid control system of the reactor, and the closed cavity includes a cavity that is in communication with the interchannel space of the reactor and, through shut-off valves equipped with an automatic drive, is connected to a tank with a coolant or liquid absorber.

13. Installation according to claim 8 and / or 12, characterized in that at least the dyne channel for fuel at its end sections is equipped with temperature sensors electrically connected to an automatic drive of shutoff valves.

14. Installation according to claim 6 or 7, characterized in that the interchannel space of the reactor is included in an additional cooling circuit made with gas as a coolant.

15. Installation according to 14, characterized in that the condenser path of this circuit is connected to the condensate path in the gas circuit, the condensate path of the condenser connected to the tank with a coolant or liquid absorber, which in turn is connected to the cavity of the sprinkler channel, which is in communication with the interchannel space the reactor.

16. Installation according to claim 8 and / or 12, characterized in that the cavity that is in communication with the interchannel space of the reactor is connected to a gas path equipped with at least one sensor for monitoring gas parameters, for example, its temperature and humidity.

17. Installation according to claim 8 and / or 12, characterized in that at least one channel not included in the reactor cooling circuit has sections located within the reactor shell equipped with gaskets installed on the outer surface of the channel in places close in the conditions of the nominal mode of its operation to the outer surface of adjacent channels included in the reactor cooling loop.

18. Installation according to claim 6 or 7, characterized in that the wall of the reactor shell is made with at least one cavity included in the cooling circuit of the specified shell and filled with elements providing inelastic neutron scattering of the hard part of the active spectrum, for example, of steel.

19. Installation according to claim 6 or claims 7 and 18, characterized in that at least one channel from the number of channels included in the reactor circuit adjacent to the wall of the casing has at least one section from among those closest to the inner surface the reactor shell in the nominal mode of its operation, between which and the gasket of the reactor is installed.

20. Installation according to claim 8 and / or 12, characterized in that the wall of the reactor shell is equipped with a temperature sensor electrically connected to an automatic shut-off valve actuator.