RU2601558C1

RU2601558C1 - Method of nuclear rector operation in fuel cycle with extended production of fissile isotopes

Info

Publication number: RU2601558C1
Application number: RU2015148801/07A
Authority: RU
Inventors: Анатолий Яковлевич Столяревский
Priority date: 2015-11-13
Filing date: 2015-11-13
Publication date: 2016-11-10

Abstract

FIELD: nuclear energy.

SUBSTANCE: invention relates to methods of operation of nuclear reactors, intended for production of fissile chemical elements. Method of nuclear reactor operation in fuel cycle with extended production of fissile isotopes involves initial loading of active zone with fuel assemblies, containing fissile material and raw isotopes, generation of neutron flux intensity and its energy distribution, at which raw isotopes change into isotopes, capable of nuclear fission, control of operation of reactor power by holding in critical state, providing balance between neutrons production and absorption. At reduction of reactor power generation formation of neutron flux intensity and its energy distribution is carried out by reduction of energy release in central part of reactor core with increasing of neutron flux on periphery of reactor core.

EFFECT: reactor core is surrounded by reflector or blanket, containing isotopes of uranium and/or plutonium, and/or thorium.

7 cl, 2 tbl, 2 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся изотопов.The invention relates to nuclear technology, and in particular to methods of operating nuclear reactors designed to produce fissile isotopes.

Нерешенность проблемы утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), содержащего накопленные долгоживущие радиоактивные продукты деления и минорные актиниды, является одним из серьезных препятствий для развития традиционной атомной энергетики.The unsolved problem of the disposal of spent nuclear fuel (SNF), containing accumulated long-lived radioactive fission products and minor actinides, is one of the serious obstacles to the development of traditional nuclear energy.

На сегодняшний день отработанные тепловыделяющие сборки (ТВС), содержащие ОЯТ, не подвергаются переработке, а просто размещаются в комплексе пристанционных хранилищ действующих АЭС, ожидая разработки эффективных технологий переработки и создания соответствующих производственных мощностей. В качестве основного способа снижения активности реализуется просто их длительная выдержка.To date, spent fuel assemblies (fuel assemblies) containing SNF are not reprocessed, but simply located in the complex of on-site storage facilities at operating nuclear power plants, pending the development of effective processing technologies and the creation of appropriate production capacities. As the main method of reducing activity, their simple exposure is realized simply.

Закрытый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) в ядерной энергетике открывает возможности возврата в энергетику дорогостоящих делящихся материалов - урана и плутония, что обеспечит ядерную энергетику топливом на тысячелетие при любом росте потребностей. Кроме того, объемы высокорадиоактивных отходов, предназначенных для вечного захоронения, гораздо меньше после переработки ОЯТ, чем объемы отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) без их переработки.The closed nuclear fuel cycle (NFC) in nuclear energy opens up the possibility of the return to the energy sector of expensive fissile materials - uranium and plutonium, which will provide nuclear energy with fuel for a millennium with any increase in demand. In addition, the volumes of highly radioactive waste intended for perpetual disposal are much smaller after spent fuel reprocessing than the volumes of spent fuel assemblies (SFA) without their reprocessing.

Для расширенного воспроизводства ядерного топлива предложены и созданы реакторы-бридеры на быстрых нейтронах.For expanded reproduction of nuclear fuel, breeder reactors based on fast neutrons have been proposed and created.

В частности, предложен энергетический реактор-размножитель [патент RU 2492532, опубл. 10.09.2013] на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава, которая содержит (мас. %): хлорид калия - 24 + хлорид магния - 16 + тетрахлорид тория - 30 + трихлорид плутония - 30 и при рабочей температуре 550-560°С имеет плотность 2,53 г/см³. В качестве примера приведены расчетные данные для ядерного реактора мощностью 400 МВт(эл.) с габаритами активной зоны (АЗ): (D=H=180 см): объем активной зоны = 4578120 см³, масса ее солевого наполнения = 10772 кг. Коэффициенты воспроизводства (KB) урана-233 могут составить КВ_АЗ=0,3, а при использовании зоны воспроизводства из диоксида тория суммарное KB может достигать 1,2. Технический результат - возможность вывода ядерного реактора на режим использования урана-233, полученного в результате конверсии тория-232, с периодическим пополнением торием активной зоны. Данное решение направлено на создание новых поколений энергетических реакторов (ЯР) на быстрых нейтронах (БН) с активной зоной (АЗ) в виде солевых расплавов, способных конвертировать торий-232 в уран-233.In particular, the proposed breeder reactor [patent RU 2492532, publ. September 10, 2013] on fast neutrons with a molten salt core, which contains (wt.%): Potassium chloride - 24 + magnesium chloride - 16 + thorium tetrachloride - 30 + plutonium trichloride - 30 and at an operating temperature of 550-560 ° C has a density of 2.53 g / cm ³ . As an example, the calculated data for a nuclear reactor with a capacity of 400 MW (el.) With dimensions of the active zone (AZ) are given: (D = H = 180 cm): core volume = 4578120 cm ³ , mass of its salt filling = 10772 kg. The reproduction factors (KB) of uranium-233 can be KB _AZ = 0.3, and when using the reproduction zone from thorium dioxide, the total KB can reach 1.2. EFFECT: possibility of putting a nuclear reactor to the mode of use of uranium-233 obtained as a result of the conversion of thorium-232, with periodic replenishment of thorium in the active zone. This decision is aimed at creating new generations of fast neutron (BN) power reactors (BH) with an active zone (AZ) in the form of salt melts capable of converting thorium-232 to uranium-233.

При накоплениях «оружейного» плутония-239 целесообразно использовать его в энергетических ЯР в сочетании с торием и достичь приемлемых коэффициентов воспроизводства урана-233. Именно для этого предлагается, задав в исходный состав ЯТ значительную массу плутония-239, далее по мере его асимптотического «выгорания» без какой-либо переработки ЯТ использовать получаемый за счет конверсии тория уран-233. Понадобится только периодически пополнять и поддерживать необходимое количество тория в АЗ.With the accumulation of “weapons-grade” plutonium-239, it is advisable to use it in energy nuclear weapons in combination with thorium and achieve acceptable reproduction rates of uranium-233. It is precisely for this purpose that it is proposed that a significant amount of plutonium-239 be given in the initial composition of the nuclear fuel, and then, as it is asymptotically “burned out” without any processing of nuclear fuel, it is possible to use uranium-233 obtained from thorium conversion. It will only be necessary to periodically replenish and maintain the necessary amount of thorium in the AZ.

Интенсивный теплоотвод жидким теплоносителем и цепные реакции деления ядер плутония-239 совместно с образующимися ядрами урана-233 обеспечиваются при размерах цилиндрической АЗ: D=180 см и Н=180 см. Объем АЗ - V_АЗ=4578120 см³, а масса АЗ - М_АЗ=10772 кг. В этой массе солевого расплава АЗ содержится: тория 1385 кг, плутония 1544 кг.Intensive heat transfer by a liquid coolant and chain reactions of fission of plutonium-239 nuclei together with the formed uranium-233 nuclei are ensured with the sizes of cylindrical AZ: D = 180 cm and Н = 180 cm. Volume of AZ - V _AZ = 4578120 cm ³ , and mass of AZ - M _AZ = 10772 kg. This mass of salt melt AZ contains: thorium 1385 kg, plutonium 1544 kg.

Расчетные коэффициенты воспроизводства урана-233 достигают КВ_АЗ=0.3, а при использовании зоны воспроизводства (ЗВ) в виде цилиндрического экрана из диоксида тория суммарный KB может составить 1,2 [патент RU 2492532, опубл. 10.09.2013]. Недостатком такого решения служит повышенная коррозионная активность топлива, нестабильность его состава и повышенные требования к системе регулирования.The estimated reproduction coefficients of uranium-233 reach KB _AZ = 0.3, and when using the reproduction zone (SV) in the form of a cylindrical screen of thorium dioxide, the total KB can be 1.2 [patent RU 2492532, publ. 09/10/2013]. The disadvantage of this solution is the increased corrosiveness of the fuel, the instability of its composition and increased requirements for the regulatory system.

Известен способ регулирования, позволяющий достичь оптимального выгорания в реакторе топлива с разными характеристиками посредством выравнивания энерговыработки и температуры теплоносителя по технологическим каналам с целью удержания более высоких уровней мощности и выработки большего количества энергии.A known control method allows to achieve optimal burnout in a reactor of fuel with different characteristics by aligning the energy production and the temperature of the coolant along the technological channels in order to maintain higher power levels and generate more energy.

В известном способе [патент RU 2102797, опубл. 20.01.1998] содержащем загрузку активной зоны реактора, процесс регулировки расхода теплоносителя через технологические каналы до начала подъема мощности, процесс регулирования поля энерговыделения путем выравнивания температуры теплоносителя на выходе из технологических каналов перемещением регулирующих стержней в активной зоне при работе реактора на мощности, процесс перегрузки каналов группами, а в зависимости от обогащения, выгорания, геометрических характеристик тепловыделяющих элементов, расхода в каналах, распределения нейтронного потока через заданные промежутки времени определяют энерговыработку в каждом канале, сравнивают ее со средней энерговыработкой и выравнивают энерговыработку каналов перераспределением регулирующих стержней для каждой группы перегрузки так, чтобы каналы с разным типом загрузки топлива и, соответственно, разной предельной энерговыработкой в одной группе перегрузки достигали значений не менее (88…90%) от своей предельной энерговыработки к моменту останова реактора для перегрузки топлива. In the known method [patent RU 2102797, publ. 01/20/1998] containing the loading of the reactor core, the process of adjusting the coolant flow rate through the technological channels before the start of the power increase, the process of regulating the energy release field by equalizing the coolant temperature at the outlet of the technological channels by moving the control rods in the core during reactor operation at power, the channel overload process groups, and depending on enrichment, burnout, geometric characteristics of fuel elements, flow rate in channels, neutron distribution at a given time intervals determine the energy production in each channel, compare it with the average energy production and equalize the energy production of the channels by redistributing control rods for each overload group so that the channels with different types of fuel loading and, accordingly, different ultimate energy production in one overload group reach values no less than (88 ... 90%) of its maximum energy output at the time of shutdown of the reactor for refueling.

Недостатком данного способа является необходимость поканального измерения энерговыработки и поканального регулирования энерговыделения, что усложняет и удорожает эксплуатацию ядерных реакторов.The disadvantage of this method is the need for channel-by-channel measurement of energy production and channel-by-channel regulation of energy release, which complicates and increases the cost of operating nuclear reactors.

Известен способ управления реактором ядерного деления на бегущей волне [патент RU 2553979, опубл. 20.12.2013], имеющим спектр быстрых нейтронов, причем способ включает:A known method of controlling a nuclear fission reactor on a traveling wave [patent RU 2553979, publ. 12/20/2013] having a spectrum of fast neutrons, the method comprising:

- распространение бегущей волны ядерного деления, имеющей спектр быстрых нейтронов, в активной зоне реактора ядерного деления на бегущей волне;- the propagation of a traveling wave of nuclear fission, having a spectrum of fast neutrons, in the active zone of a nuclear fission reactor on a traveling wave;

- определение желательного параметра реактивности внутри выбранной части реактора ядерного деления на бегущей волне; и- determination of the desired reactivity parameter inside the selected part of the traveling wave nuclear fission reactor; and

- настройку по меньшей мере одного стержня регулирования реактивности, имеющего материал, поглощающий нейтроны быстрого спектра, причем по меньшей мере часть материала, поглощающего нейтроны быстрого спектра, включает воспроизводящий материал ядерного топлива, чувствительный к желательному параметру реактивности. Данный способ позволяет несколько увеличить наработку делящихся изотопов, однако требует усложнения и удорожания системы регулирования.- setting at least one reactivity control rod having a fast spectrum neutron absorbing material, wherein at least a fast spectrum absorbing neutron material includes replicating nuclear fuel material that is sensitive to the desired reactivity parameter. This method allows you to slightly increase the operating time of fissile isotopes, however, it requires the complexity and cost of the regulation system.

Выравнивание поля энерговыделения в реакторе-наработчике решается в способе эксплуатации ядерного реактора [патент RU 2125304, опубл. 20.01.1999], содержащего первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, в которых размещены поглотитель нейтронов, торий и топливо, состоящее из смеси изотопов плутония в виде микротвэлов с многослойным покрытием, работу реактора на мощности и полную или частичную перегрузку топлива. При этом используют топливо с содержанием в нем изотопа плутония - 239 не менее 90% и первоначальную загрузку реактора обеспечивают с массовым соотношением тория к плутониевому топливу в активной зоне от 0,01 до 0,25. Топливные сборки могут быть помещены в оболочки толщиной от 0,5 до 9,5 мм. При загрузке используют микротвэлы из смеси оксидов плутония и тория. Во время частичной перегрузки топлива после работы реактора на мощности части активной зоны, состоящие из верхних и/или нижних топливных сборок центральных радиусов, переставляют в периферийные радиусы и/или сборки периферийных радиусов переставляют в центральные радиусы активной зоны, а на место выгруженных топливных сборок загружают новые топливные сборки. В результате выравнивается поле нейтронного потока и повышается глубина выгорания топлива. The alignment of the energy release field in the operating reactor is solved in the method of operating a nuclear reactor [patent RU 2125304, publ. 01/20/1999], containing the initial loading of the core with fuel assemblies that contain a neutron absorber, thorium and fuel, consisting of a mixture of plutonium isotopes in the form of multilayer coated fuel rods, operation of the reactor at power and full or partial fuel overload. In this case, fuel is used with a plutonium isotope content of 239 at least 90% and the initial loading of the reactor is ensured with a mass ratio of thorium to plutonium fuel in the core from 0.01 to 0.25. Fuel assemblies can be placed in shells from 0.5 to 9.5 mm thick. When loading, microtelles from a mixture of plutonium and thorium oxides are used. During partial fuel reloading after reactor operation at power, parts of the core, consisting of upper and / or lower fuel assemblies of central radii, are rearranged to peripheral radii and / or assemblies of peripheral radii are rearranged to central radii of the core, and loaded into the place of unloaded fuel assemblies new fuel assemblies. As a result, the neutron flux field is leveled and the fuel burnup depth increases.

Недостатком данного способа служит отсутствие влияния на спектр нейтронов, что снижает возможности повышения расширенного воспроизводства ²³³U.The disadvantage of this method is the lack of influence on the neutron spectrum, which reduces the possibility of increasing the expanded reproduction of ²³³ U.

Известен способ эксплуатации ядерных реакторов [патент RU 2088981, опубл. 27.08.1997 - аналог], в которых активная зона и боковой экран быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем выполнены по типу канального реактора в виде совокупности топливных, воспроизводящих и облучательных каналов, размещенных в узлах регулярной или нерегулярной решетки и разделенных между собой слабопоглощающей и слабозамедляющей нейтроны средой, например инертным газом. Шаг размещения каналов выбирается из условия обеспечения близкого к нулю (меньше эффективной доли запаздывающих нейтронов) или отрицательного пустотного эффекта реактивности. В результате существенно повышается безопасность быстрого реактора за счет гарантированного обеспечения отрицательного значения пустотного эффекта реактивности, а также повышения надежности и быстродействия системы СУЗ. Однако данное решение содержит существенный недостаток: низкий удельный коэффициент наработки ядерного топлива.A known method of operating nuclear reactors [patent RU 2088981, publ. 08/27/1997 - analogue], in which the active zone and side screen of a fast reactor with a liquid metal coolant are made as a channel reactor in the form of a combination of fuel, reproducing and irradiating channels located in nodes of a regular or irregular grating and separated by a low-absorbing and low-slow neutron medium for example inert gas. The channel spacing is selected from the condition of providing close to zero (less than the effective fraction of delayed neutrons) or negative void reactivity effect. As a result, the safety of a fast reactor is significantly increased due to the guaranteed provision of a negative value of the void effect of reactivity, as well as increased reliability and speed of the CPS system. However, this solution contains a significant drawback: a low specific rate of nuclear fuel production.

Известен способ эксплуатации ядерных реакторов [патент RU 2541516, опубл. 20.02.2015 - прототип], в частности тепловых реакторов в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством ²³³U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками оксидного ториевого топлива, содержащего материал, способный к ядерному делению, обеспечение водным замедлителем и теплоносителем активной зоны реактора, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми. При этом в качестве замедлителя и теплоносителя используют тяжелую воду (D₂O), при этом отношение объемов вода/топливо выбирают в диапазоне значений 0,7-1,0, баланс между нарабатывающимися изотопом ²³³U и поглотителями нейтронов обеспечивают путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (Н₂О), смягчая спектр нейтронного потока. A known method of operating nuclear reactors [patent RU 2541516, publ. 02/20/2015 - prototype], in particular, thermal reactors in the thorium fuel cycle with extended reproduction of ²³³ U. The method includes initial loading of the core with fuel assemblies of oxide thorium fuel containing material capable of nuclear fission, providing an aqueous moderator and coolant for the reactor core, the formation of the neutron flux intensity and its energy distribution at the beginning of the reactor campaign in the spectrum, in which the fraction of fast neutrons prevails over thermal ones. In this case, heavy water (D ₂ O) is used as a moderator and coolant, while the ratio of water / fuel volumes is selected in the range of 0.7-1.0, the balance between the generated ²³³ U isotope and neutron absorbers is provided by continuous dilution for campaigns of the heavy water reactor with light water (H ₂ O), softening the neutron flux spectrum.

Техническим результатом является упрощение регулирования реактивности реактора, а также повышение безопасности эксплуатации и увеличение ресурса активной зоны. Такой реактор позволяет упростить регулирование реактивности реактора, а значит, обладает повышенной безопасностью, но не решает проблемы повышения эффективности расширенного воспроизводства и повышения производительности реактора.The technical result is to simplify the regulation of the reactivity of the reactor, as well as improving operational safety and increasing the resource of the active zone. Such a reactor makes it possible to simplify the regulation of the reactivity of the reactor, which means it has increased safety, but does not solve the problem of increasing the efficiency of expanded reproduction and increasing the productivity of the reactor.

В частности, в таком способе наработка делящихся изотопов ограничена недостаточно жестким спектром нейтронов и отсутствием экранов активной зоны, в которых созданы зоны расширенного воспроизводства. Не предусмотрены также средства воздействия на распределение нейтронного потока.In particular, in this method, the production of fissile isotopes is limited by an insufficiently rigid neutron spectrum and the absence of core screens in which expanded reproduction zones are created. No means are also provided for influencing the distribution of the neutron flux.

Технический результат, на достижение которого направлено настоящее изобретение, заключается в повышении эффективности эксплуатации ядерных реакторов для расширенного воспроизводства делящихся элементов, упрощения его регулирования и повышения производительности.The technical result to which the present invention is directed is to increase the efficiency of operation of nuclear reactors for expanded reproduction of fissile elements, simplify its regulation and increase productivity.

Технический результат достигается тем, что в способе эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов, включающем первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими материал, способный к ядерному делению, а также сырьевые изотопы, обеспечение теплоносителем активной зоны реактора, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов, при этом при снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны.The technical result is achieved by the fact that in the method of operating a nuclear reactor in the fuel cycle with expanded reproduction of fissile isotopes, including the initial loading of the core with fuel assemblies containing material capable of nuclear fission, as well as raw isotopes, providing coolant for the reactor core, and the formation of neutron intensity flow and its energy distribution, in which the raw isotopes are converted into nuclear fissionable isotopes, the actor at power by keeping it in a critical state, providing a balance between the generated neutrons and neutron absorption, while reducing the reactor power, the formation of the neutron flux intensity and its energy distribution is carried out by reducing the energy release in the central part of the active zone with an increase in the neutron flux at the periphery of the active zone .

При этом:Wherein:

- активная зона окружена отражателем или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория;- the active zone is surrounded by a reflector or blanket containing isotopes of uranium and / or plutonium and / or thorium;

- в качестве теплоносителя используют жидкометаллический теплоноситель с возможностью естественной циркуляции;- as a heat carrier use a liquid metal coolant with the possibility of natural circulation;

- в активной зоне используют топливные сборки, содержащие микротопливные частицы, имеющие керамическое покрытие;- in the core use fuel assemblies containing microfuel particles having a ceramic coating;

- формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют с помощью поглощающих нейтроны материалов;- the formation of the intensity of the neutron flux and its energy distribution is carried out using absorbing neutrons materials;

- формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем изменения температуры топлива;- the formation of the intensity of the neutron flux and its energy distribution is carried out by changing the temperature of the fuel;

- формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют за счет изменения пустотного коэффициента реактивности.- the formation of the intensity of the neutron flux and its energy distribution is carried out by changing the void coefficient of reactivity.

Ядерный реактор для расширенного воспроизводства показан на фигуре 1. A nuclear reactor for expanded reproduction is shown in FIG. 1.

Основные элементы: 1 - активная зона, 2 - профиль энерговыделения при номинальной мощности, 3 - профиль энерговыделения при пониженной мощности, 4 - отражатель, 5 - поглощающий элемент, 6 - теплоноситель.The main elements: 1 - core, 2 - energy release profile at rated power, 3 - energy release profile at reduced power, 4 - reflector, 5 - absorbing element, 6 - coolant.

Примером реализации изобретения служит способ эксплуатации ядерного реактора, описанный ниже.An example implementation of the invention is the method of operating a nuclear reactor, described below.

Осуществляют первоначальную загрузку активной зоны 1 топливными сборками, содержащими материал, способный к ядерному делению, а также сырьевые изотопы, обеспечивают формирование профиля энерговыделения при номинальной мощности 2, интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов. При снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны 1 с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны 1, тем самым формируя профиль энерговыделения при пониженной мощности 3.Initial loading of the core 1 with fuel assemblies containing material capable of nuclear fission, as well as raw isotopes, provides the formation of an energy release profile at a nominal power of 2, the intensity of the neutron flux and its energy distribution, in which the raw isotopes transform into nuclear fission capable isotopes , controlling the operation of the reactor at power by keeping it in a critical state, providing a balance between the generated neutrons and the absorption of neutrons Ronov. When reducing the reactor power, the formation of the intensity of the neutron flux and its energy distribution is carried out by reducing the energy release in the central part of the active zone 1 with an increase in the neutron flux on the periphery of the active zone 1, thereby forming an energy release profile at reduced power 3.

В активной зоне 1, окруженной отражателем 4 или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют с помощью поглощающих нейтроны материалов, расположенных в поглощающем элементе 5, таким образом, чтобы сформировать профиль энерговыделения при пониженной мощности 3, в котором уменьшают энерговыделение в центральной части активной зоны 1 с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны 1 в зоне ее примыкания к боковому отражателю 4. Охлаждение активной зоны 1 могут вести с помощью жидкометаллического теплоносителя 6, тракт циркуляции которого может быть выполнен таким образом, чтобы создать возможность естественной циркуляции.In the active zone 1, surrounded by a reflector 4 or a blanket containing isotopes of uranium and / or plutonium and / or thorium, the formation of the neutron flux intensity and its energy distribution is carried out using neutron-absorbing materials located in the absorbing element 5, so that to form an energy release profile at reduced power 3, in which the energy release in the central part of the active zone 1 is reduced with an increase in the neutron flux at the periphery of the active zone 1 in the zone of its adjacency to the side trazhatelyu 4. Cooling of the core 1 may lead to liquid-metal coolant 6 via which the circulation path may be formed so as to permit the natural circulation.

В активной зоне 1 используют тепловыделяющие сборки (ТВС), содержащие микротопливные частицы, имеющие керамическое покрытие.In the active zone 1, fuel assemblies (FAs) containing microfuel particles having a ceramic coating are used.

Формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения могут осуществлять путем изменения температуры топлива или за счет пустотного коэффициента реактивности. Спектр нейтронного потока при номинальной мощности поддерживают в области быстрых нейтронов.The formation of the neutron flux intensity and its energy distribution can be carried out by changing the temperature of the fuel or due to the void coefficient of reactivity. The neutron flux spectrum at rated power is maintained in the region of fast neutrons.

Активная зона 1 окружена отражателем 4 и образована топливными сборками, которые охлаждаются циркулирующим жидкометаллическим теплоносителем 6. Топливные сборки содержат материал, способный к ядерному делению, а также сырьевые изотопы, помещенные в микротопливные частицы, имеющие керамическое покрытие.The active zone 1 is surrounded by a reflector 4 and is formed by fuel assemblies that are cooled by a circulating liquid metal coolant 6. Fuel assemblies contain nuclear fissionable material as well as raw isotopes placed in microfuel particles with a ceramic coating.

Параметры активной зоны (загрузка топлива, энергонапряженность и другие) могли бы быть приняты близкими к другим быстрым реакторам с жидкометаллическим топливом, в частности по проекту БН-600 (фигура 2). Основные элементы: 7 - ТВС активной зоны с малым обогащением; 8 - ТВС активной зоны со средним обогащением; 9 - ТВС активной зоны с большим обогащением; 10 - ТВС внутренней зоны воспроизводства; 11 - ТВС внешней зоны воспроизводства; 12 - хранилище отработавших сборок; 13 - стержни автоматического регулирования; 14 - стержни аварийной защиты, 15 - компенсирующие стержни.The parameters of the active zone (fuel loading, energy intensity and others) could be taken close to other fast reactors with liquid metal fuel, in particular, according to the BN-600 project (figure 2). Key elements: 7 - fuel assemblies of the core with low enrichment; 8 - fuel assemblies of the core with medium enrichment; 9 - fuel assemblies of the core with high enrichment; 10 - fuel assemblies of the inner zone of reproduction; 11 - fuel assemblies of the external reproduction zone; 12 - storage of spent assemblies; 13 - rods of automatic control; 14 - emergency protection rods, 15 - compensating rods.

Размеры микротопливных частиц могли бы быть близкими к тем, которые освоены применительно к реакторам типа ВТГР (диаметр около 400 мкм) с покрытием на основе керамики, устойчивой в свинце, например, Si₃N₄). Доля микротопливных частиц в активной зоне по объему составит около 10-20% при использовании металлического топлива или 20-30% при использовании топлива на основе нитридов урана и плутония. Применению металлического топлива благоприятствуют низкие температуры топлива (до 600°С) при высоких параметрах термодинамики и эффективности цикла выработки электроэнергии (до 44-48%), которая может производиться при отводе тепла от циркулирующего жидкометаллического теплоносителя 6, выход которого из активной зоны 1 может быть соединен со входом теплообменника с возможностью естественной циркуляции. В качестве теплоносителя 6 может использоваться также натрий, жидкая соль, гелий, водяной пар, в том числе сверхкритического давления, а также сверхкритический диоксид углерода.The sizes of microfuel particles could be close to those mastered with respect to VTGR reactors (diameter about 400 μm) with a coating based on ceramics stable in lead, for example, Si ₃ N ₄ ). The proportion of microfuel particles in the core in volume will be about 10-20% when using metal fuel or 20-30% when using fuel based on uranium and plutonium nitrides. The use of metal fuel is favored by low fuel temperatures (up to 600 ° C) with high thermodynamic parameters and the efficiency of the electricity generation cycle (up to 44-48%), which can be produced when heat is removed from the circulating liquid metal coolant 6, the output of which from core 1 can be connected to the inlet of the heat exchanger with the possibility of natural circulation. As the coolant 6 can also be used sodium, liquid salt, helium, water vapor, including supercritical pressure, as well as supercritical carbon dioxide.

Применение свинца вызывает накопление в нем радионуклидов и в этой связи, как предложено в работе [см. Основы создания малоактивируемого свинцового теплоносителя с изотопным обогащением для перспективных ядерно-энергетических установок. Г.Л. Хорасанов, А.И.Блохин ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. УДК 621.039.526], может оказаться целесообразным использовать в качестве циркулирующего жидкометаллического теплоносителя 6 свинца, обогащенного изотопом свинца, Pb-206.The use of lead causes the accumulation of radionuclides in it and in this regard, as proposed in [see Basics of creating a low-activated lead coolant with isotopic enrichment for promising nuclear power plants. G.L. Khorasanov, A.I. Blokhin SSC RF IPPE, Obninsk. UDC 621.039.526], it may be appropriate to use 6 lead enriched with lead isotope Pb-206 as a circulating liquid metal coolant.

В качестве сырьевого топлива в микротопливные частицы активной зоны 1 и в состав отражателя 4 может входить торий. В этом варианте наработанный уран ²³³U выводится в составе выгоревшего микротоплива, а вместо урана ²³³U при подводе свежего микротоплива добавляют плутоний Pu для интенсификации сжигания.As raw material fuel, microfuel particles of the core 1 and reflector 4 may include thorium. In this embodiment, the accumulated uranium ²³³ U is removed as a part of burned microfuel, and instead of uranium ²³³ U, plutonium Pu is added when fresh microfuel is supplied to intensify combustion.

В отражателе формируют зону воспроизводства, включающую ТВС внутренней зоны воспроизводства 10 и ТВС внешней зоны воспроизводства 11, в которой сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы. Согласно предлагаемому способу эксплуатации управление работой реактора на всех уровнях мощности ведут путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов. При этом при снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны 1 в ТВС с малым обогащением 7 с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны 1 в ТВС активной зоны с большим обогащением 9, тем самым формируя профиль энерговыделения при пониженной мощности 3, при котором, несмотря на снижение тепловой мощности реактора и производства электроэнергии с его помощью, уровень нейтронного потока, а следовательно, наработка делящихся изотопов в ТВС внутренней зоны воспроизводства 10 и ТВС внешней зоны воспроизводства 11 уменьшается существенно слабее, чем тепловая мощность реактора, чем и достигается основной эффект от реализации предлагаемого способа - дополнительная наработка способных к ядерному делению изотопов. Профиль энерговыделения при пониженной мощности 3 может формироваться с помощью поглощающих нейтроны материалов, расположенных в поглощающем элементе 5, например, размещенном в стержнях СУЗ 15, перемещаемых в центральной части активной зоны 1 в зону ТВС с малым обогащением 7.A reproduction zone is formed in the reflector, including fuel assemblies of the internal reproduction zone 10 and fuel assemblies of the external reproduction zone 11, in which the raw material isotopes transform into nuclear fissionable isotopes. According to the proposed method of operation, the operation of the reactor at all power levels is controlled by holding it in a critical state, providing a balance between the generated neutrons and neutron absorption. In this case, when the reactor power is reduced, the formation of the neutron flux intensity and its energy distribution is carried out by reducing the energy release in the central part of the active zone 1 in fuel assemblies with low enrichment 7 with an increase in the neutron flux at the periphery of the active zone 1 in fuel assemblies with high enrichment 9, thereby forming the energy release profile at reduced power 3, in which, despite the decrease in the thermal power of the reactor and the production of electricity with it, the level of neutron flux And consequently, operating time fissile isotopes in the fuel assembly of the inner zone 10 and the reproduction FA reproduction outer zone 11 is substantially reduced less than the thermal power of the reactor, and this is achieved by the main effect of the proposed method - additional operating time capable of fissionable isotopes. The energy release profile at reduced power 3 can be formed using neutron-absorbing materials located in the absorbing element 5, for example, placed in the rods of the CPS 15, which are moved in the central part of the active zone 1 to the fuel assembly zone with low enrichment 7.

Чтобы избежать применения дополнительных поглотителей в поглощающем элементе 5 поддержание критичности реактора могут производить путем изменения концентрации рассеивающих материалов в процессе кампании активной зоны 1, добиваясь, например, за счет изменений параметров активной зоны 1 на начальной стадии топливного цикла более «жесткого» спектра нейтронов и, следовательно, высокого резонансного поглощения в уране-238 и большую наработку плутония при пониженной потребности в исходном запасе реактивности. Было показано, что даже при дискретном регулировании спектра нейтронов в виде двух ступеней можно получить увеличение глубины выгорания порядка 10% без существенного изменения теплогидравлических характеристик активной зоны 1 за счет, например, регулирования спектра нейтронов путем изменения концентрации рассеивающих материалов в процессе кампании активной зоны 1, как это описано в работе [Математическое моделирование выгорания ядерного топлива в реакторах с регулируемым спектром нейтронов. Диссертация М.А. Увакина, М., 2006]To avoid the use of additional absorbers in the absorbing element 5, the criticality of the reactor can be maintained by changing the concentration of scattering materials during the campaign of the active zone 1, achieving, for example, by changing the parameters of the active zone 1 at the initial stage of the fuel cycle a more "hard" neutron spectrum and, therefore, high resonance absorption in uranium-238 and a large production of plutonium with a reduced need for initial reactivity margin. It was shown that even with discrete regulation of the neutron spectrum in the form of two steps, it is possible to obtain an increase in the burnup depth of about 10% without significant changes in the thermohydraulic characteristics of core 1 due to, for example, regulation of the neutron spectrum by changing the concentration of scattering materials during the core 1 campaign, as described in [Mathematical modeling of burnup of nuclear fuel in reactors with an adjustable neutron spectrum. Thesis M.A. Uvakina, M., 2006]

Воздействие на спектр нейтронов изменением температуры топлива для изменения реактивности в зоне пониженной мощности также может быть использовано для уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны 1 с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны 1. В этой связи применение микротопливных частиц, имеющих керамическое покрытие, позволит создать дополнительный запас по допустимому диапазону изменения температуры, которое может достигаться и снижением расхода и/или плотности теплоносителя 6 в центральной части активной зоны 1.The impact on the neutron spectrum by changing the temperature of the fuel to change the reactivity in the low power zone can also be used to reduce the energy release in the central part of the active zone 1 with an increase in the neutron flux at the periphery of the active zone 1. In this regard, the use of microfuel particles having a ceramic coating will allow additional margin over the permissible range of temperature changes, which can be achieved by reducing the flow rate and / or density of the coolant 6 in the central part and core 1.

Для реальных энергетических реакторов коэффициенты неравномерности уменьшают путем изменения конструкции отражателя, профилированием обогащения, введением выгорающих поглотителей, рациональным размещением органов СУЗ и т.д. Так для реактора БН-600 максимальные значения коэффициентов неравномерности равны 1,3 при двухзонном и 1,2 при трехзонном выравнивании поля энерговыделения [library.mephi.ru]. Однако существует несколько способов организации работы реактора без применения дополнительных поглотителей. К их числу, в первую очередь, относится схема непрерывных перегрузок топлива, как это имеет место в высокотемпературных реакторах с шаровыми твэлами, где осуществляется непрерывное движение топлива. В этом случае для поглощения избыточных нейтронов в реакторе используется выгоревшее топливо, коэффициент размножения на котором ниже, чем требуется для поддержания критичности реактора. Это позволяет избегать потерь нейтронов в системе компенсации избыточной реактивности и получать высокие глубины выгорания при работе реактора с практически нулевым запасом реактивности. Другой способ избежать применения дополнительных поглотителей состоит в поддержании критичности реактора путем изменения концентрации замедлителя в процессе кампании Начальный избыток реактивности компенсируется резонансным поглощением в топливе, что эффективно с точки зрения использования нейтронов, так как приводит к накоплению вторичного ядерного топлива. For real power reactors, the coefficients of unevenness are reduced by changing the design of the reflector, by profiling the enrichment, by introducing burnable absorbers, by rational placement of CPS bodies, etc. So for the BN-600 reactor, the maximum values of the unevenness coefficients are 1.3 for two-zone and 1.2 for three-zone leveling of the energy release field [library.mephi.ru]. However, there are several ways to organize the operation of the reactor without the use of additional absorbers. These include, first of all, the scheme of continuous fuel overloads, as is the case in high-temperature reactors with ball fuel rods, where the continuous movement of fuel is carried out. In this case, burned fuel is used in the reactor to absorb excess neutrons, the reproduction coefficient of which is lower than that required to maintain the criticality of the reactor. This allows one to avoid neutron losses in the system for compensating for excess reactivity and to obtain high burnup depths when operating a reactor with a practically zero reactivity margin. Another way to avoid the use of additional absorbers is to maintain the criticality of the reactor by changing the moderator concentration during the campaign. The initial excess reactivity is compensated by resonance absorption in the fuel, which is effective from the point of view of using neutrons, as it leads to the accumulation of secondary nuclear fuel.

Схема компоновок топливных зон в реакторах на быстрых нейтронах: а - традиционная (гомогенная); б - гетерогенная кольцевая с аксиальной вставкой; в - гетерогенная модульная. В последнем случае активная зона проигрывает традиционной по критической массе делящегося материала, но имеет преимущество в наработке вторичного ядерного топлива. В общем случае характеристики реактора на быстрых нейтронах определяются его формой, размерами и составом.The layout of the fuel zones in fast neutron reactors: a - traditional (homogeneous); b - heterogeneous annular with an axial insert; c - heterogeneous modular. In the latter case, the core loses to the traditionally critical mass of fissile material, but has the advantage of producing secondary nuclear fuel. In the general case, the characteristics of a fast neutron reactor are determined by its shape, size, and composition.

Форма активной зоны 1 выбирается на основе компромисса между стремлением обеспечить минимальную критическую массу, желанием получить большую утечку нейтронов в зону воспроизводства 10, стремлением улучшить баланс нейтронов и снять с заданного объема больше тепловой энергии. В реакторах на быстрых нейтронах большой мощности при значительных объемах активной зоны 1 определяющим фактором становится гидравлическое сопротивление структуры реактора теплоносителю 6 (проблема теплопереноса). По этой причине такие реакторы имеют физически неоптимальную, сильно уплощенную форму активной зоны 1 с отношением ее диаметра к высоте D аз / Н аз ≈ 3, но это благоприятно отражается на процессе воспроизводства из-за увеличения утечки нейтронов в торцевую зону воспроизводства.The shape of the core 1 is selected on the basis of a compromise between the desire to provide a minimum critical mass, the desire to get a large neutron leak into the reproduction zone 10, the desire to improve the neutron balance and remove more thermal energy from a given volume. In high-power fast neutron reactors with significant volumes of core 1, the hydraulic resistance of the reactor structure to the heat carrier 6 (the problem of heat transfer) becomes a determining factor. For this reason, such reactors have a physically non-optimal, highly flattened shape of the core 1 with a ratio of its diameter to height D az / N az ≈ 3, but this favorably affects the reproduction process due to an increase in neutron leakage to the end reproduction zone.

Из условия наиболее экономного использования нейтронов деления топливо в быстром реакторе должно компактно размещаться в активной зоне 1. Отсутствие замедлителя в составе активной зоны 1 позволяет значительно повысить среднюю плотность топлива за счет более плотной компоновки тепловыделяющих сборок (ТВС) и тепловыделяющих элементов в них. ТВС в реакторах на быстрых нейтронах устанавливаются с минимальным (технологическим) зазором по отношению друг к другу, позволяющим частичную перегрузку ядерного топлива. Несмотря на максимально компактное размещение ядерного топлива, критическая его масса в реакторе на быстрых нейтронах во много раз больше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Следствием этого является высокая энергонапряженность активной зоны быстрого реактора (порядка сотен МВт/м³ против десятков МВт/м³ в реакторах на тепловых нейтронах) [http://energetika.in.ua/ru/books/book-4/part-1/section-2/2-4/2-4-2]. Поэтому объем активной зоны 1 у реактора на быстрых нейтронах значительно меньше, чем у реакторов других типов той же мощности, а тепловые потоки в топливе значительно выше. Это требует интенсивного и надежного охлаждения активной зоны 1. From the condition of the most economical use of fission neutrons, the fuel in a fast reactor should be compactly placed in the active zone 1. The absence of a moderator in the active zone 1 can significantly increase the average fuel density due to a denser arrangement of fuel assemblies (FAs) and fuel elements in them. FAs in fast neutron reactors are installed with a minimum (technological) gap in relation to each other, allowing partial overloading of nuclear fuel. Despite the most compact arrangement of nuclear fuel, its critical mass in a fast neutron reactor is many times greater than in thermal neutron reactors. The consequence of this is the high energy intensity of the core of a fast reactor (of the order of hundreds of MW / m ³ versus tens of MW / m ³ in thermal neutron reactors) [http://energetika.in.ua/en/books/book-4/part-1 / section-2 / 2-4 / 2-4-2]. Therefore, the volume of core 1 in a fast neutron reactor is much smaller than that of reactors of other types of the same power, and the heat fluxes in the fuel are much higher. This requires intensive and reliable cooling of core 1.

Технически эта задача решается одновременно по нескольким направлениям: использованием теплоносителя 6 с высокими теплопередающими свойствами; максимальным увеличением поверхности теплоотдачи ТВЭЛ; увеличением скорости течения теплоносителя 6 в активной зоне.Technically, this problem is simultaneously solved in several directions: using heat carrier 6 with high heat transfer properties; the maximum increase in the heat transfer surface of a fuel rod; an increase in the flow rate of the coolant 6 in the core.

Многозонное профилирование активной зоны 1 выравнивает профиль нейтронного потока и профиль энерговыделения, что улучшает также и условия воспроизводства.Multi-zone profiling of core 1 aligns the neutron flux profile and the energy release profile, which also improves reproduction conditions.

Радиальный и осевой коэффициенты неравномерности энерговыделения в реакторе БН-600 при двухзонном профилировании обогащения представлены в Таблице 1.The radial and axial coefficients of uneven energy release in the BN-600 reactor with two-zone concentration profiling are presented in Table 1.

В активной зоне 1 выделяется около 85% всей энергии деления нуклидов, а ~15% приходится на зоны воспроизводства.In the active zone 1, about 85% of the total fission energy of nuclides is released, and ~ 15% falls on the reproduction zone.

Значения обогащения загружаемого в ТВС активной зоны топлива (17%, 21%, 26%) выбраны из стандартного ряда обогащений урана при оптимизации размеров ЗМО 7, зоны среднего обогащения (ЗСО) 8, ЗБО 9 и высоты активной зоны 1 из условия обеспечения необходимого запаса реактивности при 100% мощности реактора. При интервале между перегрузками 160 эфф. суток минимально возможный запас реактивности составляет ~2,6% Δк/к в начале интервала и 0,2% Δк/к - в конце интервала.The enrichment values of the fuel core loaded into the fuel assemblies (17%, 21%, 26%) were selected from the standard series of uranium enrichments when optimizing the size of ZMO 7, medium enrichment zone (ZVO) 8, ZBO 9 and the height of the active zone 1 from the condition of providing the necessary reserve reactivity at 100% reactor power. With an interval between overloads of 160 eff. days the minimum possible reactivity margin is ~ 2.6% Δk / k at the beginning of the interval and 0.2% Δk / k at the end of the interval.

Максимальное тепловыделение в боковой (внутренней) зоне воспроизводства (БЗВ) 10, МВт/м³ (начало/конец кампании, по ячейкам): 110/203 64/142 2 (яч. 29-20) 97/176 52/118 3 (яч. 30-23) 90/161 46/95 4 (яч. 30-21) 46/121 30/79 5 (яч. 31-24) 35/101 22/62 А (яч. 31-21) 22/66 15/40 Б (яч. 32-24) 18/51 12/29 В (яч. 33-25) 9,6/26,4 6,5/15,6The maximum heat release in the lateral (internal) reproduction zone (BZV) 10, MW / m ³ (beginning / end of the campaign, in cells): 110/203 64/142 2 (cells 29-20) 97/176 52/118 3 ( mesh 30-23) 90/161 46/95 4 (mesh 30-21) 46/121 30/79 5 (mesh 31-24) 35/101 22/62 A (mesh 31-21) 22 / 66 15/40 B (cell 32-24) 18/51 12/29 V (cell 33-25) 9.6 / 26.4 6.5 / 15.6

Реактор БН-600 работает в режиме переработчика с потреблением в качестве горючего ²³⁵U и наработкой ²³⁹Pu из сырьевого материала ²³⁸U. Значение плутониевого коэффицента: активная зона 0,42, торцевая зона воспроизводства(ТЗВ) - 0,15, боковая зона воспроизводства 10 (БЗВ) - 0,28, реактор в целом - 0,85 [http://freeref.ru/wievjob.php?id=978644]. При снижении мощности реактора до 80% номинальной мощности за счет, например, стержней 15 энерговыделение в центральной части (ЗМО 7) уменьшают до 60%, что позволяет сохранить поток нейтронов в БЗВ 10 практически неизменным (падение на 5-10%), что сохраняет наработку вторичного топлива.The BN-600 reactor operates in a processor mode with a fuel consumption of ²³⁵ U and an operating time of ²³⁹ Pu from raw material ²³⁸ U. The value of the plutonium coefficient: 0.42 core, end reproduction zone (TZV) - 0.15, side reproduction zone 10 (BZV) - 0.28, the reactor as a whole - 0.85 [http://freeref.ru/wievjob.php?id=978644]. When reducing the reactor power to 80% of the rated power due to, for example, rods 15, the energy release in the central part (ZMO 7) is reduced to 60%, which allows you to keep the neutron flux in the BZV 10 almost unchanged (drop by 5-10%), which keeps operating time of secondary fuel.

Распределение тепловыделения по зонам исходя из нормировки на номинальную тепловую мощность реактора 1470 МВт приведено в таблице 2 - Распределение тепловой мощности по зонам реактора, %.The distribution of heat generation by zones based on normalization to the nominal thermal power of the reactor of 1470 MW is shown in Table 2 - Distribution of thermal power by zone of the reactor,%.

Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжелыми ядрами лишь до энергий 0,1-0,4 МэВ.Before being absorbed, fission neutrons have time to slow down as a result of inelastic collisions with heavy nuclei only to energies of 0.1-0.4 MeV.

Отражатель 4 (Боковая внутренняя зона воспроизводства 10) изготавливают из тяжелых материалов: ²³⁸U, ²³²Th. Они возвращают в активную зону 1 быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Более холодные нейтроны, захваченные ядрами ²³⁸U, ²³²Th, расходуются на получение делящихся ядер ²³⁹Pu и ²³³U.Reflector 4 (Lateral internal reproduction zone 10) is made of heavy materials: ²³⁸ U, ²³² Th. They return fast neutrons with energies above 0.1 MeV to core 1. Colder neutrons captured by ²³⁸ U, ²³² Th nuclei are spent on fissile nuclei ²³⁹ Pu and ²³³ U.

Распределение нейтронного потока Φ по радиусу в такой зоне имеет вид функции Бесселя, по высоте поток распределен по косинусу. Распределение энерговыделения Ψ на начало кампании тождественно распределению Φ поскольку Ψ ~ Σf Φ, где Σf - сечение деления, а Σf=const на начало кампании.The distribution of the neutron flux Φ along the radius in this zone has the form of a Bessel function, and the flux is distributed along the cosine in height. The distribution of energy release Ψ at the beginning of the campaign is identical to the distribution of Φ since Ψ ~ Σf Φ, where Σf is the division cross-section and Σf = const at the beginning of the campaign.

Отсюда следует, что максимум энерговыделения однородной зоны находится в ее центре. Перемещая ближе к центру, в сторону увеличения нейтронного потока Φ выгоревшие ТВС с меньшим сечением деления Σf уменьшают энерговыделение ~ Σf Φ центрального района, чем добиваются снижения неравномерности [С.Т. Лескин, А.С. Шелегов, В.И. Слободчук. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000. МИФИ, 2011].It follows that the maximum energy release of the homogeneous zone is in its center. Moving closer to the center, in the direction of increasing the neutron flux Φ, the burned-out fuel assemblies with a smaller fission cross section Σf reduce the energy release ~ Σf Φ of the central region, thereby achieving a decrease in the non-uniformity [S.T. Leskin, A.S. Shelegov, V.I. Slobodchuk. Physical features and design of the VVER-1000 reactor. MEPhI, 2011].

В активную зону 1 входит внутренняя часть, которая содержит 209 ТВС пониженного обогащения 7, и внешняя - 162 ТВС повышенного обогащения 9. Вокруг активной зоны 1 в отражателе 4 размещены 380 аналогичных по конструкции сборок боковой внутренней зоны воспроизводства (БЗВ) 10, которые содержат по 37 твэлов диаметром 14,2 мм с обедненным ураном.The active zone 1 includes the inner part, which contains 209 fuel assemblies of low enrichment 7, and the outer 162 fuel assemblies of high enrichment 9. Around the active zone 1, 380 similar in design assemblies of the lateral internal reproduction zone (BZV) 10 are located, which contain 37 fuel elements with a diameter of 14.2 mm with depleted uranium.

В реакторах на быстрых нейтронах среднее микросечение захвата нейтронов у ксенона - 135 невелико, поэтому, несмотря на значительное накопление ксенона, превышающее уровень его накопления в тепловых реакторах при одинаковых плотностях энерговыделения, эффект отравления практически отсутствует, что позволяет смещать профиль энерговыделения 3 и нейтронное поле к отражателю 4 в боковую внутреннюю зону воспроизводства (БЗВ) 10 без возникновения ксеноновых колебаний и неустойчивости.In fast neutron reactors, the average xenon neutron capture cross section is 135 small, therefore, despite the significant accumulation of xenon that exceeds its accumulation in thermal reactors at the same energy release densities, the poisoning effect is practically absent, which allows shifting the energy release profile 3 and the neutron field to reflector 4 into the lateral internal reproduction zone (BZV) 10 without the occurrence of xenon oscillations and instability.

Важным является и то, что использование предлагаемого способа эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов помимо эффекта от наработки топлива обеспечит снижение простоя реактора, увеличение коэффициента использования мощности и выработки электроэнергии, повышение безопасности реактора.It is also important that the use of the proposed method of operating a nuclear reactor in the fuel cycle with expanded reproduction of fissile isotopes, in addition to the effect of fuel production, will ensure a decrease in reactor downtime, an increase in power utilization and power generation, and increased reactor safety.

Применение предложенного способа решило задачу повышения эффективности эксплуатации ядерных реакторов для расширенного воспроизводства делящихся элементов, упрощения его регулирования и повышения производительности.The application of the proposed method solved the problem of increasing the efficiency of operation of nuclear reactors for expanded reproduction of fissile elements, simplifying its regulation and increasing productivity.

Claims

1. A method of operating a nuclear reactor in the fuel cycle with expanded reproduction of fissile isotopes, including the initial loading of the core with fuel assemblies containing nuclear fissionable material, as well as raw isotopes, providing a coolant for the reactor core, the formation of the neutron flux intensity and its energy distribution in which the raw isotopes are converted into nuclear fissionable isotopes, controlling the operation of the reactor at power by holding it in nical states, providing a balance between neutrons and produces neutron absorption, characterized in that the reduction of reactor power generation intensity of the neutron flux and power distribution is carried out by reducing the energy in the central part of the core to increase the neutron flux at the core periphery.

2. A method of operating a nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the core is surrounded by a reflector or blanket containing isotopes of uranium and / or plutonium and / or thorium.

3. The method of operating a nuclear reactor according to claim 1, characterized in that a liquid metal coolant with the possibility of natural circulation is used as a coolant.

4. A method of operating a nuclear reactor according to claim 1, characterized in that in the core use fuel assemblies containing microfuel particles having a ceramic coating.

5. The method of operating a nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the formation of the intensity of the neutron flux and its energy distribution is carried out using neutron-absorbing materials.

6. The method of operating a nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the formation of the intensity of the neutron flux and its energy distribution is carried out by changing the temperature of the fuel.

7. The method of operating a nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the formation of the intensity of the neutron flux and its energy distribution is carried out by changing the void coefficient of reactivity.