Управление ядерной реакцией: .путем перемещения реакторного топлива или топливных элементов – G21C 7/30

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке легководных реакторов сверхкритического давления с перегревом пара. Способ эксплуатации реактора включает размещение ТВС в активной зоне, их использование в течение определенного времени, осуществление программы перегрузок ТВС. При этом по мере выгорания загруженных в центральную подзону «свежих» ТВС производят последовательно перестановку ТВС из центральной подзоны в среднюю подзону и затем, по мере выгорания, на периферийную подзону. Корпусной ядерный прямоточный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления с перегревом пара, включает корпус реактора, средства подвода воды и отвода пара, связанные с соответствующими коллекторами, образованными под опорной плитой и в верхней части активной зоны, распределенные в активной зоне тепловыделяющие сборки (ТВС). В активной зоне сформированы три радиальные подзоны. Коллекторы, образованные под опорной плитой и в верхней части активной зоны, выполнены в виде участков, обеспечивающих последовательное прохождение потока подводимой воды по трем сформированным подзонам от ТВС периферийной подзоны к ТВС центральной подзоны. Технический результат - снижение температуры оболочек твэлов, уменьшение плотности теплоносителя для компенсации запаса реактивности на выгорание. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при эксплуатации действующих канальных реакторов. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора заключается в осуществлении программных перестановок тепловыделяющих сборок, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещения стержней системы управления и защиты. Периодически на основании результатов оценки неравномерности распределения плотности потока нейтронов по высоте тепловыделяющих сборок с равномерной начальной степенью обогащения по урану-235 выявляют ячейки с характеристиками неравномерности энерговыделения по высоте а₃/a₁, превышающими значение 0,25. На их место устанавливают тепловыделяющие сборки с профилированной по высоте степенью начального обогащения и осуществляют дальнейшее управление реактором. Изобретение позволяет повысить длительность работы тепловыделяющих сборок и полноту выгорания топлива по их высоте. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам, используемым для двойной функции: энерговыделения и регулирования потока нейтронов в водо-водяных ядерных энергетических реакторах, особенно в ядерных реакторах типа ВВЭР-440. В регулирующей тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента составляют от 69,16 кг до 159,25 кг, от 6,0010^-3 м до 8,0010^-3 м и от 5,0910^-3 м до 6,7910^-3 м, соответственно, для пучка из (174-216) тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента составляют от 88,67 кг до 149,53 кг, от 7,8010^-3 м до 8,7910^-3 м и от 6,6210^-3 м до 7,4710^-3 м, соответственно, для пучка из (132-168) тепловыделяющих элементов. В результате уменьшается вероятность разгерметизации тепловыделяющих элементов, расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора и улучшается топливоиспользование. 6 з.п. ф-лы, 5 ил.