Ядерний реактор, активна зона ядерного реактора, спосіб управління активною зоною ядерного реактора, осередок “ядро-оболонка” паливних елементів ядерного реактора

1. Ядерний реактор, що включає активну зону з великою кількістю осередків "ядро-оболонка", причому кожен з осередків "ядро-оболонка" має центральну зону ядра, яка містить паливні елементи ядра, виготовлені зі здатного до ядерного розпаду матеріалу, що включає U-235, U-238, та сповільнювач, і кільцеподібну зону оболонки, яка оточує зону ядра і містить паливні елементи оболонки, які включають торій і збагачений уран або їх оксиди, та сповільнювач, який відрізняється тим, що об'ємне співвідношення сповільнювача до палива в зоні ядра складає приблизно від 2,5 до 5,0, а об'ємне співвідношення сповільнювача до палива в зоні оболонки - приблизно від 1,5 до 2,0, при цьому вміст збагаченого урану в паливних елементах оболонки складає 10% чи менше. 2. Ядерний реактор за п. 1, який відрізняється тим, що кожен з паливних елементів ядра складається зі сплаву урану з цирконієм. 3. Ядерний реактор за п. 1, який відрізняється тим, що зона ядра займає приблизно 25-40% від загального об'єму кожного з осередків "ядрооболонка". 4. Ядерний реактор за п. 1, який відрізняється тим, що осередки "ядро-оболонка" включають першу групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до першого ступеня, другу групу осередків "ядрооболонка" з паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до другого, вищого ступеня, причому вказані паливні елементи в першій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом одного паливного циклу ядра, а вказані паливні елементи в другій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для пе C2 (54) ЯДЕРНИЙ РЕАКТОР, АКТИВНА ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, СПОСІБ УПРАВЛІННЯ АКТИВНОЮ ЗОНОЮ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, ОСЕРЕДОК "ЯДРО-ОБОЛОНКА" ПАЛИВНИХ ЕЛЕМЕНТІВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 42847 осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом одного паливного циклу ядра, а вказані паливні елементи ядра в другій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом принаймні двох паливних циклів ядра. 14. Ядерний реактор за п. 11, який відрізняється тим, що осередки "ядро-оболонка" включають третю групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до третього, ще вищого ступеня збагачення урану, причому вказані паливні елементи в третій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом принаймні трьох паливних циклів ядра. 15. Ядерний реактор за п. 10, який відрізняється тим, що сповільнювач в зонах ядра і оболонки являє собою легку воду. 16. Ядерний реактор за п. 10, який відрізняється тим, що об'ємне співвідношення сповільнювача та палива в зоні ядра складає приблизно 3,0-3,5. 17. Ядерний реактор за п. 10, який відрізняється тим, що центральна зона ядра додатково включає велику кількість стержнів з поглиначем, що вигоряє. 18. Ядерний реактор за п. 17, який відрізняється тим, що вказані стержні з поглиначем, що вигоряє, включають стержні з поглиначем СВПВ і стержні з поглиначем, що містить гадоліній. 19. Ядерний реактор за п. 10, який відрізняється тим, що кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму і розмір, які дозволяють перепрофілювання осередків "ядро-оболонка" для використання в ядерному реакторі з водою під тиском. 20. Ядерний реактор за п. 1, який відрізняється тим, що кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму і розмір, які дозволяють перепрофілювання осередків "ядро-оболонка" для використання в ядерному реакторі з водою під тиском. 21. Ядерний реактор за п. 20, який відрізняється тим, що кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму шестикутника. 22. Ядерний реактор за п. 20, який відрізняється тим, що кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму квадрата. 23. Ядерний реактор за п. 19, який відрізняється тим, що кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму шестикутника. 24. Ядерний реактор за п. 19, який відрізняється тим, що кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму квадрата. 25. Активна зона ядерного реактора, яка містить велику кількість осередків "ядро-оболонка", причому кожен з осередків "ядро-оболонка" включає центральну зону ядра, яка містить паливні елементи ядра, виготовлені зі здатного до ядерного розпаду матеріалу, який включає збагачений U-235 і U-238, та сповільнювач, і кільцеподібну зону оболонки, яка включає паливні елементи оболонки, які містять торій і збагачений уран або їх оксиди, та сповільнювач, яка відрізняється тим, що осередки "ядро-оболонка" включають першу групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до першого ступеня, другу групу осередків "ядро-оболонка" з паливни ми елементами ядра, які містять уран, збагачений до другого, вищого ступеня, причому вказані паливні елементи ядра в першій групі призначені для перебування в активній зоні протягом одного паливного циклу ядра, а вказані паливні елементи ядра в другій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом принаймні двох паливних циклів ядра, при цьому вміст збагаченого урану в паливних елементах оболонки складає приблизно 10% об. чи менше, а об'ємне співвідношення сповільнювача та палива в зоні ядра складає приблизно 2,5-5,0, а в зоні оболонки - приблизно 1,5-2,0, причому кожен з осередків в перерізі має форму, яка вибрана з групи, що складається з квадрата та шестикутника. 26. Активна зона за п. 25, яка відрізняється тим, що зона ядра займає приблизно 25-40% від загального об'єму кожного з осередків "ядрооболонка". 27. Активна зона за п. 25, яка відрізняється тим, що осередки "ядро-оболонка" додатково включають третю групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до третього, ще вищого рівня збагачення, причому вказані паливні елементи в третій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом принаймні трьох паливних циклів. 28. Активна зона за п. 25, яка відрізняється тим, що паливні елементи ядра виготовлені зі здатного до розпаду матеріалу, який містить U-235 та U-238 і у співвідношенні приблизно 20% чи менше U-235 до 80% чи більше U-238, а паливні елементи оболонки містять переважно торій і приблизно 10% об. чи менше збагаченого урану, який містить 20% чи менше U-235. 29. Спосіб управління активною зоною ядерного реактора, яка включає велику кількість осередків "ядро-оболонка", причому кожен з осередків включає який центральну зону ядра і кільцеподібну зону оболонки, який включає завантаження паливних елементів ядра, що містять збагачений U-235 і U-238, та завантаження паливних елементів оболонки, які містять торій і збагаченій уран або їх оксиди, їх вигоряння в присутності сповільнювача, та подальшу заміну відпрацьованих паливних елементів свіжими згідно зі схемою, який відрізняється тим, що паливні елементи ядра, які містять уран, збагачений до першого ступеня, завантажують до першої групи осередків, паливні елементи ядра, які містять уран, збагачений до другого, вищого ступеня, завантажують до другої групи осередків, а зони оболонки у вказаних першій і другій групах осередків "ядро-оболонка" завантажують великою кількістю паливних елементів оболонки, які містять переважно оксид торію в суміші з приблизно 10% об. чи менше оксиду урану, при цьому об'ємне співвідношення сповільнювач/паливо в зоні ядра вказаної першої та другої груп осередків складає приблизно 2,5-5,0, а об'ємне співвідношення сповільнювач/паливо в зоні оболонки вказаної першої і другої груп складає приблизно 1,52,0, паливні елементи ядра у вказаній першій групі осередків "ядро-оболонка" в кінці першого паливного циклу ядра замінюють першою групою свіжих паливних елементів ядра, а паливні елементи ядра у вказаній другій групі осередків "ядро 2 42847 оболонка" в кінці другого паливного циклу ядра замінюють другою групою свіжих паливних елементів ядра, при цьому паливні елементи оболонки в кожному з осередків "ядро-оболонка" вказаної першої і другої груп в кінці паливного циклу оболонки замінюють свіжими, причому тривалість паливного циклу оболонки не залежить від тривалості паливних циклів ядра. 30. Спосіб за п. 29, який відрізняється тим, що тривалість паливних циклів ядра вибирають таким чином, щоб кожна група паливних елементів ядра залишалась в активній зоні доти, доки вміст урану в них не зменшиться до приблизно 20% чи менше від початкового вмісту урану. 31. Спосіб за п. 29, який відрізняється тим, що включає завантаження паливних елементів ядра, які містять уран, збагачений до третього ступеня, який вище за обидва, перший і другий, ступені, до зон ядра третьої групи осередків "ядро-оболонка", та паливних елементів оболонки, які містять переважно оксид торію в суміші з приблизно 10% об. чи менше оксиду урану, до зон оболонки вказаної третьої групи осередків, і заміну вказаних паливних елементів ядра у вказаній третій групі осередків "ядро-оболонка" в кінці третього паливного циклу ядра третьою групою свіжих паливних елементів ядра. 32. Спосіб за п. 31, який відрізняється тим, що стадія заміни паливних елементів оболонки включає заміну вказаних паливних елементів оболонки вкожному з осередків "ядро-оболонка" в кінці 9 паливних циклів ядра. 33. Спосіб за п. 29, який відрізняється тим, що активну зону реактора вибирають таким чином, щоб вона являла собою активну зону ядерного реактора з водою під тиском, а кожен з вказаних осередків "ядро-оболонка" вибирають таким чином, щоб він у перерізі мав форму і розмір, які є такими ж самими, що і у звичайному ядерному реакторі з водою під тиском. 34. Спосіб за п. 33, який відрізняється тим, що кожен з осередків "ядро-оболонка" вибирають таким чином, щоб він в перерізі мав форму шестикутника. 35. Спосіб за п. 33, який відрізняється тим, що кожен з осередків "ядро-оболонка" вибирають таким чином, щоб він в перерізі мав форму квадрата. 36. Спосіб за п. 29, який відрізняється тим, що кожен з паливних елементів ядра в обох вищевказаних групах виготовлено зі здатного до ядерного розпаду матеріалу, який містить U-235 і U-238 при співвідношенні приблизно 20% чи менше U-235 до 80% чи більше U-238. 37. Спосіб за п. 29, який відрізняється тим, що зону ядра в кожній з вищевказаних осередків "ядрооболонка" вибирають таким чином, щоб вона займала приблизно 25-40% від загального об'єму кожного з осередків "ядро-оболонка". 38. Спосіб за п. 29, який відрізняється тим, що додатково включає стадію перестановки осередків "ядро-оболонка" в активній зоні ядерного реактора після кожного паливного циклу ядра для регулювання розподілу енергії у вказаній активні зоні. 39. Спосіб за п. 31, який відрізняється тим, що додатково включає стадію заміни паливних елементів ядра у вказаній першій групі осередків "ядро-оболонка" в кінці четвертого і сьомого паливно го циклу ядра свіжими паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до третього ступеня, заміни паливних елементів ядра у вказаній другій групі осередків "ядро-оболонка" в кінці п'ятого і восьмого паливного циклу ядра свіжими паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до третього ступеня, і заміни паливних елементів ядра у вказаній третій групі осередків "ядро-оболонка" в кінці шостого і дев'ятого паливного циклу ядра свіжими паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до третього ступеня. 40. Спосіб за п. 39, який відрізняється тим, що стадія заміни паливних елементів оболонки додатково включає заміну паливних елементів оболонки в кожному з осередків "ядро-оболонка" в кожній з вказаних першій, другій і третій групах в кінці дев'ятого паливного циклу ядра. 41. Спосіб за п. 31, який відрізняється тим, що вказаний третій ступінь збагачення урану вибирають таким чином, щоб співвідношення U-235 до U238 складало приблизно 20% чи менше U-235 до 80% чи більше U-238. 42. Спосіб за п. 31, який відрізняється тим, що вказану першу і другу ступінь збагачення урану вибирають таким чином, щоб співвідношення U-235 до U-238 складали відповідно приблизно 12% U235 до 88% U-238, та приблизно 17% U-235 до 83% U-238. 43. Спосіб за п. 29, який відрізняється тим, що стадія розміщення сповільнювача у вказаних зонах ядра додатково включає розміщення сповільнювача у вказаних зонах ядра в кожному з вказаних осередків "ядро-оболонка" в першій, другій і третій групах, причому об'ємне співвідношення сповільнювач/паливо складає приблизно 3,0-3,5. 44. Осередок "ядро-оболонка" паливних елементів ядерного реактора, який включає центральну зону ядра, що містить паливні елементи ядра, утворені зі збагаченого урану, що містять уран-235 та уран238, кільцеподібну зону оболонки, яка оточує зону ядра і містить паливні елементи оболонки, сформовані з торію і збагаченого урану або їх оксидів, який відрізняється тим, що об'ємне співвідношення сповільнювача до палива в зоні ядра складає від 2,5 до 5,0, а в зоні оболонки - від 1,5 до 2,0, причому вміст збагаченого урану в паливних елементах оболонки складає 10% об. чи менше. 45. Осередок "ядро-оболонка" за п. 44, який відрізняється тим, що кожен з вказаних паливних елементів ядра складається з уран-цирконієвого сплаву. 46. Осередок "ядро-оболонка" за п. 44, який відрізняється тим, що кожен з вказаних паливних елементів оболонки складається зі змішаного оксиду торію і титану. 47. Осередок "ядро-оболонка" паливних елементів за п. 44, який відрізняється тим, що зона ядра складає від 25 до 40% від загального об'єму вказаного осередка "ядро-оболонка". 48. Осередок "ядро-оболонка" за п. 44, який відрізняється тим, що об'ємне співвідношення сповільнювача до палива у вказаній зоні ядра складає від 3,0 до 3,5. 49. Осередок "ядро-оболонка" за п. 44, який відрізняється тим, що центральна зона ядра додатко 3 42847 во включає велику кількість стержнів з отруювачем, який вигоряє. 50. Осередок "ядро-оболонка" за п. 44, який відрізняється тим, що вказані паливні стержні ядра містять уран-235 та уран-238 у співвідношенні 20% чи менше урану 235 до 80% чи більше урану-238, а вказані паливні стержні оболонки містять пере важно торій і 10% об. чи менше збагаченого урану з вмістом 20% або менше урану-235. 51. Осередок "ядро-оболонка" за п 44, який відрізняється тим, що вказаний осередок в перерізі має форму шестикутника або квадрата, що дозволяє переобладнання його для використання у звичайному легководному реакторі. Даний винахід загалом стосується легководних ядерних реакторів, в яких як паливо використовують торій. В реакторах поряд з торієм можна спалювати збагачений уран, призначений не для розповсюдження ядерної зброї. За сукупностю суттєвих ознак та досягаємим технічним результатом найбільш близким до ядерного реактора, що пропонується, є реактор, описаний в міжнародній заявці № РСТ/US93/01037, МПК G21С1/00, опубл. 1993 р. Відомий ядерний реактор включає активну зону, яка містить велику кількість осередків "ядро-оболонка", причому кожен з осередків "ядро-оболонка" включає центральну зону ядра, яка містить паливні елементи ядра, виготовлені зі здатного до ядерного розпаду матеріалу, що включає U-235 і U-238, та сповільнювач, і кільцеподібну зону оболонки, яка оточує зону ядра і містит паливні елементи оболонки, які включають переважно торій, збагачений уран та сповільнювач. Оскільки ядерні реактори, описані у вищевказаних заявках, схожі за своєю конструкцією, то вони мають і схожі недоліки, які викладені нижче. В заявках "826" та "477" описані реактори типу "ядро-оболонка", значна доля виробництва енергії яких припадає на оболонку, в якій як паливо використовують торій. Оболонки оточують кільцеподібну зону ядра, в якому знаходяться паливні стержні із збагаченим ураном не для розповсюдження ядерної зброї. Уран в паливних стержнях ядра випускає нейтрони, які уловлюються торієм в оболонках, в результаті чого утворюється здатний до ядерного розпаду U-233, який згоряє на місці і виробляє тепло, що забезпечує виробництво енергії в ядерному реакторі. Використання торію як палива для ядерного реактора відповідно до способу, який описано вище, є привабливим, оскільки торій є більш поширеним елементом на землі, ніж уран. Крім того, обидва реактори, які описані в "826 та "477" є безпечними, щодо проблеми розповсюдження ядерної зброї, оскільки ні ядерне паливо, яке завантажують в ядерний реактор, ні паливо, яке вивантажують з ядерного реактора в кінці кожного паливного циклу, не можуть бути використані для виробництва ядерної зброї. Це досягається за рахунок використання збагаченого урану, який не може бути використаний для виробництва ядерної зброї, як палива для ядер активної зони, при цьому об'ємне співвідношення сповільнювач/паливо вибирають таким чином, щоб звести до мінимуму виробництво плутонію, а до оболонки додають невелику кількість збогаченого урану не для розповсюдження ядерної зброї, складова U-238 якого рівномірно перемішується із залишковим U-233 в кінці циклу оболонки та "денатурує" U-233, перетворюючи його на матеріал, непридатний для виробництва ядерної зброї. На жаль, автор протягом тривалих досліджень виявив, що ні один з реакторів, які описані в вищевказаних міжнародних заявках, не можна вважати непридатним для виробництва ядерної зброї в повній мірі. Зокрема, було виявлено, що обидва реактори, відрізняються дещо вищим від мінімального виробництвом плутонію, який може бути використаний для розповсюдження ядерної зброї, в ядрі, завдяки схемі розміщення кільцеподібних ядер. Кільцеподібне ядро, яке має внутрішню, центральну оболонку та зовнішню оболонку, яка його оточує, не можна зробити повністю безпечним для розповсюдження ядерної зброї, внаслідок того, що тонке кільцеподібне ядро має відносно малу "оптичну товщину", в результаті чого спектр внутрішньої та зовнішньої оболонок домінує над спектром ядра. Це приводить до збільшення долі надтеплових нейтронів та більшого від мінімального виробництва плутонію, який може бути використаний для виробництва ядерної зброї, в ядрі. Також конструкція обох реакторів не є оптимальною з точки зору параметрів їх експлуатації. Наприклад, співвідношення сповільнювач/паливо в ядрі та оболонці, які, зокрема, є вирішальними для того, щоб звести до мінімуму виробництво плутонію в ядрі, і забезпечити видалення теплоти з паливних стержнів ядра та оптимальну конверсію торію в U-233 в оболонці. Подальші дослідження показують, що переважні співвідношення сповільнювач/паливо, які вказані в цих міжнародних заявках, були надто високими в зонах ядра та надто малими в зонах оболонки. Конструкції активної зони відомих реакторів також не були ефективними стосовно споживання збагаченого урану, який не може бути використаний для розповсюдження ядерної зброї, в паливних елементах ядра. В результаті паливні стержні, вивантажені в кінці кожного паливного циклу ядра, містили таку велику кількість залишкового урану, що потребували переробки для повторного використання в активній зоні іншого ядерного реактора. Реактор, який описано в заявці "477", потребує також складного механічного пристрою для контролю, що робить його непридатним для перепрофілювання в активну зону звичайного реактора. Реактор, який описано в заявці "826", також не може бути перепрофільований в звичайну активну зону, оскільки параметри його конструкції не сумісні з параметрами звичайної активної зони. 4 42847 В основу даного винаходу поставлено задачу - розробити ядерний реактор типу "ядро-оболонка" поліпшеної конструкції, який забезпечує оптимальний режим експлуатації, як з економічної точки зору, так і з точки зору нерозповсюдження ядерної зброї. Крім того, задачею винаходу є розробка реактора типу "ядро-оболонка", який можна було б використати для спалювання великої кількості плутонію з торієм без напрацювання відходів, які можна було б потім використати для виробництва ядерної зброї. І нарешті ще однією задачею винаходу є розробка реактора типу "ядро-оболонка", який виробляв би значно меншу кількість відходів з великим рівнем радіоактивності, що привело б до зменшення потреби в приміщеннях для зберігання відходів з тривалим періодом розпаду. Поставлені задачі досягаються тим, що в ядерному реакторі, що включає активну зону з великою кількістю осередків "ядро-оболонка", причому кожен з осередків "ядро-оболонка" має центральну зону ядра, яка містить паливні елементи ядра, виготовлені зі здатного до ядерного розпаду матеріалу, що включає U-235 і U-238, та сповільнювач, і кільцеподібну зону оболонки, яка оточує зону ядра і містить паливні елементи оболонки, які включають торій і збагачений уран або їх оксиди, та сповільнювач, згідно з винаходом, об'ємне співвідношення сповільнювача до палива в зоні ядра складає приблизно від 2,5 до 5,0, а об'ємне співвідношення сповільнювача до палива в зоні оболонки - приблизно від 1,5 до 2,0, при цьому вміст збагаченого урану в паливних елементах оболонки складає 10% чи менше. Крім того, кожен з паливних елементів ядра складається зі сплаву урану з цирконієм. Крім того, зона ядра займає приблизно 2540% від загального об'єму кожного з осередків "ядро-оболонка". Крім того, осередки "ядро-оболонка" включають першу групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до першого ступеня, другу групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементи ядра, які містять уран, збагачений до другого, вищого, ступеня, причому вказані паливні елементи в першій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні на протязі одного паливного циклу ядра, а вказані паливні елементи в другій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом принаймні двох паливних циклів ядра. Крім того, осередки "ядро-оболонка" включають третю групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементи ядра, які містять уран, збагачений до третього, ще вищого ступеня збагачення урану, причому вказані паливні елементи в третій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні на протязі принаймні трьох паливних циклів ядра. Крім того, сповільнювач у зонах ядра і оболонки являє собою легку воду. Крім того, об'ємне співвідношення сповільнювач/паливо в зоні ядра складає приблизно 3,0-3,5. Крім того, центральна зона ядра додатково містить велику кількість стержнів з поглиначем, що вигоряє. Крім того, вказані стержні з поглиначем, що вигоряє, включають стержні з поглиначем СВПВ і стержні з поглиначем, що містить гадоліній. Крім того, паливні елементи ядра виготовлені зі здатного до розпаду матеріалу, який містить U235 і U-238 у співвідношенні приблизно 20% чи менше U-235 до 80% чи більше U-238, а паливні елементи оболонки включають переважно торій і приблизно 10% чи менше збагаченого урану, який містить 20% чи менше U-235. Крім того, кожен з паливних елементів ядра складається зі сплаву урану з цирконієм. Крім того зона ядра займає приблизно 2540% від загального об'єму кожного з осередків "ядро-оболонка". Крім того, осередки "ядро-оболонка" включають першу групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до першого ступеня, другу групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементи ядра, які містять уран, збагачений до другого, вищого, ступеня причому вказані паливні елементи ядра в першій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом одного паливного циклу ядра, а вказані паливні елементи ядра в другій групі осередків "ядрооболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом принаймні двох паливних циклів ядра. Крім того, осередки "ядро-оболонка" включають третю групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементи ядра, які містять уран, збагачений до третього, ще вищого ступеня збагачення урану, причому вказані паливні елементи в третій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом принаймні трьох паливних циклів ядра. Крім того, сповільнювач в зонах ядра і оболонки являє собою легку воду. Крім того, об'ємне співвідношення сповільнювача та палива в зоні ядра складає приблизно 3,0-3,5. Крім того, центральна зона ядра додатково включає велику кількість стержнів з поглиначем, що вигоряє. Крім того, вказані стержні з поглиначем, що вигоряє, включають стержні з поглиначем СВПВ і стержні з поглиначем, що містить гадоліній. Крім того, кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму і розмір, які дозволяють перепрофілювання осередків "ядро-оболонка" для використання в ядерному реакторі з водою під тиском. Крім того, кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму і розмір, які дозволяють перепрофілювання осередків "ядро-оболонка" для використання в ядерному реакторі з водою під тиском. Крім того, кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму шестикутника. Крім того, кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму квадрата. Крім того, кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму шестикутника. 5 42847 Крім того, кожен з осередків "ядро-оболонка" в перерізі має форму квадрата. Об'єктом винаходу є також активна зона легководного ядерного реактора. Найбільш близькою є активна зона ядерного реактора, що описана в міжнародній заявці № РСТ/US93/01037, МПК G21С1/00, опубл. 1993 р. Активна зона ядерного реактора, описаного у вказаній вище заявці, включає велику кількість осередків "ядрооболонка", причому кожен з осередків "ядрооболонка" включає центральну зону ядра, що містить паливні елементи ядра, виготовлені зі здатного до ядерного розпаду матеріалу, який включає збагачений U-235 і U-238, та сповільнювач, і кільцеподібну зону оболонки, яка включає паливні елементи оболонки, які містять торій і збагачений уран або їх оксиди, та сповільнювач. Недоліки відомої активної зони ідентичні недолікам відомого ядерного реактора в цілому, які вказані вище. В основу винаходу поставлена задача створення активної зони поліпшеної конструкції, яка б забезпечувала оптимальний режим експлуатації, як з економічної точки зору так і з точки зору нерозповсюдження ядерної зброї. Крім того задачею винаходу є також розробка активної зони ядерного реактора, яку можна легко перепрофілювати в активну зону звичайного реактора. І нарешті ще однією задачею винаходу є розробка активної зони, яка б виробляла значно меншу кількість відходів з великим рівнем радіоактивності, що привело б до зменшення потреби в приміщеннях для зберігання відходів з тривалим періодом розпаду. Поставлена задача досягається тим, що в активній зоні ядерного реактора, яка містить велику кількість осередківв "ядро-оболонка", причому кожен з осередків "ядро-оболонка" включає центральну зону ядра, яка містить паливні елементи ядра, виготовлені зі здатного до ядерного розпаду матеріалу, який включає збагачений U-235 і U238, та сповільнювач, і кільцеподібну зону оболонки, яка включає паливні елементи оболонки, які містять торій і збагачений уран або їх оксиди, та сповільнювач, згідно з винаходом, осередки "ядро-оболонка" включають першу групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементи ядра, які містять уран, збагачений до першого ступеня, другу групу осередків "ядро-оболонка" з паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до другого, вищого, ступеня, причому вказані паливні елементи ядра в першій групі призначені для перебування в активній зоні протягом одного паливного циклу ядра, а вказані паливні елементи ядра в другій групі осередків "ядрооболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом принаймні двох паливних циклів ядра, при цьому вміст збагаченого урану в паливних елементах оболонки складає приблизно 10% об. чи менше, а об'ємне співвідношення сповільнювача та палива в зоні ядра складає приблизно 2,5-5,0, а в зоні оболонки - приблизно 1,5-2,0, причому кожен з осередків в перерізі має форму, яка вибрана з групи, що складається з квадрата та шестикутника. Крім того, зона ядра займає приблизно 2540% від загального об'єму кожного з осередків "ядро-оболонка". Крім того, осередки "ядро-оболонка" додатково включають третю групу осередків "ядрооболонка" з паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до третього, ще вищого рівня збагачення, причому вказані паливні елементи в третій групі осередків "ядро-оболонка" призначені для перебування в активній зоні протягом принаймні трьох паливних циклів. Крім того, паливні елементи ядра виготовлені зі здатного до розпаду матеріалу, який містить U235 і U-238 і у співвідношенні приблизно 20% чи менше U-235 до 80% чи більше U-238, а паливні елементи оболонки містять переважно торій і приблизно 10% об. чи менше збагаченого урану, який містить 20% чи менше U-235. Об'єктом винаходу є також спосіб управління активною зоною ядерного реактора. Найбільш близьким по суті та досягаємому результату до способу, що пропонується, є спосіб управління активною зоною ядерного реактора, який описано в міжнародній заявці № РСТ/US93/01037, МПК G21С1/00, опубл. 1993 р. В основу винаходу поставлено задачу – розробити спосіб управління активною зоною ядерного реактора, який би забезпечував оптимальний режим експлуатації ядерного реактора, як з економічної точки зору так і з точки зору нерозповсюдження ядерної зброї. Поставлена задача досягається тим, що в способі управління активною зоною ядерного реактора, яка включає велику кількість осередків "ядро-оболонка", причому кожен з осередків включає центральну зону ядра і кільцеподібну зону оболонки, який включає завантаження паливних елементів ядра, що містять збагачений U235 і U-238, та завантаження паливних елементів оболонки, які містять переважно торій і збагачений уран обо їх оксиди, їх вигоряння в присутності сповільнювача, та подальшу заміну відпрацьованих паливних елементів свіжими згідно зі схемою, згідно з винаходом, паливні елементи ядра, які містять уран, збагачений до першого ступеня, завантажують до першої групи осередків, паливні елементи ядра, які містять уран, збагачений до другого, вищого ступеня, завантажують до другої групи осередків, а зони оболонки у вказаних першій і другій групи осередків "ядро-оболонка" завантажують великою кількістю паливних елементів оболонки, які містять переважно оксид торію в суміші з приблизно 10% об. чи менше оксиду урану, при цьому об'ємне співвідношення сповільнювач/паливо в зоні ядра вказаної першої та другої груп осередків складає приблизно 2,5-5,0, а об'ємне співвідношення сповільнювач/паливо в зоні оболонки вказаної першої і другої груп складає приблизно 1,5-2,0, паливні елементи ядра у вказаній першій групі осередків "ядро-оболонка" в кінці першого паливного циклу ядра замінюють першою групою свіжих паливних елементів ядра, а паливні елементи ядра у вказаній другій групі осередків "ядро-оболонка" в кінці другого паливного циклу ядра замінюють другою групою свіжих паливних елементив ядра, при цьому паливні елементи оболонки в кожному з осередків "ядро 6 42847 оболонка" вказаної першої і другої груп в кінці паливного циклу оболонки замінюють свіжими, причому тривалість паливного циклу оболонки не залежить від тривалості паливних циклів ядра. Крім того, тривалість паливних циклів ядра вибирають таким чином, щоб кожна група паливних елементів ядра залишалась в активній зоні доти, доки вміст урану в них не зменшиться до приблизно 20% чи менше від початкового вмісту урану. Крім того, спосіб включає завантаження паливних елементів ядра, які містять уран, збагачений до третього ступеня, який вище за обидва, перший і другий ступені, до зон ядра третьої групи осередків "ядро-оболонка", та паливних елементів оболонки, які містять переважно оксид торію в суміші з приблизно 10% об. чи менше оксиду урану, до зон оболонки вказаної третьої групи осередків, і заміну вказаних паливних елементів ядра у вказаній третій групі осередків "ядрооболонка" в кінці третього паливного циклу ядра третьою групою свіжих паливних елементів ядра. Крім того, стадія заміни паливних елементів оболонки включає заміну вказаних паливних елементів оболонки в кожному з осередків "ядрооболонка" в кінці 9 паливних циклів ядра. Крім того, активну зона реактора вибирають таким чином, щоб вона являла собою активну зону ядерного реактора з водою під тиском, а кожен з вказаних осередків "ядро-оболонка" вибирають таким чином, щоб він у перерізі мав форму і розмір, які є такими ж самими, що і у звичайному ядерному реакторі з водою під тиском. Крім того, кожен з осередків "ядро-оболонка" вибирають таким чином, щоб він в перерізі мав форму шестикутника. Крім того, кожен з осередків "ядро-оболонка" вибирають таким чином, щоб він в перерізі мав форму квадрата. Крім того, кожен з паливних елементів ядра в обох вищевказаних групах виготовлено зі здатного до ядерного розпаду матеріалу, який містить U-235 і U-238 при співвідношенні приблизно 20% чи менше U-235 до 80% чи більше U 238. Крім того, зону ядра в кожній з вищевказаних осередків "ядро-оболонка" вибирають таким чином, щоб вона займала приблизно 25-40% від загального об'єму кожного з осередків "ядрооболонка". Крім того, спосіб додатково включає стадію перестановки осередків "ядро-оболонка" в активній зоні ядерного реактора після кожного паливного циклу ядра для регулювання розподілу енергії у вказаній активні зоні. Крім того, спосіб додатково включає стадію заміни паливних елементів ядра у вказаній першій групі осередків "ядро-оболонка" в кінці четвертого і сьомого паливного циклу ядра свіжими паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до третього ступеня, заміни паливних елементів ядра у вказаній другій групі осередків "ядро-оболонка" в кінці п'ятого і восьмого паливного циклу ядра свіжими паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до третього ступеня, і заміни паливних елементів ядра у вказаній третій групі осередків "ядро-оболонка" в кінці шостого і дев'ятого паливного циклу ядра сві жими паливними елементами ядра, які містять уран, збагачений до третього ступеня. Крім того, стадія заміни паливних елементів оболонки додатково включає заміну паливних елементів оболонки в кожному з осередків "ядрооболонка" в кожній з вказаних першій, другій і третій групах в кінці дев'ятого паливного циклу ядра. Крім того, вказаний третій ступінь збагачення урану вибирають таким чином, щоб співвідношення U-235 до U-238 складало приблизно 20% чи менше U-235 до 80% чи більше U-238. Крім того, вказану першу і другу ступень збагачення урану вибирають таким чином, щоб співвідношення U-235 до U-238 складало відповідно приблизно 12% U-235 до 88% U-238, та приблизно 17% U-235 до 83% U-238. Крім того, стадія розміщення сповільнювача у вказаних зонах ядра додатково включає розміщення сповільнювача у вказаних зонах ядра в кожному з вказаних осередків "ядро-оболонка" в першій, другій і третій групах, причому об'ємне співвідношення сповільнювач/паливо складає приблизно 3,0-3,5. Об'єктом винаходу є також осередок "ядрооболонка" паливних елементів ядерного реактора. Найбільш близьким по суті та досягаємому результату до осередку "ядро-оболонка", що пропонується, є осередок "ядро-оболонка" паливних елементів ядерного реактора, який описано в міжнародній заявці № РСТ/US93/01037, МПК G21С1/00, опубл. 1993 р. В основу винаходу поставлено задачу – розробити осередок "ядро-оболонка" паливних елементів ядерного реактора, який би забезпечувала оптимальний режим експлуатації ядерного реактора, як з економічної точки зору так і з точки зору нерозповсюдження ядерної зброї. Поставлена задача досягається тим, що в осередку "ядро-оболонка" паливних елементів ядерного реактора, який включає центральну зону ядра, що містить паливні елементи ядра, утворені зі збагаченого урану, що містять уран235 та уран-238, кільцеподібну зону оболонки, яка оточує зону ядра і містить паливні елементи оболонки, сформовані з торію і збагаченого урану або їх оксидів, згідно з винаходом, об'ємне співвідношення сповільнювача до палива в зоні ядра складає від 2,5 до 5,0, а в зоні оболонки - від 1,5 до 2,0, причому вміст збагаченого урану в паливних елементах оболонки складає 10% об. чи менше. Крім того, кожен з вказаних паливних елементів ядра складається з уран-цирконієвого сплаву. Крім того, кожен з вказаних паливних елементів оболонки складається зі змішаного оксиду торію і титану. Крім того, зона ядра складає від 25 до 40% від загального об’єму вказаного осередка "ядрооболонка". Крім того, об'ємне співвідношення сповільнювача до палива у вказаній зоні ядра складає від 3,0 до 3,5. 7 42847 Крім того, центральна зона ядра додатково включає велику кількість стержнів з отруювачем, який вигоряє. Крім того, вказані паливні стержні ядра містять уран-235 та уран-238 у співвідношенні 20% чи менше урану 235 до 80% чи більше урану-238, а вказані паливні стержні оболонки містять переважно торій і 10% об. чи менше збагаченого урану з вмістом 20% або менше урану-235. Крім того, вказаний осередок в перерізі має форму шестикутника або квадрата, що дозволяє переобладнання його для використання у звичайному легководному реакторі. Даний винахід являє собою поліпшений варіант реактора не для розповсюдження ядерної зброї, який описано в заявці "477". Завдяки використанню специфічних співвідношень сповільнювач/паливо та нової схеми повторного спалювання досягається така ефективність спалювання палива, яку неможливо досягти в усіх відомих раніше реакторах, при цьому такий реактор напрацьовує ядерні відходи, які неможливо потім використати для виробництва ядерної зброї. Одним з об'єктів винаходу є реактор не для розповсюдження ядерної зброї, який назвали так тому, що ні паливо, ні ядерні відходи не можуть бути використані для виробництва ядерної зброї. Активна зона реактора не для розповсюдження ядерної зброї містить велику кількість осередків типу "ядро-оболонка" (ОЯО), кожен з яких включає центральну зону ядра, яка розміщена всередині та оточена кільцеподібною зоною оболонки. ОЯО сконструйовані таким чином, щоб їх легко можна було б розмістити замість паливних елементів в активній зоні звичайного реактора. Зони ядра в ОЯО мають коефіцієнт розмноження нейтронів більше 1 та містять паливні елементи із збагаченого урану, які мають співвідношення U-235 до U-238, яке дорівнює чи менше, ніж 20% U-235 до 80% U-238, оскільки це співвідношення є максимально можливим співвідношенням, прийнятним для нерозповсюдження ядерної зброї. Збагачений уран використовують у формі стержнів та/або пластинок, які складаються зі сплаву урану з цирконієм (уран-циркаллой), або палива керметного типу (частинки оксиду урану дисперговані в матриці з цирконієвого сплаву). Зони оболонок мають коефіцієнт розмноження нейтронів менше 1 та включають паливні елементи оболонки, які містять переважно Тh-232 з невеликим вмістом збагаченого урану (збагаченого до вмісту 20% U-235), який допомагає ядрам виробляти енергію на початкових етапах роботи, коли торій ще не в змозі забезпечити потужність реактора самостійно. Завдяки включенню збагаченого урану в оболонку, вона може виробляти приблизно таку ж кількість енергії на початковому етапі, яку вона генерує потім, коли велика кількість нейтронів, випущених паливними елементами ядра, вже буде поглинута торієвими паливними елементами оболонки. Таке поглинання стимулює утворення U-233, який розпадається та згоряє на місці, забезпечуючи виробництво енергії від оболонки, коли реактор вже вийшов на свій робочий режим і продовжує працювати. Збагачений до 20% оксид урану в оболонці також служить для денатурації будь-якого залишкового урану U-233, який перебуває в оболонці в кінці свого паливного циклу, шляхом змішування U-233 з ізотопами урану, які не здатні до розпаду, включаючи U-232, U-234, U-236 та U-238. Така денатурація важлива, тому що залишковий уран U-233 практично неможливо відділити від ізотопів, які не здатні до розпаду, що робить залишковий U-233 непридатним для виробництва ядерної зброї. Легководний сповільнювач використовують як в ядрі так і в оболонці кожного ОЯО для контролю реактивності. На відміну від звичайних уранових активних зон, бор не розчиняється у водному сповільнювачі, тому що це може зменшити коефіцієнт розмноження нейтронів, що є небажаним та приводить до різкого зменшення долі виробництва енергії в оболонці. Співвідношення об'ємів водного сповільнювача та палива в кожній зоні є вирішальними параметрами. В зоні ядра для того, щоб реактор не виробляв значної кількості плутонієвих відходів, які вважаються матеріалами, що можуть бути використані для розповсюдження ядерної зброї, співвідношення сповільнювач/паливо повинно бути максимально високим, щоб загальмувати нейтрони в ядрі та зменшити ймовірність того, що вони будуть поглинатись ураном-238 в ядрі, стимулюючи виробництво плутонію. На жаль, щоб збільшити долю сповільнювача в ядрі, треба зменшити долю палива, а це збільшує щільність енерговиділення, що, при умові швидкого зростання, генерує надто багато тепла. Для того, щоб визначити оптимальне співвідношення сповільнювач/паливо в зоні ядра потрібно враховувати обидва ці фактори. Використання сплаву урану з цирконієм як палива для ядра дозволяє досягти більш високого значення співвідношення сповільнювач/паливо внаслідок більш високої теплопровідності в порівнянні з паливом оксидного типу. Використовуючи ці типи паливних елементів, співвідношення сповільнювач/паливо повинно складати 2,5-5,0, переважно 3,0-3,5. Інша перевага високого значення співвідношення сповільнювач/паливо в тому, що значно зменшується виробництво відходів з високим рівнем радіоактивності, зокрема трансуранових актинидів. Цей фактор разом з тим, що паливні стержні оболонок залишаються в активній зоні протягом приблизно 10 років, приводить до значного скорочення кількості приміщень, необхідних для зберігання відходів з тривалим періодом розпаду. Співвідношення сповільнювач/паливо в зоні оболонки повинно бути значно нижчим, ніж в зоні ядра, бо бажано, щоб торієве паливо в оболонці поглинало якомога більше нейтронів. Це необхідно для того, щоб перетворити торій в U-233, який розпадається та згоряє на місці, забезпечуючи значну долю виробництва енергії в ядерному реакторі. В результаті досліджень було встановлено, що оптимальне об'ємне співвідношення сповільнювач/паливо в зоні оболонки повинно бути в межах приблизно 1,5-2,0 та переважно приблизно 1,7. Якщо співвідношення вище 2,0, то надто багато теплових нейтронів буде поглинатись водою, в той же час, якщо співвідношення 8 42847 менше 1,5, в зоні оболонки буде утворюватись надто багато протактінію, який також буде взаємодіяти з утворенням U-233. Для ядерного реактора, згідно з винаходом, використовують однократний паливний цикл, який виключає необхідність переробки використаних паливних елементів для їх наступного використання. Крім того, використовують нову схему перезавантаження палива, яка забезпечує максимальне використання палива як в зонах ядер так і оболонок та зменшує можливість того, що паливо, яке залишилось в використаних паливних елементах, може бути перероблене та використане для виробництва ядерної зброї. При такій схемі перезавантаження палива паливні елементи ядра замінюють у шахматному порядку, в якому переважно 1/3 паливних елементів ядер замінюють в кінці кожного паливного циклу, а кожний паливний елемент ядра залишається в активній зоні на термін більше одного, переважно, на три паливних цикли. Кожен паливний цикл триває приблизно 13 місяців. Паливні елементи оболонок, оскільки вони включають переважно торій, можуть залишатися в активній зоні на період до дев'яти паливних циклів, або приблизно 10 років. Однак, в кінці кожного паливного циклу проводять перестановку ОЯО в активній зоні для того, що поліпшити розподіл енергії в активній зоні. Така схема перезавантаження палива дозволяє використовувати паливні елементи зі збагаченим ураном, які містять менше 20% від початкового вмісту U-235. Крім того, довгий час перебування паливних елементів ядра в активній зоні підвищує рівень утворення Рu-238 до значення, коли він денатурує відносно невелику кількість Рu-239, який генерують паливні елементи ядра. В результаті використані паливні елементи ядра ефективно перетворюються на такі, які вже неможливо використати для виробництва ядерної зброї. Суттєві ознаки і переваги даного винаходу стануть більш зрозумілі з подальшого докладного опису ряду переважних варіантів його втілення з посиланням на графічні матеріали, де: фіг. 1 - це схематичний вигляд у розрізі активної зони ядерного реактора, сконструйованого згідно з винаходом, відомого як легководний торієвий реактор не для розповсюдження ядерної зброї; фіг. 2 - це детальний вигляд у розрізі одного з осередків "ядро-оболонка" (ОЯО), який використовують в ядерному реакторі згідно з винаходом; фіг. 3 - це частковий розріз одного з ОЯО, модифікованого таким чином, щоб для контролю за роботою реактора він включав стержні з вигоряючим поглиначем; фіг. 4 - це графік, який показує рівень реактивності як функцію часу роботи на повній потужності в днях для першого паливного циклу ряду модифікацій модифікованого варіанту ОЯО, представленого на фіг. 3; фіг. 5.1-5.9 - це карти завантаження палива, які відповідають кожному з дев'яти паливних циклів ядра при роботі активної зони ядерного реактора, представленого на фіг. 1. Далі наводиться докладний опис даного винаходу. На Фіг. 1 представлено активну зону ядерного реактора 1, яка включає велику кількість тепловиділяючих елементів 2, відомих як осередки "ядро-оболонка" (ОЯО), які розташовані у формі шестикутника і самі також мають форму шестикутника. Активна зона 1 має таку ж саму геометричну конфігурацію і розміри. що і у звичайного російського легководного реактора ВВЕР-1000, що дає можливість легко перепрофілювати його у ВВЕР1000, причому, він включає всього 163 тепловиділяючі елементи ОЯО 2. Відмінність активної зони 1 від активної зони ВВЕР-1000 полягає в складі тепловиділяючих елементів 2, що буде детально розкрито далі. Цілком зрозуміло, що форму і конструкцію активної зони 1 і ОЯО 2 можна змінювати для того, щоб прискорити перепрофілювання його в звичайний ядерний реактор з легкою водою під тиском (ЯРВТ). Наприклад, в звичайних ЯРВТ в США та інших країнах використовують тепловиділяючі елементи, які мають в перерізі форму квадрата, і, таким чином, ОЯО 2 також повинні мати квадратну форму, якщо вони призначені для перепрофілювання в такий ЯРВТ. Активну зону 1 оточує відбивач 3, який складається переважно з великої кількості відбиваючих елементів 4, як це представлено на фіг. 1 та 5.1-5.9. Кожен з відбиваючих елементів 4 містить переважно суміш води та металу, який використовують для виготовлення корзин активних зон реакторів чи посудин високого тиску. Крім того, кожен з відбиваючих елементів 4 може бути також виготовлений переважно з оксиду торію. На фіг. 2 представлено склад кожного з тепловиділяючих елементів ОЯО 2. Кожен з ОЯО 2 включає центральну зону ядра 5 і кільцеподібну зону оболонки 6, яка оточує зону ядра 5. Зона ядра 5 включає велику кількість паливних стержнів ядра 7, які одержують переважно зі сплаву урану з цирконієм, який містить U-235/U-238, при вмісті 20% U-235, що є максимальною концентрацією, яка вважається прийнятною для нерозповсюдження ядерної зброї, тобто матеріал з таким вмістом U-235 не може бути використаний для виробництва ядерної зброї. Хоча немає необхідності збільшувати рівень вмісту U-235 до максимальної позначки 20%, краще використовувати цей рівень збагачення, щоб звести до мінімуму виробництво плутонію в ядрі при роботі реактора. Крім того, паливні стержні 7 можуть бути виготовлені з керметного палива, в якому частинки урану знаходяться в матриці з цирконієвого сплаву. В паливних стержнях 7 ядра краще використовувати цирконієвий сплав (циркаллой), ніж паливо оксидного типу, оскільки паливо на основі цирконієвого сплаву має більш високу теплопровідність. Це детально буде описано далі і є дуже важливим тому, що зменшує простір, необхідний для відведення тепла в ОЯО 2, і збільшує місце, необхідне для водного сповільнювача. Зона ядра також включає велику кількість водяних труб 8 для водного сповільнювача (чи звичайних стержнів з вигоряючим поглиначем та/або контрольні стержні, що докладно буде описано далі) для контролю реактивності в зоні ядра 5. 9 42847 темою охолодження реактора. При виготовленні паливних стержнів 7 ядра зі сплаву урану з цирконієм, який має значно вищу теплопровідність, ніж паливо оксидного типу, значення співвідношення об'ємів водного сповільнювача та палива в ядрі 5 може бути достатньо високим, наприклад від 4 чи 5 до 1 в порівнянні менше від 2 до 1 в активній зоні звичайного уранового реактора. Співвідношення водного сповільнювача та палива в ядрі 5, таким чином, можна вибрати в інтервалі приблизно 2,5-5,0, краще 3,0-3,5. Іншою перевагою високого значення співвідношення об'ємів водного сповільнювача та палива в ядрі 5 є те, що воно значно зменшує утворення відходів з високим рівнем радіоактивності в ядрі 5. Так, зокрема, завдяки тому, що спектр ядра є спектром високих теплових енергій через високий вміст води, там утворюється лише невелика кількість трансуранових чи інших другорядних актинидів. Ці актиниди мають період напіврозпаду, який досягає мільйонів років, і вони потребують тривалого зберігання в підземних сховищах. Експлуатація оболонки протягом 10 років пов'язана зі зниженням рівня утворення актинідів в активній зоні реактора не для розповсюдження ядерної зброї 1 приводить до зменшення утворення радіоактивних відходів, а також пов'язаної з ними довгострокової генерації тепла. Це зменшує потребу в підземних сховищах. Крім того, низький рівень утворення відходів обумовлений також тим, що у водному сповільнювачі не розчиняється борна кислота і, таким чином, в активній зоні не утворюється тритій. Слід звернути увагу на те, що завдяки тому, що у водному сповільнювачі не використовують борну кислоту, в зоні оболонки 6 суттєво знижується коефіцієнт розмноження нейтронів. Співвідношення сповільнювач/паливо в зоні оболонки 6 є також дуже важливим параметром, однак він залежить від різних факторів. Так, становище в оболонці 6 є більш складним, тому що надто велика кількість води буде зменшувати Кb через поглинання надто великої кількості нейтронів, які виходять з паливних елементів ядра, забираючи їх від торію. З іншої сторони, надто мала кількість води в оболонці приводить до втрат, пов'язаних з протактінієм. Коли торій поглинає нейтрон, він утворює протактіній, який після періоду напіврозпаду в 27,4 дня перетворюється на здатний до ядерного розпаду U-233. Протягом цього періоду протактіній здатний поглинати нейтрон і утворювати U-234, який не здатний до ядерного розпаду. Це є подвійною втратою як самого нейтрону, так і U-233. Дослідження показують, що для того, щоб звести до мінімуму ці втрати, треба вибрати співвідношення вода/паливо в оболонці 6 в інтервалі приблизно 1,5-2,0, краще приблизно 1,7. Зона ядра 5 переважно займає приблизно 25-40% всього об'єму ОЯО 2. Ці цифри були одержані по закінченні досліджень. По-перше, активна зона 1 призначена для спалювання якомога більше торію, що потребує того, щоб оболонка 6 була якомога більшою. З іншої сторони, зона ядра 5 не може бути надто маленькою тому, що щільність енерговиділення в ній росте дуже швидкими темпами, а причини цього явища вже об Зона оболонки 6 містить велику кількість паливних стержнів оболонки 9, які краще виготовити з суміші оксидів торію і урану. Вміст оксиду урану в суміші оксиду урану і оксиду торію спочатку становить переважно 2-10% і його задача ініціювати згоряння палива в зоні оболонки перед тим, як торій почне поглинати нейтрони з ядра і виробляти власне паливо оболонки - U-233. Також як і у паливних стержнях 7 ядра, оксид урану, який знаходиться в паливних стержнях оболонки 8, являє собою переважно U-235/U-238, збагачений до максимального рівня, який можливий для матеріалу для нерозповсюдження ядерної зброї, тобто 20:80. Активна зона типу 1 "ядро-оболонка" функціонує згідно зі спрощеним рівнянням, яке представляє розподіл виробництва енергії між ядром 5 та оболонкою 6: Рb/Ра=e(Кb/(1-Кb)(Кs-1)/Кs В наведеному вище рівнянні Кs і Кb - це коефіцієнти розмноження нейтронів відповідно для ядра і оболонки. Рb і Ра - це потужність, яку виробляють відповідно ядро і оболонка, а e - це коефіцієнт швидкості, який трохи перевищує 1. Коефіцієнт розмноження нейтронів для ядра (Кs) перевищує 1, а коефіцієнт розмноження нейтронів для оболонки (Ки) менше 1. Таким чином, оболонка є підкритичною, а ядро виконує функцію джерела нейтронів для оболонки. Для того, щоб максимально збільшити виробництво енергії торієм, необхідно зробити ту частину енергії, яку виробляє оболонка 6, якомога більшою. Це досягається за рахунок максимального збільшення величини Кs, причому було встановлено, що Кs може досягати 1,70, в той час як Кb вибирають в інтервалі 0,85-1. Число нейтронів, які поглинаються U-238 в ядрі 5, треба звести до мінімуму. Більша частина нейтронів, які поглинув U-238, знаходяться в так званій зоні енергії резонансного поглинання, яка характеризується короткими енергетичними інтервалами особливо високого поглинання. З іншої сторони, більша частина розпадів в U-235 відбувається при нижчих величинах енергії в термічній зоні, де середня величина енергії нейтронів близька до стану рівноваги з навколишньою температурою легководного сповільнювача. Якщо підвищити вміст води в ядрі 5 до максимально можливого рівня, число нейтронів в резонансній зоні буде зменшуватись і, таким чином, U-238 буде захоплювати менше число нейтронів. Зниження захоплення нейтронів U-238 дає два позитивних результати. По-перше, коефіцієнт розмноження нейтронів в ядрі (Кs) підвищується, що приводить до зростання тієї частини енергії активної зони, яка виробляється в оболонці, що докладно описано вище, по-друге, виробництво плутонію зводиться до мінімуму, тому що саме захоплення нейтронів U-238 приводить до утворення плутонію. Вода, яку можна розмістити в зоні ядра 5, обмежена простором, необхідним для паливних стержнів 7, для забезпечення відведення тепла з активної зони. Об'єм і площу поверхні паливних стержнів не може зменшуватись до того рівня, коли щільність енерговиділення виходить за межі експлуатаційних можливостей, зумовлених сис 10 42847 говорювались вище. Інтервал 25-40% було вибрано для забезпечення оптимального балансу між цими вимогами. Іншим важливим аспектом конструкції ОЯО 2 є конфігурація центрального ядра і кільцевої оболонки. В попередній міжнародній заявці, яка опублікована за № WO 85/01826, описана активна зона типу "ядро-оболонка", яка включає кругле ядро, внутрішню центральну оболонку та зовнішню оболонку, яка оточує ядро ззовні. Вказану конструкцію не можна зробити такою, яка не може бути використана для розповсюдження ядерної зброї, тому що тонке, кругле ядро має відносно малу "оптичну щільність", що приводить до панування більш сильних спектрів внутрішньої та зовнішньої оболонок. Це приводить до збільшення потоку теплових нейтронів і в результаті - до підвищення рівня утворення Рu-239 в ядрі. Розташування центрального ядра, яке має місце в ОЯО 2, дозволяє вирішити цю проблему шляхом створення достатньо товстої зони ядра, щоб запобігти надмірній взаємодії з тепловими нейтронами, які переходять із зони оболонки 6 в зону ядра 5. Параметри описаної активної зони та паливних стержнів для активної зони 1 та кожного з ОЯО 2 представлені в табл. 1 та 2. Ці параметри були вибрані таким чином, щоб досягти повної сумісності конструкції ОЯО з діючими ядерними реакторами ВВЕР-1000. Продовження табл. 2 Параметр Зовнішній радіус облицювання, см Радіус елементу, см Відстань, см Об'ємне співвідношення сповільнювач/паливо Число паливних стержнів, шт. Число водяних труб, шт. Число інших труб Загальна вага ядер, т в.м. Загальна вага оболонок, т в.м. U (в оболонці), т Параметри активної зони 3000 107 306 163 61 12 U+Th(O2) Сплав U/Zr 54 ядра/цикл (»1 рік) 163 оболонки / 9 циклів (»10 років) Таблиця 2 Параметри ОЯО Параметр Зовнішній радіус таблетки з паливом, см Зовнішній радіус газового зазору, см Ядро Оболонка 0,310 0,380 Оболонка 0,370 0,4585 0,6652 1,267 0,6731 1,282 3,18 1,68 156 162 12 1 6,71 0 0 35,82 3,11 Для забезпечення додаткового контролю реактивності протягом кожного циклу ядра, ОЯО 2 можна модифікувати, як це представлено на фіг. 3, таким чином, щоб вони включали велику кількість стержнів 10 і 11 з вигоряючим поглиначем, які розміщені в зоні ядра 5 на деякій відстані один від одного. Як показано на фіг. 3, перша група стержнів з вигоряючим поглиначем 10 включає стандартні стержні з вигоряючим поглиначем фірми Вестінгауз, відомі як СВПВ. Ці стержні одержані з композиту, який включає бор-10, бор-11, вуглець, алюміній і кисень. Інша група стержнів з вигоряючим поглиначем 11, включає паливні стержні ядра з урану/циркаллою, модифікованих таким чином, що вони містять невелику кількість природного гадолінію. Можна використати будь-яку кількість та комбінацію стержнів з вигоряючим поглиначем 10 і 11 в залежності від потреби. Наприклад, на фіг. 3 кожний з ОЯО 2 включає 12 стержнів типу СВПВ 10 та 6 стержнів типу "гадоліній/паливо" 11. Обидва типи стержнів з вигоряючим поглиначем мають свої переваги. Так стержні типу СВПВ забезпечують більш рівномірний контроль реактивності до кінця кожного паливного циклу реактора, в той час як стержні типу "гадоліній/паливо" 11 забезпечують значний внесок негативної реактивності в першій третині реакторного циклу. На фіг 4 представлено рівень реактивності К кожного з ОЯО як функцію днів роботи на повну потужність для кожного з варіантів контролю: без поглинача; з поглиначем на основі гадолінію; з поглиначем на основі бору; і комбінованим поглиначем на основі гадолінію і бору. Як показано на фіг. 4, комбінація обох типів поглиначів забезпечує найбільш пологу криву реактивності. Для компенсації надмірної реактивності також можуть бути використані і звичайні контрольні стержні. Крім контрольних стержнів, можуть бути використані стержні для аварійної зупинки реактора і компенсації енергетичних переходів, які є результатом коливань Хе і температурних переходів сповільнювача. Контрольні стержні можна об'єднати в кластери контрольних стержнів (ККС) з 2 контрольними стержнями в одному ККС. Як видно з табл. 1, зовсім необов'язково, щоб кожен ОЯО 2 включав ККС, а розрахунки показують, що Таблиця 1 Параметр Загальна потужність, Мвт теплової енергії Середня щільність енерговиділення, Вт/см3 Середня температура сповільнювача, °С Число ОЯО в активній зоні, шт Число кластерів контрольних стержнів (ККС), шт Число контрольних стержнів в ККС, шт Паливо оболонки Паливо ядра Графік перезавантаження ядра Графік перезавантаження оболонки Ядро 0,3865 11 42847 цілком достатньо помістити один ККС в кожен з 61 ОЯО з 163 ОЯО, які присутні в активній зоні. В процесі експлуатації активної зони 1 легководного торієвого ядерного реактора використовують однократний паливний цикл, в якому всі паливні стержні як зон ядра 5, так і оболонки 6 використовують в активній зоні реактора тільки один раз. Однак, може бути використана унікальна схема керування паливним процесом, при якій паливними елементами ядра і оболонки керують окремо. Наприклад, кожен з паливних стержнів ядра 7 залишається в активній зоні реактора на більше ніж один паливний цикл ядра (приблизно 13 місяців), краще 3 цикли, однак, тільки частину (приблизно 1/3) ядер замінюють в кінці кожного паливного циклу ядра. Місця розташування ОЯО 2 в активній зоні 1 також краще змінювати в кінці кожного паливного циклу для того, щоб поліпшити розподіл енергії в активній зоні. На відміну від цього кожен з паливних стержнів 8 оболонки залишається в своєму ОЯО 2 на весь термін використання оболонки 6, який складає переважно 9 паливних циклів або приблизно 10 років. Така схема керування процесом в поєднанні з розташуванням ядра-оболонки і параметрами активної зони дозволяє утилізувати приблизно 80-90% урану в паливних стержнях 7 ядра перед тим, як вони будуть вилучені з активної зони 1. В результаті, використані паливні стержні 7 ядра не мають ніякої ні економічної ні технічної цінності, оскільки вони містять дуже малу кількість U-235, який в них залишився. Крім того, таке повне спалювання паливних елементів ядра викликає накопичення Рu-238, кількість якого є достатньою для повної денатурації невеликої кількості (приблизно 30 кг на рік) Рu239, який утворюється в ядрі 5. Приблизно 8-9% від всієї кількості плутонію, який утворюється в активній зоні 1, є Рu-238. Завдяки тому, що Рu238 є тепловим генератором, який виробляє приблизно в 300 разів більше теплоти, ніж Рu-239, який є збройовим плутонієм, така велика кількість Рu-238 не допускає того, що плутоній, який виробляється активною зоною реактора, міг би бути згодом використаний для виробництва ядерної зброї. Так, численні дослідження виявили, що такий реакторний плутоній не може бути використаний для військових цілей, навіть при охолодженні зарядів до 0°F, коли вміст Рu-238 дорівнює або перевищує 4,9% ваг. При такій концентрації тепло, яке виробляє Рu-238, приводить до розплавлення вибухових речовин і плутонієве ядро також поступово розплавляється, або принаймні переходить від своєї звичайної альфафази в дельта-фазу. Зміна фаз зменшує його щільність і значно збільшує його критичну масу. Оскільки активна зона 1 реактора не для розповсюдження ядерної зброї виробляє Рu-238 в кількості, яка перевищує 4,9%, це робить плутоній, який вивантажують з реактора, повністю непридатним для виробництва ядерної зброї. Багаторазова періодична схема управління паливом докладно зображена на фіг. 5.1-5.9, де в розрізі представлено приблизно 1/5 ОЯО 2 активної зони 1. Кожна з фіг. 5.1-5.9 показує карту завантаження палива для кожного з дев'яти паливних циклів ядра, які відповідають одному палив ному циклу оболонки. Карта завантаження палива являє собою схему управління паливом, яка включає три компоненти. Це означає, що всі цикли за винятком першого і другого перехідних циклів представляють собою три компоненти для ядра: свіжий, спалений один раз, спалений два рази. Вони позначені, відповідно, як F, О і Т. Іншим важливим фактором, який впливає на схему перезавантаження, є інтенсивне використання вигоряючих поглиначів, які можуть подавляти локальні енергетичні піки. Слід також відзначити, що більшу частину свіжого палива не завантажують по периферії активної зони, а розміщують переважно всередині активної зони в місцях, позначених як 6, 8, 10 і 12, та біля периферійних позицій 20, 21, 23, 26 і 32. Додаткова інформація відносно розміщення стержнів з вигоряючим поглиначем U-Gd і СВПВ всередині активної зони представлена на фіг. 5.1-5.9. Детально розроблена схема розміщення стержнів з вигоряючим поглиначем відображує складність схем перезавантаження і таку конфігурацію елементів, яка відрізняється дуже низьким рівнем витоку. Такі ОЯО, які включають ККС, також позначені як С. На початку роботи активної зони, тобто на першому циклі, завантажують всі свіжі паливні елементи ядра. Для того, щоб досягти прийнятного радіального енерговиділення, використовують уран з трьома рівнями збагачення при різних вагових співвідношеннях. Як зображено на фіг. 5.1, одна третина ОЯО 2 має паливні стержні, які містять 9,5% об. урану, збагаченого до 12% U-235, друга третина ОЯО 12 включає паливні стержні з 14,5% об. урану, збагаченого до вмісту 17% U-235, а остання третина ОЯО включає 17% об. урану, збагаченого до вмісту 20% U-235. Цільове збагачення свіжого палива до 20% вмісту U-235 використовували потім для кожного циклу 3-9. Таким чином, цикли 1-2 є перехідними циклами, в той час як цикли 3-9 є квазіурівноваженими циклами. Збагачення свіжого палива увесь час було на рівні 20%, але вагова доля урану в сплаві U/Zr змінювалась, щоб забезпечити 300 днів роботи при повній потужності, що відповідає одному паливному циклу. Оскільки реактор звичайно не працює увесь цикл на повну потужність, то підраховано, що реальний термін паливного циклу ядра складає приблизно 13 місяців. Даний винахід являє собою активну зону реактора типу "ядро-оболонка", в якому використовують торій як паливо і його значення полягає в тому, що він являє собою економічно життєздатне рішення проблеми нерозповсюдження ядерної зброї і утилізації ядерного палива збройової якості і в той же час - економічно вигідне джерело електричної енергії. Реактор не для розповсюдження ядерної зброї є ідеальним для використання його у менш розвинених країнах, тому що він виключає будь-яку можливість того, що реакторне паливо чи ядерні відходи будуть використані для виробництва ядерної зброї, тому що жодне з них не може бути використане з цією метою. Конструкція активної зони за схемою "ядрооболонка" є необхідною умовою вирішення поставленої задачі. Без цього реактор не для розповсюдження ядерної зброї не буде виконувати свою функцію, тобто буде виробляти відходи, які 12 42847 можуть бути потім використані для виробництва ядерної зброї. Хоча винахід був описаний вище з посиланням на ряд переважних варіантів його втілення, цілком зрозуміло, що можливі і інші варіанти та модифікації, які можна виконати, не виходячи за рамки винаходу, які окреслені в наведеній формулі винаходу. Фіг. 1 13 42847 Фіг. 2 Фіг. 3 14 42847 Фіг. 4 15 42847 Фіг. 5.1 16 42847 Фіг. 5.2 17 42847 Фіг. 5.3 18 42847 Фіг. 5.4 19 42847 Фіг. 5.5 20 42847 Фіг. 5.6 21 42847 Фіг. 5.7 22 42847 Фіг. 5.8 23 42847 Фіг. 5.9 24 42847 __________________________________________________________ ДП "Український інститут промислової власності" (Укрпатент) Україна, 01133, Київ-133, бульв. Лесі Українки, 26 (044) 295-81-42, 295-61-97 __________________________________________________________ Підписано до друку ________ 2002 р. Формат 60х84 1/8. Обсяг ______ обл.-вид. арк. Тираж 50 прим. Зам._______ ____________________________________________________________ УкрІНТЕІ, 03680, Київ-39 МСП, вул. Горького, 180. (044) 268-25-22 ___________________________________________________________ 25