Патент №2453936 - Корпусной ядерный прямоточный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления с перегревом пара, и способ его эксплуатации

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.