Реактори на швидких нейтронах

Один из центральных моментов, в значительной степени определяющих конструкцию реакторов на быстрых нейтронах, — выбор теплоносителя. Теплоноситель реактора на быстрых нейтронах должен:

- слабо замедлять нейтроны,

- иметь малую наведенную активность,

- быть радиационно-стойким;

- иметь высокую теплоемкость (уменьшение подогрева теплоносителя в АЗ - улучшение температурного режима работы конструкции в переходных процессах);

- иметь высокую теплопроводность (уменьшение перепада между температурой оболочки и теплоносителя - снижение температуры конструкционных материалов);

- иметь умеренную вязкость (высокое число Rе потока при невысокой линейной скорости течения и малых размерах каналов охлаждения - уменьшение затрат мощности на прокачку теплоносителя, уменьшение скоростного напора теплоносителя и его воздействия на элементы конструкции, снижение опасности вибрации конструкции),

- иметь высокую температуру кипения при атмосферном давлении (использование низкого давления),

- иметь высокую термостойкость;

- быть совместимым с конструкционными материалами, топливом, рабочим телом системы электрогенерирования.

На первых этапах разработки реакторов на быстрых нейтронах были исключены из числа возможных теплоносителей водяной пар и углекислый газ, ртуть и литий, калий и эвтектика натрий — калий и выбраны натрий, гелий, в дальнейшей перспективе - диссоциирующие газы, расплав Pb (Pb-Bi) солей.

Натрий из всех щелочных металлов обладает наибольшей теплопроводностью, достаточно высокой теплоемкостью, относительно невысокой температурой плавления, высокой температурой кипения. Затраты мощности на прокачку натрия невелики. Среди недостатков натрия можно отметить высокую активацию при прохождении активной зоны; способность замедлять нейтроны, что в случае потери теплоносителя из активной зоны приводит к изменению реактивности реактора; взаимодействие с водой с выделением водорода и большого количества тепла.

Исследования коррозионной стойкости конструкционных материалов в среде натрия показали, что при ограничении содержания примесей, особенно примеси кислорода, до 5-10^-4 % и менее работоспособность конструкций из нержавеющих сталей или никелевых сплавов определяется уже не процессами коррозии или массопереноса по контуру, а лимитируется прочностными свойствами материалов и их поведением в условиях реакторных излучений. Скорость натрия в активной зоне ограничена ~10 м/с. из-за вибрации твэлов и эрозионного износа оболочек. В совокупности с определенным подогревом теплоносителя в активной зоне, лимитируемым циклом преобразования энергии и экономическими соображениями, ограничение скорости теплоносителя приводит к уменьшению максимальной длины твэла. Поэтому очевидно, что с увеличением мощности реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем его активная зона становится более уплощенной.

Гелий — наиболее подходящий газообразный теплоноситель для реактора на быстрых нейтронах. Он обладает достаточно высокими теплофизическими свойствами; термически и радиационно стоек, не активируется под облучением, слабо замедляет нейтроны. Следствием последнего оказывается то, что спектр нейтронов в реакторах на быстрых нейтронах с гелием более жесткий по сравнению со спектром в натриевых реакторах, а КВ увеличивается на 0,1—0,15 при прочих равных условиях. Однако из-за низкой плотности при нормальных условиях гелий необходимо использовать при высоком давлении, чтобы сделать приемлемыми затраты мощности на его циркуляцию.

В качестве теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах рассматриваются также диссоциирующие газы, например 4-окись азота.

За счет тепловых эффектов реакции диссоциации значительно повышается эффективная теплопроводность и теплоемкость диссоциирующих теплоносителей, увеличивается коэффициент теплоотдачи. Затраты мощности на прокачку четырехокиси азота снижаются в 7—8 раз по сравнению с гелием. Использование диссоциирующего теплоносителя позволяет несколько снизить давление в корпусе реактора. Существенный недостаток этих теплоносителей — высокая токсичность.

В построенных энергетических реакторах на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя используется пока только жидкий натрий.

6.1 Реактори на швидких нейтронах з Na-теплоносієм

Реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем имеют трехконтурную систему отвода тепла. Теплоносителем пер­вого и второго контуров является натрий. Давление натрия во втором контуре выбирается несколько большим, чем в первом, что исключает утечки радиоактивного натрия из первого контура во второй. Теплоноситель третьего контура — вода и пар. Теплооб­мен между теплоносителями контуров осуществляется последова­тельно в промежуточном (натрий — натрий) теплообменнике и в парогенераторе (натрий — вода). При трехконтурной схеме нат­рий первого контура, охлаждающий активную зону, отделен от теплоносителя (воды) контура преобразования энергии двумя стенками — поверхностями теплообменника и парогенератора. Это повышает надежность системы, так как при эксплуатации в трех­контурной схеме практически исключается попадание воды в пер­вый контур

Реакторы на быстрых нейтронах выполняются корпусными. В корпусе размещены активная зона, зона воспроизводства, хранилище системы перегрузки, нейтронная и тепловая защиты и т. п. Корпус выполняет функции удержания теплоносителя, совместно с другими элементами формирует тракты системы охлаждения, используется для размещения приводов механизмов СУЗ и других агрегатов. Конструкция корпуса зависит от принятой компоновки оборудования первого контура. Используют петлевую и интегральную схемы компоновки. В петлевой компоновке теплообменник и циркуляционный насос имеют отдельные корпуса, соединяемые с корпусом реактора трубопроводами. В интегральной компоновке наличие отдельных корпусов необязательно: теплообменник и насос заключены в кожухи, направляющие поток теплоносителя, и помещены в общем с активной зоной корпусе, заполненном натрием.

Схемы первого контура при петлевой компоновке натриевого реактора:

1 — корпус реактора; 2 — активная зона; 3— насос; 4— промежуточный теплообменник; 5 — направляющий кожух холодного теплоносителя

Достоинства схемы а) - низкая температура корпуса реактора, свободная для размещения системы перегрузки и органов регулирования верхняя часть активной зоны. Однако, нисходящее течение теплоносителя через активную зону и относительно высокое давление инертного газа (давление натрия над зоной должно обеспечивать преодоление ее гидравлического сопротивления) делают нецелесообразным использование этого варианта. В схеме б) давление газа ниже. Выбором конструкции поверхности нагрева гидравлическое сопротивление теплообменника может быть сделано малым (около 0,1 МПа), что определяет избыточное давление в газовой подушке. Недостаток этой схемы — контакт высокотемпературного натрия со стенками корпуса может быть устранен охлаждением стенок корпуса холодным натрием – схема в).

Схема первого контура при интегральной компоновке натриевого реактора:

1 – корпус;

2 - насос;

3 — уровень натрия;

4 - бак горячего натрия;

5 - промежуточный теплообменник;

6 — активная зона;

7 - напорная камера

Во всех вариантах компоновки оборудования первого контура насос размещен на «холодной» нитке, благо-даря чему уменьшаются затраты мощности на циркуляцию, облегчаются условия работы циркулятора, уменьшается вибрация труб теплообменника, меньше изменяется температура теплоносителя в переходных режимах в результате демпфирующей роли теплообменника. К достоинству такого решения следует отнести также снижение давления в теплообменнике (приблизительно на 0,1 МПа), что позволяет уменьшить давление во втором контуре. Недостатками размещения насоса на холодной ветви в точке с минимальным давлением натрия являются повышение давления в газовой подушке по условиям обеспечения запаса до кавитации и рост поверхности промежуточного теплообменника из-за необходимости снизить его сопротивление по теплоносителю первого контура.

Схема реактора БН-350:

1— корпус реактора;

2 — большая поворотная пробка;

3 — малая поворотная пробка;

4 — колонна с механизмами СУЗ;

5 — механизм передачи ТВС;

6 — перегрузочный бокс;

7 — элеватор загрузки-выгрузки;

8— верхняя неподвижная защита;

9 — механизм перегрузки;

10 — активная зона;

11 —опора реактора;

12 — боковая защита

Реактор БН-350 выполнен с раздельным размещением оборудования, т. е. по петлевой схеме. Корпус реактора представляет собой сосуд с различным по высоте диаметром; наибольший диаметр равен 6,0 м, высота корпуса 13,0 м, толщина стенки 30 мм. В средней части корпуса (т.н. опорный пояс) имеется фланец, через который усилие передается на роликовые опоры, установленные на сварную металлоконструкцию. Нижняя часть корпуса (диаметр 2,2 м, толщина стенки 40 мм) образует напорную камеру. К ней крепится напорный коллектор, на котором смонтированы активная зона, зона воспроизводства, внутреннее хранилище отработавших сборок, нейтронная защита. Коллектор состоит из двух горизонтальных плит, соединенных между собой двумя обечайками (внутренней и периферийной) и дроссельными втулками. Объем, ограниченный внутренней обечайкой, является коллектором высокого давления, который питает теплоносителем сборки активной зоны и наиболее теплонапряженные сборки боковой зоны воспроизводства (первые два ряда). Объем, заключенный между внутренней и периферийной обечайкими, является коллектором низкого давления. Из коллектора высокого давления натрий через дроссельные устройства поступает в коллектор низкого давления и оттуда подается на охлаждение остальных сборок боковой зоны воспроизводства и хранилища. На верхней части корпуса установлены две поворотные пробки, обес-печивающие наведение механизма перегрузки. Газовая полость над уровнем натрия в корпусе реактора заполнена аргоном под давлением 0,19 МПа. С внутренней стороны корпус имеет тепловую защиту из листов нержавеющей стали (общая толщина 75 мм), а снаружи окружен защитным кожухом толщиной 10 мм во избежание утечки натрия при разгерметизации корпуса.

Активная зона реактора диаметром 1,5 м и высотой 1,06 м набрана из 201 шестигранной ТВС с топливом из двуокиси обогащенного урана и воспроизводящим материалом, образующим верхнюю и нижнюю торцевые зоны воспроизводства (высотой по 0,6 м). Активная зона окружена боковой зоной воспроизводства высотой 2,1 м, толщиной 0,45 м, набранной из 440 ТВС таких же размеров, что и ТВС активной зоны. За боковой зоной воспроизводства расположено внутреннее хранилище выгоревших ТВС активной зоны, рассчитанное на возможность расхолаживания 41 ТВС в период между перегрузками. Далее в радиальном направлении следует нейтронная защита толщиной 200 мм, набранная из шестигранных стальных болванок. 12 ячеек активной зоны заняты органами управления реактором.

Шестигранная ТВС активной зоны содержит 169 твэлов с топливом, расположенных с шагом 6,95 мм. С обоих торцов ТВС установлено по 37 твэлов диаметром 12 мм и толщиной оболочки 0,4 мм, содержащих двуокись обедненного урана и образующих нижнюю и верхнюю торцевые зоны воспроизводства. Дистанциони- рование твэлов в пучке осуществляется навитой проволокой. Пристеночные твэлы дистанционируются лентой эллиптического сечения, что позволяет значительно снизить температурную неравномерность по периметру этих твэлов.

Сборки боковой зоны воспроизводства содержат по 37 твэлов диаметром 14,2 мм и высотой 2400 мм из двуокиси обедненного урана. Оболочки этих твэлов имеют толщину 0,5 мм. Дистанционирование осуществляется тремя спиральными ребрами, расположенными на оболочке твэла.

СУЗ реактора БН-350 содержит 12 стержней: два борных стержня автоматического регулирования (АР); три борных стержня АЗ; один борный стержень для компенсации температурного и мощностного эффектов реактивности и шесть компенсирующих кассет для компенсации потери реактивности при выгорании. В борных стержнях использован карбид бора, обогащенный до 60% по ¹⁰В. Компенсирующие кассеты состоят из двух частей: поглощающей — из окиси обедненного урана и топливной — из твэлов активной зоны.

Схема реактора БН-600:

1 — фундамент;

2 — катковые опоры;

3 — опорное кольцо.

4— опорный пояс;

5 — корпус,

6 — циркуляционный насос,

7 — электродвигатель насоса,

8 — поворотные пробки;

9 — верхняя неподвижная защита;

10 — центральная колонна с механизмами СУЗ;

11 — промежуточный теплообменник;

12 — механизм перегрузки;

13 — нейтронная защита;

14 — активная зона;

15 — зона воспроизводства;

16 — напорная камера;

17 — защитный кожух с теплоизоляцией;

18 — барабан отработавших ТВС,

19 — перегрузочный бокс;

20 — механизм передачи ТВС;

21 — барабан свежих ТВС

Атомная энергетическая установка с реактором на быстрых нейтронах БН-600 тепловой мощностью 1480 МВт вступила в строй на Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова в 1980 г. Натрий первого контура, проходя активную зону, нагревается с 377 до 550 °С и отдает тепло в промежуточных теплообменниках натрию второго контура, температура которого изменяется с 322 °С на входе в теплообменники до 520 °С на выходе из них. Передача тепла от натрия второго контура к воде для производства пара в парогенераторах осуществляется по трем автономным петлям второго контура. Три парогенератора обеспечивают паром (давление 14,0 МПа и температура 505 °С) три серийных турбогенератора мощностью 200 МВт (эл.) каждый.

Корпус реактора и компоновка внутрикорпусных устройств. Реактор БН-600 выполнен по интегральной схеме. Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней частью. Цилиндрическая часть корпуса соединена с эллиптическим днищем с помощью сварки через опорное кольцо. На кольцо установлена металлоконструкция коробчатого типа — опорный пояс, на котором крепится основное оборудование первого контура: напорная камера со смонтированными на ней активной зоной, зоной воспроизводства, хранилищем, внутрикорпусная нейтронная защита, промежуточные теплообменники и циркуляционные насосы первого контура. Вес корпуса и всего размещенного в нем оборудования через опорное кольцо передается на катковые опоры, закрепленные в фундаменте. Опорный пояс — основная силовая конструкция внутри корпуса — имеет систему радиальных ребер, которые образуют в нижней части корпуса три сливные камеры. Корпус реактора заключен в защитный кожух. Пространство, заключенное между ними, используется при разогреве корпуса газом перед заполнением его натрием. Внутрикорпусная нейтронная защита, размещенная на опорном поясе, состоит из цилиндрических стальных экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем.

В верхней конической части корпуса реактора имеется шесть отверстий для установки шести промежуточных теплообменников и три отверстия для прохода опорных кессонных обечаек, на которые устанавливаются три насоса первого контура. Компенсация разности тепловых расширений между этими обечайками и стаканами для теплообменников, с одной стороны, и корпусом и страховочным кожухом — с другой, осуществляется сильфонными компенсаторами. Кроме того, верхняя коническая часть корпуса служит опорой для поворотных пробок, с помощью которых наводится механизм перегрузки. Герметичность установки пробок на коническую часть корпуса обеспечивается замерзающим уплотнением из сплава олово — висмут. Внутренний объем поворотных пробок заполнен слоями стали и графита, поэтому одновременно они служат биологической защитой. Все газовые полости над уровнем натрия в корпусе реактора и в насосах заполнены аргоном под давлением 0,14 МПа и соединены между собой.

Теплоноситель внутри корпуса циркулирует следующим образом. От каждого из трех циркуляционных насосов по двум напорным трубопроводам (диаметр 630 мм, толщина стенок 13 мм) натрий поступает в напорную камеру, откуда основная его часть идет снизу вверх на охлаждение ТВС активной зоны и боковой зоны воспроизводства. Другая часть потока «холодного» натрия направляется на охлаждение корпуса реактора, хранилища отработавших ТВС, виутрикорпусной нейтронной защиты. Нагретый натрий через проход в нейтронной защите поступает в шесть промежуточных теплообменников, где опускается по межтрубному пространству, отдавая тепло натрию второго контура, протекающему по трубам вверх. После теплообменников натрий первого контура попадает в три сливные камеры, каждая из которых объединяет выходы из двух теплообменников и соединена со всасывающей линией одного из трех насосов. Таким образом, движение теплоносителя первого контура разделено на три параллельных потока, к каждому из которых относятся два теплообменника, сливная камера и циркуляционный насос с напорным трубопроводом.

АЗ (диаметр 2,05 м, высота 0,75 м) и зона воспроизводства (толщина 0,4 м) установлены на напорной камере и набраны из шестигранных кассет с размером под ключ 96 мм и с шагом 98 мм. Активная зона состоит из 370 кассет с ядерным топливом и воспроизводящим материалом, образующим торцевые зоны воспроизводства, 26 стержней системы СУЗ и одной кассеты с фото-нейтронным источником. Выравнивание тепловыделения по радиусу активной зоны осуществляется загрузкой кассет с различным обогащением горючего (21,0 и 29,4%): 162 периферийные кассеты активной зоны образуют зону большого обогащения, остальные входят в центральную зону малого обогащения. Активная зона по периметру окружена боковой зоной воспроизводства, состоящей из сборок, запененных двуокисью обедненного урана.

За зоной воспроизводства расположено внутреннее хранилище кассет на 126 ячеек, предназначенное для расхолаживания кассет, извлеченных из АЗ, перед их выгрузкой из реактора.

Кассеты активной зоны содержат 127 твэлов, расположенных по треугольной решетке с шагом 7,95 мм. Дистанционирование твэлов осуществляется с помощью проволоки, навиваемой на оболочку. Пристеночные твэлы дистанционируются лентой эллипсного сечения.

Кассета боковой зоны вопроизводства содержит 37 твэлов. Наружный диаметр оболочки этих твэлов равен 14,2 мм, толщина— 0,4 мм. Оболочка выполнена в виде трехреберной трубки с диаметром по ребрам 15,25 мм.

Система управления и защиты. СУЗ реактора БН-600 состоит из трех частей:

1) системы компенсации изменений реактивности (компенсация выгорания, температурных и мощностных эффектов), включающей в себя 18 исполнительных органов, расположенных двумя кольцами (первое кольцо содержит 6 исполнительных органов, второе—12);

2) системы АР, состоящей из двух стержней, расположенных в двух ячейках центральной части зоны малого обогащения;

3) системы АЗ, состоящей из шести стержней, расположенных между первым и вторым кольцами компенсирующих стержней.

В систему перегрузки кассет входят следующие устройства: две поворотные пробки (большая и эксцентрически на ней установленная малая), два механизма перегрузки (эксцентрически расположенные на малой поворотной пробке на разных расстояниях от центра), два элеватора (загрузки и выгрузки), перегрузочный бокс с механизмом передачи кассет и два передаточных барабана (один — для свежих, другой для отработавших кассет). С помощью механизма перегрузки кассета устанавливается в гнездо каретки элеватора и перемещением каретки по наклонной направляющей поднимается из внутреннего хранилища к механизму передачи кассет и обратно. Механизм передачи кассет расположен в герметичном перегрузочном боксе. Он осуществляет транспортировку кассет из гнезд каретки элеваторов в передаточные барабаны и обратно.

Перенос кассет внутри реактора производится в среде теплоносителя. Транспортировка кассет из реактора в передаточный барабан происходит в среде инертного газа. Продолжительность работы реактора между перегрузками составляет 150 сут. Каждый раз при перегрузке в активной зоне заменяется 124 кассеты.

6.2 Реактори на швидких нейтронах з Не-теплоносієм

Реакторы на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением имеют ряд преимуществ по сравнению с натриевыми. Это прежде всего возможность увеличения КВ за счет лучших нейтронно-физических свойств; практическое отсутствие активации теплоносителя, что существенно упрощает обслуживание и ремонт оборудования первого контура; хорошая совместимость с конструкционными материалами и топливом; более высокие параметры термического цикла и т. п. Реакторы на быстрых нейтронах имеют два контура отвода тепла: первый — с гелием, второй — с водой и водяным паром. В принципе возможно создание одноконтурной установки с газовой турбиной. Все это значительно снижает капитальные затраты на создание установки с таким реактором. Однако использование гелия в реакторах на быстрых нейтронах, характеризующихся большой энергонапряженностью, требует значительного повышения давления теплоносителя (до 10,0— 15,0 МПа), что усложняет проблему создания металлического корпуса для реактора и задачу аварийного охлаждения при потере теплоносителя. Проблема создания корпуса была решена использованием корпусов из ПНЖБ. Вероятность внезапного разрушения бетонного корпуса и разрыва герметизирующей оболочки ничтожно мала. Поэтому такую аварию утечки гелия из корпуса можно не рассматривать с учетом динамики развития трещин в железобетонном корпусе.

Более вероятны нарушения теплоотвода, связанные с выходом из строя газодувок и их обесточиванием. Для снижения последствий таких нарушений в гелиевых реакторах на быстрых нейтронах предусмотрены как минимум две независимые системы охлаждения: основная и вспомогательная. Основная система охлаждения выполнена из нескольких параллельных петель. Каждая петля подключена к узлам, подводящим и отводящим теплоноситель от активной зоны, параллельно с другими, что позволяет обеспечить съем тепла с зоны даже при одной работающей петле. Обычно число петель выбирается большим или равным трем.

Вспомогательная система охлаждения обеспечивает отвод тепла из реактора к парогенератору, охлаждаемому технической водой, за счет естественной циркуляции гелия или с помощью газодувки с независимым приводом. Вспомогательная система охлаждения имеет обычно две-три петли.

Для реакторов на быстрых нейтронах с гелиевым теплоносителем рассматриваются в основном два типа твэлов: стержневые и микротвэлы — небольшие сферические топливные частицы с покрытием. Стержневые твэлы имеют шероховатость на наружной поверхности оболочки. Шероховатость в виде кольцевых выступов высотой до 0,15 мм, шириной 0,3 мм с шагом 1 —1,2 мм увеличивает коэффициент теплоотдачи вдвое. При этом одновременно растет гидравлическое сопротивление шероховатого участка (в 3 раза). Тем не менее такое решение оказывается энергетически более выгодным, чем увеличение коэффициента теплоотдачи за счет форсирования скорости. Шероховатость наносится примерно на 2/3 длины активной части твэла со стороны выхода теплоносителя.

Для снижения давления газообразных осколков деления может быть рассмотрен вариант твэла с отсосом газа по специальному каналу, так как использование негерметичного твэла в гелиевом реакторе приводит к существенному повышению активности контура. В таких твэлах продукты деления из оболочки твэла через каналы в торцевых заглушках и опорной решетке направляются в фильтр, затем в отсосные каналы опорной решетки. При переходе из хвостовика кассеты в опорную плиту продукты деления разбавляются гелием, что обеспечивает их быстрый вывод из активной зоны и предотвращает выпадение конденсирующихся компонентов в тракте отсоса. Наряду с разгрузкой оболочки от разности давлений это позволяет избежать утечки продуктов деления из твэлов даже при разгерметизации оболочки.

Микротвэлы охлаждаются протекающим через их слой потоком теплоносителя, что приближает температуру теплоносителя к допустимой температуре микротвэла. Ограничение гидравлического сопротивления уменьшает толщину слоя микротвэлов до нескольких десятков сфер по ходу теплоносителя.

Схема реактора GCFR-300 (США):

1 — корпус из ПНЖБ;

2 —тепловая защита;

3 — активная зона;

4 — теплообменник вспомогательной петли;

5 — газодувка вспомогательной петли;

6 — СУЗ;

7 —газодувка основной петли;

8 — парогенератор;

9 — верхняя камера;

10 — нижняя камера;

11 — перегрузочный механизм

Проект демонстрационной АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 300 МВ.т (эл.) разработан фирмой «Галф дженерал атомик». В первом контуре теплоноситель— гелий при давлении 8,5 МПа, во втором контуре — вода и пар. Первый контур состоит из трех основных петель. В каждой из них гелий, выходя из реактора при температуре 542 °С, попадает сначала в пароперегреватель, затем в парогенератор. После парогенератора газодувкой гелий с температурой 313°С возвращается в реактор. Во втором контуре вода с температурой 210°С поступает в парогенератор, который производит пар с температурой 468 °С и давлением 20,0 МПа. Этот пар поступает на паровую турбину которая приводит в движение газодувку основной петли, а после нее с параметрами Т = 360°С и р = 9,2 МПа направляется в пароперегреватель. На основную турбину поступает пар с температурой 495°С и давлением 8,4 МПа.

Реактор и все оборудование первого контура размещено в корпусе из ПНЖБ.

Система охлаждения реактора содержит три основные петли и три вспомогательные (см. рис.). Вспомогательные петли, в каждую из которых входят газодувка и теплообменник, предназначены для расхолаживания реактора во время его длительной остановки. Три основные петли, образующие первый контур реактора, включают в себя газодувки и парогенераторы и предназначены для охлаждения реактора при работе на номинальной мощности и передачи тепла теплоносителю второго контура. Газодувка основной петли приводится в движение паровой турбиной, а газодувка вспомогательной петли — электроприводом. Парогенераторы, теплообменники и газодувки размещены в шести вертикальных полостях в стене корпуса из ПНЖБ, окружающих активную зону. Стены бетонного корпуса защищены от воздействия излучения активной зоны тепловой защитой, состоящей из двух слоев: первый набран из стальных блоков, второй — из полых стальных цилиндров, заполненных графитом.

Газодувки нагнетают гелий в верхнюю камеру над активной зоной, откуда он направляется вниз для охлаждения ТВС и сборок зоны воспроизводства (небольшая часть гелия направляется на охлаждение тепловой защиты). Выходящий из активной зоны нагретый гелий собирается в нижней камере и из нее поступает в парогенераторы. В парогенераторах гелий сначала проходит по центральной трубе вверх, затем вниз, омывая пучки труб, далее вокруг оболочек с пучками труб поднимается вверх к газодувкам, которые, обеспечивая необходимый напор, нагнетают гелий в верхнюю камеру.

Активная зона набрана из 118 ТВС шестигранной формы, которые закреплены в верхней несущей плите. Активную зону окружают два ряда, из 93 сборок, образующие боковую зону воспроизводства. Все сборки имеют одинаковые размеры и геометрию: длину 3050 мм и размер под ключ 165 мм. Шаг расположения сборок в зоне равен 171 мм. Толщина стенки чехла сборки 1,15 мм. Каждая ТВС содержит 270 твэлов. Твэл представляет собой стерженьковый элемент: втулки из смеси двуокиси урана и двуокиси плутония заключены в стальную оболочку с наружным диаметром 7,2 мм и толщиной стенки 0,5 мм. В данном реакоре применены вентилируемые твэлы, благодаря чему давление внутри оболочек твэлов становится примерно на 0,2 МПа ниже давления теплоносителя в активной зоне. Для улавливания продуктов деления имеются ловушки из древесного угля в каждом твэле и вторичная кольцевая ловушка в верхней части сборки. В центральной трубке содержатся выводы от термопары, предназначенной для измерения температуры гелия на выходе из сборки.

Для выравнивания энерговыдёления по радиусу в активной зоне выделены четыре подзоны с разным обогащением по плутонию: от 14,7 % в центре до 22,1 % на периферии. Коэффициент неравномерности энерговыделения по радиусу при этом равен 1,3. Для обеспечения необходимого расхода гелия через сборку в ее нижней части установлено дроссельное устройство.

Сборки зоны воспроизводства содержат 127 элементов (большего диаметра по сравнению с твэлами ТВС), содержащих таблетки из двуокиси обедненного урана.

Перегрузка реактора осуществляется снизу с помощью перегрузочной машины.

СУЗ состоит из 27 управляющих сборок, которые по форме аналогичны ТВС. Приводы СУЗ расположены над реактором. Все управляющие сборки делятся на две группы: 21 стержень управления и 6 стержней АЗ.