Устройство для пассивной защиты ядерного реактора

Изобретение относится к системам защиты ядерных реакторов и может быть использовано при создании ядерных реакторов, в частности реакторов на быстрых нейтронах. Устройство пассивного ввода отрицательной реактивности выполнено в виде двух емкостей, расположенных в общем кожухе одна под другой, между емкостями и кожухом сформирована кольцевая полость для протока теплоносителя. В кольцевой полости размещены твэлы, а также средства для формирования потоков теплоносителя для охлаждения твэлов и для нагрева верхней емкости. Верхняя емкость расположена выше активной зоны реактора и разделена внутренней перегородкой на центральную цилиндрическую и кольцевую полости. Перегородка выполнена с низкой теплопроводностью в поперечном направлении. В центральной полости верхней емкости размещен кадмий, а в кольцевой ее полости - ртуть. Нижняя емкость размещена, преимущественно, в активной зоне реактора и заполнена инертным газом. Емкости соединены между собой трубой с перегородкой, выполненной в виде хлопающей предохранительной мембраны. Технический результат – повышение надежности пассивного ввода отрицательной реактивности в различных аварийных режимах. 9 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к системам защиты ядерных реакторов и может быть использовано при создании ядерных реакторов, в частности реакторов на быстрых нейтронах.

В существующих реакторных установках (РУ) с натриевым теплоносителем и в проектах РУ с тяжелым теплоносителем системы управления реактивностью активной зоны основаны, как правило, на использовании поглощающих нейтроны стержней, которые в быстро развивающихся аварийных ситуациях механически вводятся в активную зону реактора с помощью приводов СУЗ или опускаются в активную зону под действием силы тяжести или поднимаются в активную зону за счет силы Архимеда.

Для повышения надежности срабатывания защиты применяют исполнительные устройства, использующие пассивный принцип срабатывания при достижении предельных значений параметров активной зоны, таких как, например, предельно допустимые значения температуры, скорости циркуляции, давления теплоносителя и другое. Срабатывание таких устройств в аварийных ситуациях происходит самопроизвольно и основано на использовании различных физических эффектов, например плавлении, изменении объема или формы, магнитных свойств материалов, из которых выполнены конструктивные элементы устройств (мембраны, сильфоны, плавкие вставки и биметаллические элементы и т.д., см. Журнал «Атомная техника за рубежом», 1988, №1, с. 10-16). Однако для проектируемых реакторов на быстрых нейтронах нового поколения аварийная защита на основе механических стержневых систем не обеспечивает высокой надежности срабатывания. Это обусловлено жесткими условиями функционирования активной зоны при длительном воздействии высоких нейтронных потоков и температур, которые ведут к распуханию материалов и изменению геометрической формы конструктивных элементов активной зоны. Кроме того, на стержни в тяжелых теплоносителях действует значительная выталкивающая сила, усложняющая падение поглощающих стержней в активную зону РУ. В таких условиях использование рабочих органов аварийной защиты в виде поглощающих стержней снижает надежность их аварийного ввода в активную зону реактора для подавления цепной реакции деления.

Известно устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, которое размещено в корпусе тепловыделяющей сборки [RU 20725702]. В соответствии с изобретением в тепловыделяющую сборку реактора БН-600, содержащую головку с отверстиями для теплоносителя, корпус и хвостовик, помещены пучок стержней поглотителя со штоком, радиационные нагреватели в виде укороченных тепловыделяющих элементов и исполнительный механизм, реагирующий на аварийное превышение температуры теплоносителя в диапазоне от 570 до 650°С. В одном из отверстий головки сборки свободно на своей оси установлено коромысло, одно из плеч которого имеет вилочный захват и удерживает за шток пучок стержней поглотителя, а второе плечо введено в отверстие пластины биметаллического элемента, закрепленного на головке. Аварийное повышение температуры теплоносителя в случае отказа систем активной защиты ядерного реактора вызывает изгиб биметаллической пластины, выход из зацепления плеча коромысла с вилочным захватом и сброс с него пучка стержней поглотителя в активную зону для подавления ядерной реакции. Однако геометрические характеристики пучка стержней поглотителя, а также характеристики биметаллических элементов и пороги их срабатывания, существенно изменяются в условиях интенсивного нейтронного облучения и высоких температур теплоносителя, что снижает надежность таких устройств пассивной защиты.

Известно пассивное предохранительное устройство для ядерного реактора, содержащее закрытый герметичный сильфон, заполненный веществом, температура плавления которого соответствует температуре срабатывания устройства (RU 2086009). Один торец сильфона закреплен неподвижно, второй торец связан со спусковым механизмом, а между торцами сильфона размещена сжатая пружина. При расплавлении вещества в случае аварийного увеличения температуры теплоносителя устройство обеспечивает перемещение свободного конца сильфона и срабатывание спускового механизма, которое обеспечивается как за счет упругости сильфона и пружины, так и увеличения объема расплавившегося вещества.

Общими недостатками приведенных выше аналогов в условиях длительного воздействия интенсивного нейтронного облучения и высоких температур теплоносителя является то, что существенно изменяются геометрические характеристики пучка стержней поглотителя, а также деградируют функциональные характеристики биметаллических элементов, сильфонов, пружин и, соответственно, изменяются пороги их срабатывания. Кроме того, для реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым (например, со свинцовым) теплоносителем возникают конструктивные сложности с реализацией падения пучков стержней поглотителя.

Известно пассивное устройство безопасности ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, которое встроено в его тепловыделяющую сборку (US 5333156). Устройство состоит из сформированного внутри корпуса тепловыделяющей сборки в верхней его части кольцевого блока, размещенного на внутренней боковой поверхности корпуса. Кольцевой блок выполнен в виде контактирующего с натриевым теплоносителем перфорированного конверта, внутри которого заключена плавкая матрица, в которой диспергированы частицы материала, поглощающего нейтроны. При повышении температуры теплоносителя выше установленного уровня матрица расплавляется, а диспергированные в ней частицы поглощающих нейтроны материала поступают из перфорированного конверта в активную зону реактора для подавления ядерных реакций. Однако это устройство не может быть использовано для реакторов с тяжелым (например, свинцовым) теплоносителем, т.к. диспергированные относительно легкие частицы поглощающего нейтроны материала будут всплывать в тяжелом теплоносителе и выноситься из тепловыделяющей сборки и активной зоны реактора.

Известно пассивное устройство для аварийного уменьшения реактивности реактора, которое представляет собой размещенный в активной зоне герметичный наружный контейнер цилиндрической формы, в котором вертикально размещены два стержня, а между стержнями размещен герметичный внутренний контейнер (GB 866305). Внутренний контейнер заполнен веществом, например ртутью, которое эффективно поглощает нейтроны и интенсивно испаряется при высоких температурах.

При повышении температуры в активной зоне выше допустимой расширяющиеся стержни разрушают оболочку внутреннего контейнера, поглощающее вещество испаряется и заполняет свободный объем наружного контейнера, что приводит к резкому увеличению поглощения нейтронов. Однако такая конструкция не позволяет обеспечить с необходимой точностью условия аварийного срабатывания пассивного устройства из-за накопления размерных изменений элементов конструкции вследствие процессов радиационного распухания. Кроме того, устройство не обеспечивает введения в активную зону большого количества поглощающего материала, что не позволяет обеспечить необходимых параметров эффективности поглощения нейтронов в случае возникновения аварийных ситуаций.

Известно пассивное предохранительное устройство для ядерного реактора в виде двух расположенных одна под другой и сообщающихся между собой герметичных емкостей (US 4104122), которое является наиболее близким к предлагаемому техническому решению. Верхняя емкость, расположенная вне активной зоны, заполнена жидким поглотителем нейтронов и газом под определенным давлением, а нижняя емкость заполнена газом под определенным давлением. Со стороны днища в нижнюю емкость введен трубопровод, нижний торец которого закрыт урановым донышком, припаянным по периферии к торцу твердым припоем, который расплавляется вследствие разогрева уранового донышка при возникновении реактивностной аварийной ситуации. При разгерметизации донышка давление в нижней емкости падает, а жидкий поглотитель нейтронов самопроизвольно перетекает из верхней емкости в нижнюю, т.е. поступает в активную зону реактора для остановки цепной ядерной реакции. Недостатком устройства является то, что его эффективное срабатывание происходит только при авариях, обусловленных быстрым увеличением плотности нейтронного потока. Для предотвращения аварии, которая обусловлена другими причинами, например, связана с потерей расхода теплоносителя в активной зоне, такое устройство не обеспечивает надежного срабатывания пассивной защиты и остановки реактора.

Задачей изобретения является создание надежного устройства пассивного ввода отрицательной реактивности при возникновении аварийных режимов, обусловленных как быстрым ростом нейтронного потока, так и ростом температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, например, при потере расхода теплоносителя.

Технический результат изобретения состоит в расширении функциональных возможностей устройства пассивного ввода отрицательной реактивности за счет обеспечения его надежного срабатывания в аварийных режимах, обусловленных как всплеском нейтронного потока, так и с ростом температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, например, при потере расхода теплоносителя.

Технический результат изобретения достигается тем, что устройство для пассивной защиты ядерного реактора выполнено в виде двух емкостей, расположенных в общем кожухе одна под другой с формированием между емкостями и кожухом кольцевой полости для протока теплоносителя, верхняя емкость расположена выше активной зоны реактора и снабжена внутренней перегородкой, которая формирует сообщенные в верхней части центральную цилиндрическую и кольцевую полости. Цилиндрическая полость верхней емкости частично заполнена металлическим расплавом, имеющим большое сечение поглощения нейтронов, а кольцевая полость верхней емкости - металлическим расплавом с высоким давлением паров в диапазоне возможных температур теплоносителя. Нижняя емкость размещена преимущественно в активной зоне реактора и заполнена инертным газом, емкости соединены между собой трубой с перегородкой, выполненной в виде хлопающей предохранительной мембраны, причем в кольцевой полости размещены твэлы, а также средства для формирования потоков теплоносителя для охлаждения твэлов и для нагрева верхней емкости.

В частном варианте выполнения устройства перегородка в верхней емкости выполнена двухслойной с газовым теплоизолирующим зазором между слоями для уменьшения ее теплопроводности в поперечном направлении. Такое выполнение верхней емкости позволяет снизить время срабатывания устройства при аварийном повышении температуры теплоносителя за счет сокращения времени нагрева металлического расплава в кольцевой полости верхней емкости и повышения давления паров до срабатывания хлопающей предохранительной мембраны. При этом варианте выполнения устройства ртуть и кадмий размещены по разным объемам верхней емкости, которые в ее верхней части имеют общую паро-газовую подушку. Объем для размещения ртути в кольцевой части емкости существенно меньше объема кадмия в центральной части емкости. Наружная поверхность верхней емкости непосредственно контактирует с потоком горячего теплоносителя, поступающего из кольцевой полости с твэлами. Кольцевая часть верхней емкости с ртутью отделена от центрального объема верхней емкости с кадмием стенкой с газовым теплоизолирующим зазором, что существенно снижает инерционность срабатывания устройства. Это достигается за счет того, что прогрев ртути до предельной температуры и соответствующее повышение давления ее пара, необходимого для разрыва мембраны, в такой конструкции достигает без прогрева всей массы металлического поглотителя.

Средство для формирования потока теплоносителя для охлаждения твэлов может быть выполнено в виде нижней обечайки, размещенной между нижней емкостью и твэлами и снабженной в верхней части поперечной перегородкой центральной части кольцевой полости. В поперечном сечении форма обечайки для формирования потока теплоносителя для охлаждения твэлов преимущественно соответствует форме кожуха устройства, например выполнена в виде шестигранника. Такое выполнение этого элемента конструкции формирует узкий кольцевой поток теплоносителя для охлаждения размещенных в устройстве твэлов, что позволяет сформировать режим охлаждения твэлов и изменение температуры теплоносителя в устройстве в соответствии с режимом охлаждения твэлов и изменение температуры теплоносителя в штатной ТВС.

Средство для формирования потока теплоносителя для нагрева верхней емкости может быть выполнено в виде верхней обечайки, размещенной между верхней емкостью и кожухом и снабженной в нижней части поперечной перегородкой периферийной части кольцевой полости. В поперечном сечении форма обечайки для нагрева верхней емкости преимущественно соответствует форме верхней емкости. Такое выполнение этого элемента конструкции формирует узкий кольцевой поток теплоносителя для нагрева боковой поверхности верхней емкости и металлического расплава с высоким давлением паров при температурах теплоносителя в активной зоне реактора. При этом размещение поперечных перегородок в нижней и верхней обечайках устройства позволяет сформировать рабочий поток теплоносителя в устройстве и направить нагретый теплоноситель из кольцевой полости, в которой размещены твэлы, к боковой поверхности верхней емкости с испаряющимся расплавом. Это позволяет сформировать канал течения теплоносителя в устройстве, в котором изменение температуры теплоносителя соответствует изменению температуры теплоносителя в штатной ТВС. При этом теплоноситель в этом канале непосредственно контактирует с поверхностью верхней емкости, что позволяет осуществить быстрый нагрев испаряющегося расплава при аварийном повышении температуры теплоносителя. Такое выполнение устройства позволяет уменьшить время ввода отрицательной реактивности (снизить его инерционность) и повысить надежность его срабатывания при повышении температуры теплоносителя в активной зоне реактора выше заранее установленного предельного значения.

Полость между нижней емкостью и нижней обечайкой и полость между кожухом и верхней обечайкой сообщены между собой трубчатыми каналами и формируют второй канал течения теплоносителя в устройстве, который служит для отвода части потока теплоносителя, протекающего через кольцевую полость между нижней обечайкой и нижней емкостью, в верхнюю часть устройства, препятствуя его смешению с более горячим потоком теплоносителя, протекающего в первом канале.

Для упрощения размещения устройства в активной зоне ядерного реактора форма и размеры кожуха устройства в поперечном сечении преимущественно соответствуют форме и размерам тепловыделяющей сборки (ТВС) реактора. Например, в случае использования в реакторе ТВС с шестигранными чехлами в поперечном сечении кожух устройства выполняется в форме шестигранника, а в случае использования бесчехловых ТВС квадратной формы кожух устройства выполняется в форме квадрата соответствующих размеров.

Для повышения эффективности остановки реактора на быстрых нейтронах при срабатывании устройства и поступлении металлического расплава с большим сечением поглощения нейтронов, например в виде кадмия, между нижней емкостью и нижней обечайкой продольно размещены трубчатые элементы, содержащие замедлитель нейтронов, например оксид бериллия. Введение такого элемента устройства предназначено для смягчения спектра нейтронов в зоне нижней емкости и повышения эффективности ввода отрицательной реактивности в активную зону реактора при срабатывании устройства и поступлении расплава с большим сечением поглощения нейтронов в нижнюю емкость.

Устройство иллюстрируется рисунками на фиг. 1, фиг. 2 и фиг. 3, на которых приведены некоторые варианты его реализации.

На фиг. 1 приведен продольный разрез устройства в центральной плоскости.

На фиг. 2 приведен поперечный разрез устройства в зоне расположения верхней емкости.

На фиг. 3 приведен поперечный разрез устройства в зоне расположения нижней емкости.

Устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах выполнено в виде верхней емкости (1) и нижней емкости (2), которые расположены в общем кожухе (3) одна под другой. Между емкостями (1) и (2) и кожухом (3) размещены кольцевые полости (4) и (5) для протока теплоносителя (6). Верхняя емкость (1) расположена выше активной зоны (7) реактора и частично заполнена металлическим расплавом (8), имеющим большое сечение поглощения нейтронов, а также металлическим расплавом (9) с высоким давлением паров в диапазоне возможных температур теплоносителя. В соответствии с вариантом выполнения устройства, приведенным на фиг. 1, фиг. 2 и фиг. 3, в качестве металлического расплава (9) использована ртуть, а в качестве металлического расплава (8) использован расплав кадмия.

Нижняя емкость (2) размещена преимущественно в активной зоне (7) реактора и заполнена инертным газом (10). Емкости (1) и (2) соединены между собой трубой (11) с перегородкой, выполненной в виде хлопающей предохранительной мембраны (12).

В приведенном на фиг. 1, фиг. 2 и фиг. 3 варианте выполнения устройства расплав (9) - ртуть и расплав (8) - кадмий размещены по разным объемам верхней емкости (1), а в ее верхней части имеют общую паро-газовую подушку (16). Объем полости (15) для размещения ртути существенно меньше объема полости (14) для кадмия. В верхней емкости (1) размещена внутренняя перегородка (13), которая формирует сообщенные в верхней части центральную цилиндрическую (14) и кольцевую (15) полости. Перегородка (13) выполнена с низкой теплопроводностью в поперечном направлении, например двухслойной с газовым теплоизолирующим зазором (16) между слоями. При таком выполнении верхней емкости (1) в ее центральной полости (14) преимущественно размещается металлический расплав (8) с большим сечением поглощения нейтронов, а в кольцевой полости (15) преимущественно размещается металлический расплав (9) с высоким давлением паров. Такое выполнение устройства позволяет снизить время срабатывания устройства при аварийном повышении температуры теплоносителя. Это достигается за счет того, что в такой конструкции прогрев ртути до предельной температуры и соответствующее повышение давления ее пара до значения, необходимого для разрыва мембраны, достигается без прогрева всей массы металлического расплава (8).

В кольцевой полости (5) размещены твэлы (17), а также средство для формирования потока теплоносителя (6) для охлаждения твэлов (17), которое выполнено в виде нижней обечайки (18), снабженной в ее верхней части поперечной перегородкой (19), которая перекрывает центральную часть кольцевой полости (5). В поперечном сечении форма обечайки (18) преимущественно соответствует форме кожуха (3) устройства, например, выполнена в виде шестигранника. Такое выполнение обечайки (18) формирует узкий кольцевой поток теплоносителя (6) для охлаждения твэлов (17). Это позволяет сформировать режим охлаждения твэлов (17) и изменение температуры теплоносителя (6) в устройстве в соответствии с режимом охлаждения твэлов и изменение температуры теплоносителя в штатной ТВС.

В кольцевой полости (4) размещено средство для формирования потока теплоносителя (6) для нагрева верхней емкости, которое выполнено в виде верхней обечайки (20), размещенной между верхней емкостью (1) и кожухом (3) и снабженной в своей нижней части поперечной перегородкой (21), которая перекрывает периферийную часть кольцевой полости (4). В поперечном сечении форма обечайки (20) преимущественно соответствует форме боковой поверхности верхней емкости (1). Такое выполнение обечайки (20) формирует узкий кольцевой поток теплоносителя (6) для нагрева боковой поверхности верхней емкости (1) и металлического расплава (9). При этом размещение поперечных перегородок (19) и (21) позволяет сформировать поток теплоносителя (6) в устройстве и направить его из кольцевой полости (4), в которой размещены твэлы (17), в полость (5) непосредственно к боковой поверхности верхней емкости (1) для нагрева расплава (9). Такое выполнение устройства позволяет сформировать канал циркуляции теплоносителя в устройстве, в котором изменение его температуры соответствует изменению температуры теплоносителя в штатной ТВС, в том числе и в аварийных ситуациях. Такое выполнение устройства позволяет уменьшить время ввода отрицательной реактивности (снизить его инерционность) и повысить надежность его срабатывания при повышении температуры теплоносителя в активной зоне реактора выше заранее установленного предельного значения.

Полость (22) между нижней емкостью (2) и нижней обечайкой (18) и полость (23) между кожухом (3) и верхней обечайкой (20) сообщены между собой трубчатыми каналами (24) и формируют второй канал для протока теплоносителя в устройстве, который служит для отвода части потока теплоносителя, протекающего через кольцевую полость (22), в верхнюю часть устройства, не допуская его смешения с более горячим потоком теплоносителя, перетекающего из кольцевой полости (4), в которой размещены твэлы (17), в полость (5) и омывающего боковую поверхность верхней емкости (1).

Для упрощения размещения устройства в активной зоне (7) ядерного реактора форма и размеры кожуха (3) устройства в поперечном сечении преимущественно соответствуют форме и размерам тепловыделяющей сборки (ТВС) реактора. Например, в случае использования в реакторе ТВС с шестигранными чехлами в поперечном сечении кожух (3) устройства выполняется в форме шестигранника, а в случае использования бесчехловых ТВС квадратной формы кожух (3) устройства выполняется в форме квадрата соответствующих размеров.

Для повышения эффективности остановки реактора при срабатывании устройства и поступлении металлического расплава (8), в частности, в виде изотопов кадмия ¹¹¹Cd и/или ¹¹³Cd, между нижней емкостью (2) и нижней обечайкой (18) продольно размещены трубчатые элементы (25), содержащие замедлитель нейтронов, например оксид бериллия. Введение замедлителя предназначено для смягчения спектра нейтронов в зоне нижней емкости (2) и повышения эффективности ввода отрицательной реактивности в активную зону (7) реактора.

Устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, представленное на фиг. 1, фиг. 2 и фиг. 3, работает следующим образом. В нормальном режиме работы реактора цилиндрическая полость (14) верхней емкости (1) заполнена расплавом кадмия, кольцевая полость (15) заполнена ртутью, а нижняя емкость (2) заполнена инертным газом. Давление паров ртути в парогазовой подушке (16) в верхней части емкости (1) при рабочих температурах теплоносителя (6) ниже давления срабатывания хлопающей предохранительной мембраны (12). При возникновении аварийных режимов, обусловленных быстрым ростом нейтронного потока или потерей расхода теплоносителя, теплоноситель (6) в кольцевой полости (22) нагревается выше предельно допустимой температуры и поступает в кольцевую полость (23) к боковой поверхности верхней емкости (1). Ртуть в кольцевой полости (15) нагревается до температуры, при которой давление ее паров в верхней части (16) емкости (1) сравнивается с давлением срабатывания хлопающей предохранительной мембраны (12), которая резко изменяет свою форму и разрушается при взаимодействии с иглой (26). Расплав кадмия (8) самотеком сливается через трубу (11) в нижнюю емкость (2), а инертный газ из емкости (2) поступает в верхнюю емкость (1). В результате поступления расплава с большим сечением поглощения нейтронов в емкость (2), размещенную в активной зоне (7), цепная ядерная реакция прекращается, реактор переводится в подкритическое состояние и реализуется защита ядерного реактора.

Практическое использование устройства в реакторах на быстрых нейтронах нового поколения позволяет получить следующие преимущества:

- для всех исходных событий в реакторной установке, связанных с быстрым вводом положительной реактивности или потерей охлаждения (расхода теплоносителя) в активной зоне, срабатывание системы остановки реактора, использующей предлагаемое устройство пассивной защиты, приведет к прекращению цепной реакции деления в активной зоне при достижении теплоносителем заранее определенной и верифицированной в экспериментах температуры на выходе из активной зоны;

- устройство обладает высокой степенью надежности и готовности к срабатыванию, поскольку не имеет внешних источников энергии и информационных сигналов для срабатывания, не имеет активно или пассивно движущихся механических частей, которые могут заклинить и привести к отказу срабатывания; энергия, которая вызывает срабатывание устройства (рост температуры теплоносителя), выделяется в процессе, который устройство должно предотвратить;

- обладая такой степенью надежности, устройство сработает и в случаях, когда исходные события сопровождаются множественными отказами других защитных систем и устройств.

1. Устройство для пассивной защиты ядерного реактора выполнено в виде двух емкостей, расположенных в общем кожухе одна под другой, между емкостями и кожухом сформирована кольцевая полость для протока теплоносителя, верхняя емкость расположена выше активной зоны реактора и снабжена внутренней перегородкой, которая формирует сообщенные в верхней части центральную цилиндрическую и кольцевую полости, цилиндрическая полость частично заполнена расплавом кадмия, а кольцевая полость - расплавом ртути, нижняя емкость размещена преимущественно в активной зоне реактора и заполнена инертным газом, емкости соединены между собой трубой с перегородкой, выполненной в виде хлопающей предохранительной мембраны, причем в кольцевой полости для протока теплоносителя размещены твэлы, а также средства для формирования потоков теплоносителя для охлаждения твэлов и для нагрева верхней емкости.

2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что стенка внутренней перегородки выполнена двухслойной с газовым теплоизолирующим зазором между слоями.

3. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что средство для формирования потока теплоносителя для охлаждения твэлов выполнено в виде нижней обечайки, размещенной между нижней емкостью и твэлами и снабженной в верхней части поперечной перегородкой центральной части кольцевой полости.

4. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что средство для формирования потока теплоносителя для нагрева верхней емкости выполнено в виде верхней обечайки, размещенной между верхней емкостью и кожухом и снабженной в нижней части поперечной перегородкой периферийной части кольцевой полости.

5. Устройство по п. 3 или 4, отличающееся тем, что полость между нижней емкостью и нижней обечайкой и полость между кожухом и верхней обечайкой сообщены между собой, по крайней мере, одним трубчатым каналом.

6. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что в поперечном сечении форма и размеры кожуха преимущественно соответствуют форме и размерам тепловыделяющей сборки реактора.

7. Устройство по п. 6, отличающееся тем, что в поперечном сечении кожух выполнен в форме шестигранника.

8. Устройство по п. 7, отличающееся тем, что в поперечном сечении форма обечайки для формирования потока теплоносителя для охлаждения твэлов преимущественно соответствует форме кожуха устройства.

9. Устройство по п. 8, отличающееся тем, что в поперечном сечении форма обечайки для нагрева верхней емкости преимущественно соответствует форме верхней емкости.

10. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что между нижней емкостью и средством для формирования потока теплоносителя для охлаждения твэлов размещены продольные трубчатые элементы с замедлителем нейтронов, например с оксидом бериллия.