реализуется способ получения энергии при делении ядер в котором быстрые нейтроны замедляют, формируют поле тепловых нейтронов, проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления, снимают энергию деления, характеризующийся тем, что зону деления реактора выполняют без замедлителя, делящееся вещество вводят с концентрацией 235U сравнимой или меньшей, концентрации в природном уране, поток тепловых нейтронов вводят по каналам в делящемся веществе до взаимодействия с ним, снимают энергию деления
Сущность данного способа заключается в том, что веществом замедлителя быстрые нейтроны замедляют, передавая их избыточную энергию ядрам его вещества. Затем, нейтроны, попавшие в область захвата по углам и двигающиеся вдоль каналов из глубины замедлителя, выводят в направлении делящегося вещества, причем зону деления реактора выполняют без замедлителя, делящееся вещество вводят с концентрацией 235U сравнимой или меньшей, концентрации в природном уране. При этом глубоко вводят поток тепловых нейтронов по каналам в делящемся веществе до взаимодействия с ним, увеличивая обратный пробег быстрых нейтронов в нем.На обогащенном уране активная зона реактора на базе ЗФС энергонапряженная, может иметь небольшие размеры, но полезно используется лишь 1 из 2.5 нейтронов.Особый интерес представляет работа реактора на дешевом обедненном уране. При долговременном облучении тепловыми нейтронами исходного делящегося вещества из 238U в нем идет наработка 239Pu с высоким сечением его деления, и равновесная концентрация 239Pu, в долговременных составах, мала, но выход нейтронов из топливного состава формируемого в этом случае на тепловых нейтронах, мал, но положителен. Это является не недостатком, а преимуществом данного реактора, поскольку при эффективном возврате тепловых нейтронов нет необходимости бессмысленно выжигать нейтроны системой СУЗ для обеспечения его безопасной работы.Ввод исходного делящегося вещества с концентрацией близкой или несколько меньшей, чем концентрация 235U в природном уране позволяет в процессе начальной стадии работы реактора сформировать состав для последующей длительной работы с высокой глубиной выгорания топлива в нем - долговременный стационарный состав.При работе в относительно ненапряженном режиме, энерговыделение в делящемся веществе дискового ТВЭЛ составит ≈ 24 Вт/см3. И за 30 лет работы реактора в таком режиме без перегрузки в нем выгорит 25% исходного урана.
Задачей, на решение которой направлена заявленная группа изобретений, является разработка способа и ядерного реактора, для получения энергии в процессе управляемого деления необогащенного ядерного делящегося вещества с высокой глубиной его выгорания.
