RU2218612C2 - Fuel cycle control method for pressure-tube reactor - Google Patents

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; optimization of nuclear fuel burn-up process. SUBSTANCE: proposed method for controlling fuel charging processes within reactor implies organization of reactor core in the course of its charging, discharging and program-controlled displacement of fuel assemblies using uranium fuel originally enriched to 2.4% for U²³⁵ and of those using uranium-erbium fuel enriched to 2.6% for U²³⁵ with Eг¹⁶⁷ content of 0.41%. Displaced to peripheral process channels of reactor core are either uranium fuel assemblies where fuel burn-up amounted to 2 800 - 2 900 MW a day per fuel assembly and their discharge is made at burn-up of 3 100 MW a day per fuel assembly or uranium-erbium fuel assemblies where fuel burn-up is 3 100 - 3 200 MW a day per fuel assembly and they are discharged as soon as fuel burn-up reaches 3 500 MW a day per fuel assembly. Peripheral process channels are disposed in area confined within 0.9 1.0 of reactor core radius. EFFECT: enhanced burn-up of fuel assemblies with specified safety level maintained; reduced operating time of fuel assemblies in reactor. 1 cl

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способу управления внутриреакторными процессами в канальных реакторах формированием загрузки канального ядерного реактора, и может быть использовано для оптимизации процесса выгорания ядерного топлива. The invention relates to the field of nuclear energy, in particular to a method for controlling intra-reactor processes in channel reactors by generating a channel nuclear reactor load, and can be used to optimize the process of burning nuclear fuel.

Одной из важных характеристик, определяющих эффективность использования ядерного топлива на АЭС, является глубина выгорания топлива. На реакторе, работающем в режиме непрерывных перегрузок, для компенсации выгорания тепловыделяющих сборок (ТВС) в активной зоне осуществляют загрузку свежих ТВС, либо частично выгоревших ТВС взамен ТВС, достигших проектной величины выгорания [1] . Для снижения влияния парового эффекта реактивности на физические характеристики реактора, а следовательно, для повышения степени надежности и безопасности эксплуатации активной зоны канального реактора в активной зоне размещают некоторое количество дополнительных поглотителей (ДП), содержащих изотоп бора [2]. Использование ДП уменьшает количество ТВС в активной зоне, снижает надежность работы реактора вследствие дополнительной тепловой нагрузки на ТВС, и уменьшает полноту выгорания вследствие увеличения темпа загрузки свежих ТВС. В процессе эксплуатации ДП, содержащийся в них поглотитель нейтронов - бор, выгорает и ДП подлежат замене на новые. Замена ДП производится после ~500 эффективных суток работы реактора. Постоянное нахождение ДП в активной зоне приводит к уменьшению глубины выгорания топлива по сравнению с проектным и к увеличению топливной составляющей приведенных затрат почти на 25-30%, что существенно ухудшает экономические показатели эксплуатации реактора РБМК. Кроме того, из-за досрочной выгрузки ТВС из реактора значительно увеличивается количество ТВС с отработавшим тепловыделяющим топливом, что приводит к быстрому заполнению бассейнов выдержки (БВ) и хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ). Из-за того, что сборки имеют фактическую глубину выгорания ниже проектной, подкритичность БВ и ХОЯТ уменьшается, что снижает их безопасность. Также известны варианты использования дополнительных поглотителей в виде стерженьков-поглотителей нейтронов, которые устанавливаются непосредственно в центральную полость ТВС. Указанное позволяет уменьшить первоначальный всплеск мощности на начальном этапе эксплуатации ТВС, а после прохождения этапа эксплуатации ТВС на мощности выше средней по реактору стерженьки извлекают из полости ТВС. Этот способ использования стерженьков-поглотителей позволяет улучшить показатели топливного цикла РБМК. Известен способ формирования загрузки активной зоны канального реактора, при котором на место выгоревших тепловыделяющих сборок кроме свежих предлагается ставить также выгоревшие сборки, но с меньшей глубиной выгорания (топливо повторного использования) [3]. Дожигание топлива повторного использования в реакторе позволяет получить некоторую экономию свежего топлива, однако при этом остается проблема обеспечения безопасности реактора путем поддержания величины парового коэффициента реактивности <1β, для чего в активной зоне сохраняются ДП. One of the important characteristics that determine the efficiency of using nuclear fuel at nuclear power plants is the fuel burnup rate. At a reactor operating in continuous overload mode, in order to compensate for burnup of fuel assemblies (fuel assemblies) in the core, fresh fuel assemblies or partially burned fuel assemblies are replaced instead of fuel assemblies that have reached the design burnup value [1]. To reduce the effect of the steam effect of reactivity on the physical characteristics of the reactor, and therefore, to increase the reliability and safety of operation of the core of the channel reactor, a certain number of additional absorbers (boron) containing the boron isotope are placed in the core [2]. The use of DP reduces the number of fuel assemblies in the core, reduces the reliability of the reactor due to the additional heat load on the fuel assemblies, and reduces the completeness of burnout due to an increase in the loading rate of fresh fuel assemblies. During operation, the DP contained in them neutron absorber - boron, burns out and the DP must be replaced by new ones. DP replacement is performed after ~ 500 effective days of reactor operation. The constant presence of DP in the active zone leads to a decrease in the fuel burnup depth compared to the design one and to an increase in the fuel component of the reduced costs by almost 25-30%, which significantly worsens the economic performance of the RBMK reactor. In addition, due to the early discharge of fuel assemblies from the reactor, the number of fuel assemblies with spent fuel fuel increases significantly, which leads to the rapid filling of the storage pools (BV) and spent nuclear fuel storage facilities (SNF). Due to the fact that the assemblies have an actual burnup depth lower than the design one, the subcriticality of the spent fuel and SNF is reduced, which reduces their safety. Also known are options for the use of additional absorbers in the form of rods-absorbers of neutrons, which are installed directly in the central cavity of the fuel assembly. This allows you to reduce the initial surge in power at the initial stage of operation of the fuel assembly, and after passing through the operation phase of the fuel assembly at a power higher than the reactor average, the rods are removed from the cavity of the fuel assembly. This method of using rod-absorbers can improve the performance of the RBMK fuel cycle. There is a method of forming a core loading of a channel reactor, in which, in addition to freshly burnt fuel assemblies, it is also proposed to put burnt assemblies, but with a lower burnup depth (reuse fuel) [3]. The afterburning of reuse fuel in the reactor allows some saving of fresh fuel, however, the problem of ensuring the safety of the reactor by maintaining the value of the steam reactivity coefficient <1β remains, for which DP is stored in the core.

Наиболее близким аналогом является способ [4], предусматривающий выполнение операций на реакторе по загрузке, выгрузке и программной перестановке тепловыделяющих сборок и дополнительных поглотителей нейтронов. В процессе выполнения операций с тепловыделяющими сборками и дополнительными поглотителями нейтронов на реакторе вместо отработавших тепловыделяющих сборок устанавливают сборки, содержащие топливо с распределением в нем поглотителей нейтронов, а вместо дополнительных поглотителей устанавливают частично выгоревшие тепловыделяющие сборки, подлежащие программной перестановке, с глубиной выгорания, определяемой по зависимости:
n(B)≈const/<∑f>,
где n(В) - количество ТВС в реакторе с глубиной выгорания, шт;
В - глубина выгорания топлива в ТВС, МВт•сут/ТВС;
<∑f> - среднее макроскопическое сечение деления, 1/см.The closest analogue is the method [4], which provides for the operations at the reactor for loading, unloading and software rearrangement of fuel assemblies and additional neutron absorbers. In the process of performing operations with fuel assemblies and additional neutron absorbers, instead of spent fuel assemblies, assemblies containing fuel with a distribution of neutron absorbers are installed in the reactor, and partially burnt fuel assemblies are installed instead of additional absorbers, subject to program permutation, with a burn-out depth determined by the dependence :
n (B) ≈const / <∑f>,
where n (B) is the number of fuel assemblies in the reactor with the burnup depth, pcs;
B - fuel burnup depth in fuel assemblies, MW • days / fuel assemblies;
<∑f> is the average macroscopic fission cross section, 1 / cm.

Глубина выгорания устанавливаемых вместо дополнительных поглотителей нейтронов тепловыделяющих сборок составляет 1500-2000 МВт•сут/ТВС. Указанное техническое решение привело к некоторому повышению экономических показателей эксплуатации ядерного топлива и повышению общего уровня эксплуатационной надежности и к упрощению процесса управления реактором. При этом в процессе замены уранового топлива на топливо с распределенным поглотителем (эрбием) происходит полная замена ДП на частично выгоревшие ТВС. The burnup depth of fuel assemblies installed instead of additional neutron absorbers is 1500-2000 MW • day / fuel assembly. The specified technical solution led to a slight increase in economic indicators of the operation of nuclear fuel and an increase in the overall level of operational reliability and to simplification of the reactor control process. Moreover, in the process of replacing uranium fuel with fuel with a distributed absorber (erbium), the DP is completely replaced by partially burned fuel assemblies.

Недостатками ближайшего аналога является то, что он не решает при существующей системе обращения ТВС проблему использования ТВС с энерговыработкой, превышающей разрешенную по ТУ завода изготовителя и составляющей 2800 МВт•сут/ТВС [5, 6]. Это связано с тем, что после загрузки в периферийную область активной зоны свежих урановых ТВС наблюдается значительный всплеск мощности, что увеличивает непроизводительный расход нейтронов, но это обстоятельство не исключает возможность размещения свежих уран-эрбиевых тепловыделяющих сборок на периферии активной зоны. Это увеличивает непроизводительные расходы нейтронов за счет утечки из активной зоны и время облучения ТВС в реакторе, что вызвано пониженным потоком нейтронов на периферии по сравнению со средним по реактору и для достижения проектной глубины выгорания ТВС требуется значительное время. В свою очередь, значительное увеличение срока эксплуатации ТВС отрицательно сказывается на надежности этих сборок. Кроме того, в случае эксплуатации реактора по указанному способу остается неиспользованным значительное количество частично выгоревших отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) с относительно невысокой глубиной выгорания топлива. Такого вида ТВС, выгружаемые из реактора в течение более чем 10-летнего периода работы реакторов с ДП в активной зоне, подлежат хранению в бассейнах-хранилищах. Все это весьма негативно отражается на экономических показателях топливного цикла АЭС. The disadvantages of the closest analogue are that it does not solve the problem of using fuel assemblies with power generation exceeding the permitted by the manufacturer's specifications and amounting to 2800 MW • days / fuel assembly with the existing fuel assembly handling system [5, 6]. This is due to the fact that after loading fresh uranium fuel assemblies into the peripheral region of the active zone, a significant power surge is observed, which increases the neutron unproductive consumption, but this fact does not exclude the possibility of placing fresh uranium-erbium fuel assemblies on the periphery of the active zone. This increases the neutron overhead due to leakage from the core and the time of fuel assembly irradiation in the reactor, which is caused by a reduced neutron flux at the periphery compared to the average reactor and it takes a considerable time to reach the design burnup depth of the fuel assembly. In turn, a significant increase in the life of a fuel assembly negatively affects the reliability of these assemblies. In addition, in the case of operation of the reactor according to the specified method, a significant amount of partially burned-out spent fuel assemblies (SFA) with a relatively low fuel burnup depth remains unused. These types of fuel assemblies discharged from the reactor over a 10-year period of operation of reactors with DP in the core are to be stored in storage pools. All this has a very negative impact on the economic indicators of the nuclear fuel cycle.

Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении глубины выгорания ТВС, находящихся как в текущей загрузке активной зоны, так и недогоревших ТВС, находящихся на хранении вне реактора в водных бассейнах, при сохранении современного уровня безопасности. Другой задачей, решаемой изобретением, является сокращение времени эксплуатации ТВС в реакторе. The problem solved by the invention is to increase the burnup depth of fuel assemblies located both in the current core loading and unfinished fuel assemblies stored outside the reactor in water basins, while maintaining the current level of safety. Another objective solved by the invention is to reduce the operating time of a fuel assembly in a reactor.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, предусматривающем формирование активной зоны в процессе загрузки, выгрузки и программных перемещений тепловыделяющих сборок с урановым топливом начального обогащения 2,4% по U²³⁵ и с уран-эрбиевым топливом начального обогащения 2,6% по U²³⁵, содержащим 0,41% Er¹⁶⁷, предложено в периферийные технологические каналы, расположенные в области, ограниченной 0,9-1,0 радиуса активной зоны реактора, перемещать или топливные сборки с урановым топливом, достигшие глубины выгорания 2800-2900 МВт•сут/ТВС, а их выгрузку производить при достижении глубины выгорания 3100 МВт•сут/ТВС, или топливные сборки с уран-эрбиевым топливом, достигшие глубины выгорания 3100-3200 МВт•сут/ТВС, а их выгрузку производить при достижении глубины выгорания 3500 МВт•сут/ТВС. Кроме того, предлагается топливные сборки перемещать в периферийные технологические каналы активной зоны реактора при наличии в реакторе не менее 500-600 сборок с уран-эрбиевым топливом. Предпочтительно сначала извлечь ТВС с урановым топливом, как более старые и имеющие меньший запас надежности конструкции, а затем использовать ТВС с уран-эрбиевым топливом. Повышение глубины выгорания приводит к снижению расхода топливных сборок и, тем самым, затрат на их приобретение и транспортировку, хранение отработавшего топлива, его переработку и захоронение. Все это приводит к повышению экономичности топливного цикла. В результате повышения глубины выгорания топлива в реакторе появляется также возможность использовать ТВС с недовыгоревшим отработавшим топливом взамен удаляемых и, тем самым, снизить расход свежих ТВС. Дожигать топливо повторного использования целесообразно в периферийных рядах. Это связано с тем, что на периферии реактора, особенно в последних рядах каналов, поток нейтронов значительно ниже потока нейтронов в центральной области активной зоны. В результате улучшаются условия эксплуатации повторного загружаемого топлива (условия его эксплуатации должны быть более щадящими) за счет снижения его мощности (снижается температура, термические напряжения, увеличивается запас до кризиса и т.д.), сокращается темп его перегрузок, снижается отрицательное влияние этого топлива на реактивность. Если загружать ОТВС равномерно по активной зоне, то паровой коэффициент реактивности возрастает. Напротив, загрузка ОТВС на периферию зоны приводит к снижению парового коэффициента реактивности. Наибольшая продолжительность кампании ТВС (из-за увеличения глубины выгорания топлива в них по сравнению с обычным урановым топливом) наблюдается для периферийных сборок, поэтому возникает проблема их стойкости в течение длительного периода. Установка ОТВС на периферии активной зоны снимает эту проблему и повышает надежность реактора. Размещение топлива повторного использования на периферии активной зоны дополнительно снижает здесь поток нейтронов, что приводит к уменьшению утечки нейтронов и, тем самым, более эффективному использованию топлива. Проведенные расчеты показали, что уже при заполнении одного внешнего ряда ОТВС наблюдается сокращение расхода свежих ТВС. Экономия ТВС возрастает при заполнении отработавшим топливом двух или трех периферийных рядов каналов, что соответствует области, ограниченной 0,9-1,0 радиуса активной зоны реактора. Это связано с тем, что с увеличением количества ОТВС на периферии, за пределами указанного интервала, снижается средняя мощность периферийных каналов с ОТВС и возрастает мощность остальных каналов (при сохранении мощности реактора), т.е. увеличивается неравномерность энерговыделения, что влечет за собой снижение надежности и безопасности эксплуатации остальных ТВС. По этой причине нельзя загружать топливо повторного использования вне предела интервала 0,9-1,0 радиуса активной зоны реактора.The essence of the invention lies in the fact that in the method of implementing the fuel cycle of a nuclear channel reactor, which provides for the formation of an active zone during loading, unloading and programmed movements of fuel assemblies with uranium fuel of initial enrichment of 2.4% in U ²³⁵ and with uranium-erbium fuel of initial enrichment 2.6% U ²³⁵ , containing 0.41% Er ¹⁶⁷ , is proposed to be moved to the peripheral technological channels located in the region limited by 0.9-1.0 of the reactor core radius, or to fuel assemblies with uranium fuel willow, reaching a burn-up depth of 2800-2900 MW • day / fuel assemblies, and unload them when reaching a burn-up depth of 3100 MW • day / fuel assemblies, or fuel assemblies with uranium-erbium fuel, reaching a burn-up depth of 3100-3200 MW • day / fuel assemblies, and they should be unloaded upon reaching a burn-up depth of 3500 MW • day / fuel assembly. In addition, it is proposed that fuel assemblies be moved to peripheral technological channels of the reactor core in the presence of at least 500-600 assemblies with uranium-erbium fuel in the reactor. It is preferable to first remove fuel assemblies with uranium fuel, as older and having a lower margin of reliability, and then use fuel assemblies with uranium-erbium fuel. Increasing the burnup depth leads to a decrease in the consumption of fuel assemblies and, thereby, the costs of their acquisition and transportation, storage of spent fuel, its processing and disposal. All this leads to increased fuel cycle efficiency. As a result of increasing the burnup depth of the fuel in the reactor, it is also possible to use fuel assemblies with unburned spent fuel instead of the fuel removed and, thereby, reduce the consumption of fresh fuel assemblies. It is advisable to burn fuel for reuse in the peripheral rows. This is due to the fact that at the periphery of the reactor, especially in the last rows of channels, the neutron flux is much lower than the neutron flux in the central region of the core. As a result, the operating conditions of re-charged fuel are improved (operating conditions should be more gentle) by reducing its power (temperature, thermal stresses, the margin before the crisis, etc.), the rate of its overloads is reduced, and the negative effect of this fuel is reduced for reactivity. If the SFA is loaded uniformly over the core, the steam reactivity coefficient increases. On the contrary, loading SFAs to the periphery of the zone leads to a decrease in the steam reactivity coefficient. The longest duration of a fuel assembly campaign (due to an increase in the fuel burnup depth in them compared to conventional uranium fuel) is observed for peripheral assemblies, therefore, there is a problem of their durability over a long period. The installation of SFAs on the periphery of the core eliminates this problem and increases the reliability of the reactor. Placing reuse fuel on the periphery of the core further reduces the neutron flux here, which leads to a decrease in neutron leakage and, thus, more efficient use of fuel. The calculations showed that even when filling in one external row of SFAs, a decrease in the consumption of fresh fuel assemblies is observed. Fuel assembly saving increases when two or three peripheral rows of channels are filled with spent fuel, which corresponds to a region limited to 0.9-1.0 of the radius of the reactor core. This is due to the fact that with an increase in the number of SFAs at the periphery, outside the specified interval, the average power of peripheral channels with SFAs decreases and the power of the remaining channels increases (while maintaining the reactor power), the unevenness of energy release increases, which entails a decrease in the reliability and safety of operation of the remaining fuel assemblies. For this reason, reuse fuel cannot be loaded outside the range of 0.9-1.0 of the core radius of the reactor.

Способ осуществляется следующим образом. При выполнении операций в технологических каналах (ТК) на работающем реакторе по загрузке и выгрузке ТВС посредством перегрузочного устройства и при программной перестановке ТВС в пределах выделенных зон регулирования энерговыработок в ТК активной зоны ТВС с урановым топливом, достигшее глубины выгорания 2800 МВт•сут/ТВС, и ТВС с уран-эрбиевым топливом, достигшее глубины выгорания 3200 МВт•сут/ТВС, перемещают в ТК периферийной зоны с радиусом расположения ТК 0,9-1,0. В освобожденных от выгоревших ТВС до указанных выше величин устанавливаются ТВС с выгоранием 2800-3200 МВт•сут/ТВС согласно программе перемещения, основанной на зависимости:
n(B)≈const/<∑f>,
где n(В) - количество ТВС в реакторе с глубиной выгорания, шт;
В - глубина выгорания топлива в ТВС, МВт•сут/ТВС;
<∑f> - среднее макроскопическое сечение деления, 1/см.The method is as follows. When performing operations in technological channels (TK) at a working reactor for loading and unloading fuel assemblies using a reloading device and during program shift of fuel assemblies within the allocated zones for regulating energy production in a fuel cell of an active zone of fuel assemblies with uranium fuel, which reached a burnup depth of 2800 MW • day / fuel assembly, and fuel assemblies with uranium-erbium fuel, which reached a burn-up depth of 3200 MW • day / fuel assemblies, are moved to the peripheral zone TC with a TC radius of 0.9-1.0. The fuel assemblies with burnup of 2800-3200 MW • days / fuel assemblies are set to the values exempted from burnt fuel assemblies to the above values according to the displacement program based on the dependence:
n (B) ≈const / <∑f>,
where n (B) is the number of fuel assemblies in the reactor with the burnup depth, pcs;
B - fuel burnup depth in fuel assemblies, MW • days / fuel assemblies;
<∑f> is the average macroscopic fission cross section, 1 / cm.

Использование изобретения позволяет повысить глубину выгорания топлива, упростить процесс управления реактором, сохранить уровни безопасности и время нахождения ТВС в активной зоне. Кроме того, заметно снижается расход ТВС на единицу получаемой в реакторе тепловой энергии и сокращается количество операций по перегрузке ТВС, удается вернуть в топливный цикл часть недовыгоревшего топлива. Повышается эффективность топливного цикла за счет изменения непроизводительной утечки энергии тепловых нейтронов из реактора при существующем способе осуществления топливного цикла. Экономический эффект от использования данного способа может составить 1,5-2,0% в год на каждом реакторе. Таким образом, применение заявленного способа позволяет экономить свежее уран-эрбиевое топливо, дожигать ОТВС, снизить объемы извлекаемых преждевременно сборок, увеличить подкритичность топлива ОТВС в бассейнах-хранилищах, сократить транспортные расходы. Using the invention allows to increase the depth of fuel burn-up, simplify the process of controlling the reactor, maintain safety levels and the time spent by fuel assemblies in the core. In addition, the consumption of fuel assemblies per unit of thermal energy received in the reactor is noticeably reduced and the number of operations for reloading fuel assemblies is reduced, and it is possible to return part of unburned fuel to the fuel cycle. The efficiency of the fuel cycle is increased by changing the unproductive leakage of thermal neutron energy from the reactor with the existing method of implementing the fuel cycle. The economic effect of using this method can be 1.5-2.0% per year for each reactor. Thus, the application of the claimed method allows to save fresh uranium-erbium fuel, to burn off SFAs, to reduce the volumes of prematurely extracted assemblies, to increase the subcriticality of SFA fuel in storage pools, and to reduce transportation costs.

Источники информации
1. Н.А. Доллежаль, И.Я. Емельянов. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980 г., с. 21-36.Sources of information
1. N.A. Dollezhal, I.Ya. Emelyanov. Channel nuclear power reactor. M .: Atomizdat, 1980, p. 21-36.

2. Н. Н. Понамарев-Степанов, Е.С. Глушков. Профилирование ядерного реактора. М.: Энергоатомиздат, 1988 г., с. 131-133. 2. N. N. Ponamarev-Stepanov, E.S. Glushkov. Profiling a nuclear reactor. M .: Energoatomizdat, 1988, p. 131-133.

3. Еперин А.П., Рябов В.И., Варовин И.А и др. Перегрузка топлива на реакторах Ленинградской АЭС. Атомная энергия, 1985 г., т. 58, вып. 4, с. 219-220. 3. Eperin AP, Ryabov VI, Varovin I.A. et al. Fuel overload at the reactors of the Leningrad NPP. Atomic Energy, 1985, vol. 58, no. 4, p. 219-220.

4. Патент РФ 2117341, G 21 С 7/04. 4. RF patent 2117341, G 21 C 7/04.

5. Балыгин А.А., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В. Использование смешанного уран-плутониевого топлива в РБМК с разными выгорающими поглотителями. Атомная энергия, март 1999 г., т. 86, вып. 3, с. 163-167. 5. Balygin A.A., Burlakov E.V., Krajushkin A.V. The use of mixed uranium-plutonium fuel in RBMK with various burnable absorbers. Atomic Energy, March 1999, vol. 86, no. 3, p. 163-167.

6. Технические условия ТУ 95.804-81, с.4. 6. Specifications TU 95.804-81, p.4.

Claims (2)

1. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем формирования активной зоны в процессе загрузки, выгрузки и программных перемещений тепловыделяющих сборок с урановым топливом начального обогащения 2,4% по U²³⁵ и с уран-эрбиевым топливом начального обогащения 2,6% по U²³⁵, содержащим 0,41% Еr¹⁶⁷, отличающийся тем, что в периферийные технологические каналы, расположенные в области, ограниченной 0,9-1,0 радиуса активной зоны реактора, перемещают или топливные сборки с урановым топливом, достигшие глубины выгорания 2800÷2900 МВт·сут/ТВС, а их выгрузку производят при достижении глубины выгорания 3 100 МВт·сут/ТВС, или топливные сборки с уран-эрбиевым топливом, достигшие глубины выгорания 3100÷3200 МВт·сут/ТВС, а их выгрузку производят при достижении глубины выгорания 3 500 МВт·сут/ТВС.1. A method for implementing the fuel cycle of a nuclear channel reactor by forming an active zone during loading, unloading and programmed movements of fuel assemblies with initial enrichment uranium fuel 2.4% in U ²³⁵ and with initial enrichment uranium-erbium fuel 2.6% in U ²³⁵ containing 0.41% Er ¹⁶⁷ , characterized in that fuel assemblies with uranium fuel that reach a burnup depth of 2800 ÷ 2900 MW are moved to peripheral technological channels located in a region limited by 0.9-1.0 of the radius of the reactor core · Day / fuel assemblies, and their unloading is carried out when reaching a burn-up depth of 3,100 MW · days / fuel assemblies, or fuel assemblies with uranium-erbium fuel that have reached a burn-out depth of 3100 ÷ 3200 MW · day / fuel assemblies, and they are unloading when reaching a burn-out depth 3,500 MW · day / fuel assembly. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что топливные сборки перемещают в периферийные технологические каналы активной зоны реактора при наличии в реакторе не менее 500 - 600 сборок с уран-эрбиевым топливом.2. The method according to claim 1, characterized in that the fuel assemblies are moved to the peripheral technological channels of the reactor core in the presence of at least 500-600 assemblies with uranium-erbium fuel in the reactor.