Изобретение относится к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся химических элементов. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими делящийся материал и сырьевые изотопы, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов. При снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны. Активная зона окружена отражателем или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория. 1. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов, включающий первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими материал, способный к ядерному делению, а также сырьевые изотопы, обеспечение теплоносителем активной зоны реактора, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов, отличающийся тем, что при снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны.
2. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что активная зона окружена отражателем или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория.
3. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя используют жидкометаллический теплоноситель с возможностью естественной циркуляции.
4. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что в активной зоне используют топливные сборки, содержащие микротопливные частицы, имеющие керамическое покрытие.
5. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют с помощью поглощающих нейтроны материалов.
6. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем изменения температуры топлива.
7. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют за счет изменения пустотного коэффициента реактивности.
2. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что активная зона окружена отражателем или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория.
3. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя используют жидкометаллический теплоноситель с возможностью естественной циркуляции.
4. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что в активной зоне используют топливные сборки, содержащие микротопливные частицы, имеющие керамическое покрытие.
5. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют с помощью поглощающих нейтроны материалов.
6. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем изменения температуры топлива.
7. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют за счет изменения пустотного коэффициента реактивности.