Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор

ТОПЛИВНАЯ СБОРКА ЛЕГКОВОДНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ) И ЛЕГКОВОДНЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР Изобретение относится к конструкциям легководных ядерных реакторов, в которых в качестве топлива применяется торий, в частности к конструкциям бесчехловых тепловыделяющих сборок,из которых сформированы активные зоны водо-водяных энергетических реакторов, таких как реакторы типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.). Топливная сборка (1) легководного реактора имеет в плане квадратную форму и содержит запальный модуль (2), окружающий его воспроизводящий модуль (3), головку (4), хвостовик (5) запального модуля и хвостовик(6) воспроизводящего модуля. Пучок топливных элементов запального модуля (2) расположен рядами по рядам и столбцам квадратной координатной сетки и имеет четырехлепестковый профиль, образующий по длине топливного элемента винтовые дистанционирующие ребра. Воспроизводящий модуль (3) содержит каркас, в котором расположен пучок топливных элементов, выполненных из тория с добавлением обогащенного урана. Топливные элементы воспроизводящего модуля расположены по двум рядам и столбцам квадратной координатной сетки. В другом варианте осуществления изобретения топливная сборка легководного реактора имеет аналогичную конструкцию, при этом топливные элементы воспроизводящего модуля расположены по трем рядам и столбцам квадратной координатной сетки. Изобретение относится также к топливным элементам, используемым в топливных сборках, и легководным реакторам типа PWR Область техники Изобретение относится в целом к конструкциям легководных ядерных реакторов, в которых в качестве топлива применяется торий, в частности к конструкциям бесчехловых тепловыделяющих сборок в форме квадрата, из которых сформированы активные зоны водо-водяных энергетических реакторов, известных как реакторы типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.). Предшествующий уровень техники Ядерная энергия остается сегодня важным энергетическим ресурсом во всем мире. Многие страны,не имеющие достаточных местных ископаемых топливных ресурсов, полагаются, в основном, на ядерную энергию для получения электричества. Во многих других странах ядерная энергия используется в качестве конкурирующего источника получения электричества, который также увеличивает разнообразие используемых видов энергии. Кроме того, ядерная энергия также вносит очень важный вклад в достижение таких целей, как управление загрязнением окружающей среды, связанным с ископаемым топливом (например, кислотные дожди, глобальное потепление), и сохранение ископаемого топлива для будущих поколений. Несмотря на то, что безопасность определенно является главным вопросом при конструировании и эксплуатации ядерных реакторов, другой главный вопрос заключается в опасности распространения материалов, которые могут использоваться в ядерном оружии. Это особенно касается стран с нестабильными правительствами, чье обладание ядерным оружием может создать значительную угрозу мировой безопасности. Поэтому ядерная энергия должна вырабатываться и использоваться таким образом, чтобы это не приводило к распространению ядерного оружия и возникающему в результате риску его использования. Все имеющиеся в настоящее время ядерные реакторы создают большое количество материала, который принято называть реакторным плутонием. Например, обычный реактор на 1000 МВт создает порядка 200-300 кг в год реакторного плутония, который может быть пригоден для изготовления ядерного оружия. Таким образом, топливо, выгруженное из активной зоны обычных реакторов, является сильно размножающимся материалом, и требуются меры предосторожности для того, чтобы выгруженное топливо не попало в руки тех лиц, которые не имеют права им владеть. Сходная проблема безопасности существует также в связи с огромными запасами оружейного плутония, которые созданы в США и в странах бывшего СССР при демонтаже ядерного оружия. Другая проблема, связанная с работой обычных ядерных реакторов, связана с постоянной необходимостью захоронения долгоживущих радиоактивных отходов, а также с быстрым истощением мировых ресурсов природного уранового сырья. Для решения вышеупомянутых проблем в последнее время были сделаны попытки создать ядерные реакторы, которые работают на относительно небольших количествах непролиферативного обогащенного урана (обогащенный уран имеет содержание U-235 20% или менее) и не вырабатывают значительные количества размножающихся материалов, таких как плутоний. Примеры таких реакторов раскрыты в международных заявках WO 85/01826 и WO 93/16477, в которых представлены реакторы с двойной активной зоной, содержащей запальную зону и зону воспроизводства, которые получают значительный процент своей мощности из зон воспроизводства с торием в качестве топлива. Зоны воспроизводства окружают по кругу запальную зону, в которой находятся топливные стержни из непролиферативного обогащенного урана. Уран в топливных стержнях запальной зоны выделяет нейтроны, которые захватываются торием в зонах воспроизводства, благодаря чему создается способный к ядерному делению U233, который сгорает на месте и выделяет тепло для силовой установки реактора. Использование тория в качестве топлива для ядерного реактора является привлекательным, поскольку запасы тория в мире значительно превосходят запасы урана. Кроме того, оба указанных выше реактора являются непролиферативными в том смысле, что ни исходное загружаемое топливо, ни топливо, выгружаемое в конце каждого топливного цикла, не подходят для производства ядерного оружия. Это достигается за счет того, что применяется только непролиферативный обогащенный уран в качестве топлива запальной зоны, причем выбираются отношения объемов замедлитель/топливо, которые сводят к минимуму образование плутония, и добавляется небольшое количество непролиферативного обогащенного урана в зону воспроизводства, в которой компонента U-238 однородно смешивается с остающимся в конце цикла воспроизводства U-233 и "денатурирует" (изменяет естественные свойства) U-233,вследствие этого он становится непригодным для изготовления ядерного оружия. К сожалению, ни одна из указанных выше конструкций реактора не является истинно "непролиферативной". В частности, обнаружено, что обе эти конструкции приводят к уровню образования пролиферативного плутония в запальной зоне, превышающему минимально возможный уровень. Использование круговой запальной зоны с внутренней или центральной зоной воспроизводства и внешней окружающей зоной воспроизводства не может обеспечить работу реактора как "непролиферативного" реактора, поскольку тонкая круговая запальная зона имеет соответственно небольшую "оптическую толщину", которая приводит к тому, что спектр (нейтронов) запальной зоны будет доминировать над значительно более жестким спектром внутренней и внешней зон воспроизводства. Это приводит к возникновению в запальной зоне большей доли надтепловых нейтронов и большему, чем минимальное количество, производству размножающегося плутония. Обе эти предыдущие конструкции реактора, кроме того, не оптимизированы, исходя из стандартной точки рабочих параметров. Например, отношения объемов замедлитель/топливо в запальной зоне и зонах воспроизводства особенно критичны для получения в запальной зоне минимального количества плутония для того, чтобы из топливных стержней запальной зоны выделялось адекватное количество тепла и обеспечивалось оптимальное преобразование тория в U-233 в зоне воспроизводства. Исследования показали, что предпочтительные значения отношения замедлитель/топливо, указанные в этих международных заявках, слишком высоки в запальных зонах и слишком низки в зонах воспроизводства. Предыдущие конструкции активной зоны реактора также не особенно эффективны при потреблении непролиферативного обогащенного урана в топливных элементах запальной зоны. В результате, топливные стержни, выгруженные в конце каждого цикла топлива запальной зоны, содержали так много оставшегося урана, что их требовалось перерабатывать для повторного использования в другой активной зоне реактора. Реактор, раскрытый в заявке WO 93/16477, также требует сложной механической схемы управления реактором, которая делает неподходящим его для переоснащения им активной зоны обычного реактора. Аналогично, активная зона реактора, раскрытого в заявке WO 85/01826, не может быть легко перенесена в обычную активную зону, поскольку ее конструктивные параметры не совместимы с параметрами обычной активной зоны. И наконец, обе предыдущие конструкции реакторов были сконструированы специально для сжигания непролиферативного обогащенного урана с торием и они не подходят для потребления большого количества плутония. Следовательно, ни одна из этих конструкций не обеспечивает решение проблемы по хранящемуся накопленному плутонию. Известен реактор по патенту RU 2176826 с активной зоной, включающей множество запальновоспроизводящих модулей, каждый из которых содержит центральную запальную зону, причем запальная зона включает топливные элементы запальной зоны, выполненные из материала, способного к ядерному делению, содержащего уран-235 и уран-238, круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно торий и 10 об.% или менее обогащенного урана, замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 2,5 до 5,0 и замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение замедлителя к топливу находится в диапазоне значений 1,5-2,0. При этом каждый из топливных элементов запальной зоны состоит из уран-циркониевого (U-Zr) сплава, а запальная зона составляет 25-40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля. Известный реактор обеспечивает оптимальную работу с точки зрения экономичности и не является"пролиферативным". Этот реактор может быть использован для потребления больших количеств плутония с торием, не создавая при этом отходов, являющихся пролиферативными материалами. При этом данный реактор производит значительно меньшие количества высокорадиоактивных отходов, вследствие чего значительно уменьшаются потребности в местах длительного хранения отходов. Однако используемые в данном реакторе запально-воспроизводящие модули не приспособлены для использования их в существующих легководных реакторах указанного выше типа PWR (например, АР 1000, EPR и т.д.). Из описания к патенту RU 2222837 известна топливная сборка легководного реактора, аналогичного описанному выше реактору, которая имеет, в частности, квадратную форму поперечного сечения, что позволяет установить указанную топливную сборку из запально-воспроизводящих модулей в обычный легководный реактор. Однако кроме указания на форму поперечного сечения сборки в описании к указанному выше патенту не содержится информации о конструктивном выполнении сборки, позволяющем установить е в существующий легководный реактор типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.) без внесения какихлибо изменений в конструкцию реактора. Известна топливная сборка легководного реактора по патенту RU 2294570, содержащая пучок тепловыделяющих элементов и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках,хвостовик и головку, причем дистанционирующие решетки соединены между собой и с хвостовиком элементами, расположенными по длине тепловыделяющей сборки, а головка состоит из соединенных верхней и нижней плит, обечайки, расположенной между упомянутыми плитами, и пружинного блока,при этом обечайка головки снабжена наружными ребрами, соединенными между собой по выступающим частям ободом и по нижним частям - перфорированными пластинами. Известная топливная сборка относится к конструкциям бесчехловых тепловыделяющих сборок, из которых сформированы активные зоны водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000, и обладает повышенными эксплуатационными качествами за счет повышенной жесткости, уменьшенной длины головки и увеличенного свободного пространства между пучком тепловыделяющих элементов и головкой с одновременным увеличением длины тепловыделяющих элементов. Это позволяет увеличить загрузку в топливную сборку топлива с большей глубиной выгорания и тем самым увеличить мощность активной зоны реактора, а также продолжительность эксплуатации тепловыделяющей сборки. Однако в этой сборке все тепловыделяющие элементы выполнены из традиционно используемого в легководных реакторах делящегося материала, следовательно, реактору с такими сборками присущ описанный выше недостаток - создание большого количества реакторного плутония. Кроме того, данная сборка приспособлена для реакторов типа ВВЭР-1000, т.е. имеет шестиугольную форму поперечного сечения, что не соответствует форме топливных сборок, используемых в реакторах типа PWR (например,АР-1000, EPR и т.д.). Задачей изобретения является создание топливной сборки, которая, с одной стороны, вырабатывает значительную часть своей мощности в зоне воспроизводства с торием в качестве топлива и не создает при е использовании отходов, являющихся пролиферативными материалами, а, с другой стороны, может быть установлена в существующий легководный реактор типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.) без необходимости его существенной модификации. Раскрытие изобретения Указанная задача в соответствии с одним из вариантов осуществления изобретения решается тем,что топливная сборка легководного ядерного реактора, имеющая в плане квадратную форму, содержит запальный модуль, включающий в себя пучок запальных топливных элементов, в поперечном сечении расположенных по рядам и столбцам квадратной координатной сетки, при этом каждый из запальных топливных элементов содержит сердечник, включающий обогащенный уран или плутоний; и воспроизводящий модуль, окружающий вышеупомянутый запальный модуль и содержащий пучок воспроизводящих топливных элементов, каждый из которых содержит керамический торий, при этом воспроизводящие топливные элементы в поперечном сечении расположены в двух кольцах квадратной формы по рядам и столбцам квадратной координатной сетки. Топливная сборка также содержит направляющие каналы, расположенные в запальном модуле таким образом, чтобы соответствовать расположению направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки ядерного реактора типа PWR, обеспечивая их взаимозаменяемость. В частности, топливная сборка содержит 24 направляющих канала, расположенных в запальном модуле таким образом,чтобы соответствовать расположению 24 направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки 1717 ядерного реактора типа PWR, обеспечивая их взаимозаменяемость. Каждый из множества запальных топливных элементов имеет четырехлепестковый профиль, образующий винтовые дистанционирующие ребра. Преимущественно топливные элементы воспроизводящего модуля в поперечном сечении топливной сборки расположены в двух крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки из 19 рядов и 19 столбцов, а запальные топливные элементы расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки из 13 рядов и 13 столбцов. При этом топливная сборка содержит кожух, имеющий квадратную форму в поперечном сечении и отделяющий топливные элементы запального модуля от топливных элементов воспроизводящего модуля. С кожухом соединен хвостовик запального модуля, на котором закреплена опорная решетка для фиксации запальных топливных элементов. Кроме того, на кожухе в его верхней части закреплена направляющая решетка для установки запальных топливных элементов с возможностью их свободного осевого перемещения. Преимущественно количество запальных топливных элементов составляет 144 элемента, а воспроизводящих топливных элементов - 132 элемента. Воспроизводящий модуль содержит хвостовик воспроизводящего модуля, продольно расположенные угловые элементы и несколько продольно расположенных стоек, при этом хвостовик воспроизводящего модуля жестко связан с указанными угловыми элементами и стойками, образуя каркас воспроизводящего модуля. При этом количество угловых элементов, как и количество стоек, преимущественно равно четырем. На каркасе закреплены дистанционирующие решетки, в центральной зоне каждой из которых выполнено отверстие для расположения в нм запального модуля. Запальный и воспроизводящий модули соединены между собой с помощью средства разъемного соединения, позволяющего совместно вводить указанные модули в активную зону ядерного реактора и выводить их из активной зоны как единый блок, а также обеспечить возможность разделения запального и воспроизводящего модулей. Указанная задача согласно другому варианту осуществления изобретения решается тем, в топливной сборке в отличие от описанного выше варианта е выполнения воспроизводящие топливные элементы в поперечном сечении расположены в трех кольцах квадратной формы по рядам и столбцам квадратной координатной сетки. При этом часть направляющих каналов расположена в запальном модуле, а другая часть - в воспроизводящем модуле, при этом все направляющие каналы расположены таким образом, чтобы соответствовать расположению направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки ядерного реактора типа PWR, обеспечивая их взаимозаменяемость. Топливные элементы запального и воспроизводящего модулей в топливной сборке по второму варианту е выполнения в поперечном сечении топливной сборки расположены по 17 рядам и 17 столбцам квадратной координатной сетки, причем запальные топливные элементы расположены в средней части этой сетки в 11 рядах и 11 столбцах. Топливная сборка по данному варианту, так же как и сборка по первому варианту, содержит кожух,имеющий квадратную форму в поперечном сечении и отделяющий топливные элементы запального модуля от топливных элементов воспроизводящего модуля. При этом 16 направляющих канала расположены внутри кожуха, а 8 - снаружи таким образом, чтобы соответствовать расположению 24 управляющих стержней топливной сборки 1717 ядерного реактора типа PWR, обеспечивая их взаимозаменяемость. С кожухом также соединен хвостовик запального модуля, на котором закреплена опорная решетка для фиксации запальных топливных элементов. Кроме того, на кожухе в его верхней части также закреплена направляющая решетка для установки запальных топливных элементов с возможностью их свободного осевого перемещения. В данном варианте выполнения топливной сборки в отличие от описанного выше варианта множество запальных топливных элементов включает в себя множество первых запальных топливных элементов, в поперечном сечении топливной сборки расположенных в 9 рядах и 9 столбцах средней части квадратной координатной сетки, и множество вторых запальных топливных элементов, расположенных в крайних рядах и столбцах средней части квадратной координатной сетки, причем каждый из множества первых запальных топливных элементов имеет больший диаметр описанной окружности по сравнению с диаметром описанной окружности каждого из вторых запальных топливных элементов. При этом множество первых запальных топливных элементов содержит 72 элемента, а множество вторых запальных топливных элементов содержит 36 элементов. Вторые запальные топливные элементы в каждом из двух рядов и каждом из двух столбцов в поперечном сечении запального модуля смещены по направлению к центру кожуха, а для предотвращения поперечного смещения запальных топливных элементов на внутренней поверхности кожуха между двумя соседними вторьми запальными топливными элементами расположены средства ограничения поперечного перемещения запальных топливных элементов. Эти средства могут быть выполнены в виде пуклевок на кожухе запального модуля или в виде продольно расположенных в кожухе стержней. Множество воспроизводящих топливных элементов в данном варианте выполнения сборки включает в себя 156 воспроизводящих топливных элементов, в поперечном сечении топливной сборки расположенных в трех крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки. Воспроизводящий модуль в данном варианте выполнения, так же как и в первом варианте, содержит хвостовик воспроизводящего модуля, однако в данном варианте указанный хвостовик для образования каркаса воспроизводящего модуля жестко связан с расположенными в воспроизводящем модуле направляющими каналами. На каркасе также закреплены дистанционирующие решетки, в центральной зоне каждой из которых выполнено отверстие для расположения в нм запального модуля. Как и в сборке по первому варианту выполнения, запальный и воспроизводящий модули соединены между собой с помощью средства разъемного соединения, позволяющего совместно вводить указанные модули в активную зону ядерного реактора и выводить их из активной зоны как единый блок, а также обеспечить возможность разделения запального и воспроизводящего модулей. Размеры, форма, а также нейтронные и теплогидравлические свойства топливной сборки как по первому, так и по второму вариантам е выполнения соответствуют размерам и форме, а также нейтронным и теплогидравлическим свойствам традиционной топливной сборки ядерного реактора типа PWR,обеспечивая их взаимозаменяемость. При этом выходная мощность топливной сборки при размещении е в ядерном реакторе вместо традиционной топливной сборки ядерного реактора типа PWR без внесения каких-либо дополнительных изменений в конструкцию реактора находится в пределах проектного диапазона реактора, рассчитанного на эксплуатацию с традиционными топливными сборками. Указанная задача в соответствии с изобретением решается также тем, что топливный элемент топливной сборки ядерного реактора содержит сердечник, включающий обогащенный уран или плутоний и охватывающую его оболочку, и имеет четырехлепестковый профиль. Лепестки профиля образуют винтовые дистанционирующие ребра, при этом шаг аксиальной завивки винтовых дистанционирующих рбер составляет от 5 до 30% длины топливного элемента. Оболочка выполнена из циркониевого сплава, а вдоль продольной оси сердечника расположен вытеснитель, имеющий в поперечном сечении практически квадратную форму. Вытеснитель выполнен из циркония или его сплава, а сердечник - из уранциркониевого (U-Zr) сплава с объемным содержанием урана до 30%, при этом уран обогащен до 20% по изотопу урана-235. Сердечник также может быть выполнен из плутоний-циркониевого (Pu-Zr) сплава с объемным содержанием энергетического плутония до 30%. Кроме этого, указанная задача в соответствии с изобретением решается тем, что в легководном реакторе, содержащем множество топливных сборок, по крайней мере одна или все топливные сборки выполнены в соответствии с одним или другим вариантом осуществления изобретения. Краткое описание чертежей Особенности и достоинства настоящего изобретения будут очевидны из последующего детального описания его предпочтительных вариантов осуществления с учетом прилагаемых чертежей, на которых фиг. 1 представляет общий вид топливной сборки в соответствии с первым вариантом осуществле-4 019989 ния изобретения; фиг. 2 - схематичное изображение поперечного сечения топливной сборки в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения; фиг. 3 - общий вид топливной сборки в соответствии со вторым вариантом осуществления изобретения; фиг. 4 - схематичное изображение поперечного сечения топливной сборки в соответствии со вторым вариантом осуществления изобретения; фиг. 5 - схематичное изображение расположения топливных элементов запального модуля в его периферийной области в соответствии со вторым вариантом осуществления изобретения; фиг. 6 - схематичное изображение в перспективе топливного элемента запального модуля; фиг. 7 - схематичное изображение поперечного сечения топливного элемента запального модуля; фиг. 8 - схематичное изображение одного из вариантов узла соединения хвостовиков запального и воспроизводящего модулей; фиг. 9 - схематичное изображение расположения топливного элемента воспроизводящего модуля в дистанционирующей решетке; фиг. 10 - схематичное изображение поперечного сечения активной зоны реактора, содержащей топливные сборки, выполненные в соответствии с изобретением. Варианты осуществления изобретения На фиг. 1 показана топливная сборка, обозначенная общей позицией 1, в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения. Топливная сборка 1 содержит запальный модуль 2, воспроизводящий модуль 3, головку 4, хвостовик 5 запального модуля и хвостовик 6 воспроизводящего модуля. Как показано на фиг. 2, запальный модуль 2 содержит пучок топливных элементов 7, а воспроизводящий модуль 3 - пучок топливных элементов 8. Каждый из топливных элементов 7 имеет четырехлепестковый профиль, образующий по длине топливного элемента винтовые дистанционирующие ребра 9 (фиг. 6),содержит сердечник 10 (фиг. 7), включающий обогащенный уран или плутоний, и охватывающую его оболочку 11 из циркониевого сплава. Внутри сердечника 10 расположен вытеснитель 12. Все топливные элементы 7 имеют контакт с каждым соседним топливным элементом 7 в точках касания винтовых дистанционирующих ребер 9. Точки касания винтовых дистанционирующих ребер 9 отстоят друг от друга в осевом направлении на расстоянии, равном 25% от величины шага винтовой линии. Каждый из топливных элементов 8 имеет в плане круглую форму и выполнен из тория с добавлением обогащенного урана. Топливные элементы 7 и 8 в поперечном сечении расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки так, что вся топливная сборка имеет в плане форму квадрата. В частности, топливные элементы запального модуля 7 расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки из 13 рядов и 13 столбцов, а топливные элементы воспроизводящего модуля 8 расположены в двух крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки из 19 рядов и 19 столбцов. Профили каждого топливного элемента 7 имеют одинаковый диаметр описанной окружности, составляющий, например, 12,6 мм. Количество топливных элементов 7 составляет 144 штуки. Топливные элементы 8 имеют одинаковый диаметр, составляющий, например, 8,6 мм, и расположены по сторонам квадрата в двух рядах и столбцах квадратной координатной сетки. Количество топливных элементов 8 составляет 132 штуки. В центре запального модуля 2 расположена трубка 13, образующая направляющий канал для размещения в нем средств контроля. В пределах запального модуля 2 расположены направляющие каналы 14 для введения поглощающих стержней и стержней аварийной защиты, установленные в головке 4 с возможностью осевого смещения и связанные с хвостовиком 5 запального модуля 2 и хвостовиком 6 воспроизводящего модуля 3 посредством резьбового соединения 15 или цангового соединения 16 (фиг. 8). Пучок топливных элементов 7 запального модуля 2 окружен кожухом 17, закрепленным в хвостовике 5. Нижние концевые участки топливных элементов 7 запального модуля 2 установлены в опорной решетке 18, а верхние их концевые участки - в направляющей решетке 19 (фиг. 1). Топливный элемент 7 запального модуля 2 может быть изготовлен методом совместного прессования (выдавливания через матрицу) в виде единой сборочной единицы. Шаг винтовой линии винтовых дистанционирующих рбер 9 выбран из условия взаимного расположения осей смежных топливных элементов 7 на расстоянии, равном диаметру описанной окружности в поперечном сечении топливного элемента, и составляет от 5 до 30% длины топливного элемента. Воспроизводящий модуль 3 содержит каркас, образованный четырьмя угловыми элементами 20 и четырьмя стойками 21, закрепленными на хвостовике 6. На каркасе закреплены дистанционирующие решетки 22, сквозь отверстия в которых проходят топливные элементы 8 (фиг. 9). Дистанционирующие решетки 22 имеют в центральной зоне отверстие для расположения в нем запального модуля 2. На фиг. 3 показана топливная сборка, обозначенная общей позицией 1', в соответствии со вторым вариантом осуществления изобретения. Эта сборка содержит запальный модуль 2', воспроизводящий модуль 3', головку 4, хвостовик 5' запального модуля и хвостовик 6' воспроизводящего модуля. Как показано на фиг. 4, запальный модуль 2' содержит пучок топливных элементов 7', а воспроизводящий модуль 3' - пучок топливных элементов 8'. Аналогично топливной сборке в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения,каждый из топливных элементов 7' имеет четырехлепестковый профиль, образующий по длине топливного элемента винтовые дистанционирующие ребра 9 (фиг. 6), содержит сердечник 10 (фиг. 7), включающий обогащенный уран или плутоний, и охватывающую его оболочку 11 из циркониевого сплава. Внутри сердечника 10 расположен вытеснитель 12. Каждый из топливных элементов 8' имеет в плане круглую форму и выполнен из различных керамических композиций из тория и урана. Топливные элементы 7' и 8' в поперечном сечении расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки так, что вся топливная сборка имеет в плане форму квадрата. В частности топливные элементы запального 7' и воспроизводящего модулей 8' расположены по 17 рядам и 17 столбцам квадратной координатной сетки, причем топливные элементы 7' расположены в средней части этой сетки в 11 рядах и 11 столбцах. Профили топливных элементов 7', расположенные в крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки, имеют одинаковый диаметр описанной окружности, составляющий, например, 10,3 мм. Профили остальных топливных элементов 7' имеют одинаковый и больший диаметр описанной окружности, составляющий, например, 12,6 мм. Количество топливных элементов 7', расположенных в крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки, составляет 36 штук (по 9 штук в каждом крайнем ряду и столбце квадратной координатной сетки), а число остальных топливных элементов 7' составляет 72 штуки. Топливные элементы 8' имеют одинаковый диаметр, составляющий, например, 9,5 мм, и расположены в трех рядах и столбцах квадратной координатной сетки. Количество топливных элементов 8' составляет 156 штук. Аналогично топливной сборке в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения, в центре запального модуля 2' расположена трубка 13, образующая направляющий канал для размещения в нем средств контроля. В пределах запального модуля 2' расположена одна часть направляющих каналов 14 для введения поглощающих стержней и стержней аварийной защиты, установленных в головке 4 с возможностью осевого смещения и связанных с хвостовиком 5' запального модуля 2' посредством резьбового соединения 15 или цангового соединения 16 (фиг. 8). Другая часть периферийных направляющих каналов 14' расположена в пределах воспроизводящего модуля 3', установлена в головке 4 с возможностью осевого смещения и связана с хвостовиком 6' воспроизводящего модуля 3' посредством резьбового соединения 15 или цангового соединения 16 (фиг. 8). Аналогично топливной сборке в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения пучок топливных элементов 7' запального модуля 2' окружен кожухом 17', закрепленным на хвостовике 5'. Нижние концевые участки топливных элементов 7' запального модуля 2' установлены в опорной решетке 18, а верхние их концевые участки - в направляющей решетке 19 (фиг. 3). Аналогично топливной сборке в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения воспроизводящий модуль 3' содержит каркас, образованный периферийными направляющими каналами 14' для введения поглощающих стержней и стержней аварийной защиты, установленными в головке 4 с возможностью осевого смещения. На каркасе закреплены дистанционирующие решетки 22, сквозь отверстия в которых проходят топливные элементы 8' (фиг. 9). Дистанционирующие решетки 22 имеют в центральной зоне отверстие для расположения в нем запального модуля 2'. Кожух 17' запального модуля 2' и каркас воспроизводящего модуля 3' могут быть связаны посредством фиксаторов, расположенных в верхней части топливной сборки 1', как это показано на фиг. 3, с помощью шарикового фиксатора 23, взаимодействующего с обечайкой 24, закрепленной на каркасе воспроизводящего модуля 3'. Как указано выше и как показано на фиг. 4, топливные элементы 7' крайних рядов и столбцов квадратной координатной сетки запального модуля 2' имеют меньший диаметр описанной окружности в сравнении с остальными топливными элементами 7' запального модуля 2'. Для стабилизации относительного положения топливных элементов 7' в кожухе 17' на его внутренней поверхности расположены средства ограничения поперечного перемещения топливных элементов 7'. На фиг. 5 показана схема расположения топливных элементов запального модуля в его периферийной области в соответствии со вторым вариантом осуществления изобретения. Все топливные элементы 7' имеют контакт с каждым соседним топливным элементом 7' в точках касания винтовых дистанционирующих ребер 9, отстоящих друг от друга в осевом направлении на расстоянии равном 25% от величины шага винтовой линии. Точки контакта топливного элемента 7' с кожухом 17' запального модуля 2' могут быть расположены в областях пуклевок 25 (в деформированных областях кожуха 17'), как это показано в правой части фиг. 5. В качестве альтернативы могут быть использованы дистанционирующие стержни 26, как это показано в верхней части фиг. 5, расположенные в осевом направлении и закрепленные на хвостовике 6'. Сплошными и пунктирными линиями на фиг. 5 показаны четырехлепестковые профили топливных элементов 7' в различных сечениях для иллюстрации расположения указанных точек контакта. Топливные сборки в соответствии с настоящим изобретением имеют топливные элементы запального модуля с сердечником 10, включающим обогащенный уран или плутоний. Преимущественно сердечник 10 выполнен из уран-циркониевого (U-Zr) сплава, причем объемное содержание урана в топливной композиции составляет до 30% при обогащении по изотопу урана-235 до 20% или из плутоний-6 019989 циркониевого (Pu-Zr) сплава с объемным содержанием плутония до 30%. Вытеснитель 12, расположенный вдоль продольной оси сердечника 10, в поперечном сечении имеет практически квадратную форму. Шаг винтовой линии винтовых дистанционирующих ребер 9 составляет от 5 до 30% длины топливного элемента. Активная зона реактора имеет такую же геометрическую конфигурацию и размеры, что и в обычном легководном реакторе типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.), так что можно переоснастить этот реактор такими сборками и сформировать активную зону из необходимого числа топливных сборок. На фиг. 10 показан пример активной зоны 27 легководного реактора, которая имеет в целом круговое поперечное сечение и несколько топливных сборок, каждая из которых имеет квадратное поперечное сечение. Монтаж топливной сборки 1 в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения выполняется в следующей последовательности. В нижней опорной решетке 18 запального модуля 2 размещают топливные элементы 7, трубку 13 и направляющие каналы 14. Опорную решетку 18 закрепляют на хвостовике 5 запального модуля 2. Верхние концы топливных элементов 7, трубки 13 и направляющих каналы 14 располагают в верхней направляющей решетке 19. Далее на пучок топливных элементов надевают кожух 17 и крепят его к хвостовику 5 и направляющей решетке 19. Головку 4 устанавливают на верхний конец трубки 13 и верхние концы направляющих каналов 14 и фиксируют трубку 13 и направляющие каналы 14 в головке 4 с возможностью осевого перемещения. На хвостовике 6 воспроизводящего модуля 3 закрепляют каркас, образованный угловыми элементами 20 и стойками 21, на которых располагают дистанционирующие решетки 22. Топливные элементы 8 воспроизводящего модуля 3 располагают в дистанционирующих решетках 22. Далее головку 4 и связанный с ней посредством трубки 13 и направляющих каналов 14 запальный модуль 2 с топливными элементами 7 вводят в отверстие в дистанционирующих решетках 22 и пропускают нижние участки трубки 13 и периферийных направляющих каналов 14 через хвостовик 6 воспроизводящего модуля с последующей их фиксацией с помощью резьбового соединения 15 или цангового соединения 16. Таким образом, запальный модуль 2 и воспроизводящий модуль 3 связываются друг с другом. Собранная топливная сборка 1 устанавливается в активную зону 27 реактора. Разборка топливной сборки 1 после ее удаления из активной зоны 27 реактора осуществляется в обратной последовательности. Монтаж топливной сборки 1' в соответствии со вторым вариантом выполнения изобретения осуществляется различным образом в зависимости от способа относительной фиксации запального модуля 2' и воспроизводящего модуля 3'. 1. В случае использования шарикового фиксатора 23 производится его крепление на кожух 17'. Дальнейший монтаж запального модуля 2' осуществляется аналогично монтажу запального модуля 2 по первому варианту осуществления изобретения. В нижней опорной решетке 18 запального модуля 2' размещают топливные элементы 7', трубку 13 и направляющие каналы 14. Опорную решетку 18 закрепляют на хвостовике 5' запального модуля 2'. Верхние концы топливных элементов 7', трубки 13 и направляющих каналов 14 располагают в верхней направляющей решетке 19. Далее на пучок топливных элементов надевают кожух 17' и крепят его к хвостовику 5' и направляющей решетке 19. Головку 4 устанавливают на верхний конец трубки 13 и верхние концы направляющих каналов 14 и фиксируют трубку 13 и направляющие каналы 14 в головке 4 с возможностью осевого перемещения. Периферийные направляющие каналы 14' устанавливают в хвостовике 6 воспроизводящего модуля 3' и закрепляют на направляющих каналах 14' дистанционирующие решетки 22, образующие каркас воспроизводящего модуля 3'. Топливные элементы 8' воспроизводящего модуля 3' располагают в дистанционирующих решетках 22 и обечайке 24. Далее головку 4 и связанный с ней посредством трубки 13 и периферийных направляющих каналов 14' запальный модуль 2' с топливными элементами 7' вводят в отверстие в дистанционирующих решетках 22 и закрепляют направляющие каналы 14' в головке 4 с возможностью осевого перемещения. Относительная фиксация запального модуля 2' и каркаса воспроизводящего модуля 3' обеспечивается шариковым фиксатором 23. Собранная топливная сборка 1 устанавливается в активную зону 27 реактора. Демонтаж топливной сборки 1' после ее удаления из активной зоны 27 реактора осуществляется в обратной последовательности. 2. В случае использования резьбового или цангового соединения монтаж и демонтаж топливной сборки 1' осуществляется аналогично монтажу/демонтажу топливной сборки по первому варианту осуществления изобретения, т.е. хвостовик 5 запального модуля 2' и хвостовик 6 воспроизводящего модуля 3' соединяются между собой посредством резьбового соединения 15 или цангового соединения 16. Функционирование топливных сборок 1 и 1' в активной зоне 27 реактора осуществляется аналогично тому, как это происходит в известных реакторах типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.). Использование настоящего изобретения позволяет добиться экономии природного урана за счет наличия в конструкции топливной сборки ториевой части (воспроизводящий модуль), т.к. торий в процессе выгорания накапливает вторичное ядерное горючее в виде урана-233, сгорание которого вносит сущест-7 019989 венный вклад в энерговыработку активной зоны с такими сборками. Это приводит к улучшению характеристик нераспространения и упрощению проблем обращения с отработавшими топливными сборками,поскольку в значительной степени снижается (на 80%) накопление традиционного для реакторов PWR(например, АР-1000, EPR и т.д.) вторичного ядерного горючего (плутония, пригодного для изготовления ядерного оружия), а новое вторичное ядерное горючее - уран-233 (вернее то, что остается после его сгорания в ториевом воспроизводящем модуле "на месте") является непригодным для изготовления ядерного оружия из-за загрязнения изотопом урана-232 и четными изотопами плутония. При этом удается добиться упрощения проблем обращения с отработавшими топливными сборками путем снижения объемов отходов за счет увеличения назначенного ресурса топлива и за счет снижения содержания в выгруженном топливе изотопов с длительной радиационной токсичностью. Конструкция топливной сборки в соответствии с настоящим изобретением позволяет использовать е в реакторах типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.) за счет как механической, так и гидравлической и нейтронно-физической совместимости с конструкций штатных топливных сборок. Механическая совместимость со штатной топливной сборкой реактора PWR (например, АР-1000,EPR и т.д.) обеспечивается наличием силового каркаса, обеспечивающего устойчивость к формоизменению при длительной эксплуатации и высоких выгораниях топлива; идентичностью присоединительных размеров; использованием конструкции хвостовика, головки и силового каркаса, совместимых с аналогичными частями штатных топливных сборок; совместимостью конструкции запального модуля с конструкцией штатных органов регулирования и перегрузочных устройств. Полная гидравлическая характеристика топливной сборки в соответствии с настоящим изобретением практически совпадает с характеристикой штатной топливной сборки за счет наличия системы двух образованных запальным и воспроизводящим модулями параллельных каналов, объединенных общими раздающим (напорным) и сборным коллекторами. При этом запальный и воспроизводящий модули гидравлически связаны между собой на нижнем входном и верхнем выходном участках. Такое выполнение топливной сборки обеспечивает сохранение сопротивления активной зоны реактора типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.) с топливными сборками согласно изобретению на уровне штатного значения. Таким образом, установка топливных сборок в соответствии с настоящим изобретением в реактор типаPWR (например, АР-1000, EPR и т.д.) не приведет к изменению расхода теплоносителя в первом контуре реактора. При этом соотношение гидравлических сопротивлений между входом в сборку, активной частью воспроизводящего модуля и выходом из сборки в топливных сборках согласно изобретению и штатной топливной сборки близки, что обеспечивает гидравлическую совместимость топливных сборок согласно изобретению со штатными сборками и отсутствие нештатных (дополнительных) перетечек теплоносителя между ними. Это позволяет использовать в реакторе часть топливных сборок в соответствии с настоящим изобретением одновременно со штатными топливными сборками реактора. Нейтронно-физическая совместимость со штатной топливной сборкой обеспечивается следующим: назначенный ресурс по выгоранию достигается за счет использования специально подобранных топливных композиций и композиций с выгорающим поглотителем; штатная мощность топливной сборки достигается за счет использования специально подобранных содержаний топливной загрузки в топливных композициях запального и воспроизводящего модулей; удовлетворение требований по неравномерности профиля энерговыделения достигается за счет использования специально подобранных содержаний топливной загрузки в различных рядах и столбцах квадратной координатной сетки топливных элементов запального модуля и содержания топливной загрузки в воспроизводящем модуле; сохранение эффектов реактивности в диапазоне, характерном для штатных топливных сборок, достигается за счет использования специально подобранных характеристик топливных композиций; возможность регулирования уровня мощности и сброса мощности штатными органами регулирования обеспечивается совместимостью конструкции двухсекционной топливной сборки со штатным размещением технологических каналов (труб) для перемещения органов регулирования. Преимуществом настоящего изобретения является также то, что двухсекционная топливная сборка в соответствии с настоящим изобретением является разборной, что позволяет обеспечить независимую перегрузку запального модуля. Более частая перегрузка запального модуля позволяет создать наиболее благоприятные условия (по нейтронному балансу и длительности облучения) для тория, помещенного в воспроизводящий модуль сборки. ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ 1. Топливная сборка легководного ядерного реактора, имеющая в плане квадратную форму и содержащая запальный модуль, включающий в себя пучок запальных топливных элементов, в поперечном сечении расположенных по рядам и столбцам квадратной координатной сетки, при этом каждый из запаль-8 019989 ных топливных элементов содержит сердечник, включающий обогащенный уран или плутоний; воспроизводящий модуль, окружающий вышеупомянутый запальный модуль и содержащий пучок воспроизводящих топливных элементов, каждый из которых содержит керамический торий, при этом воспроизводящие топливные элементы в поперечном сечении расположены в двух кольцах квадратной формы по рядам и столбцам квадратной координатной сетки. 2. Топливная сборка по п.1, содержащая направляющие каналы, расположенные в запальном модуле таким образом, чтобы соответствовать расположению направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки ядерного реактора типа PWR, обеспечивая их взаимозаменяемость. 3. Топливная сборка по п.2, содержащая 24 направляющих канала, расположенных в запальном модуле таким образом, чтобы соответствовать расположению 24 направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки 1717 ядерного реактора типа PWR, обеспечивая их взаимозаменяемость. 4. Топливная сборка по п.1, в которой каждый из множества запальных топливных элементов имеет четырехлепестковый профиль, образующий винтовые дистанционирующие ребра. 5. Топливная сборка по п.4, в которой топливные элементы воспроизводящего модуля в поперечном сечении топливной сборки расположены в двух крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки из 19 рядов и 19 столбцов, а запальные топливные элементы расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки из 13 рядов и 13 столбцов. 6. Топливная сборка по п.5, содержащая кожух, имеющий квадратную форму в поперечном сечении и отделяющий топливные элементы запального модуля от топливных элементов воспроизводящего модуля. 7. Топливная сборка по п.6, содержащая соединенный с кожухом хвостовик запального модуля. 8. Топливная сборка по п.7, содержащая опорную решетку, закрепленную на хвостовике запального модуля для фиксации запальных топливных элементов. 9. Топливная сборка по п.6, содержащая закрепленную на кожухе в его верхней части направляющую решетку для установки запальных топливных элементов с возможностью их свободного осевого перемещения. 10. Топливная сборка по п.5, в которой множество запальных топливных элементов содержит 144 элемента. 11. Топливная сборка по п.5, в которой множество воспроизводящих топливных элементов содержит 132 элемента. 12. Топливная сборка по п.1, в которой воспроизводящий модуль содержит хвостовик воспроизводящего модуля и продольно расположенные угловые элементы и несколько продольно расположенных стоек, при этом хвостовик воспроизводящего модуля жестко связан с указанными угловыми элементами и стойками, образуя каркас воспроизводящего модуля. 13. Топливная сборка по п.12, в которой количество угловых элементов равно четырем. 14. Топливная сборка по п.13, в которой количество стоек равно четырем. 15. Топливная сборка по п.12, содержащая закрепленные на каркасе дистанционирующие решетки,в центральной зоне каждой из которых выполнено отверстие для расположения в нм запального модуля. 16. Топливная сборка по п.1, содержащая средство соединения запального и воспроизводящего модулей для их совместного введения в активную зону ядерного реактора и выведения из активной зоны как единого блока. 17. Топливная сборка по п.16, в которой средство соединения запального и воспроизводящего модулей выполнено разъемным для обеспечения возможности разделения запального и воспроизводящего модулей. 18. Топливная сборка по п.1, размеры, форма, а также нейтронные и теплогидравлические свойства которой соответствуют размерам и форме, а также нейтронным и теплогидравлическим свойствам традиционной топливной сборки ядерного реактора типа PWR, обеспечивая их взаимозаменяемость. 19. Топливная сборка по п.18, выходная мощность которой при размещении е в ядерном реакторе вместо традиционной топливной сборки ядерного реактора типа PWR без внесения каких-либо дополнительных изменений в конструкцию реактора находится в пределах проектного диапазона реактора, рассчитанного на эксплуатацию с традиционными топливными сборками. 20. Топливная сборка легководного ядерного реактора, имеющая в плане квадратную форму и содержащая запальный модуль, включающий в себя пучок запальных топливных элементов, в поперечном сечении расположенных по рядам и столбцам квадратной координатной сетки, при этом каждый из запальных топливных элементов содержит сердечник, включающий обогащенный уран или плутоний; воспроизводящий модуль, окружающий вышеупомянутый запальный модуль и содержащий пучок воспроизводящих топливных элементов, каждый из которых содержит керамический торий, при этом воспроизводящие топливные элементы в поперечном сечении расположены в трех кольцах квадратной формы по рядам и столбцам квадратной координатной сетки. 21. Топливная сборка по п.20, содержащая направляющие каналы, часть из которых расположена в запальном модуле, а другая часть - в воспроизводящем модуле, при этом все направляющие каналы рас-9 019989 положены таким образом, чтобы соответствовать расположению направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки ядерного реактора типа PWR, обеспечивая их взаимозаменяемость. 22. Топливная сборка по п.21, содержащая 24 направляющих канала, часть из которых расположена в запальном модуле, а другая часть - в воспроизводящем модуле, при этом все 24 направляющих канала расположены таким образом, чтобы соответствовать расположению 24 управляющих стержней топливной сборки 1717 ядерного реактора типа PWR, обеспечивая их взаимозаменяемость. 23. Топливная сборка по п.20, в которой каждый из множества запальных топливных элементов имеет четырехлепестковый профиль, образующий винтовые дистанционирующие ребра. 24. Топливная сборка по п.23, в которой топливные элементы запального и воспроизводящего модулей в поперечном сечении топливной сборки расположены по 17 рядам и 17 столбцам квадратной координатной сетки, причем запальные топливные элементы расположены в средней части этой сетки в 11 рядах и 11 столбцах. 25. Топливная сборка по п.24, содержащая кожух, имеющий квадратную форму в поперечном сечении и отделяющий топливные элементы запального модуля от топливных элементов воспроизводящего модуля. 26. Топливная сборка по п.25, содержащая 24 направляющих канала, 16 из которых расположены внутри кожуха, а 8 - снаружи таким образом, чтобы соответствовать расположению 24 управляющих стержней топливной сборки 1717 ядерного реактора типа PWR, обеспечивая их взаимозаменяемость. 27. Топливная сборка по п.25, содержащая соединенный с кожухом хвостовик запального модуля. 28. Топливная сборка по п.27, содержащая опорную решетку, закрепленную на хвостовике запального модуля для фиксации запальных топливных элементов. 29. Топливная сборка по п.28, содержащая закрепленную на кожухе в его верхней части направляющую решетку для установки запальных топливных элементов с возможностью их свободного осевого перемещения. 30. Топливная сборка по п.25, в которой множество запальных топливных элементов включает в себя множество первых запальных топливных элементов, в поперечном сечении топливной сборки расположенных в 9 рядах и 9 столбцах средней части квадратной координатной сетки, и множество вторых запальных топливных элементов, расположенных в крайних рядах и столбцах средней части квадратной координатной сетки, причем каждый из множества первых запальных топливных элементов имеет больший диаметр описанной окружности по сравнению с диаметром описанной окружности каждого из вторых запальных топливных элементов. 31. Топливная сборка по п.30, в которой множество первых запальных топливных элементов содержит 72 элемента, а множество вторых запальных топливных элементов содержит 36 элементов. 32. Топливная сборка по п.31, в которой вторые запальные топливные элементы в каждом из двух рядов и каждом из двух столбцов в поперечном сечении запального модуля смещены по направлению к центру кожуха. 33. Топливная сборка по п.32, в которой на внутренней поверхности кожуха между двумя соседними вторыми запальными топливными элементами расположены средства ограничения поперечного перемещения запальных топливных элементов. 34. Топливная сборка по п.33, в которой средства ограничения поперечного перемещения запальных топливных элементов выполнены в виде пуклевок на кожухе запального модуля. 35. Топливная сборка по п.33, в которой средства ограничения поперечного перемещения запальных топливных элементов выполнены в виде продольно расположенных в кожухе стержней. 36. Топливная сборка по п.24, в которой множество воспроизводящих топливных элементов включает в себя 156 воспроизводящих топливных элементов, в поперечном сечении топливной сборки расположенных в трех крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки. 37. Топливная сборка по п.21, в которой воспроизводящий модуль содержит хвостовик воспроизводящего модуля, жестко связанный с расположенными в воспроизводящем модуле направляющими каналами, образуя каркас воспроизводящего модуля. 38. Топливная сборка по п.37, содержащая закрепленные на каркасе дистанционирующие решетки,в центральной зоне каждой из которых выполнено отверстие для расположения в нм запального модуля. 39. Топливная сборка по п.20, содержащая средство соединения запального и воспроизводящего модулей для их совместного введения в активную зону ядерного реактора и выведения из активной зоны как единого блока. 40. Топливная сборка по п.39, в которой средство соединения запального и воспроизводящего модулей выполнено разъемным для обеспечения возможности разделения запального и воспроизводящего модулей. 41. Топливная сборка по п.20, размеры, форма, а также нейтронные и теплогидравлические свойства которой соответствуют размерам и форме, а также нейтронным и теплогидравлическим свойствам традиционной топливной сборки ядерного реактора типа PWR, обеспечивая их взаимозаменяемость. 42. Топливная сборка по п.41, выходная мощность которой при размещении е в ядерном реакторе вместо традиционной топливной сборки ядерного реактора типа PWR без внесения каких-либо дополнительных изменений в конструкцию реактора находится в пределах проектного диапазона реактора, рассчитанного на эксплуатацию с традиционными топливными сборками. 43. Легководный ядерный реактор, содержащий множество топливных сборок, отличающийся тем,что содержит по меньшей мере одну топливную сборку по пп.1-19. 44. Легководный реактор по п.43, отличающийся тем, что все топливные сборки представляют собой топливные сборки по пп.1-19. 45. Легководный реактор, содержащий множество топливных сборок, отличающийся тем, что содержит по меньшей мере одну топливную сборку по пп.20-42. 46. Легководный реактор по п.45, отличающийся тем, что все топливные сборки представляют собой топливные сборки по пп.20-42.