Стартовая >> Архив >> Генерация >> Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Работа ЯППУ в нормальных условиях эксплуатации - Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Оглавление
Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок
Классификация и основы устройства ЯППУ
Системы ЯППУ с водо-водяными реакторами
Механизмы и устройства, обеспечивающие работу ЯППУ
Устройство водо-водяных реакторов
Корпус и крышка водо-водяного реактора
Технологические каналы водо-водяного реактора
Органы управления и защиты водо-водяного реактора
Принципиальные схемы парогенераторов
Конструкционные схемы парогенераторов
Нейтронное поле в реакторе
Кинетика «холодного» реактора без учета запаздывающих нейтронов
Виды коррозии конструкционных материалов ЯППУ
Факторы, влияющие на скорость коррозии
Требования к воде контуров ЯППУ
Контроль за качеством воды
Технические средства обеспечения водного режима ЯЭУ
Физический пуск реактора
Экспериментальное определение характеристик реактора при физическом пуске
Теплотехнические проверки реактора
Эксплуатационные режимы ЯППУ
Эксплуатационный пуск реактора и разогрев ЯППУ
Работа ЯППУ в нормальных условиях эксплуатации
Выключение реактора и расхолаживание ЯППУ
Аварийные режимы, обусловленные высвобождением реактивности
Аварии со снижением циркуляции теплоносителя и рабочего тела
Средства обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ
Реактор ИР-100
Уран-водные экспериментальные сборки
Аппаратура для исследований
Нейтронно-физические характеристики подкритического реактора

Статические характеристики реактора представляют собой зависимость температуры теплоносителя на входе в реактор {T%) и выходе (Ti) из него, а также давления (р) и расхода (G) теплоносителя от относительной мощности реактора. Часто встречаются и другие термины, имеющие смысл статических характеристик, например «программа регулирования мощности реактора», «температурные усы» и др.
Так как соотношение параметров, составляющих статические характеристики, определяется известным уравнением теплового баланса
(8.13)
теоретически возможны разнообразные варианты статических характеристик реактора: G=const при ДГр=уапа; G=varia при A^p-const; G=varia при ДГр=уапа. Если учесть, что каждая из перечисленных статических характеристик может быть реализована при постоянной, увеличивающейся или уменьшающейся средней температуре теплоносителя, а также при постоянном, увеличивающемся или уменьшающемся давлении в первом контуре, то станет очевидным обилие разновидностей возможных статических характеристик как сочетаний названных условий. Тем не менее на практике этого теоретически возможного многообразия не наблюдается. Ограничившись рассмотрением статических характеристик водо-водяных реакторов, можно сказать, что их вид определяется главным образом следующими двумя факторами: возможностями регулирования расхода теплоносителя через реактор и условиями работы системы АР.
Сложность плавного регулирования расхода теплоносителя в  водо-водяных реакторах объясняется высоким давлением в первом контуре и вытекающей отсюда проблемой уплотнения валов насосов при использовании в качестве приводов легко регулируемых по частоте вращения паровых турбин или электродвигателей постоянного тока. Учитывая техническую сложность решения задачи уплотнения, обычно в качестве приводов ЦНПК используют асинхронные электродвигатели герметичного исполнения, плавное регулирование оборотов которых затруднено, так как для изменения частоты их вращения п необходимо регулирование частоты / питающего тока или изменение числа пар полюсов рп:
п=Щ/р„.                 (8.14)
Ввиду неудобства частотного регулирования в современных энергоустановках используются асинхронные электродвигатели ЦНПК или нерегулируемые, или с дискретно изменяющейся частотой вращения (чаще всего двухскоростные).
Второй фактор, влияющий на выбор статических характеристик водо-водяных реакторов,— условия работы системы АР при переходе с одного уровня мощности на другой. При этом под условиями работы понимается нагрузка на органы регулирования при компенсации температурных изменений реактивности во время увеличения и снижения мощности. Желательно, чтобы эти изменения реактивности были минимально возможными.
Если говорить о реакторах с высокотеплопроводным ядерным топливом, то возможность изменения их реактивности в переходных режимах, как было показано в § 2.2, практически полностью обусловлена плотностным температурным эффектом, т. е. изменением среднеинтегральной температуры замедлителя в объеме активной зоны. Следовательно, оптимальными с точки зрения условий работы системы АР являются статические характеристики с постоянной среднеинтегральной температурой. В одноходовых активных зонах с малым температурным перепадом среднеинтегральная температура замедлителя часто приближенно определяется

как среднеарифметическаяВ общем же
случае среднеинтегральная температура может существенно отличаться от Гср. Ее значение определяется главным образом соотношением объемов теплоносителя в отдельных частях активной, зоны и распределением плотности потока нейтронов.
Когда среднеинтегральная температура не совпадает со среднеарифметической, в практике регулирования ее называют среднеэффективной или эффективной температурой теплоносителя и определяют через Тх и Т2 с использованием рассчитанного для каждого конкретного реактора коэффициента усреднения у:
(8.15)
В идеале желательно, чтобы среднеинтегральная температура теплоносителя в активной зоне совпадала со среднеинтегральной температурой теплоносителя во всем первом контуре, тогда при ее постоянстве в процессе регулирования не только облегчаются условия работы системы автоматического управления, но и обеспечивается неизменность уровня теплоносителя в КО, что упрощает использование ЯППУ и позволяет снизить габаритные размеры системы компенсации объема.

Рис. 8.9. Наиболее характерные статические характеристики водо-водяных реакторов

С учетом сказанного можно заключить, что применительно к водо-водяным реакторам наиболее распространены статические; характеристики с постоянным или дискретно изменяющимся расходом теплоносителя, постоянной или незначительно изменяющейся среднеэффективной температурой теплоносителя и постоянным или незначительно изменяющимся давлением в первом контуре. Для примера на рис. 8.9, а изображены статические характеристики с постоянной среднеэффективной температурой (совпадающей со среднеарифметической), дискретно изменяющимся расходом и постоянным давлением в первом контуре.
На рис 8.9,6 представлены статические характеристики при неизменном расходе теплоносителя постоянной среднеэффективной температуре (не совпадающей со среднеарифметической) и постоянном давлении в первом контуре. В дальнейшем, рассматривая вопросы регулирования реактора, для простоты будем употреблять термин «средняя температура тепло-
носителя», имея в виду, что в общем случае речь идет о средне  эффективной температуре.
Статические характеристики ПГ. Статические характеристики ПГ представляют собой зависимость температуры рабочего тела на входе в ПГ Та.ъ и выходе из него Г„е, а также давления пара рпе и паропроизводительности D парогенератора от относительной мощности реактора Wp=WpjWpHobl.
Соотношение параметров, составляющих статические характеристики ПГ, определяется уравнением теплового баланса
(8.16)

где i)nr — коэффициент удержания тепла в ПГ.

Статические характеристики ПГ определяются для конкретного ПГ при заданных статических характеристиках реактора посредством сведения тепловых балансов или выполнения поверочного теплового расчета ПГ на промежуточных режимах вплоть до номинального уровня мощности.
Рассмотрим для примера алгоритм построения статических характеристик прямоточного ПГ. Известно, что в ПГ этого типа давление вырабатываемого пара не зависит от тепловой нагрузки ПГ, так как при изменении мощности установки происходит перераспределение поверхности нагрева между экономайзерной, испарительной и пароперегревательной зонами. По тем же причинам в прямоточных ПГ отсутствует жесткая связь между программами изменения давления пара и средней температуры теплоносителя. Это позволяет задать зависимость Рле=/(№р), исходя из соображений оптимизации регулирования паротурбинной установки. Будем считать для определенности, что в нашем случае давление пара на мощностях до 0.2 №рном поддерживается постоянным, а затем слабо увеличивается по линейному закону.
Температура питательной воды, а значит, и ее энтальпия в энергетических установках рассматриваемого типа, как правило, во всех режимах работы постоянны. Расход питательной воды и, следовательно, паропроизводительность ПГ изменяются по линейному закону от нуля до Z) ном в соответствии с изменением мощности реактора. Таким образом, для построения статических характеристик ПГ остается определить зависимость Tne—f(Wp)t
В тех случаях, когда размеры теплопередающей поверхности парогенератора не лимитируют теплоотвод , искомая  функция может быть найдена для заданных значений WP с использованием уравнения теплового баланса (8.16). Если же, начиная с какого-то уровня мощностинедостаток теплопередающей поверхности приходится компенсировать увеличением температурного напора на пароперегревательном^ участке, для определения зависимостинеобходимо выполнить
серию поверочных тепловых расчетов ПГ.
Взаимосвязь исходных параметров теплоносителя при заданном уровне мощности Wp с параметрами пара на выходе из ПГ иллюстрируется рис. 8.10. Выполнив серию расчетов для разных значений WP} можно получить семейства точек, по которым строятся статические характеристики ПГ, изображенные на рис. 8.10,6.
Основные принципы регулирования мощности реактора. Системы управления современными ЯЭУ отличаются большим разнообразием. Тем не менее во всех вариантах используется, как правило, один из двух принципов регулирования мощности реактора: автоматическое регулирование мощности по сигналу с задатчика режимов, соответствующему уровню теплосъема в ПГ; саморегулирование мощности за счет отрицательного ТКР.
В первом случае для изменения или поддержания на заданном уровне мощности реактора используются системы автоматического управления, работающие по принципу пропорционального или релейного регулирования. Системы пропорционального регулирования с максимально возможной точностью согласовывают фактическое значение регулируемого параметра с заданным,, перемещая регулирующие органы в сторону уменьшения рассогласования со скоростью, пропорциональной этому рассогласованию. Системы релейного регулирования не предназначены для; точного поддержания заданных значений регулируемых параметров. Они исключают лишь те отклонения, которые выходят за границы установленных полей допусков.
Для иллюстрации сказанного на рис. 8.11 изображена структурная схема системы пропорционального регулирования мощности реактора. Ионизационные камеры 2 вырабатывают сигнал, пропорциональный плотности потока нейтронов, который через;

Рис. 8.10. Взаимосвязь статических характеристик реактора (а), Т, Q-диаграммы ПГ (б) и статических характеристик парогенератора (в)
Рис. 8.11. Структурная схема системы пропорционального регулирования мощности реактора:
схема системы пропорционального регулирования мощности реактора
1 — активная зона; 2 — ионизационная камера; 3 " — усилители; 4 — сравнивающее устройство; 5 — задатчик мощности; 6 — отрицательная обратная связь; 7 и 8 — сервоприводы АР и КР соответственно

усилитель 3' подается на сравнивающее устройство 4, где суммируется в противофазе с сигналом задатчика мощности 5. Сигнал рассогласования AWp, сформированный на выходе сравнивающего устройства, через усилитель 3" подается на сервопривод 7 «стержней АРГ в результате чего стержни перемещаются в сторону уменьшения абсолютного значения сигнала рассогласования. Иногда сервопривод АР имеет функциональную связь с сервоприводом 8 КР. В этом случае при достижении стержнями некоторых заданных положений КР автоматически перемещается в сторону уменьшения рассогласования (для безопасности подъем КР ограничен 1—2 шагами). Увеличение динамической устойчивости системы регулирования достигается за счет применения различного рода отрицательных обратных связей 6, регулирования по производной и других специальных мер.
В целях повышения надежности реакторов и упрощения систем АР в последние годы все шире используется способность водо-водяных реакторов к саморегулированию за счет отрицательного ТКР. Так, работают при полном саморегулировании реакторы ледокола «Арктика», атомного судна «Отто Ган» (ФРГ), реакторы типа BPWR (Великобритания) и многие другие. Управление мощностью реактора в этом случае осуществляется без использования органов регулирования. Просто при изменении расхода по второму контуру вследствие образующегося небаланса между тепловой энергией, вносимой теплоносителем в ПГ и снимаемой вторым контуром, изменяется соответствующим образом температура теплоносителя на выходе из ПГ, что влечет за собой изменение средней температуры теплоносителя в реакторе, а значит, и реактивности системы. Равновесие в этом случае наступает при восстановлении исходной средней температуры теплоносителя, что возможно только в случае изменения мощности реактора до такого уровня, который в точности соответствует теплосъему в ПГ при новом расходе по второму контуру.
Характер изменения основных параметров реактора в режиме саморегулирования при уменьшении теплосъема в ПГ показан на рис. 8.12. 

Из рисунка видно, что управляющим сигналом в данном случае является средняя температура теплоносителя. Реактивность отслеживает за Тср в соответствии с равенством р = а (Тср — Т^у
Мощность реактора изменяется вслед за изменением реактивности с отставанием по фазе, которое в значительной степени определяется соотношением где 1  — среднее время жизни поколения мгновенных нейтронов, а рЭф— эффективная доля запаздывающих нейтронов.
Качество саморегулирования зависит от значений параметров, характеризующих динамические свойства ЯППУ. Чем больше по абсолютному значению а, а также чем меньше транспортное запаздывание в первом контуре и тепловая инерционность реактора и ПГ, тем меньше при прочих равных условиях время стабилизации процесса и перерегулирование мощности в рассматриваемом режиме.
Поведение реактора при саморегулировании в случае возникновения возмущений по реактивности было рассмотрено в § 3.1 (см. рис. 3.16—3.18). Здесь следует указать лишь на то обстоятельство, что результат переходных процессов будет одним и тем же как при ступенчатом возмущении реактивности, так и при ее плавном изменении. Если теплосъем в ПГ не меняется, то после внесения возмущения по реактивности мощность реактора установится на исходном уровне, а средняя температура увеличится или уменьшится в зависимости от знака введенной реактивности. Вследствие этого при саморегулировании реактора все эксплуатационные изменения реактивности (вследствие выгорания, воспроизводства, шлакования и отравления топлива) компенсируются соответствующими изменениями средней температуры теплоносителя. Отсюда следует необходимость применения для подобных реакторов системы автоматического регулирования ТСР.
Для регулирования средней температуры могут быть использованы как пропорциональные, так и релейные системы. Рассмотрим принцип построения релейной системы автоматического поддержания заданной средней температуры теплоносителя (рис. 6.13). При этом в качестве прототипного возьмем реактор, не имеющий стержней АР.
Датчиками изображенной на рис. 8.13 системы регулирования являются две термопары 2 и 3, измеряющие температуру теплоносителя на входе в реактор i н на выходе из него. Сигналы с гермопар подаются на сумматор 4, где преобразуются в сигнал, пропорциональный фактическому значению Гср.


Рис. 8.12. Саморегулирование реактора при уменьшении теплосъема в ПГ с 30 до 20 МВт
схема системы релейного регулирования средней температуры теплоносителя
Рис. 8.13. Структурная схема системы релейного регулирования средней температуры теплоносителя

Этот сигнал поступает на сравнивающее устройство 5 и суммируется в противофазе с сигналом задатчика 6 средней температуры теплоносителя. Получающийся при этом сигнал рассогласования ДГср подается на релейный усилитель 7, контакты 8 которого управляют сервоприводом 9 компенсирующей решетки. Релейный усилитель обладает определенной зоной нечувствительности, поэтому он включает сервопривод на перемещение КР в сторону уменьшения рассогласования ДГср только после отклонения Тср на несколько градусов от заданного уровня.
Говоря об автоматическом регулировании мощности реактора и саморегулировании, следует остановиться также на быстродействии этих способов.
Меньшее быстродействие, конечно, достигается при саморегулировании. Для обычного перехода с одного уровня мощности на другой в этом случае требуется несколько минут. Причина столь высокой инерционности заключается в том, что при саморегулировании продолжительность стабилизации определяется не столько временем протекания нейтронных процессов и теплообмена в активной зоне, сколько протяженностью циркуляционного контура и теплоемкостью водного объема ПГ. Определенного улучшения динамических характеристик при саморегулировании можно достичь снижением тепловой инерционности ПГ или моноблочной компоновкой ЯППУ. Этот же эффект можно получить за счет уменьшения протяженности циркуляционных трасс посредством соединения реактора, ПГ и ЦНПК короткими силовыми патрубками типа «труба в трубе», как это сделано, например, в новой ЯППУ ледокола «Ленин». Весьма эффективной мерой является также увеличение ТКР» однако, как было показано в § 2.2, здесь есть оптимум, так как при возмущениях по расходу теплоносителя это увеличение может отрицательно сказаться на обеспечении безопасности реактора.
Способ автоматического регулирования мощности реактора с одновременным изменением теплосъема в ПГ обладает существенно большим быстродействием, чем рассмотренный выше, так как время стабилизации мощности в данном случае определяется главным образом временем протекания нейтронных процессов и теплообмена в активной зоне. Однако это достоинство не всегда компенсирует усложнение системы управления со всеми вытекающими из этого отрицательными последствиями.
Следует заметить, что, говоря о скорости изменения мощности в энергетических режимах, уже не приходится оперировать понятиями «период» или «период удвоения». Для того чтобы осуществить экспоненциальный разгон реактора на эксплуатационных уровнях мощности, потребовалось бы обеспечить экспоненциальные характеристики задатчика мощности и питательного клапана. Кроме того, что это сложно технически, это и нецелесообразно, так как безопасный на малых уровнях мощности период удвоения (например, 40 с) недопустим при больших мощностях. Наряду с безопасностью ограничивающим фактором в данном случае являются также температурные напряжения. С учетом сказанного все системы АР мощности обеспечивают не экспоненциальное, а линейное ее изменение с заданной скоростью. Эта скорость определяется главным образом номинальной мощностью реактора и его конструкционными особенностями, а также конструкцией ПГ и других элементов ЯППУ. Измеряется скорость изменения мощности в процентах №пном за единицу времени, которая составляет  обычно (0,2-=-2) % /с.

Обслуживание ЯППУ во время работы.

Во время работы ЯППУ на заданном уровне мощности необходимо осуществлять тщательный контроль за соответствием всех основных параметров заданному режиму и удерживать работающую в автоматическом режиме группу стержней АР в зоне максимальной эффективности посредством периодического перемещения КР в сторону смещения автоматического регулятора. При работе реактора в режиме -саморегулирования особое внимание должно уделяться поддержанию в допустимом диапазоне средней температуры теплоносителя.
Весьма ответственной операцией при работе в энергетических режимах является точное определение мощности реактора. Основная сложность непосредственного измерения этого параметра заключается в том, что по условиям своего размещения ионизационные камеры измеряют не среднюю плотность потока нейтронов в активной зоне, а плотность потока нейтронов на наружной поверхности корпуса реактора. Вследствие этого показания приборов контроля нейтронной мощности существенно зависят от вероятности утечки нейтронов из активной зоны и характера распределения плотности потока нейтронов. С увеличением средней температуры теплоносителя, являющегося в водо-водяных реакторах одновременно и замедлителем, возрастает длина миграции нейтронов, а следовательно, и вероятность их утечки. В результате при неизменной средней плотности потока нейтронов, т. е. при №p=const, увеличиваются ток ионизационных камер и соответственно показания измерительных приборов. При снижении средней температуры теплоносителя имеет место обратная картина. Указанный эффект настолько велик, что значительные отклонения Гер могут привести при неизменной мощности реактора к удвоению (или уменьшению в 2 раза) показаний контрольно-измерительных приборов. Для исключений этой погрешности обычно предусматривается блок коррекции тока ионизационных камер по средней температуре теплоносителя, но, тем не менее, при работе реактора необходимо периодически убеждаться в правильности показаний приборов контроля нейтронной мощности.
Исправность канала измерения мощности проверяется сопоставлением показаний контрольно-измерительных приборов со значением мощности, вычисленным по параметрам первого или второго контура. Предпочтение обычно отдают методу расчета мощности по параметрам второго контура, так как при одинаковых абсолютных погрешностях определения Гвх и Гвых для сред первого и второго контуров относительная погрешность вычисления разности энтальпийпо параметрам второго контура получается существенноменьшей, чем по параметрам первого контура, посколькуКроме того, в ряде случаев расчет мощности по параметрам первого контура невозможен из- за отсутствия информации о расходе теплоносителя, как это имеет место, например, в установках моноблочного типа.
Мощность реактора (в процентах)  по параметрам второго контура определяется в полностью установившемся режиме. Расчет выполняется по уравнению теплового баланса, которое с учетом размерности показаний расходомера удобно представить в виде
ФЛ7)
где D — расход по второму контуру, кг/ч; гпе и 1п.в— энтальпии перегретого пара и питательной воды, кДж/кг; №ршш — номинальная мощность реактора, кВт?—коэффициент удержания тепла в ПГ.
При исправных контрольно-измерительных приборах и блоке коррекции тока камер по средней температуре теплоносителя причиной несоответствия измеренной и расчетной мощностей может быть значительное перераспределение плотности потока нейтронов по высоте активной зоны за время, прошедшее с момента последней юстировки ионизационных камер. В этом случае требуется выполнить подрегулировку блока коррекции тока камер или повторную юстировку, заключающуюся в перемещении ионизационных камер по высоте  до полного совпадения показаний изме-
рительных приборов с расчетным значением мощности IFP[I. Юстировка камер проводится только после проверки исправности каналов измерения расхода по второму контуру, температур пара и питательной воды. Для повышения точности юстировка выполняется на мощностях (0,4-*-0,6) Мряом. При этом реактор должен работать в полностью установившемся режиме со средней температурой теплоносителя, точно соответствующей заданной.
Наряду с тщательным контролем за соответствием параметров заданному режиму ЯПГТУ весьма важной эксплуатационной задачей является также оптимизация самих режимов работы ЯППУ. При этом в качестве критериев оптимизации могут быть выбраны экономичность, долговечность конструкций и энерговыработка. Показатели экономичности работы определяются всем составом энергетической установки и поэтому в данном разделе  не рассматриваются. Долговечность же конструкций и максимально достижимая энерговыработка в значительной степени зависят от условий эксплуатации реактора.
Известно, что долговечность оборудования, эксплуатируемого при высоких температурах и давлениях, обратно пропорциональна уровню напряжений от давления. Поэтому в тех случаях, когда не предполагается использовать ЯГ1ПУ на номинальной мощности, для увеличения долговечности целесообразно работать при сниженном давлении в первом контуре. Если при этом показатели экономичности не являются определяющими, то более низких давлений можно достичь, уменьшив среднюю температуру теплоносителя.
Другими факторами, влияющими на долговечность конструкций, являются число термоциклов и амплитуда термических напряжений, возникающих в каждом из них. Оптимизация в этой области заключается в уменьшении числа и скорости переходных режимов, во время эксплуатации реактора. Особенно эффективным такой щадящий режим эксплуатации реактора может оказаться в том случае, если в активной зоне имеются разуплотненные твэлы. Снижение числа и амплитуды термоциклов в этом случае замедлит скорость нарастания активности теплоносителя первого контура.
Наряду с долговечностью условиями эксплуатации определяется также и максимально достижимая энерговыработка реактора. Задача обеспечения максимальной энерговыработки может возникнуть в конце кампании, когда при работе на номинальном уровне мощности приближается к нулю располагаемый оперативный запас реактивности. В этом случае имеется возможность увеличения запаса реактивности посредством медленного снижения мощности и соответствующего разотравления реактора. Кроме того, дополнительная положительная реактивность может быть высвобождена за счет снижения средней температуры теплоносителя. В результате названных мероприятий может быть получена дополнительная энерговыработка, составляющая
где Дрхе и Дрт  увеличение запаса реактивности из-за разотравления и расхолаживания, а — темп уменьшения запаса реактивности (вследствие выгорания и шлакования топлива) в конце кампании.

Эксплуатационные показатели работы реактора.

Работа ядерного реактора характеризуется несколькими показателями, определяющими интенсивность его использования, количество выработанной энергии, а также потенциальные возможности реактора по производству энергии и продолжительности эксплуатации. Интенсивность использования ядерного реактора — интегральная характеристика, относящаяся к реактору в целом, поэтому после перегрузки активной зоны отсчет соответствующих показателей не начинается с нуля. Остальные показатели, за исключением срока службы корпуса реактора, характеризуют эксплуатируемую активную зону.
Интенсивность использования реактора — весьма важный эксплуатационный параметр. Для его количественной оценки применяются следующие два показателя:
коэффициент использования времени (КИВ) работы ядерного реактора, представляющий собой, отношение суммарного времени работы реактора на мощности (не считая МКУМ) за некоторый календарный период U его эксплуатации к этому периоду:

где U — время работы реактора после t-ro пуска; п — число пусков реактора за рассматриваемый период его эксплуатации;
коэффициент использования мощности (КИМ) ядерного реактора, представляющий собой отношение средней мощности реактора за некоторый календарный период U его эксплуатации к номинальной мощности:

Важным эксплуатационным показателем является также энерговыработка активной зоны, под которой понимают полное количество энергии, произведенной за рассматриваемый календарный период эксплуатации реактора, МВт*ч:

Потенциальные возможности выработки энергии определяют следующие три показателя:

  1. энергоресурс активной зоны реактора, представляющий собой энерговыработку зоны от начала ее эксплуатации до исчерпания запаса реактивности вследствие выгорания и зашлаковывания топлива или появления неустранимых дефектов активной зоны, при которых использование ее невозможно;
  2. энергозапас активной зоны ядерного реактора, представляющий собой энерговыработку, которую может обеспечить активная зона прц работе на номинальной мощности от начала ее эксплуатации до исчерпания запаса реактивности вследствие выгорания и зашлаковывания топлива.

В идеале энергозапас должен быть равен энергоресурсу. Однако обычно предусматривается некоторое завышение энергозапаса для гарантированного обеспечения расчетного энергоресурса.
Наряду с названными номинальными показателями в эксплуатационной практике используются также понятия остаточного энергоресурса и остаточного энергозапаса активной зоны, отсчитываемых от рассматриваемого момента эксплуатации реактора;

  1. кампания активной зоны реактора, представляющая собой расчетную продолжительность работы реактора на номинальной мощности до исчерпания запаса реактивности из-за выгорания и зашлаковывания топлива. Кампания определяется как отношение энергозапаса к номинальной мощности и измеряется в эффективных * сутках. Продолжительность эксплуатации активной зоны реактора определяется ее сроком службы. Срок службы — это календарная продолжительность ее эксплуатации от начала использования до исчерпания запаса реактивности вследствие выгорания и зашлаковывания топлива или появления неустранимых дефектов, при которых использование активной зоны невозможно.

*Слово «эффективные» означает, что мощность номинальна.



 
« Федеральная программа США по ветроэнергетике   Экологические аспекты внедрения газотурбинных технологий в Башкирэнерго »
электрические сети