Способ мониторинга активной зоны, включающий в себя ослабление порога, и соответствующие программа, носитель информации и ядерный реактор

Изобретение относится к способу мониторинга ядерного реактора, содержащего активную зону, в которую загружены топливные сборки, при этом каждая сборка содержит ядерные топливные стержни, каждый из которых содержит таблетки ядерного топлива и оболочку, окружающую таблетки. Способ содержит следующие этапы: определение (100) по меньшей мере одной предельной продолжительности (T^FPPI) работы реактора на промежуточной мощности, чтобы избежать разрыва по меньшей мере одной из оболочек, работа (102) ядерного реактора на промежуточной мощности в течение фактической продолжительности, строго меньшей предельной продолжительности (T^FPPI), и ослабление (104) по меньшей мере одного порога защиты атомной электростанции в зависимости от разности между предельной продолжительностью (T^FPPI) и фактической продолжительностью, причем порог защиты является пределом линейной мощности в любой точке активной зоны. Изобретение позволяет улучшить управляемость реактора с одновременным обеспечением надежной работы в ходе эксплуатации активной зоны. 2 н. и 6 з.п. ф-лы, 4 ил.

 

Изобретение относится к способу мониторинга ядерного реактора, содержащего активную зону, в которую загружены топливные сборки, при этом каждая сборка содержит ядерные топливные стержни, каждый из которых содержит таблетки ядерного топлива и оболочку, окружающую таблетки.

Изобретение применяется, например, для реакторов, охлаждаемых водой под давлением.

Классически, в активную зону такого реактора загружают ядерные топливные сборки.

Каждая сборка содержит пучок ядерных топливных стержней, при этом стержни имеют оболочку, закрывающую таблетки ядерного топлива.

В странах, таких, в частности, как Франция, где 80% электричества производят ядерные реакторы, общая мощность, производимая реакторами, должна меняться, чтобы адаптироваться к нуждам питаемой ими электрической сети.

В частности, желательно, чтобы реакторы могли работать с уменьшенной общей мощностью в течение длительного периода, когда потребность сети является низкой, и могли по мере необходимости возвращаться после этого к своей номинальной общей мощности.

Вместе с тем, такая эксплуатация каждого реактора, позволяющая наилучшим образом использовать его возможности, не должна создавать проблем безопасности.

Одним из явлений, ограничивающих управляемость ядерных реакторов, является, в частности, явление взаимодействия Таблетка/Оболочка (IPG) или Pellet/Cladding Interaction (PCI) на английском языке.

Действительно, когда реактор работает на своей номинальной общей мощности PN, ядерные топливные стержни являются «кондиционированными», как их называют в соответствии с терминологией в данной области.

Для данного стержня кондиционирование в основном характеризуется закрыванием радиального зазора между таблеткой и оболочкой в результате ползучести оболочки и распухания таблеток.

Если в постоянном режиме риск разрыва оболочки отсутствует по причине термомеханического равновесия в оболочке на уровне довольно слабых напряжений, то этот риск появляется, как только мощность, производимая стержнем, сильно и быстро изменяется.

Действительно, локальное увеличение мощности приводит к повышению температуры в стержне. Учитывая различие механических характеристик (коэффициент теплового расширения, модуль Юнга) и разность температуры между таблеткой на основе оксида урана и оболочкой, обычно выполненной из циркониевого сплава, таблетка будет расширяться больше, чем оболочка, и ее деформация будет приводить к деформации этой оболочки.

Кроме того, присутствие коррозионных продуктов деления, таких как йод, в пространстве между оболочкой и таблеткой создает условия коррозии под напряжением. Таким образом, деформация, передаваемая таблеткой на оболочку во время изменения общей мощности, может привести к разрыву оболочки.

Этот риск разрыва оболочки во время перехода мощности усугубляется, когда стержни перестают быть кондиционированными, то есть когда больше нет термомеханического равновесия между таблеткой и оболочкой. Это нарушение равновесия проявляется во время возвращения к номинальной мощности после продолжительной работы с промежуточной мощностью.

Действительно, когда мощность уменьшается, температура понижается сильнее в таблетке, чем в оболочке, что приводит опять к появлению радиального зазора в результате дифференциального расширения. Если реактор остается в режиме промежуточной мощности, этот зазор уменьшается по причине ползучести оболочки в направлении внутрь, так как давление первичного теплоносителя превышает внутреннее давление стержней. Когда реактор возвращается к режиму номинальной мощности, таблетка действует давлением на оболочку, внутри которой возникает поле напряжений. Если в этот момент начинается переходный процесс увеличения мощности, риск разрыва оболочки появляется раньше. В этом случае говорят о декондиционировании топлива. Это декондиционирование проявляется тем больше, чем дольше реактор работает с промежуточной мощностью.

Такой разрыв оболочки не допустим из соображений безопасности, так как он может привести к выбросу продуктов деления в первичный контур ядерного реактора.

В документе FR 2 924 852 описан способ определения значения параметра, характеризующего управляемость ядерного реактора.

Этот способ позволяет определять области эксплуатации, в которых работа ядерного реактора остается безопасной, даже если происходит случайный переход общей мощности.

Однако некоторые рабочие пределы являются небезопасными при эксплуатации реакторов, в частности, при продолжительной работе на промежуточной мощности (FPPI) или Extended Reduced Power Operation (ERPO) на английском языке.

Во Франции продолжительную работу на промежуточной мощности определяют, в частности, как работу реактора в постоянном режиме с общей мощностью PI, меньшей или равной, например, около 92% его номинальной мощности PN, например, в течение совокупного времени более 8 часов, например, более 12 часов, за период в течение суток.

Это позволяет адаптировать производство электричества к запросам.

Задачей изобретения является улучшение управляемости реактора с одновременным обеспечением надежной работы в ходе эксплуатации активной зоны.

Для этого объектом изобретения является вышеупомянутый способ мониторинга, содержащий следующие этапы:

- определение по меньшей мере одной предельной продолжительности работы реактора на промежуточной мощности, чтобы избежать разрыва по меньшей мере одной из оболочек,

- работа ядерного реактора на промежуточной мощности в течение фактической продолжительности, строго меньшей предельной продолжительности, и

- ослабление по меньшей мере одного порога защиты атомной электростанции в зависимости от разности между предельной продолжительностью и фактической продолжительностью.

Согласно частным вариантам изобретения, способ мониторинга имеет один или несколько следующих отличительных признаков, рассматриваемых отдельно или в любых технически возможных комбинациях:

- порог защиты является пределом линейной мощности в любой точке активной зоны,

- способ содержит этап определения отношения ослабления порога защиты в зависимости от разности между предельной продолжительностью и фактической продолжительностью, при этом определение отношения ослабления осуществляют перед работой реактора,

- способ содержит следующие этапы перед определением предельной продолжительности работы:

- вычисление пороговой линейной мощности, и

- вычисление 100%-ной линейной мощности, соответствующей оценке линейной мощности в любой точке активной зоны и в зависимости от времени, если реактор работает с номинальной мощностью, на основании измерения и/или вычисления распределения фактической мощности в любой точке активной зоны в зависимости от времени,

при этом определение предельной продолжительности осуществляют в зависимости от разности между пороговой линейной мощностью и 100%-ной линейной мощностью,

- пороговую линейную мощность вычисляют в любой точке активной зоны и в зависимости от времени, при этом распределение мощности активной зоны является таким, чтобы в любой точке активной зоны линейная мощность была меньше пороговой линейной мощности,

- способ содержит следующие этапы перед вычислением пороговой линейной мощности:

- вычисление линейной мощности разрыва в любой точке активной зоны и в зависимости от времени, и

- вычисление максимального изменения линейной мощности в любой точке активной зоны по причине случайных переходных процессов,

при этом пороговая линейная мощность равна разности между линейной мощностью разрыва и максимальным изменением, связанным со случайными переходными процессами,

- линейную мощность разрыва вычисляют при помощи правила термомеханики на основании термомеханического состояния активной зоны, при этом термомеханическое состояние определяют посредством измерения и/или вычисления распределения мощности в любой точке активной зоны в зависимости от времени, и/или

- вычисление линейной мощности разрыва осуществляют по меньшей мере один раз каждые два часа, при этом производят также повторное вычисление пороговой линейной мощности.

Объектом изобретения является также компьютерная программа, содержащая команды для осуществления этапов вышеупомянутого способа.

Объектом изобретения является также носитель информации, который используют в вычислительном устройстве и на котором записана вышеупомянутая программа.

Объектом изобретения является также ядерный реактор, содержащий:

- активную зону, в которую загружены топливные сборки, при этом каждая сборка содержит ядерные топливные стержни, каждый из которых содержит таблетки ядерного топлива и оболочку, окружающую таблетки, и

- вычислительное устройство, выполненное с возможностью осуществлять следующие этапы:

- определение по меньшей мере одной предельной продолжительности работы реактора на промежуточной мощности, чтобы избежать разрыва по меньшей мере одной из оболочек,

- работа ядерного реактора на промежуточной мощности в течение фактической продолжительности, строго меньшей предельной продолжительности, и

- ослабление по меньшей мере одного порога защиты атомной электростанции в зависимости от разности между предельной продолжительностью и фактической продолжительностью.

Другие отличительные признаки и преимущества изобретения будут более очевидны из нижеследующего описания, представленного исключительно в качестве примера со ссылками на прилагаемые чертежи, на которых:

на фиг. 1 схематично показан ядерный реактор, охлаждаемый водой под давлением;

на фиг. 2 схематично показана топливная сборка активной зоны реактора, изображенного на фиг. 2, вид сбоку;

на фиг. 3 схематично показан топливный стержень сборки, изображенной на фиг. 2, вид в продольном разрезе;

на фиг. 4 показана блок-схема последовательных этапов способа мониторинга, осуществляемого в реакторе, показанном на фиг. 1.

На фиг. 1 схематично показан ядерный реактор 1 с водой под давлением, который классически содержит:

- активную зону 2,

- парогенератор 3,

- турбину 4, связанную с генератором 5 электрической энергии, и

- конденсатор 6.

Реактор 1 содержит первичный контур 8, который оснащен насосом 9 и в котором циркулирует вода под давлением по пути, который показан стрелками на фиг. 1. В частности, вода поднимается через активную зону 2, где она нагревается, обеспечивая охлаждение активной зоны 2.

Первичный контур 8 содержит также устройство 10 поддержания давления, позволяющее создавать давление воды, циркулирующей в первичном контуре 8, и контролировать указанное давление.

Вода первичного контура 8 питает также парогенератор 3, где она охлаждается, обеспечивая испарение воды, циркулирующей во вторичном контуре 12.

Пар, производимый парогенератором 3, направляется по вторичному контуру 12 в турбину 4, затем в конденсатор 6, где этот пар конденсируется за счет опосредованного теплообмена с охлаждающей водой, циркулирующей в конденсаторе 6.

На выходе конденсатора 6 вторичный контур 12 содержит насос 13 и подогреватель 14.

Как известно, активная зона 2 содержит ядерные топливные сборки 16, которые загружают в бак 18. На фиг. 1 показана только одна сборка 16, но активная зона 2 содержит, например, 157 сборок 16.

Реактор 1 содержит управляющие пучки 20, которые расположены в баке 18 над некоторыми из сборок 16. На фиг. 1 показан только один управляющий пучок 20, но активная зона 2 может содержать, например, около 60 управляющих пучков 20.

Управляющие пучки 20 можно перемещать при помощи механизмов 22 таким образом, чтобы вводить их в топливные сборки 16, над которыми они находятся.

Обычно, каждый управляющий пучок 20 содержит стержни, включающие в себя один или несколько материалов, поглощающих нейтроны.

Таким образом, вертикальное перемещение каждого управляющего пучка 20 позволяет управлять реактивностью реактора 1 и обеспечивает изменение общей мощности Р, выдаваемой активной зоной 2, от нулевой мощности до номинальной мощности PN в зависимости от степени погружения управляющих пучков 20 в сборки 16.

Некоторые из этих управляющих пучков 20 предназначены для обеспечения регулирования работы активной зоны 2, например, по мощности или по температуре, и называются регулирующими пучками. Другие предназначены для остановки реактора 1 и называются останавливающими пучками.

Управляющие пучки 20 объединены в группы в зависимости от своей природы и от своего назначения. Например, для большинства реакторов типа 900 MWe эти группы называются группами G1, G2, N1, N2, R, SA, SB, SC, SD и т.д.

Реактор 1 содержит также некоторое количество датчиков измерения реальных величин рабочих параметров реактора, в частности, термопару 21А для измерения средней температуры воды первичного контура на выходе бака 18 и термопару 21В для измерения средней температуры воды первичного контура на входе бака 18.

Классически, ядерный реактор 1 содержит наружные камеры 21С измерения нейтронного потока, при этом указанные камеры 21С расположены вокруг бака 18 активной зоны 2. Число и положение камер 21С, обычно называемых камерами “excore”, меняются в зависимости от модели реактора 1.

Классически, реактор 1 содержит термопары 21D, расположенные в активной зоне 2 над сборками 16, для измерения температуры воды первичного контура на выходе сборок 16. На фиг. 1 показаны только одна камера 21С и только один датчик 21D.

Кроме того, некоторые реакторы содержат также неподвижные внутренние камеры (не показаны) для измерения нейтронного потока, при этом указанные камеры расположены внутри некоторых топливных сборок, находящихся в активной зоне. Число и положение этих камер, обычно называемых камерами “incore”, меняются в зависимости от модели реактора.

Камеры “excore” 21С и термопары 21D или неподвижные камеры “incore” выдают информацию, относящуюся к трехмерному распределению локальной мощности в активной зоне.

В заявке FR 2 796 196 описан, например, метод для получения распределения трехмерной мощности.

Как показано на фиг. 2, каждая сборка 16 классически содержит систему топливных стержней 24 и каркас 26 крепления стержней 24.

Каркас 26 классически содержит нижний наконечник 28, верхний наконечник 30, направляющие трубки 31, соединяющие оба наконечника 30 и 28 и предназначенные для введения в них управляющих пучков 20, и распорные решетки 32.

Как показано на фиг. 3, каждый топливный стержень 24 классически содержит оболочку 33 в виде трубки, закрытой на своем нижнем конце нижней пробкой 34 и на своем верхнем конце верхней пробкой 35. Стержень 24 содержит ряд таблеток 36, уложенных стопой в оболочке 33 и опирающихся на нижний конец 34. В верхней секции оболочки 33 расположена удерживающая пружина 40, опирающаяся на верхнюю пробку 35 и на верхнюю таблетку 36.

Классически, таблетки 36 выполнены на основе оксида урана, а оболочка 33 - из циркониевого сплава.

Как показано на фиг. 3, которая соответствует топливному стержню после изготовления и до облучения, между таблетками 36 и оболочкой 33 существует радиальный зазор J. Это показано, в частности, на обозначенной кругом увеличенной части фиг. 3.

Именно этот зазор J закрывается во время кондиционирования и повторного кондиционирования топливного стержня и открывается во время декондиционирования топливного стержня.

Как показано на фиг. 1, реактор 1 содержит также вычислительное устройство 40. Вычислительное устройство 40 является, например, системой, применяемой в целом для управления и контроля работы ядерного реактора 1.

Это вычислительное устройство 40 содержит, например, блок 42 обработки данных, включающий в себя один или несколько процессоров, средства 44 хранения данных, средства 46 ввода/вывода и, возможно, средства 48 визуализации. В средствах 44 хранения, которые содержат, например, одно или несколько запоминающих устройств, записана одна или несколько компьютерных программ для осуществления описанных ниже этапов.

Система 40 связана с различными датчиками измерения рабочих параметров ядерного реактора 1, в том числе с датчиками 21А-21D.

Далее следует описание способа мониторинга, например, описанного выше ядерного реактора.

Способ содержит следующие этапы:

- определение 100 по меньшей мере одной предельной продолжительности TFPPI работы реактора на промежуточной мощности,

- работа 102 ядерного реактора на промежуточной мощности, и

- ослабление 104 по меньшей мере одного порога защиты атомной электростанции.

Предпочтительно способ содержит следующие этапы:

- определение 106 отношения ослабления,

- измерение и/или вычисление 108 распределения мощности Pm(x,y,z,t),

- вычисление 110 линейной мощности разрыва в любой точке активной зоны и в зависимости от времени,

- вычисление 112 максимального изменения линейной мощности в любой точке активной зоны по причине случайных переходов,

- вычисление пороговой линейной мощности, и

- вычисление 100%-ной линейной мощности.

Предельную продолжительность TFPPI определяют на этапе 100 таким образом, чтобы избежать разрыва по меньшей мере одной из оболочек, в частности, во время переходного периода увеличения мощности во время работы ядерного реактора на промежуточной мощности, а также во время и после перехода реактора к работе на номинальной мощности.

Действительно, когда ядерный реактор работает на промежуточной мощности, топливные стержни больше не являются кондиционированными. Например, топливные таблетки подвергаются усадке, и между топливом и оболочкой появляется зазор. Затем этот зазор уменьшается по причине ползучести оболочки в направлении внутрь, так как давление первичного контура превышает внутреннее давление стержней.

Когда ядерный реактор опять возвращается к работе на номинальной мощности, зазор полностью закрывается, и усилия на оболочку увеличиваются.

Вычисление предельной продолжительности TFPPI происходит в режиме онлайн, то есть в реальном времени и непрерывно, в частности, когда ядерный реактор работает на промежуточной мощности. Когда реактор возвращается к работе на номинальной мощности, предельная продолжительность TFPPI увеличивается, благодаря повторному кондиционированию топливных стержней, и это изменение вычисляют в режиме онлайн. Это точное вычисление онлайн позволяет, в частности, получить предельную продолжительность, превышающую продолжительность, необходимую для пользователя, и обеспечивает конверсию остаточной продолжительности в ослабление порога защиты.

Пример метода вычисления предельной продолжительности TFPPI представлен ниже.

Затем реактор работает на этапе 102 на промежуточной мощности (FPPI) в течение фактической продолжительности, строго меньшей предельной продолжительности TFPPI.

Промежуточная мощность соответствует мощности, меньшей или равной, например, приблизительно 92% его номинальной мощности PN.

Остаточную продолжительность определяют как разность между предельной продолжительностью и фактической продолжительностью. Следовательно, остаточная продолжительность является положительной.

Наконец, в зависимости от остаточной продолжительности осуществляют ослабление 104 по меньшей мере одного порога защиты.

Порог защиты является, например, максимальной линейной мощностью, приводящей, например, к автоматической остановке реактора при ее превышении.

Для реакторов, система защиты которых выполнена с возможностью оценки максимальной линейной мощности в режиме онлайн, этот порог определяют, например, на основании измерений нейтронного потока датчиками “excore” 21С. Эти датчики потока “excore” в данном случае являются многоступенчатыми, что позволяет оценивать среднюю мощность в зависимости от осевого размера при помощи алгоритма реконструкции. Эта осевая форма мощности в сочетании с осевыми факторами мощности при конфигурации в виде пучков позволяет оценивать максимальную линейную мощность активной зоны.

Для реакторов типа EPR (европейский водяной реактор с водой под давлением) эту оценку производят при помощи датчиков потока “incore”, то есть расположенных внутри активной зоны.

Порог защиты соответствует абсолютному порогу, превышения которого следует избегать в любой точке активной зоны.

Порог защиты зависит, например, от осевого дисбаланса мощности, то есть от разности мощности между низом и верхом активной зоны.

Когда распределение мощности не является слишком разбалансированным в сторону верха или низа активной зоны, то есть осевой дисбаланс мощности находится в некотором интервале вокруг 0, осевая концентрация этой мощности является не достаточной, чтобы локальная мощность достигала значения, которое могло бы привести к разрыву IPG. При этом порог защиты устанавливают в значении, защищающем топливо от деления. С другой стороны, когда осевой дисбаланс мощности является достаточно большим по абсолютной величине, то есть когда значение осевого дисбаланса мощности находится за пределами вышеупомянутого интервала, осевая концентрация мощности оказывается достаточной, чтобы привести к локальной мощности, которая может стать причиной разрыва IPG; в этом случае порог защиты по мощности устанавливают, чтобы избежать этого разрыва.

В описанном примере ослабление 104 порога мощности в зависимости от остаточной продолжительности вычисляют при помощи отношения ослабления.

Под «ослаблением» следует понимать повышение порога защиты.

Повышение действует, например, до конца рабочего цикла независимо от режима работы. В альтернативном варианте пользователь может опять понизить порог защиты станции, чтобы затем перераспределить ослабление.

Определение 106 отношения ослабления производят до работы 102 реактора, например, в конструкторском бюро.

Пример метода вычисления предельной продолжительности TFPPI представлен ниже.

Измерение и/или вычисление 108 распределения линейной мощности Pm(x,y,z,t) осуществляют в любой точке активной зоны в зависимости от времени, например, при помощи измерительных датчиков. Например, речь идет о реконструкции, объединяющей измерения и вычисления.

Реконструкцию 108 осуществляют, например, регулярно через определенный промежуток времени.

На основании распределения линейной мощности при помощи вычислительного правила термомеханики вычисляют термомеханическое состояние стержней активной зоны, то есть термомеханическое состояние между оболочкой и топливными таблетками. Следовательно, в целом, речь идет о поле напряжений в оболочке, связанном с возможным давлением таблетки на оболочку, или о размере зазора между таблеткой и оболочкой, когда этот зазор опять открывается в случае FPPI.

Термомеханическое состояние активной зоны зависит, в частности, от кондиционирования стержня.

На основании знания этого термомеханического состояния на этапе 110 вычисляют линейную мощность разрыва при помощи термомеханического правила, применяемого вычислительным устройством.

Вычисление 110 линейной мощности разрыва осуществляют с постоянной времени порядка часа.

Предварительно в конструкторском бюро вычисляют 112 максимальное изменение линейной мощности в любой точке активной зоны по причине случайных переходов.

Максимальное изменение линейной мощности является входной данной системы мониторинга.

Максимальное изменение соответствует максимальному значению совокупности изменений линейной мощности, полученных путем статических вычислений распределения мощности активной зоны на основании условий с пределами, полученными в результате моделирования случайных переходов, ограничительных относительно разрыва IPG.

Предпочтительно указанные моделированные переходы являются так называемыми случайными переходными процессами категории 2, приводящими к наиболее значительным и наиболее быстрым изменениям мощности в активной зоне.

Этими переходными процессами, например, являются:

- чрезмерное увеличение нагрузки,

- неконтролируемый выход управляющих пучков контроля мощности, и

- падение управляющих пучков.

Это описано, например, в патенте FR 2 924 852 В1.

На основании линейной мощности разрыва и максимального изменения линейной мощности на этапе 114 вычисляют пороговую линейную мощность.

В данном случае пороговая линейная мощность равна разности между линейной мощностью разрыва и изменением , вызванным случайными переходами, то есть = - .

Пороговую линейную мощность вычисляют в любой точке активной зоны и в зависимости от времени.

Распределение мощности активной зоны должно быть таким, чтобы в любой точке активной зоны линейная мощность была меньше пороговой линейной мощности.

Распределение мощности, например, вычисляют и нормируют по активной зоне таким образом, чтобы Plin(x,y,z,t) = P(x,y,z,t) × Plinnom × Prel, где Plin является линейной мощностью в одной точке активной зоны, Р является локальной мощностью, нормированной к 1 по всей активной зоне в одной точке активной зоны, Plinnom номинальная средняя линейная мощность и Prel является уровнем мощности в доле номинала.

В частности, нормированная локальная мощность P(x,y,z,t) равна линейной мощности Plin(x,y,z,t), поделенной на среднее значение этой мощности в активной зоне 〈Plin(x,y,z,t)〉coeur, то есть: P(x,y,z,t) = .

Кроме того, средняя линейная мощность 〈Plin(x,y,z,t)〉coeur равна средней линейной мощности при номинальной мощности, помноженной на уровень мощности в доле: 〈Plin(x,y,z,t)〉coeur = Plinnom × Prel, откуда и вытекает предыдущее уравнение.

Действительно, в любой момент линейная мощность должна быть такой, чтобы, если происходит переход мощности, линейная мощность оставалась меньше линейной мощности, которая может привести к разрыву оболочки. Таким образом, оболочка выдерживает даже в случае перехода мощности.

В данном случае пороговую линейную мощность пересчитывают каждый раз, когда вычисляют линейную мощность разрыва.

Кроме того, на этапе 116 на основании распределения мощности Pm(x,y,z,t) вычисляют 100%-ную линейную мощность.

100%-ная линейная мощность соответствует оценке линейной мощности в любой точке активной зоны и в зависимости от времени, если бы реактор был быстро переведен из его текущего состояния к работе на номинальной мощности.

Зная состояние активной зоны в каждый момент, система мониторинга может вычислить состояние активной зоны, которое она бы имела, если бы реактор был переведен к работе на номинальной мощности, начиная с рассматриваемого момента.

Затем на этапе 100 определяют предельную продолжительность в зависимости от разности между пороговой линейной мощностью и 100%-ной линейной мощностью.

Однако, как было указано выше, линейная мощность должна оставаться меньше пороговой линейной мощности.

Результат вычитания пороговой линейной мощности из 100%-ной линейной мощности, то есть разность, должен оставаться больше или равным нулю.

Таким образом, на этапе 100 определяют предельную продолжительность TFPPI таким образом, чтобы для каждого момента t, меньшего TFPPI, разность превышала или была равной нулю.

Нас интересует распределение мощности при номинальной работе, так как именно в этом состоянии разность является минимальной.

Уменьшается в зависимости от времени, когда реактор работает в режиме FPPI. слегка меняется, когда реактор работает в режиме FPPI со стабилизированной мощностью.

В целом, разность уменьшается в основном в зависимости от времени, когда реактор работает в режиме FPPI со стабилизированной мощностью, то есть когда предельная продолжительность уменьшается по мере перехода к промежуточной работе.

В этом случае оператор способен определить, в какой степени он должен заставлять реактор работать в режиме промежуточной мощности.

В варианте предельную продолжительность TFPPI вычисляют при помощи метода с применением других вычислений, описанного в патенте FR 2 924 852 В1.

Этот способ мониторинга позволяет получать предельную продолжительность, превышающую ту, которую получали раньше. Таким образом, если раньше пользователь обычно заставлял работать реактор на промежуточной мощности в течение времени, близкого к предельной продолжительности, то, поскольку последняя меньше, чем та, которую получают при помощи заявленного способа мониторинга, существует запас между предельной продолжительностью и продолжительностью, в течение которой пользователь намеревается заставить реактор работать с промежуточной мощностью.

Этот метод вычисления позволяет также определять предельную продолжительность, принимая в расчет характеристики топлива всех типов, присутствующих в активной зоне, так как термомеханические вычисления, производимые в режиме онлайн для определения в каждый момент кондиционирования топливных стержней, учитывают характеристики каждого типа топлива, присутствующего в активной зоне.

Способ мониторинга использует запас между предельной продолжительностью и фактической продолжительностью работы реактора на промежуточной мощности, чтобы повысить управляемость реактора за счет увеличения по меньшей мере одного порога защиты и одновременно обеспечивать надежную работу в ходе эксплуатации активной зоны.

1. Способ мониторинга ядерного реактора, содержащего активную зону, в которую загружены топливные сборки (10), при этом каждая сборка (10) содержит ядерные топливные стержни (24), каждый из которых содержит таблетки (36) ядерного топлива и оболочку (33), окружающую таблетки,

при этом способ содержит следующие этапы:

- определение (100) по меньшей мере одной предельной продолжительности (T^FPPI) работы реактора на промежуточной мощности, чтобы избежать разрыва по меньшей мере одной из оболочек,

- работа (102) ядерного реактора на промежуточной мощности в течение фактической продолжительности, строго меньшей предельной продолжительности (T^FPPI), и

- ослабление (104) по меньшей мере одного порога защиты атомной электростанции в зависимости от разности между предельной продолжительностью (T^FPPI) и фактической продолжительностью, причем порог защиты является пределом линейной мощности в любой точке активной зоны.

2. Способ мониторинга по п. 1, содержащий этап определения (106) отношения ослабления порога защиты в зависимости от разности между предельной продолжительностью (T^FPPI) и фактической продолжительностью, при этом определение (106) отношения ослабления осуществляют перед работой (102) реактора.

3. Способ мониторинга по п. 1, содержащий следующие этапы перед определением (100) предельной продолжительности (T^FPPI) работы:

- вычисление (114) пороговой линейной мощности (), и

- вычисление (116) 100%-ной линейной мощности (), соответствующей оценке линейной мощности в любой точке активной зоны и в зависимости от времени, если реактор работает с номинальной мощностью, на основании измерения и/или вычисления (108) распределения фактической мощности (P_m(x,y,z,t)) в любой точке активной зоны в зависимости от времени,

при этом определение (100) предельной продолжительности (T^FPPI) осуществляют в зависимости от разности между пороговой линейной мощностью () и 100%-ной линейной мощностью ().

4. Способ мониторинга по п. 3, отличающийся тем, что пороговую линейную мощность () вычисляют в любой точке активной зоны и в зависимости от времени, при этом распределение мощности активной зоны является таким, чтобы в любой точке активной зоны линейная мощность была меньше пороговой линейной мощности ().

5. Способ мониторинга по п. 3 или 4, содержащий следующие этапы перед вычислением пороговой линейной мощности:

- вычисление (110) линейной мощности разрыва () в любой точке активной зоны и в зависимости от времени, и

- вычисление (112) максимального изменения () линейной мощности в любой точке активной зоны по причине случайных переходных процессов,

при этом пороговая линейная мощность () равна разности между линейной мощностью разрыва () и максимальным изменением (), связанным со случайными переходными процессами.

6. Способ мониторинга по п. 5, отличающийся тем, что линейную мощность разрыва () вычисляют при помощи правила термомеханики на основании термомеханического состояния активной зоны, при этом термомеханическое состояние активной зоны определяют посредством измерения и/или вычисления (108) распределения мощности в любой точке активной зоны в зависимости от времени.

7. Способ мониторинга по п. 6, отличающийся тем, что вычисление (110) линейной мощности разрыва () осуществляют по меньшей мере один раз каждые два часа, при этом производят также повторное вычисление пороговой линейной мощности ().

8. Ядерный реактор, содержащий:

- активную зону, в которую загружены топливные сборки (10), при этом каждая сборка содержит ядерные топливные стержни (24), каждый из которых содержит таблетки (36) ядерного топлива и оболочку (33), окружающую таблетки, и

- вычислительное устройство (40), выполненное с возможностью осуществлять следующие этапы:

- определение (100) по меньшей мере одной предельной продолжительности (T^FPPI) работы реактора на промежуточной мощности, чтобы избежать разрыва по меньшей мере одной из оболочек,

- работа (102) ядерного реактора на промежуточной мощности в течение фактической продолжительности, строго меньшей предельной продолжительности (T^FPPI), и

- ослабление (104) по меньшей мере одного порога защиты атомной электростанции в зависимости от разности между предельной продолжительностью (T^FPPI) и фактической продолжительностью, при этом порог защиты является пределом линейной мощности в любой точке активной зоны.