EA043572B1

EA043572B1 - METHOD FOR DETERMINING AT LEAST ONE THRESHOLD VALUE FOR AT LEAST ONE OPERATING PARAMETER OF A NUCLEAR REACTOR AND THE CORRESPONDING COMPUTER PROGRAM AND ELECTRONIC SYSTEM

Info

Publication number: EA043572B1
Application number: EA202091268
Authority: EA
Inventors: Пойо Жиль Андре
Original assignee: Фраматом
Priority date: 2017-12-18
Filing date: 2018-12-18
Publication date: 2023-06-01

Description

Изобретение относится к способу определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра ядерного реактора.The invention relates to a method for determining at least one threshold value of at least one operating parameter of a nuclear reactor.

Ядерный реактор содержит активную зону, в которую загружены тепловыделяющие сборки, при этом тепловыделяющие сборки состоят из тепловыделяющих элементов, каждый из которых содержит топливные таблетки для ядерного реактора и оболочку, в которую заключены упомянутые топливные таблетки.A nuclear reactor contains a core into which fuel assemblies are loaded, the fuel assemblies consisting of fuel elements, each of which contains fuel pellets for the nuclear reactor and a shell in which said fuel pellets are enclosed.

Настоящее изобретение относится также к соответствующим электронным системам определения и к компьютерной программе, содержащей команды, которые при их выполнении компьютером осуществляют указанный способ.The present invention also relates to corresponding electronic detection systems and to a computer program containing instructions that, when executed by a computer, carry out the specified method.

Изобретение, например, применимо к атомным реакторам с водяным охлаждением, независимо от того, используется ли в реакторах вода под давлением или кипящая вода.The invention is, for example, applicable to water-cooled nuclear reactors, regardless of whether the reactors use pressurized water or boiling water.

Большое количество таких реакторов функционирует в настоящее время во всем мире.A large number of such reactors are currently operating throughout the world.

Они могут быть эффективными, в частности, в таких странах, как Франция, где более 50% электрической энергии вырабатывается за счет использования ядерных реакторов, поскольку общая электрическая энергия, поставляемая этими реакторами, изменяется в связи с необходимостью её согласования с потребностями электрической сети, которую они снабжают.They can be effective in particular in countries such as France, where more than 50% of electrical energy is generated through the use of nuclear reactors, since the total electrical energy supplied by these reactors varies due to the need to match it with the needs of the electrical grid, which they supply.

В частности, желательно чтобы ядерные реакторы были способны работать с промежуточной мощностью в течение продолжительного периода времени, когда потребность энергетической сети является низкой, и обычно этот период времени составляет от нескольких дней по меньшей мере до двух месяцев перед возвращением реактора к режиму номинальной мощности. Считается, что рабочая мощность является промежуточной, когда она составляет менее 92% номинальной мощности.In particular, it is desirable for nuclear reactors to be capable of operating at intermediate power for an extended period of time when grid demand is low, and typically this period of time ranges from several days to at least two months before the reactor returns to rated power. Operating power is considered to be intermediate when it is less than 92% of rated power.

В статье AREVA NP's PCI methodologies for PWR enhanced plant maneuverability (L. Daniel et al), опубликованной в конце июня 2016 г., описан способ определения пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра ядерного реактора, при этом упомянутые пороговые величины ассоциированы с уровнями срабатывания защиты реактора. Известный способ включает определение первого уровня срабатывания защиты, соответствующего первой пороговой величине соответствующего рабочего параметра, для работы реактора при первой мощности, в частности, при номинальной мощности.AREVA NP's PCI methodologies for PWR enhanced plant maneuverability (L. Daniel et al), published late June 2016, describes a method for determining a threshold value for at least one operational parameter of a nuclear reactor, wherein said threshold values are associated with trigger levels reactor protection. The known method involves determining a first protection response level corresponding to a first threshold value of a corresponding operating parameter for operating the reactor at a first power, in particular at rated power.

С расчетом на длительную работу при промежуточной мощности реактора (режим SOIP) способ, кроме того, включает определение второго уровня срабатывания защиты реактора, соответствующего второй пороговой величине соответствующего рабочего параметра, для работы реактора при второй мощности, в частности, при промежуточной мощности, относящейся к режиму SOIP, иначе говоря, при мощности меньше номинальной мощности, обычно выраженной в виде процента номинальной мощности, обычно в интервале от 10 до 92% номинальной мощности.With a view to long-term operation at intermediate reactor power (SOIP mode), the method further includes determining a second reactor protection response level corresponding to a second threshold value of the corresponding operating parameter for operating the reactor at a second power, in particular, at an intermediate power related to SOIP mode, that is, at less than rated power, usually expressed as a percentage of rated power, usually in the range of 10 to 92% of rated power.

Каждый уровень срабатывания защиты реактора или предельная пороговая величина, ассоциированная с соответствующим рабочим параметром, и, в частности, вторая пороговая величина указанного рабочего параметра, ассоциированная в этом примере с режимом SOIP, определяется путем вычисления запаса по взаимодействию топлива с оболочкой (PCI), такого, что полученный запас по PCI остается положительным, несмотря на указанное изменение мощности реактора.Each reactor protection response level or threshold value associated with a corresponding operating parameter, and in particular the second threshold value of said operating parameter associated in this example with the SOIP mode, is determined by calculating the propellant cladding interaction (PCI) margin such that the resulting PCI margin remains positive despite the specified change in reactor power.

В некоторых случаях может быть необходимым, чтобы реактор работал при низкой мощности в течение сверх продолжительных периодов (сверх-длительный режим SOIP), следующих, например, после периода вынужденного простоя оборудования или утечек во вторичном контуре ядерного реактора, и, в общем, следующего после события, ведущего к ухудшению отвода теплоты и, следовательно, к снижению мощности ядерного реактора.In some cases it may be necessary for the reactor to operate at low power for extremely long periods (ultra-long SOIP mode), following, for example, a period of forced equipment downtime or leaks in the secondary circuit of a nuclear reactor, and, in general, following an event leading to a deterioration in heat removal and, consequently, to a decrease in the power of a nuclear reactor.

Задача изобретения заключается в использовании реактора наилучшим образом из его возможностей, при продолжении его работы с самой высокой возможной мощностью.The object of the invention is to use the reactor to the best of its capabilities, while continuing to operate at the highest possible power.

Для этого, такая работа ядерного реактора не должна вызывать проблему безопасности, в частности, в случае неожиданных переходных периодов, которые могут иметь место, например, в режиме SOIP или в течение короткого времени после возвращения к мощности, реализуемой после длительной эксплуатации при промежуточной мощности.To this end, such operation of the nuclear reactor must not cause a safety problem, in particular in the case of unexpected transient periods that may occur, for example, in SOIP mode or during a short time after returning to power realized after long-term operation at intermediate power.

Одна задача изобретения заключается в решении отмеченной проблемы за счет обеспечения способа определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра ядерного реактора, создавая условия для лучшего использования возможностей реактора, при одновременном сохранении безопасной работы.One object of the invention is to solve this problem by providing a method for determining at least one threshold value of at least one operational parameter of a nuclear reactor, allowing for better use of the reactor's capabilities while maintaining safe operation.

В этой связи изобретение относится к способу определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра ядерного реактора, содержащего активную зону, в которую загружены тепловыделяющие сборки, состоящие из тепловыделяющих элементов, каждый из которых содержит топливные таблетки и оболочку, в которую заключены упомянутые таблетки.In this regard, the invention relates to a method for determining at least one threshold value of at least one operating parameter of a nuclear reactor containing a core in which fuel assemblies are loaded, consisting of fuel elements, each of which contains fuel pellets and a shell in which they are enclosed. mentioned tablets.

Предложенный способ осуществляется с помощью электронной системы определения и включает следующие стадии:The proposed method is carried out using an electronic detection system and includes the following stages:

определение первой пороговой величины соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора при первой мощности;determining a first threshold value of a corresponding operating parameter for operating a nuclear reactor at a first power;

определение второй пороговой величины соответствующего рабочего параметра для работы ядер- 1 043572 ного реактора при второй мощности;determination of the second threshold value of the corresponding operating parameter for operation of the nuclear reactor at the second power;

работу реактора при более низкой мощности из первой и второй мощностей, которая является работой, продолжающейся в течение по меньшей мере 8 часов на скользящем 24-часовом диапазоне, при этом способ дополнительно включает стадию определения третьей пороговой величины соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора при третьей мощности, причем указанная третья мощность соответствует уровню мощности, находящемуся между первой мощностью и второй мощностью.operating the reactor at a lower power of the first and second powers, which is an operation continuing for at least 8 hours on a sliding 24-hour range, wherein the method further includes the step of determining a third threshold value of the corresponding operating parameter for operating the nuclear reactor at the third power, wherein said third power corresponds to a power level between the first power and the second power.

Способ определения в соответствии с изобретением, таким образом, позволяет определить пороговую величину рабочего параметра по меньшей мере для одного уровня мощности, находящегося между первой мощностью и второй мощностью. Каждая определяемая пороговая величина рабочего параметра ассоциирована с уровнем срабатывания защиты реактора, при этом каждая пороговая величина соответствует фактически уровню, который не может быть перейден, для обеспечения защиты ядерного реактора, иначе говоря, для безопасности его функционирования.The determination method according to the invention thus makes it possible to determine a threshold operating parameter value for at least one power level located between the first power and the second power. Each determined threshold value of an operating parameter is associated with the level of reactor protection, and each threshold value actually corresponds to a level that cannot be crossed to ensure the protection of a nuclear reactor, in other words, for the safety of its operation.

Вычисление по меньшей мере одного такого уровня мощности с определением ассоциированной пороговой величины рабочего параметра и ассоциированного уровня срабатывания защиты позволяет, таким образом, лучше использовать производственные возможности реактора.Calculating at least one such power level, determining the associated operating parameter threshold and the associated protection response level, thus allows better use of the reactor's production capabilities.

Конечно, указанный уровень мощности позволяет улучшить управление изменением мощности с большим запасом безопасности и/или большей возможной продолжительностью работы в режиме SOIP, будь то во время уменьшения мощности, от номинальной мощности до более низкой мощности, ассоциированной с режимом SOIP, другими словами, в режиме ухудшения термомеханического состояния тепловыделяющих элементов, или во время увеличения мощности, от более низкой мощности, ассоциированной с SOIP, до номинальной мощности, иначе говоря, в режиме восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов.Of course, said power level allows better control of power changes with a greater safety margin and/or longer possible duration of operation in SOIP mode, whether during power reduction, from rated power to the lower power associated with SOIP mode, in other words, in mode deterioration of the thermomechanical state of the fuel elements, or during an increase in power, from the lower power associated with SOIP to the rated power, in other words, in the mode of restoration of the thermomechanical state of the fuel elements.

Каждая предельная величина соответствующего рабочего параметра, ассоциированная с уровнем срабатывания защиты реактора, определяется, например, путем вычисления запаса по PCI, такого, что запас по PCI остается положительным, несмотря на изменение мощности реактора.Each limit value of a corresponding operating parameter associated with a reactor protection level is determined, for example, by calculating a PCI margin such that the PCI margin remains positive despite changes in reactor power.

В соответствии с другими полезными аспектами изобретения способ определения включает один или большее количество признаков, взятых по отдельности или в соответствии со всеми технически возможными комбинациями, а именно:In accordance with other useful aspects of the invention, the determination method includes one or more features, taken individually or in accordance with all technically possible combinations, namely:

ядерный реактор находится в режиме ухудшения термомеханического состояния тепловыделяющих элементов, и первая мощность больше второй мощности, при этом первая мощность предпочтительно по существу равна номинальной мощности ядерного реактора, а вторая мощность предпочтительно по существу равна плановой мощности для длительной работы ядерного реактора при промежуточной мощности;the nuclear reactor is in a thermomechanical deterioration mode of the fuel elements, and the first power is greater than the second power, the first power is preferably substantially equal to the rated power of the nuclear reactor, and the second power is preferably substantially equal to the planned power for long-term operation of the nuclear reactor at intermediate power;

ядерный реактор находится в режиме восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов, и первая мощность меньше второй мощности, при этом первая мощность предпочтительно по существу равна плановой мощности для длительной работы ядерного реактора при промежуточной мощности, а вторая мощность предпочтительно по существу равна номинальной мощности ядерного реактора;the nuclear reactor is in a thermomechanical recovery mode of the fuel elements, and the first power is less than the second power, the first power is preferably substantially equal to the design power for continuous operation of the nuclear reactor at intermediate power, and the second power is preferably substantially equal to the rated power of the nuclear reactor;

рабочий параметр выбирают из группы, включающей: отклонение температуры в активной зоне, линейную мощность в тепловыделяющих элементах и изменение нейтронного потока в активной зоне;the operating parameter is selected from the group including: temperature deviation in the core, linear power in the fuel elements and change in the neutron flux in the core;

каждую пороговую величину соответствующего рабочего параметра определяют путем вычисления запаса по PCI;each threshold value of the corresponding operating parameter is determined by calculating the PCI margin;

вычисление запаса по PCI включает следующие подстадии:PCI margin calculation includes the following substages:

ii) моделирование по меньшей мере одного переходного режима работы ядерного реактора, iii) вычисление величины, достигаемой по меньшей мере одним физическим параметром во время указанного переходного режима по меньшей мере в части оболочки тепловыделяющего элемента, и iv) вычисление в качестве запаса по PCI отклонения между максимальной величиной, достигаемой указанной величиной, вычисленной на подстадии ii) во время переходного режима, и технологическим пределом тепловыделяющего элемента;ii) modeling at least one nuclear reactor transient, iii) calculating the value achieved by at least one physical parameter during said transient in at least a portion of the fuel element cladding, and iv) calculating, as a PCI margin, the deviation between the maximum value achieved by the specified value, calculated in sub-stage ii) during the transient regime, and the technological limit of the fuel element;

переходный режим, моделируемый на подстадии ii), является переходным режимом, выбранным из группы, включающей:The transient mode modeled in sub-stage ii) is a transient mode selected from the group consisting of:

избыточное увеличение загрузки, неконтролируемое извлечение по меньшей мере одной группы сборок регулирующих стержней, падение одной из сборок регулирующих стержней, и неконтролируемое уменьшение концентрации борной кислоты;excessive loading, uncontrolled removal of at least one set of control rod assemblies, fall of one of the control rod assemblies, and uncontrolled decrease in boric acid concentration;

упомянутый физический параметр выбирают из группы, включающей: напряжение или параметр, зависящий от напряжения, в оболочке; и плотность энергии деформации в оболочке;said physical parameter is selected from the group consisting of: voltage or voltage-dependent parameter in the shell; and strain energy density in the shell;

способ, кроме того, включает стадию, которая заключается в работе ядерного реактора с одновременной проверкой того, что величина рабочего параметра ниже соответствующей пороговой величины рабочего параметра из указанных первой, второй и третьей пороговых величин для работы ядерного реактора при соответствующей мощности из указанных первой, второй и третьей мощностей;the method further includes a step of operating the nuclear reactor while simultaneously verifying that the operating parameter value is below a corresponding threshold operating parameter value of said first, second and third threshold values for operating a nuclear reactor at a corresponding power of said first, second and third capacities;

- 2 043572 во время работы ядерного реактора, после ухудшения термомеханического состояния тепловыделяющих элементов и последующего восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов с достижением в результате степени локального выгорания тепловыделяющих элементов, минимальная продолжительность работы ядерного реактора при номинальной мощности перед новым ухудшением термомеханического состояния тепловыделяющих элементов представляет собой такую продолжительность работы, которая соответствует достижению заданного запаса по PCI, при этом указанный заданный запас по PCI соответствует, исходя из запаса по PCI, существующего перед ухудшением термомеханического состояния топливных стержней, запасу по PCI, который был бы в результате работы реактора с номинальной мощностью до достижения такой же степени локального выгорания; и каждая пороговая величина соответствующего рабочего параметра является пороговой величиной, ассоциированной с порогом срабатывания защиты реактора, приводящим к инициированию аварийного останова реактора и/или сигнала тревоги.- 2 043572 during operation of a nuclear reactor, after deterioration of the thermomechanical state of the fuel elements and subsequent restoration of the thermomechanical state of the fuel elements resulting in the achievement of a degree of local burnout of the fuel elements, the minimum duration of operation of the nuclear reactor at rated power before a new deterioration in the thermomechanical state of the fuel elements is as follows duration of operation that corresponds to achieving a specified PCI margin, wherein said specified PCI margin corresponds, based on the PCI margin existing before deterioration of the thermomechanical state of the fuel rods, to the PCI margin that would result from operating the reactor at rated power until reaching the same degree of local burnout; and each threshold value of the corresponding operational parameter is a threshold value associated with the reactor protection threshold resulting in the initiation of a reactor shutdown and/or alarm.

Изобретение также относится к компьютерной программе, содержащей команды, которые при их выполнении компьютером осуществляют способ определения, охарактеризованный выше.The invention also relates to a computer program containing instructions which, when executed by a computer, carry out the determination method described above.

Изобретение, кроме того, относится к электронной системе определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра ядерного реактора, содержащего активную зону, в которую загружены тепловыделяющие сборки, при этом указанные тепловыделяющие сборки состоят из тепловыделяющих элементов, каждый из которых содержит топливные таблетки и оболочку, в которую заключены упомянутые таблетки. Указанная система содержит:The invention further relates to an electronic system for determining at least one threshold value of at least one operating parameter of a nuclear reactor containing a core into which fuel assemblies are loaded, wherein said fuel assemblies consist of fuel elements, each of which contains fuel tablets and a coating in which said tablets are enclosed. This system contains:

первый модуль определения, выполненный с возможностью определения первой пороговой величины соответствующего рабочего параметра, для функционирования ядерного реактора при первой мощности;a first determination module configured to determine a first threshold value of a corresponding operating parameter for operation of a nuclear reactor at a first power;

второй модуль определения, выполненный с возможностью определения второй пороговой величины соответствующего рабочего параметра, для функционирования ядерного реактора при второй мощности;a second determination module configured to determine a second threshold value of a corresponding operating parameter for operating a nuclear reactor at a second power;

при этом функционирование при меньшей мощности из указанных первой мощности и второй мощности продолжается в течение по меньшей мере 8 часов на скользящем 24-часовом диапазоне; и третий модуль определения, выполненный с возможностью определения третьей пороговой величины соответствующего рабочего параметра, для функционирования ядерного реактора при третьей мощности, причем третья мощность соответствует уровню мощности и находится между первой мощностью и второй мощностью.wherein operation at the lower power of said first power and second power continues for at least 8 hours on a sliding 24-hour range; and a third determination module configured to determine a third threshold value of a corresponding operating parameter for operating the nuclear reactor at a third power, wherein the third power corresponds to a power level and is between the first power and the second power.

Указанные характерные особенности и преимущества изобретения будут более понятными из нижеследующего описания, которое является лишь не ограничивающим примером осуществления и изложено со ссылками на приложенные чертежи.Said features and advantages of the invention will be more clearly understood from the following description, which is merely a non-limiting example of an embodiment and is set forth with reference to the accompanying drawings.

Фиг. 1 - схематическое изображение водо-водяного ядерного реактора.Fig. 1 is a schematic representation of a pressurized water nuclear reactor.

Фиг. 2 - схематический вид сбоку тепловыделяющей сборки активной зоны реактора, изображенного на фиг. 1.Fig. 2 is a schematic side view of the reactor core fuel assembly shown in FIG. 1.

Фиг. 3 - схематический вид в продольном разрезе тепловыделяющего элемента сборки, показанной на фиг. 2.Fig. 3 is a schematic longitudinal sectional view of a fuel element assembly shown in FIG. 2.

Фиг. 4 - блок-схема электронной системы определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра реактора, представленного на фиг. 1.Fig. 4 is a block diagram of an electronic system for determining at least one threshold value of at least one operating parameter of the reactor shown in FIG. 1.

Фиг. 5 - блок-схема, отображающая последовательность действий способа определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра реактора, осуществляемого с помощью электронной системы, представленной на фиг. 4.Fig. 5 is a flowchart illustrating a process for determining at least one threshold value of at least one reactor operating parameter using the electronic system shown in FIG. 4.

Фиг. 6 - кривая, иллюстрирующая моделирование подъема мощности, для определения мощности при разрушении оболочки твэла и вычисления соответствующего запаса по PCI согласно одному примеру воплощения.Fig. 6 is a curve illustrating a power ramp simulation for determining the power at fuel rod cladding failure and calculating the corresponding PCI margin according to one example embodiment.

Фиг. 7-9 - на каждой из этих фигур схематически показан ряд кривых изменения мощности, запаса по PCI и уровня срабатывания защиты реактора для различных примеров ухудшения термомеханического состояния и/или восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов, в зависимости от периода времени, прошедшего с момента перехода к длительной работе при промежуточной мощности.Fig. 7-9 - each of these figures schematically shows a series of curves for changes in power, PCI margin and reactor protection response level for various examples of deterioration of the thermomechanical state and/or restoration of the thermomechanical state of fuel elements, depending on the period of time that has passed since the transition to long-term operation at intermediate power.

В последующем описании выражение по существу равно определяет близость к равенству в пределах плюс минус 10, предпочтительно в пределах плюс минус 5%.In the following description, the expression substantially equal defines proximity to equality within plus minus 10, preferably within plus minus 5%.

В последующем описании термин продолжительность обычно определяет период времени или промежуток времени между двумя моментами, величина которого соответствует разности между этими двумя моментами.In the following description, the term duration generally defines a period of time or an interval of time between two instants, the magnitude of which corresponds to the difference between the two instants.

Таким образом, продолжительность, соответствующая конечному моменту Tf времени, отсчитанному от начального момента Ti, будет соответствовать разности между этими двумя моментами Ti и Tf, другими словами, разности Tf - Ti и будет обозначена указанным образом.Thus, the duration corresponding to the final moment Tf of time, counted from the initial moment Ti, will correspond to the difference between these two moments Ti and Tf, in other words, the difference Tf - Ti and will be designated as indicated.

На фиг. 1 представлен ядерный реактор 1, в частности, водо-водяной ядерный реактор, который, как известно, содержит активную зону 2, парогенератор 3, турбину 4, соединенную с электрогенератором 5,In fig. 1 shows a nuclear reactor 1, in particular a pressurized water nuclear reactor, which, as is known, contains a core 2, a steam generator 3, a turbine 4 connected to an electric generator 5,

- 3 043572 и конденсатор 6.- 3 043572 and capacitor 6.

Ядерный реактор 1 содержит первичный контур 8, снабженный насосом 9, в котором циркулирует вода под давлением по траектории, показанной на фиг. 1 стрелками. Эта вода, в частности, поднимается вверх при прохождении через активную зону 2 и нагревается в активной зоне 2, обеспечивая при этом охлаждение этой зоны.Nuclear reactor 1 contains a primary circuit 8 equipped with a pump 9 in which pressurized water circulates along the path shown in FIG. 1 arrows. This water, in particular, rises upward as it passes through the core 2 and is heated in the core 2, thereby cooling this zone.

Первичный контур 8, кроме того, содержит компенсатор 10 давления, позволяющий повышать давление воды, циркулирующей в первичном контуре 8.The primary circuit 8, in addition, contains a pressure compensator 10, which allows increasing the pressure of the water circulating in the primary circuit 8.

Вода первичного контура 8, помимо того, питает парогенератор 3, при прохождении через который охлаждается, обеспечивая при этом испарение воды, циркулирующей во вторичном контуре 12.The water of the primary circuit 8, in addition, feeds the steam generator 3, when passing through which it is cooled, while ensuring the evaporation of the water circulating in the secondary circuit 12.

Водяной пар, генерируемый в парогенераторе 3, направляется вторичным контуром в турбину 4, и затем, после расширения в турбине, поступает в конденсатор, в котором полученный водяной пар конденсируется за счет косвенного теплообмена с охлаждающей водой, циркулирующей в конденсаторе 6.The water vapor generated in the steam generator 3 is sent by a secondary circuit to the turbine 4, and then, after expansion in the turbine, enters the condenser, in which the resulting water vapor is condensed due to indirect heat exchange with the cooling water circulating in the condenser 6.

Вторичный контур 12 содержит ниже по потоку относительно конденсатора 6 насос 13 и нагреватель 14. Как правило, активная зона содержит тепловыделяющую сборку 16, которая загружена в корпус 18 реактора в соответствии со схемой загрузки топлива. На фиг. 1 показана одна единственная тепловыделяющая сборка 16, но в активной зоне 2 может быть размещено, например, 157 тепловыделяющих сборок 16.The secondary circuit 12 contains, downstream of the condenser 6, a pump 13 and a heater 14. Typically, the core contains a fuel assembly 16, which is loaded into the reactor vessel 18 in accordance with the fuel loading pattern. In fig. 1 shows one single fuel assembly 16, but the core 2 could accommodate, for example, 157 fuel assemblies 16.

Ядерный реактор 1 содержит кластеры регулирующих стержней 20, которые размещены в корпусе 18 над определенными тепловыделяющими сборками 16. На фиг. 1 показан один кластер 20 регулирующих стержней, но в активной зоне 2 размещено, например, около шестидесяти кластеров 20 регулирующих стержней. Кластеры 20 регулирующих стержней могут перемещаться с помощью механизмов 22 их ввода в тепловыделяющие сборки 16, посредством которых они находятся в подвешенном состоянии.Nuclear reactor 1 includes clusters of control rods 20 that are located in a housing 18 above certain fuel assemblies 16. FIG. 1 shows one control rod cluster 20, but the core 2 houses, for example, about sixty control rod clusters 20. The control rod clusters 20 can be moved using the mechanisms 22 for inserting them into the fuel assemblies 16, through which they are suspended.

Обычно каждый кластер 20 регулирующих стержней содержит стержни, по меньшей мере некоторые из которых содержат материал, поглощающий нейтроны.Typically, each control rod cluster 20 contains rods, at least some of which contain neutron absorbing material.

Таким образом, вертикальное перемещение каждого кластера 20 регулирующих стержней позволяет регулировать реактивность реактора 1 и управлять изменением общей мощности Р, получаемой в активной зоне 2, от нулевой мощности до номинальной мощности PN в зависимости от степени ввода кластера 20 регулирующих стержней в тепловыделяющую сборку 16.Thus, the vertical movement of each cluster 20 of control rods makes it possible to regulate the reactivity of the reactor 1 and control the change in the total power P received in the core 2, from zero power to the nominal power PN, depending on the degree of insertion of the cluster 20 of control rods into the fuel assembly 16.

Некоторые из кластеров 20 регулирующих стержней служат для регулирования работы активной зоны 2, имея в виду, например, регулирование мощности или температуры, и называются регулирующими кластерами. Другие предназначены для останова ядерного реактора 1 и называются кластерами останова реактора.Some of the control rod clusters 20 serve to regulate the operation of the core 2, meaning, for example, power or temperature control, and are called control clusters. Others are designed to shutdown nuclear reactor 1 and are called reactor shutdown clusters.

Кластера 20 регулирующих стержней объединены в группы, исходя из их физико-химических свойств и назначения. Например, для реакторов типа CPY 900 Мвт (эл.) эти группы именуются G1, G2, N1, N2, R, SA, SB, SC, SD. Группы G1, G2, N1 и N2, называемые силовыми группами, используют параллельными для регулирования мощности, а группу R используют для регулирования температуры. Группы SA, SB, SC и SD используют для останова реактора в случае аварии.Clusters of 20 control rods are combined into groups based on their physical and chemical properties and purpose. For example, for CPY 900 MW(e) reactors these groups are called G1, G2, N1, N2, R, SA, SB, SC, SD. Groups G1, G2, N1 and N2, called power groups, are used in parallel for power control, and group R is used for temperature control. Groups SA, SB, SC and SD are used to shut down the reactor in the event of an accident.

Как показано на фиг. 2, каждая тепловыделяющая сборка 16 традиционно содержит ряд тепловыделяющих элементов 24 и поддерживающий каркас 26 для тепловыделяющих элементов 24. Каркас 26 обычно содержит нижнюю концевую деталь 28, верхнюю концевую деталь и ряд направляющих трубок 31, соединяющих две указанные концевые детали, предназначенных для установки стержней регулирующих кластеров 20 и позиционирования дистанционирующей решетки 32, обеспечивающей заданное расположение рядов из тепловыделяющих элементов 24 и направляющих трубок 31.As shown in FIG. 2, each fuel assembly 16 conventionally includes a number of fuel elements 24 and a support frame 26 for the fuel elements 24. The frame 26 typically includes a lower end piece 28, an upper end piece, and a series of guide tubes 31 connecting the two end pieces for mounting control rods. clusters 20 and positioning of the spacer grid 32, which provides a given arrangement of rows of fuel elements 24 and guide tubes 31.

Как показано на фиг. 3, каждый тепловыделяющий элемент 24 обычно содержит оболочку 33 в виде трубки, закрытой на нижнем конце нижней заглушкой 34 и на верхнем конце верхней заглушкой 35. Тепловыделяющий элемент 24 содержит ряд топливных таблеток 36, которые уложены в столбик одна на другую в оболочке 33 и опираются на нижнюю заглушку 34. В верхней части оболочки установлена удерживающая пружина 38, которая опирается на верхнюю заглушку 35 и на верхнюю топливную таблетку 36. Обычно топливные таблетки 36 имеют основу из делящегося материала, например, из оксида урана, и оболочку 33 из сплава циркония.As shown in FIG. 3, each fuel element 24 typically comprises a tube-like shell 33, closed at the lower end by a lower plug 34 and at the upper end by an upper plug 35. The fuel element 24 contains a number of fuel pellets 36, which are stacked one on top of the other in the shell 33 and supported on the lower plug 34. At the top of the shell there is a retaining spring 38, which rests on the upper plug 35 and on the upper fuel pellet 36. Typically, the fuel pellets 36 have a core of fissile material, such as uranium oxide, and a shell 33 of a zirconium alloy.

На фиг. 3, отображающей изготовленный тепловыделяющий элемент 24, другими словами, перед облучением, между топливными таблетками 36 и оболочкой 33 существует радиальный зазор J. Это более подробно иллюстрируется увеличенной частью, обведенной окружностью, показанной на фиг. 3 отдельно.In fig. 3 showing the fabricated fuel element 24, in other words, before irradiation, there is a radial gap J between the fuel pellets 36 and the shell 33. This is illustrated in more detail by the enlarged circled portion shown in FIG. 3 separately.

Когда ядерный реактор 1 продолжает функционировать, например, при номинальной мощности PN, тепловыделяющий элемент 24 будет, в соответствии с используемой в уровне техники термином, кондиционным.When the nuclear reactor 1 continues to operate, for example, at rated power PN, the fuel element 24 will be, in accordance with the term used in the prior art, in condition.

Кондиционное состояние характеризуется по существу смыканием зазора J между топливными таблетками 36 и оболочкой 33 вследствие ползучести металла оболочки 33 и распухания топливных таблеток 36.The conditioned state is characterized by essentially closing the gap J between the fuel pellets 36 and the shell 33 due to the creep of the metal of the shell 33 and the swelling of the fuel pellets 36.

Более конкретно, для каждого тепловыделяющего элемента 24 во время облучения можно выделить, например, следующие стадии:More specifically, for each fuel element 24 during irradiation, the following stages can be distinguished, for example:

- 4 043572- 4 043572

1) под действием разности давления, созданной между внешней стороной (вода первичного контура 8) и внутри тепловыделяющего элемента 24, оболочка 33 постепенно деформируется вследствие ползучести в радиальном направлении внутрь тепловыделяющего элемента 24. При всех других равных условиях, скорость ползучести оболочки 33 является характеристикой составляющего её материала. Кроме того, продукты ядерного деления, основная часть которых остается в топливной таблетке 36, обуславливают вспучивание таблетки 36. В течение этой фазы механические напряжения, действующие на оболочку 33, обусловлены только разностью давления, существующей снаружи и внутри тепловыделяющего элемента 24. При этом механические напряжения в оболочке 33 являются напряжениями сжатия (обычно отрицательными);1) under the influence of the pressure difference created between the outer side (water of the primary circuit 8) and inside the fuel element 24, the shell 33 is gradually deformed due to creep in the radial direction into the fuel element 24. All other things being equal, the creep rate of the shell 33 is a characteristic of the component its material. In addition, the nuclear fission products, the main part of which remains in the fuel pellet 36, cause the pellet 36 to swell. During this phase, the mechanical stresses acting on the shell 33 are caused only by the pressure difference existing outside and inside the fuel element 24. In this case, the mechanical stresses in the shell 33 are compressive stresses (usually negative);

2) контакт между топливной таблеткой 36 и оболочкой 33 начинается по истечении промежутка времени, который в значительной степени зависит от локальных условий облучения (мощность, нейтронный поток, температура и т.д.) и материала оболочки 33. В действительности, контакт устанавливается постепенно в период, который начинается со слабого контакта, после чего устанавливается плотный контакт. Повышенное контактное давление, которое оказывает таблетка 36 на внутреннюю поверхность оболочки 33, приводит к инверсии напряжений в оболочке 33, которые становятся положительными, и в результате оболочка 33 будет находиться под действием растягивающего усилия;2) contact between the fuel pellet 36 and the shell 33 begins after a period of time, which largely depends on the local irradiation conditions (power, neutron flux, temperature, etc.) and the material of the shell 33. In reality, contact is established gradually in a period that begins with weak contact, after which close contact is established. The increased contact pressure exerted by the tablet 36 on the inner surface of the shell 33 will result in a stress inversion in the shell 33 that will become positive and as a result the shell 33 will be subject to a tensile force;

3) распухание топливной таблетки 36 продолжается, и таблетка 36 деформирует оболочку 33 в направлении наружу относительно тепловыделяющего элемента 24. В установившемся стационарном состоянии такое расширение происходит достаточно медленно для релаксации материала оболочки 33, что обеспечивает равновесие сил, действующих на оболочку 33. Анализ показывает, что при этих условиях уровень напряжений растяжения является умеренным (несколько десятков МПа), и не существует какойлибо опасности в отношении целостности оболочки 33.3) the swelling of the fuel pellet 36 continues, and the pellet 36 deforms the shell 33 in an outward direction relative to the fuel element 24. In a steady steady state, such expansion occurs slowly enough to relax the material of the shell 33, which ensures a balance of forces acting on the shell 33. Analysis shows that that under these conditions the level of tensile stresses is moderate (several tens of MPa) and there is no danger to the integrity of the shell 33.

Несмотря на отсутствие опасности разрушения оболочки 33 в стационарном состоянии благодаря термомеханическому равновесию в оболочке 33 при достаточно низком уровне напряжений, такая опасность сразу появляется при значительном изменении тепловой мощности, вырабатываемой тепловыделяющим элементом 24.Despite the absence of danger of destruction of the shell 33 in a stationary state due to thermomechanical equilibrium in the shell 33 at a sufficiently low stress level, such a danger immediately appears with a significant change in the thermal power generated by the fuel element 24.

Конечно, увеличение мощности приводит к повышению температуры топливных таблеток 36, содержащихся в тепловыделяющем элементе 24, и за счет передачи тепла теплопроводностью происходит увеличение температуры оболочки 33 тепловыделяющего элемента 24. Благодаря различию механических характеристик (коэффициента термического расширения и модуля Янга) и разности температур между топливной таблеткой 36 из делящегося материала и оболочкой 33, изготовленной из сплава циркония, топливная таблетка 36 будет расширяться в большей степени, чем оболочка 33, и, следовательно, будет деформировать последнюю.Of course, an increase in power leads to an increase in the temperature of the fuel pellets 36 contained in the fuel element 24, and due to heat transfer by thermal conductivity, the temperature of the shell 33 of the fuel element 24 increases. Due to the difference in mechanical characteristics (thermal expansion coefficient and Young's modulus) and the temperature difference between the fuel pellet 36 of fissile material and a shell 33 made of a zirconium alloy, the fuel pellet 36 will expand to a greater extent than the shell 33 and, therefore, will deform the latter.

Кроме того, работа реактора при промежуточной мощности в течение нескольких дней приводит к ухудшению состояния тепловыделяющих элементов 24. Для участков тепловыделяющих элементов 24, на которых контакт между оболочкой 33 и топливными таблетками 36 отсутствует, радиальный зазор J увеличивается. Что касается участков тепловыделяющих элементов 24, на которых зазор J был перекрыт, то этот зазор J может быть снова образован. В случае наличия зазора J, за счет действия давления возобновляется ползучесть при сжатии оболочки 33. Это приводит к повышению уровней напряжения в оболочке 33, когда происходит неожиданное локальное увеличение мощности.In addition, operating the reactor at intermediate power for several days leads to deterioration of the fuel elements 24. For areas of the fuel elements 24 where there is no contact between the shell 33 and the fuel pellets 36, the radial clearance J increases. As for the portions of the fuel elements 24 in which the gap J has been closed, the gap J can be formed again. In the case of a gap J, compression creep is resumed due to the action of pressure on the shell 33. This results in increased stress levels in the shell 33 when a sudden local increase in power occurs.

Кроме того, присутствие коррозионно-активных продуктов деления, таких как йод, в зазоре между оболочкой 33 и топливной таблеткой 36 создает условия, способствующие коррозии под напряжением. При этом деформация, которая накладывается топливной таблеткой 36 на оболочку 33 во время упомянутого неожиданного локального увеличения мощности, может привести к разрушению оболочки 33 вследствие коррозии под напряжением за счет присутствия йода в ситуации взаимодействия топлива и оболочки (ситуации PCI).In addition, the presence of corrosive fission products, such as iodine, in the gap between the cladding 33 and the fuel pellet 36 creates conditions conducive to stress corrosion. Here, the deformation that is imposed by the fuel pellet 36 on the cladding 33 during said sudden local power increase may lead to the destruction of the cladding 33 due to stress corrosion due to the presence of iodine in a fuel-clad interaction situation (PCI situation).

Однако такой разрыв оболочки 33 является недопустимым по причинам безопасности, поскольку может привести к утечке продуктов деления в первичный контур 8.However, such a rupture of the shell 33 is unacceptable for safety reasons, since it could lead to leakage of fission products into the primary circuit 8.

Переходные процессы мощности могут происходить во время нормальной работы ядерного реактора 1, т.е. в так называемых ситуациях категории 1. Конечно, изменения мощности могут быть необходимыми, в частности, для адаптации к потребностям в электрической энергии электрической сети, которую питает генератор 5. Переходные процессы мощности могут происходить также в так называемых аварийных ситуациях категории 2, в частности, в случае избыточного увеличения загрузки, неконтролируемого извлечения кластера (кластеров) 20 регулирующих стержней, уменьшения концентрации борной кислоты или не выявленного падения сборок регулирующих стержней 20 в активную зону.Power transients may occur during normal operation of the nuclear reactor 1, i.e. in so-called category 1 situations. Of course, power changes may be necessary, in particular to adapt to the electrical energy needs of the electrical network supplied by generator 5. Power transients can also occur in so-called category 2 emergency situations, in particular in the event of an excessive increase in loading, uncontrolled removal of the cluster(s) of control rods 20, a decrease in the concentration of boric acid, or an undetected fall of the control rod assemblies 20 into the core.

Начиная от состояния баланса запасов, достигнутых при нормальной работе, допустимая продолжительность работы и промежуточная мощность определяются так, чтобы гарантировать отсутствие разрыва оболочки 33 при взаимодействии топлива и оболочки, происходящем в активной зоне 2 в случае переходного режима по мощности категории 2, называемого также переходным режимом по мощности класса 2.Starting from the balance of reserves achieved during normal operation, the permissible operating duration and intermediate power are determined to ensure that the cladding 33 does not rupture due to the fuel-cladding interaction occurring in the core 2 in the event of a power category 2 transient, also called a transient. power class 2.

Для того чтобы гарантировать целостность тепловыделяющих элементов 24 при взаимодействии топлива и оболочки, согласно изобретению предлагается определить первую пороговую величину соот- 5 043572 ветствующего рабочего параметра для работы при первой мощности Р1 реактора, вторую пороговую величину соответствующего рабочего параметра для работы при второй мощности Р2 реактора и третью пороговую величину соответствующего рабочего параметра для работы при третьей мощности РЗ реактора, находящуюся между первой мощностью Р1 и второй мощностью Р2.In order to ensure the integrity of the fuel elements 24 during the interaction of the fuel and the cladding, according to the invention it is proposed to determine a first threshold value of the corresponding operating parameter for operation at the first reactor power P1, a second threshold value of the corresponding operating parameter for operation at the second reactor power P2, and the third threshold value of the corresponding operating parameter for operation at the third power of the relay reactor, located between the first power P1 and the second power P2.

Каждая пороговая величина соответствующего рабочего параметра предварительно определяется путем вычисления имеющегося запаса в отношении опасности разрушения оболочки 33 при взаимодействии топлива и оболочки (PCI), и этот запас называется запасом по PCI.Each threshold value of the corresponding operating parameter is predetermined by calculating the available margin with respect to the hazard of cladding 33 failure due to propellant-cladding interaction (PCI), and this margin is called the PCI margin.

Каждый запас по PCI является отклонением характерного параметра ядерного реактора 1, т.е. показателем дельта указанного характерного параметра ядерного реактора 1, и это отклонение является результатом учета опасности разрушения оболочки 33 в результате взаимодействия топлива и оболочки.Each PCI margin is a deviation of a characteristic parameter of nuclear reactor 1, i.e. the delta indicator of the specified characteristic parameter of the nuclear reactor 1, and this deviation is the result of taking into account the danger of destruction of the shell 33 as a result of the interaction of fuel and shell.

Каждый запас по PCI выбирают, например, из группы, включающей запас по мощности и запас по термомеханическому параметру, ассоциированному с оболочкой 33. Характерный параметр ядерного реактора 1, отклонение или показатель дельта которого определяют для вычисления запаса по PCI, представляет собой, следовательно, локальную мощность или термомеханический параметр, ассоциированный с оболочкой 33. При необходимости, запас по PCI преобразуется затем в другой параметр, например, в продолжительность работы ядерного реактора 1 при промежуточной мощности.Each PCI margin is selected, for example, from the group consisting of a power margin and a margin for a thermomechanical parameter associated with the shell 33. The characteristic parameter of nuclear reactor 1, the deviation or delta of which is determined to calculate the PCI margin, is therefore a local power or thermomechanical parameter associated with the cladding 33. If necessary, the PCI margin is then converted into another parameter, for example, the operating time of nuclear reactor 1 at intermediate power.

Специалисту в данной области техники будет понятно, что в случае отрицательного запаса по PCI, чем меньше абсолютная величина запаса по PCI, тем меньше вероятность разрыва оболочки 33, и тогда, если запас по PCI становится нулевым или положительным, вероятность разрыва оболочки 33 равна нулю.One skilled in the art will appreciate that in the case of a negative PCI margin, the lower the absolute value of the PCI margin, the less likely the shell 33 is to rupture, and then if the PCI margin becomes zero or positive, the probability of the shell 33 to rupture is zero.

Для определения первой, второй и третьей пороговых величин соответствующего рабочего параметра используется, например, электронная система 40, в частности, система с компьютером, подобная представленной на фиг. 4, для определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра ядерного реактора 1.To determine the first, second and third threshold values of the corresponding operating parameter, for example, an electronic system 40 is used, in particular a computer-based system such as shown in FIG. 4, for determining at least one threshold value of at least one operating parameter of the nuclear reactor 1.

Система 40 определения содержит первый модуль 42 определения, способный определять первую пороговую величину соответствующего рабочего параметра для работы реактора при первой мощности Р1.The determination system 40 includes a first determination module 42 capable of determining a first threshold value of a corresponding operating parameter for reactor operation at a first power P1.

Система 40 определения содержит также второй модуль 44 определения, способный определять вторую пороговую величину соответствующего рабочего параметра для работы реактора при второй мощности Р2.The determination system 40 also includes a second determination module 44 capable of determining a second threshold value of a corresponding operating parameter for operating the reactor at a second power P2.

Работа реактора при меньшей мощности из указанных первой мощности Р1 и второй мощности Р2 является работой продолжительностью в течение по меньшей мере 8 часов, например, на 24-часовом скользящем диапазоне, также называемой режимом SOIP, т.е. режимом длительной работы при промежуточной мощности. Продолжительность указанной длительной работы при промежуточной мощности может достигать нескольких дней или даже нескольких недель или месяцев.Operating the reactor at the lower power of said first power P1 and second power P2 is an operation lasting at least 8 hours, for example on a 24-hour sliding band, also called SOIP mode, i.e. continuous operation mode at intermediate power. The duration of this long-term operation at intermediate power can reach several days or even several weeks or months.

Система 40 определения содержит третий модуль 46 определения, способный определить третью пороговую величину соответствующего рабочего параметра для работы реактора при третьей мощности Р3, при этом величина третьей мощности Р3 находится между первой мощностью Р1 и второй мощностью Р2.The determination system 40 includes a third determination module 46 capable of determining a third threshold value of a corresponding operating parameter for operating the reactor at a third power P3, wherein the value of the third power P3 is between the first power P1 and the second power P2.

В примере на фиг. 4 система 40 определения содержит блок 50 обработки информации, например, укомплектованный запоминающим устройством 52 и процессором 54, связанным с запоминающим устройством 52. В этом примере упомянутый блок обработки также содержит средство 56 ввода/вывода данных и, по усмотрению, экран 58 устройства отображения.In the example in FIG. 4, determination system 40 includes an information processing unit 50, for example, equipped with a storage device 52 and a processor 54 coupled to the storage device 52. In this example, said processing unit also includes a data input/output means 56 and, optionally, a display device screen 58.

В примере, иллюстрируемом на фиг. 4, первый модуль 42 определения, второй модуль 44 определения и третий модуль 46 определения выполнены каждый в виде компьютерной программы, выполняемой процессором 54. Запоминающее устройство 52 блока 50 обработки информации способно накапливать и хранить первую программу определения, созданную с возможностью определения первой пороговой величины соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора 1 при первой мощности Р1, вторую программу определения, созданную с возможностью определения второй пороговой величины соответствующего параметра работы для работы ядерного реактора 1 при второй мощности Р2, третью программу определения, созданную с возможностью определения третьей пороговой величины соответствующего параметра работы для работы ядерного реактора 1 при третьей мощности Р3. Процессор 54 блока 50 обработки информации, таким образом, способен выполнять первую программу определения, вторую программу определения и третью программу определения.In the example illustrated in FIG. 4, the first determination module 42, the second determination module 44, and the third determination module 46 are each implemented in the form of a computer program executed by the processor 54. The memory 52 of the information processing unit 50 is capable of accumulating and storing a first determination program configured to determine the first threshold value of the corresponding operating parameter for the operation of nuclear reactor 1 at the first power P1, a second determination program created with the ability to determine a second threshold value of the corresponding operating parameter for operation of the nuclear reactor 1 at the second power P2, a third determination program created with the ability to determine the third threshold value of the corresponding operating parameter for operation of nuclear reactor 1 at the third power P3. The processor 54 of the information processing unit 50 is thus capable of executing the first determination program, the second determination program, and the third determination program.

Согласно одному варианту (не показан) первый модуль 42 определения, второй модуль 44 определения и третий модуль 46 определения выполнены каждый в виде программируемой логической схемы, например, FPGA (программируемая логическая интегральная схема) или в виде специализированной интегральной схемы, такой как ASIC (интегральная схема специального назначения).According to one embodiment (not shown), the first determination module 42, the second determination module 44, and the third determination module 46 are each implemented as a programmable logic circuit, such as an FPGA (field programmable logic integrated circuit), or an application specific integrated circuit, such as an ASIC. special purpose circuit).

Каждый модуль 42, 44, 46 определения способен определять соответствующую пороговую величину рабочего параметра посредством вычисления запаса по PCI, в частности, так, что этот запас всегда остается положительным, в частности, после изменения мощности реактора. Каждый модуль 42, 44, 46 определения выполнен, например, с возможностью определять каждую соответствующую пороговуюEach determination module 42, 44, 46 is capable of determining a corresponding operating parameter threshold value by calculating a PCI margin, in particular such that the margin always remains positive, in particular after a change in reactor power. Each determination module 42, 44, 46 is configured, for example, to determine each corresponding threshold

- 6 043572 величину рабочего параметра, ассоциированную с уровнем срабатывания защиты реактора, посредством вычисления для соответствующей мощности реактора величины указанного параметра, соответствующей предварительно установленной величине запаса по PCI. Упомянутая предварительно установленная величина запаса по PCI является положительной величиной, при этом она относительно близка к нулю, или даже равна нулю, чтобы обеспечить длительную работу при указанной соответствующей мощности реактора. Предварительно установленная величина запаса по PCI, например, по существу равна 0,05 МПа, если запас PCI выражен в виде плотности энергии деформации и, в случае использования, запас определяют методом, называемым RPM, соответствующим первому методу вычисления запаса по PCI, описанному ниже. В одном варианте предварительно установленная величина запаса по PCI по существу равна 5 Вт/см, если запас по PCI выражен в виде мощности при разрыве, и, если применяется, определяется по методу, называемому мощностью при разрушении, соответствующего второму методу вычисления запаса по PCI, описанному ниже. Специалисту в данной области техники будет также понятно, что каждая из предварительно установленных величин запаса по PCI может быть преобразована в запас по продолжительности установленного режима SOIP, например, по существу равный 5 дней в случае рассмотренных выше примеров.- 6 043572 the value of the operating parameter associated with the reactor protection response level, by calculating for the corresponding reactor power the value of the specified parameter corresponding to the preset PCI margin value. Said preset PCI margin value is a positive value and is relatively close to zero, or even zero, to ensure long-term operation at the specified corresponding reactor power. The preset PCI margin value, for example, is substantially equal to 0.05 MPa if the PCI margin is expressed as strain energy density and, if used, the margin is determined by a method called RPM corresponding to the first PCI margin calculation method described below. In one embodiment, the preset PCI margin value is substantially equal to 5 W/cm if the PCI margin is expressed as breaking power, and, if applicable, determined by a method called breaking power corresponding to the second PCI margin calculation method. described below. One skilled in the art will also appreciate that each of the preset PCI margin values can be converted into a SOIP mode duration margin, for example, substantially equal to 5 days in the case of the examples discussed above.

Рабочий параметр, выбирают, например, из следующей группы: отклонение температуры AT в активной зоне 2, линейная мощность P_lin в тепловыделяющих элементах 24 и изменение нейтронного потока dΦ/dt в активной зоне 2.The operating parameter is selected, for example, from the following group: temperature deviation AT in core 2, linear power P _lin in fuel elements 24 and change in neutron flux dΦ/dt in core 2.

Рабочий параметр, принятый во внимание, например, зависит от типа системы защиты реактора (например, аналоговая/цифровая) и рассматриваемого неожиданного переходного процесса. Например, авария системы охлаждения будет соответствовать параметру AT, опусканию одного из кластеров регулирующих стержней, параметру dΦ/dt и т.п.The operating parameter taken into account, for example, depends on the type of reactor protection system (eg analog/digital) and the unexpected transient considered. For example, a cooling system failure will correspond to the AT parameter, the lowering of one of the control rod clusters, the dΦ/dt parameter, etc.

Каждый модуль 42, 44, 46 определения выполнен способным вычислить указанный запас по PCI, например, в соответствии с первым методом, в частности, методом RPM (метод восстановленного PCI), описанный, например, в патентном документе ЕР1556870 В1.Each determination module 42, 44, 46 is configured to calculate the specified PCI margin, for example, in accordance with the first method, in particular the RPM method (recovered PCI method), described, for example, in patent document EP1556870 B1.

Каждый модуль 42, 44, 46 определения в соответствии с рассматриваемым примером, способен моделировать по меньшей мере один переходный режим эксплуатации ядерного реактора 1, вычислять величину, достигаемую физическим параметром G во время переходного режима эксплуатации по меньшей мере в одной части оболочки 33 тепловыделяющего элемента 24, и определять в качестве запаса по PCI отклонение между максимальной величиной, достигаемой указанной вычисленной величиной во время переходного режима, и технологическим пределом для тепловыделяющего элемента 24. В этом методе связывают нейтронные вычисления (моделирование переходного процесса по мощности) и термомеханические (вычисление физического параметра G оболочки 33). Физическим параметром G является, например, окружное напряжение σθ или радиальное напряжение σ_Γ в оболочке 33. В качестве альтернативы, физическим параметром G является величина, зависящая от напряжения (напряжений), например, разности между окружным напряжением σθ и радиальным напряжением σ_Γ. Кроме того, в качестве альтернативы физическим параметром G может быть плотность энергии деформации DED в оболочке 33.Each definition module 42, 44, 46 in accordance with the considered example is capable of simulating at least one transient operating mode of the nuclear reactor 1, calculating the value achieved by the physical parameter G during the transient operating mode in at least one part of the shell 33 of the fuel element 24 , and determine as a PCI margin the deviation between the maximum value achieved by the specified calculated value during the transient mode and the technological limit for the fuel element 24. This method combines neutron calculations (modeling of the power transient process) and thermomechanical calculations (calculation of the physical parameter G shells 33). The physical parameter G is, for example, the hoop stress σθ or the radial stress _σΓ in the shell 33. Alternatively, the physical parameter G is a value dependent on the stress(es), for example, the difference between the hoop stress σθ and the radial stress _σΓ . Additionally, the physical parameter G may alternatively be the strain energy density DED in the shell 33.

Переходный режим, моделируемый модулями 42, 44, 46 определения, предпочтительно представляет собой переходный режим, выбранный из группы, включающей: избыточное увеличение загрузки, неконтролируемое извлечение по меньшей мере одной группы кластеров 20 регулирующих стержней, падение одного из кластеров 20 регулирующих стержней, неконтролируемое уменьшение концентрации борной кислоты.The transient condition simulated by the definition modules 42, 44, 46 is preferably a transient condition selected from the group consisting of: excessive load increase, uncontrolled withdrawal of at least one group of control rod clusters 20, drop of one of the control rod clusters 20, uncontrolled decrease concentration of boric acid.

Избыточное увеличение загрузки соответствует быстрому увеличению расхода водяного пара в парогенераторе 3. Такое увеличение приводит к нарушению баланса между тепловой мощностью активной зоны 2 и загрузкой парогенератора 3. Нарушение этого баланса приводит к охлаждению первичного контура 8. Благодаря эффекту замедления и/или регулирования средней температуры в активной зоне 2 с использованием группы кластеров 20 регулирующих стержней, реактивность и, следовательно, нейтронный поток в активной зоне 2 увеличиваются.An excessive increase in loading corresponds to a rapid increase in the flow rate of water vapor in the steam generator 3. Such an increase leads to an imbalance between the thermal power of the core 2 and the loading of the steam generator 3. Violation of this balance leads to cooling of the primary circuit 8. Due to the effect of slowing down and/or regulating the average temperature in core 2 using a cluster group of 20 control rods, the reactivity and hence the neutron flux in core 2 is increased.

Неконтролируемое извлечение групп кластеров 20 регулирующих стержней во время работы реактора приводит к неконтролируемому повышению реактивности. В результате быстро увеличиваются общая мощность Р реактора и тепловой поток в активной зоне 2. До момента открытия выпускного клапана или клапана сброса давления во вторичном контуре 12 отвод теплоты в парогенераторе 3 увеличивается в меньшей степени, чем мощность, выделившаяся в первичном контуре 8. Это приводит к повышению температуры и давления воды в первичном контуре 8. Для моделирования этого переходного режима допускается извлечение групп кластеров регулирующих стержней с максимальной скоростью, например, 72 шага/мин для определенных типов водо-водяных энергетических реакторов, вплоть до полного извлечения рассматриваемой здесь группы кластеров 20 регулирующих стержней.Uncontrolled withdrawal of the control rod clusters 20 during reactor operation results in an uncontrolled increase in reactivity. As a result, the total power P of the reactor and the heat flow in the core 2 quickly increase. Until the release valve or pressure relief valve in the secondary circuit 12 opens, the heat removal in the steam generator 3 increases to a lesser extent than the power released in the primary circuit 8. This leads to to an increase in the temperature and pressure of the water in the primary circuit 8. To simulate this transient regime, it is possible to withdraw groups of clusters of control rods at a maximum speed, for example, 72 steps/min for certain types of pressurized water power reactors, up to the complete removal of the group of clusters considered here 20 control rods.

Если один или несколько кластеров 20 регулирующих элементов падает в активную зону 2, происходит немедленное уменьшение реактивности и общей мощности Р в активной зоне 2. При отсутствии действия защиты энергетический дисбаланс, созданный в первичном контуре 8 и вторичном контуре 12,If one or more clusters 20 of control elements fall into the core 2, there is an immediate decrease in reactivity and total power P in the core 2. In the absence of protection action, the energy imbalance created in the primary circuit 8 and the secondary circuit 12,

- 7 043572 приводит к падению входной температуры воды в активной зоне 2, а также к увеличению ядерной энергии за счет обратных процессов, например, вследствие эффекта доплера и регулирования температуры до тех пор, пока не будет достигнута новая точка равновесия между первичным контуром 8 и вторичным контуром 12. Присутствие в активной зоне 2 ядерного реактора 1 кластера (кластеров) 20 регулирующих элементов, вследствие падения, обуславливает нарушение распределения тепловой мощности в радиальном направлении, в то время как извлечение из активной зоны группы регулирующих элементов приводит к изменению тепловой мощности в осевом направлении.- 7 043572 leads to a drop in the inlet water temperature in the core 2, as well as an increase in nuclear energy due to reverse processes, for example, due to the Doppler effect and temperature regulation until a new equilibrium point is reached between the primary circuit 8 and the secondary circuit 12. The presence in the core 2 of a nuclear reactor of 1 cluster (clusters) of 20 control elements, due to the fall, causes a violation of the distribution of thermal power in the radial direction, while the removal of a group of control elements from the core leads to a change in thermal power in the axial direction .

Неконтролируемое уменьшение концентрации борной кислоты приводит к уменьшению концентрации бора в воде первичного контура 8 ядерного реактора 1 вследствие нарушения работы системы ядерного реактора. Это обуславливает повышение реактивности, что приводит к локальному увеличению линейной мощности в активной зоне 2.An uncontrolled decrease in the concentration of boric acid leads to a decrease in the concentration of boron in the water of the primary circuit 8 of the nuclear reactor 1 due to a malfunction of the nuclear reactor system. This causes an increase in reactivity, which leads to a local increase in linear power in core 2.

Технологический предел для тепловыделяющих элементов 24 устанавливается по величине, достигаемой физическим параметром G оболочки во время экспериментов по подъему мощности, осуществляемому в испытательных реакторах на сегментах тепловыделяющих элементов, характерных для тепловыделяющих элементов 24 и предварительно облученных в ядерном реакторе и имеющих различные степени выгорания. Технологический предел для физического параметра G соответствует минимальной величине физического параметра G из величин, достигаемых во время экспериментальных опытов. Ниже этого предела никакое разрушение тепловыделяющего элемента 24 в результате взаимодействия топлива с оболочкой не предполагается. Выше, вероятность разрушения оболочки 33 из-за взаимодействия топлива с оболочкой не является нулевой.The technological limit for fuel elements 24 is set by the value achieved by the physical parameter G of the shell during power increase experiments carried out in test reactors on segments of fuel elements characteristic of fuel elements 24 and pre-irradiated in a nuclear reactor and having different degrees of burnup. The technological limit for the physical parameter G corresponds to the minimum value of the physical parameter G from the values achieved during experimental experiments. Below this limit, no destruction of the fuel element 24 as a result of interaction of the fuel with the cladding is expected. Above, the probability of destruction of the cladding 33 due to the interaction of fuel with the cladding is not zero.

В одном варианте каждый модуль 42, 44, 46 определения способен вычислять указанный запас по PCI с использованием второго метода, который отличается от первого метода, в частности, используется метод, называемый методом мощности при разрыве и обозначаемый как метод P_rupt.In one embodiment, each determination module 42, 44, 46 is capable of calculating said PCI margin using a second method that is different from the first method, specifically using a method called the burst power method, referred to as the _Prupt method.

В соответствии с этим вариантом каждый модуль 42, 44, 46 определения, для каждой тепловыделяющей сборки 16, сконфигурирован для моделирования изменения режима работы ядерного реактора 1 путем применения подъема ядерной мощности к каждому тепловыделяющему элементу 24, начиная от нулевой мощности, для вычисления величин, достигаемых физическим параметром G локально в каждой оболочке 33 каждого тепловыделяющего элемента 24, находящегося в активной зоне 2, и для определения, в соответствующем случае, мощности при локальном разрыве, равной мощности, ассоциированной с локальной величиной физического параметра G, когда эта величина достигает технологического предела. Если технологический предел не достигается, мощность при локальном разрыве в рассматриваемой точке является бесконечной. Во втором методе моделируемый подъем мощности является теоретическим подъемом, независимым от нейтронных исследований, и термомеханические вычисления, таким образом, не связаны с нейтронными расчетами.In accordance with this embodiment, each determination module 42, 44, 46, for each fuel assembly 16, is configured to simulate a change in the operating mode of the nuclear reactor 1 by applying a nuclear power increase to each fuel element 24, starting from zero power, to calculate the values achieved physical parameter G locally in each shell 33 of each fuel element 24 located in the core 2, and to determine, as appropriate, the power at a local rupture equal to the power associated with the local value of the physical parameter G when this value reaches the technological limit. If the technological limit is not reached, the power at a local rupture at the point in question is infinite. In the second method, the modeled power rise is a theoretical rise independent of the neutron studies, and the thermomechanical calculations are thus unrelated to the neutron calculations.

Согласно этому варианту, отображенному в примере на фиг. 6, после уровня А по существу постоянной мощности к каждой осевой ячейке каждого тепловыделяющего элемента 24 применяется подъем мощности В, начиная от нулевой мощности. В примере на фиг. 6 подъем мощности В представляет собой линейный подъем мощности, а физическим параметром G является плотность энергии деформации DED в оболочке 33, и мощность P_{lin rupt} при разрушении оболочки соответствует, таким образом, максимальной величине плотности энергии деформации DEDmax, т.е. величине плотности энергии деформации, достигаемой в момент разрушения оболочки 33.According to this embodiment, shown in the example in FIG. 6, after a substantially constant power level A, a power ramp B is applied to each axial cell of each fuel element 24, starting from zero power. In the example in FIG. 6, the rise in power B represents a linear rise in power, and the physical parameter G is the deformation energy density DED in the shell 33, and the power _Plinrupt upon destruction of the shell thus corresponds to the maximum value of the deformation energy density DEDmax, i.e. the value of the deformation energy density achieved at the moment of destruction of the shell 33.

Оценочная максимальная мощность представляет собой, например, огибающую мощность в любой точке активной зоны 2 и учитывает все ограничивающие переходные режимы. Оценочная максимальная мощность, в частности, учитывает переходные режимы мощности, которые могут иметь место в аварийных ситуациях так называемой категории 2.The estimated maximum power is, for example, the power envelope at any point in core 2 and takes into account all limiting transients. The estimated maximum power takes into account, in particular, power transients that may occur in so-called category 2 emergencies.

Специалисту в данной области техники будет, таким образом, понятно, что в рассмотренном выше примере каждый модуль 42, 44, 46 определения выполнен с возможностью вычисления запаса по PCI, безразлично, в соответствии с первым методом, называемым методом восстановленного PCI, или в соответствии со вторым методом, называемым методом мощности при разрыве.One skilled in the art will therefore understand that in the example discussed above, each determination module 42, 44, 46 is configured to calculate the PCI margin, whether in accordance with the first method, called the recovered PCI method, or in accordance with the second method is called the power at break method.

Специалисту в данной области техники будет также понятно, что для определения первой, второй и третьей последовательных пороговых величин для соответствующего рабочего параметра, первый, второй и третий модули 42, 44, 46 определения предпочтительно выполнены с возможностью вычисления соответствующего запаса по PCI, используя один и тот же метод из указанных первого метода и второго метода.One skilled in the art will also appreciate that in order to determine the first, second, and third successive threshold values for a corresponding operating parameter, the first, second, and third determination modules 42, 44, 46 are preferably configured to calculate the corresponding PCI margin using one and the same method from the specified first method and second method.

Специалисту в данной области техники будет также понятно, что первый, второй и третий модули 42, 44, 46 определения предпочтительно могут быть выполнены в виде одного единственного модуля определения, способного вычислять каждую из первой, второй и третьей последовательных пороговых величин соответствующего рабочего параметра. В соответствии с предпочтительным примером воплощения специальный модуль определения выполнен в виде компьютерной программы, выполняемой компьютером 54, или в виде программируемой логической схемы, такой как FPGA (программируемая логическая интегральная схема) или в виде специализированной интегральной схемы, такой как ASIC (интегральная схема специального назначения).One skilled in the art will also appreciate that the first, second and third determination modules 42, 44, 46 may preferably be implemented as one single determination module capable of calculating each of the first, second and third successive threshold values of the corresponding operating parameter. According to a preferred embodiment, the special determination module is implemented as a computer program executed by computer 54, or as a programmable logic circuit such as an FPGA (Field Programmable Logic Integrated Circuit) or as an Application Specific Integrated Circuit (ASIC) ).

- 8 043572- 8 043572

Кроме того, следует отметить, что система 40 определения в соответствии с изобретением способна учитывать плановый запас M₁ по PCI после ухудшения термомеханического состояния и последующего восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов 24, который меньше запаса M₀ по PCI, учитываемого перед ухудшением термомеханического состояния тепловыделяющих элементов 24, как показано на фиг. 8 и 9, где M1<M₀. Это позволяет учитывать тот факт, что при всех других равных условиях, запас по PCI во время цикла облучения несколько уменьшается, в связи со степенью выгорания.In addition, it should be noted that the determination system 40 in accordance with the invention is capable of taking into account the planned PCI margin M ₁ after the deterioration of the thermomechanical state and subsequent restoration of the thermomechanical state of the fuel elements 24, which is less than the PCI margin M ₀ taken into account before the deterioration of the thermomechanical state of the fuel elements 24, as shown in FIG. 8 and 9, where M1<M ₀ . This allows us to take into account the fact that, all other conditions being equal, the PCI margin during the irradiation cycle decreases slightly, due to the degree of burnup.

Плановый запас M₁ по PCI, который учитывают после ухудшения термомеханического состояния с последующим восстановлением термомеханического состояния тепловыделяющих элементов 24, обуславливающий степень локального выгорания тепловыделяющих элементов, соответствует, при начале от запаса M₀ PCI, существующего перед ухудшением термодинамического состояния тепловыделяющих элементов 24, величине запаса PCI, которая может быть получена в результате работы реактора 1 с номинальной мощностью PN до достижения такой же степени локального выгорания.The planned reserve M ₁ for PCI, which is taken into account after the deterioration of the thermomechanical state with the subsequent restoration of the thermomechanical state of the fuel elements 24, which determines the degree of local burnout of the fuel elements, corresponds, starting from the reserve M ₀ PCI, existing before the deterioration of the thermodynamic state of the fuel elements 24, to the value of the reserve PCI, which can be obtained by operating reactor 1 at rated power PN until the same degree of local burnup is achieved.

Функционирование системы 40 определения согласно изобретению далее будет описано более подробно в соответствии с фиг. 5, на которой представлена блок-схема, отображающая последовательность действий способа 90 определения в соответствии с изобретением, а также фиг. 7-9, каждая из которых отображает ряд кривых изменения мощности по времени, в зависимости от запаса по PCI и порога срабатывания защиты для различных примеров ухудшения и/или восстановления состояния тепловыделяющих элементов 24.The operation of the determination system 40 according to the invention will now be described in more detail in accordance with FIG. 5, which is a flowchart showing the flow of the determination method 90 in accordance with the invention, and FIG. 7-9, each of which displays a series of power curves over time, depending on the PCI margin and the protection threshold for various examples of deterioration and/or recovery of the condition of the fuel elements 24.

Во время первой стадии 100 система 40 определения вычисляет, с помощью первого модуля 42 определения, первую пороговую величину соответствующего рабочего параметра, ассоциированную с первой пороговой величиной срабатывания защиты при работе ядерного реактора 1 при первой мощности Р1.During the first stage 100, the determination system 40 calculates, using the first determination module 42, a first threshold value of a corresponding operating parameter associated with a first protection threshold value when operating the nuclear reactor 1 at the first power P1.

В примере с ухудшением состояния на фиг. 7 первая мощность Р1 представляет собой номинальную мощность PN ядерного реактора 1, при этом мощность Р первоначально по существу равна 100% PN. Первый определяемый порог срабатывания защиты является, таким образом, порогом S100, соответствующим работе реактора при 100% PN.In the deterioration example in FIG. 7, the first power P1 represents the rated power PN of the nuclear reactor 1, the power P initially being substantially equal to 100% PN. The first definable protection threshold is thus the threshold S100, corresponding to reactor operation at 100% PN.

Фиг. 8 и 9 по существу иллюстрируют примеры восстановления термомеханического состояния, и рассматриваемая первая мощность Р1 является промежуточной мощностью, в частности, промежуточная мощность равна 50% от PN. Определяемый первый порог срабатывания защиты является, таким образом, порогом S50, соответствующим работе реактора при 50% PN.Fig. 8 and 9 essentially illustrate examples of restoration of the thermomechanical state, and the considered first power P1 is an intermediate power, in particular, the intermediate power is equal to 50% of PN. The first protection threshold determined is thus the threshold S50, corresponding to reactor operation at 50% PN.

Система определения 40 вычисляет затем, при осуществлении следующей стадии 110 и с помощью второго модуля 44 определения, вторую пороговую величину соответствующего рабочего параметра, ассоциированную со второй пороговой величиной срабатывания защиты при работе ядерного реактора 1 со второй мощностью Р2.The determination system 40 then calculates, in the next step 110 and with the help of the second determination module 44, a second threshold value of the corresponding operating parameter associated with the second threshold value of the protection when operating the nuclear reactor 1 at the second power P2.

В примере ухудшения состояния на фиг. 7 вторая мощность Р2 представляет собой промежуточную мощность ядерного реактора 1, в частности, промежуточную мощность равную 30% PN.In the deterioration example in FIG. 7, the second power P2 represents the intermediate power of the nuclear reactor 1, in particular, the intermediate power equal to 30% PN.

В примере восстановления термомеханического состояния на фиг. 8 и 9 вторая мощность Р2 представляет собой номинальную мощность PN ядерного реактора 1, как показано плановой мощностью Р, равной 100% PN. Определяемая вторая пороговая величина срабатывания защиты является порогом S100, соответствующим работе реактора при 100% PN.In the example of restoration of the thermomechanical state in FIG. 8 and 9, the second power P2 represents the nominal power PN of nuclear reactor 1, as shown by the planned power P equal to 100% PN. The determined second threshold value for protection operation is threshold S100, corresponding to reactor operation at 100% PN.

Наконец, после указанных действий система определения 40 вычисляет, при осуществлении следующей стадии 120 и посредством третьего модуля 46 определения, третью пороговую величину соответствующего рабочего параметра, ассоциированную с третьей пороговой величиной срабатывания защиты, для работы ядерного реактора 1 при третьей мощности Р3 реактора, при этом третья мощность Р3 находится между первой мощностью Р1 и второй мощностью Р2.Finally, after these actions, the determination system 40 calculates, in the next step 120 and through the third determination module 46, a third threshold value of the corresponding operating parameter associated with the third protection threshold value for operating the nuclear reactor 1 at the third reactor power P3, wherein the third power P3 is between the first power P1 and the second power P2.

Другими словами, третья пороговая величина рабочего параметра, ассоциированная с третьим порогом защиты, соответствует уровню мощности между первой мощности Р1 и второй мощностью Р2.In other words, the third operating parameter threshold associated with the third protection threshold corresponds to a power level between the first power P1 and the second power P2.

Кроме того, способ в соответствии с изобретением дополнительно включает стадию, не показанную на фиг. 5, которая заключается в работе ядерного реактора 1, в процессе которой проверяется, остается ли величина рабочего параметра ΔΤ, P_lin, Φ меньше, чем соответствующая пороговая величина рабочего параметра из первой, второй и третьей пороговых величин, которые определены при проведении предшествующих стадий 100, 110, 120 работы ядерного реактора 1 при соответствующей мощности из первой, второй и третьей мощностей P1, Р2 и Р3.Moreover, the method according to the invention further includes a step not shown in FIG. 5, which consists in the operation of the nuclear reactor 1, during which it is checked whether the value of the operating parameter ΔΤ, P _lin , Φ remains less than the corresponding threshold value of the operating parameter from the first, second and third threshold values, which are determined during the previous stages 100 , 110, 120 operation of nuclear reactor 1 at the corresponding power from the first, second and third powers P1, P2 and P3.

На практике, в случае уменьшения мощности ядерного реактора 1 мощность ядерного реактора 1 будет сразу изменена, перед вторичной адаптацией порога срабатывания защиты к этому изменению мощности, в зависимости от соответствующей пороговой величины рабочего параметра, вычисленного с помощью системы 40 определения в соответствии с изобретением.In practice, in the event of a decrease in the power of the nuclear reactor 1, the power of the nuclear reactor 1 will be immediately changed, before the protection threshold is secondarily adapted to this power change, depending on the corresponding operating parameter threshold calculated by the determination system 40 in accordance with the invention.

С другой стороны, в случае уменьшения мощности ядерного реактора 1 пороговая величина срабатывания защиты предварительно приводится в соответствие с этим изменением мощности ядерного реактора 1.On the other hand, in the event of a decrease in the power of the nuclear reactor 1, the threshold value for the protection is first brought into line with this change in the power of the nuclear reactor 1.

Для упрощения чертежей небольшие смещения по времени на фиг. 7 и 9 не показаны.To simplify the drawings, small time offsets in FIG. 7 and 9 are not shown.

- 9 043572- 9 043572

В примерах с ухудшением термомеханического состояния, представленных на фиг. 7, уровень мощности между первой мощностью Р1 и второй мощностью Р2 является промежуточной мощностью, составляющей 50% PN. Определяемый третий порог срабатывания защиты является, таким образом, порогом S50, соответствующим функционированию при уровне мощности, равном 50% PN.In the thermomechanical degradation examples shown in FIGS. 7, the power level between the first power P1 and the second power P2 is an intermediate power of 50% PN. The third protection threshold determined is thus the threshold S50 corresponding to operation at a power level equal to 50% PN.

В примерах с восстановлением состояния, представленных на фиг. 8, уровень мощности между первой мощностью Р1 и второй мощностью Р2 является промежуточной мощностью, составляющей 85% PN. Определяемый третий порог защиты является, таким образом, порогом S85, соответствующим функционированию при уровне мощности, равном 85% PN.In the state recovery examples shown in FIGS. 8, the power level between the first power P1 and the second power P2 is an intermediate power of 85% PN. The third protection threshold determined is thus the threshold S85 corresponding to operation at a power level equal to 85% PN.

Пример с восстановлением термомеханического состояния, иллюстрируемый на фиг. 9, соответствует случаю с двумя последовательными промежуточными уровнями мощности, а именно, первый уровень мощности - между первой мощностью Р1 и второй мощностью Р2 - является промежуточной мощностью, равной 85% PN, а второй уровень мощности - между первой мощностью Р1 и второй мощностью Р2 - является второй промежуточной мощностью, равной 90 % PN. Определяются две третьи пороговые величины срабатывания защиты, ассоциированные с двумя третьими пороговыми величинами рабочего параметра: третий порог срабатывания защиты, являющийся порогом S85, соответствующим функционированию при первом промежуточным уровне мощности, равном 85% PN, и другой третий порог срабатывания защиты, являющийся порогом S90, соответствующим функционированию при втором промежуточном уровне мощности, равном 90%PN.An example with the restoration of a thermomechanical state, illustrated in Fig. 9 corresponds to the case with two successive intermediate power levels, namely, the first power level - between the first power P1 and the second power P2 - is an intermediate power equal to 85% PN, and the second power level - between the first power P1 and the second power P2 - is the second intermediate power equal to 90% PN. Two third protection thresholds are determined, associated with two third thresholds of the operating parameter: a third protection threshold, which is threshold S85, corresponding to operation at the first intermediate power level equal to 85% PN, and another third protection threshold, which is threshold S90, corresponding to operation at a second intermediate power level equal to 90%PN.

В отношении фиг. 8 и 9 следует также отметить, что плановый запас M1 по PCI, принятый во внимание системой 40 определения после ухудшения термомеханического состояния тепловыделяющих элементов 24, за которым следует восстановление термомеханического состояния тепловыделяющих элементов 24, по величине немного меньше запаса Mo по PCI, существующего перед ухудшением термомеханического состояния тепловыделяющих элементов 24, из-за уменьшения, при всех других равных условиях, запаса по PCI в связи со степенью выгорания.Referring to FIG. 8 and 9, it should also be noted that the planned PCI margin M1 taken into account by the determination system 40 after deterioration of the thermomechanical state of the fuel elements 24, followed by restoration of the thermomechanical state of the fuel elements 24, is slightly less in value than the PCI margin Mo existing before the deterioration thermomechanical state of fuel elements 24, due to a decrease, all other things being equal, in the PCI margin due to the degree of burnup.

Ниже будет более подробно описана работа ядерного реактора 1 в каждом из примеров, иллюстрируемых на фиг. 7-9.The operation of the nuclear reactor 1 in each of the examples illustrated in FIGS. will be described in more detail below. 7-9.

На фиг. 7, в момент То цикла облучения, мощность ядерного реактора 1 уменьшается от номинальной величины мощности PN до промежуточной пороговой величины, равной в иллюстрируемом примере 50% PN. Запас по PCI, существующий в момент To цикла, обозначенный Mo, сначала расходуется в соответствии с наклоном tr_S100. Для удобства наклоны графических зависимостей tr и tr' на фиг. 7, 8 и 9 показаны линейными. В действительности, наклоны tr и tr' имеют более сложную аналитическую формулу и, например, соответствуют кривой инверсного экспоненциального типа: е-t для tr и 1-е’^t для tr', где t обозначает время. Согласно одному варианту эти кривые аппроксимируются рядом линейных отрезков.In fig. 7, at time To of the irradiation cycle, the power of nuclear reactor 1 is reduced from the nominal power value PN to an intermediate threshold value equal to 50% PN in the illustrated example. The PCI reserve existing at cycle time To, denoted Mo, is first consumed according to the slope tr _S100 . For convenience, the slopes of the graphical dependences tr and tr' in Fig. 7, 8 and 9 are shown linear. In reality, the slopes tr and tr' have a more complex analytical formula and, for example, correspond to an inverse exponential curve: e-t for tr and 1st' ^t for tr', where t denotes time. According to one embodiment, these curves are approximated by a series of linear segments.

Максимальная продолжительность работы при таких условиях, соответствующая моменту времени DA0 за вычетом То, другими словами, DA₀-To, позволяет во всех случаях сохранять положительный остаточный запас Mres₁₀₀ по PCI. Конечно, пороговые величины срабатывания защиты ядерного реактора 1 являются монотонно возрастающими функциями от мощности Р ядерного реактора 1.The maximum duration of operation under such conditions, corresponding to the moment of time DA0 minus To, in other words, DA ₀ -To, allows in all cases to maintain a positive residual margin of Mres ₁₀₀ according to PCI. Of course, the threshold values for triggering the protection of nuclear reactor 1 are monotonically increasing functions of the power P of nuclear reactor 1.

Новый запас М', видимый на фиг. 7, во время изменения пороговых величин срабатывания защиты от S₁₀₀ до S₅₀, в свою очередь, расходуется в соответствии с новым наклоном tr_S50. При этом уровне промежуточной мощности, 50% PN, максимальная продолжительность работы, соответствующая промежуточному моменту времени DI, удваивается, что позволяет всё время сохранять положительный остаточный запас Mres₅₀ по PCI, и использование следующих пороговых величин срабатывания защиты S₃₀ позволяет восстановить запас по PCI с новым запасом М.The new stock M', visible in FIG. 7, when changing the protection threshold values from S ₁₀₀ to S ₅₀ , in turn, it is consumed in accordance with the new slope tr _S50 . At this level of intermediate power, 50% PN, the maximum operating duration corresponding to the intermediate time instant DI is doubled, which allows maintaining a positive residual PCI margin of Mres ₅₀ at all times, and the use of the following protection thresholds S ₃₀ allows the PCI margin to be restored with new stock of M.

Упомянутый новый запас М, показанный на фиг. 7, во время изменения пороговых величин срабатывания защиты от S₅₀ до S₃₀, в свою очередь, расходуется в соответствии с новым наклоном tr_S30 до достижения другой промежуточной текущей величины DI', соответствующей концу режима SOIP в этом примере и для которого величина остаточного запаса Mres30 по PCI сохраняется больше нуля.Said new stock M, shown in FIG. 7, during the change of the protection threshold values from S ₅₀ to S ₃₀ , in turn, is consumed in accordance with the new slope tr _S30 until reaching another intermediate current value DI' corresponding to the end of the SOIP mode in this example and for which the value of the remaining reserve Mres30 on PCI remains greater than zero.

Специалист в данной области техники обратит внимание на то, что определение третьей пороговой величины указанного соответствующего рабочего параметра соответствует пороговой величине защиты S₅₀ для уровня промежуточной мощности равного 50% PN, прежде всего позволяет иметь большую остаточную величину запаса по PCI, в то же время дополнительно имея часть режима SOIP, реализованного при третьей мощности Р3, здесь равной 50% PN, которая больше конечной промежуточной мощности, при этом вторая мощность Р2 равна 30% PN.A person skilled in the art will note that the determination of the third threshold value of said corresponding operating parameter corresponds to the protection threshold S ₅₀ for an intermediate power level equal to 50% PN, first of all allows for a large residual PCI margin, while at the same time additionally having part of the SOIP mode implemented at the third power P3, here equal to 50% PN, which is greater than the final intermediate power, while the second power P2 is equal to 30% PN.

Фиг. 8 прежде всего иллюстрирует ухудшение термомеханического состояния, подобное иллюстрируемому на фиг. 7, но при отсутствии промежуточного уровня мощности во время этого ухудшения, при этом режим SOIP осуществляется только при 50% PN. После такого ухудшения, происходящего на исходе режима SOIP, происходит восстановление термомеханического состояния, при этом конец режима SOIP соответствует промежуточному моменту времени DI.Fig. 8 primarily illustrates a thermomechanical deterioration similar to that illustrated in FIG. 7, but with no intermediate power level during this degradation, with SOIP only occurring at 50% PN. After such degradation, which occurs at the end of the SOIP mode, the thermomechanical state is restored, with the end of the SOIP mode corresponding to the intermediate time point DI.

Фиг. 8 иллюстрирует осуществление изобретения во время ухудшения термомеханического состояния тепловыделяющих элементов 24 от промежуточного момента времени DI. Использование, во время этого ухудшения, промежуточного уровня при третьей мощности Р3 равной 85% PN, находящейся между первой мощностью Р1, равной в данном случае 50% PN, и второй мощности Р2, равной 100% PN, по- 10 043572 зволяет осуществить восстановление термомеханического состояния при много более безопасных условиях работы. Конечно, непосредственное возвращение к уровню 100% PN после периода осуществления режима SOIP, соответствующего моменту DI, другими словами, DI-То, может создать запас по PCI, который в гипотетической возможной ситуации класса 2 временно становится отрицательным до достижения точки С₁₀₀, соответствующей нижнему концу кривой tr_S100 на фиг. 8, и запас по PCI в этих условиях становится положительным не ранее чем в момент R1, который определяет первый уровень восстановления термомеханического состояния перед возможным возвращением к номинальной мощности PN.Fig. 8 illustrates the implementation of the invention during deterioration of the thermomechanical state of the fuel elements 24 from the intermediate time DI. The use, during this deterioration, of an intermediate level with a third power P3 equal to 85% PN, located between the first power P1, equal in this case to 50% PN, and the second power P2, equal to 100% PN, allows the restoration of thermomechanical conditions under much safer working conditions. Of course, the immediate return to the 100% PN level after a period of SOIP mode corresponding to the DI moment, in other words, DI-To, can create a PCI margin that, in a hypothetical possible class 2 situation, temporarily becomes negative before reaching the C ₁₀₀ point corresponding to the lower the end of the curve tr _S100 in Fig. 8, and the PCI margin under these conditions becomes positive no earlier than at moment R1, which determines the first level of restoration of the thermomechanical state before a possible return to the rated power PN.

Максимальная величина промежуточного уровня мощности, в частности, 85% PN в примере на фиг. 8, определяется так, чтобы иметь положительный запас по PCI, соответствующий остаточному запасу Mres₈₅ по PCI, в начале восстановления состояния тепловыделяющих элементов (промежуточный момент DI). От этой минимальной величины запас Mres₈₅ по PCI затем восстанавливается в соответствии с наклоном tr'_S85. Пороговая величина срабатывания защиты реактора возрастает до величины, ассоциированной с уровнем промежуточной мощности, в частности, S₈₅ в примере на фиг. 8. В момент R1 ядерный реактор 1 используют вновь при номинальной мощности PN, при этом на фиг. 8 мощность Р соответствует 100% PN при соответствующей пороговой величине для срабатывания защиты S₁₀₀.The maximum value of the intermediate power level, in particular 85% PN in the example of FIG. 8 is determined to have a positive PCI margin corresponding to the residual PCI margin Mres ₈₅ at the beginning of the recovery of the fuel elements (intermediate moment DI). From this minimum value, the PCI margin Mres ₈₅ is then restored according to the slope tr' _S85 . The reactor protection threshold increases to a value associated with the intermediate power level, in particular S ₈₅ in the example of FIG. 8. At moment R1, nuclear reactor 1 is used again at rated power PN, while in FIG. 8 power P corresponds to 100% PN with the corresponding threshold value for triggering protection S ₁₀₀ .

Ориентируясь на дополнительную оптимизацию увеличения номинальной мощности PN во время восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов 24 от промежуточного момента DI, специалист в данной области техники обратит внимание на то, что система 40 определения в соответствии с изобретением позволяет также определить несколько уровней промежуточной мощности, иначе говоря, несколько третьих мощностей Р3 с отдельными и последовательно возрастающими величинами, между первой мощностью Р1 и второй мощностью Р2, как показано на фиг. 9, с первым промежуточным уровнем 85% PN и ассоциированной пороговой величиной срабатывания защиты S₈₅, и последующим вторым промежуточным уровнем 90% PN и ассоциированной пороговой величиной для срабатывания защиты S₉₀ от момента R1. На фиг. 9 от момента R2 ядерный реактор 1 используют вновь при номинальной мощности PN с соответствующей пороговой величиной срабатывания защиты S₁₀₀.With a view to further optimizing the increase in nominal power PN during the recovery of the thermo-mechanical state of the fuel elements 24 from the intermediate moment DI, one skilled in the art will note that the determination system 40 in accordance with the invention also allows the determination of several intermediate power levels, in other words, several third powers P3 with separate and successively increasing values, between the first power P1 and the second power P2, as shown in FIG. 9, with a first intermediate level of 85% PN and associated protection threshold S ₈₅ , and a subsequent second intermediate level of 90% PN and associated protection threshold S ₉₀ from torque R1. In fig. 9 from moment R2, nuclear reactor 1 is used again at rated power PN with the corresponding threshold value of protection S ₁₀₀ .

Подобным образом, специалисту будет понятно, что для дополнительной оптимизации уменьшения мощности в направлении минимальной промежуточной мощности в период ухудшения термомеханического состояния тепловыделяющих элементов 24 от момента То, система 40 определения в соответствии с изобретением также позволяет определить несколько уровней промежуточной мощности, другими словами, несколько третьих мощностей Р3 с отдельными и последовательно уменьшающимися величинами, между первой мощностью Р1, соответствующей номинальной мощности PN, и второй мощностью Р2, соответствующей минимальной промежуточной мощности в конце режима SOIP.Likewise, one skilled in the art will appreciate that in order to further optimize power reduction in the direction of minimum intermediate power during the period of deterioration in the thermo-mechanical state of the fuel elements 24 from time To, the determination system 40 in accordance with the invention also allows the determination of several intermediate power levels, in other words, several thirds powers P3 with separate and successively decreasing values, between the first power P1, corresponding to the rated power PN, and the second power P2, corresponding to the minimum intermediate power at the end of the SOIP mode.

Кроме того, когда ядерный реактор 1 вновь работает при номинальной мощности PN, в конце восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов 24, если новый режим SOIP должен быть реализован во время того же цикла облучения, период эксплуатации при 100% PN предпочтительно необходим для гарантирования запаса по PCI, эквивалентного запасу по PCI, который может быть получен в результате работы без режима SOIP. Продолжительность этого эксплуатационного периода при 100% PN, например, по самым скромным подсчетам больше или равна продолжительности режима SOIP, или в оптимальном варианте равна продолжительности, соответствующей моменту DM, при котором достигнут запас M1, отсчитываемому от момента возвращения к номинальной мощности PN, иначе говоря, DM - R₁ в примере на фиг. 8, или DM - R₂ в примере на фиг. 9.In addition, when the nuclear reactor 1 is again operated at rated power PN, at the end of the restoration of the thermomechanical state of the fuel elements 24, if a new SOIP mode is to be implemented during the same irradiation cycle, a period of operation at 100% PN is preferably necessary to guarantee a PCI margin , equivalent to the PCI margin that can be obtained as a result of operation without SOIP mode. The duration of this operating period at 100% PN, for example, according to the most conservative estimates, is greater than or equal to the duration of the SOIP mode, or optimally equal to the duration corresponding to the moment DM at which the reserve M1 is reached, counted from the moment of return to the rated power PN, in other words , DM - R ₁ in the example in Fig. 8, or DM - R ₂ in the example in FIG. 9.

Таким образом, способ 90 определения и система 40 определения в соответствии с изобретением позволяют, помимо определения первой и второй пороговых величин рабочего параметра, определить третью пороговую величину этого соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора 1 при третьей мощности Р3, находящейся между первой мощностью Р1 и второй мощностью Р2, другими словами, промежуточную пороговую величину срабатывания защиты, в сущности для повышения безопасности работы реактора, при этом остаточный запас по PCI, соответствующий этому уровню промежуточной мощности и ассоциированная пороговая величина срабатывания защиты в этом случае больше, чем если бы ядерный реактор работал непосредственно при второй мощности Р2.Thus, the determination method 90 and determination system 40 in accordance with the invention allow, in addition to determining the first and second threshold values of the operating parameter, to determine the third threshold value of this corresponding operating parameter for operating the nuclear reactor 1 at a third power P3, located between the first power P1 and the second power P2, in other words, an intermediate protection threshold, essentially to improve the safety of the reactor, while the remaining PCI margin corresponding to this intermediate power level and the associated protection threshold in this case is greater than if the nuclear reactor was operating directly at the second power P2.

Как было показано выше, имея в виду фиг. 7-9, повышенная безопасность функционирования реактора проверяется, как во время ухудшения термомеханического состояния тепловыделяющих элементов 24, когда вторая мощность Р2 соответствует минимальной промежуточной мощности, так и во время восстановления состояния тепловыделяющих элементов 24, когда вторая мощность Р2 соответствует номинальному значению мощности PN.As shown above, referring to FIG. 7-9, the increased safety of the reactor operation is checked both during the deterioration of the thermomechanical state of the fuel elements 24, when the second power P2 corresponds to the minimum intermediate power, and during the restoration of the state of the fuel elements 24, when the second power P2 corresponds to the nominal power value PN.

Метод 90 определения и система 40 определения в соответствии с изобретением позволяют, таким образом, оператору лучше согласовать управление ядерным топливным циклом (учет и контроль топлива в активной зоне) и маневренность ядерного реактора 1 благодаря увеличенным запасам по PCI и возможности увеличения продолжительности режимов SOIP.The determination method 90 and determination system 40 in accordance with the invention thus allow the operator to better match nuclear fuel cycle management (core fuel accounting and control) and maneuverability of the nuclear reactor 1 due to increased PCI margins and the possibility of increasing the duration of SOIP modes.

Таким образом, очевидно, что способ 90 определения и система 40 определения в соответствии с изобретением позволяют лучше использовать возможности ядерного реактора 1, сохраняя безопасное его функционирование.Thus, it is obvious that the determination method 90 and determination system 40 in accordance with the invention make it possible to better utilize the capabilities of the nuclear reactor 1 while maintaining its safe operation.

Специалисту в данной области техники из приведенного выше описания будет понятно, что уро-One skilled in the art will appreciate from the above description that the level

Claims

Power level refers to operating a nuclear reactor at a specified power, in particular at a third power, for a fairly long period of time compared to the duration of operation of the reactor at at least one of the first and second powers, as shown in FIG. 7-9.

In other words, the power level corresponds to the minimum duration of operation of the reactor at a specified power, for example, a duration greater than one hour.

One skilled in the art will particularly understand that such a power level differs from transient operation of the reactor, in other words, short duration operation at said power.

One skilled in the art will also appreciate that operation at a power level differs from point operation at a specified power during a power change between the first power and the second power.

CLAIM

1. A method for determining at least one threshold value (AT _max , P _linmax , (dΦ/dt) _max ) of at least one operating parameter (AT, P _lin , dΦ/dt) of a nuclear reactor (1) containing a core ( 2), into which fuel assemblies (16) are loaded containing fuel elements (24), each of which contains fuel pellets (36) and a shell (33) covering said fuel pellets (36); wherein the method is carried out using an electronic detection system (40) and the method includes the following stages:

determining (100) a first threshold value of the corresponding operating parameter for operation of the nuclear reactor (1) at the first power (P1);

determining (110) a second threshold value of the corresponding operating parameter for operating the nuclear reactor (1) at a second power (P2);

operating the reactor at a lower power of said first (P1) and second (P2) powers, which continues for at least 8 hours on a 24-hour sliding range, characterized in that it includes the step of determining (120) a third threshold value of said corresponding operating parameter for operating a nuclear reactor (1) at a third power (P3), wherein the third power (P3) corresponds to the power level and is a value between the first power (P1) and the second power (P2), wherein the nuclear reactor (1) is in a mode of deterioration of the thermomechanical state of the fuel elements (24) and the first power (P1) is greater than the second power (P2); or the nuclear reactor (1) is in the mode of restoration of the thermomechanical state of the fuel elements (24) and the first power (P1) is less than the second power (P2), in the mode of deterioration of the thermomechanical state of the fuel elements (24) the first power (P1) is essentially equal rated power (PN) of the nuclear reactor (1), and the second power (P2) is essentially equal to the planned power for long-term operation at intermediate power of the nuclear reactor (1), in the mode of restoring the thermomechanical state of the fuel elements (24), the first power (P1) according to is essentially equal to the planned power for continuous operation at intermediate power of the nuclear reactor (1), and the second power (P2) is essentially equal to the rated power (PN) of the nuclear reactor (1).

2. The method according to claim 1, in which the operating parameter is selected from a group of parameters including temperature deviation (AT) in the core (2), linear power (P _lin ) in the fuel elements (24) and change in neutron flux (dΦ/dt ) in the core (2).

3. The method according to claim 1 or 2, in which each threshold value of the corresponding operating parameter is determined by calculating the margin for the mechanical interaction of the fuel with the fuel element shell (PCI).

4. The method according to claim 3, in which the PCI margin calculation includes the following substages:

ii) modeling at least one transient operation of a nuclear reactor (1), iii) calculating the value achieved by at least one physical parameter (G) during said transient operation in at least part of the shell (33) of the fuel element (24 ), and iv) calculating as a PCI margin the deviation between the maximum value achieved by the specified value calculated in sub-step (ii) during the transient and the technological limit of the fuel element (24).

5. The method according to claim 4, in which the transient mode simulated in sub-stage (ii) is a transient mode selected from the group consisting of:

excessive loading, uncontrolled withdrawal of at least one group of control rod clusters (20), drop of one of the control rod clusters (20), and uncontrolled decrease in boric acid concentration.

- 12 043572

6. The method according to claim 4 or 5, in which said physical parameter (G) is selected from the group consisting of:

stress in the shell (33) or a value depending on the stress or stresses; and the strain energy density in the shell (33).

7. Method according to any one of paragraphs. 1-6, in which the nuclear reactor (1) is operated while checking that the operating parameter value (AT, P _lin , Φ) is lower than the corresponding operating parameter threshold value from the first, second and third threshold values for the operation of the nuclear reactor (1) at the corresponding power from the indicated first, second and third powers (P1, P2, P3).

8. The method according to claim 7, wherein during operation of the nuclear reactor (1), after thermomechanical deterioration of the fuel elements (24) and subsequent restoration of the thermomechanical state of the fuel elements (24), leading to a degree of local burnout of the fuel elements (24), the minimum duration (DM-R1; DM-R ₂ ) of operation of a nuclear reactor (1) at rated power (PN) before a new deterioration in the thermomechanical state of the fuel elements (24) is the duration that corresponds to achieving the planned margin (M1) according to PCI, at in this case, the specified planned PCI margin (M1) corresponds, based on the PCI margin (M ₀ ), existing before the specified deterioration in the thermomechanical state of the fuel elements (24), to the PCI margin that would be as a result of operating the reactor (1) at rated power until the same degree of local burnout is obtained.

9. A storage device with a stored computer program containing instructions which, when executed by a computer, carry out the method in accordance with any of the preceding paragraphs 1-8.

10. Electronic system for determining at least one threshold value (ATmax, _Plinmax , (dΦ/dt) _max ) of at least one operating parameter (AT, _Plin , dΦ/dt) of a nuclear reactor (1) containing a core (2), into which fuel assemblies (16) are loaded containing fuel elements (24), each of which contains fuel pellets (36) and a shell (33) enclosing said fuel pellets (36);

wherein said system (40) contains:

the first determination module (42), configured to determine the first threshold value of the corresponding operating parameter for operation of the nuclear reactor (1) at the first power (P1);

a second determination module (44), configured to determine a second threshold value of the corresponding operating parameter for operation of the nuclear reactor (1) at a second power (P2);

wherein operation at the lower power of said first power (P1) and second power (P2) continues for at least 8 hours on a 24-hour sliding range;

characterized in that it contains a third determination module (46), configured to determine a third threshold value of said corresponding operating parameter for operation of a nuclear reactor (1) at a third power (P3), wherein the third power (P3) corresponds to the power level and constitutes a value, which is between the first power (P1) and the second power (P2), while the nuclear reactor (1) is in the mode of deterioration of the thermomechanical state of the fuel elements (24), and the first power (P1) is greater than the second power (P2); or the nuclear reactor (1) is in the mode of restoration of the thermomechanical state of the fuel elements (24), and the first power (P1) is less than the second power (P2), in the mode of deterioration of the thermomechanical state of the fuel elements (24), the first power (P1) is essentially equal to the rated power (PN) of the nuclear reactor (1), and the second power (P2) is essentially equal to the planned power for long-term operation at intermediate power of the nuclear reactor (1), in the mode of restoring the thermomechanical state of the fuel elements (24) first power (P1) is substantially equal to the planned power for continuous operation at intermediate power of the nuclear reactor (1), and the second power (P2) is substantially equal to the nominal power (PN) of the nuclear reactor (1).

-