Під час експлуатації ядерного реактора повинна забезпечуватися працездатність активної зони протягом кампанії ядерного реактора, що обумовлено знаходженням значень критеріїв теплотехнічної надійності АЗ в допустимих проектних межах. Працездатність активної зони практично забезпечується надійністю ТВЕЛів - найбільш відповідальних конструкційних вузлів ЯР.
Протягом всієї кампанії працездатність ТВЕЛів забезпечується створенням таких умов, які б виключали експлуатаційні причини пошкодження і розгерметизації ТВЕЛів і підвищення активності теплоносія вище встановленої норми. Під час експлуатації ядерного реактора можна допускати перегріву ТВЕЛів через непередбаченого зростання потужності ЯР, зміни розподілу енерговиділення в активній зоні, погіршення охолодження ТВЕЛів, відхилення від норм хімічного складу теплоносія. Для цього оператору необхідно:
- строго підтримувати в межах допустимої швидкість зміни потужності і температури при пуску, розігріві, на енергетичному рівні, при зупинці і під час розхолоджування ЯР;
- дотримуватися температурного режиму активної зони (допустимі температури на вході і виході ЯР, в ТК);
- обмежувати потужність при виникненні перекосів енерговиділення, обумовлених непередбачених розташуванням КР, ксеноновими хвилями і ін .;
- не допускати разбаланса між енерговиділенням і теплос'ема при зміні циркуляції теплоносія;
- забезпечувати нормальний режим розхолоджування після планових н аварійних зупинок ЯР.
Головна умова надійної роботи активної зони протягом кампанії - підтримка повного балансу між:
а) потужністю, що виділяється в паливі, яка створює тепловий потік qF з поверхні ТВЕЛів FТВЕЛ:
б) потужністю, що переходить від ТВЕЛів до теплоносія
в) потужністю, що відводиться теплоносієм від активної зони
де a - коефіцієнт тепловіддачі від поверхні оболонки ТВЕЛу, що має температуру tоб до теплоносія, що має температуру tт; tвих. tвх - температура теплоносія на виході з реактора і на вході в реактор, G1к - витрата теплоносія першого контуру через реактор, сp - теплоємність теплоносія.
Відхилення N, t, G, P і інших параметрів першого і другого контурів від заданих для даного режиму роботи тягне за собою порушення теплового балансу в активній зоні, що може привести до дуже серйозних наслідків. Особливо небезпечні кризи теплообміну першого і другого роду.
При великих потужностях на найбільш енергонапряженності ділянках ТК температура оболонки ТВЕЛів може досягати температури насичення теплоносія при даному тиску і перевищувати її. У цих місцях: починається поверхневе бульбашкової кипіння при недогріву загального потоку теплоносія до кипіння. В даний час бульбашкової кипіння допускається в багатьох ЯР, воно інтенсифікує знімання і не викликає особливих побоювань, хоча на межі ділянки з бульбашковим кипінням, буде спостерігатися нестійкий режим, супроводжуваний коливаннями температури поверхні ТВЕЛів і, отже, коливаннями термічних напружень.
У разі поверхневого кипіння небезпеку становить збільшення теплового потоку (потужності), коли в недогріти до кипіння воді швидкість утворення бульбашок на поверхні ТВЕЛ перевищить швидкість їх видалення і утворюється стійка парова плівка, що має низький коефіцієнт теплопередачі. Настає так звана криза першого роду: тепловий потік досягає критичного значення, при якому на поверхні ТВЕЛів утворюється парова плівка, (плівкове кипіння), температура ТВЕЛу різко зростає - він починає плавитися. Щоб не допустити плівкового кипіння, необхідно так організувати знімання, щоб в самому напруженому ТВЕЛі існував запас по критичної теплової навантаженні:
де qкр - критичний тепловий потік, Вт / м 2; kv - об'ємний коефіцієнт нерівномірності; - середній тепловий потік, Вт / м 2.
В активній зоні сучасних енергетичних ЯР на швидких нейтронах теплові потоки з поверхні ТВЕЛів досягають 2,5 × 10 6 Вт / м 2 і вище, для теплових ЯР вони приблизно в 2 рази менше.
Таким чином, основним фактором, що призводить до виникнення порушень температурного режиму активної зони є величина теплової потужності реактора і швидкість її зміни в перехідних режимах. Внаслідок цього під час експлуатації повинен бути організований безперервний контроль за потужністю реактора.
Як відомо, потужність реактора визначається енерговиділенням в його активній зоні. У свою чергу, як показано в гл.3, енерговиділення залежить від кількості поділів ядер палива, а, отже, від щільності потоку теплових нейтронів, що викликають такий поділ. Кількість тепла, що виділяється в одиниці об'єму активної зони описується наступними виразом:
де - середня питома потужність (енергонапряженності) активної зони, тобто потужність в одиниці об'єму, кВТ / см 3;
- середня щільність потоку теплових нейтронів, нейтр / см 2 с;
- макроскопічне ефективне поперечний переріз поділу 235 U, 1 / см.
На підставі співвідношення (5.28) потужність реактора визначається як