Измерение ядерно-физических параметров реакторов

Глава 4. Измерение ядерно-физических параметров реакторов.

4. ИЗМЕРЕНИЕ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРОВ.

4.1. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ ОБ ИЗМЕРЕНИИ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРА.

Основными параметрами работы ядерного реактора являют­ся: мощность, скорость ее изменения (реактивность и период) и распределение энерговыделения в активной зоне. По показате­лям ядерно-физических параметров устанавливаются оптималь­ные режимы работы реактора .

Измерение мощности Р реактора может проводиться по теп­лотехническим параметрам (температурному перепаду t вых и t вх и расходу теплоносителя Q T :

Р=с Q T (t вых -t вх ). (4.1)

Однако этот метод имеет существенные недостатки: большую инерционность и невозможность применения на малых уровнях мощности. Кроме того, измерение расхода теплоносителя дает достаточно большую погрешность. Таким образом, измерение тепловой мощности может быть использовано для расчетов технико-экономических показателей, но не для управления реактором.

Измерение ядерно-физических параметров реактора практи­чески свободно от указанных выше недостатков. Измерение плотности нейтронного потока в активной зоне реактора позво­ляет измерять мощность реактора от "нулевой" до "номиналь­ной", т.к. уровень мощности реактора пропорционален числу нейтронов в активной зоне.

Сигнал измерительного преобразователя нейтронов I и тепло­вая мощность реактора Р связаны приближенным выражением:

Р=К 1 К 2 К 3 I , (4.2)

где К 1 - коэффициент связи между нейтронным потоком в месте установки преобразователя и сигналом преобразователя;

К 2 - коэффициент связи между средним потоком нейтронов в реакторе и потоком нейтронов в месте установки преобразователя;

К 3 - коэффициент связи между тепловой мощностью и средним потоком нейтронов в реакторе.

Отличительной особенностью ядерного реактора как объекта контроля и управления является то, что пуск его начинается с весьма низкого уровня мощности. Поэтому измерение мощности должно вестись в широком диапазоне от самого низкого уровня до уровня, превышающего номинальную мощность. Охват измерений в таком широком диапазоне одним прибором невозможен, поэтому используется несколько измерительных приборов с различной чувствительностью. На рис. 4.1 показано приблизительное распределение диапазонов контроля мощности реактора.

Рис.4.1. Диапазоны контроля мощности.

Выделяют следующие режимы работы реактора.

Остановленный реактор, когда реактор находится в подкритическом состоянии. Минимальный уровень мощности остановленного реактора может составлять 10 -11 – 10 -10 от номинального уровня. Энерговыделение определяет, в основном, остаточное γ- излучение.

Пуск реактора, когда реактор выводится из подкритического состояния в критическое. Это состояние соответствует увеличению мощности до 10 -10 - 10 -8 от номинальной. В этом режиме реактор регулируется вручную оператором. Регулирующие стержни извлекаются небольшими шагами. Скорость изменения реактивности определяется заданным периодом разгона реактора. В этом режиме от средств управления требуется надежный контроль мощности и периода разгона.

Вывод на мощность. В этом режиме мощность реактора повышается до уровня 1 - 2% номинальной, с которого начинается прогрев элементов за счет деления ядер. Средства управления обеспечивают необходимую скорость подъема и компенсацию изменения реактивности, связанную с разогревом реактора и подъемом мощности. Особое внимание уделяется переходным режимам работы всех элементов системы.

Работа на номинальной мощности. В этом режиме реактор должен удовлетворять требованиям энергосистемы. Системы управления обеспечивают управление и защиту реактора, компенсируют отравление реактора ксеноном и выгорание.

Остановка реактора. Режим остановки осуществляется регулируемым введением отрицательной реактивности. Мощность реактора меняется от номинального уровня до минимального, соответствующего остановленному реактору.

Приведенные режимы работы реакторов обуславливают раз­личные требования к системам управления и защиты реактора. Измерительные каналы разделяются на отдельные подсистемы: пусковые каналы и каналы контроля реактора на энергетичес­ких уровнях мощности.

Пусковые каналы контролируют плотность потока нейтронов и период реактора в подкритическом состоянии, при выводе реактора в критическое состояние и при подъеме мощности до (0,1 - 1) ном. Информация о потоке нейтронов осуществляется при помощи импульсных и токовых приборов с логарифмическими шкалами, охватывающими 6-7 порядков изменения потока нейтронов.

Измерительные преобразователи для контроля мощности, периода и реактивности устанавливают за пределами активной зоны, В канальных реакторах (рис.4.2) преобразователи 3 уста­навливают между отражателем 1 реактора 2 и биологической за­щитой 4, в корпусных реакторах - между корпусом и защитой.

Cтраница 1

Тепловая мощность реактора составляет 180 МВт; из 46 МВт, вырабатываемых электрическими генераторами, 7 МВт расходуется на собственные нужды станции.  

Тепловая мощность реактора составляет 1470 МВт, электрическая 600 МВт. Установка рабэтает по трехконтурной схеме. Теплоносителем первого и промежуточного контуров является жидкий натрий, однако температура теплой эсителя заметно выше, чем на АЭС в г. Шевченко. В первом контуре на входе в активную зону она составляет 380 С, а на выходе 550 С. В ПГ генерируется перегретый пар давлением 13 7 МПа, давление пара перед турбиной составляет 12 7 МПа, а температура 500 С.  

Тепловая мощность реактора может изменяться к широких пределах. Этот диапазон значительно больше, чем в обычных котельных установках. Однако производительность АЭС определяется не только тепловой мощностью реактора, но и рядом других факторов, в частности интенсивностью отвода теплоты. Определенные ограничения на параметры атомных реакторов (а следовательно, на их экономичность и производительность) накладывают и физические свойства ядерного топлива, например термическая стойкость.  

Тепловую мощность реактора определяют по количеству теплоты, передаваемой теплоносителем в парогенератор.  

Под тепловой мощностью реактора понимают полное количество тепла, выделяющееся в нем в течение часа.  

Так как тепловая мощность реактора, его параметры и технико-экономические показатели во всех рассматриваемых вариантах АЭС, как указывалось выше, приняты неизменными (меняется мощность электрического генератора), все затраты на реактор и ядерное горючее исключены из рассмотрения. В этом случае за критерий эффективности при оптимизации принимаем величину изменяющейся части расчетных затрат A3, которая является сложной нелинейной функцией многих переменных.  

Возмущениями для АРД являются тепловая мощность реактора и расход питательной воды. Так как на расход пара АРД оказывает действие через гидравлический регулятор турбины, электрическая сеть также оказывает влияние на давление пара. Поэтому, строго говоря, расчет АРД должен проводиться с учетом динамики PC турбины. Однако для уменьшения возмущения реактора со стороны электрической сети через турбогенератор и АРД, его быстродействие ограничивают.  

Возмущениями в данной САУ является тепловая мощность ит реактора и электрическая мощность пэ генератора.  

Для определения количества тепла по реактору (тепловая мощность реактора) необходимо учитывать потери тепла в первичном контуре теплоносителя и самом реакторе. Выделение ядерной энергии в реакторах осуществляется без затраты воздуха, и продуктами выгорания расщепляющегося неорганического топлива являются радиоактивные осколки ядер, остающихся в горючем. Таким образом, продукты расщепления сохраняют определенную промышленную ценность. Такие реакторы называют размножающими.  

Мощность реактора. Диапазоны мощности

Во время эксплуатации ядерного реактора должна обеспечиваться работоспособность активной зоны в течение кампании ядерного реактора, что обусловлено нахождением значений критериев теплотехнической надежности АЗ в допустимых проектных пределах. Работоспособность активной зоны практически обеспечивается надежностью ТВЭЛов - наиболее ответственных конструкционных узлов ЯР.

В течение всœей кампании работоспособность ТВЭЛов обеспечивается созданием таких условий, которые бы исключали эксплуатационные причины повреждения и разгерметизации ТВЭЛов и повышения активности теплоносителя выше установленной нормы. Во время эксплуатации ядерного реактора нельзя допускать перегрева ТВЭЛов из-за непредвиденного возрастания мощности ЯР, изменения распределœения энерговыделœения в активной зоне, ухудшения охлаждения ТВЭЛов, отклонения от норм химического состава теплоносителя. Для этого оператору крайне важно:

Строго поддерживать в пределах допустимой скорость изменения мощности и температуры при пуске, разогреве, на энергетическом уровне, при остановке и во время расхолаживания ЯР;

Соблюдать температурный режим активной зоны (допустимые температуры на входе и выходе ЯР, в ТК);

Ограничивать мощность при возникновении перекосов энерговыделœения, обусловленных непредвиденным расположением КР, ксеноновыми волнами и др.;

Не допускать разбаланса между энерговыделœением и теплосъемом при изменении циркуляции теплоносителя;

Обеспечивать нормальный режим расхолаживания после плановых н аварийных остановок ЯР.

Главное условие надежной работы активной зоны в течение кампании – поддержание полного баланса между:

а) мощностью, выделяющейся в топливе, которая создает тепловой поток q F с поверхности ТВЭЛов F ТВЭЛ:

q F =N p /F ТВЭЛ, Вт/м 2 ;

б) мощностью, переходящей от ТВЭЛов к теплоносителю

N p =a F ТВЭЛ (t об –t т);

в) мощностью, отводимой теплоносителœем от активной зоны

N p =G 1к с p (t вых –t вх),

где a – коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки ТВЭЛа, имеющей температуру t об к теплоносителю, имеющему температуру t т; t вых, t вх – температура теплоносителя на выходе из реактора и на входе в реактор, G 1к – расход теплоносителя первого контура через реактор, с p – теплоемкость теплоносителя.

Отклонение N, t, G, P и других параметров первого и второго контуров от заданных для данного режима работы влечет за собой нарушение теплового баланса в активной зоне, что может привести к очень серьезным последствиям. Особенно опасны кризисы теплообмена первого и второго рода.

При больших мощностях на наиболее энергонапряженных участках ТК температура оболочки ТВЭЛов может достигать температуры насыщения теплоносителя при данном давлении и превышать ее. В этих местах: начинается поверхностное пузырьковое кипение при недогреве общего потока теплоносителя до кипения. Сегодня пузырьковое кипение допускается во многих ЯР, оно интенсифицирует теплосъем и не вызывает особых опасений, хотя на границах участка с пузырьковым кипением, будет наблюдаться неустойчивый режим, сопровождаемый колебаниями температуры поверхности ТВЭЛов и, следовательно, колебаниями термических напряжений.

В случае поверхностного кипения опасность представляет увеличение теплового потока (мощности), когда в недогретой до кипения воде скорость образования пузырьков на поверхности ТВЭЛа превысит скорость их удаления и образуется устойчивая паровая пленка, имеющая низкий коэффициент теплопередачи. Наступает так называемый кризис первого рода: тепловой поток достигает критического значения, при котором на поверхности ТВЭЛов образуется паровая пленка, (пленочное кипение), температура ТВЭЛа резко возрастает - он начинает плавиться. Чтобы не допустить пленочного кипения, крайне важно так организовать теплосъем, чтобы в самом напряженном ТВЭЛе существовал запас по критической тепловой нагрузке:

где q кр – критический тепловой поток, Вт/м 2 ; k v – объёмный коэффициент неравномерности; – средний тепловой поток, ВТ/м 2 .

В активной зоне современных энергетических ЯР на быстрых нейтронах тепловые потоки с поверхности ТВЭЛов достигают 2,5×10 6 Вт/м 2 и выше, для тепловых ЯР они примерно в 2 раза меньше.

Кризис второго рода может возникнуть и при малых тепловых потоках, но при наличии объёмного кипения, что возможно, к примеру, в случае снижения давления в контуре, уменьшении расхода теплоносителя. При омывании ТВЭЛа пароводяной средой с большим паросодержанием теплоотдача от поверхности осуществляется через жидкую пристеночную пленку. В момент достижения определœенного (граничного) паросодержания жидкая пленка начинает высыхать, а температура поверхности ТВЭЛа расти, достигая недопустимых значений. Чтобы исключить кризис второго рода, крайне важно, прежде всœего, не допускать объёмного кипения теплоносителя и граничного паросодержания в активной зоне.

Τᴀᴋᴎᴍ ᴏϬᴩᴀᴈᴏᴍ, основным фактором, приводящим к возникновению нарушений температурного режима активной зоны является величина тепловой мощности реактора и скорость ее изменения в переходных режимах. Вследствие этого во время эксплуатации должен быть организован непрерывный контроль за мощностью реактора.

Как известно, мощность реактора определяется энерговыделœением в его активной зоне. В свою очередь, как показано в гл.3, энерговыделœение зависит от количества делœений ядер топлива, а, следовательно, от плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих это делœение. Количество выделяющегося тепла в единице объёма активной зоны описывается следующими выражением:

где – средняя удельная мощность (энергонапряженность) активной зоны, ᴛ.ᴇ. мощность в единице объёма, кВТ/см 3 ;

– средняя плотность потока тепловых нейтронов, нейтр/см 2 с;

– макроскопическое эффективное поперечное сечение делœения 235 U, 1/см.

На основании соотношения (5.28) мощность реактора определяется как

,

(8.29)

где V аз – объём активной зоны, см 3 .

В выражении (8.29) числитель определяет количество делœений в активной зоне реактора, происходящих в единицу времени, а знаменатель – количество делœений ядер топлива в секунду, соответствующее мощности 1 кВт. Напомним, что поток тепловых нейтронов и энерговыделœение распределяются в активной зоне неравномерно, что ставит рабочие каналы в неравные теплотехнические условия, снижая тем самым возможности реактора.

Поскольку N p ~Ф (кВт),то измерение плотности потока нейтронов в реакторе используют для оперативного контроля так называемой нейтронной мощности реактора и функционирования аварийной защиты реактора.

Важной особенностью ядерного реактора является то, что изменение плотности нейтронов в нем идет практически без запаздывания за изменением реактивности. Этим определяются требования к системе измерений плотности нейтронов и периода реактора - она должна быть практически безынерционна. В качестве датчиков системы измерения, удовлетворяющих указанным требованиям, используются нейтронные детекторы. Οʜᴎ одновременно служат датчиками для определœения плотности нейтронов и периода реактора, связанного с реактивностью обратной пропорциональностью. Мгновенное значение периода T и скорость изменения плотности нейтронов dn/dt связаны зависимостью

где п - плотность нейтронов, а Т - период реактора.

При эксплуатации реактора измеряются как средняя плотность нейтронов по всœей активной зоне, так и локальные значения. При измерении средней плотности нейтронов детекторы выносятся за пределы активной зоны, а для определœения локальных значений они размещаются непосредственно в активной зоне. Связь между сигналом нейтронных детекторов и уровнем плотности нейтронов определяется предварительной градуировкой.

Учитывая зависимость отплотности потока нейтронов используются различные способы градуировки. В области низких значений плотности нейтронов, при так называемых нулевых мощностях, когда подогрев теплоносителя практически, отсутствует широко используется способ, основанный на активации металлических фольᴦ. Он состоит в том, что в активную зону вводятся тонкие металлические фольги или проволочки, которые облучаются потоком нейтронов строго определœенное время. После их извлечения измеряется наведенная активность, пропорциональная интегральному потоку нейтронов в том месте, где размещалась фольга. Связь активности фольги с потоком нейтронов определяется сравнением со специальным калибровочным источником нейтронов.

Для градуировки нейтронных детекторов в рабочем (энергетическом) диапазоне мощностей производят определœение тепловой мощности реактора методом теплового баланса.

а) по параметрам первого контура

,

(8.31)

б) по параметрам второго контура

,

(8.32)

в) по расходу пара из парогенераторов

где G I – расход теплоносителя первого контура, кг/с; D ПВ, D ПГ –расходы соответственно питательной воды второго контура и пара из парогенераторов, кг/с; h вых, h вх – энтальпия теплоносителя I контура на выходе из реактора и на входе в реактор, кДж/кг; h пар, h ПВ – энтальпия пара и питательной воды второго контура, кДж/кг;

При составлении уравнений теплового баланса для конкретного ЯР крайне важно также учитывать всœе входящие и выходящие из контура дополнительные потоки (расходы продувки, подпитки, утечек из контура и т.д.).

Мощность реактора. Диапазоны мощности - понятие и виды. Классификация и особенности категории "Мощность реактора. Диапазоны мощности" 2017, 2018.

Ещё раз напомним, что всё сказанное о технике управления реактором строго справедливо только для “холодного” реактора. С некоторыми оговорками закономерности переходных процессов в их “чистом” виде можно наблюдать и в реальных реакторах АЭС на относительно малых уровнях мощности (в совсем нехарактерных для энергетических реакторов режимах).

В реальных энергетических реакторах, отличающихся от “холодного” реактора наличием температурных эффектов реактивности, переходные процессы изменения мощности реактора при сообщении реактивности той или иной величины и знака имеют более сложный характер.

Анализу переходных процессов изменения тепловой мощности реактора в энергетических режимах работы реактора будет далее посвящена отдельная тема.

Сейчас же хотелось бы сосредоточить внимание на том, что “холодный” реактор как объект регулирования является объектом неустойчивым: любое, даже самое малозаметное, возмущение по реактивности положительного или отрицательного знака заставляет такой реактор либо непрерывно увеличивать его мощность, либо неуклонно снижать её до полной остановки реактора. И если бы реальный энергетический реактор был лишён уже известного нам отрицательного температурного коэффициента реактивности, он был бы именно таким неустойчивым реактором. Вы сразу можете взять на заметку после сказанного, что реальный энергетический реактор на номинальной (100%-ной) мощности всегда более устойчив, чем на меньших уровнях мощности. Это - однозначно и должно быть понятно: чем меньше уровень тепловой мощности реактора, тем ближе по свойствам этот реактор к “холодному” (а, значит, неустойчивому) реактору. И работа оператора реакторной установки в таком случае была бы нудной пыткой, приковывающей к себе всё его внимание и заставляющей постоянно балансировать органами управления и думать только о том, как бы не заглушить реактор или, того хуже, пустить его “вразнос”.

В связи с этим для конструкторов реактора есть, по крайней мере, две проблемы:

Во-первых, необходимость спроектировать реактор устойчивым в любых проектных режимах его эксплуатации в любой момент кампании, причём, устойчивым на базе внутренних свойств самого реактора, опираясь на присущие самому реактору внутренние отрицательные обратные связи, обеспечивающие процесс самоподдержания мощности реактора или, что то же, - нулевой реактивности реактора в условиях реального возникновения возмущений по реактивности;

Во-вторых, необходимость предусмотреть систему автоматического регулирования мощности реактора, освобождающую оператора от тягостных и многократно повторяющихся действий по поддержанию мощности реактора на требуемом уровне на тот случай, если в какой-то момент кампании эффективности внутренних отрицательных обратных связей окажется недостаточно для стабилизации мощности реактора.

Система автоматического регулирования (АР) обычно предусматривает одну или две группы специально выделенных для этой цели подвижных стержней-поглотителей, попеременно работающих в активной зоне. Каждый канал АР строится по принципу измерения величины разбаланса между фактическим и заданным уровнями мощности реактора, усиления сигнала этого разбаланса и направления его для воздействия на сервопривод группы АР таким образом, чтобы перемещением группы по высоте активной зоны свести разбаланс к нулю.

Принципиальная блок-схема канала АР приведена на рис.12.7.

Рис. 12.7. Принципиальная схема построения канала автоматического поддержания мощности реактора.

Электрический сигнал в виде тока от детектора-измерителя нейтронной мощности реактора (группы ионизационных камер) поступает на вход усилителя канала АР (на схеме - УАР), где усиливается до нужных для операционного воздействия величин. В задающем устройстве (ЗУ) формируется токовый сигнал, пропорциональный задаваемой мощности реактора. С выходов УАР и ЗУ токовые сигналы подаются на вход суммирующего устройства (СУ), с выхода которого сигнал, пропорциональный разбалансу фактической и заданной мощностей реактора, подаётся на управляющую обмотку синхронного реверсивного электродвигателя, вращение которого с помощью механической передачи (редуктора и реечного механизма) преобразуется в поступательное перемещение группы управляющих стержней АР.
Направление движения стержней АР определяется полярностью сигнала разбаланса: если разница фактической и заданной мощности реактора ΔN р = N рфакт - N рзад положительна (то есть фактическая мощность превышает заданное её значение), то электродвигатель перемещает стержни вниз, сообщая реактору, тем самым, отрицательную реактивность, заставляющую реактор снижать уровень мощности до тех пор, пока он не уменьшится до заданной величины, результируя нулевую величину разбаланса Δ N р, при которой перемещение стержней прекратится. Если первоначальный разбаланс Δ N р оказывается величиной отрицательной, то есть фактическая мощность реактора ниже заданного уровня, привод перемещает стержни вверх, сообщая реактору положительную реактивность, приводящую к подъёму мощности реактора до заданной, после чего движение стержней останавливается.
По такому принципу строятся все токовые автоматические регуляторы мощности реакторов.

Мощность реактора определяется энерговыделением в единицу вре­мени в его активной зоне. В свою очередь, скорость энерговыделения зависит от числа делений ядер топлива и, следовательно, плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих эти деления.

Мощность реактора связана со средней плотностью потока тепловых нейтронов соотношением:

где N - мощность реактора, кВт;

Ф т - средняя плотность потока тепло­вых нейтронов в топливе, н/(см 2 -с);

a f - эффективное сечение деления 2 3 5 U, см 2 ;

N 5 - концентрация ядер 2 35 U, см -1 ;

V - объем активной зоны, см 3 .

Кампания реактора - это время, в течение которого активная зона может работать на номинальной мощности с одной и той же загрузкой. Определяется кампания запасом реактивности и кончается при полном удалении из активной зоны борной кислоты, когда цепная реакция пре­кращается.

Способность реактора выработать за время кампании определенное количество энергии характеризует его энергоресурс (энергозапас) - Q K . Использованную часть энергоресурса называ­ют энерговыработкой реактора.

Если реактор в течение определенного времени работал на различных уровнях мощности, то его энерговыра­ботка Q выр равна сумме энерговыработок на каждом уровне мощности.

Кампанию и энергоресурс реактора иногда выражают в эффективных сутках, т. е. в сутках работы на номинальной мощности. Одни эффек­тивные сутки для ВВЭР-1000 соответствуют энерговыработке 3000*24 = 72 ГВт*сут. Для перевода энерговыработки в эффективные сутки сле­дует использовать соотношение:

Количество загруженного делящегося топлива в ядерном реакторе при его работе непрерывно уменьшается за счет деления ядер 235 U и радиационного захвата ими нейтронов. Этот процесс называют выго­ранием топлива .

Выгорание связано с энерговыработкой линейной зави­симостью:

m выг 5 = 1,23 N t

где т выг - масса выгоревшего 235 U, г; 1,23 - расход топлива в грам­мах, соответствующий энерговыработке в 1 МВт сут, с учетом потерь энергии, радиационного захвата нейтронов и деления 235 U; N - мощность реактора, МВт; t , - время работы реактора на мощности N , сут.

Основная часть расхода топлива определяется количеством разделив­шихся ядер 235 U за определенное время работы реактора на мощности. Масса разделившихся ядер в граммах за время t работы реактора на мощности N , т.е. при энерговыработке Q = Nt , равна

m 5 дел = 1,05 Nt = 1,05 Q ,

где 1,05 - масса 235 U в граммах, разделившегося при энерговыработ­ке 1 МВт сут.

В связи с выгоранием 235 U уменьшается к эф, а следовательно, реак­тивность и запас реактивности. Изменение запаса реактивности за счет выгорания - длительный процесс. Он зависит только от энерговыработки реактора.

Воспроизводство и отравление

При работе ядерного реактора постепенно исчезают ядра загружен­ного топлива и появляются новые. Среди них делящиеся ядра 239 Ри , 241 Ри . Процесс накопления последних называется воспроизводством делящегося материала.

При делении топлива образуется около 200 нук­лидов - продуктов (осколков) деления.

Некото­рые ядра, образующиеся при делении урана и плутония, имеют большие сечения поглощения тепловых нейтронов.

IIoглощение нейтронов теми из них, сечение поглощения которых очень велико, а концентрация которых сравнительно быстро достигает равновес­ной, называется отравлением реактора .

Основная масса образующихся ядер, называемая шлаками, имеет сечение поглощения тепловых нейтронов не больше, чем сечение деле­ния топлива.

В процессе накопления шлаков (при работе реактора) запас реактивности уменьшается.

Это уменьшение запаса реактивности вследствие поглощения тепловых нейтронов шлаками называется шла­кованием реактора .

Процесс шлакования так же, как и выгорания, мед­ленный, связанный только с кампанией (энергонаработкой) реактора.

При эксплуатации реактора разделить процессы выгорания и шлакова­ния невозможно.