CN105765665A - 一种在反应堆中子物理特性不确定的条件下提供有保障的快速反应堆堆芯次临界度的方法 - Google Patents

一种在反应堆中子物理特性不确定的条件下提供有保障的快速反应堆堆芯次临界度的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN105765665A
CN105765665A CN201480050898.1A CN201480050898A CN105765665A CN 105765665 A CN105765665 A CN 105765665A CN 201480050898 A CN201480050898 A CN 201480050898A CN 105765665 A CN105765665 A CN 105765665A
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
regulating rod
reactor core
core
abundance
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201480050898.1A
Other languages
English (en)
Other versions
CN105765665B (zh
Inventor
马勒尼科夫·基里尔·耿纳迪维奇
多米什夫·伊万·佛兰迪米罗维奇
萨里克普罗·塞伊迪·米菲索维奇
布兰克·塞格·维克多罗维奇
菲林·阿莱克桑迪·伊万罗维奇
波罗维斯凯·斯德邦·雅特莫维奇
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
AKME Engineering JSC
Original Assignee
AKME Engineering JSC
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by AKME Engineering JSC filed Critical AKME Engineering JSC
Publication of CN105765665A publication Critical patent/CN105765665A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN105765665B publication Critical patent/CN105765665B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/18—Manufacture of control elements covered by group G21C7/00
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

一种在不确定条件下提供有保障的快反应堆堆芯次临界度的方法，其包括，在堆芯复位后对堆芯的次临界度进行物理测量并将所得到的特性与设计值进行比较，之后当所得特性与设计值有数值偏差时，在反应堆内堆芯燃料部分的水平线上安装反应性调节棒，此时选择的反应性调节棒的硼B?10同位素丰度要大于堆芯补偿棒的硼B?10同位素丰度。技术成果是改善了补偿棒组的吸收元件的工作条件，其中包括无需增加补偿棒组的行程并简化了生产制造时的监测工艺，以及简化了反应堆安全控制算法。

Description

一种在反应堆中子物理特性不确定的条件下提供有保障的快速反应堆堆芯次临界度的方法
发明所涉及的技术领域
本发明涉及一种通过核能反应性调节棒在反应堆中子物理特性不确定的条件下提供有保障的快速反应堆堆芯次临界度的方法，该方法可用在快中子发电厂中。
背景技术
已知一种核反应堆控制方法，根据该方法的环绕核反应堆堆芯的反射层由彼此之间能旋转运动的多个元件组成，该方法能通过反射层改变空穴尺寸或中子自由程以到达控制堆芯的反应性的目的(GB1148093,G21C7/28,1969年)。
已知一种压力管式核反应堆燃料循环的方法，该方法包括在倒换过程中使装载含分布式中子吸收剂的燃料组件形成堆芯，取出燃料组件，置换控制保护系统安全棒，将附加的吸收剂更换为部分烧尽的燃料组件，同时在反应堆运行过程中卸载完所有附加的吸收剂后，浸没的控制保护系统安全棒的整个部分被替换成棒束，使用铀235的初始浓缩度高于在取出控制保护系统安全棒之前装载的铀铒燃料的初始浓缩度0.2-0.5％的铀铒燃料作为含分布式中子吸收剂的核燃料(RU2218613,G21C7/04,G21D3/08,2003年)。
已知一种研究含球形燃料元件的高温核反应堆堆芯在临界装置中的物理特性的方法，其包括，用加热器加热堆芯，所述加热器能形成一定的球形填料温度场，随后通过将在堆芯周围将燃料元件部分替换成反射层材料制成的球其反之亦然来改变堆芯和反射器相对于设定的加热器形成的温度场的位置和大小(SU1831170,G21C17/00,G21C1/00,1995年)。
已知一种构造次临界核装置方法，通过连接到堆芯的一部分反射层实现所述核装置的控制，以及一种实现本方法的核反应堆(俄罗斯专利RU2167456,G21C1/00,G21C5/00,G21C7/28,2001年5月20日)。在包含堆芯、中子减速剂、可裂元素、反射层的核反应堆中，在堆芯内设置有贯穿通道形式的空隙，一部分反射层是可移动的。这种结构设计能在获取装有激光器的腔内的中子热谱后，在堆芯中保存快堆特有中子谱。基于这些结果和РБМК型反应堆的实际情况，显示РБМК型反应堆可以转换成次临界核装置，所述核装置通过一部分侧面反射层来控制，而且不会生成局部的临界物质，还能将正的空穴系数转换为负的。
上述的类似方法不能用于在出现能导致实际特性与设计值有偏差的不确定性的情况下提供有保障的快堆堆芯次临界度。
目前在一些快中子核装置的设计中使用控制保护系统安全棒的安全控制算法来补偿燃耗反应性裕度和控制反应堆的中子功率，根据控制系统的算法断开一部分浸入到堆芯内并补偿燃耗的安全棒。剩余的安全棒来维持临界状态和控制功率。总之，补偿棒的整个系统被分成两组：断开的补偿棒组，该补偿棒组补偿运行时间内反应性的变化并不参与补偿棒组装置的自动控制；工作的补偿棒组，该补偿棒组和调节棒一起参与装置的控制。运行时间是间隔(微运行)的，所述间隔与等于一个或两个补偿棒组效率的反应性输出量一致。
与本发明最为类似的方法为一种使用对速度没有硬性要求的“轻”调节元件提供有保障的快堆堆芯次临界度的方法，所述调节元件设置在靠近堆芯边界的反射层部件中，所述反射层部件为在装有堆芯的快中子核装置БРЕСТ-ОД-300设计中所使用的反射层部件，所述堆芯的特点为反应性效应和裕度的值比较小，允许使用设置在靠近堆芯边界的反射层部件中的对速度没有硬性要求的“轻”调节元件。(http://technics.rin.ru/index/？a＝3&id＝610).
在由于缺少堆芯物理特性的实验数据或具有小于相应反应堆装料的缓发中子份额以及不足以补偿能导致实际特性与设计值有偏差的不确定性的次临界度的系数而无法确定核反应堆堆芯物理特性的情况下使用受限是所述最为类似的方法的缺点。
发明内容
本发明所解决的问题是由执行亚临界度标准文件要求的必要性所决定的，在启动应急保护后核装置堆芯的亚临界度至少为1％，这就要求堆芯关键物理特性的论据有很高的准确性，即，堆芯装料的测定准确性及控制保护系统安全棒重量的测量准确性。
为解决所述问题，在处理和论证堆芯的中子物理和热工水力学特性时须考虑到一些能导致实际特性与设计值有偏差的不确定因素：
-在制造堆芯元件和核装置零件时的技术不确定性；
-主要泛函数(有效倍增因子，控制保护系统安全棒的“重量”，功率密度场)计算值的误差；
-常数的；
-方法论上的；
-系统上的。
从现有技术水平得知，只能通过反应堆内的物理实验才能保证堆芯装料的测定准确性及控制保护系统安全棒重量的测量准确性。
所申请的方法可以在没有实验，堆芯中子物理特性不确定的条件下提供有保障的快堆堆芯次临界度。这种可能性是由本发明新的本质特征决定的，即，在堆芯侧面的反射层上设置有反应性的调节棒，所述调节棒能增加次临界度系数(数值不小于缓发中子份额)，所述系数应足可以补偿能导致实际特性与设计值有偏差的不确定性，同时反应堆补偿棒的硼B-10同位素丰度小于在堆芯侧面反应层上的反应性调节棒的丰度。
实施本方法所产生的技术成果为：
-不用提高导致更严格的补偿棒组(КС)吸收元件(ПЭЛ)的工作条件的保守性；
无需增加补偿棒组的行程并简化了生产制造时的监测工艺；
-无需对每个具体的核反应堆的吸收元件进行处理，该吸收元件在整个使用期限内保障所需次临界度系数的并在堆芯整个运行期限内具有相应的工作能力；
-简化了反应堆安全控制算法。
在堆芯反射层部件或部件组的槽内，或堆芯反射层的槽内装有反应性调节棒可以实现上述所有技术成果，所述反应性调节棒安装在堆芯燃料部分的水平线上，其中堆芯补偿棒的硼B-10同位素丰度小于堆芯反应层内的反应性调节棒的丰度。
必要时通过将一部分堆芯反射层部件更换为装有具有所需丰度的反应性调节棒的反射层部件来更换丰度不足的反应性调节棒，或者安装具有能获得设计中设定的次临界度值的丰度的调节棒。
由于堆芯侧面反射层的反应性调节棒主要作用是消除了堆芯实际的中子物理和热工水力学特性与设计值的偏差，所以反应性调节棒的存在改善了补偿棒组吸收元件的工作条件。相应地简化了反应堆安全控制算法。由于处于堆芯燃料部分的水平线上的堆芯侧面反射层的反应性调节棒的丰度高于堆芯补偿棒的丰度，所以通过在堆芯侧面反射层中的反应性调节棒能进行更“粗”的调节。以非常少的补偿棒组行程就能获得接近于堆芯复位时或试运行时，甚至在运行过程中的计算值的堆芯特性。
附图说明
附图为核反应堆堆芯的示意图
具体实施方式
核反应堆包括壳体(图中未示出)，在所述壳体内设置有堆芯1，在堆芯的周围设有堆芯反射层2。堆芯1包括由棒形的燃料元件(ТВЭЛов)集合而成的燃料组件，一个或多个燃料组件包含补偿棒组组合在一起形成具有吸收元件(ПЭЛом)的补偿棒束。补偿棒组的棒束可沿着垂线移动。
堆芯反射层2可制成一个能更换的独立的部件(可替换的堆芯反射层部件)。在堆芯反射层2(图1)的结构中或在可替换的堆芯反射层部件中设计一个槽，所述槽位于堆芯燃料部分的水平线上并用于安装反应性调节棒。堆芯反射层2或其独立部件被制成能安装反应性调节棒并从其槽内取出的形式。
选择的补偿棒组的棒束硼B-10同位素丰度要小于安装在堆芯反射层部件中的反应性调节棒3的丰度。
按照所申请方法以下面的方式在堆芯1的复位阶段进行技术上不确定性、主要泛函数(有效倍增因子，控制保护系统安全棒的重量，功率密度场)计算数值的(常数的、方法论上的、系统的)误差的补偿。
在堆芯1复位后按照现有方法对堆芯的次临界度进行物理测量并将所得特性与设计值进行比较。
如果所得特性的值与设计值有偏差，在反应堆内堆芯燃料部分4的水平线上安装具有能获得设计中设定的次临界度值的丰度的反应性调节棒。
在堆芯燃料部分的水平线上安装完反应性调节棒之后对堆芯次临界度进行一次额外的物理测量，如果显示所得特性的数值与设计值还是有偏差，那么就将一部分装有反应性调节棒的堆芯反射层部件2更换为可更换的堆芯反射层部件，堆芯反射层部件装有具有其他丰度，即必要的并足可以获得设计中设定的次临界度值的丰度的反应性调节棒。
除此之外，还可以不用更换一部分堆芯反射层部件也能补偿技术上的不确定性及误差。此时在反射层2或反射层部件(部件组)的槽内安装反应性调节棒，或者从反射层2或反射层部件(部件组)的槽内取出反应性调节棒并在该位置安装具有所需的能获取设定次临界度值的丰度的反应性调节棒。
通过安装在堆芯内燃料组件上的堆芯补偿棒组棒束的吸收元件对堆芯的特性进行更细的调节。
在反应堆复位时对堆芯的验收特性进行中子物理测量后确定反应性调节棒和安装有反应性调节棒的侧面反射层部件的数量。
由于补偿棒组的吸收元件能够以非常少的补偿棒组的行程将堆芯特性调节到接近于试运行时，甚至在运行过程中的计算值的堆芯特性，所以使用反应性调节棒可以在核反应堆运行过程中具有很大的调节裕度。
例如，对于具体的堆芯结构来说，反应性调节棒的硼B-10同位素丰度(达80-90％)应高于堆芯补偿棒的硼B-10同位素丰度，所述补偿棒的丰度为40-50％。在其他情况下，堆芯补偿棒的硼B-10同位素丰度可达90％，此时调节棒的丰度应达到96％。堆芯中具有93％丰度的棒的数量决定了调节棒的效率。如果数量少且其平均丰度小于93％，那么丰度越高，调节棒的效率也就会越高。

Claims (5)

1.一种在不确定条件下提供有保障的快反应堆堆芯次临界度的方法
其特征在于，在堆芯复位后对堆芯的次临界度进行物理测量并将所得到的特性与设计值进行比较，之后当所得特性与设计值有数值偏差时，在反应堆内堆芯燃料部分的水平线上安装反应性调节棒，此时选择的反应性调节棒的硼B-10同位素丰度要大于反应堆补偿棒的硼B-10同位素丰度。
2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，反应性调节棒设置在反应堆反射层的一个、几个或所有部件上，同时通过装配反应堆反射层部件进行反应性调节棒的安装，所述反应堆反射层部件内部装有设置在堆芯燃料部分的水平线上的反应性调节棒。
3.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述反应性调节棒安装在所述堆芯反射层的槽内。
4.根据权利要求2所述的方法，其特征在于，在将反应性调节棒安装在堆芯燃料部分的水平线上之后对堆芯次临界度进行额外的物理测量，当所得数据的数值与设计值有偏差时将低丰度的反应性调节棒更换为具有能获得在设计中设定的亚临界度值的丰度的反应性调节棒，而且通过卸除一个或多个堆芯反射层部件并在该位置安装可更换的装有具有所需丰度的反应性调节棒的反射层部件进行反应性调节棒的更换。
5.根据权利要求3所述的方法，其特征在于，在将反应性调节棒安装在堆芯燃料部分的水平线上之后对堆芯次临界度进行额外的物理测量，当所得数据的数值与设计值有偏差时将低丰度的反应性调节棒更换为具有能获得在设计中设定的亚临界度值的丰度的反应性调节棒，而且通过从反射层的槽内取出一个反应性调节棒并在该位置安装其他的具有所需丰度的反应性调节棒进行更换。
CN201480050898.1A 2013-10-31 2014-03-19 一种在反应堆中子物理特性不确定的条件下提供有保障的快速反应堆堆芯次临界度的方法 Active CN105765665B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2013148441/07A RU2546662C1 (ru) 2013-10-31 2013-10-31 Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности ее нейтронно-физических характеристик
RU2013148441 2013-10-31
PCT/RU2014/000170 WO2015065233A1 (ru) 2013-10-31 2014-03-19 Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности её нейтронно - физических характеристик

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN105765665A true CN105765665A (zh) 2016-07-13
CN105765665B CN105765665B (zh) 2017-10-13

Family

ID=53004684

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201480050898.1A Active CN105765665B (zh) 2013-10-31 2014-03-19 一种在反应堆中子物理特性不确定的条件下提供有保障的快速反应堆堆芯次临界度的方法

Country Status (14)

Country Link
US (1) US10573417B2 (zh)
EP (1) EP3065137B1 (zh)
JP (1) JP2016535858A (zh)
KR (1) KR101797092B1 (zh)
CN (1) CN105765665B (zh)
BR (1) BR112016005696B1 (zh)
CA (1) CA2927566C (zh)
EA (1) EA029615B1 (zh)
HU (1) HUE041989T2 (zh)
MY (1) MY178107A (zh)
RU (1) RU2546662C1 (zh)
UA (1) UA117757C2 (zh)
WO (1) WO2015065233A1 (zh)
ZA (1) ZA201601866B (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109741838A (zh) * 2019-02-01 2019-05-10 中国原子能科学研究院 反中子阱型研究堆首次临界方法
CN114388152A (zh) * 2021-12-16 2022-04-22 华能核能技术研究院有限公司 一种球床式高温气冷堆的控制棒控制方法

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3683209A (en) * 1967-01-03 1972-08-08 Bbc Brown Boveri & Cie Reactor core for thermionic nuclear reactor
US5742655A (en) * 1994-12-13 1998-04-21 Framatome Neutron-absorbent control cluster for a nuclear reactor
RU2167456C2 (ru) * 1998-11-06 2001-05-20 Ляпин Петр Семенович Способ построения ядерных реакторов и ядерный реактор с лазерными элементами, построенный по этому способу
US20050135547A1 (en) * 1998-03-11 2005-06-23 Wolfgang Schulz Control element for a nuclear reactor
CN201242874Y (zh) * 2008-08-06 2009-05-20 中国原子能科学研究院 堆芯熔化物收集装置
RU2442234C1 (ru) * 2010-07-20 2012-02-10 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ определения эффективного коэффициента размножения ядерной установки
CN103077758A (zh) * 2012-12-31 2013-05-01 中国科学院合肥物质科学研究院 径向功率展平的高效核废料嬗变次临界堆芯及设计方法

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1148093A (en) 1965-08-13 1969-04-10 English Electric Co Ltd Controlling nuclear reactors
DE2365531B2 (de) * 1973-09-08 1976-07-29 Kernreaktor
JPS52110392A (en) * 1976-03-12 1977-09-16 Hitachi Ltd Output increasing device for pressure tube type reactor
JPS57199988A (en) * 1981-06-02 1982-12-08 Hitachi Ltd Fast breeder reactor
DE3149536A1 (de) * 1981-12-15 1983-07-21 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Hochtemperaturreaktor mit einem kern aus kugelfoermigen brennelementen
JPS6145992A (ja) * 1984-08-10 1986-03-06 株式会社日立製作所 制御棒要素
US4877575A (en) * 1988-01-19 1989-10-31 Westinghouse Electric Corp. Core reactivity validation computer and method
JP2753065B2 (ja) * 1989-08-31 1998-05-18 株式会社東芝 高速増殖炉の炉心制御方法
SU1831170A1 (ru) 1991-05-13 1995-08-20 Опытное конструкторское бюро машиностроения Способ исследования физических характеристик активной зоны высокотемпературного ядерного реактора с шаровыми тепловыделяющими элементами на критической сборке
JPH05188171A (ja) * 1992-01-16 1993-07-30 Hitachi Ltd 高速増殖炉の炉心
RU2218613C2 (ru) 2001-12-26 2003-12-10 Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора
US6801593B2 (en) * 2002-11-21 2004-10-05 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical reactivity measurement method
FR2901401A1 (fr) * 2006-05-22 2007-11-23 Areva Np Sas Methode de regulation de parametres de fonctionnement du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
JP5426110B2 (ja) * 2007-05-17 2014-02-26 株式会社東芝 反射体制御方式の高速炉
US8055085B2 (en) * 2007-07-12 2011-11-08 Intellectual Ventures Fund 44 Llc Blocking for combinatorial coding/decoding for electrical computers and digital data processing systems
US20110002432A1 (en) * 2009-07-01 2011-01-06 Westinghouse Electric Company Llc Incore instrument core performance verification method
WO2011114939A1 (ja) * 2010-03-16 2011-09-22 株式会社ニコン 高さ測定方法、高さ測定用プログラム、高さ測定装置
US8699653B2 (en) * 2011-10-24 2014-04-15 Westinghouse Electric Company, Llc Method of achieving automatic axial power distribution control

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3683209A (en) * 1967-01-03 1972-08-08 Bbc Brown Boveri & Cie Reactor core for thermionic nuclear reactor
US5742655A (en) * 1994-12-13 1998-04-21 Framatome Neutron-absorbent control cluster for a nuclear reactor
US20050135547A1 (en) * 1998-03-11 2005-06-23 Wolfgang Schulz Control element for a nuclear reactor
RU2167456C2 (ru) * 1998-11-06 2001-05-20 Ляпин Петр Семенович Способ построения ядерных реакторов и ядерный реактор с лазерными элементами, построенный по этому способу
CN201242874Y (zh) * 2008-08-06 2009-05-20 中国原子能科学研究院 堆芯熔化物收集装置
RU2442234C1 (ru) * 2010-07-20 2012-02-10 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ определения эффективного коэффициента размножения ядерной установки
CN103077758A (zh) * 2012-12-31 2013-05-01 中国科学院合肥物质科学研究院 径向功率展平的高效核废料嬗变次临界堆芯及设计方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
喻宏 等: "《中国实验快堆临界试验研究》", 《原子能科学技术》 *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109741838A (zh) * 2019-02-01 2019-05-10 中国原子能科学研究院 反中子阱型研究堆首次临界方法
CN109741838B (zh) * 2019-02-01 2019-12-20 中国原子能科学研究院 反中子阱型研究堆首次临界方法
CN114388152A (zh) * 2021-12-16 2022-04-22 华能核能技术研究院有限公司 一种球床式高温气冷堆的控制棒控制方法

Also Published As

Publication number Publication date
ZA201601866B (en) 2017-06-28
KR101797092B1 (ko) 2017-11-13
CA2927566A1 (en) 2015-05-07
BR112016005696B1 (pt) 2021-03-02
EP3065137A1 (en) 2016-09-07
HUE041989T2 (hu) 2019-06-28
CN105765665B (zh) 2017-10-13
EA029615B1 (ru) 2018-04-30
UA117757C2 (uk) 2018-09-25
US10573417B2 (en) 2020-02-25
EP3065137A4 (en) 2017-06-14
JP2016535858A (ja) 2016-11-17
CA2927566C (en) 2019-04-23
KR20160078328A (ko) 2016-07-04
MY178107A (en) 2020-10-03
RU2013148441A (ru) 2015-05-10
US20160232994A1 (en) 2016-08-11
EP3065137B1 (en) 2018-09-26
RU2546662C1 (ru) 2015-04-10
WO2015065233A1 (ru) 2015-05-07
EA201600208A1 (ru) 2016-06-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US11636957B2 (en) Method for design and additive manufacture of fission reactor core structure of inverted reactor
Gougar et al. Automated design and optimization of pebble-bed reactor cores
Pelykh et al. A method for minimization of cladding failure parameter accumulation probability in VVER fuel elements
Zhu et al. Neutronic effect of graphite dimensional change in a small modular molten salt reactor
CN105765665A (zh) 一种在反应堆中子物理特性不确定的条件下提供有保障的快速反应堆堆芯次临界度的方法
Kuntoro et al. Evaluation of fuel loading pattern of PWR core using PWR-FUEL code
Hung et al. Modeling the UO2 ex-AUC pellet process and predicting the fuel rod temperature distribution under steady-state operating condition
EP3815112B1 (en) Universal inverted reactor and method for design and manufacture of universal inverted reactor
McLeod et al. The effect of fuel and poison management on nuclear power systems
Khan et al. Reactor physics calculations and their experimental validation for conversion and upgrading of a typical swimming pool type research reactor
Kamaev et al. Calculation and experimental analysis of the BN-800 reactor core neutronic parameters at the stage of reaching first criticality followed by rated power testing
Strydom Consistent multi-scale uncertainty quantification methodology for multi-physics modelling of prismatic HTGRs
Rouben et al. Description of the lattice code POWDERPUFS-V
Perillo Multi-modular integral pressurized water reactor control and operational reconfiguration for a flow control loop
Pierre et al. Analysis of the Superphenix start-up tests with APOLLO-3: From zero power isothermal conditions to dynamic power transient analysis
Hernandez et al. Proposal to reload using MOX weapons grade in a BWR reactor
Kuntoro et al. Analysis of Reactivity Coefficient Change Due To Burn Up in Ap1000 Reactor Core Using Nodal3
Huning et al. Whole-core transient analysis methodology for prismatic high temperature gas reactors
Hecker Nuclear analysis and performance of the Light Water Breeder Reactor (LWBR) core power operation at Shippingport
Grimod Neutronic modeling of pebble bed reactors in APOLLO2
Ieremenko et al. Optimization of the Trasuranus Burnup Model for GD-Doped WWER-1000 Fuel Pins Based on Results of HELIOS Code
McConnell Some physical and chemical aspects of two proposed methods of heavy water separation
Hsiao et al. Application of CASMO-4/MICROBURN-B2 methodology to mixed cores with Westinghouse Optima2 fuel
Raouafi et al. Monte Carlo simulation of inclined reactivity control rod and boron poisoning for the Canadian-SCWR supercell
Gol’din et al. A new type of active zone for a fast uranium-plutonium reactor

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant