CN109192333A - 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法 - Google Patents

六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法 Download PDF

Info

Publication number
CN109192333A
CN109192333A CN201811069793.7A CN201811069793A CN109192333A CN 109192333 A CN109192333 A CN 109192333A CN 201811069793 A CN201811069793 A CN 201811069793A CN 109192333 A CN109192333 A CN 109192333A
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor core
fuel assembly
systems
stick group
hexagon
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
CN201811069793.7A
Other languages
English (en)
Other versions
CN109192333B (zh
Inventor
娄磊
王连杰
魏彦琴
黄世恩
夏榜样
于颖锐
唐辉
李锋
彭航
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.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
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 Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN201811069793.7A priority Critical patent/CN109192333B/zh
Publication of CN109192333A publication Critical patent/CN109192333A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN109192333B publication Critical patent/CN109192333B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/12—Sensitive element forming part of control element
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法，六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯包括燃料组件、铍组件、控制棒组件和水栅元，所述燃料组件为六边形套管型燃料组件，铍组件为六边形铍组件，控制棒组件由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成，水栅元为六边形水栅元，堆芯共布置265个位置，分别为20盒燃料组件、47盒铍组件、12个控制棒组件和186个水栅元，20盒燃料组件集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域，47盒铍组件围绕燃料组件布置在燃料组件的内侧和外侧，12个控制棒组件间隔布置于铍组件和燃料组件之间。本发明能够满足检验核设计程序对六边形套管型燃料堆芯控制棒组件计算可靠性的需求。

Description

六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法
技术领域
本发明涉及核反应堆设计技术领域，具体涉及六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法。
背景技术
核反应堆的发展离不开试验堆，试验堆对各种反应堆堆型的开发有非常重要的作用。先进试验堆的发展趋势是具有高的热中子或快中子注量率，数目多的实验孔道，包括一定数量的大尺寸孔道。
对比文献1(发明专利：高热中子注量率堆芯，专利号201210183206.3)公开了一种高热中子注量率堆芯，该堆芯包括燃料组件、控制棒组件和铍组件；燃料组件为六边形套管型燃料组件，若干个燃料组件呈环形紧凑布置，在燃料组件环形区域的内侧形成热中子阱；紧挨燃料组件环形区域的外侧布置有若干个六边形铍组件，形成倒中子阱；若干根控制棒组件按两行两列呈“井”字型间隔布置在燃料组件之间。所述高热中子注量率堆芯，在保证安全及结构可行的前提下，有利于提高辐照孔道内热中子注量率，增强和拓宽试验堆的辐照能力和应用范围。
对比文献2(发明专利：高快中子注量率堆芯，专利号201210182828.4)公开了一种高快中子注量率堆芯，该堆芯包括燃料组件、控制棒组件和铍组件；燃料组件为六边形套管型燃料组件，若干个燃料组件呈环形紧凑布置，最内层环上有6个燃料组件，在其环形区域的中心处形成快中子阱；紧挨燃料组件环形区域的外侧布置有若干个六边形铍组件，形成倒中子阱；若干根控制棒组件按两行两列呈“井”字型间隔布置在燃料组件之间。所述高快中子注量率堆芯，满足国际限制的U-235富集度水平和国内的燃料芯体制造及冷却剂流速设计水平的要求，可获得较高的辐照孔道内快中子注量率水平，增强和拓宽试验堆的辐照能力和应用范围。
对比文献1和对比文献2分别公开了一种高热、高快中子注量率堆芯，其燃料组件均采用六边形套管型燃料组件，堆芯包括燃料组件、控制棒组件、铍组件等堆芯部件。其中，控制棒组件主要起到紧急控制和功率调节的作用，是堆芯中的重要部件。因此，有必要针对六边形套管型燃料组件堆芯，开展临界物理试验，以检验堆芯核设计程序对控制棒组件的计算精度和可靠性。
发明内容
本发明的目的在于提供六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯，以满足检验核设计程序对控制棒组件计算可靠性的需求，依据本发明所述堆芯布置开展临界物理试验，可有效检验核设计程序对六边形套管型燃料堆芯内控制棒组件计算的精度和可靠性。
此外，本发明还涉及上述检验堆芯的验证方法。
本发明通过下述技术方案实现：
六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯，所述堆芯包括燃料组件、铍组件、控制棒组件和水栅元，所述燃料组件为六边形套管型燃料组件，所述铍组件为六边形铍组件，所述控制棒组件由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成，所述水栅元为六边形水栅元，所述堆芯共布置265个位置，分别为20盒燃料组件、47盒铍组件、12个控制棒组件和186个水栅元，20盒燃料组件集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域，47盒铍组件围绕燃料组件布置在燃料组件的内侧和外侧，12个控制棒组件间隔布置于铍组件和燃料组件之间，每个燃料组件、铍组件、控制棒组件和水栅元各占1个位置。
本发明所述六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯，安全棒价值大于1000pcm，满足试验堆芯临界安全对安全棒价值的要求。依据本发明所述六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯，开展临界物理试验，可有效检验核设计程序对控制棒组件计算的精度和可靠性。通过对比临界物理试验实测值与核设计程序计算值，可判断是否需要对控制棒组件计算模型进行调整；如实测值与计算值存在偏差，则需调整控制棒组件计算模型，以保证调整后核设计程序计算值与临界试验实测值一致。
进一步地，20盒燃料组件分别布置在I10、I11、J10、J12、K9、K10、K13、K14、L9、L11、L13、L15、M10、M11、M14、M15、N12、N14、P13、P14位置。
进一步地，47盒铍组件分别布置在H7、H8、H9、H10、H11、H12、H13、I7、I8、I9、I12、I13、I14、J8、J14、K7、K8、K11、K12、K15、K16、L7、L8、L12、L16、L17、M8、M9、M12、M13、M16、M17、N10、N16、P10、P11、P12、P15、P16、P17、Q11、Q12、Q13、Q14、Q15、Q16、Q17位置。
进一步地，12个控制棒组件由4根A棒组安全棒、2根B棒组补偿棒、2根C棒组补偿棒、2根D棒组补偿棒、2根E棒组调节棒组成，4根A棒组安全棒分别布置于J9、J13、N11、N15位置，2根B棒组补偿棒分别布置于J11、N13位置，2根C棒组补偿棒分别布置于L10、L14位置，2根D棒组补偿棒分别布置于J7、N17位置，2根E棒组调节棒分别布置于J15、N9位置。
一种检验堆芯的验证方法，包括以下步骤：
1)、按照如下顺序依次提出控制棒，直至堆芯达到临界状态：先将A棒组安全棒由堆芯底部提至堆芯顶部，再将E棒组调节棒由堆芯底部提至堆芯半高度，然后依次将D棒组补偿棒、C棒组补偿棒和B棒组补偿棒由堆芯底部提至堆芯顶部；
2)、通过对比实测临界棒位与计算临界棒位，判断核设计程序对控制棒组件的计算精度是否满足要求；若计算精度不满足要求，则依据试验结果调整控制棒组件核设计程序计算模型。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
1、依据本发明所述六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯，开展临界物理试验，可有效检验核设计程序对控制棒组件计算的精度和可靠性。通过对比临界物理试验实测值与核设计程序计算值，可判断是否需要对控制棒组件计算模型进行调整；如实测值与计算值存在偏差，则需调整控制棒组件计算模型，以保证调整后核设计程序计算值与临界试验实测值一致。
2、本发明所述六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯，可以用于开展临界棒位、控制棒价值和停堆深度测量。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1为六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯布置示意图；
图2为六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯控制棒布置示意图。
附图中标记及对应的零部件名称：
31-燃料组件，32-铍组件，33-控制棒组件，34-水栅元，35-A棒组安全棒，36-B棒组补偿棒，37-C棒组补偿棒，38-D棒组补偿棒，39-E棒组调节棒。
其中，附图1中其余数字标号表示堆芯的位置。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
实施例：
如图1、图2所示，本发明涉及六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法，
所述检验堆芯包括燃料组件31、铍组件32、控制棒组件33和水栅元34。燃料组件31为六边形套管型燃料组件，铍组件32为六边形铍组件，控制棒组件33由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成，水栅元34为六边形水栅元。堆芯共布置265个六边形栅元位置，每个燃料组件31、铍组件32、控制棒组件33和水栅元34各占1个位置。所述堆芯中装载20盒六边形套管型的燃料组件31，集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域，分别布置在I10、I11、J10、J12、K9、K10、K13、K14、L9、L11、L13、L15、M10、M11、M14、M15、N12、N14、P13、P14位置。所述堆芯中装载47盒铍组件32，围绕燃料组件31内外布置(即所述铍组件32设置在燃料组件31的内侧和外侧)，分别布置在H7、H8、H9、H10、H11、H12、H13、I7、I8、I9、I12、I13、I14、J8、J14、K7、K8、K11、K12、K15、K16、L7、L8、L12、L16、L17、M8、M9、M12、M13、M16、M17、N10、N16、P10、P11、P12、P15、P16、P17、Q11、Q12、Q13、Q14、Q15、Q16、Q17位置。所述堆芯中布置12个控制棒组件33，布置于铍组件32和燃料组件31之间，分别布置在J7、J9、J11、J13、J15、L10、L14、N9、N11、N13、N15、N17位置。所述堆芯中除燃料组件31、铍组件32、控制棒组件33所占栅元位置外，其余位置均布置为水栅元34，全堆芯共布置186个水栅元34。
如图2所示，本发明所述六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯中布置12个控制棒组件33，包括A棒组安全棒35、B棒组补偿棒36、C棒组补偿棒37、D棒组补偿棒38和E棒组调节棒39。A棒组安全棒35共4根，布置于J9、J13、N11、N15位置；B棒组补偿棒36共2根，布置于J11、N13位置；C棒组补偿棒37共2根，布置于L10、L14位置；D棒组补偿棒38共2根，布置于J7、N17位置；E棒组调节棒39共2根，布置于J15、N9位置。
如图1所示六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及如图2所示六边形套管型燃料堆芯控制棒组件核设计可靠性检验堆芯控制棒布置，A棒组安全棒35冷态反应性价值为14270pcm，大于1000pcm，满足试验堆芯临界安全对安全棒价值的要求。
所述堆芯布置，在控制棒全部提出堆芯状态下，堆芯有效增殖系数核设计程序计算值为1.2226，在控制棒组件33全部插入堆芯状态下，堆芯有效增殖系数核设计程序计算值为0.8451。按照提棒程序先将A棒组安全棒35由堆芯底部提至堆芯顶部，再将E棒组调节棒39由堆芯底部提至堆芯半高度，然后依次将D棒组补偿棒38、C棒组补偿棒37和B棒组补偿棒36由堆芯底部提至堆芯顶部，计算临界棒位(利用核设计程序预示计算获得的临界棒位)为A棒组安全棒35 100.00cm、B棒组补偿棒36 0.00cm、C棒组补偿棒37 8.70cm、D棒组补偿棒38 100.00cm、E棒组调节棒39 50.00cm。依据所述堆芯布置与提棒程序开展临界物理试验，得到堆芯实测临界棒位。对比实测临界棒位与计算临界棒位，若实测临界棒位与计算临界棒位一致，则说明核设计程序对控制棒组件33计算准确可靠，不需要对控制棒组件33计算模型进行调整；若实测临界棒位与计算临界棒位不一致，则说明核设计程序对控制棒组件33计算精度不满足设计要求，需要对核设计程序计算模型进行调整。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (5)

1.六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯，其特征在于，所述堆芯包括燃料组件(31)、铍组件(32)、控制棒组件(33)和水栅元(34)，所述燃料组件(31)为六边形套管型燃料组件，所述铍组件(32)为六边形铍组件，所述控制棒组件(33)由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成，所述水栅元(34)为六边形水栅元，所述堆芯共布置265个位置，分别为20盒燃料组件(31)、47盒铍组件(32)、12个控制棒组件(33)和186个水栅元(34)，20盒燃料组件(31)集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域，47盒铍组件(32)围绕燃料组件(31)布置在燃料组件(31)的内侧和外侧，12个控制棒组件(33)间隔布置于铍组件(32)和燃料组件(31)之间，每个燃料组件(31)、铍组件(32)、控制棒组件(33)和水栅元(34)各占1个位置。
2.根据权利要求1所述的六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯，其特征在于，所述20盒燃料组件(31)分别布置在I10、I11、J10、J12、K9、K10、K13、K14、L9、L11、L13、L15、M10、M11、M14、M15、N12、N14、P13、P14位置。
3.根据权利要求1所述的六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯，其特征在于，所述47盒铍组件(32)分别布置在H7、H8、H9、H10、H11、H12、H13、I7、I8、I9、I12、I13、I14、J8、J14、K7、K8、K11、K12、K15、K16、L7、L8、L12、L16、L17、M8、M9、M12、M13、M16、M17、N10、N16、P10、P11、P12、P15、P16、P17、Q11、Q12、Q13、Q14、Q15、Q16、Q17位置。
4.根据权利要求1所述的六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯，其特征在于，所述12个控制棒组件(33)由4根A棒组安全棒(35)、2根B棒组补偿棒(36)、2根C棒组补偿棒(37)、2根D棒组补偿棒(38)、2根E棒组调节棒(39)组成，4根A棒组安全棒(35)分别布置于J9、J13、N11、N15位置，2根B棒组补偿棒(36)分别布置于J11、N13位置，2根C棒组补偿棒(37)分别布置于L10、L14位置，2根D棒组补偿棒(38)分别布置于J7、N17位置，2根E棒组调节棒(39)分别布置于J15、N9位置。
5.一种如权利要求1-4任一项所述检验堆芯的验证方法，其特征在于，包括以下步骤：
1)、按照如下顺序依次提出控制棒，直至堆芯达到临界状态：先将A棒组安全棒(35)由堆芯底部提至堆芯顶部，再将E棒组调节棒(39)由堆芯底部提至堆芯半高度，然后依次将D棒组补偿棒(38)、C棒组补偿棒(37)和B棒组补偿棒(36)由堆芯底部提至堆芯顶部；
2)、通过对比实测临界棒位与计算临界棒位，判断核设计程序对控制棒组件(33)的计算精度是否满足要求；若计算精度不满足要求，则依据试验结果调整控制棒组件(31)核设计程序计算模型。
CN201811069793.7A 2018-09-13 2018-09-13 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法 Active CN109192333B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811069793.7A CN109192333B (zh) 2018-09-13 2018-09-13 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811069793.7A CN109192333B (zh) 2018-09-13 2018-09-13 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN109192333A true CN109192333A (zh) 2019-01-11
CN109192333B CN109192333B (zh) 2020-06-23

Family

ID=64911047

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201811069793.7A Active CN109192333B (zh) 2018-09-13 2018-09-13 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN109192333B (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11728043B2 (en) 2020-06-02 2023-08-15 U-Battery Limited High temperature gas-cooled reactor core

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04301792A (ja) * 1991-03-29 1992-10-26 Toshiba Corp 原子炉の炉心
JPH06123789A (ja) * 1992-10-09 1994-05-06 Toshiba Corp 高速増殖炉の炉心
US6512805B1 (en) * 1999-09-14 2003-01-28 Hitachi, Ltd. Light water reactor core and fuel assembly
CN101447238A (zh) * 2007-11-27 2009-06-03 中国核动力研究设计院 可提高中子注量率的核反应堆堆芯
US20130003908A1 (en) * 2003-03-20 2013-01-03 Renzou Takeda Boiling water reactor core and fuel assemblies therefor
CN103390434A (zh) * 2013-07-04 2013-11-13 西安交通大学 一种新型细棒稠密栅格核反应堆堆芯
CN103474099A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高热中子注量率堆芯
CN103474097A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高快中子注量率堆芯
CN104183278A (zh) * 2013-05-28 2014-12-03 中国核动力研究设计院 一种铍水慢化高通量工程试验堆堆芯

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04301792A (ja) * 1991-03-29 1992-10-26 Toshiba Corp 原子炉の炉心
JPH06123789A (ja) * 1992-10-09 1994-05-06 Toshiba Corp 高速増殖炉の炉心
US6512805B1 (en) * 1999-09-14 2003-01-28 Hitachi, Ltd. Light water reactor core and fuel assembly
US20130003908A1 (en) * 2003-03-20 2013-01-03 Renzou Takeda Boiling water reactor core and fuel assemblies therefor
CN101447238A (zh) * 2007-11-27 2009-06-03 中国核动力研究设计院 可提高中子注量率的核反应堆堆芯
CN103474099A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高热中子注量率堆芯
CN103474097A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高快中子注量率堆芯
CN104183278A (zh) * 2013-05-28 2014-12-03 中国核动力研究设计院 一种铍水慢化高通量工程试验堆堆芯
CN103390434A (zh) * 2013-07-04 2013-11-13 西安交通大学 一种新型细棒稠密栅格核反应堆堆芯

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
AKIHISA IWASAKI .ET AL: "Core Seismic Experiment and Analysis of Hexagonal Bundle Model for Fast Reactor", 《ASME 2017 PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE》 *
刘水清 等: "HFETR材料辐照时间快速估算方法", 《科技视界》 *
廖承奎 等: "高通量工程试验堆物理计算方法的研究", 《核科学与工程》 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11728043B2 (en) 2020-06-02 2023-08-15 U-Battery Limited High temperature gas-cooled reactor core

Also Published As

Publication number Publication date
CN109192333B (zh) 2020-06-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN109192332A (zh) 六边形套管型燃料堆芯钴靶组件核设计检验堆芯及方法
RU2508571C2 (ru) Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны
CN109273107A (zh) 六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯及方法
CN109192333A (zh) 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法
CN109215812A (zh) 六边形套管型燃料铝组件核设计可靠性检验堆芯及方法
CN109192331A (zh) 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法
CN109215811A (zh) 六边形铍组件和铝组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法
Gourdon et al. An overview of Superphenix commissioning tests
CN110111913A (zh) 六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法
CN109273108A (zh) 六边形套管型燃料堆芯孔道核设计检验堆芯及试验方法
Nylund et al. HYDRODYNAMIC AND HEAT TRANSFER MEASUREMENTS ON A FULL-SCALE SIMULATED 36-ROD MARVIKEN FUEL ELEMENT WITH UNIFORM HEAT FLUX DISTRIBUTION.
Feng et al. Dynamic response of the HTR-10 under the control rod withdrawal test without scram
RU2312374C2 (ru) Способ градуировки канала измерения плотности нейтронного потока в ядерном реакторе в абсолютных единицах мощности
Kadlec et al. On the reproducibility of the parallel-flow induced vibration of fuel pins
JP4358026B2 (ja) 沸騰水型原子炉のボイド率分布測定方法
Giesler et al. Low-Power Tests of the Plum Brook Reactor
Smith et al. Reactor physics measurements of some key parameters of the PFR
Argaud et al. Determination of the reflector paramter through data assimiation with the COCAGNE calculation code using a TRIPOLI4 reference simulation on KAIST benchmark
MAN THE ROLE OF EXPONENTIAL PCTR EXPERIMENTS AT HANFORD DESIGN OF LARGE POWER REACTORS
Choi et al. Core Follow Calculation for Hanbit Unit 1 in Cycles 1 through 7 using DeCART2D/MASTER
Maeda et al. Verification of JUPITER standard analysis method for upgrading Joyo MK-III core design and management
Atherton et al. PWR CORE 2 REACTOR DESIGN DESCRIPTION REPORT.
Brown Startup test techniques for HTGRS
Frank et al. Ex-core power range detector calibration using a single-point flux map
Ager-Hanssen Halden Operating and Research Experience

Legal Events

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