EA029615B1 - Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности её нейтронно-физических характеристик - Google Patents

Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности её нейтронно-физических характеристик Download PDF

Info

Publication number
EA029615B1
EA029615B1 EA201600208A EA201600208A EA029615B1 EA 029615 B1 EA029615 B1 EA 029615B1 EA 201600208 A EA201600208 A EA 201600208A EA 201600208 A EA201600208 A EA 201600208A EA 029615 B1 EA029615 B1 EA 029615B1
Authority
EA
Eurasian Patent Office
Prior art keywords
rods
core
reactivity
enrichment
reflector
Prior art date
Application number
EA201600208A
Other languages
English (en)
Other versions
EA201600208A1 (ru
Inventor
Кирилл Геннадьевич МЕЛЬНИКОВ
Иван Владимирович ТОРМЫШЕВ
Саид Мирфаисович ШАРИКПУЛОВ
Сергей Викторович БУЛАВКИН
Александр Иванович ФИЛИН
Степан Артемович БОРОВИЦКИЙ
Original Assignee
Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
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 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" filed Critical Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Publication of EA201600208A1 publication Critical patent/EA201600208A1/ru
Publication of EA029615B1 publication Critical patent/EA029615B1/ru

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

Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности заключается в том, что после сборки активной зоны проводят физические измерения подкритичности активной зоны и производят сравнение полученных характеристик с проектными значениями, после чего при наличии расхождения значений полученных характеристик с проектными значениями в реакторе на уровне топливной части активной зоны устанавливают подгоночные стержни реактивности, при этом обогащение подгоночных стержней реактивности по изотопу бора В-10 выбирают большим, чем обогащение по изотопу бора В-10 компенсирующих стержней активной зоны. Технический результат - улучшение условий работы поглощающих элементов компенсирующей группы стержней, в том числе исключение необходимости увеличения их хода и упрощение технологии контроля при изготовлении, а также упрощение алгоритма безопасного управления реактором.

Description

Изобретение относится к способу обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности ее нейтронно-физических характеристик с помощью подгоночных стержней реактивности к ядерной энергетике и может быть использован в энергетических установках на быстрых нейтронах.
Предшествующий уровень техники
Известен способ управления ядерным реактором, в соответствии с которым отражатель, окружающий активную зону ядерного реактора, состоит из множества элементов, установленных с возможностью вращательного движения друг относительно друга таким образом, чтобы варьировать размер пустот или пустот свободного пробега нейтронов через отражатель для управления реактивностью активной зоны (ОБ 1148093, О21С7/28, 1969 г.).
Известен способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем формирования активной зоны загрузкой тепловыделяющих сборок с распределенным поглотителем нейтронов в процессе программных перестановок и извлечений тепловыделяющих сборок, программных перемещений стержней системы управления и защиты и замены дополнительных поглотителей на частично выгоревшие тепловыделяющие сборки, при этом в процессе работы реактора после выгрузки всех дополнительных поглотителей часть полностью погруженных стержней системы управления и защиты заменяют на стержни кластерной конструкции, а в качестве топлива с распределенным поглотителем нейтронов используют уран-эрбиевое топливо начального обогащения по и235 на 0,2-0,5% выше начального обогащения уран-эрбиевого топлива, загруженного до извлечения стержней системы управления и защиты (КИ 2218613, О21С7/04, Ο21Ό3/08, 2003 г.).
Известен способ исследования физических характеристик активной зоны высокотемпературного ядерного реактора с шаровыми тепловыделяющими элементами на критической сборке, заключающийся в том, что разогревают активную зону нагревателем, создающим определенное поле распределения температур по шаровой засыпке, далее производят изменение положения и размеров активной зоны и отражателей относительно заданного поля температур, создаваемого нагревателем, путем частичной замены по периферии активной зоны тепловыделяющих элементов на шары из материала отражателя и наоборот (8И 1831170, О21С17/00, О21С1/00, 1995 г.).
Известен способ построения подкритических ядерных устройств, управление которыми осуществляется частью отражателя, примыкающего к активной зоне, и ядерный реактор, в котором реализован данный способ (патент КИ 2167456, О21С1/00, О21С5/00, О21С7/28, 20.05.2001). В ядерном реакторе, содержащем активную зону, замедлители нейтронов, делящиеся элементы, отражатели, в активной зоне выполнены пустоты в виде сквозных каналов, часть отражателей выполнены подвижными. Конструктивное оформление устройства позволяет сохранить в активных зонах спектры нейтронов, характерные для быстрых реакторов, получив при этом тепловой спектр нейтронов в полости с лазерными элементами. Исходя из полученных результатов и известных фактов по реакторам типа РБМК показано, что они могут быть преобразованы в подкритические реакторные устройства, управлять которыми достаточно частью бокового отражателя, исключая возможность образования локальных критических масс и преобразуя положительный паровой коэффициент реактивности в отрицательный.
Описанные выше аналоги не предназначены для обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в случае возникновения неопределенностей, приводящих к отклонению фактических характеристик от проектных значений.
В настоящее время в некоторых проектах реакторных установок на быстрых нейтронах для компенсации запаса реактивности на выгорание и управления нейтронной мощностью реактора используют алгоритм безопасного управления стержнями системы управления и защиты, в соответствии с которым от системы управления отключают часть стержней, погруженных в активную зону и компенсирующих выгорание. Остальные стержни обеспечивают поддержание критичности и управление мощностью. Таким образом, вся система компенсирующих стержней разделяется на две группы: группу отключаемых стержней, компенсирующих изменение реактивности за кампанию и не участвующих в автоматическом управлении установкой компенсирующей группы стержней, и группу рабочих компенсирующих стержней, которая совместно с регулирующими стержнями участвует в управлении установкой. Кампания реализуется интервалами (микрокампаниями), соответствующими выработке реактивности, равной эффективности одной или двух компенсирующей группы стержней.
Ближайшим аналогом изобретения является способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора с использованием "легких" регулирующих органов без предъявления к ним жестких требований по быстродействию, размещенных в блоках отражателя вблизи границы активной зоны, который примеряется в проекте реакторной установки на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 с активной зоной, характеризуемой малыми величинами запасов и эффектов реактивности, позволяющей использовать "легкие" регулирующие органы без предъявления к ним жестких требований по быстродействию, разместив их в блоках отражателя вблизи границы активной зоны (Ьйр://1есЬшс5.тш.ги/шбех/?а=3&1б=610).
Недостатком ближайшего аналога является ограничение его использования в случае неопределен- 1 029615
ности физических характеристик активной зоны ядерного реактора, обусловленной либо отсутствием экспериментальных данных о физических характеристик активной зоны, либо наличием запаса подкритичности, меньшего доли запаздывающих нейтронов для соответствующей топливной загрузки реактора и не достаточного для компенсации неопределенностей, приводящих к отклонению фактических характеристик от проектных значений.
Раскрытие изобретения
Задача, решаемая изобретением, определяется необходимостью выполнения требований нормативной документации по подкритичности активной зоны РУ после взвода аварийной защиты не менее 1%, требует повышенной точности обоснования ключевых физических характеристик активной зоны, а именно точности определения загрузки активной зоны и точности определения весов стержней системы управления и защиты.
Решить поставленную задачу требуется в связи с тем, что при разработке и обосновании нейтроннофизических и теплогидравлических характеристик активной зоны должен быть учтен ряд неопределенностей, приводящих к отклонению фактических характеристик от проектных значений:
технологических неопределенностей при изготовлении элементов активной зоны и составных частей РУ;
погрешности расчетных значений основных функционалов (эффективного коэффициента размножения, "весов" стержней системы управления и защиты, полей энерговыделения);
константных;
методических;
систематических.
Из уровня техники известно, что обеспечение точности определения загрузки активной зоны и точности определения весов стержней системы управления и защиты может быть достигнуто только физическими экспериментами на реакторе.
Заявленный способ позволяет обеспечить гарантированную подкритичность активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности ее нейтронно-физических характеристик при отсутствии экспериментов. Эта возможность обусловлена новыми существенными признаками изобретения, а именно за счет размещения в боковом отражателе активной зоны подгоночных стержней реактивности, увеличивающих запас подкритичности (на величину не менее доли запаздывающих нейтронов), достаточный для компенсации неопределенностей, приводящих к отклонению фактических характеристик от проектных значений, при этом обогащение компенсирующих стержней активной зоны по изотопу бора В-10 меньше, чем обогащение подгоночных стержней реактивности в боковом отражателе активной зоны.
Техническим результатом, возникающим при реализации заявленного способа, является исключение повышенного консерватизма, приводящего к более напряженным условиям работы поглощающих элементов (ПЭЛ) компенсирующей группы стержней (КС);
исключение необходимости увеличения хода стержней компенсирующей группы и упрощение технологии контроля при изготовлении;
исключение необходимости разработки ПЭЛ для каждого конкретного ядерного реактора, обеспечивающих требуемый запас подкритичности в течение всей кампании и обладающих соответствующей работоспособностью на весь срок службы активной зоны;
упрощение алгоритма безопасного управления реактором.
Достижение всех указанных технических результатов обусловлено наличием в гнездах блока или блоков отражателя активной зоны или в гнездах отражателя активной зоны подгоночных стержней реактивности, установленных на уровне топливной части активной зоны, у которых обогащение стержней компенсирующих стержней активной зоны по изотопу бора В-10 меньше, чем обогащение подгоночных стержней реактивности в отражателе активной зоны.
При необходимости замену подгоночных стержней реактивности с недостаточным обогащением на подгоночные стержни реактивности либо установку таких подгоночных стержней с обогащением, обеспечивающим получение заданного в проекте значения подкритичности, производят путем замены части блоков отражателя активной зоны на сменные блоки отражателя с подгоночными стержнями реактивности с требуемым обогащением.
За счет наличия подгоночных стержней реактивности улучшаются условия работы ПЭЛ компенсирующей группы стержней, так как основную работу по устранению отклонений фактических нейтроннофизических и теплогидравлических характеристик активной зоны от проектных значений берут на себя подгоночные стержни реактивности бокового отражателя активной зоны. Соответственно упрощается алгоритм безопасного управления реактором. Вследствие того, что обогащение подгоночных стержней реактивности в боковом отражателе активной зоны на уровне топливной части активной зоны выше, чем обогащение компенсирующих стержней активной зоны, более "грубое" регулирование производится за счет подгоночных стержней реактивности в боковом отражателе активной зоны. При этом получение характеристик активной зоны, приближенных к расчетным, при сборке активной зоны и при пусконаладочных работах, а также в процессе эксплуатации обеспечивается меньшим ходом стержней компенсирующей группы.
- 2 029615
Краткое описание чертежа
На чертеже представлено схематическое изображение активной зоны ядерного реактора. Осуществление изобретения
Ядерный реактор содержит корпус (на чертеже не показан), в котором размещены активная зона 1, вокруг которой расположен отражатель 2 активной зоны. Активная зона 1 содержит тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), при этом одна или несколько тепловыделяющих сборок содержит компенсирующие стержни с поглощающим элементом (ПЭЛом), образующие в совокупности компенсирующую группу стержней. Стержни компенсирующей группы стержней выполнены с возможностью их перемещения по высоте.
Отражатель 2 активной зоны может быть выполнен из отдельных блоков, установленных с возможностью замены (сменные блоки отражателя активной зоны). В конструкции отражателя 2 активной зоны (см. чертеж) или в сменных блоках отражателя активной зоны предусмотрены гнезда, находящиеся на уровне топливной части активной зоны, предназначенные для установки в них подгоночных стержней реактивности. Отражатель 2 активной зоны или его отдельные блоки могут быть выполнены с возможностью установки и извлечения из их гнезд подгоночных стержней реактивности.
Обогащение стержней компенсирующей группы стержней активной зоны по изотопу бора В-10 выбирается меньшим, чем обогащение подгоночных стержней реактивности 3, установленных в блоках отражателя активной зоны.
В соответствии с заявленным способом на этапе сборки активной зоны 1 производят компенсацию технологических неопределенностей, погрешностей (константная, методическая, систематическая) расчетных значений основных функционалов (эффективного коэффициента размножения, "весов" стержней системы управления и защиты, полей энерговыделения) следующим образом.
После сборки активной зоны 1 проводят физические измерения подкритичности активной зоны по известным методикам и производят сравнение полученных характеристик с проектными значениями.
При наличии расхождения значений полученных характеристик с проектными значениями в реакторе на уровне топливной части активной зоны 4 устанавливают подгоночные стержни реактивности с обогащением, обеспечивающим получение заданного в проекте значения подкритичности.
После установки подгоночных стержней реактивности на уровне топливной части активной зоны проводят дополнительные физические измерения подкритичности активной зоны, и в случае если вновь будет выявлено расхождение значений полученных характеристик с проектными значениями, производят замену части блоков отражателя 2 активной зоны с подгоночными стержнями реактивности на сменные блоки отражателя с подгоночными стержнями реактивности, имеющими другое обогащение, а именно необходимое и достаточное для получения заданного в проекте значения подкритичности.
Кроме того, возможна компенсация технологических неопределенностей, погрешностей без замены части блоков отражателя активной зоны. В этом случае устанавливают подгоночные стержни реактивности в гнезда отражателя 2 или блока (блоков) отражателя либо извлекают подгоночные стержни реактивности из гнезд отражателя 2 или блока (блоков) отражателя, и на их место устанавливают подгоночные стержни реактивности с требуемым обогащением, позволяющим обеспечить получение заданного значения подкритичности.
Более тонкое регулирование характеристиками активной зоны производится ПЭЛ стержней компенсирующей группы стержней активной зоны, установленных в активной зоне в тепловыделяющих сборках.
Количество подгоночных стержней реактивности и блоков бокового отражателя с установленными в них подгоночными стержнями реактивности определяется после проведения нейтронно-физических измерений по проверке сдаточных характеристик активной зоны при ее сборке.
Использование подгоночных стержней реактивности позволяет иметь больший запас регулирования в процессе эксплуатации ядерного реактора вследствие того, что на долю ПЭЛ компенсирующей группы стержней приходится регулирование характеристик активной зоны, работающей в режиме, приближенном к расчетному, как при пусконаладочных работах, так и в процессе эксплуатации возможно за счет меньшего хода стержней компенсирующей группы.
Например, для конкретной конструкции активной зоны обогащение подгоночных стержней реактивности по изотопу бора В-10 может быть больше (до 80-90%), чем обогащение по изотопу бора В-10 компенсирующих стержней активной зоны, которые могут составлять 40-50%. В других случаях обогащение по изотопу бора В-10 компенсирующих стержней активной зоны может достигать 90%, тогда обогащение подгоночных стержней может быть до 96%. Но их эффективность будет зависеть от количества стержней в активной зоне с 93%. Если их мало и среднее обогащение менее 93%, тем выше будет эффективность подгоночных стержней, чем выше их обогащение.

Claims (5)

  1. ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
    1. Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны реактора в условиях неопределенности, характеризующийся тем, что на этапе сборки активной зоны, приведения ее в рабочее со- 3 029615
    стояние и в процессе эксплуатации ядерного реактора используют две группы стержней реактивности, при этом первую, компенсирующую, группу стержней реактивности устанавливают в активной зоне реактора на уровне топливной части, а вторую, подгоночную, группу стержней реактивности устанавливают в отражателе активной зоны на уровне топливной части, при этом обогащение подгоночных стержней реактивности по изотопу бора В-10 выбирают большим, чем обогащение компенсирующих стержней активной зоны по изотопу бора В-10.
  2. 2. Способ по п.1, характеризующийся тем, что подгоночные стержни реактивности устанавливают в одном, нескольких или во всех блоках отражателя активной зоны.
  3. 3. Способ по п.1, характеризующийся тем, что подгоночные стержни реактивности устанавливают в гнездах отражателя активной зоны.
  4. 4. Способ по п.2, характеризующийся тем, что при расхождении значений полученных характеристик подкритичности с проектными значениями производят замену подгоночных стержней реактивности с недостаточным обогащением на подгоночные стержни реактивности с обогащением, обеспечивающим получение заданного в проекте значения подкритичности, причем замену подгоночных стержней реактивности производят путем снятия одного или нескольких блоков отражателя активной зоны и установки на их место сменных блоков отражателя активной зоны.
  5. 5. Способ по п.3, характеризующийся тем, что при расхождении значений полученных характеристик подкритичности с проектными значениями производят замену подгоночных стержней реактивности с недостаточным обогащением на подгоночные стержни реактивности с обогащением, обеспечивающим получение заданного в проекте значения подкритичности, причем замену производят путем извлечения из гнезд отражателя одних подгоночных стержней реактивности и установки на их место других подгоночных стержней реактивности.
EA201600208A 2013-10-31 2014-03-19 Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности её нейтронно-физических характеристик EA029615B1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

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
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
EA201600208A1 EA201600208A1 (ru) 2016-06-30
EA029615B1 true EA029615B1 (ru) 2018-04-30

Family

ID=53004684

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
EA201600208A EA029615B1 (ru) 2013-10-31 2014-03-19 Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности её нейтронно-физических характеристик

Country Status (14)

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

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
RU2442234C1 (ru) * 2010-07-20 2012-02-10 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ определения эффективного коэффициента размножения ядерной установки

Family Cites Families (21)

* 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
DE1589492A1 (de) * 1967-01-03 1970-04-09 Bbc Brown Boveri & Cie Reaktorkern fuer schnelle Reaktoren zur direkten Umwandlung der freigesetzten Waerme in elektrische Energie
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
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
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
CN103077758B (zh) * 2012-12-31 2015-05-27 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

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
RU2442234C1 (ru) * 2010-07-20 2012-02-10 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ определения эффективного коэффициента размножения ядерной установки

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
UA117757C2 (ru) 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
CN105765665A (zh) 2016-07-13
WO2015065233A1 (ru) 2015-05-07
EA201600208A1 (ru) 2016-06-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Pelykh et al. A method for minimization of cladding failure parameter accumulation probability in VVER fuel elements
EA029615B1 (ru) Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности её нейтронно-физических характеристик
Drudy et al. Robustness of the MSHIM Operation and Control Strategy in the AP1000 Design
Goto et al. Nuclear and thermal feasibility of lithium-loaded high temperature gas-cooled reactor for tritium production for fusion reactors
McLeod et al. The effect of fuel and poison management on nuclear power systems
RU2397554C2 (ru) АКТИВНАЯ ЗОНА БЫСТРОГО U-Pu РЕАКТОРА И CПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ, ОБЕСПЕЧИВАЮЩИЕ РАБОТУ РЕАКТОРА В САМОРЕГУЛИРУЕМОМ НЕЙТРОННО-ЯДЕРНОМ РЕЖИМЕ БЕЗ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ
Pierre et al. Analysis of the Superphenix start-up tests with APOLLO-3: From zero power isothermal conditions to dynamic power transient analysis
KR20200098538A (ko) 원자로의 적어도 하나의 동작 파라미터의 적어도 하나의 임계값을 결정하기 위한 방법, 및 연관 컴퓨터 프로그램 및 전자 시스템
RU2743211C1 (ru) Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора
Hossain et al. Design and Simulation of an Automatic Control Rod Position Controller System Incorporating Temperature and Xenon Poisoning Feedback for BAEC TRIGA Mark II Research Reactor
Pal et al. Physics design of a safe and economic thorium reactor
Jung et al. An Estimation of Fissile Material Production from the 5 MWe Yong-Byon Graphite-moderated Reactor by MCNP6 and SCALE6 Calculation
RU2682662C2 (ru) Система управления реактивностью путем смещения потока
Lashkarib et al. Neutronic Analysis of Control Rod Effect on Safety Parameters in Tehran Research Reactor
WO2024144417A1 (ru) Способ управления и защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах
Guidez et al. Neutronics
Johnson FUEL ENDURANCE AND FUEL CYCLES IN MAGNOX REACTORS
Hecker Nuclear analysis and performance of the Light Water Breeder Reactor (LWBR) core power operation at Shippingport
Vilim Plant control impact on IFR power plant passive safety response
Nawaz et al. ICONE23-1018 ANALYSIS OF NEUTRONIC PARAMETERS OF AP1000 CORE FOR 18 MONTH AND 16/20 MONTH CYCLE SCHEMES USING CASMO4E AND SIMULATE-3 CODES
Woolstenhulme et al. Neutron Radiography Reactor Reactivity--Focused Lessons Learned
Kumar et al. Physics Design of Advanced Heavy Water Reactor
Goto et al. Core Design Study of Small-Sized High Temperature Reactor for Electricity Generation
Khan et al. A STUDY FOR OBTAINING A BETTER CORE CONFIGURATION OF THE TRIGA MARK-II RESEARCH RECTOR AT AERE
Dmitriev Conversion of the Russian plutonium production reactors: Transition to the second phase

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A Lapse of a eurasian patent due to non-payment of renewal fees within the time limit in the following designated state(s)

Designated state(s): AZ KG TJ TM RU

TC4A Change in name of a patent proprietor in a eurasian patent