RU2011106567A - Способ определения парового коэффициента реактивности - Google Patents

Способ определения парового коэффициента реактивности Download PDF

Info

Publication number
RU2011106567A
RU2011106567A RU2011106567/07A RU2011106567A RU2011106567A RU 2011106567 A RU2011106567 A RU 2011106567A RU 2011106567/07 A RU2011106567/07 A RU 2011106567/07A RU 2011106567 A RU2011106567 A RU 2011106567A RU 2011106567 A RU2011106567 A RU 2011106567A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
power
reactor
change
rcc
reactivity
Prior art date
Application number
RU2011106567/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2465660C1 (ru
Inventor
Александр Николаевич Фадеев (RU)
Александр Николаевич Фадеев
Игорь Федорович Моисеев (RU)
Игорь Федорович Моисеев
Original Assignee
Александр Николаевич Фадеев (RU)
Александр Николаевич Фадеев
Игорь Федорович Моисеев (RU)
Игорь Федорович Моисеев
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 Александр Николаевич Фадеев (RU), Александр Николаевич Фадеев, Игорь Федорович Моисеев (RU), Игорь Федорович Моисеев filed Critical Александр Николаевич Фадеев (RU)
Priority to RU2011106567/07A priority Critical patent/RU2465660C1/ru
Publication of RU2011106567A publication Critical patent/RU2011106567A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2465660C1 publication Critical patent/RU2465660C1/ru

Links

Classifications

    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Способ определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторными установками (РУ) типа РБМК (реактор большой мощности кипящий, канальный), включающий выполнение измерений быстрого мощностного коэффициента реактивности (БМКР) при «взвешивании» участка стержней АР, отличающийся тем, что возмущения по плотности теплоносителя путем значительного изменения РПВ, осуществляемого дистанционно задвижками питательных узлов при переходе из штатного автоматического режима в режим дистанционного (ручного) управления уровнем воды в БС не производятся, сложный теплогидравлический расчет изменения паросодержания также не выполняется, а измерения БМКР непосредственно используются для получения оценки ПКР, соответствующей аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора и определение ПКР по результатам измерений БМКР производится на основе использования структурного соотношения, связывающего эти параметры ! ! где αT - топливный температурный коэффициент реактивности; ! - частные производные функции температуры топлива и паросодержания по мощности, - хорошо известная функция, табулированная во всем энергетическом диапазоне мощности реактора; ! αφ w - значение ПКР, соответствующее аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, по формуле ! ! с учетом постоянства допплеровской составляющей БМКР (αT·∂Т/∂W), равной 3.3·10-4 β/МВт.

Claims (1)

  1. Способ определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторными установками (РУ) типа РБМК (реактор большой мощности кипящий, канальный), включающий выполнение измерений быстрого мощностного коэффициента реактивности (БМКР) при «взвешивании» участка стержней АР, отличающийся тем, что возмущения по плотности теплоносителя путем значительного изменения РПВ, осуществляемого дистанционно задвижками питательных узлов при переходе из штатного автоматического режима в режим дистанционного (ручного) управления уровнем воды в БС не производятся, сложный теплогидравлический расчет изменения паросодержания также не выполняется, а измерения БМКР непосредственно используются для получения оценки ПКР, соответствующей аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора и определение ПКР по результатам измерений БМКР производится на основе использования структурного соотношения, связывающего эти параметры
    Figure 00000001
    где αT - топливный температурный коэффициент реактивности;
    Figure 00000002
    - частные производные функции температуры топлива и паросодержания по мощности,
    Figure 00000003
    - хорошо известная функция, табулированная во всем энергетическом диапазоне мощности реактора;
    αφ w - значение ПКР, соответствующее аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, по формуле
    Figure 00000004
    с учетом постоянства допплеровской составляющей БМКР (αT·∂Т/∂W), равной 3.3·10-4 β/МВт.
RU2011106567/07A 2011-02-24 2011-02-24 Способ определения парового коэффициента реактивности RU2465660C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011106567/07A RU2465660C1 (ru) 2011-02-24 2011-02-24 Способ определения парового коэффициента реактивности

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011106567/07A RU2465660C1 (ru) 2011-02-24 2011-02-24 Способ определения парового коэффициента реактивности

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2011106567A true RU2011106567A (ru) 2012-08-27
RU2465660C1 RU2465660C1 (ru) 2012-10-27

Family

ID=46937369

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011106567/07A RU2465660C1 (ru) 2011-02-24 2011-02-24 Способ определения парового коэффициента реактивности

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2465660C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108986939A (zh) * 2018-07-19 2018-12-11 广西防城港核电有限公司 用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法
CN111048221A (zh) * 2019-12-26 2020-04-21 西安交通大学 精确获得快中子反应堆瞬态过程中反应性反馈变化的方法

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2136062C1 (ru) * 1996-04-16 1999-08-27 Концерн "Энергоатом" Способ определения парового коэффициента реактивности
RU2280908C1 (ru) * 2004-12-31 2006-07-27 Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (ОАО "ВНИИАЭС") Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108986939A (zh) * 2018-07-19 2018-12-11 广西防城港核电有限公司 用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法
CN108986939B (zh) * 2018-07-19 2020-07-24 广西防城港核电有限公司 用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法
CN111048221A (zh) * 2019-12-26 2020-04-21 西安交通大学 精确获得快中子反应堆瞬态过程中反应性反馈变化的方法
CN111048221B (zh) * 2019-12-26 2021-08-13 西安交通大学 精确获得快中子反应堆瞬态过程中反应性反馈变化的方法

Also Published As

Publication number Publication date
RU2465660C1 (ru) 2012-10-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4901631B2 (ja) ドップラー反応度係数の測定方法
JP6771553B2 (ja) 迅速応答自己給電型炉内検出器を用いる臨界未満反応度監視装置
US8548789B2 (en) Methodology for modeling the fuel rod power distribution within a nuclear reactor core
RU2009137958A (ru) Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора
CN107863164B (zh) 一种核电厂堆外核测量系统计算系数校准的方法
Csom et al. Thorium as an alternative fuel for SCWRs
RU2011106567A (ru) Способ определения парового коэффициента реактивности
JP6139175B2 (ja) 反応度温度係数推定装置及び方法
JP5725792B2 (ja) 減速材の温度係数測定装置および減速材の温度係数測定方法
Kalyakin et al. Prospects for development of an innovative water-cooled nuclear reactor for supercritical parameters of coolant
MY178107A (en) Method for guaranteeing fast reactor core subcriticality under conditions of uncertainty regarding the neutron-physical characteristics thereof
Kruners et al. PWR transient xenon modeling and analysis using studsvik CMS
Lee et al. Prediction of SG tube support plate flow area blockage rate using SG wide range level measurements and hydrodynamic analysis
Менюк INCREASING THE CAPACITY OF NPP POWER UNITS WITH THE WWER-1000 REACTOR HIGHER THAN RATED POWER
Hossain et al. Measurement of Feedback Reactivity Effects of the Baec Triga Reactor
TW202347355A (zh) 用於控制壓水式反應器的方法、電腦程式產品及控制系統
Nikonov et al. Prediction of measured SPND readings with the coupled code system ATHLET-BIPR-WWER
Abdullayev et al. Engineering margin in calculations of energy release in VVER-1000 core
Jönsson et al. Severe reactivity initiated accidents with SIMULATE-3K and SIMULATE-3K/RELAP5 in Forsmark-3 BWR
Aver’yanova et al. Investigation of xenon transient processes in VVER-1000 at the Tianwan nuclear power plant (China)
Balygin et al. Change of RBMK reactivity and power during measurements of the steam coefficient of reactivity
Wittmann et al. Determination of Correction Factors for Heat Losses at High Temperatures in Parabolic Trough Fields
Krzysztoszek et al. Qualification Process of LEU Fuel–CERCA Type and Conversion Planning for MARIA Research Reactor
RU2583842C1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
TSUJI et al. Identification of the Doppler Coefficient from a Low Power Transient Observed in a Zero-Power Reactor Physics Test of PWRs

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20150225