RU2372677C1 - Method of determining reactivity of nuclear plant when it is brought to critical state - Google Patents
Method of determining reactivity of nuclear plant when it is brought to critical state Download PDFInfo
- Publication number
- RU2372677C1 RU2372677C1 RU2008110531/06A RU2008110531A RU2372677C1 RU 2372677 C1 RU2372677 C1 RU 2372677C1 RU 2008110531/06 A RU2008110531/06 A RU 2008110531/06A RU 2008110531 A RU2008110531 A RU 2008110531A RU 2372677 C1 RU2372677 C1 RU 2372677C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactivity
- values
- pause
- eff
- value
- Prior art date
Links
Images
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
Description
Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов и критических сборок, именуемых далее ЯУ (ядерные установки), в частности, при выводе ЯУ в критическое состояние, т.е. в процессе ее пуска. Пуск ЯУ относится к категории ядерно-опасных работ. Порядок проведения этих работ регламентирован рядом нормативных и руководящих документов, основой которых являются «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» ПБЯ РУ АС-89. Нормы и правила вывода критических сборок в критическое состояние изложены в документе НП-008-04 «Правила ядерной безопасности критических стендов». Пуск, как правило, осуществляют посредством выведения стержней регулирования ЯУ. Стержни регулирования выводят циклами по типу «шаг-пауза» для постоянного контроля состояния ЯУ. Контроль состояния ЯУ осуществляют, наблюдая результаты измерений во времени потока нейтронов - n(t), излучаемого ЯУ. Нормативные и руководящие документы предписывают, помимо визуального наблюдения этих результатов, проведение мониторинга эффективного коэффициента размножения kэфф(t) в диапазоне значений от 0.95 до 0.99 или реактивности ρ(t)=[kэфф(t)-1]/kэфф(t) в процессе выполнения ядерно-опасных работ.The invention relates to reactor physics and can be used in the operation of nuclear reactors and critical assemblies, hereinafter referred to as nuclear facilities (nuclear installations), in particular, when nuclear installations are brought into a critical state, i.e. in the process of its launch. The launch of nuclear weapons is classified as nuclear hazardous work. The procedure for carrying out these works is regulated by a number of regulatory and guidance documents, the basis of which is the “Nuclear Safety Rules for the Reactor Facilities of Nuclear Power Plants”, ABY RU AS-89. Standards and rules for critical assemblies in critical condition are described in document NP-008-04 "Rules for Nuclear Safety of Critical Stands". Start, as a rule, is carried out by means of the withdrawal of control rods YaU. The control rods are displayed in cycles of the “step-pause” type for continuous monitoring of the status of nuclear facilities. Monitoring the status of nuclear weapons is carried out by observing the results of measurements in time of the neutron flux - n (t) emitted by nuclear weapons. Regulatory and guidance documents require, in addition to visual observation of these results, monitoring of the effective breeding coefficient k eff (t) in the range of values from 0.95 to 0.99 or reactivity ρ (t) = [k eff (t) -1] / k eff (t ) in the process of performing nuclear hazardous work.
Известен способ определения ρ(t), принятый в качестве прототипа (Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. «Экспериментальные методы физики реакторов». М.: Энергоатомидат, 1984., стр.93).A known method for determining ρ (t), adopted as a prototype (Kazansky Yu.A., Matusevich ES "Experimental methods of reactor physics". M: Energoatomidat, 1984., p. 93).
Для этого предварительно любым известным способом определяют эффективную интенсивность источника нейтронов Qэфф (см., например, патенты РФ №№2231145, 2302676 и др.), измеряют детектором нейтронов величину потока нейтронов n(t), излучаемого ЯУ, и рассчитывают ρ(t) из точечных уравнений кинетики. Основной недостаток способа-прототипа заключается в необходимости проведения предварительных экспериментов по измерению Qэфф, что является самостоятельной сложной и трудоемкой задачей.To do this, preliminarily, by any known method, determine the effective intensity of the neutron source Q eff (see, for example, RF patents Nos. 2231145, 2302676 and others), measure the neutron flux n (t) emitted by the neutron detector, and calculate ρ (t ) from the point equations of kinetics. The main disadvantage of the prototype method is the need for preliminary experiments to measure Q eff , which is an independent complex and time-consuming task.
Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является снижение трудоемкости определения реактивности в диапазоне значений эффективного коэффициента размножения 0.95<kэфф<0.99 для обеспечения ядерной безопасности при выводе ЯУ в критическое состояние.The technical result to which the invention is directed is to reduce the complexity of determining reactivity in the range of effective multiplication factors of 0.95 <k eff <0.99 to ensure nuclear safety when decommissioning nuclear facilities to a critical state.
Для этого предложен способ определения реактивности ρ(t) ядерной установки (ЯУ) при выводе ЯУ в критическое состояние, заключающийся в измерении потока нейтронов n(t), излучаемого ЯУ, как скорости счета детекторов нейтронов v(t) и вычислении ρ(t) реактивности ЯУ, при этом увеличение реактивности проводят циклами по типу «шаг-пауза», измеряют значения Ti - текущее время начала паузы i-го цикла и, задавая ряд значений эффективного коэффициента размножения kэфф в диапазоне от 0.95 до 0.99, рассчитывают значения эффективной интенсивности источника нейтронов Qэфф из точечных уравнений кинетики по результатам измерений v(t), после чего рассчитывают значения функций ρ(t), а за искомое значение реактивности из ряда варьируемых принимают то, при котором значения реактивности, отнесенные ко времени i-й паузы, имеют наименьшее отклонение по абсолютной величине от постоянного значения реактивности ρ во время этой паузы.To this end, a method is proposed for determining the reactivity ρ (t) of a nuclear installation (NF) when the NF is brought into a critical state, which consists in measuring the neutron flux n (t) emitted by the NF as the count rate of neutron detectors v (t) and calculating ρ (t) reactivity of nuclear weapons, while the increase in reactivity is carried out in “step-pause” cycles, the Ti values are measured - the current time of the beginning of the pause of the i-th cycle and, setting a series of values of the effective multiplication coefficient k eff in the range from 0.95 to 0.99, the effective intensity values are calculated source neut it is Q eff from the point equations of kinetics according to the measurement results v (t), after which the values of the functions ρ (t) are calculated, and for the desired value of the reactivity from a series of variable ones, one is taken for which the values of reactivity, referred to the time of the ith pause, have the smallest deviation in absolute value from a constant value of reactivity ρ during this pause.
При этом измеряют Тi - текущее время начала паузы i-го цикла и v(t)скорости счета детекторов нейтронов с интервалом дискретности Δt не более 1 секунды.In this case, Ti is measured - the current time of the beginning of the pause of the i-th cycle and v (t) of the count rate of neutron detectors with a discrete interval Δt of not more than 1 second.
Кроме того, увеличивают реактивность при увеличении эффективного коэффициента размножения kэфф за один шаг цикла не менее чем на 0.001 за время не более 10 секунд с выдержкой паузы не менее 50 секунд после очередного увеличения реактивности.In addition, the reactivity is increased with an increase in the effective multiplication coefficient k eff for one step of the cycle by at least 0.001 in a time of not more than 10 seconds with a pause of at least 50 seconds after the next increase in reactivity.
При этом значение v(t) в исходном стационарном состоянии ядерной установки не менее 1000 отсчетов в секунду.Moreover, the value of v (t) in the initial stationary state of the nuclear installation is not less than 1000 samples per second.
Увеличение реактивности проводят, например, изменением положения стержней регулирования ЯУ.An increase in reactivity is carried out, for example, by changing the position of the control rods of the nuclear reactor.
Способ основан на том, что функция ρ(t) (или kэфф(1)) принимает постоянное значение одновременно с наступлением паузы и вплоть до следующего шага перемещения стержня регулирования. Задание начальных значений kэфф от 0.95 до 0.99 позволяет по результатам измерений v(t) в исходном стационарном состоянии ЯУ из точечных уравнений кинетики рассчитать соответствующие значения Qэфф. Заданные начальные значения kэфф и результаты определения значений Qэфф позволяют по экспериментальным данным за один или несколько циклов вывода стержней регулирования рассчитать значения функций ρ(t) из точечных уравнений кинетики. За искомое значение ρ выбирают то, при котором эти рассчитанные значения ρ(t), отнесенные ко времени пауз, менее всего отличаются по абсолютной величине от постоянного значения ρ на каждом исследуемом цикле вывода стержней регулирования. Конкретные значения величин, рекомендуемые для осуществления способа, выбирались исходя из обеспечения требуемой точности измерения.The method is based on the fact that the function ρ (t) (or k eff (1)) takes a constant value simultaneously with the onset of a pause and up to the next step of moving the control rod. Setting the initial values of k eff from 0.95 to 0.99 allows us to calculate the corresponding values of Q eff from the point equations of kinetics from the results of measurements of v (t) in the initial stationary state of the SC. The given initial values of k eff and the results of determining the values of Q eff allow us to calculate the values of the functions ρ (t) from the point kinetic equations from experimental data for one or several cycles of output of the control rods. For the desired value of ρ, choose the one at which these calculated values of ρ (t), referred to the time of pauses, are least different in absolute value from a constant value of ρ on each studied cycle of output of the control rods. The specific values of the quantities recommended for the implementation of the method were selected based on ensuring the required measurement accuracy.
На фиг.1. приведены результаты расчета функции n(t), нормированные на исходное значение n(0).In figure 1. the results of calculating the function n (t) are normalized to the initial value n (0).
На фиг.2 приведены результаты расчетов приращений реактивности относительно нулевого момента времени для ряда (неизвестных до этого) значений функции kэфф(0) из диапазона значений 0.99≥kэфф(0)≥0.95.Figure 2 shows the results of calculations of the increments of reactivity relative to the zero time moment for a series of functions (previously unknown) k eff (0) from the range 0.99≥k eff (0) ≥0.95.
На фиг.3 приведены приращения реактивности во время паузы на третьем цикле перемещений стержня регулирования.Figure 3 shows the increment of reactivity during a pause in the third cycle of movements of the control rod.
На фиг.4 в зависимости от значений функции kэфф(0) приведены суммарные значения приращений реактивности во время пауз трех циклов перемещений стержня регулирования.Figure 4, depending on the values of the function k eff (0) shows the total values of the increments of reactivity during pauses of three cycles of movement of the control rod.
На фиг.5 приведены результаты расчетов приращений реактивности относительно момента времени t=1200 секунд для ряда значений kэфф(1200) из диапазона значений 0.99≥kэфф≥0.95.Figure 5 shows the results of calculations of the increments of reactivity relative to the time t = 1200 seconds for a series of values of k eff (1200) from the range of 0.99≥k eff ≥0.95.
На фиг.6 приведены приращения реактивности во время паузы на третьем цикле перемещении стержня регулирования.Figure 6 shows the increment of reactivity during a pause in the third cycle of movement of the control rod.
На фиг.7 в зависимости от значений функции kэфф(1200) приведены суммарные значения приращений реактивности во время пауз трех циклов перемещений стержня регулирования.7, depending on the values of the function k eff (1200), the total values of the increments of reactivity during pauses of three cycles of movement of the control rod are shown.
Способ осуществляется следующим образом.The method is as follows.
В подтверждение возможности определения реактивности в заявленном диапазоне значений 0.99≥kэфф≥0.95 предложенным способом проведено численное моделирование процесса пуска ЯУ из исходного стационарного состояния с неизвестным до опыта значением kэфф.To confirm the possibility of determining the reactivity in the claimed range of values 0.99≥k eff ≥0.95, the proposed method is used to numerically simulate the process of launching nuclear facilities from the initial stationary state with a value of k eff unknown before the experiment.
Моделируется вывод стержня регулирования ЯУ в течение 40 минут, одинаковыми циклами по типу «шаг-пауза», продолжительность каждого цикла 60 секунд, время перемещения стержня регулирования - «шаг» 5 секунд в каждом цикле, «пауза» 55 секунд. Увеличение значений kэфф от 0.95 до 0.99 моделируются шагами, во время шага изменения kэфф линейны во времени, суммарное увеличение kэфф за шаг принято равным 0.001.The output of the control rod of the nuclear control unit is simulated for 40 minutes, with the same cycles of the “step-pause” type, the duration of each cycle is 60 seconds, the time of movement of the control rod is “step” 5 seconds in each cycle, “pause” 55 seconds. An increase in k eff values from 0.95 to 0.99 is modeled in steps, during the step the changes in k eff are linear in time, the total increase in k eff per step is taken to be 0.001.
Скорость счета детектора в исходном стационарном состоянии ЯУ 1000 отсчетов в секунду, интервал дискретности Δt=1 секунда.The detector counting rate in the initial stationary state of the nuclear facility is 1000 samples per second, the discrete interval Δt = 1 second.
По заданным значениям функции kэфф(0) рассчитаны значения функции n(t) из точечных уравнений кинетики (Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. «Экспериментальные методы физики реакторов». М.: Энергоатомидат, 1984., стр.93). Результаты расчета, нормированные на исходное значение n(0), приведены на фиг.1. Ставиться задача предложенным способом определить ρ(t) и kэфф(t) по известным значениям n(t) и известному закону перемещения стержней регулирования во времени. Возможность проведения экспериментальных оценок предложенным способом демонстрируется на примере обработки данных, относящихся к трем циклам перемещения стержня регулирования.Based on the given values of the function k eff (0), the values of the function n (t) were calculated from the point equations of kinetics (Kazansky Yu.A., Matusevich ES “Experimental methods of reactor physics.” M .: Energoatomidat, 1984., p. 93 ) The calculation results, normalized to the initial value n (0), are shown in figure 1. The task is posed in the proposed way to determine ρ (t) and k eff (t) from the known values of n (t) and the well-known law of movement of the control rods in time. The possibility of conducting experimental evaluations of the proposed method is demonstrated by the example of processing data related to three cycles of movement of the control rod.
В первом примере использованы значения функции n(t), моделирующие результаты измерений v(t) на отрезке времени 180 сек≥t≥0 сек, а также использованы известные значения T1=5 сек, Т2=65 сек, Т3=125 сек. Требуется по этим данным определить значение kэфф(t) при t=0. Решение этой задачи начинается с задания ряда значений kэфф: 0.95, 0.96, 0.97, 0.98, 0.99. Рассчитываются соответствующие значения Qэфф по известному значению v(0). Из точечных уравнений кинетики по результатам «измерений» v(t), зная значения kэфф и Qэфф, определяются значения функции ρ(t), а за искомую реактивность из ряда варьируемых функций ρ(t) принимают ту, значения которой в интервалах времени (5,60), (65,120) (125,180) имеют наименьшее отклонение по абсолютной величине от постоянного значения реактивности во время этих пауз.In the first example, the values of the function n (t) are used, which simulate the results of measurements of v (t) on a time interval of 180 sec≥t≥0 sec, and also the known values of T 1 = 5 sec, T 2 = 65 sec, T 3 = 125 sec It is required from these data to determine the value of k eff (t) at t = 0. The solution to this problem begins by setting a series of values of k eff : 0.95, 0.96, 0.97, 0.98, 0.99. The corresponding values of Q eff are calculated from the known value of v (0). From the point equations of kinetics according to the results of "measurements" v (t), knowing the values of k eff and Q eff , the values of the function ρ (t) are determined, and for the desired reactivity from the number of varied functions ρ (t) we take the one whose values in time intervals (5.60), (65.120) (125.180) have the smallest deviation in absolute value from a constant value of reactivity during these pauses.
На фиг.2 в качестве пояснения реализации предложенного способа оценки реактивности приведены результаты расчетов приращений реактивности относительно нулевого момента времени для ряда (неизвестных до этого) значений функции kэфф(0) из диапазона значений 0.99≥kэфф(0)≥0.95. Из фиг.2 следует, что при задании kэфф(0)=0.95 приращения реактивности относительно начального значения во время трех пауз в перемещении стержня регулирования имеют постоянные значения. При заданиях kэфф(0), отличных от 0.95, приращения реактивности во время этих пауз переменны и эти два обстоятельства являются ключом к решению поставленной задачи. На фиг.3, для примера, приведены приращения реактивности во время паузы на третьем цикле перемещений стержня регулирования. На фиг.4 в зависимости от значений функции kэфф(0) приведены суммарные значения приращений реактивности во время пауз трех циклов перемещений стержня регулирования. Эта линия используется для определения искомого значения kэфф(0) по результатам расчета приращений реактивности во время пауз трех циклов перемещений стержня регулирования. В данном демонстрационном варианте моделирования приращение, равное 0, соответствует исходному значению kэфф(0)=0.95. Во втором примере использованы значения функции n(t), моделирующие результаты измерений v(t) на отрезке времени 1380 сек≥t≥1200 сек, а также использованы известные значения Т20=1205 сек, T21=1265 сек, Т22=1325 сек. Требуется по этим данным определить значение kэфф при t=1200. Решение этой задачи аналогично начинается с задания ряда значений kэфф 0.95, 0.96, 0.97, 0.98, 0.99. Также рассчитываются соответствующие значения Oэфф по известному значению v(1200). Из точечных уравнений кинетики по результатам «измерений v(t)», зная значения kэфф и Qэфф, определяются значения функции ρ(t), а за искомую реактивность из ряда варьируемых функций ρ(t) принимают ту, значения которой в интервалах времени (1205, 1260), (1265, 1320), (1325, 1380) имеют наименьшее отклонение по абсолютной величине от постоянного значения реактивности во время этих пауз. На фиг.5 приведены результаты расчетов приращений реактивности относительно момента времени t=1200 секунд для ряда значений kэфф(1200) из диапазона значений 0.99≥kэфф≥0.95. Из фиг.5 следует, что при задании kэфф(1200)=0.97 приращения реактивности относительно начального значения во время трех пауз в перемещении стержня регулирования имеют постоянные значения. При заданиях kэфф(1200), отличных от 0.97, приращения реактивности во время этих пауз переменны. На фиг.6 приведены приращения реактивности во время паузы на третьем цикле перемещений стержня регулирования. На фиг.7 в зависимости от значений функции kэфф(1200) приведены суммарные значения приращений реактивности во время пауз трех циклов перемещений стержня регулирования. По данным, приведенным на фиг.7, приращение, равное 0, соответствует исходному значению kэфф(1200)=0.97, что и требовалось определить предлагаемым способом.In Fig. 2, as an explanation of the implementation of the proposed method for evaluating the reactivity, the results of calculating the increments of reactivity relative to the zero time point for a series of functions (previously unknown) k eff (0) from the range 0.99≥k eff (0) ≥0.95 are given. From figure 2 it follows that when setting k eff (0) = 0.95, the increments of reactivity relative to the initial value during three pauses in the movement of the control rod have constant values. For tasks k eff (0) other than 0.95, increments in reactivity during these pauses are variable, and these two circumstances are the key to solving the problem. Figure 3, for example, shows the increment of reactivity during a pause in the third cycle of movements of the control rod. Figure 4, depending on the values of the function k eff (0) shows the total values of the increments of reactivity during pauses of three cycles of movement of the control rod. This line is used to determine the desired value of k eff (0) from the results of calculating the increments of reactivity during pauses of three cycles of movement of the control rod. In this demo version of the simulation, an increment of 0 corresponds to the initial value k eff (0) = 0.95. In the second example, the values of the function n (t) are used, which simulate the results of measurements of v (t) on a time interval of 1380 sec≥t≥1200 sec, and also the known values of T 20 = 1205 sec, T 21 = 1265 sec, T 22 = 1325 are used sec It is required from these data to determine the value of k eff at t = 1200. The solution to this problem likewise begins by setting a series of values of k eff 0.95, 0.96, 0.97, 0.98, 0.99. The corresponding values of O eff are also calculated from the known value of v (1200). From the point equations of kinetics according to the results of "measurements of v (t)", knowing the values of k eff and Q eff , the values of the function ρ (t) are determined, and for the desired reactivity from the number of varied functions ρ (t), take the one whose values in time intervals (1205, 1260), (1265, 1320), (1325, 1380) have the smallest deviation in absolute value from a constant value of reactivity during these pauses. Figure 5 shows the results of calculations of the increments of reactivity relative to the time t = 1200 seconds for a series of values of k eff (1200) from the range of 0.99≥k eff ≥0.95. From figure 5 it follows that when setting k eff (1200) = 0.97, the increments of reactivity relative to the initial value during three pauses in the movement of the control rod have constant values. For tasks k eff (1200) other than 0.97, the increments of reactivity during these pauses are variable. Figure 6 shows the increment of reactivity during a pause in the third cycle of movements of the control rod. 7, depending on the values of the function k eff (1200), the total values of the increments of reactivity during pauses of three cycles of movement of the control rod are shown. According to the data shown in Fig.7, an increment of 0 corresponds to the initial value k eff (1200) = 0.97, which was required to be determined by the proposed method.
Таким образом, данный способ позволяет, не проводя трудоемких измерений Qэфф, в ходе самого пуска ЯУ, постоянно знать значение реактивности, что повышает ядерную безопасность работы ЯУ.Thus, this method allows, without carrying out laborious measurements of Q eff , during the launch of nuclear facilities, to constantly know the value of reactivity, which increases the nuclear safety of nuclear facilities.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008110531/06A RU2372677C1 (en) | 2008-03-20 | 2008-03-20 | Method of determining reactivity of nuclear plant when it is brought to critical state |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008110531/06A RU2372677C1 (en) | 2008-03-20 | 2008-03-20 | Method of determining reactivity of nuclear plant when it is brought to critical state |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2372677C1 true RU2372677C1 (en) | 2009-11-10 |
Family
ID=41354838
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2008110531/06A RU2372677C1 (en) | 2008-03-20 | 2008-03-20 | Method of determining reactivity of nuclear plant when it is brought to critical state |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2372677C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2699251C1 (en) * | 2018-12-10 | 2019-09-04 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Reactivity calibrator verification method |
-
2008
- 2008-03-20 RU RU2008110531/06A patent/RU2372677C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2699251C1 (en) * | 2018-12-10 | 2019-09-04 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Reactivity calibrator verification method |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN106484936B (en) | A kind of appraisal procedure and device of the creep fatigue life for the high-temperature component considering stress relaxation effect | |
| Pirouzmand et al. | Estimation of relative power distribution and power peaking factor in a VVER-1000 reactor core using artificial neural networks | |
| JP2015148524A (en) | Method, program, recording medium, and system for determining control rod worth of nuclear reactor | |
| Cardone et al. | Testing the distance duality relation with present and future data | |
| CN105138770A (en) | Spaceflight product reliability simulation evaluating method based on indirect reliability characteristic quantity | |
| RU2372677C1 (en) | Method of determining reactivity of nuclear plant when it is brought to critical state | |
| CN109545408A (en) | Judgement and prediction technique based on artificial intelligence technology to nuclear power plant reactor fuel element cladding breakage | |
| CN106092351A (en) | nuclear power station pipeline inner wall temperature measuring method and device | |
| RU2362222C1 (en) | Method for subcriticality determination of nuclear power plants stopped without transfer into emergency condition | |
| Chambers et al. | Fourier method for calculating fission chain neutron multiplicity distributions | |
| Naymushin et al. | Features of fuel burnup calculations for IRT-T reactor using MCU-PTR code | |
| Petruzzi et al. | Uncertainties in predictions by system thermal-hydraulic codes: the CASUALIDAD method | |
| RU2488181C1 (en) | Method of monitoring safety of spent fuel pools of nuclear power plant | |
| Zotov et al. | Simulation of electromagnetic diagnostics system of the tokamak T-15M | |
| CN116976202B (en) | Fixed complex source item distribution inversion method and device based on deep neural network | |
| RU2442234C1 (en) | The method of determination of the efficiency coefficient of the nuclear plant fast-fission | |
| Borodkin et al. | Uncertainty-Accounted Calculational–Experimental Approach for Improved Conservative Evaluations of VVER RPV Radiation Loading Parameters | |
| RU2243603C2 (en) | Method for measuring efficiency of reactor plant control rods | |
| RU2450378C1 (en) | Method to measure nuclear reactor subcriticality | |
| Gonnelli et al. | An alternative experimental approach for subcritical configurations of the IPEN/MB-01 nuclear reactor | |
| Pirouzmand et al. | VVER-1000 reactor core monitoring using ex-core neutron detectors and neural networks | |
| RU2231145C2 (en) | Method for evaluating effective intensity of nuclear power plant neutron source | |
| Růčka et al. | Physical startup tests calculations for Dukovany NPP using MOBY-DICK macrocode | |
| Pós et al. | New practice for the evaluation of rod efficiency measurement by rod drop at the NPP Paks | |
| RU2266577C1 (en) | Method for measuring reactivity of neutron-multiplying medium |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180321 |