RU2403637C1 - Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора - Google Patents
Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2403637C1 RU2403637C1 RU2009132717/06A RU2009132717A RU2403637C1 RU 2403637 C1 RU2403637 C1 RU 2403637C1 RU 2009132717/06 A RU2009132717/06 A RU 2009132717/06A RU 2009132717 A RU2009132717 A RU 2009132717A RU 2403637 C1 RU2403637 C1 RU 2403637C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- sin
- fuel
- reactor
- height
- energy
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Предлагаемое техническое решение относится к области ядерной энергетики, в частности к управлению энерговыработкой тепловыделяющих сборок. Активная зона загружается свежим уран-эрбиевым топливом с равномерным и профилированным по высоте обогащением тепловыделяющих сборок. Энерговыделение выравнивается по высоте реактора в процессе программных перестановок тепловыделяющих сборок в пределах трех зон профилирования энерговыделения. При этом для перестановки используют те ячейки, у которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте тепловыделяющей сборки, по результатам оценки, превышают установленное значение. В выявленные ячейки реактора устанавливаются тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна, со значениями энерговыработок в интервале 2100-2500 МВт*сут/ТВС, подтвержденными результатами инструментальной проверки с учетом содержания в ТВС урана и плутония. Кроме того, инструментальной проверке подвергаются тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна после выдержки с расчетной энерговыработкой, не превышающей 2500 МВт*сут/ТВС. ! Изобретение направлено на снижение потребляемого количества ТВС на единицу вырабатываемой электроэнергии, сокращение затрат на транспортировку и хранение ОТВС. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Предлагаемое техническое решение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, управления энерговыработкой тепловыделяющих сборок и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на повышение глубины выгорания ядерного топлива в канальном реакторе и улучшение топливных характеристик энергетических ядерных реакторов канального типа.
Одной из важных характеристик, определяющих эффективность использования ядерного топлива на АЭС, является глубина выгорания. На реакторе РБМК - 1000, работающем в режиме непрерывных перегрузок, для компенсации выгорания ядерного топлива в активной зоне осуществляют загрузку свежих тепловыделяющих сборок (ТВС), а также ТВС повторного использования с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ). Отработавшие в реакторе ТВС после выдержки их в приреакторных бассейнах отправляются на хранение в хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ). Режиму непрерывных перегрузок топлива предшествует длительный переходный период, в течение которого глубина выгорания в реакторе изменяется. Оценить среднюю величину глубины выгорания выгружаемого топлива РБМК - 1000 можно на основании фактически установившегося значения среднего выгорания топлива в реакторе, используя расчетные зависимости. Существует ряд причин отклонения фактических физических показателей реактора от расчетных:
- преждевременная выгрузка ТВС из активной зоны вследствие разгерметизации ТВЭЛ;
- повторная загрузка в реактор ТВС, имеющих недоиспользованный ресурс;
- загрузка в реактор ТВС с улучшенными нейтронно-физическими характеристиками;
- наличие ТВС с разной степенью обогащения.
Точность расчетного метода определения энерговыработки не превышает 20÷25%. Увеличивая среднюю глубину выгорания ТВС в реакторе средствами регулирования внутриреакторными процессами, можно повысить глубину выгорания выгружаемого ядерного топлива до предельных значений по техническим условиям (ТУ) на ТВС. Существует несколько объективных причин, влияющих на фактическую величину средней энерговыработки ТВС в реакторе:
- срок службы по техническим условиям на эксплуатацию ТВС;
- предельное значение энерговыработки по ТУ на ТВС;
- досрочная выгрузка ТВС из реактора вследствие разгерметизации твэлов;
- повторная загрузка в реактор ТВС, имеющих недоиспользованный ресурс;
- загрузка в реактор ТВС с улучшенными нейтронно-физическими характеристиками;
- наличие ТВС с разной степенью начального обогащения.
В настоящее время известно значительное число способов увеличения глубины выгорания ТВС в канальных реакторах. Одним из способов повышения эффективности топливного цикла является оптимизация глубины выгорания топлива, находящегося в реакторе. (А.П.Рудин «Оптимальное расположение ядерного горючего в реакторе», М.: Атомиздат, 1974 г., 18-21 с.) В данной работе изложен принцип оптимизации глубины выгорания топлива на основе математического метода «Принцип максимума Понтрягина». Результатом данной работы являются рекомендации по оптимизации распределения нейтронного потока и глубины выгорания топлива по радиусу активной зоны реактора, которые могут быть использованы для других типов канальных реакторов, работающих в режиме непрерывных перегрузок топлива. Объектом регулирования является реактор, включающий активную зону с ТВС естественного начального обогащения, механизм загрузки и перемещения топлива, управляемый по программе. В данном случае при осуществлении топливного цикла на основе оптимальной программы топливо перемещают в каналах с расчетной скоростью, обеспечивающей формирование максимального нейтронного потока в объеме реактора и локальных зон с оптимальной степенью выгорания ТВС. Топливо, выгружаемое из активной зоны, в рабочий цикл больше не возвращают. Недостатком данного технического решения является невозможность повторного использования отработавших ТВС после выгрузки из активной зоны реактора. Заявителю известны и другие публикации, относящиеся к вопросу повышения эффективности использования топлива. При оценке эффективности методов, применяемых для повышения глубины выгорания в различных способах использования (С.В.Врюнина, Ю.И.Корякина и др. «Оценка энергоэкономических эффектов малых отклонений в режиме перегрузок топлива РБМК», Атомная энергия, т.65, 1988 г., 7-12 с.) приходится сталкиваться с проблемами организации оптимальных распределений нейтронного потока и выгорания топлива, с особенностями топливного цикла для каждого типа реактора, техническими характеристиками используемого оборудования, с особенностями способа движения топлива: склад - реактор - бассейн выдержки - реактор. Известен также способ обеспечения полноты выгорания топлива путем перестановки его в пределах трех энергетических зон реактора (патент РФ №2083004). В данном способе операции по выгрузке и программным перестановкам топлива в одну из выбранных зон осуществляются на остановленном реакторе. ТВС направляют в приреакторный бассейн при значении нормированной энерговыработки 3100 МВт/сут, где они выдерживаются в течение примерно одного года, а затем выгружаются из приреакторного бассейна и направляются в хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ). В данном способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора предусматривается выполнение операций на остановленном реакторе по загрузке и выгрузке ТВС из технологических каналов посредством перегрузочного устройства и программные перестановки ТВС в пределах технологических каналов трех выделенных зон активной зоны реактора:
зона 1 - от центра реактора до 0,5 радиуса активной зоны;
зона 2 - от 0,5÷0,8 радиуса активной зоны;
зона 3 - от 0,8÷1,0 радиуса активной зоны.
В пределах каждой зоны перегрузка ТВС осуществляется по программе таким образом, чтобы в первой зоне достигалось максимальное значение среднего энерговыделения. При этом средняя глубина выгорания топлива в первой зоне должна поддерживаться на уровне величины средней глубины выгорания топлива в реакторе. Во второй зоне энерговыделение в ТВС принимается в пределах от 1,0 до 0,5 номинального значения, при этом средняя глубина выгорания должна поддерживаться меньше на (40÷50)%, чем в первой зоне, для того, чтобы иметь возможность переставлять ТВС второй зоны в первую и третью зоны. В третьей зоне формируется глубина выгорания топлива больше средней величины выгорания в реакторе и энерговыделение в среднем менее 0,5 от номинального значения.
Ближайшим аналогом является способ (патент РФ №2347292) осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем программных перестановок тепловыделяющих сборок, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещения стержней системы управления и защиты, в котором периодически на основании результатов оценки неравномерности распределения плотности потока нейтронов по высоте тепловыделяющих сборок с равномерной начальной степенью обогащения по урану-235 выявляют ячейки, у которых характеристика неравномерности энерговыделения по высоте а3/a1 превышает значения 0,25, и на их место устанавливают тепловыделяющие сборки с заранее профилированной по высоте степенью начального обогащения и осуществляют дальнейшее управление реактором.
Недостатком способа, взятого в качестве ближайшего аналога, является то, что в аналоге для достижения положительного результата необходимо использовать новые ТВС с заданной профилированной по высоте степенью обогащения, а энергетический ресурс ТВС, находящихся в активной зоне, используется не в полном объеме, т.к. учет энерговыработки (величины выгорания) ядерного топлива определяется расчетным путем со значительным усреднением величин, входящих в расчетную формулу. Кроме того, в расчете не учитывается энергетический вклад образующихся изотопов плутония при принятии решения о выгрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС). В результате ~5÷10% ТВС, которые еще могли бы работать в реакторном цикле, отправляют в бассейн выдержки.
Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении полноты использования ядерного топлива при сохранении современного уровня безопасности, снижении количества потребляемых новых ТВС, сокращении затрат на транспортирование и хранение облученных ТВС.
Сущность изобретения состоит в том, что в способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, заключающемся в загрузке активной зоны свежим уран-эрбиевым топливом с равномерным и профилированным по высоте обогащением тепловыделяющих сборок, в выравнивании энерговыделения по высоте реактора в процессе программных перестановок тепловыделяющих сборок в пределах трех зон профилирования энерговыделения, при этом для перестановки используют те ячейки, у которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте тепловыделяющей сборки а3/a1 по результатам оценки превышают значение 0,25, предложено в выявленные ячейки реактора устанавливать тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна, со значениями энерговыработок в интервале 2100÷2500 МВт*сут/ТВС, подтвержденными результатами инструментальной проверки с учетом содержания в ней урана и плутония. Кроме того, предложено инструментальной проверке подвергать тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна после выдержки с расчетной энерговыработкой, не превышающей 2500 МВт*сут/ТВС, а характеристики неравномерности энерговыработки по высоте тепловыделяющей сборки (а3/a1, а2/a1) определять по зависимости:
где F(z) - функция распределения энерговыработки по высоте;
ai - амплитуды гармоник;
n - количество точек измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки установкой измерения выгорания;
π=3,14;
h - эффективная высота активной зоны - 8 м;
z - расстояние точки измерения от точки отсчета по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки, м;
i - точка измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки;
а - значения коэффициентов ai (амплитуды гармоник) определять из решения системы уравнений:
(Например, для 4-х точек измерений)
a1sin(πz1/h)+a2sin(2πz1/h)+a3sin(3πz1/h)+a4sin(4πz1/h)=J1
a1sin(πz2/h)+a2sin(2πz2/h)+a3sin(3πz2/h)+a4sin(4πz2/h)=J2
a1sin(πz3/h)+a2sin(2πz3/h)+a3sin(3πz3/h)+a4sin(4πz3/h)=J3
a1sin(πz4/h)+a2sin(2πz4/h)+a3sin(3πz4/h)+a4sin(4πz4/h)=J4,
где: J1, J2, J3, J4 - значения выгорания в точках измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки.
Согласно сущности изобретения предлагается из приреакторного бассейна выгружать тепловыделяющие сборки со значением энерговыработки, не превышающим 2500 МВт/сут, инструментально определять энерговыработку с учетом содержания урана и плутония по высоте ТВС, выявлять тепловыделяющие сборки, у которых энерговыработка находится в интервале 2100÷2500 МВт/сут и повторно использовать их при перегрузках для выравнивания энерговыделения в выбранной зоне по высоте и радиусу. Для этого в процессе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора часть ТВС извлекают из реактора и помещают в приреакторный бассейн. Среди этих ТВС находятся сборки, которые по расчетным значениям величины энерговыработки, сроку службы и назначенному сроку хранения в бассейне могут подлежать дальнейшему использованию в реакторе (с энерговыработкой в интервале 2100÷2500 МВт/сут.). В процессе измерений определяют количество изотопов U235, Pu239, P241 с целью определения остаточного энергосодержания ТВС. Затем сравнивают величину паспортной энерговыработки ТВС с энерговыработкой, определенной на основании обсчета результатов измерения, с учетом измеренного количества изотопов U235, Pu239, P241 на специальном инструментальном стенде инспекции, определяя остаточный ресурс облученной ТВС, и принимают решение относительно его дальнейшего использования. Если фактическое значение энерговыработки находится в интервале 2100÷2500 МВт/сут, то принимают решение об ее постановке в реактор.
Выгорание топлива в ОТВС, подлежащих повторному использованию в реакторе, можно определять, например, способом, основанным на измерениях энергетических спектров гамма-излучения от ОТВС, по которым вычисляют отношение активностей радиоизотопов 134Cs и 137Cs в ОТВС. Спектры гамма-излучения от ОТВС измеряют с использованием каналов регистрации гамма-излучения на основе CdZnTe-детекторов. Вычисление выгорания ядерного топлива в фиксированных точках по высоте ОТВС проводят по результатам регистрации удельного выхода нейтронов, удельной активности по изотопам 134Cs и 137Cs, мощности дозы гамма-излучения и расчетных констант. Для измерения выгорания ядерного топлива отработавших тепловыделяющих сборок РБМК регистрацию осуществляют с помощью блоков детектирования нейтронного излучения, блоков детектирования гамма-излучения спектрометрического и дозиметрического. Все детекторы расположены вертикально оси ОТВС под углом 120°. Блок установки детекторов вместе с размещенными на нем блоками детектирования нейтронного и гамма-излучения образуют блок детектирования установки измерения выгорания ядерного топлива (БД), изображенный на (фиг.1), где: 1 - гамма-детектор, 2 - детектор нейтронный. На фиг.2 показано распределение 137Cs и 134Cs (в отн.ед.) по высоте твэлов нижнего и верхнего пучка ОТВС. На фиг.3. приведена зависимость отношения 134Cs/137Cs от выгорания с учетом истории эксплуатации и времени выдержки ОТВС.
БД содержит 9 блоков детектирования: три блока детектирования нейтронного излучения, три блока детектирования гамма-излучения спектрометрических и три блока детектирования гамма-излучения дозиметрических. Блок установки детекторов для размещения блоков детектирования нейтронного и гамма-излучения выполнен в виде частично разомкнутого круга с фиксатором. Диапазон измеряемых значений выгорания составляет от 5 до 40 МВт-сут/кг, время от момента извлечения ОТВС из реактора до момента измерения выгорания (время выдержки ОТВС) - от 2 до 50 лет. Пределы допускаемой относительной погрешности измерения выгорания ±10%. Блоки детектирования нейтронного излучения находятся в кадмиевых экранах с вертикальными щелевыми коллиматорами, обеспечивающими «просмотр» ОТВС. Каналы регистрации гамма-излучения спектрометрические находятся в свинцовой защите для уменьшения дозовой нагрузки на датчик и защиты предусилителя от гамма-излучения. На уровне эффективного центра CdZnTe-детектора находится коллиматор диаметром 3 мм, направленный на ОТВС. Каналы регистрации гамма-излучения дозиметрические находятся в свинцовой защите от фонового излучения со щелевым коллиматорам, обеспечивающими «просмотр» ОТВС. Для проведения измерений ОТВС размещается в пенале на опоре. С помощью привода БД перемещается вдоль ОТВС непрерывно или с остановкой в фиксированной точке для проведения измерений. Измерения производятся в течение одинаковых промежутков времени, количество которых при полном перемещении ОТВС относительно установки может изменятся в зависимости от решаемой задачи. В результате измерений сначала получаем распределение 134Cs и 137Cs (в отн.ед.) по высоте ОТВС, в качестве примера представлено типичное распределение 134Cs и 137Cs (в отн. ед.) по высоте твэлов верхнего и нижнего пучка ОТВС (фиг.2.). Затем определяют зависимость отношения 134Cs/137Cs от выгорания с учетом истории эксплуатации и времени выдержки ОТВС. Результаты по определению зависимости отношений 134Cs/137Cs на дату окончания облучения представлены на фиг.3. Используя данные зависимостей, изображенных на фиг.2 и 3, проводят расчеты среднего выгорания и изотопного состава ядерного топлива для ОТВС. В фиксированных точках по высоте расчеты выполняются с помощью программных комплексов САПФИР_95&RС_РБМК или NUCMA с соответствующей библиотекой констант для нейтронно-физических расчетов, подготовленной по программе WIMS. В основу измерений положен метод замещения, заключающийся в определении глубины выгорания в исследуемом относительно известной величины выгорания в стандартном образце ОТВС. Определение глубины выгорания топлива в стандартных образцах выполняется с помощью метрологически аттестованной масс-спектрометрической методики. Порядок действий по определению выгорания и изотопного состава ядерного топлива ОТВС неразрушающим методом следующий:
- на специальной стойке устанавливаются блоки детектирования ядерного топлива и с помощью привода с заданным шагом перемещаются перед коллиматором с целью исследования распределения Cs (одновременно и других нуклидов, гамма-линии которых имеются в анализируемом спектре) по длине исследуемой ОТВС. Интервал изменения шага перемещения может задаваться в диапазоне от 1 мм до 100 мм. Непосредственно измеряемой величиной является скорость счета импульсов пика полного поглощения гамма-квантов 137Cs. В качестве монитора глубины выгорания используется нуклид 137Cs, а при определении выгорания с помощью метода изотопных корреляций используется отношение активностей продуктов деления 134Cs/137Cs;
- алгоритм определения выгорания, изотопного состава и энерговыделения ОТВС РБМК следующий.
1. Из базы данных вводятся учетные данные по калибровочной ОТВС;
2. Производится запись данных с каналов регистрации при сканировании калибровочной ОТВС:
- скорости счета импульсов с каналов регистрации нейтронов на основе камеры деления типа КНТ-31;
- энергетических спектров гамма-излучения с каналов регистрации гамма-излучения спектрометрических;
- мощности дозы гамма-излучения с каналов регистрации гамма-излучения дозиметрических.
3. На основе измеренных энергетических спектров гамма-излучения определяется отношение площади под пиком с энергией 796+803 кэВ (134Cs) к площади под пиком с энергией 662 кэВ (137Cs) и отношение активности по радионуклиду 134Cs к активности по радионуклиду 137Cs.
4. С использованием отношения активности по радионуклиду 134Cs к активности по радионуклиду 137Cs определяется выгорание калибровочной ОТВС.
5. С использованием необходимых констант определяются характеристики калибровочной ОТВС: выход нейтронов, активность по радионуклидам 134Cs и 137Cs, мощность дозы гамма-излучения.
6. Определяются калибровочные коэффициенты как коэффициенты пропорциональности между данными с каналов регистрации нейтронов и гамма-излучения и характеристиками калибровочной ОТВС (выход нейтронов, активность по радионуклидам 134Cs и 137Cs, мощность дозы гамма-излучения).
7. Производится запись данных с каналов регистрации при сканировании исследуемой ОТВС. Перечень данных приведен в п.2.
8. С использованием данных с каналов регистрации нейтронов и гамма-излучения и калибровочных коэффициентов определяются характеристики исследуемой ОТВС: выход нейтронов, активность по радионуклидам 134Cs и 137Cs, мощность дозы гамма-излучения.
9. С использованием данных, полученных в п.8, определяется выгорание исследуемой ОТВС и ее погрешность.
Определив реальное остаточное количество делящихся изотопов в ТВС (остаточный ресурс), находящихся в приреакторном бассейне, решают вопрос о возможности дальнейшего использования этих ТВС в реакторе или необходимости направления на длительное хранение в ХОЯТ.
Заявленный способ позволяет более эффективно использовать ядерное топливо. Экономическая эффективность достигается за счет более полного использования ядерного топлива в реакторе, снижения потребляемого количества ТВС на единицу вырабатываемой электроэнергии, сокращения затрат на транспортировку и хранение ОТВС.
Claims (3)
1. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, заключающийся в загрузке активной зоны свежим уран-эрбиевым топливом с равномерным и профилированным по высоте обогащением тепловыделяющих сборок, в выравнивании энерговыделения по высоте реактора в процессе программных перестановок тепловыделяющих сборок в пределах трех зон профилирования энерговыделения, при этом для перестановки используют те ячейки, у которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте тепловыделяющей сборки а3/а1 по результатам оценки, превышают значение 0,25, отличающийся тем, что в выявленные ячейки реактора устанавливают тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна, со значениями энерговыработок в интервале 2100÷2500 МВт·сут/ТВС, подтвержденными результатами инструментальной проверки с учетом содержания в них урана и плутония.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что инструментальной проверке подвергают тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна после выдержки, с расчетной энерговыработкой, не превышающей 2500 МВт·сут/ТВС.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что характеристики неравномерности энерговыработки по высоте тепловыделяющей сборки (а3/a1, а2/a1) определяют по зависимости
где F(z) - функция распределения энерговыработки по высоте;
аi - амплитуды гармоник;
n - количество точек измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки установкой измерения выгорания;
π=3,14;
h - эффективная высота активной зоны - 8 м;
z - расстояние до точки измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки, м;
i - точка измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки;
а - значения коэффициентов аi; (амплитуды гармоник) определяют из решения системы уравнений:
например, для 4 точек измерений
a1sin(πz1/h)+a2sin(2πz1/h)+a3sin(3πz1/h)+a4sin(4πz1/h)=J1
a1sin(πz2/h)+a2sin(2πz2/h)+a3sin(3πz2/h)+a4sin(4πz2/h)=J2
a1sin(πz3/h)+a2sin(2πz3/h)+a3sin(3πz3/h)+a4sin(4πz3/h)=J3
a1sin(πz4/h)+a2sin(2πz4/h)+a3sin(3πz4/h)+a4sin(4πz4/h)=J4,
где J1, J2, J3, J4 - значения выгорания в точках измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки.
где F(z) - функция распределения энерговыработки по высоте;
аi - амплитуды гармоник;
n - количество точек измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки установкой измерения выгорания;
π=3,14;
h - эффективная высота активной зоны - 8 м;
z - расстояние до точки измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки, м;
i - точка измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки;
а - значения коэффициентов аi; (амплитуды гармоник) определяют из решения системы уравнений:
например, для 4 точек измерений
a1sin(πz1/h)+a2sin(2πz1/h)+a3sin(3πz1/h)+a4sin(4πz1/h)=J1
a1sin(πz2/h)+a2sin(2πz2/h)+a3sin(3πz2/h)+a4sin(4πz2/h)=J2
a1sin(πz3/h)+a2sin(2πz3/h)+a3sin(3πz3/h)+a4sin(4πz3/h)=J3
a1sin(πz4/h)+a2sin(2πz4/h)+a3sin(3πz4/h)+a4sin(4πz4/h)=J4,
где J1, J2, J3, J4 - значения выгорания в точках измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009132717/06A RU2403637C1 (ru) | 2009-08-31 | 2009-08-31 | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009132717/06A RU2403637C1 (ru) | 2009-08-31 | 2009-08-31 | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2403637C1 true RU2403637C1 (ru) | 2010-11-10 |
Family
ID=44026167
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2009132717/06A RU2403637C1 (ru) | 2009-08-31 | 2009-08-31 | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2403637C1 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2743211C1 (ru) * | 2020-09-17 | 2021-02-16 | Общество с ограниченной ответственностью "БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ, КАЧЕСТВО" | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
| CN114220580A (zh) * | 2020-12-08 | 2022-03-22 | 阳江核电有限公司 | 破损燃料组件燃耗预测方法 |
-
2009
- 2009-08-31 RU RU2009132717/06A patent/RU2403637C1/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Ядерная энергетика. Проблемы и перспективы. Экспертные оценки. - М.: ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1989, с.86-89, 95-97. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2743211C1 (ru) * | 2020-09-17 | 2021-02-16 | Общество с ограниченной ответственностью "БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ, КАЧЕСТВО" | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
| CN114220580A (zh) * | 2020-12-08 | 2022-03-22 | 阳江核电有限公司 | 破损燃料组件燃耗预测方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Rimpault et al. | Needs of accurate prompt and delayed γ-spectrum and multiplicity for nuclear reactor designs | |
| JP5546174B2 (ja) | 放射性廃棄物の放射能濃度評価方法及び評価プログラム、並びに放射能濃度評価装置 | |
| Švadlenková et al. | Gamma spectrometry of short living fission products in fuel pins | |
| RU2403637C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
| JP5752467B2 (ja) | 原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法およびその装置 | |
| Matsuura et al. | Non-destructive gamma-ray spectrometry on spent fuels of a boiling water reactor | |
| Khan et al. | TRIGA fuel burn-up calculations and its confirmation | |
| Ansari et al. | Burnup studies of spent fuels of varying types and enrichment | |
| Dennis et al. | Feasibility of 106Ru peak measurement for MOX fuel burnup analysis | |
| JP2012163379A (ja) | 燃料集合体ガンマ線測定装置 | |
| Jansson et al. | Gamma-ray spectroscopy measurements of decay heat in spent nuclear fuel | |
| Willman et al. | A nondestructive method for discriminating MOX fuel from LEU fuel for safeguards purposes | |
| Osifo et al. | Verification and determination of the decay heat in spent PWR fuel by means of gamma scanning | |
| Krakovich et al. | Measurements of IRR1 fuel depletion validating whole-core Monte-Carlo simulations of more than thirty years of operation | |
| RU2798506C1 (ru) | Способ обнаружения фрагментов ядерного топлива и определения их параметров в графитовых блоках ядерного реактора | |
| Khan et al. | TRIGA fuel Burn up calculations supported by gamma scanning | |
| Hudelot et al. | OCEAN: an ambitious experimental program for the qualification of integral capture cross sections of neutron absorbers | |
| JP4723966B2 (ja) | Ｎｐ含有検査方法およびＮｐ含有検査装置 | |
| Kulesza et al. | Lifetime Neutron Fluence Analysis of the Ringhals Unit 1 Boiling Water Reactor | |
| Monterroso Urrutia | Determination of burnup of nuclear fuel | |
| Zsigrai et al. | Non-destructive determination of the nuclear material content of spent fuel pieces in canisters | |
| Borodkin et al. | Interlaboratory VVER-1000 Ex-Vessel Experiment at Balakovo-3 NPP | |
| Newton Nathaniel et al. | Non-destructive assay technique for the determination of 238 U/232 Th ratio in the mixed oxides of uranium and thorium using prompt gamma-ray neutron activation | |
| Mura et al. | Measurements of fission and radioactive capture reaction rates inside the fuel of the IPEN/MB-01 | |
| Bushuev et al. | A setup for active neutron analysis of the fissile material content in fuel assemblies of nuclear reactors |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20160901 |