RU96111551A - METHOD FOR DETERMINING TEMPERATURES OF FUEL ASSEMBLIES OF A NUCLEAR REACTOR - Google Patents

METHOD FOR DETERMINING TEMPERATURES OF FUEL ASSEMBLIES OF A NUCLEAR REACTOR

Info

Publication number
RU96111551A
RU96111551A RU96111551/25A RU96111551A RU96111551A RU 96111551 A RU96111551 A RU 96111551A RU 96111551/25 A RU96111551/25 A RU 96111551/25A RU 96111551 A RU96111551 A RU 96111551A RU 96111551 A RU96111551 A RU 96111551A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
temperature
layer
assembly
fuel
layout
Prior art date
Application number
RU96111551/25A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2129312C1 (en
Inventor
В.С. Гольба
И.Ю. Иваненко
Original Assignee
Обнинский институт атомной энергетики
Filing date
Publication date
Application filed by Обнинский институт атомной энергетики filed Critical Обнинский институт атомной энергетики
Priority to RU96111551A priority Critical patent/RU2129312C1/en
Priority claimed from RU96111551A external-priority patent/RU2129312C1/en
Publication of RU96111551A publication Critical patent/RU96111551A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2129312C1 publication Critical patent/RU2129312C1/en

Links

Claims (1)

Способ определения температур твэлов топливной сборки ядерного реактора, включающий использование модели сборки, набранной из реальных твэлов без тепловыделения или их макетов, и сменного макета с источником тепла, замещенным сменным макетом последовательно каждого твэла или его макета, а также измерение температурного поля сборки после каждого изменения тепловыделения, при этом сменный макет выполняют из материала с теплопроводностью, много меньшей теплопроводности теплоносителя, источник тепла выполняют точечным или линейным, устанавливают на поверхности сменного макета и перемещают его, затем заменяют сменный макет реальным твэлом и создают в нем тепловыделение, подобное реальному, изолируют его поверхность, кроме той ее части, где создают сток тепла, и изменяют положение этого стока, отличающийся тем, что, с целью повышения точности определения температуры, на модели сборки датчик температуры перемещают от источника вниз по потоку теплоносителя до границы зоны чувствительности датчика, измеряют это расстояние и для определения температурных воздействий на интервале за пределами зоны чувствительности датчика измеряют на границе зоны чувствительности осевые и поперечные расходы теплоносителя в ячейках разбиения межтвельного канала и разность температур площади разбиения поверхности макетов твэлов и температуры теплоносителя на входе в сборку, для слоев, начиная с 1 слоя за пределами зоны чувствительности (i=n+1), определяют скорректированную разность температур площадок разбиения поверхности макетов твэлов и температуры теплоносителя на входе в сборку от действия источника находящегося в слое i-n по формуле
Figure 00000001

после чего для нахождения искомых температур решают систему уравнений, подобную записанной для n+1 слоя
Figure 00000002

Figure 00000003

при том, что, начиная со слоя i= n+2, составная часть температур (определяемая третьим членом правой части первого уравнения вышеприведенной системы уравнений) будет складываться из двух составляющих: первой, обусловленной действием источников в слое i-n и определяемой аналогично как и для слоя i-1, и второй, обусловленной действием источников в слое i-n-1, для определения которой решается система уравнений межячеечного обмена в сборке твэлов, в которой исходными значениями температур являются температуры Δt кор ст2-вх для предыдущего i-1 слоя.
A method for determining the temperatures of fuel rods of a fuel assembly of a nuclear reactor, including the use of an assembly model drawn from real fuel rods without heat generation or their layouts, and a replaceable layout with a heat source replaced by a replaceable layout of each fuel rod or its layout sequentially, as well as measuring the temperature field of the assembly after each change heat release, while the interchangeable layout is made of a material with thermal conductivity much lower than the thermal conductivity of the coolant, the heat source is point or linear, they are pressed onto the surface of the interchangeable layout and move it, then the interchangeable layout is replaced with a real fuel rod and heat dissipation is created in it, similar to the real one, its surface is isolated, except for the part where the heat sink is created, and the position of this drain is changed, characterized in that, with In order to increase the accuracy of temperature determination, on the assembly model, the temperature sensor is moved from the source downstream of the coolant to the boundary of the sensor sensitivity zone, this distance is measured to determine the temperature effects on in the interval outside the sensitivity zone of the sensor, the axial and lateral coolant flow rates in the inter-channel channel split cells and the temperature difference of the surface area of the fuel element layouts and the coolant temperature at the inlet of the assembly, for layers starting from 1 layer outside the sensitivity zone, are measured at the boundary of the sensitivity zone (i = n + 1), determine the corrected temperature difference between the sites for partitioning the surface of the fuel element mock-ups and the temperature of the coolant at the inlet of the assembly from the action of the source located in loe in according to the formula
Figure 00000001

after which, to find the desired temperatures, they solve a system of equations similar to that recorded for the n + 1 layer
Figure 00000002

Figure 00000003

despite the fact that, starting from the layer i = n + 2, the temperature component (determined by the third term on the right side of the first equation of the above system of equations) will consist of two components: the first, due to the action of sources in the in layer and determined similarly to the layer i-1, and the second, due to the action of sources in the in-1 layer, to determine which the system of equations of intercellular exchange in the fuel assembly is solved, in which the initial temperature values are temperatures Δt core st2-vkh for the previous i-1 layer.
RU96111551A 1996-06-05 1996-06-05 Method for measuring temperature of nuclear reactor fuel elements RU2129312C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96111551A RU2129312C1 (en) 1996-06-05 1996-06-05 Method for measuring temperature of nuclear reactor fuel elements

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96111551A RU2129312C1 (en) 1996-06-05 1996-06-05 Method for measuring temperature of nuclear reactor fuel elements

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU96111551A true RU96111551A (en) 1998-09-27
RU2129312C1 RU2129312C1 (en) 1999-04-20

Family

ID=20181686

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU96111551A RU2129312C1 (en) 1996-06-05 1996-06-05 Method for measuring temperature of nuclear reactor fuel elements

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2129312C1 (en)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2451348C2 (en) * 2010-07-20 2012-05-20 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Method to detect energy release in reactor core by readings of neutron detectors in process of vver reactor operation
CN106710647B (en) * 2017-01-09 2018-02-06 中国核动力研究设计院 Cluster subchannel wall temperature analogue measurement device and method is heated under moving condition

Similar Documents

Publication Publication Date Title
IT1085755B (en) APPARATUS AND METHOD FOR MEASURING PRESSURES AND INDICATING LEAKS BY OPTICAL ANALYSIS
IT8124091A0 (en) METHOD AND EQUIPMENT FOR THE DIRECT MEASUREMENT OF THERMAL ENERGY TRANSFERRED BY MEANS OF A FLUID.
Kiselev et al. A procedure for determining the heat transfer coefficients of surfaces with regular relief
EP0325430A3 (en) An apparatus for measuring thermal conductivity
RU96111551A (en) METHOD FOR DETERMINING TEMPERATURES OF FUEL ASSEMBLIES OF A NUCLEAR REACTOR
FR2577319B1 (en) METHOD AND APPARATUS FOR DETERMINING THE DEFROST POINT OF CARBURETORS.
FR2399651A1 (en) ULTRASONIC TEMPERATURE MEASUREMENT PROBE
ZA82224B (en) Probe for taking gas samples and thermal measurements in the name of the applicant company
CN100437098C (en) Heat-conductive characteristic detecting device and detecting method
RU2129312C1 (en) Method for measuring temperature of nuclear reactor fuel elements
SE8205473L (en) System relief ANGLER
Viskanta et al. Interferometric observations of the temperature structure in water cooled or heated from above
RU2129313C1 (en) Method for determining heat flow and temperature fields in nuclear reactor fuel assembly
RU2150695C1 (en) Process of nondestructive test of thermophysical characteristics of materials
Russell et al. Uniformity of Ludwieg tube flows
Charriaud Direct measurements of velocity profiles and fluxes at the cloacal siphon of the ascidian Ascidiella aspersa
RU2003129705A (en) EXPERIMENTAL-CALCULATED METHOD FOR DETERMINING THE FIELDS OF TEMPERATURES AND HEAT FLOWS IN THE FUEL ASSEMBLY OF THE NUCLEAR REACTOR
SU807039A1 (en) Strain gauge
SU577393A1 (en) Method of checking thickness of materials
RU97103693A (en) METHOD FOR DETERMINING FIELDS OF HEAT FLOWS AND TEMPERATURES IN THE FUEL ASSEMBLY OF THE NUCLEAR REACTOR
RU2000111303A (en) CALCULATION METHOD FOR DETERMINING FIELDS OF TEMPERATURES AND HEAT FLOWS IN THE FUEL ASSEMBLY OF THE NUCLEAR REACTOR
POLIVKA Finite element analysis of nonlinear heat transfer problems[Ph. D. Thesis]
SU545172A1 (en) Thermal gage of two media interface
SU640145A1 (en) Temperature gradient meter
RU2216011C2 (en) Method of complex determination of thermal and physical characteristics of substance