UA117757C2 - Спосіб забезпечення гарантованої підкритичності активної зони швидкого реактора в умовах невизначеності її нейтронно-фізичних характеристик - Google Patents

Спосіб забезпечення гарантованої підкритичності активної зони швидкого реактора в умовах невизначеності її нейтронно-фізичних характеристик

Info

Publication number
UA117757C2
UA117757C2 UAA201602284A UAA201602284A UA117757C2 UA 117757 C2 UA117757 C2 UA 117757C2 UA A201602284 A UAA201602284 A UA A201602284A UA A201602284 A UAA201602284 A UA A201602284A UA 117757 C2 UA117757 C2 UA 117757C2
Authority
UA
Ukraine
Prior art keywords
reactor core
rods
under conditions
level
reactor
Prior art date
Application number
UAA201602284A
Other languages
English (en)
Russian (ru)
Inventor
Кірілл Гєннадьєвіч Мєльніков
Іван Владіміровіч Тормишев
Саід Мірфаісовіч Шарікпулов
Сєргєй Вікторовіч Булавкін
Алєксандр Івановіч Філін
Стєпан Артємовіч Боровіцкій
Original Assignee
Откритоє Акціонєрноє Общєство "Акме-Інжінірінг"
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 Откритоє Акціонєрноє Общєство "Акме-Інжінірінг" filed Critical Откритоє Акціонєрноє Общєство "Акме-Інжінірінг"
Publication of UA117757C2 publication Critical patent/UA117757C2/uk

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

Спосіб забезпечення гарантованої підкритичності активної зони швидкого реактора в умовах невизначеності, який полягає у тому, що після збірки активної зони проводять фізичні вимірювання підкритичності активної зони і здійснюють порівняння отриманих характеристик із проектними значеннями, після чого при наявності розбіжності значень отриманих характеристик із проектними значеннями в реакторі на рівні паливної частини активної зони встановлюють підганяльні стрижні реактивності зі збагаченням, що забезпечує отримання заданого в проекті значення підкритичності, при цьому збагачення підганяльних стрижнів реактивності по ізотопу бора В-10 вибирають більшим, ніж збагачення по ізотопу бора В-10 компенсуючих стрижнів активної зони. Технічний результат - покращення умов роботи поглинаючих елементів компенсуючої групи стрижнів, в тому числі виключення необхідності збільшення їх ходу і спрощення технології контролю при виготовленні, а також спрощення алгоритму безпечного управління реактором.
UAA201602284A 2013-10-31 2014-03-19 Спосіб забезпечення гарантованої підкритичності активної зони швидкого реактора в умовах невизначеності її нейтронно-фізичних характеристик UA117757C2 (uk)

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 (1)

Publication Number Publication Date
UA117757C2 true UA117757C2 (uk) 2018-09-25

Family

ID=53004684

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
UAA201602284A UA117757C2 (uk) 2013-10-31 2014-03-19 Спосіб забезпечення гарантованої підкритичності активної зони швидкого реактора в умовах невизначеності її нейтронно-фізичних характеристик

Country Status (14)

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

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

Family Cites Families (25)

* 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
FR2728097A1 (fr) * 1994-12-13 1996-06-14 Framatome Sa Grappe de commande absorbante pour reacteur nucleaire
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
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
KR20130061663A (ko) * 2010-03-16 2013-06-11 가부시키가이샤 니콘 높이 측정 방법, 높이 측정용 프로그램을 기록한 컴퓨터 판독 가능한 기록 매체, 높이 측정 장치
RU2442234C1 (ru) * 2010-07-20 2012-02-10 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ определения эффективного коэффициента размножения ядерной установки
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

Also Published As

Publication number Publication date
CA2927566C (en) 2019-04-23
EP3065137A1 (en) 2016-09-07
RU2013148441A (ru) 2015-05-10
WO2015065233A1 (ru) 2015-05-07
EA201600208A1 (ru) 2016-06-30
HUE041989T2 (hu) 2019-06-28
RU2546662C1 (ru) 2015-04-10
US20160232994A1 (en) 2016-08-11
KR101797092B1 (ko) 2017-11-13
EP3065137B1 (en) 2018-09-26
CN105765665A (zh) 2016-07-13
KR20160078328A (ko) 2016-07-04
JP2016535858A (ja) 2016-11-17
EP3065137A4 (en) 2017-06-14
CA2927566A1 (en) 2015-05-07
EA029615B1 (ru) 2018-04-30
US10573417B2 (en) 2020-02-25
CN105765665B (zh) 2017-10-13
BR112016005696B1 (pt) 2021-03-02
MY178107A (en) 2020-10-03
ZA201601866B (en) 2017-06-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
MX2013013269A (es) Metodo y aparato de control de reactor nuclear.
WO2014039641A3 (en) Nuclear reactors and related methods and apparatus
PL3043352T3 (pl) Sposób kontroli reaktywności chłodzonego gazem wysokotemperaturowego reaktora ze złożem usypanym i teleskopowy pręt kontrolny
WO2013077941A3 (en) Nuclear reactors and related methods and apparatus
MX357313B (es) Ensamblajes objetivo de reactores nucleares, configuraciones de reactores nucleares y metodos para producir isotopos, modificar materiales dentro del material objetivo y/o caracterizar materiales dentro de un material objetivo.
HK1216206A1 (zh) 管理核反應堆廢燃料棒
WO2013188793A3 (en) Apparatus and methods for transmutation of elements
EP2417605A4 (en) HORIZONTAL CORE FIRM REACTOR, COMBUSTION BAR AND METHOD FOR CONTROLLING THE HEATING PROCESS THEREIN
MX341137B (es) Sistemas y metodos de reduccion de fluencia en reactor nuclear.
GB2527463A (en) Borehole fluid effect correction for pulsed neutron porosity measurements
EA201591016A1 (ru) Комбинированная мишень-замедлитель для процесса нейтронной активации
EA201650109A1 (ru) Рабочий источник нейтронов
UA117757C2 (uk) Спосіб забезпечення гарантованої підкритичності активної зони швидкого реактора в умовах невизначеності її нейтронно-фізичних характеристик
HUE063089T2 (hu) Eljárás kerámia nukleáris üzemanyag elõállítására éghetõ abszorberrel
CN105280256A (zh) 一种先导燃料组件混合堆芯装载方法
WO2013162669A3 (en) Spacer grids for nuclear reactor
Galchenko et al. Comparative analysis of reactor cycle neutron characteristics using different WIMSD5B nuclear data libraries
ZA201503142B (en) Oxide nuclear fuel which is a regulator of corrosive fission products, additivated with at least one oxidation-reduction system
UA117057C2 (uk) Спосіб вилучення пробки і блока виймального при перевантаженні ядерного реактора
RU2012153208A (ru) Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах
Park et al. Estimation of the spent fuel pool water temperature at a Loss-of-Pool-Cooling accident
GB2550439B (en) Method of relieving stress in graphite bricks of a gas-cooled nuclear reactor
Zhang et al. Analysis of Local Void Reactivity Coefficients for the RBWR-Th
GB201902363D0 (en) Rapid generation reactor works by natural uranium and deuterium
Afrah et al. Analysis of Neutronic Parameters for Supercell of CANDU Reactor Using MCNPX Code