Результаты испытаний опытных тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора ВВР-К; Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]; Т. 325, № 4 : Техника и технологии в энергетике
| Parent link: | Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]/ Томский политехнический университет (ТПУ).— , 2000- Т. 325, № 4 : Техника и технологии в энергетике.— 2014.— [С. 6-15] |
|---|---|
| Autores Corporativos: | , |
| Otros Autores: | , , , , , , , |
| Sumario: | Заглавие с титульного листа Электронная версия печатной публикации Актуальность работы обусловлена необходимостью решения вопроса о возможности конверсии активных зон исследовательских ядерных реакторов на низкообогащенное урановое топливо. Цель работы: проведение ресурсных испытаний экспериментальных тепловыделяющих сборок с низкообогащенным ядерным топливом, экспериментальное и расчетное исследование нейтронно-физических и энергетических параметров исследовательского ядерного реактора ВВР-К при загрузке его активной зоны экспериментальными тепловыделяющими сборками. Методы исследования: внутриреакторные измерения, численное моделирование нейтронно-физических процессов в реакторных установках, численные эксперименты в сопровождение внутриреакторных испытаний, сравнительный анализ контролируемых технологических параметров и результатов численных экспериментов. Результаты: проведены ресурсные испытания экспериментальных тепловыделяющих сборок, определены изменения технологических параметров исследовательского ядерного реактора ВВР-К, вызванные конверсией активной зоны на низкообогащенное урановое топливо, подтверждена пригодность тепловыделяющих сборок новой конструкции для эксплуатации в реакторе ВВР-К. В процессе испытаний проведена оптимизация перегрузок топлива в активной зоне и достройка бокового бериллиевого отражателя. Это позволило получить почти линейную зависимость выгорания в опытных тепловыделяющих сборках от времени и значительно сократить продолжительность испытаний. Испытания сопровождались контролем уровня плотности потока нейтронов в облучательном устройстве, мощности опытных тепловыделяющих сборках, мощности реактора и уровня радиоактивности теплоносителя. Проедены расчеты выгорания урана-235 в экспериментальных и штатных тепловыделяющих сборках активной зоны с использованием трехмерного расчетного кода MCU-REA. Продолжительность испытаний экспериментальных сборок составила от 357 до 480 суток. За это время выгорание урана-235 достигло от 49,7 до 60,3 %. The urgency of the discussed issue is caused by the need to solve the issue of the possibility of converting cores of the research reactors to low-enriched uranium fuel. The main aim of the study is to carry out life tests of lead test assemblies with low-enriched fuel, experimental and calculation study of neutron-physical and energy parameters of a nuclear research reactor WWR-K when its core is loaded by the lead test assemblies. The methods used in the study: in-pile measurements, numerical simulation of neutron-physical processes in the reactor facilities, numerical experiments in support of in-pile tests, controlled comparative analysis of process parameters and the results of numerical experiments. The results: The authors have carried out life tests with lead test assemblies, defined the changes in technological parameters of a nuclear research reactor WWR-K due to the core conversion to low-enriched uranium fuel, confirmed the suitability of the new design of fuel assemblies for application in the WWR-K. During the testing period the optimization of fuel replacement in the core and completion of a lateral beryllium reflector is performed. It allowed receiving almost linear dependence of burning out in lead test assemblies from time and reducing considerably test duration. The tests were accompanied by control of neutrons flux level in irradiating device, of the lead test assemblies' power, of the reactor power and of coolant radioactivity level. The authors calculated uranium-235 burning out in experimental and regular assemblies of the core using three-dimensional MCU-REA code. The tests of the experimental assemblies went on from 357 to 480 days. During this time uranium-235 burning out reached from 49,7 to 60,3 %. |
| Lenguaje: | ruso |
| Publicado: |
2014
|
| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://earchive.tpu.ru/bitstream/11683/5354/1/bulletin_tpu-2014-325-4-01.pdf |
| Formato: | Electrónico Capítulo de libro |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=273510 |
MARC
| LEADER | 00000nla2a2200000 4500 | ||
|---|---|---|---|
| 001 | 273510 | ||
| 005 | 20260715071610.0 | ||
| 035 | |a (RuTPU)RU\TPU\book\296719 | ||
| 090 | |a 273510 | ||
| 100 | |a 20141027d2014 k y0rusy50 ca | ||
| 101 | 0 | |a rus | |
| 102 | |a RU | ||
| 135 | |a drnn ---uucaa | ||
| 181 | 0 | |a i | |
| 182 | 0 | |a b | |
| 200 | 1 | |a Результаты испытаний опытных тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора ВВР-К |f Ф. М. Аринкин [и др.] | |
| 203 | |a Текст |c электронный | ||
| 215 | |a 1 файл (1.3 Mb) | ||
| 300 | |a Заглавие с титульного листа | ||
| 300 | |a Электронная версия печатной публикации | ||
| 320 | |a [Библиогр.: с. 13 (21 назв.)] | ||
| 330 | |a Актуальность работы обусловлена необходимостью решения вопроса о возможности конверсии активных зон исследовательских ядерных реакторов на низкообогащенное урановое топливо. Цель работы: проведение ресурсных испытаний экспериментальных тепловыделяющих сборок с низкообогащенным ядерным топливом, экспериментальное и расчетное исследование нейтронно-физических и энергетических параметров исследовательского ядерного реактора ВВР-К при загрузке его активной зоны экспериментальными тепловыделяющими сборками. Методы исследования: внутриреакторные измерения, численное моделирование нейтронно-физических процессов в реакторных установках, численные эксперименты в сопровождение внутриреакторных испытаний, сравнительный анализ контролируемых технологических параметров и результатов численных экспериментов. Результаты: проведены ресурсные испытания экспериментальных тепловыделяющих сборок, определены изменения технологических параметров исследовательского ядерного реактора ВВР-К, вызванные конверсией активной зоны на низкообогащенное урановое топливо, подтверждена пригодность тепловыделяющих сборок новой конструкции для эксплуатации в реакторе ВВР-К. В процессе испытаний проведена оптимизация перегрузок топлива в активной зоне и достройка бокового бериллиевого отражателя. Это позволило получить почти линейную зависимость выгорания в опытных тепловыделяющих сборках от времени и значительно сократить продолжительность испытаний. Испытания сопровождались контролем уровня плотности потока нейтронов в облучательном устройстве, мощности опытных тепловыделяющих сборках, мощности реактора и уровня радиоактивности теплоносителя. Проедены расчеты выгорания урана-235 в экспериментальных и штатных тепловыделяющих сборках активной зоны с использованием трехмерного расчетного кода MCU-REA. Продолжительность испытаний экспериментальных сборок составила от 357 до 480 суток. За это время выгорание урана-235 достигло от 49,7 до 60,3 %. | ||
| 330 | |a The urgency of the discussed issue is caused by the need to solve the issue of the possibility of converting cores of the research reactors to low-enriched uranium fuel. The main aim of the study is to carry out life tests of lead test assemblies with low-enriched fuel, experimental and calculation study of neutron-physical and energy parameters of a nuclear research reactor WWR-K when its core is loaded by the lead test assemblies. The methods used in the study: in-pile measurements, numerical simulation of neutron-physical processes in the reactor facilities, numerical experiments in support of in-pile tests, controlled comparative analysis of process parameters and the results of numerical experiments. The results: The authors have carried out life tests with lead test assemblies, defined the changes in technological parameters of a nuclear research reactor WWR-K due to the core conversion to low-enriched uranium fuel, confirmed the suitability of the new design of fuel assemblies for application in the WWR-K. During the testing period the optimization of fuel replacement in the core and completion of a lateral beryllium reflector is performed. It allowed receiving almost linear dependence of burning out in lead test assemblies from time and reducing considerably test duration. The tests were accompanied by control of neutrons flux level in irradiating device, of the lead test assemblies' power, of the reactor power and of coolant radioactivity level. The authors calculated uranium-235 burning out in experimental and regular assemblies of the core using three-dimensional MCU-REA code. The tests of the experimental assemblies went on from 357 to 480 days. During this time uranium-235 burning out reached from 49,7 to 60,3 %. | ||
| 337 | |a Adobe Reader | ||
| 453 | |t Results of the trial of lead test assemblies in WWR-K reactor |o translation from Russian |f F. M. Arinkin [et al.] |c Tomsk |n TPU Press |d 2014 |d 2014 | ||
| 453 | |t Bulletin of the Tomsk Polytechnic University | ||
| 453 | |t Vol. 325, № 4 : Power Engineering | ||
| 461 | 1 | |0 (RuTPU)RU\TPU\book\176237 |t Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ] |f Томский политехнический университет (ТПУ) |d 2000- | |
| 463 | 1 | |0 (RuTPU)RU\TPU\book\296492 |x 1684-8519 |t Т. 325, № 4 : Техника и технологии в энергетике |v [С. 6-15] |d 2014 | |
| 610 | 1 | |a электронный ресурс | |
| 610 | 1 | |a труды учёных ТПУ | |
| 610 | 1 | |a ядерные реакторы | |
| 610 | 1 | |a испытания | |
| 610 | 1 | |a выгорание | |
| 610 | 1 | |a ресурсы | |
| 610 | 1 | |a тепловыделяющая сборка | |
| 610 | |a nuclear reactor | ||
| 610 | |a lead test assemblies | ||
| 610 | |a test | ||
| 610 | |a burn-up | ||
| 610 | |a life-time | ||
| 701 | 1 | |a Аринкин |b Ф. М. |g Федор Михайлович | |
| 701 | 1 | |a Чакров |b П. В. |g Петр Васильевич | |
| 701 | 1 | |a Чекушина |b Л. В. |g Людмила Васильевна | |
| 701 | 1 | |a Гизатулин |b Ш. Х. |g Шамиль Хайрулович | |
| 701 | 1 | |a Колточник |b С. Н. |g Светлана Нухимовна | |
| 701 | 1 | |a Накипов |b Д. А. |g Дархан Абдуламитович | |
| 701 | 1 | |a Шаймерденов |b А. А. |g Асет Абдуллаевич | |
| 701 | 1 | |a Шаманин |b И. В. |c российский физик-ядерщик, специалист в области атомной энергетики |c профессор Томского политехнического университета, доктор физико-математических наук |f 1962- |g Игорь Владимирович |3 (RuTPU)RU\TPU\pers\22022 | |
| 712 | 0 | 2 | |a Институт ядерной физики (ИЯФ) |c (Алматы, Казахстан) |3 (RuTPU)RU\TPU\col\19937 |
| 712 | 0 | 2 | |a Томский политехнический университет |c 1991- |7 ca |8 rus |9 26305 |
| 801 | 2 | |a RU |b 63413507 |c 20190517 |g PSBO | |
| 850 | |a 63413507 | ||
| 856 | 4 | |u http://earchive.tpu.ru/bitstream/11683/5354/1/bulletin_tpu-2014-325-4-01.pdf | |
| 942 | |c CF | ||