Filters
Results 1 - 10 of 27
Results 1 - 10 of 27.
Search took: 0.043 seconds
| Sort by: date | relevance |
No abstract available
Source
AO «Gosudarstvennyj Nauchnyj Tsentr Rossijskoj Federatsii — Fiziko-Ehnergeticheskij Inst. imeni A.I. Lejpunskogo», Obninsk (Russian Federation); 78 p; ISBN 978-5-907108-06-6; 
; 2018; p. 43; Scientific-technical conference 'Neutron-physical problems of nuclear power'; Nauchno-tekhnicheskaya konferentsiya «Nejtronno-fizicheskie problemy atomnoj ehnergetiki»; Obninsk (Russian Federation); 28-30 Nov 2018; 2 refs.
; 2018; p. 43; Scientific-technical conference 'Neutron-physical problems of nuclear power'; Nauchno-tekhnicheskaya konferentsiya «Nejtronno-fizicheskie problemy atomnoj ehnergetiki»; Obninsk (Russian Federation); 28-30 Nov 2018; 2 refs.
No abstract available
Source
Federal'noe Agentstvo po Atomnoj Ehnergii, Moscow (Russian Federation); Federal'noe Gosudarstvennoe Unitarnoe Predpriyatie Opytnoe Konstruktorskoe Byuro GIDROPRESS, Podol'sk, Moskovskaya Obl. (Russian Federation); 121 p; ISBN 978-5-94883-072-8; ; 2007; p. 77; 5. International scientific and technical conference Safety assurance for NPP with WWER; 5-ya Mezhdunarodnaya nauchno-tekhnicheskaya konferentsiya Obespechenie bezopasnosti AEhS s VVEhR; Podol'sk, Moskovskaya Obl. (Russian Federation); 29 May - 1 Jun 2007
; 2007; p. 77; 5. International scientific and technical conference Safety assurance for NPP with WWER; 5-ya Mezhdunarodnaya nauchno-tekhnicheskaya konferentsiya Obespechenie bezopasnosti AEhS s VVEhR; Podol'sk, Moskovskaya Obl. (Russian Federation); 29 May - 1 Jun 2007
[en] Realistic modeling of heat transfer in fuel rods is very important for coupled computer codes, because temperature-coefficient feedback is responsible for interfaces between neutronic and thermal-hydraulic parameters of WWER reactor core. Key parameters for fuel temperature calculations such as fuel-clad gap and fuel thermal conduction greatly vary with burnup. The problem is in that they are modeled in modern codes or measured in un-loaded fuel with heavy uncertainty. The paper analyzes the sensitivity of core thermal and neutronic calculations to the above-mentioned uncertainty. The study is carried out on the basis of SAPFIR95andRC program package. Heat transfer in fuel is described with a numerical model which considers the following processes in fuel: - thermal expansion; - fuel swelling and cladding creep; - degradation of fuel thermal conduction and change of gap conductance. The calculation of the fuel effective temperature accounts for asymmetric disposition of pellets in rods. Experiments on excitation of free axial xenon oscillations highly sensitive to fuel temperature-coefficient feedback were used for model verification (Authors)
Source
Vidovszky, Istvan (Kiadja az MTA KFKI Atomenergia Kutatointezet, H-1525 Budapest 114, P.O.Box 49 (Hungary)); VUJE, Inc., 918 64 Trnava (Slovakia); KFKI Atomic Energy Research Institute, Reactor Analysis Laboratory, H-1525 Budapest 114, POB 49 (Hungary); Russian Research Center 'Kurchatov Institute', 1, Kurchatov sq., 123182 Moscow (Russian Federation); State Scientific and Technical Centre on Nuclear and Radiation Safety, 35-37 Radgospna street, 03142 Kyiv-142 (Ukraine); Paks NPP Ltd., 7031 Paks (Hungary); Nuclear Research Institute Rez plc, CZ-250 68 Husinec-Rez, cp.130 (Czech Republic); Skoda JS a.s., Orlik 266, 31606 Plzen (Czech Republic); Fortum Nuclear Services Ltd., Rajatorpantie 8, Vantaa, POB 10-FIN-00048 FORTUM (Finland); Kozloduy NPP plc, Kozloduy 3321 (Bulgaria); FSUE OKB 'GIDROPRESS', 142103 Moscow region, 21 Ordzhonikidze street, Podolsk (Russian Federation); 492 p; ISBN 963-372-636-5; ; Nov 2007; p. 873-882; 17. Atomic Energy Research Symposium on WWER Physics and Reactor Safety; Yalta, Crimea (Ukraine); 23-29 Sep 2007; Also available from VUJE, Inc., Okruzna 5, 918 64 Trnava (SK); 7 refs.; 9 figs.
; Nov 2007; p. 873-882; 17. Atomic Energy Research Symposium on WWER Physics and Reactor Safety; Yalta, Crimea (Ukraine); 23-29 Sep 2007; Also available from VUJE, Inc., Okruzna 5, 918 64 Trnava (SK); 7 refs.; 9 figs.
No abstract available
Source
AO «Gosudarstvennyj Nauchnyj Tsentr Rossijskoj Federatsii — Fiziko-Ehnergeticheskij Inst. imeni A.I. Lejpunskogo», Obninsk (Russian Federation); 78 p; ISBN 978-5-907108-06-6; ; 2018; p. 41-42; Scientific-technical conference 'Neutron-physical problems of nuclear power'; Nauchno-tekhnicheskaya konferentsiya «Nejtronno-fizicheskie problemy atomnoj ehnergetiki»; Obninsk (Russian Federation); 28-30 Nov 2018; 4 refs.
; 2018; p. 41-42; Scientific-technical conference 'Neutron-physical problems of nuclear power'; Nauchno-tekhnicheskaya konferentsiya «Nejtronno-fizicheskie problemy atomnoj ehnergetiki»; Obninsk (Russian Federation); 28-30 Nov 2018; 4 refs.
[en] Using modeled WWER cram rod drop experiments, performed at the Rostov NPP, as an example, the influence of delayed neutron parameters on the modeling results was investigated. The delayed neutron parameter values were taken from both domestic and foreign nuclear databases. Numerical modeling was carried out on the basis of SAPFIR95andWWERrogram package. Parameters of delayed neutrons were acquired from ENDF/B-VI and BNAB-78 validated data files. It was demonstrated that using delay fraction data from different databases in reactivity meters led to significantly different reactivity results. Based on the results of numerically modeled experiments, delayed neutron parameters providing the best agreement between calculated and measured data were selected and recommended for use in reactor calculations (Authors)
Source
Vidovszky, Istvan (Kiadja az MTA KFKI Atomenergia Kutatointezet, H-1525 Budapest 114, P.O.Box 49 (Hungary)); VUJE, Inc., 918 64 Trnava (Slovakia); KFKI Atomic Energy Research Institute, Reactor Analysis Laboratory, H-1525 Budapest 114, POB 49 (Hungary); Russian Research Center 'Kurchatov Institute', 1, Kurchatov sq., 123182 Moscow (Russian Federation); State Scientific and Technical Centre on Nuclear and Radiation Safety, 35-37 Radgospna street, 03142 Kyiv-142 (Ukraine); Paks NPP Ltd., 7031 Paks (Hungary); Nuclear Research Institute Rez plc, CZ-250 68 Husinec-Rez, cp.130 (Czech Republic); Skoda JS a.s., Orlik 266, 31606 Plzen (Czech Republic); Fortum Nuclear Services Ltd., Rajatorpantie 8, Vantaa, POB 10-FIN-00048 FORTUM (Finland); Kozloduy NPP plc, Kozloduy 3321 (Bulgaria); FSUE OKB 'GIDROPRESS', 142103 Moscow region, 21 Ordzhonikidze street, Podolsk (Russian Federation); 492 p; ISBN 963-372-636-5; ; Nov 2007; p. 909-915; 17. Atomic Energy Research Symposium on WWER Physics and Reactor Safety; Yalta, Crimea (Ukraine); 23-29 Sep 2007; Also available from VUJE, Inc., Okruzna 5, 918 64 Trnava (SK); 5 refs.; 5 figs.; 1 tab.
; Nov 2007; p. 909-915; 17. Atomic Energy Research Symposium on WWER Physics and Reactor Safety; Yalta, Crimea (Ukraine); 23-29 Sep 2007; Also available from VUJE, Inc., Okruzna 5, 918 64 Trnava (SK); 5 refs.; 5 figs.; 1 tab.
No abstract available
Source
AO «Gosudarstvennyj Nauchnyj Tsentr Rossijskoj Federatsii — Fiziko-Ehnergeticheskij Inst. imeni A.I. Lejpunskogo», Obninsk (Russian Federation); 108 p; ISBN 978-5-907108-18-9; ; 2019; p. 87; Scientific-technical conference ''Neutron-physical problems of atomic energy''; Nauchno-tekhnicheskaya konferentsiya «Nejtronno-fizicheskie problemy atomnoj ehnergetiki»; Obninsk (Russian Federation); 27-29 Nov 2019
; 2019; p. 87; Scientific-technical conference ''Neutron-physical problems of atomic energy''; Nauchno-tekhnicheskaya konferentsiya «Nejtronno-fizicheskie problemy atomnoj ehnergetiki»; Obninsk (Russian Federation); 27-29 Nov 2019
[en] The paper presents the results of the numerical investigations which allow establishing the relationship between the measured damping decrement and the parameters of spent fuel storage's nuclear safety. The compacted fragments in the spent-fuel storage shall contain only spent fuel with the burnup depth not lower than the limiting value, when the nuclear safety requirements are still met
[ru]
В статье представлены результаты расчетных исследований, на основе которых установлена связь измеренного декремента затухания с параметрами, позволяющими сделать заключение о ядерной безопасности хранилища отработанного ядерного топлива. В уплотненных фрагментах хранилища должно размещаться только топливо с выгоранием не ниже предельного, для которого еще выполняются требования ядерной безопасностиJournal
Voprosy Atomnoj Nauki i Tekhniki. Seriya: Yaderno-Reaktornye Konstanty; ISSN 2414-1038; ; (no.2); p. 61-66
; (no.2); p. 61-66
[en] The paper focuses on the methodological aspects of reactivity measurements in experiments on insertion and withdrawal of control rods at a critical facility with small gas cooled fast reactor core. Reactivity in the experiments was measured by an inverse solution of kinetics equation. The critical state of the facility was achieved and reactivity measurement experiments were conducted using an external constant neutron source. The authors discuss the influence of delayed neutron and external neutron source parameters, spatial effect, and interference of control rods on the experiment results. Results of experiment simulations obtained with the SAPFIRRF&RC code are used to include the methodology considerations of the experiments in the comparison against results of precision calculations performed by the Monte Carlo method with the MCU-FR code. The numerical simulation of the reactivity measurement experiments was carried out by calculating the neutron flux density in excore detectors located around the outside perimeter of the reflector. For this critical facility, it is found that the use of delayed neutron parameters from BNAB-78 and ROSFOND libraries gives the best agreement with the reactivity measurement results. The results of measurement simulations show that the simulation model represents the experimentally determined dependency of reactivity on the positions of detectors and inserted control rods. Therefore, the results of control rod worth calculations can be used for correction of experimental data to avoid uncertainty due to spatial effect. Experiments with withdrawal of control rods were used when selecting a neutron source for a reactivity meter. The neutron source selection procedure was carried out in two steps. In the first (preliminary) step, the condition of constant reactivity after the end of control rod motion was checked. In the second (finalizing) step, experiments for determining the differential worth of control rods at different withdrawal positions (method of “excursion” with two periods) were used. Numerical simulation results were used to consider the interference effect. The proposed method and simulation model allow for a very accurate and proper comparison between results of reactivity calculations with MCU-FR program and experimental data.
[ru]
Представлены методические особенности измерений реактивности в экспериментах со сбросом и извлечением рабочих органов системы управления и защиты на критическом стенде с активной зоной малогабаритного газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах. Измерение реактивности проводилось методом обращенного решения уравнения кинетики. Выход в критическое состояние и эксперименты по измерению реактивности на критическом стенде проводились при наличии постоянного внешнего источника нейтронов. Рассмотрено влияние на результаты экспериментов параметров запаздывающих нейтронов, внешнего источника нейтронов, пространственного эффекта и эффекта интерференции рабочих органов системы управления и защиты. Предложено использовать результаты моделирования экспериментов, полученных на основе комплекса программ САПФИРРФ&RC для учета методических особенностей экспериментов при сопоставлении с результатами прецизионных расчетов, выполненных методом Монте-Карло по программе MCU-FR. Моделирование экспериментов по измерению реактивности проводилось путем расчета плотности потока нейтронов внезонных детекторов, расположенных по внешнему периметру отражателя. Для данного критического стенда установлено, что параметры запаздывающих нейтронов из библиотек БНАБ-78 и РОСФОНД дают наилучшее согласие с результатами измерений реактивности. Результаты моделирования измерений показали, что расчетная модель воспроизводит зафиксированную на опыте зависимость реактивности от расположения детекторов и сбрасываемых рабочих органов системы управления и защиты. Это дало основание использовать результаты расчета эффективности рабочих органов системы управления и защиты для коррекции экспериментальных данных, чтобы исключить неопределенность, связанную с влиянием пространственного эффекта. При подборе источника нейтронов в реактиметре использовались эксперименты с извлечением рабочих органов системы управления и защиты. Подбор источника нейтронов осуществлялся в два этапа. На первом (предварительном) этапе контролировалось условие постоянства реактивности после окончания перемещения рабочих органов системы управления и защиты. На втором этапе для уточнения выбора в реактиметре источника нейтронов были использованы эксперименты по определению дифференциальной эффективности рабочих органов системы управления и защиты при их извлечении на разную величину (метод «разгона» с двумя периодами). Для учета эффекта интерференции использовались результаты расчетного моделирования. Предложенная методика и расчетная модель позволяют с высокой точностью корректно сопоставить результаты расчетов реактивности по программе MCU-FR с экспериментальными данными.Journal
Voprosy Atomnoj Nauki i Tekhniki. Seriya: Yaderno-Reaktornye Konstanty; ISSN 2414-1038; ; (no.2); p. 125-138
; (no.2); p. 125-138
[en] Paper presents a model and the results of calculated estimations of subcriticality of a device for localization of the destructed WWER-1000 reactor core melt. One determined the limiting (with highest multiplying properties) structures of corium and states of coolant. One determined the conditions ensuring reliable subcriticality at various options of filling of a melt localizing device with iron and aluminium oxide base sacrificial material
[ru]
Представлены модель и результаты расчетных оценок подкритичности устройства локализации расплава разрушенной активной зоны реактора ВВЭР-1000. Найдены предельные (с наибольшими размножающимися свойствами) структуры кориума и состояния теплоносителя. Определены условия, при которых обеспечивается надежная подкритичность при различных вариантах заполнения устройства локализации расплава жертвенным материалом на основе оксидов железа и алюминияJournal
| 1 | 2 | 3 | Next |