Розрахунок фізики реактора і термомеханічних характеристик топливних стрижнів, що знаходяться поряд з поглиначами в реакторі ВВЕР-440
The WER-440 absorber withdrawal can lead to relatively large local power increase. In spite of the Hf shielding, the largest local power changes can frequently occur next to the absorber, which can lead to an increased hoop stress and fatigue of the cladding. The paper is summarizing the related rea...
Збережено в:
| Дата: | 2007 |
|---|---|
| Автори: | , , , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2007
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1071 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1071 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-10712024-03-28T12:17:30Z Calculation of the Reactor Physics and Thermal Mechanics Characteristics of the Fuel Rods Next to the VVER-440 Absorber Assembly Розрахунок фізики реактора і термомеханічних характеристик топливних стрижнів, що знаходяться поряд з поглиначами в реакторі ВВЕР-440 Keresztúri, A. Griger, Á. Maráczy, Cs. Hegyi, Gy. Hordósy, G. Temesvári, E. The WER-440 absorber withdrawal can lead to relatively large local power increase. In spite of the Hf shielding, the largest local power changes can frequently occur next to the absorber, which can lead to an increased hoop stress and fatigue of the cladding. The paper is summarizing the related reactor physics methods, applied in the KARATE code system and in the supporting by Monte Carlo calculations. The validation procedure using measurements and Monte Carlo results is also detailed. The reactor physics results were used in the further stress and fatigue thermal mechanics calculations. The FUROM code was applied for this purpose. The FUROM results are utilized to evaluate the WER-440 maneuvering capability meanwhile the influence of the Hf shielding is pointed out. Видалення поглиначів в реакторі ВВЕР-440 може привести до відносно великого локального зростання енерговиділення. Не дивлячись на екранування Hf часто можливе виникнення великих змін у локальному енерговиділенні поряд з поглиначем, що може призвести до підвищення кільцевого напруження і втоми оболонки ТВЕЛу. У статті наведена підсумкова інформація про методи, пов'язані з фізикою реактора, застосовані в системі кодів KARATE і в підтримку проведення розрахунків з використанням коду Monte Carlo. Також в статті детально описана процедура проведення валідацїї з використанням вимірювань і розрахунків, отриманих за допомогою коду Monte Carlo. Результати розрахунку фізики реактора були використані при подальших термомеханічних розрахунках на міцність і втому. Для цієї мети також був використаний код FUROM. Результати проведення розрахунків із застосуванням коду FUROM були використані для оцінки здібності до маневрування реактора ВВЕР-440 з урахуванням впливу екранування Hf. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2007-06-28 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1071 Nuclear and Radiation Safety; Vol 10 No 3 (2007): Nuclear and Radiation Safety; 22-32 Ядерна та радіаційна безпека; Том 10 № 3 (2007): Ядерна та радіаційна безпека; 22-32 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1071/776 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Keresztúri, A. Griger, Á. Maráczy, Cs. Hegyi, Gy. Hordósy, G. Temesvári, E. |
| spellingShingle |
Keresztúri, A. Griger, Á. Maráczy, Cs. Hegyi, Gy. Hordósy, G. Temesvári, E. Розрахунок фізики реактора і термомеханічних характеристик топливних стрижнів, що знаходяться поряд з поглиначами в реакторі ВВЕР-440 |
| author_facet |
Keresztúri, A. Griger, Á. Maráczy, Cs. Hegyi, Gy. Hordósy, G. Temesvári, E. |
| author_sort |
Keresztúri, A. |
| title |
Розрахунок фізики реактора і термомеханічних характеристик топливних стрижнів, що знаходяться поряд з поглиначами в реакторі ВВЕР-440 |
| title_short |
Розрахунок фізики реактора і термомеханічних характеристик топливних стрижнів, що знаходяться поряд з поглиначами в реакторі ВВЕР-440 |
| title_full |
Розрахунок фізики реактора і термомеханічних характеристик топливних стрижнів, що знаходяться поряд з поглиначами в реакторі ВВЕР-440 |
| title_fullStr |
Розрахунок фізики реактора і термомеханічних характеристик топливних стрижнів, що знаходяться поряд з поглиначами в реакторі ВВЕР-440 |
| title_full_unstemmed |
Розрахунок фізики реактора і термомеханічних характеристик топливних стрижнів, що знаходяться поряд з поглиначами в реакторі ВВЕР-440 |
| title_sort |
розрахунок фізики реактора і термомеханічних характеристик топливних стрижнів, що знаходяться поряд з поглиначами в реакторі ввер-440 |
| title_alt |
Calculation of the Reactor Physics and Thermal Mechanics Characteristics of the Fuel Rods Next to the VVER-440 Absorber Assembly |
| description |
The WER-440 absorber withdrawal can lead to relatively large local power increase. In spite of the Hf shielding, the largest local power changes can frequently occur next to the absorber, which can lead to an increased hoop stress and fatigue of the cladding. The paper is summarizing the related reactor physics methods, applied in the KARATE code system and in the supporting by Monte Carlo calculations. The validation procedure using measurements and Monte Carlo results is also detailed. The reactor physics results were used in the further stress and fatigue thermal mechanics calculations. The FUROM code was applied for this purpose. The FUROM results are utilized to evaluate the WER-440 maneuvering capability meanwhile the influence of the Hf shielding is pointed out. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2007 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1071 |
| work_keys_str_mv |
AT kereszturia calculationofthereactorphysicsandthermalmechanicscharacteristicsofthefuelrodsnexttothevver440absorberassembly AT grigera calculationofthereactorphysicsandthermalmechanicscharacteristicsofthefuelrodsnexttothevver440absorberassembly AT maraczycs calculationofthereactorphysicsandthermalmechanicscharacteristicsofthefuelrodsnexttothevver440absorberassembly AT hegyigy calculationofthereactorphysicsandthermalmechanicscharacteristicsofthefuelrodsnexttothevver440absorberassembly AT hordosyg calculationofthereactorphysicsandthermalmechanicscharacteristicsofthefuelrodsnexttothevver440absorberassembly AT temesvarie calculationofthereactorphysicsandthermalmechanicscharacteristicsofthefuelrodsnexttothevver440absorberassembly AT kereszturia rozrahunokfízikireaktoraítermomehaníčnihharakteristiktoplivnihstrižnívŝoznahodâtʹsâporâdzpoglinačamivreaktorívver440 AT grigera rozrahunokfízikireaktoraítermomehaníčnihharakteristiktoplivnihstrižnívŝoznahodâtʹsâporâdzpoglinačamivreaktorívver440 AT maraczycs rozrahunokfízikireaktoraítermomehaníčnihharakteristiktoplivnihstrižnívŝoznahodâtʹsâporâdzpoglinačamivreaktorívver440 AT hegyigy rozrahunokfízikireaktoraítermomehaníčnihharakteristiktoplivnihstrižnívŝoznahodâtʹsâporâdzpoglinačamivreaktorívver440 AT hordosyg rozrahunokfízikireaktoraítermomehaníčnihharakteristiktoplivnihstrižnívŝoznahodâtʹsâporâdzpoglinačamivreaktorívver440 AT temesvarie rozrahunokfízikireaktoraítermomehaníčnihharakteristiktoplivnihstrižnívŝoznahodâtʹsâporâdzpoglinačamivreaktorívver440 |
| first_indexed |
2024-09-01T17:42:19Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:42:19Z |
| _version_ |
1809016464578969600 |