2018-1(26)

Эксплуатация объектов атомной отрасли

Наименование публикацииОПТИМИЗАЦИЯ НЕЙТРОННЫХ ПАРАМЕТРОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР-1200 С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОДА WIMS-ANLS
Авторы© 2018 Юйбинь Сюй
Адреса авторов

Томский государственный университет, Томск, Томская обл., Россия

АннотацияВ статье рассматривается использование кода WIMS-ANL для получения различных значений и максимальных значений эффективного коэффициента размножения нейтронов (Кэф) путем изменения размера охлаждающего радиатора топливной сборки реактора (ВВЭР-1200) и концентрации топлива UO2 (от 1 до 30%).
Ключевые словаВВЭР-1200, WIMS-ANL, решетчатая ячейка, топливная сборка, нейтронные характеристики, реакционная способность, эффективный коэффициент размножения, реакционная способность
ЯзыкАнглийский
Список литературы

[1] J.G Tyror & R. I. Vanghan. An introduction to Neutron kinetics of nuclear power reactor. Second edition: point reactor kinetics. 2011, p. 182. (in English)

[2] W.L. Woodruff, Argonne National Laboratory, USA and L. S. Leo Pando: “Upgrades to the WIMS-ANL Code and Library. Philippine Nuclear Research Institute, Sao Paulo, Brazil, 1998. (in English)

[3] Yoshiaki Oka, Katsuo Suzuki (edited). Nuclear reactor kinematics and plant control. Second edition. Tokyo, Japan, Springer, 2008, pp. 501–519. (in English)

[4] D.M. Titova, et al. Approaches to optimization of the core reactivity coefficient for the ‘master’ heat supply reactor. Obinisky institute of nuclear power engineering, national research university (MEPHI), Russia, 2015. (in English)

[5] Bengt pershagen. Light water reactor safety. Substantially revised and updated edition: Studsvik AB, Nykoping. Springer, 1988, pp. 466. (in English)

[6] Teresa Kulikowska. Reactor lattice transport calculation. Institute of atomic energy, Swierk, Poland, 2000, pp. 19–21.  (in English)

[7] Carl Bergl., et. On measuring and monitoring of reactivity in subcritical reactor systems with Monte Carlo neutronics. KTH School of engineering, Department of physics, Sweden, 2014, pp. 15. (in English)

[8] Dan Gabrial Cancuci. Handbook of nuclear engineering. Vol. 1: Nuclear engineering fundamentals. Springer, 2010, pp 1172. (in English)

[9] Amir Hosein Faidaei, Saeed Serayeshi. Some neutronic calculations for the VVER-1000 using WIMS and Citation code. Anirkabir University of Technology, Iran, 2009. (in English)

[10] Amir Hosein Faidaei, Saeed Serayeshi. Control rod worth calculation for VVER-1000 using SRAC and MC NPS code. Institute nuclear science and Technology, Vietnam, 2012. (in English)

[11] L. Thilagam, C. Sunil Sunny & K.V. Subbaiah. Doppler coefficient of reactivity calculation for different enrichment of uranium oxide. Safety research. Kalpakkam, India, 2000. (in English)

[12] Gert. Jan Auwerda. Investigation of neutrons and heat transfer in gas core reactor, 2009. (in English)

[13] Georgy L. Khorasanov, Anatoly P. Ivanov, Anatoly I. Blokhin. Neutronic and Physical Characteristics of the Ads CoreWith A Lead-208 Coolant. Institute for Physics and Power Engineering, 2007. (in English)

Страницы87 - 95
URL cтраницыАдрес статьи
 Открыть публикацию