Оценка возможностей корреляционного метода для определения параметров двухфазного теплоносителя в активной зоне ВК-50

И. И. Семидоцкий, С. Н. Антонов, В. А. Жителев, Н. П. Котов, В. М. Махин, Б. В. Кебадзе, В. А. Шурупов

Аннотация


Представлены результаты измерения скорости распространения по высоте активной зоны корпусного кипящего реактора ВК-50 малых возмущений потока нейтронов. Метод измерения основан на оценке времени запаздывания сигнала между аксиально расположенными чувствительными элементами подвижного двойного детектора прямой зарядки. Результаты измерений сравниваются с расчетными данными для параметров двухфазного теплоносителя в измеряемых каналах. Показано, что результаты измерений наиболее близки расчетным данным для скорости движения межфазной поверхности.

Полный текст:

PDF

Литература


Chaudhary V., Kulkarni A., Arora K. e.a. Determination of mass flow rates from measured in-core two-phase flow transit times in a boiling water reactor. - J. Nucl. Sci. Technol., 1995, v. 32, № 5, p. 415-424.

Hagen T. Stability monitoring of a natural-circulation-cooled boiling water reactor. Doctoral Thesis. Delft University of Technology, 1989.

Лещенко Ю.И., Садулин В.П., Семидоцкий И.И. Система контроля энерговыделения в активной зоне кипящего реактора. - Атомная энергия, 1987, т. 63, вып. 6, с. 410-412.

Wach D. Ermittlung Lokaler Dumpfblasen Geshmindigkeiten Rauschsignalen von Incore-Ionistionskammern. - Atomwirshaft, 1973, № 6, S. 580-582.

Seifritz W., Cioli F. On-load monitoring of local steam velocity in BWR cores by neutron noise analysis. - Trans. Am. Nucl. Soc., 1973, v. 17, p. 451-453.

Ando Y., Naito N., Tanabe A. e.a. Void detection in BWR by noise analysis. - J. Nucl. Sci. Technol., 1975, v. 12, № 9, p. 597-599.

Akcasu A.Z. Mean squre instability in boiling reactors. - Nucl. Sci. Engng, 1961, v. 10, № 4, p. 337-345.

Wach D. Investigation of the joint effect of local and global driving sources in incore-neutron noise meathurements. - Atomkernenergy, 1974, v. 23, № 4, p. 244-250.

Аркадов Г.В., Овчаров О.В., Павелко В.И. и др. Измерение расхода теплоносителя через топливный канал ВВЭР-440 по флюктуациям сигналов датчика прямого заряда. - Атомная энергия, 2001, т. 91, вып. 3, с. 167-174.

Nash G. An appraisal of subcooled boiling and slip ratio from measurements made in the Lingen boiling water reactor. - Nucl. Technol., 1980, v. 5, p. 13-20.

Naito N., Ando Y., Yamamoto F. e.a. Estimation of fuel channel inlet flow rate by noise analysis. - J. Nucl. Sci. Technol., 1980, v. 17, № 5, p. 351-358.

Analytis G., Lübbesmeyer D. Studies of annular flows in an air-water loop by stochastic analysis techniques. - Trans. Am. Nucl. Soc., 1983, v. 45, p. 845-846.

Analytis G., Lübbesmeyer D. Two-phase flow velocity measurements in the upper part of a BWR. - Ibid., 1983, v. 45, p. 846-847.

Analytis G., Lubbesmeyer D. Nonintrusive velocity measurements in BWR string between four unequally rated bundles. - Ibid., 1984, v. 47, p. 522-524.

Колесов В.Ф., Леппик П.А., Павлов С.П. и др. Динамика ядерных реакторов. Под ред. Я.В. Шевелева. М.: Энергоатомиздат, 1990.

Lübbesmeyer D. On the physical meaning of the fluid velocity measured in BWRs by noise analysis. - Ann. Nucl. Energy, 1983, v. 10, № 5, p. 233-241.

Павелко В.И. Новые спектральные методы оценки времени запаздывания в реакторно-шумовых исследованиях. - Атомная энергия, 1987, т. 63, вып. 4, с. 268-269.

Кебадзе Б.В. Анализ статистической погрешности и оптимизация корреляционных расходомеров. - Там же, 1984, т. 56, вып. 1, с. 15-20.

RELAP5/mod3.3 Code Manual, V. I. Code Structure, System Models and Solution Methods. NUREG/CR-5535, Idaho, 2003.

Семидоцкий И.И. Опыт применения теплогидравлического кода RELAP5/mod3.2 для моделирования статических и динамических режимов корпусного кипящего реактора ВК-50. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2005, вып. 1, с. 28-38.

Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.