Az előadás letöltése folymat van. Kérjük, várjon

Az előadás letöltése folymat van. Kérjük, várjon

Atomerőművi reaktor töltettervezése, fűtőelem átrakás, reaktorfizikai korlátok, indítási mérések Nemes Imre, Beliczai Botond PA Zrt.

Hasonló előadás


Az előadások a következő témára: "Atomerőművi reaktor töltettervezése, fűtőelem átrakás, reaktorfizikai korlátok, indítási mérések Nemes Imre, Beliczai Botond PA Zrt."— Előadás másolata:

1 Atomerőművi reaktor töltettervezése, fűtőelem átrakás, reaktorfizikai korlátok, indítási mérések Nemes Imre, Beliczai Botond PA Zrt

2 Tartalom Üzemanyag cseréről általában Reaktorfizikai korlátok Reaktorfizikai mérések és értékelésük Töltettervezés módszerei és eszközei Pakson

3 Üzemanyag csere általában Ciklikus működésű reaktorok : PWR,BWR 1 ciklus (kampány) hosszát meghatározzák –technológia feltételek, gazdaságossági megfontolások –reaktivitás tartalék Reaktivitás tartalék : –friss üzemanyag értékessége : dúsítás, uránsúly, geometria –átlagos kiégés

4 Dúsítás-kiégés-kampányhossz

5 Tipikus VVER-440 töltet

6 Reaktorfizikai korlátok Neutron és hőfizikai paraméterek listája, amelyek a reaktor stacioner állapotát jellemzik Korlátként, keretként szolgálnak, betartásuk szükséges a reaktor biztonságos állapotához Tervezéskor olyan töltetet rakunk össze, hogy ezek a limitek teljesüljenek

7 The way of determination during SA Equilibrium cycle features used as a basis Key parameters of a given analysis were chosen Parameters adjusted to provide conservative results Conservatism include : –Uncertainty of parameter –Deviations in transient cycles Conservatism limited by –acceptance criteria –physical feature of model

8 SABL tables/1 Local power and temperature limits Burnup limits

9 SABL tables/2 Limits of control rod worth Limits on reactivity conditions

10 SABL tables/3 Reactivity feedback coefficient limits

11 Uncertainty determination linear power, subchanel temperature burnup limits : a detailed analysis taking into account material tolerances and calculation errors boron concentration, boron worth, moderator temperature coefficient, control rod worth : deviations between the measured and calculated parameter values. Rest of parameters : benchmark calculations

12 Parameter uncertainties

13 Startup test at NPP Paks

14

15 Start-up test program of NPP Paks

16

17 Measured parameters and acceptance criterias at NPP Paks practice

18 COBRA Töltettervezés módszerei és eszközei Pakson

19 HELIOS application for Paks Generate few-group cross section libraries for C-PORCA 2.0, 5.0, nodal and pin-wise models Validate few-group diffusion codes calculating different test cases

20 HELIOS few-group cross section calculations / Paks specific features 45 (190) -group 2D transport code detailed and flexible geomery developed handling and services few-group parameters for non-multiplying regions as well - no boundary conditions Pin-cells with different spectral position handled separately

21 Geometries for HELIOS calculation

22 CERBER - for refuelling design Fast and effective 3D nodal diffusion model ( C-PORCA 2.0) Interactive WINDOWS surface - Bossy version Different options of automatic optimisation

23 The BOSSY WINDOWS surface for CERBER calculations

24 C-PORCA group 3D diffusion code - combined nodal and pin-wise calculations 20 axial layers, 127 cells/assembly Modules included for data preparations for VERONA system Detailed and continuous validation Developed services

25 Evaluation of C-PORCA results using C-COW output surface

26 C-PORCA 5.0 V&V  mathematical benchmarks  HELIOS tests : nodal and pinwise  MCNP reference calculations  NPP Paks measured data (more then 60 cycles) : global parameters, assembly power distribution  Validation benchmarks : xenon, power distributions, non-measured parameters and cases


Letölteni ppt "Atomerőművi reaktor töltettervezése, fűtőelem átrakás, reaktorfizikai korlátok, indítási mérések Nemes Imre, Beliczai Botond PA Zrt."

Hasonló előadás


Google Hirdetések