nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2024-2-27-33nuc-629Research ArticleСтатьиЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РЕАКТИВНОСТИ РЕАКТОРА ИВГ.1МEXPERIMENTAL DETERMINATION OF THE TEMPERATURE COEFFICIENT OF THE IVG.1M REACTOR REACTIVITYhttps://orcid.org/0009-0003-0801-3535НуржановЕ. Б.NurzhanovYe. B.

начальник смены службы подготовки и проведения экспериментов на КИР "Байкал-1",

Курчатов

Kurchatov

nurerlan@mail.ruГныряВ. С.GnyryaV. S.

зам. директора по испытаниям,

Курчатов

Kurchatov

slava@nnc.kzАзимхановА. С.AzimkhanovA. S.

начальник КИР 'Байкал-1' (300) - главный инженер КИР,

Курчатов

Kurchatov

azimhanov@nnc.kzДербышевИ. К.DerbyshevI. K.

Курчатов

Kurchatov

ПрозороваИ. В.ProzorovaI. V.

начальник лаборатории нейтронной физики (241),

Курчатов

Kurchatov

prozorova@nnc.kzИркимбековР. А.IrkimbekovR. A.

начальник лаборатории  исследований теплофизических и нейтронно-физических характеристик облучательных установок (222),

Курчатов

Kurchatov

Irkimbekov@nnc.kzПоповЮ. А.PopovYu. A.

заместитель начальника лаборатории нейтронной физики (241),

Курчатов

Kurchatov

Popov@nnc.kzВитюкВ. А.VityukV. A.

заместитель генерального директора по науке,

Курчатов

Kurchatov

vityuk@nnc.kzФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RKKazakhstanРГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»КазахстанRSE “National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan”Kazakhstan202430062024022733Copyright © Нуржанов Е.Б., Гныря В.С., Азимханов А.С., Дербышев И.К., Прозорова И.В., Иркимбеков Р.А., Попов Ю.А., Витюк В.А., 20242024Нуржанов Е.Б., Гныря В.С., Азимханов А.С., Дербышев И.К., Прозорова И.В., Иркимбеков Р.А., Попов Ю.А., Витюк В.А.Nurzhanov Y.B., Gnyrya V.S., Azimkhanov A.S., Derbyshev I.K., Prozorova I.V., Irkimbekov R.A., Popov Y.A., Vityuk V.A.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://journals.nnc.kz/jour/article/view/629

Актуальность исследования связана с безопасностью управления ядерной установкой. Определение температурного коэффициента реактивности (ТКР) экспериментальным путем представляет собой довольно сложную задачу. Одна из основных трудностей заключается в разогреве реактора от двух (или более) источников тепла с различной температурой в течение продолжительного времени, достаточного для изотермического разогрева всех частей реактора. Доказательством изотермического разогрева реактора может быть выравнивание температуры теплоносителя в раздаточном коллекторе (на входе в реактор) и в сливном коллекторе (на выходе из реактора) в течение времени, достаточного для стабилизации критического состояния реактора и соответственно положения регулирующих органов.

Суть метода исследования связана с тем, что при проведении эксперимента по определению ТКР были созданы условия, при которых исключались барометрический (гидродинамический) и мощностной эффекты, влияющие на реактивность исследовательского реактора.

Значимость результатов заключается в том, что для реактора ИВГ.1М ТКР, один из важных параметров оценки безопасности, был определен экспериментальным путем после конверсии реактора с высокообогащенного (ВОУ) на низкообогащенный уран (НОУ) топливо.

The relevance of the study is related to the of nuclear control safety. Determining the temperature coefficient of reactivity (TCR) experimentally is a rather difficult problem. One of the main difficulties is to heat up the reactor from two (or more) heat sources with different temperatures for a long time, sufficient for the isothermal heating of all reactor parts. The proof of the reactor isothermal heating may be the equalization of the coolant temperature in the distribution header (at the reactor inlet) and in the drain header (at the reactor outlet) for a time sufficient to stabilize the reactor critical state and the position of the regulatory authorities accordingly.

The essence of the study method is related to the fact that during the experiment to determine the TCR, the conditions were created under which barometric (hydrodynamic) and power effects affecting the research reactor reactivity were excluded.

The significance of the results is the fact that the TCR, one of the important safety assessment parameters for the IVG.1M reactor, was determined experimentally after the reactor was converted from highly enriched (HEU) to low enriched uranium (LEU) fuel.

реактор ИВГ.1Мреактивностьтемпературный коэффициент реактивностиIVG.1M reactorreactivitytemperature coefficient of reactivityРабота выполнена при финансовой поддержке Комитета науки Министерства науки и высшего образования Республики Казахстан (Проект программно-целевого финансирования BR21882185 «Исследования в поддержку создания и безопасного функционирования атомной электростанции в Республике Казахстан»)Referencesda Silva, R. C. Experimental Estimation of Moderator Temperature Coefficient of the IPEN-MB-01 Reactor // Brazilian Journal of Radiation Sciences. – 2019. – Vol. 7(2B (Suppl.). https://doi.org/10.15392/bjrs.v7i2B.615da Silva, R. C. Experimental Estimation of Moderator Temperature Coefficient of the IPEN-MB-01 Reactor // Brazilian Journal of Radiation Sciences. – 2019. – Vol. 7(2B (Suppl.). https://doi.org/10.15392/bjrs.v7i2B.615M. Yari, A. Lashkari, S.F. Masoudi, M. Hosseinipanah, Three dimensional analysis of temperature effect on control rod worth in TRR // Nuclear Engineering and Technology. – 2018. – Vol. 50. – Issue 8. – P. 1266–1276. https://doi.org/10.1016/j.net.2018.07.020M. Yari, A. Lashkari, S.F. Masoudi, M. Hosseinipanah, Three dimensional analysis of temperature effect on control rod worth in TRR // Nuclear Engineering and Technology. – 2018. – Vol. 50. – Issue 8. – P. 1266–1276. https://doi.org/10.1016/j.net.2018.07.020M Yang, Axial power distribution control in fast nuclear reactor based on proportional spatial-derivative method // Annals of Nuclear Energy. – 2021. – Vol. 150. P. 107800. ISSN 0306-4549, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2020.107800M Yang, Axial power distribution control in fast nuclear reactor based on proportional spatial-derivative method // Annals of Nuclear Energy. – 2021. – Vol. 150. P. 107800. ISSN 0306-4549, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2020.107800O. Safarzadeh, F. Saadatian-Derakhshandeh, A.S. Shirani, Calculation of reactivity coefficients with burn-up changes for VVER-1000 reactor // Progress in Nuclear Energy. – 2015. – Vol. 81. – P. 217–227. ISSN 0149-1970, https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2015.02.006O. Safarzadeh, F. Saadatian-Derakhshandeh, A.S. Shirani, Calculation of reactivity coefficients with burn-up changes for VVER-1000 reactor // Progress in Nuclear Energy. – 2015. – Vol. 81. – P. 217–227. ISSN 0149-1970, https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2015.02.006Sabitova, R.; Popov, Y.; Irkimbekov, R.; Prozorova, I.; Derbyshev, I.; Nurzhanov, E.; Surayev, A.; Gnyrya, V.; Azimkhanov, A. Results of Experiments under the Physical Start-Up Program of the IVG.1M Reactor // Energies. – 2023. – Vol. 16. – P. 6263. https://doi.org/10.3390/en16176263Sabitova, R.; Popov, Y.; Irkimbekov, R.; Prozorova, I.; Derbyshev, I.; Nurzhanov, E.; Surayev, A.; Gnyrya, V.; Azimkhanov, A. Results of Experiments under the Physical Start-Up Program of the IVG.1M Reactor // Energies. – 2023. – Vol. 16. – P. 6263. https://doi.org/10.3390/en16176263Svetachev S.N., Popov Yu.A., Sabitova R.R., Bedenko S.V., Prozorova I.V., Medetbekov B.S. Experimental studies of fission product release from model fuel elements at the physical start-up of the IVG.1M research reactor // Applied Radiation and Isotopes. – 2023. – P. 111023. https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2023.111023Svetachev S.N., Popov Yu.A., Sabitova R.R., Bedenko S.V., Prozorova I.V., Medetbekov B.S. Experimental studies of fission product release from model fuel elements at the physical start-up of the IVG.1M research reactor // Applied Radiation and Isotopes. – 2023. – P. 111023. https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2023.111023Сабитова Р.Р., Попов Ю.А., Иркимбеков Р.А., Прозорова И.В., Беденко С.В. Расчетные и экспериментальные данные о профиле энерговыделения в ТВС реактора ИВГ.1М после снижения обогащения топлива // Вестник НЯЦ РК. – 2023. – No. 1. – P. 83–87. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2023-1-83-87Sabitova R.R., Popov Yu.A., Irkimbekov R.A., Prozorova I.V., Bedenko S.V. Calculated and experimental data on energy release profile in the fuel assembly of the IVG.1M reactor after fuel enrichment reduction // NNC RK Bulletin. – 2023. – No. 1. – P. 83–87. (In Russ.). https://doi.org/10.52676/1729-7885-2023-1-83-87Сериккан, Е. Е. Исследования оптимизации системы охлаждение теплоносителя реактора ИВГ.1М / Е. Е. Сериккан, У. П. Козтаева // Молодые лидеры - 2017: Материалы II Международного конкурса выпускных квалификационных и курсовых работ, Казань, 15 мая 2017 года / Научный редактор А.В. Гумеров. – Казань: «Рóкета Союз», 2017. – С. 79–81. – EDN YQNDSP.Serikkan, E. E. Issledovaniya optimizatsii sistemy okhlazhdenie teplonositelya reaktora IVG.1M / E. E. Serikkan, U. P. Koztaeva // Molodye lidery - 2017: Materialy II Mezhdunarodnogo konkursa vypusknykh kvalifikatsionnykh i kursovykh rabot, Kazan', 15 maya 2017 goda / Nauchnyy redaktor A.V. Gumerov. – Kazan': “Róketa Soyuz”, 2017. – P. 79–81. – EDN YQNDSP. (In Russ.)Wang L, Chen B. and Yao D. Reactivity temperature coefficient evaluation of zirconium hydride fuel element in power reactor // Nucl. Eng. Des. – 2013. – Vol. 257. – P. 61–65.Wang L, Chen B. and Yao D. Reactivity temperature coefficient evaluation of zirconium hydride fuel element in power reactor // Nucl. Eng. Des. – 2013. – Vol. 257. – P. 61–65.Surian Pinem et al. Reactivity Coefficient Calculation for AP1000 Reactor Using the NODAL3 Code // J. Phys.: Conf. Ser. – 2018. – Vol. 962. – P. 012057. https://doi.org/10.1088/1742-6596/962/1/012057Surian Pinem et al. Reactivity Coefficient Calculation for AP1000 Reactor Using the NODAL3 Code // J. Phys.: Conf. Ser. – 2018. – Vol. 962. – P. 012057. https://doi.org/10.1088/1742-6596/962/1/012057Yasuda, H., Akino, F., Yamane, T., & Kaneko, Y. Measurements of temperature coefficient of reactivity of the VHTRC-1 core by the criticality method (IWGGCR–24) // International Atomic Energy Agency (IAEA). – 1991.Yasuda, H., Akino, F., Yamane, T., & Kaneko, Y. Measurements of temperature coefficient of reactivity of the VHTRC-1 core by the criticality method (IWGGCR–24) // International Atomic Energy Agency (IAEA). – 1991.Duderstadt, J.J., Hamilton, L.J. Nuclear Reactor Analysis. – Wiley & Sons, New York. – 1976.Duderstadt, J.J., Hamilton, L.J. Nuclear Reactor Analysis. – Wiley & Sons, New York. – 1976.Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальные методы в физике реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1984. – 272 с.Kazanskiy Yu.A., Matusevich E.S. Eksperimental'nye metody v fizike reaktorov. – Moscow: Energoatomizdat, 1984. – 272 p. (In Russ.)Rose Mary Gomes do Prado Souza, Amir Zacarias Mesquita. Measurements of the isothermal, power and temperature reactivity coefficients of the IPR-R1 TRIGA reactor // Progress in Nuclear Energy. – 2011. – Vol. 53. – Issue 8. – P. 1126–113 1. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2011.06.010Rose Mary Gomes do Prado Souza, Amir Zacarias Mesquita. Measurements of the isothermal, power and temperature reactivity coefficients of the IPR-R1 TRIGA reactor // Progress in Nuclear Energy. – 2011. – Vol. 53. – Issue 8. – P. 1126–113 1. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2011.06.010D.K. Mohapatra, P. Mohanakrishnan. Moderator temperature effect on reactivity in light water moderated experimental reactors // Annals of Nuclear Energy. – 2000. – Vol. 27. – Issue 11. P. 969–983. https://doi.org/10.1016/S0306-4549(99)00104-8D.K. Mohapatra, P. Mohanakrishnan. Moderator temperature effect on reactivity in light water moderated experimental reactors // Annals of Nuclear Energy. – 2000. – Vol. 27. – Issue 11. P. 969–983. https://doi.org/10.1016/S0306-4549(99)00104-8

The authors declare that there are no conflicts of interest present.