نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155 ،تهران- ایران

2 دانشکده فنی مهندسی دانشگاه آزاد اسلامی، واحد علوم و تحقیقات، صندوق پستی: 775-14515، تهران، ایران

10.24200/nst.2021.1310

چکیده

در این مقاله از روش جدیدی برای اندازه‌­گیری ضریب راکتیویته دمایی و توان استفاده شد. در این روش میزان تغییرات راکتیویته کل قلب رآکتور در اثر افزایش دما یا توان به‌­طور مستقیم و مستقل از ارزش و موقعیت میله­‌های کنترل محاسیه می­‌گردد. این موضوع باعث کاهش خطا نسبت به روش اندازه­‌گیری از طریق موقعیت میله‌­های کنترل شد. استفاده از این روش کاملا جدید بوده و گزارش یا مقاله‌­ای در این زمینه گزارش نشده است. افزایش توان قلب باعث اعمال راکتیویته منفی در اثر فیدبک­‌های دمایی می­‌شود و بالعکس خنک­­ کردن قلب باعث اعمال راکتیویته مثبت می‌­شود. در این روش ابتدا رآکتور در حالت خنک­کنندگی طبیعی در یک توان ثابت بحرانی می‌­شود، سپس بعد از مدتی که تعادل گرمایی نسبی برقرار شد، با باز کردن شیر پروانه­­‌ای رآکتور رژیم خنک­کنندگی از حالت طبیعی به حالت اجباری تغییر داده می‌­شود. بدیهی است با برقراری جریان خنک­‌کنندگی در زمان کوتاه تمام گرمای تولید شده در قلب در اثر گردش طبیعی به یک­باره از بین رفته و یک راکتیویته مثبت معادل با توان رآکتور تزریق می­‌شود. تزریق این مقدار راکتیویته باعث افزایش توان رآکتور می­‌شود. با اندازه­‌گیری زمان دو برابر شدن توان، مقدار راکتیویته تزریقی با استفاده از معادله inhour به‌­دست می­‌آید. متوسط ضریب راکتیویته توان در محدوده آزمایش‌های انجام شده در حدود pcm/KW 02/1 اندازه‌­گیری شد که مقدار آن هم با نتایج مطالعات قبلی و هم نتایج شبیه­‌سازی‌­ها سازگار است.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Measurement of power reactivity coefficients using In-hour equation in Tehran Research Reactor

نویسندگان [English]

  • A. lashkari 1
  • M. Alikhani 2
  • R. Ahangari 1
  • R. Saberi 1

1 Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O.Box: 14155-1339, Tehran- Iran

2 Faculty of engineering Islamic azad university, research and science branch, P.O.Box: 14515-757, Tehran- Iran

چکیده [English]

This paper uses a new technique to measure the power and temperature reactivity coefficients. In this method, the core reactivity changes due to the modifications in the power or temperature directly. The values of these coefficients are independent of the worth and positions of the control rods. This method is completely new and no report or article has been reported in this field. Increasing the core power causes negative reactivity due to the temperature feedback, and cooling the core makes positive reactivity. In this method, TRR is critical at constant power in natural cooling mode. After getting a relative equilibrium in inlet and outlet coolant temperature, the fly valve of the reactor is opened, so that the cooling mode of TRR changes from natural to the forced mode. Obviously, by establishing a cooling flow in a short time, all produced heat in the natural mode is removed by forced, then a positive reactivity is inserted. As a result, the positive reactivity increases the reactor power. By measuring the doubling time of the power growing, the value of the inserted reactivity is obtained using inhour equation in each initial power. The mean value of the power reactivity coefficient in TRR is about 1.02 pcm / kW that agrees with both results of the previous and recent simulations.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Research reactors
  • power reactivity coefficient
  • Temperature reactivity coefficients
  • natural cooling
  • MTR_PC code
1.   E. Simon,‌ MTR-type nuclear reactor safety analysis ,A Thesis Submitted to the School of Graduate Studies in Partial Fulfilment of the Requirements for the Degree Doctor of philosophy‌, McMaster University February (2006)‌.

 

2.   P. Souza, et al.,‌ reactivity power coefficient determination of the ipr-r1 triga reactor. In 3rd world triga users conference august (2009).

 

3.  A. Lashkari, M. Alikhani, Measurement and calculation of power and temperature coefficients of TRR using isothermal method in natural circulation, Iranian Physic Conference, Yazd university, 2016 (in Persian)

 

4.  A. Lashkari,‌ Reactivity power and temperature Coefficients Determination of the TRR,‌ 24 International Conference Nuclear Energy for New Europe, Portoroz Slovenia, NENE, 2015

 

5.  AEOI,‌ Safety Analysis Report for the Tehran Research Reactor,‌ Tehran-Iran, (2018).

 

6.   AEOI,‌ Nuclear Reactor and Safety School, TRR experiments Guide

 

 

7.    A. Lashkari et al,‌ Effective delayed neutron fraction and prompt  neutron lifetime of Tehran research reactor mixed-core,‌ Annals of nuclear energy 55 ,265-271, (2013).

 

8.  Pablo Abbate ,INVAP, CONVEX V 3.40,.,‌ A program for thermal-hydraulic analysis of a MTR-type core in natural circulation regime. (2002)

 

9.   Yari, Maedeh, et al,‌ Three dimensional analysis of temperature effect on control rod worth in TRR. Nuclear Engineering and Technology 50.8 1266-1276. (2018):

 

‌10.  T‌. M‌A‌K‌M‌A  et al. Validation of the Stable Period Method Against Analytic Solution – IGORR conference, 2017
1.   E. Simon,‌ MTR-type nuclear reactor safety analysis ,A Thesis Submitted to the School of Graduate Studies in Partial Fulfilment of the Requirements for the Degree Doctor of philosophy‌, McMaster University February (2006)‌.
 
2.   P. Souza, et al.,‌ reactivity power coefficient determination of the ipr-r1 triga reactor. In 3rd world triga users conference august (2009).
 
3.  A. Lashkari, M. Alikhani, Measurement and calculation of power and temperature coefficients of TRR using isothermal method in natural circulation, Iranian Physic Conference, Yazd university, 2016 (in Persian)
 
4.  A. Lashkari,‌ Reactivity power and temperature Coefficients Determination of the TRR,‌ 24 International Conference Nuclear Energy for New Europe, Portoroz Slovenia, NENE, 2015
 
5.  AEOI,‌ Safety Analysis Report for the Tehran Research Reactor,‌ Tehran-Iran, (2018).
 
6.   AEOI,‌ Nuclear Reactor and Safety School, TRR experiments Guide
 
 
7.    A. Lashkari et al,‌ Effective delayed neutron fraction and prompt  neutron lifetime of Tehran research reactor mixed-core,‌ Annals of nuclear energy 55 ,265-271, (2013).
 
8.  Pablo Abbate ,INVAP, CONVEX V 3.40,.,‌ A program for thermal-hydraulic analysis of a MTR-type core in natural circulation regime. (2002)