Модернизация активной зоны реактора может привести к изменению его характеристик. Одной из важных характеристик водо-водяного корпусного кипящего реактора ВК-50 является его устойчивость. Анализ экспериментальных данных по флуктуациям плотности нейтронного потока модернизированной активной зоны реакторной установки ВК-50, непосредственно характеризующих её устойчивость, имеет важное практическое значение. Исследование устойчивости реактора по двум критериям: максимальной мощности ТВС в центре активной зоны и значению объёмного паросодержания — позволяет своевременно оценить состояние активной зоны и обеспечить безопасный режим работы реакторной установки
Ключевые слова: эксперимент; активная зона; модернизация; нейтронно-физическая устойчивость реактора; граница устойчивости; радиационная безопасность; коэффициент затухания автокорреляционной функции флуктуаций плотности нейтронного потока.
EXAMINATION OF THE VK-50 REACTOR UPGRADED CORE STABILITY
© D.P. Protopopov, E.G. Breusova, N.A. Svyatkina, E.V. Sinyavina, S.V. Oreshin (e-mail: bri@niiar.ru)
The upgrading of the reactor core may cause changes in its characteristics. One of the important characteristics of the VK-50 vessel-type boiling water-cooled reactor is its stability. The experimental data analysis based on fluctuations of neutron flux density of the VK-50 upgraded core is of a practical importance since these data characterize the reactor core stability. The examination of the reactor
stability by two criteria, the maximal FA power in the core center and steam void fraction, allow for a timely assessment of the core state as well as for the provision of safe reactor operation.
Key words: experiment, reactor core, upgrading, neutron-physical stability of the reactor, stability margin, radiation safety, attenuation factor of the auto-correlation function of the neutron flux density fluctuation.
