Abstract
VVER-440 reactors have been utilized in Slovakia since 1978. So far, the vast majority of their core loadings were designed in VUJE institute. This paper presents a description of the methods and procedures, which have been used for this purpose in the last decade. Main attention is focused on the calculating tools for core refuelling scheme optimization.
Kurzfassung
VVER-440-Reaktoren werden in der Slowakei seit 1978 eingesetzt. Bisher wurde die überwiegende Mehrheit ihrer Kernbeladungen im VUJE-Institut entworfen. Dieses Papier stellt eine Beschreibung der Methoden und Verfahren dar, die in den letzten zehn Jahren zu diesem Zweck eingesetzt wurden. Das Hauptaugenmerk liegt dabei auf den Berechnungswerkzeugen zur Optimierung der Brennelementnachladungen.
References
1 BIPR-7 code, Algorithm description and user manual. (in Russian) RNC “Kurchatovskiy institut”, Moscow, 1995Search in Google Scholar
2 PERMAK code, Algorithm description and user manual. (in Russian) Kurchatov Nuclear Energy Institute, Moscow, 1985Search in Google Scholar
3 Ananyev, J. A.; Bogachev, G. A.: Calculation of power distribution within hexagonal assemblies – SHESTIGRANNIK code. (in Russian) Kurchatov Nuclear Energy Institute, Moscow, 1974Search in Google Scholar
4 Melice, M.: Pressurized Water Reactor Optimal Core Management and Reactivity Profiles. Nucl. Sci. Eng.37 (1969) 451–45710.13182/NSE69-A19119Search in Google Scholar
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