Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов

Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов

Выполнен анализ адекватности программных компьютерных комплексов ПУЧОК БМ-ДФ и COBRA, предназначенных для расчета основных параметров безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов. Этот расчет основан на определении локальных теплогидравлических параметров потока теплоносителя в стержневых сборках...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Дата:2014
Автори: Фиалко, Н.М., Шараевский, Г.И., Бабак, С.В., Шараевская, Е.И.
Формат: Стаття
Мова:Russian
Опубліковано: Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2014
Назва видання:Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
Теми:
Проблеми безпеки атомних електростанцій
Онлайн доступ:http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/113353
Теги: Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов / Н.М. Фиалко, Г.И. Шараевский, С.В. Бабак, Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 34–43. — Бібліогр.: 17 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
id irk-123456789-113353
record_format dspace
spelling irk-123456789-1133532017-02-08T03:02:26Z Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов Фиалко, Н.М. Шараевский, Г.И. Бабак, С.В. Шараевская, Е.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій Выполнен анализ адекватности программных компьютерных комплексов ПУЧОК БМ-ДФ и COBRA, предназначенных для расчета основных параметров безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов. Этот расчет основан на определении локальных теплогидравлических параметров потока теплоносителя в стержневых сборках тепловыделяющих элементов. Представлены результаты сравнения выполненных экспериментов по определению распределения основных теплогидравлических параметров потока в характерных субканалах стержневых сборок тепловыделяющих элементов с данными расчета этих параметров на основе вышеуказанных компьютерных кодов. Особое внимание уделено анализу экспериментальных и расчетных данных по определению условий возникновения кризиса теплоотдачи в стержневых сборках тепловыделяющих элементов. Показана возможность надежного определения критического теплового потока на основе использования указанных двумерных компьютерных кодов. Виконано аналіз адекватності програмних комп’ютерних комплексів ПУЧОК БМ-ДФ та COBRA, що призначені для розрахунку основних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів. Цей розрахунок засновано на визначенні локальних теплогідравлічних параметрів потоку теплоносія у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Представлено результати порівняння виконаних експериментів з визначення роз- поділу основних теплогідравлічних параметрів потоку у характерних субканалах стрижневих збірок тепловиділяючих елементів з даними розрахунку цих параметрів на основі вищевказаних комп’ютерних кодів. Особливу увагу приділено аналізу експериментальних та розрахункових даних щодо визначення умов виникнення кризи тепловіддачі у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Показано можливість надійного визначення критичного теплового потоку на основі використання зазначених двомірних комп’ютерних кодів. This article gives an analysis of the adequacy of computer software systems FASCICLE BM-DF and COBRA, which are designed to calculate the main parameters of the safety of water-cooled nuclear reactors. This calculation is based on determining the local thermal-hydraulic parameters of the flow of coolant in the fuel rod assembled elements. In this article introduced the results of the comparison of experiments performed to determine the distribution of the main thermal-hydraulic flow parameters characteristic of subchannels of fuel rod assembled elements with the data for calculating these parameters on the basis of declared computer codes. Particular attention is paid to the analysis of experimental and calculated data, by definition, burnout in rod fuel assembled elements. It the article is shown the possibility of a reliable determination of this important parameter of a nuclear reactor safety through the use of twodimensional computer code FASCICLE BM-DF and COBRA. 2014 Article Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов / Н.М. Фиалко, Г.И. Шараевский, С.В. Бабак, Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 34–43. — Бібліогр.: 17 назв. — рос. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/113353 621.039.586:[536+539.1 ru Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection DSpace DC
language Russian
topic Проблеми безпеки атомних електростанцій
Проблеми безпеки атомних електростанцій
spellingShingle Проблеми безпеки атомних електростанцій
Проблеми безпеки атомних електростанцій
Фиалко, Н.М.
Шараевский, Г.И.
Бабак, С.В.
Шараевская, Е.И.
Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов
Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
description Выполнен анализ адекватности программных компьютерных комплексов ПУЧОК БМ-ДФ и COBRA, предназначенных для расчета основных параметров безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов. Этот расчет основан на определении локальных теплогидравлических параметров потока теплоносителя в стержневых сборках тепловыделяющих элементов. Представлены результаты сравнения выполненных экспериментов по определению распределения основных теплогидравлических параметров потока в характерных субканалах стержневых сборок тепловыделяющих элементов с данными расчета этих параметров на основе вышеуказанных компьютерных кодов. Особое внимание уделено анализу экспериментальных и расчетных данных по определению условий возникновения кризиса теплоотдачи в стержневых сборках тепловыделяющих элементов. Показана возможность надежного определения критического теплового потока на основе использования указанных двумерных компьютерных кодов.
format Article
author Фиалко, Н.М.
Шараевский, Г.И.
Бабак, С.В.
Шараевская, Е.И.
author_facet Фиалко, Н.М.
Шараевский, Г.И.
Бабак, С.В.
Шараевская, Е.И.
author_sort Фиалко, Н.М.
title Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов
title_short Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов
title_full Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов
title_fullStr Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов
title_full_unstemmed Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов
title_sort проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ввэр на основе современных версий теплогидравлических кодов
publisher Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
publishDate 2014
topic_facet Проблеми безпеки атомних електростанцій
url http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/113353
citation_txt Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов / Н.М. Фиалко, Г.И. Шараевский, С.В. Бабак, Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 34–43. — Бібліогр.: 17 назв. — рос.
series Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
work_keys_str_mv AT fialkonm problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversijteplogidravličeskihkodov
AT šaraevskijgi problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversijteplogidravličeskihkodov
AT babaksv problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversijteplogidravličeskihkodov
AT šaraevskaâei problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversijteplogidravličeskihkodov
first_indexed 2024-03-30T09:26:47Z
last_indexed 2024-03-30T09:26:47Z
_version_ 1796149980872835072

Схожі ресурси