Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5
Представлен анализ протекания процессов в бассейне выдержки (БВ) отработанного ядерного топлива при моделировании БВ с использованием компьютерного кода MELCOR 1.8.5 и опций для реакторов BWR и PWR. Переходные процессы рассмотрены для исходного события «Потеря теплоотвода от бассейна выдержки»,...
Збережено в:
| Дата: | 2014 |
|---|---|
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Russian |
| Опубліковано: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2014
|
| Назва видання: | Ядерна та радіаційна безпека |
| Онлайн доступ: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97513 |
| 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: | Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 / А.Л. Коцуба, Ю.Ю. Воробьев // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 2. — С. 3-9. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
irk-123456789-97513 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
irk-123456789-975132016-03-29T03:03:19Z Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 Коцуба, А.Л. Воробьев, Ю.Ю. Представлен анализ протекания процессов в бассейне выдержки (БВ) отработанного ядерного топлива при моделировании БВ с использованием компьютерного кода MELCOR 1.8.5 и опций для реакторов BWR и PWR. Переходные процессы рассмотрены для исходного события «Потеря теплоотвода от бассейна выдержки», определены основные отличия по временным рамкам и процессам в БВ. Наведено аналіз протікання процесів у басейні витримки (БВ) відпрацьованого ядерного палива в процесі моделювання БВ з використанням комп’ютерного коду MELCOR 1.8.5 та опцій для реакторів BWR і PWR. Перехідні процеси розглянуто для вихідної події «Втрата тепловідведення від басейну витримки», визначено основні відмінності за часовими рамками і процесами, що відбуваються у БВ. Processes that take place in spent nuclear fuel pools are analyzed using the MELCOR 1.8.5 computer code with options for modeling PWR and BWR reactor types. Transients are considered for the initiating events “loss of heat removal from the spent fuel pool (SFP)” and basic differences in timeframes and processes occurring in SFP are determined. 2014 Article Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 / А.Л. Коцуба, Ю.Ю. Воробьев // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 2. — С. 3-9. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97513 621.039.586 ru Ядерна та радіаційна безпека Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Russian |
| description |
Представлен анализ протекания процессов в бассейне выдержки (БВ)
отработанного ядерного топлива при моделировании БВ с использованием
компьютерного кода MELCOR 1.8.5 и опций для реакторов BWR и PWR.
Переходные процессы рассмотрены для исходного события «Потеря теплоотвода
от бассейна выдержки», определены основные отличия по временным рамкам
и процессам в БВ. |
| format |
Article |
| author |
Коцуба, А.Л. Воробьев, Ю.Ю. |
| spellingShingle |
Коцуба, А.Л. Воробьев, Ю.Ю. Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 Ядерна та радіаційна безпека |
| author_facet |
Коцуба, А.Л. Воробьев, Ю.Ю. |
| author_sort |
Коцуба, А.Л. |
| title |
Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 |
| title_short |
Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 |
| title_full |
Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 |
| title_fullStr |
Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 |
| title_full_unstemmed |
Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 |
| title_sort |
особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода melcor 1.8.5 |
| publisher |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| publishDate |
2014 |
| url |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97513 |
| citation_txt |
Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 / А.Л. Коцуба, Ю.Ю. Воробьев // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 2. — С. 3-9. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. |
| series |
Ядерна та радіаційна безпека |
| work_keys_str_mv |
AT kocubaal osobennostimodelirovaniâbassejnavyderžkiotrabotannogoâdernogotoplivasispolʹzovaniemrasčetnogokodamelcor185 AT vorobʹevûû osobennostimodelirovaniâbassejnavyderžkiotrabotannogoâdernogotoplivasispolʹzovaniemrasčetnogokodamelcor185 |
| first_indexed |
2023-10-18T19:57:43Z |
| last_indexed |
2023-10-18T19:57:43Z |
| _version_ |
1796148381743054848 |