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...
Saved in:
| Published in: | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Date: | 2014 |
| Main Authors: | , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2014
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113353 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | 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. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-113353 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Фиалко, Н.М. Шараевский, Г.И. Бабак, С.В. Шараевская, Е.И. 2017-02-07T16:28:26Z 2017-02-07T16:28:26Z 2014 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 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113353 621.039.586:[536+539.1 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. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов Проблеми розрахункового визначення кризи тепловіддачі у тепловиділяючих збірках реакторів ВВЕР на основі сучасних версій теплогідравлічних кодів The problems of calculation of heat transfer crisis in fuel assemblies of PW reactors based on modern versions of thermohydraulic codes Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| spellingShingle |
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 |
| 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 |
| 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. |
| topic |
Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet |
Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| publishDate |
2014 |
| language |
Russian |
| container_title |
Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| publisher |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Проблеми розрахункового визначення кризи тепловіддачі у тепловиділяючих збірках реакторів ВВЕР на основі сучасних версій теплогідравлічних кодів The problems of calculation of heat transfer crisis in fuel assemblies of PW reactors based on modern versions of thermohydraulic codes |
| 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.
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.
|
| issn |
1813-3584 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.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. |
| work_keys_str_mv |
AT fialkonm problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversiiteplogidravličeskihkodov AT šaraevskiigi problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversiiteplogidravličeskihkodov AT babaksv problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversiiteplogidravličeskihkodov AT šaraevskaâei problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversiiteplogidravličeskihkodov AT fialkonm problemirozrahunkovogoviznačennâkriziteplovíddačíuteplovidílâûčihzbírkahreaktorívvvernaosnovísučasnihversíiteplogídravlíčnihkodív AT šaraevskiigi problemirozrahunkovogoviznačennâkriziteplovíddačíuteplovidílâûčihzbírkahreaktorívvvernaosnovísučasnihversíiteplogídravlíčnihkodív AT babaksv problemirozrahunkovogoviznačennâkriziteplovíddačíuteplovidílâûčihzbírkahreaktorívvvernaosnovísučasnihversíiteplogídravlíčnihkodív AT šaraevskaâei problemirozrahunkovogoviznačennâkriziteplovíddačíuteplovidílâûčihzbírkahreaktorívvvernaosnovísučasnihversíiteplogídravlíčnihkodív AT fialkonm theproblemsofcalculationofheattransfercrisisinfuelassembliesofpwreactorsbasedonmodernversionsofthermohydrauliccodes AT šaraevskiigi theproblemsofcalculationofheattransfercrisisinfuelassembliesofpwreactorsbasedonmodernversionsofthermohydrauliccodes AT babaksv theproblemsofcalculationofheattransfercrisisinfuelassembliesofpwreactorsbasedonmodernversionsofthermohydrauliccodes AT šaraevskaâei theproblemsofcalculationofheattransfercrisisinfuelassembliesofpwreactorsbasedonmodernversionsofthermohydrauliccodes |
| first_indexed |
2025-12-07T18:12:06Z |
| last_indexed |
2025-12-07T18:12:06Z |
| _version_ |
1850874135662559232 |