Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов
Рассмотрены актуальные проблемы обеспечения надежности результатов математического компьютерного моделирования штатных, переходных и аварийных режимов эксплуатации водоохлаждаемых реакторов. Особое внимание уделено реализации этих численных расчетов, которые касаются определения теплофизических пара...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Datum: | 2014 |
| Hauptverfasser: | , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russisch |
| Veröffentlicht: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2014
|
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113354 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов / Н.М. Фиалко, Г.И. Шараевский, С.В. Бабак, Н.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 44–50. — Бібліогр.: 8 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1862696054754902016 |
|---|---|
| author | Фиалко, Н.М. Шараевский, Г.И. Бабак, С.В. Шараевская, Н.И. |
| author_facet | Фиалко, Н.М. Шараевский, Г.И. Бабак, С.В. Шараевская, Н.И. |
| citation_txt | Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов / Н.М. Фиалко, Г.И. Шараевский, С.В. Бабак, Н.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 44–50. — Бібліогр.: 8 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description | Рассмотрены актуальные проблемы обеспечения надежности результатов математического компьютерного моделирования штатных, переходных и аварийных режимов эксплуатации водоохлаждаемых реакторов. Особое внимание уделено реализации этих численных расчетов, которые касаются определения теплофизических параметров безопасности активных зон водоохлаждаемых ядерных реакторов. Проанализированы проблемные аспекты качества результатов вычислений параметров безопасности реакторных установок, которые обеспечиваются на основе применения современных версий теплогидравлических кодов улучшенной оценки. Выполнена оценка физической адекватности ряда определяющих физических моделей, а также соответствующих расчетных соотношений, которые описывают условия возникновения кризиса теплоотдачи при кипении теплоносителя на поверхности тепловыделяющих элементов. В этой связи сформулированы проблемы получения адекватных расчетных соотношений по критическим тепловым потокам, а также других экспериментальных корреляций, которые применяются для замыкания основной системы дифференциальных уравнений в со- временных версиях теплогидравлических кодов. Рассмотрены функциональные ограничения, которые присущи указанным кодам, а также сформулированы основные направления совершенствования этих программных средств.
Розглянуто актуальні проблеми забезпечення надійності результатів математичного комп’ютерного моделювання режимів експлуатації водоохолоджуваних ядерних реакторів. Головну увагу приділено методології визначення теплофізичних параметрів безпеки активних зон реакторних установок на основі використання сучасних теплогідравлічних кодів. Виконано аналіз адекватності фізичних моделей виникнення кризи тепло- віддачі, а також розрахункових кореляцій, що використовуються у цих комп’ютерних програмах для визначення умов виникнення цього аварійного процесу. Розглянуто основні напрямки вдосконалення сучасних теплогідравлічних кодів з метою підвищення надійності визначення теплофізичних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів.
The article discusses the current problems of ensure reliability of results of mathematical computer simulation
of modes of operation of water-cooled nuclear reactors. The main focus devoted on the methodology for determining the technological security settings active zones reactor plants using modern thermal-hydraulic codes. An analysis was
performed of the adequacy of the physical models of burnout, as well as the calculated correlations that used in these
computer programs to determine the conditions of this emergency process. In this article examined the basic directions
of perfection of the modern thermal-hydraulic codes to improve the reliability of determination of thermophysical parameters
of safety the water-cooled nuclear reactors.
|
| first_indexed | 2025-12-07T16:26:15Z |
| format | Article |
| fulltext | |
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-113354 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1813-3584 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T16:26:15Z |
| publishDate | 2014 |
| publisher | Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Фиалко, Н.М. Шараевский, Г.И. Бабак, С.В. Шараевская, Н.И. 2017-02-07T16:29:31Z 2017-02-07T16:29:31Z 2014 Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов / Н.М. Фиалко, Г.И. Шараевский, С.В. Бабак, Н.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 44–50. — Бібліогр.: 8 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113354 621.039.586:[536+539.1 Рассмотрены актуальные проблемы обеспечения надежности результатов математического компьютерного моделирования штатных, переходных и аварийных режимов эксплуатации водоохлаждаемых реакторов. Особое внимание уделено реализации этих численных расчетов, которые касаются определения теплофизических параметров безопасности активных зон водоохлаждаемых ядерных реакторов. Проанализированы проблемные аспекты качества результатов вычислений параметров безопасности реакторных установок, которые обеспечиваются на основе применения современных версий теплогидравлических кодов улучшенной оценки. Выполнена оценка физической адекватности ряда определяющих физических моделей, а также соответствующих расчетных соотношений, которые описывают условия возникновения кризиса теплоотдачи при кипении теплоносителя на поверхности тепловыделяющих элементов. В этой связи сформулированы проблемы получения адекватных расчетных соотношений по критическим тепловым потокам, а также других экспериментальных корреляций, которые применяются для замыкания основной системы дифференциальных уравнений в со- временных версиях теплогидравлических кодов. Рассмотрены функциональные ограничения, которые присущи указанным кодам, а также сформулированы основные направления совершенствования этих программных средств. Розглянуто актуальні проблеми забезпечення надійності результатів математичного комп’ютерного моделювання режимів експлуатації водоохолоджуваних ядерних реакторів. Головну увагу приділено методології визначення теплофізичних параметрів безпеки активних зон реакторних установок на основі використання сучасних теплогідравлічних кодів. Виконано аналіз адекватності фізичних моделей виникнення кризи тепло- віддачі, а також розрахункових кореляцій, що використовуються у цих комп’ютерних програмах для визначення умов виникнення цього аварійного процесу. Розглянуто основні напрямки вдосконалення сучасних теплогідравлічних кодів з метою підвищення надійності визначення теплофізичних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів. The article discusses the current problems of ensure reliability of results of mathematical computer simulation
 of modes of operation of water-cooled nuclear reactors. The main focus devoted on the methodology for determining the technological security settings active zones reactor plants using modern thermal-hydraulic codes. An analysis was
 performed of the adequacy of the physical models of burnout, as well as the calculated correlations that used in these
 computer programs to determine the conditions of this emergency process. In this article examined the basic directions
 of perfection of the modern thermal-hydraulic codes to improve the reliability of determination of thermophysical parameters
 of safety the water-cooled nuclear reactors. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов Актуальні проблеми розрахункового визначення параметрів безпеки водоохолоджуваних реакторів на основі сучасних версій теплогідравлічних кодів The actual problems of calculation of the parameters of safety of water cooled reactors based on modern versions of thermal-hydraulic codes Article published earlier |
| spellingShingle | Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов Фиалко, Н.М. Шараевский, Г.И. Бабак, С.В. Шараевская, Н.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title | Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| title_alt | Актуальні проблеми розрахункового визначення параметрів безпеки водоохолоджуваних реакторів на основі сучасних версій теплогідравлічних кодів The actual problems of calculation of the parameters of safety of water cooled reactors based on modern versions of thermal-hydraulic codes |
| title_full | Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| title_fullStr | Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| title_full_unstemmed | Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| title_short | Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| title_sort | актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| topic | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113354 |
| work_keys_str_mv | AT fialkonm aktualʹnyeproblemyrasčetnogoopredeleniâparametrovbezopasnostivodoohlaždaemyhreaktorovnaosnovesovremennyhversiiteplogidravličeskihkodov AT šaraevskiigi aktualʹnyeproblemyrasčetnogoopredeleniâparametrovbezopasnostivodoohlaždaemyhreaktorovnaosnovesovremennyhversiiteplogidravličeskihkodov AT babaksv aktualʹnyeproblemyrasčetnogoopredeleniâparametrovbezopasnostivodoohlaždaemyhreaktorovnaosnovesovremennyhversiiteplogidravličeskihkodov AT šaraevskaâni aktualʹnyeproblemyrasčetnogoopredeleniâparametrovbezopasnostivodoohlaždaemyhreaktorovnaosnovesovremennyhversiiteplogidravličeskihkodov AT fialkonm aktualʹníproblemirozrahunkovogoviznačennâparametrívbezpekivodooholodžuvanihreaktorívnaosnovísučasnihversíiteplogídravlíčnihkodív AT šaraevskiigi aktualʹníproblemirozrahunkovogoviznačennâparametrívbezpekivodooholodžuvanihreaktorívnaosnovísučasnihversíiteplogídravlíčnihkodív AT babaksv aktualʹníproblemirozrahunkovogoviznačennâparametrívbezpekivodooholodžuvanihreaktorívnaosnovísučasnihversíiteplogídravlíčnihkodív AT šaraevskaâni aktualʹníproblemirozrahunkovogoviznačennâparametrívbezpekivodooholodžuvanihreaktorívnaosnovísučasnihversíiteplogídravlíčnihkodív AT fialkonm theactualproblemsofcalculationoftheparametersofsafetyofwatercooledreactorsbasedonmodernversionsofthermalhydrauliccodes AT šaraevskiigi theactualproblemsofcalculationoftheparametersofsafetyofwatercooledreactorsbasedonmodernversionsofthermalhydrauliccodes AT babaksv theactualproblemsofcalculationoftheparametersofsafetyofwatercooledreactorsbasedonmodernversionsofthermalhydrauliccodes AT šaraevskaâni theactualproblemsofcalculationoftheparametersofsafetyofwatercooledreactorsbasedonmodernversionsofthermalhydrauliccodes |