Влияние учета рециркуляции в парогенераторе на динамику переходных процессов реакторной установки рассчитанных с помощью кода Melcor

• Опубліковано в: : Ядерна та радіаційна безпека
• Дата: 2011
• Автори: Чуклин, А.А., Шевелев, Д.В.
• Формат: Стаття
• Мова: Російська
• Опубліковано: Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2011
• Онлайн доступ: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97193
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Цитувати: Влияние учета рециркуляции в парогенераторе на динамику переходных процессов реакторной установки рассчитанных с помощью кода Melcor / А.А. Чуклин, Д.В. Шевелев // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 4. — С. 40-44. — Бібліогр.: 4 назв. — рос.

Рассматривается вопрос моделирования энергоустановки с использованием кода
 Melcor. Сравниваются две модели энергоустановок с парогенератором, заданным одним
 объемом и заданным тремя объемами. Разделение объема парогенератора выполняется
 для оценки влияния рециркуляции пароводяной смеси второго контура на процессы,
 проходящие в реакторной установке.
 Ключевые слова: численное моделирование, Melcor, парогенератор, рециркуляция,
 атомные электрические станции, безопасность, тепломассообмен. Розглядається питання моделювання енергоустановки з використанням коду Melcor.
 Порівнюються дві моделі енергоустановок з парогенератором, заданим одним об’ємом і
 заданим трьома об’ємами. Поділ об’єму парогенератора виконується для оцінки впливу
 рециркуляції пароводяної суміші другого контуру на процеси, що проходять в РУ.
 Ключові слова: чисельне моделювання, Melcor, парогенератор, рециркуляція, атомні
 електричні станції, безпека, тепломасообмін. This paper focuses on modeling of the nuclear steam supply system (NSSS) with use of the
 MELCOR computer code. Two models of NSSS with a steam generator presented as one and three
 volumes are compared. The volume of the steam generator is divided to evaluate the effect of
 recirculation of the secondary steam-and-water mixture on the processes that occur in the reactor.
 Keywords: numerical modeling, MELCOR, steam generator, recirculation, nuclear power
 plants, safety, heat and mass transfer.