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&...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Ядерна та радіаційна безпека |
|---|---|
| Datum: | 2014 |
| Hauptverfasser: | , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russisch |
| Veröffentlicht: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2014
|
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97513 |
| 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: | 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. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1862619268964679680 |
|---|---|
| author | Коцуба, А.Л. Воробьев, Ю.Ю. |
| author_facet | Коцуба, А.Л. Воробьев, Ю.Ю. |
| 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. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Ядерна та радіаційна безпека |
| 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.
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.
|
| first_indexed | 2025-12-07T13:16:58Z |
| format | Article |
| fulltext | |
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-97513 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 2073-6231 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T13:16:58Z |
| publishDate | 2014 |
| publisher | Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Коцуба, А.Л. Воробьев, Ю.Ю. 2016-03-28T19:08:40Z 2016-03-28T19:08:40Z 2014 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 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97513 621.039.586 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. ru Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України Ядерна та радіаційна безпека Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5 Peculiarities of Spent Fuel Pool Modeling Using MELCOR 1.8.5 Computer Code Article published earlier |
| spellingShingle | Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 Коцуба, А.Л. Воробьев, Ю.Ю. |
| title | Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 |
| title_alt | Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5 Peculiarities of Spent Fuel Pool Modeling Using MELCOR 1.8.5 Computer Code |
| 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_short | 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 |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97513 |
| work_keys_str_mv | AT kocubaal osobennostimodelirovaniâbasseinavyderžkiotrabotannogoâdernogotoplivasispolʹzovaniemrasčetnogokodamelcor185 AT vorobʹevûû osobennostimodelirovaniâbasseinavyderžkiotrabotannogoâdernogotoplivasispolʹzovaniemrasčetnogokodamelcor185 AT kocubaal osoblivostímodelûvannâbaseinavitrimkivídpracʹovanogoâdernogopalivazvikoristannâmrozrahunkovogokodumelcor185 AT vorobʹevûû osoblivostímodelûvannâbaseinavitrimkivídpracʹovanogoâdernogopalivazvikoristannâmrozrahunkovogokodumelcor185 AT kocubaal peculiaritiesofspentfuelpoolmodelingusingmelcor185computercode AT vorobʹevûû peculiaritiesofspentfuelpoolmodelingusingmelcor185computercode |