Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5

• Published in: Ядерна та радіаційна безпека
• Date: 2014
• Main Authors: Коцуба, А.Л., Воробьев, Ю.Ю.
• Format: Article
• Language: Russian
• Published: Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2014
• Online Access: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97513
• Journal Title: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Cite this: 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.

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»,...