Buchumschlag

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&...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Veröffentlicht in:	Ядерна та радіаційна безпека
Datum:	2014
Hauptverfasser:	Коцуба, А.Л., Воробьев, Ю.Ю.
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

Ähnliche Einträge

Анализ тяжелой аварии в бассейне выдержки отработавшего топлива для энергоблока ВВЭР-1000 при помощи расчетного кода MELCOR 1.8.5
von: Воробьев, Ю.Ю., et al.
Veröffentlicht: (2012)

Пазмооптическая сепарация идиагностика результатов разделения отработанного ядерного топлива
von: Астраханцев, Н.В., et al.
Veröffentlicht: (2010)

О некоторых особенностях магнитоплазменной переработки отработанного ядерного топлива
von: Юферов, В.Б., et al.
Veröffentlicht: (2012)

Применение модели деформации оболочек твэлов расчетного кода RELAP5/MOD3.2 для топлива реакторов ВВЭР-1000 при анализе проектных аварий
von: Воробьев, Ю.Ю., et al.
Veröffentlicht: (2016)

Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР?1000/В-320 для расчетного кода TRACE
von: Яновский, С.Э., et al.
Veröffentlicht: (2016)

Статистические измерения константы спада мгновенных нейтронов в хранилище отработанного ядерного топлива
von: Ключников, А.А., et al.
Veröffentlicht: (2004)

Выбор консервативных допущений при обосновании ядерной безопасности систем хранения отработанного ядерного топлива
von: Борисенко, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2016)

Теплофизические аспекты выбора параметров глубинного хранилища высокоактивных отходов и отработанного ядерного топлива
von: Ажажа, Ж.С., et al.
Veröffentlicht: (2012)

Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС "Фукусіма-Даїчі" з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6
von: Коцуба, О.Л., et al.
Veröffentlicht: (2016)

Применение автоматической орбитальной сварки при изготовлении поглощающих вставок контейнеров хранения отработанного ядерного топлива
von: Богдановский, В.А., et al.
Veröffentlicht: (2011)

Анализ результатов статистических измерений эффективного коэффициента размножения нейтронов в хранилище отработанного ядерного топлива
von: Ключников, А.А., et al.
Veröffentlicht: (2006)

О возврате в Украину высокоактивных отходов от переработки отработанного ядерного топлива ВВЭР-440 Ривненской АЭС
von: Лисиченко, Г.В., et al.
Veröffentlicht: (2014)

Проверка критериев безопасности смешанных загрузок ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР-1000
von: Шевченко, И.А., et al.
Veröffentlicht: (2015)

Влияние учета рециркуляции в парогенераторе на динамику переходных процессов реакторной установки рассчитанных с помощью кода Melcor
von: Чуклин, А.А., et al.
Veröffentlicht: (2011)

Проект квалификации ядерного топлива Украины (ПКЯТУ)
von: Абдуллаев, А.М., et al.
Veröffentlicht: (2016)

Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива
von: Mokritskii, V. A., et al.
Veröffentlicht: (2014)

Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива
von: Мокрицкий, В.А., et al.
Veröffentlicht: (2014)

Теплогидравлическая модель реактора ВВЭР-1000 для получения граничных условий при оценке сопротивления хрупкому разрушению с использованием компьютерного кода RELAP5/MOD3.2
von: Воробьев, Ю.Ю., et al.
Veröffentlicht: (2011)

Оценка радиационных воздействий хранилища отработавшего ядерного топлива (хоят-2) ЧАЭС
von: Батий, В.Г., et al.
Veröffentlicht: (2013)

Глубина выгорания ядерного топлива ВВЭР с различными выгорающими поглотителями
von: Широков, С.В., et al.
Veröffentlicht: (2011)

Современная система внутриреакторного контроля (СВРК-М), мониторинг ядерного топлива ВВЭР-1000
von: Калинушкин, А.Е., et al.
Veröffentlicht: (2010)

Рекуперация отработанного алмазного породоразрушающего инструмента
von: Спирин, В.И.
Veröffentlicht: (2012)

Сравнительный анализ сепарационных устройств для магнитоплазменной регенерации облученного ядерного топлива
von: Ильичева, В.О., et al.
Veröffentlicht: (2012)

Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора
von: Воробьев, Ю.Ю., et al.
Veröffentlicht: (2011)

Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива
von: Белодед, Е.И., et al.
Veröffentlicht: (2015)

Расчетное исследование численных критериев эффективности теплообменников системы аварийного охлаждения активной зоны реактора в различных условиях работы при помощи кода RELAP5
von: Воробьев, Ю.Ю., et al.
Veröffentlicht: (2014)

Оценка применимости модели деформации оболочек твэлов для топлива реакторов ВВЭР1000
von: Воробьев, Ю.Ю., et al.
Veröffentlicht: (2015)

Система мониторинга активной зоны для проекта квалификации ядерного топлива США для Украины
von: Красноруцкий, В.С., et al.
Veröffentlicht: (2008)

Авторы номера 185 за 2016 г.
Veröffentlicht: (2016)

Метод адаптации в аварийных режимах «непроектного» ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР
von: Скалозубов, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2015)

Новые количественные оценки ядерного топлива в помещении 305/2 объекта "Укрытие"
von: Пазухин, Э.М., et al.
Veröffentlicht: (2010)

Методика расчетного определения гидравлического сопротивления газо-дисперсного потока
von: Тимошенко, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2017)

Алгоритмизация дистанционного распознавания BIK-кода
von: Королев, В.Ю.
Veröffentlicht: (2008)

Развитие концепции многостадийной очистки отработавшего ядерного топлива от продуктов деления физическими методами
von: Юферов, В.Б., et al.
Veröffentlicht: (2018)

Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2
von: Воробьев, Ю.Ю., et al.
Veröffentlicht: (2013)

Алгоритм трансляции APLAN-кода
von: Летичевский, А.А., et al.
Veröffentlicht: (2010)

Исследования взаимодействия ядерного топлива с конструкционными материалами активной зоны в случае запроектной аварии
von: Красноруцкий, В.С., et al.
Veröffentlicht: (2012)

О целесообразности рекуперации алмазов из отработанного бурового инструмента
von: Вдовиченко, А.И.
Veröffentlicht: (2011)

Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах
von: Шараевский, И.Г., et al.
Veröffentlicht: (2011)

Влияние температуры изотермической выдержки при аустемперинге на механические свойства высокопрочного чугуна
von: Узлов, К.И., et al.
Veröffentlicht: (2008)