Теплогідравлічні процеси у корпусі реактора при важких аваріях
У статті розглянуто найбільш важливі теплогідравлічні процеси, що протікають у корпусі реактора під час перебігу важких аварій на АЕС. Аналізуються основні проблеми утримання розплава ядерного палива всередині корпусу реактора, які мають найбільше значення для утримання цілісності корпусу та забезпе...
Збережено в:
| Дата: | 2006 |
|---|---|
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2006
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1175 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| Резюме: | У статті розглянуто найбільш важливі теплогідравлічні процеси, що протікають у корпусі реактора під час перебігу важких аварій на АЕС. Аналізуються основні проблеми утримання розплава ядерного палива всередині корпусу реактора, які мають найбільше значення для утримання цілісності корпусу та забезпечення безпечної експлуатації станцій. Представлені основні методи та підходи, а також обчислювальні засоби, застосовувані в дійсний час для моделювання багатофазних багатокомпонентних течій та теплообміну при русі розплаву коріума у корпусі реактора. Обговорюються можливості їх застосування для оцінки стійкості корпусу при важких аваріях з розплавленням активної зони та утворенням басейну коріума на дні корпусу реактора. |
|---|