Порівняльний аналіз розвитку важкої аварії на енергоблоці АЕС з реактором ВВЕР‑1000 з використанням версій коду MELCOR 1.8.5 та 2.1
An overview of the main improvements in updated version 2.1 of MELCOR computer code related to more representative mathematical modeling of complex thermohydraulic severe accident processes of core degradation, transfer of molten fragments to the bottom of the reactor, heating and failure of the bot...
Збережено в:
Дата: | 2020 |
---|---|
Автори: | Kotsuba, O., Vorobyov, Yu., Zhabin, O., Gumenyuk, D. |
Формат: | Стаття |
Мова: | Ukrainian |
Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2020
|
Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/201 |
Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation SafetyСхожі ресурси
-
Аналіз важкої аварії у басейні витримки відпрацьованого палива для енергоблока ВВЕР-1000 за допомогою розрахункового коду MELCOR 1.8.5
за авторством: Vorobyov, Y., та інші
Опубліковано: (2012) -
Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5
за авторством: Kotsuba, О., та інші
Опубліковано: (2014) -
Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС «Фукусіма-Даїчі» з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6
за авторством: Kotsuba, O., та інші
Опубліковано: (2016) -
Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-440/В-213 для розрахункового коду TRACE на основі даних про порушення на енергоблоці РАЕС-1
за авторством: Yanovskiy, S., та інші
Опубліковано: (2019) -
Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5
за авторством: Коцуба, А.Л., та інші
Опубліковано: (2014)