Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5
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 a...
Збережено в:
| Дата: | 2014 |
|---|---|
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2014
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/424 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-424 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-4242021-12-16T08:47:05Z Peculiarities of Spent Fuel Pool Modeling Using MELCOR 1.8.5 Computer Code Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5 Kotsuba, О. Vorobiov, Yu. 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. 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. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2014-06-10 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/424 10.32918/nrs.2014.2(62).01 Nuclear and Radiation Safety; No 2(62) (2014): Nuclear and Radiation Safety; 3-9 Ядерна та радіаційна безпека; № 2(62) (2014): Ядерна та радіаційна безпека; 3-9 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/424/344 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Kotsuba, О. Vorobiov, Yu. |
| spellingShingle |
Kotsuba, О. Vorobiov, Yu. Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5 |
| author_facet |
Kotsuba, О. Vorobiov, Yu. |
| author_sort |
Kotsuba, О. |
| title |
Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5 |
| title_short |
Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5 |
| title_full |
Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5 |
| title_fullStr |
Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5 |
| title_full_unstemmed |
Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5 |
| title_sort |
особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду melcor 1.8.5 |
| title_alt |
Peculiarities of Spent Fuel Pool Modeling Using MELCOR 1.8.5 Computer Code |
| description |
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. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2014 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/424 |
| work_keys_str_mv |
AT kotsubao peculiaritiesofspentfuelpoolmodelingusingmelcor185computercode AT vorobiovyu peculiaritiesofspentfuelpoolmodelingusingmelcor185computercode AT kotsubao osoblivostímodelûvannâbasejnavitrimkivídpracʹovanogoâdernogopalivazvikoristannâmrozrahunkovogokodumelcor185 AT vorobiovyu osoblivostímodelûvannâbasejnavitrimkivídpracʹovanogoâdernogopalivazvikoristannâmrozrahunkovogokodumelcor185 |
| first_indexed |
2024-09-01T17:40:04Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:40:04Z |
| _version_ |
1809016322476998656 |