Вплив урахування рециркуляції в парогенераторi на динаміку перехідних процесів реакторної установки, розрахованих з використанням коду Melcor
This paper focuses on modeling of the nuclear steam supply system (NSSS) with use of the MELCOR computer code. Two models of NSSS with a steam generator presented as one and three volumes are compared. The volume of the steam generator is divided to evaluate the effect of recirculation of the second...
Збережено в:
| Дата: | 2011 |
|---|---|
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2011
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/537 |
| 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-537 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-5372021-12-16T10:52:41Z Effect of Recirculation Credit in the Steam Generator on the Dynamics of Reactor Transients Calculated with the MELCOR code Вплив урахування рециркуляції в парогенераторi на динаміку перехідних процесів реакторної установки, розрахованих з використанням коду Melcor Chuklin, A. Sheveljov, D. This paper focuses on modeling of the nuclear steam supply system (NSSS) with use of the MELCOR computer code. Two models of NSSS with a steam generator presented as one and three volumes are compared. The volume of the steam generator is divided to evaluate the effect of recirculation of the secondary steamandwater mixture on the processes that occur in the reactor. Розглядається питання моделювання енергоустановки з використанням коду Melcor. Порівнюються дві моделі енергоустановок з парогенератором, заданим одним об’ємом і заданим трьома об’ємами. Поділ об’єму парогенератора виконується для оцінки впливу рециркуляції пароводяної суміші другого контуру на процеси, що проходять в РУ. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2011-12-06 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/537 10.32918/nrs.2011.4(52).06 Nuclear and Radiation Safety; No 4(52) (2011): Nuclear and Radiation Safety; 40-44 Ядерна та радіаційна безпека; № 4(52) (2011): Ядерна та радіаційна безпека; 40-44 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/537/442 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Chuklin, A. Sheveljov, D. |
| spellingShingle |
Chuklin, A. Sheveljov, D. Вплив урахування рециркуляції в парогенераторi на динаміку перехідних процесів реакторної установки, розрахованих з використанням коду Melcor |
| author_facet |
Chuklin, A. Sheveljov, D. |
| author_sort |
Chuklin, A. |
| title |
Вплив урахування рециркуляції в парогенераторi на динаміку перехідних процесів реакторної установки, розрахованих з використанням коду Melcor |
| title_short |
Вплив урахування рециркуляції в парогенераторi на динаміку перехідних процесів реакторної установки, розрахованих з використанням коду Melcor |
| title_full |
Вплив урахування рециркуляції в парогенераторi на динаміку перехідних процесів реакторної установки, розрахованих з використанням коду Melcor |
| title_fullStr |
Вплив урахування рециркуляції в парогенераторi на динаміку перехідних процесів реакторної установки, розрахованих з використанням коду Melcor |
| title_full_unstemmed |
Вплив урахування рециркуляції в парогенераторi на динаміку перехідних процесів реакторної установки, розрахованих з використанням коду Melcor |
| title_sort |
вплив урахування рециркуляції в парогенераторi на динаміку перехідних процесів реакторної установки, розрахованих з використанням коду melcor |
| title_alt |
Effect of Recirculation Credit in the Steam Generator on the Dynamics of Reactor Transients Calculated with the MELCOR code |
| description |
This paper focuses on modeling of the nuclear steam supply system (NSSS) with use of the MELCOR computer code. Two models of NSSS with a steam generator presented as one and three volumes are compared. The volume of the steam generator is divided to evaluate the effect of recirculation of the secondary steamandwater mixture on the processes that occur in the reactor. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2011 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/537 |
| work_keys_str_mv |
AT chuklina effectofrecirculationcreditinthesteamgeneratoronthedynamicsofreactortransientscalculatedwiththemelcorcode AT sheveljovd effectofrecirculationcreditinthesteamgeneratoronthedynamicsofreactortransientscalculatedwiththemelcorcode AT chuklina vplivurahuvannârecirkulâcíívparogeneratorinadinamíkuperehídnihprocesívreaktornoíustanovkirozrahovanihzvikoristannâmkodumelcor AT sheveljovd vplivurahuvannârecirkulâcíívparogeneratorinadinamíkuperehídnihprocesívreaktornoíustanovkirozrahovanihzvikoristannâmkodumelcor |
| first_indexed |
2024-09-01T17:40:34Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:40:34Z |
| _version_ |
1809016353965735936 |