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: | Chuklin, A., Sheveljov, D. |
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 SafetyСхожі ресурси
-
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: Коцуба, О.Л., та інші
Опубліковано: (2016) -
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) -
Багатокритеріальний синтез систем управління реакторної установки шляхом мінімізації інтегральних квадратичних оцінок
за авторством: Nikulina, E., та інші
Опубліковано: (2009) -
Математичне моделювання і оптимізація показників якості систем автоматичного регулювання реакторної установки
за авторством: Severin, V.
Опубліковано: (2007)