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...
Gespeichert in:
| Datum: | 2011 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | Chuklin, A., Sheveljov, D. |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Ukrainian |
| Veröffentlicht: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2011
|
| Online Zugang: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/537 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Institution
Nuclear and Radiation SafetyÄhnliche Einträge
-
Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5
von: Kotsuba, О., et al.
Veröffentlicht: (2014) -
Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС «Фукусіма-Даїчі» з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6
von: Kotsuba, O., et al.
Veröffentlicht: (2016) -
Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС "Фукусіма-Даїчі" з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6
von: Коцуба, О.Л., et al.
Veröffentlicht: (2016) -
Математичне моделювання і оптимізація показників якості систем автоматичного регулювання реакторної установки
von: Severin, V.
Veröffentlicht: (2007) -
Багатокритеріальний синтез систем управління реакторної установки шляхом мінімізації інтегральних квадратичних оцінок
von: Nikulina, E., et al.
Veröffentlicht: (2009)