Application of RELAP5/MOD3.2 Cladding Deformation Model for VVER-1000 Fuel in Design-Basis Accident Analysis

Application of RELAP5/MOD3.2 Cladding Deformation Model for VVER-1000 Fuel in Design-Basis Accident Analysis

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2016
Автори:	Ju. Ju. Vorobev, O. I. Zhabin, M. V. Frankova
Формат:	Стаття
Мова:	English
Опубліковано:	2016
Назва видання:	Nuclear and Radiation Safety (Scientific and technical journa)
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0000597585
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Library portal of National Academy of Sciences of Ukraine \| LibNAS

Репозитарії

Library portal of National Academy of Sciences of Ukraine | LibNAS

Схожі ресурси

Evaluation of the Applicability of Cladding Deformation Model for VVER-1000 Fuel
за авторством: Ju. Ju. Vorobev, та інші
Опубліковано: (2015)

Застосування моделі деформації оболонок твелів розрахункового коду RELAP5/MOD3.2 для палива реакторів ВВЕР-1000 в аналізі проектних аварій
за авторством: Vorobyov, Yu., та інші
Опубліковано: (2016)

Оцінка застосовності моделі деформації оболонок твелів розрахункового коду RELAP5/MOD3.2 для палива реакторів ВВЕР-1000
за авторством: Vorobyov, Yu., та інші
Опубліковано: (2015)

Theory of VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup
за авторством: Pelykh, S.N., та інші
Опубліковано: (2013)

Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора
за авторством: Воробьев, Ю.Ю., та інші
Опубліковано: (2011)

Валідація теплогидравлічної моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2 щодо оцінки умов термошоку корпусу реактора
за авторством: Vorobyov, Yu., та інші
Опубліковано: (2011)

Применение модели деформации оболочек твэлов расчетного кода RELAP5/MOD3.2 для топлива реакторов ВВЭР-1000 при анализе проектных аварий
за авторством: Воробьев, Ю.Ю., та інші
Опубліковано: (2016)

A method for VVER fuel element cladding reliability prediction
за авторством: S. N. Pelykh, та інші
Опубліковано: (2014)

Теплогидравлическая модель реактора ВВЭР-1000 для получения граничных условий при оценке сопротивления хрупкому разрушению с использованием компьютерного кода RELAP5/MOD3.2
за авторством: Воробьев, Ю.Ю., та інші
Опубліковано: (2011)

Development and Validation of VVER-1000 Thermohydraulic Computer Model for TRACE Computer Code
за авторством: S. E. Janovskij, та інші
Опубліковано: (2017)

Теплогідравлічна модель реактора ВВЕР-1000 для отримання граничних умов при оцінці опору крихкому руйнуванню з використанням комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2
за авторством: Vorobyov, Y., та інші
Опубліковано: (2011)

Comparative Analysis of Isotopic Composition of VVER-1000 Westinghouse and TVEL Spent Fuel
за авторством: Ju. P. Kovbasenko
Опубліковано: (2016)

A method for minimization of cladding failure parameter accumulation probability in VVER fuel elements
за авторством: Pelykh, S.N., та інші
Опубліковано: (2014)

Some Characteristics of Hypothetic TVSA with Fuel Enriched beyond 5% for VVER-1000
за авторством: E. I. Beloded, та інші
Опубліковано: (2016)

Mathematical simulation of microstructure phase transformations at welding heating by example corrosion resistant cladding of the reactor vessel VVER-1000
за авторством: O. V. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2018)

Overview of General Aspects in Using Different Types of Fuel Assemblies in VVER-1000 Mixed Fuel Loadings
за авторством: V. B. Krytskyi, та інші
Опубліковано: (2016)

Westinghouse Fuel Cladding Corrosion Resistance under Operation in the Conditions of VVER-1000 Primary Water Chemistry. Determination of the Corrosion Activation Energy for Zirconium Alloy and Verification of the Computer Model
за авторством: V. A. Zuiok, та інші
Опубліковано: (2023)

Prospects of managing Ukrainian VVER-1000 spent nuclear fuel and products of its reprocessing
за авторством: V. M. Vasylchenko, та інші
Опубліковано: (2013)

Protective vacuum-arc coatings on zirconium alloy fuel cladding to prevent catastrophic accidents at nuclear reactors
за авторством: Kuprin, A.S., та інші
Опубліковано: (2023)

Моделювання температурного розшарування в головному циркуляційному трубопроводі за природної циркуляції теплоносія першого контуру для оцінки термошоку корпусу реактора за допомогою коду RELAP5/MOD3.2
за авторством: Vorobyov, Y., та інші
Опубліковано: (2013)

Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2
за авторством: Воробьев, Ю.Ю., та інші
Опубліковано: (2013)

Using of the Serpent code based on the Monte-Carlo method for calculation of the VVER-1000 fuel assembly characteristics
за авторством: V. V. Halchenko, та інші
Опубліковано: (2016)

Research the behaviour and properties of WWER type fuel claddings from Zr1%Nb alloy in loss of the coolant accident
за авторством: Semerak, M.M., та інші
Опубліковано: (2021)

Analysis of SG Feeding by Mobile Pump under Total Blackout of NPP with VVER-1000/320
за авторством: M. P. Vyshemirskij, та інші
Опубліковано: (2016)

Investigation into hydride reorientation in dummy fuel rod cladding (Zr-1%Nb) under internal pressure during testing simulating SNF handling and accidents with limiting cladding heating up to 410 °С
за авторством: Riedkina, G.P., та інші
Опубліковано: (2020)

Adaptation of Accident Modelling of "Not Design” for WWERs Nuclear Fuel Based on Criterion Method
за авторством: A. D. Berezovskij, та інші
Опубліковано: (2015)

VVER‑1000 power monitoring based on neutron detector signals
за авторством: V. I. Borysenko, та інші
Опубліковано: (2019)

Engineering Margin in Calculations of Energy Release in VVER¬1000 Core
за авторством: A. M. Abdullaev, та інші
Опубліковано: (2018)

Spectral characteristics of vibroacoustical vibrations in the primary circuit of VVER-1000
за авторством: E. I. Sharaevskaja
Опубліковано: (2016)

The main positions of the "Concept for managing spent nuclear fuel of VVER-1000 and products of its reprocessing which are to be returned to Ukraine"
за авторством: V. M. Vasylchenko, та інші
Опубліковано: (2014)

State and Prospects of Containment Tightness Tests for VVER-1000 Reactor Installations
за авторством: V. P. Kravchenko, та інші
Опубліковано: (2023)

Model of reactivity accident of the RBMK-1000 reactor
за авторством: V. I. Borysenko, та інші
Опубліковано: (2022)

Balance evaluation for the formation of vitrified high level waste at VVER-440 Rivne NPP spent fuel reprocessing
за авторством: Ju. A. Olkhovik
Опубліковано: (2014)

Fractal model of estimating quality of cold worked fuel cladding tubes
за авторством: Vakhrusheva, V.S., та інші
Опубліковано: (2021)

The method of control of nuclear power plant with VVER–1000 reactor in maneuverable mode
за авторством: M. V. Maksimov, та інші
Опубліковано: (2015)

Analysis of Fuel Criticality during Severe Accidents
за авторством: Bilodid, I., та інші
Опубліковано: (2015)

Analysis of Fuel Criticality during Severe Accidents
за авторством: Ye. I. Bilodid, та інші
Опубліковано: (2015)

An analysis of the fuel element cladding failure parameter considering the nonuniformity of energy release in a fuel assembly
за авторством: S. M. Pelykh, та інші
Опубліковано: (2016)

Vulnerability Analysis of Pipelines and Equipment of the Existing NPP Power Units with VVER-1000 under Vibrations Caused by the Aircraft Crash
за авторством: L. B. Shamis, та інші
Опубліковано: (2017)

Sorting of surveillance specimen halves relative to their location in the VVER-1000 reactor under irradiation
за авторством: Yu. S. Hulchuk, та інші
Опубліковано: (2019)