Кондратенко, П. С. Свободная конвекция жидкости с неоднородно распределенным объемным энерговыделением [Текст] / П. С. Кондратенко, Д. В. Никольский, В. Ф. Стрижов // Журнал экспериментальной и теоретической физики. - 2007. - Т. 132, N 2. - С. 485-492. - Библиогр.: с. 492
Рубрики: Физика--Теоретическая физика Кл.слова (ненормированные): жидкость -- конвекция жидкости -- свободная конвекция -- энерговыделение -- неоднородное распределение -- объемное энерговыделение Аннотация: Исследована свободная конвекция жидкости с неоднородно распределенным объемным энерговыделением. Доп.точки доступа: Никольский, Д. В.; Стрижов, В. Ф. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ч.з. (1) Свободны: ч.з. (1) |
Моделирование взаимодействия высокотемпературного расплава материалов активной зоны реактора с теплоносителем [Текст] / Мелихов В. И. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2007. - N 6. - С. 11-28 : Ил.: 3 табл. - Библиогр.: с. 27-28 (24 назв. ). - 0; Модель дисперсной фазы. - 0; Межфазное трение. - 0; Межфазный теплообмен. - 0; Модель фрагментации расплава. - 0; Модель окисления расплава водяным паром. - 0; Численная реализация модели. - 0; Верификационные расчеты
Рубрики: Энергетика Теплоэнергетика Кл.слова (ненормированные): расплав материалов -- высокотемпературный расплав материалов -- реакторы -- теплоносители -- математические модели -- программные модули -- VAPEX-M -- СОКРАТ -- тепловая энергия -- парообразование -- дисперсные фазы -- межфазное трение -- межфазный теплообмен -- верификационные расчеты Аннотация: Разработана математическая модель, описывающая взаимодействие высокотемпературного расплава материалов активной зоны реактора с теплоносителем. Модель реализована в виде программного модуля VAPEX-M, вошедшего составной частью в интегральный код улучшенной оценки СОКРАТ. Выполнены верификационные расчеты, показавшие, что модель адекватно описывает основные характеристики взаимодействия расплава с теплоносителем. Получено хорошее совпадение с результатами экспериментов по динамике движения одиночных капель и их концентрированной совокупности (струя, облако). Показано, что модель хорошо воспроизводит энергетические характеристики взаимодействия, в частности, мощность передаваемой от расплава к теплоносителю тепловой энергии и скорость парообразования. Доп.точки доступа: Мелихов, В. И.; Мелихов, О. И.; Якуш, С. Е.; Стрижов, В. Ф.; Киселев, А. Е.; Кобелев, Г. В. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
HEFEST-M: программное средство для расчета высокотемпературного нелинейного деформирования [Текст] / Н. И. Дробышевский [и др. ] // Математическое моделирование. - 2010. - Т . 22, N 2. - С. 45-63 : 13 рис.; 1 табл. - Библиогр.: с. 62-63 . - ISSN 0234-0879
Рубрики: Физика Математическая физика Кл.слова (ненормированные): программный модуль HEFEST-M -- безопасность АЭС -- численное моделирование -- нелинейное деформирование -- деформирование нелинейное -- высокотемпературная ползучесть -- ползучесть высокотемпературная -- дискретизация Аннотация: Описывается программный модуль HEFEST-M, предназначенный для моделирования механического поведения конструкций АЭС. Он является составной частью пакета СОКРАТ, разрабатываемого для оценки безопасности АЭС. Возможности HEFEST-M включают расчет геометрически больших деформаций, пластического деформирования и высокотемпературной ползучести, контактного взаимодействия общего вида и др. Модель ползучести проверена на эспериментах с отечественной реакторной сталью. В работе описываются математические модели и процедура дискретизации. Приведены результаты проверочных расчетов. Доп.точки доступа: Дробышевский, Н. И. (Институт проблем Безопасного Развития Атомной Энергии (ИБРАЭ РАН), г. Москва); Киселев, А. Е. (Институт проблем Безопасного Развития Атомной Энергии (ИБРАЭ РАН), г. Москва); Стрижов, В. Ф. (Институт проблем Безопасного Развития Атомной Энергии (ИБРАЭ РАН), г. Москва); Филиппов, А. С. (Институт проблем Безопасного Развития Атомной Энергии (ИБРАЭ РАН), г. Москва) Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ч.з. (1) Свободны: ч.з. (1) |
Стрижов, В. Ф. Вступление [Текст] / Стрижов В. Ф., Филиппов А. С. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 3.
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): аварии -- тяжелые аварии -- реакторы -- плавление -- теплоперенос -- теплообмен -- разрушение корпуса -- расчетные коды -- интегральные коды -- АЭС -- программные комплексы Аннотация: В представленных публикациях изложены физические принципы и математические модели, лежащие в основе расчетного кода, предназначенного для моделирования поведения бассейна расплава на днище корпуса реактора при тяжелой аварии (ТА) с плавлением активной зоны. Доп.точки доступа: Филиппов, А. С. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
СОКРАТ/ HEFEST: модели взаимодействия расплава активной зоны ВВЭР с конструкциями реактора при тяжелой аварии [Текст] / Филиппов А. С. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 4-24. : ил. - Библиогр.: с. 23-24 (14 назв. )
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Теоретические основы теплотехники Кл.слова (ненормированные): ВВЭР -- реакторы -- водо-водяные энергетические реакторы -- активные зоны -- аварии -- тяжелые аварии -- программные коды -- разрушения -- теплоперенос -- теплообмен -- теплопроводность -- тепловые разрушения -- расплавы Аннотация: В статье описана методика и программный код HEFEST, предназначенный для моделирования событий в корпусе ядерного реактора типа ВВЭР при гипотетической тяжелой аварии с разрушением активной зоны. Основным фактором развития аварии служит остаточное тепловыделение продуктов радиоактивного распада, приводящее к плавлению и разрушению конструкций реактора. Доп.точки доступа: Филиппов, А. С.; Дробышевский, Н. И.; Киселев, А. Е.; Стрижов, В. Ф.; Фокин, А. Л. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Модель для расчета состава и плотности расплава активной зоны водо-водяного реактора при тяжелой аварии [Текст] / Озрин В. Д. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 25-42. : ил. - Библиогр.: с. 42 (16 назв. )
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): реакторы -- водо-водяные реакторы -- аварии -- водо-водяные энергетические реакторы -- MASCA-эффект -- тяжелые аварии -- расплавы -- активные зоны -- ВВЭР -- термодинамические модели -- теплообмен Аннотация: Рассматривается термохимическое поведение расплава активной зоны реактора типа ВВЭР при тяжелой аварии. Накопленная экспериментальная информация позволила построить термодинамическую модель системы O-U-Zr-Fe. Модель описывает несмешиваемость оксидной и металлической фаз расплава и позволяет оценивать их плотности. В упрощенной формулировке модель была внедрена в код HEFEST. Приведены результаты расчетов теплообмена в расслоенном расплаве в корпусе реактора при двух различных случаях взаиморасположения слоев расплава. Доп.точки доступа: Озрин, В. Д.; Тарасов, О. В.; Стрижов, В. Ф.; Филиппов, А. С. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Мосунова, Н. А. Моделирование расплава в корпусе ВВЭР в коде СОКРАТ/HEFEST [Текст] / Мосунова Н. А., Стрижов В. Ф., Филиппов А. С. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 43-63. : ил. - Библиогр.: с. 63 (20 назв. )
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Теоретические основы теплотехники Кл.слова (ненормированные): расплавы -- теплопередача -- реакторы -- расслоенные расплавы -- водо-водяные энергетические реакторы -- ВВЭР -- аварии -- тяжелые аварии -- активные зоны -- численное моделирование Аннотация: Рассмотрены модели образования и взаимодействия расслоенного расплава с конструкциями и корпусом реактора ВВЭР на внутрикорпусной стадии тяжелой аварии. Описана последовательность моделирования нахождения (удержания) расплава в корпусе. Приведены результаты численного моделирования расплава в корпусе ВВЭР при аварии с расплавлением активной зоны. Расчет показал, что вероятное место проплавления корпуса реактора находится на уровне сварного шва днища корпуса или выше. Доп.точки доступа: Стрижов, В. Ф.; Филиппов, А. С. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Расчет термодеформирования корпуса реактора с расплавом с помощью кода HEFEST-M [Текст] / Филиппов А. С. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 6. - С. 92-104. : ил. - Библиогр.: с. 104 (14 назв. )
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Теоретические основы теплотехники Кл.слова (ненормированные): реакторы -- термодеформирование -- расплавы -- программные модули -- нестационарные состояния -- аварии -- тяжелые аварии -- ВВЭР-1000 -- теплоносители -- напряженно-деформированные состояния Аннотация: Приведены результаты решения задачи о деформировании корпуса реактора, содержащего расплав, возникающей при моделировании тяжелой аварии с потерей теплоносителя в реакторе ВВЭР-1000, протекающей при низком давлении. Рассчитывается нестационарное напряженно-деформированное состояние (НДС) корпуса, толщина которого уменьшается из-за плавления под действием расплава. Доп.точки доступа: Филиппов, А. С.; Дробышевский, Н. И.; Киселев, А. Е.; Стрижов, В. Ф. Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден) |
Анализ неопределенностей в задаче взаимодействия расплава с материалом конструкций реактора типа ВВЭР [Текст] / Моисеенко Е. В. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 6. - С. 105-117. : ил. - Библиогр.: с. 117 (11 назв. )
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Теоретические основы теплотехники Кл.слова (ненормированные): расплавы -- реакторы -- ВВЭР -- кросс-платформенная методика -- программные комплексы -- термомеханические задачи -- BEPU -- best estimate plus uncertainty -- аварии -- тяжелые аварии -- индукционная плавка -- холодные тигли Аннотация: Сформулированы требования к анализу неопределенностей моделирования теплового и механического поведения расплава в корпусе. Разработана кросс-платформенная методика, позволяющая проводить многовариантные расчеты на параллельных вычислительных системах и статистическую обработку результатов. Разработан программный комплекс, включающий расчетные модули HEFEST и HEFEST-M, для автоматизированного проведения вариантных расчетов термомеханических задач. Доп.точки доступа: Моисеенко, Е. В.; Тарасов, В. И.; Стрижов, В. Ф.; Филиппов, А. С. Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден) |
Базовые положения, текущее состояние разработки и перспективы дальнейшего развития теплогидравлического расчетного кода нового поколения HYDRA-IBRAE/LM для моделирования реакторных установок на быстрых нейтронах [Текст] / В. М. Алипченков [и др.] // Теплоэнергетика . - 2016. - № 2. - С. 54-65 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Атомная энергетика Кл.слова (ненормированные): HYDRA-IBRAE/LM -- двухжидкостные модели -- жидкометаллические теплоносители -- моделирование процессов тепломассообмена, -- расчетные коды -- реакторные установки -- системные теплогидравлические расчетные коды -- теплогидравлика -- теплогидравлические расчетные коды -- теплоносители Аннотация: Описаны концептуальные положения разработки системного теплогидравлического расчетного кода нового поколения HYDRA-IBRAE/LM, предназначенного для моделирования теплогидравлических процессов, протекающих в контурах и теплообменном оборудовании реакторных установок на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидкометаллическими теплоносителями, в условиях нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации и при авариях. Представлен краткий обзор российских и зарубежных системных теплогидравлических кодов для моделирования жидкометаллических теплоносителей, обоснована необходимость разработки кода нового поколения HYDRA-IBRAE/LM. С учетом конструктивных особенностей АЭС с РУ БН-1200 и БРЕСТ-ОД-300 выделены процессы и явления, которые потребовали детального анализа и разработки моделей для их корректного описания рассматриваемым системным теплогидравлическим кодом. Представлена информация по функциональному наполнению расчетного кода: двухжидкостная модель теплогидравлики, свойства натриевого и свинцового теплоносителей, замыкающие соотношения для моделирования процессов тепломассообмена, модели межконтурных течей в парогенераторах АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах и др. Приведен краткий обзор пользовательских качеств расчетного кода, включая описание сопроводительной документации, пакета поставки, возможности использования кодом преимуществ современной вычислительной техники (параллельные вычисления). Показано состояние верификации и валидации расчетного кода, в том числе представлена информация о принципах построения и наполнения матриц верификации для реакторных установок БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200. Cформулированы перспективы дальнейшего развития кода HYDRA-IBRAE/LM в области разработки и включения в него новых моделей, повышения пользовательских качеств. Показано, что программа развития расчетного кода и его внедрения позволит в ближайшее время проводить расчеты обоснования безопасности перспективных проектов АЭС на качественно новом уровне. Доп.точки доступа: Алипченков, В. М.; Анфимов, А. М.; Афремов, Д. А.; Горбунов, В. С.; Зейгарник, Ю. А.; Кудрявцев, А. В.; Осипов, С. Л.; Мосунова, Н. А.; Стрижов, В. Ф.; Усов, Э. В. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Экспериментальные исследования импульсного впрыска газа в жидкость и верификация на основе полученных данных системного теплогидравлического кода HYDRA-IBRAE/LM [Текст] / П. Д. Лобанов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2017. - № 10. - С. 79-86 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): Розе сплавы -- верификация -- двухфазные процессы -- жидкометаллические теплоносители -- расчетные коды -- системные теплогидравлические коды -- сплавы Розе -- теплоносители -- тяжелые жидкометаллические теплоносители Аннотация: В настоящей работе представлено описание экспериментов по импульсному вводу газа в модельные теплоносители - воду и сплав Розе, проведенные сотрудниками Новосибирского филиала ИБРАЭ РАН. Приведено подробное описание экспериментального стенда и условий экспериментов. Получены зависимости эволюции давления в теплоносителе при впрыске газа от расхода газа и времени его впрыска. Описанные эксперименты проводились в целях верификации физических моделей теплогидравлических кодов для расчета процессов, которые могут наблюдаться при разрыве трубок парогенератора в реакторе с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем или дефектных твэлах в реакторах, охлаждаемых водой. На базе результатов экспериментов выполнена верификация системного теплогидравлического кода HYDRA-IBRAE/LM, разработанного в ИБРАЭ РАН. Приведено подробное описание моделей кода, применяемых для расчета движения газовых пузырей в вертикальном канале. В том числе представлены карта режимов течения двухфазного потока, формулы для расчета трения пузырей и снарядов при всплытии в вертикальной трубе и трения двухфазного потока о стенки канала. По результатам моделирования указанных экспериментов с использованием кода HYDRA-IBRAE/LM вычислены среднеарифметические погрешности расчета давления и проведен анализ результатов расчетов с учетом неопределенности входных данных, геометрических характеристик установки и погрешностей экспериментальных формул. В процессе анализа выявлены основные факторы, которые оказывают существенное влияние на результаты расчетов. Приведены рекомендации по уточнению результатов экспериментов и совершенствованию моделей теплогидравлического кода. Доп.точки доступа: Лобанов, П. Д.; Усов, Э. В.; Бутов, А. А.; Прибатурин, Н. А.; Мосунова, Н. А.; Стрижов, В. Ф.; Чухно, В. И.; Кутлиметов, А. Э. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Интегральный код ЕВКЛИД/V1 для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем [Текст]. Ч. 2. Верификация / В. М. Алипченков [и др.] // Теплоэнергетика. - 2018. - № 9. - С. 57-72 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): БН-600 -- безопасность реакторных установок -- верификация -- жидкометаллические теплоносители -- интегральные коды -- коды -- реакторная установки -- теплоносители -- установки на быстрых нейтронах Аннотация: Представлена информация о верификации первой версии (V1) интегрального кода ЕВКЛИД, предназначенного для обоснования безопасности действующих и проектируемых реакторных установок с натриевым, свинцовым или свинцово-висмутовым жидкометаллическим теплоносителем при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации путем выполнения связанных нейтронно-физических, термомеханических и теплогидравлических расчетов. Приведен перечень процессов и явлений, которые необходимо моделировать в интегральном коде для корректного описания указанных режимов. На основе перечня отобраны наиболее качественные экспериментальные данные для выполнения верификации. Показано, что для реакторных установок с натриевым теплоносителем в мире было выполнено значительное количество экспериментов по исследованию отдельных теплогидравлических процессов и явлений, которые позволили провести верификацию теплогидравлического модуля. Верификация кода применительно к описанию процессов, протекающих в твэлах с оксидным или нитридным топливом и газовым подслоем, выполнена на результатах послереакторных исследований твэлов, облученных в исследовательских и энергетических реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Полученные результаты позволили определить погрешности расчета таких параметров твэла, как выход газообразных продуктов деления из топлива, размеры таблетки и оболочки в ограниченном диапазоне значений выгорания. Для верификации нейтронно-физического модуля применительно к расчету таких параметров, как распределение энерговыделения по активной зоне, остаточное энерговыделение, отобрано достаточное количество экспериментов и бенчмарков. Результаты экспериментальных режимов реакторной установки БН-600 и пусковых режимов реакторной установки БН-800 дали возможность оценить корректность расчетов взаимосвязанных теплогидравлических и нейтронно-физических процессов интегральным кодом. Для реакторных установок с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ) набор экспериментальных исследований ограничен. В связи с этим разработаны программы получения недостающих экспериментальных данных. Для оценки качества моделирования экспериментов интегральным кодом ЕВКЛИД/V1 разработана методика оценки погрешностей результатов расчета. В соответствии с ней выполнена оценка погрешностей расчета параметров, играющих основную роль в оценке безопасности реакторной установки. 1. Доп.точки доступа: Алипченков, В. М.; Болдырев, А. В.; Вепрев, Д. П.; Зейгарник, Ю. А.; Колобаева, П. В.; Моисеенко, Е. В.; Мосунова, Н. А.; Селезнев, Е. Ф.; Стрижов, В. Ф.; Усов, Э. В.; Осипов, С. Л.; Горбунов, В. С.; Афремов, Д. А.; Семченков, А. А. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Физические модели для расчета разрушений твэла и активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем, реализованные в коде Евклид/v2 [Текст] / А. А. Бутов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2019. - № 5. - С. 5-15 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): Евклид/v2 -- атомные электростанции -- быстрые реакторы -- жидкие металлы -- жидкометаллические теплоносители -- интегральные коды -- моделирование -- реакторы на быстрых нейтронах -- твэлы -- трехмерные многокомпонентные модели Аннотация: Представлено описание основных моделей второй версии интегрального кода ЕВКЛИД/V2, разрабатываемого для сквозного анализа тяжелых аварий в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. Приведена краткая информация об основных аналогах кода. В отличие от первой версии, вторая версия кода позволяет дополнительно анализировать проектные и запроектные аварии с разрушением твэлов, ТВС и активной зоны. Для этой цели в код дополнительно включены модули, с помощью которых можно рассчитывать разгерметизацию твэла вследствие его плавления, выход продуктов деления в теплоноситель, их перенос по контуру и выход в помещения атомной электростанции. В код также включены модули для расчета разрушения активной зоны. Особое внимание уделено физическим моделям для расчета плавления материалов активной зоны, движению образовавшегося расплава, его взаимодействию с теплоносителем и другими материалами, распространению продуктов деления. Для расчета разрушения активной зоны реализована трехмерная многокомпонентная модель. Способы расчета теплообмена и трения компонентов между собой опираются на хорошо зарекомендовавшие себя аналитические и эмпирические соотношения для определения коэффициента теплоотдачи и трения. Представленные в работе коэффициенты зависят также от реализуемого режима течения многокомпонентного потока и типа компонентов (металл, керамика). Приведено описание алгоритмов совместной работы термомеханического, теплогидравлического, нейтронно-физического модулей и модуля термического разрушения твэла. Акцент сделан на способах обмена данными во время аварийного процесса в реакторной установке. Представлены подходы, используемые для расчета переноса продуктов деления в теплоносителе и в помещениях АЭС. Доп.точки доступа: Бутов, А. А.; Жданов, В. С.; Климонов, И. А.; Кудашов, И. Г.; Кутлиметов, А. Э.; Мосунова, Н. А.; Стрижов, В. Ф.; Сорокин, А. А.; Фролов, С. А.; Усов, Э. В.; Чухно, В. И. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Верификация кода Евклид/v2 на основе экспериментов с разрушением элементов активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем [Текст] / А. А. Бутов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2019. - № 5. - С. 16-24 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): Евклид/v2 -- активные зоны -- быстрые реакторы -- верификация -- жидкие металлы -- интегральные коды -- моделирование -- реакторы на быстрых нейтронах -- реакторы с жидкометаллическим охлаждением -- твэлы -- теплоносители -- экспериментальные стенды Аннотация: Представлены результаты верификации разрабатываемого в ИБРАЭ РАН интегрального кода ЕВКЛИД/V2, предназначенного для анализа аварийных ситуаций в реакторных установках на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением. Среди дополнительных возможностей кода, по сравнению с его первой версией, расчет отдельных элементов оборудования в трехмерном приближении, учет переноса продуктов деления, продуктов коррозии в теплоносителе и в помещениях атомных станций, а также расчет тяжелых аварий в реакторе на быстрых нейтронах. В настоящей работе представлены результаты верификации кода и обоснование его применимости для расчета аварий с разрушением твэлов и активной зоны. Верификация выполнена на базе данных, полученных на экспериментальных установках и аналитических тестах. Кратко изложена информация об основных экспериментах, использованная для верификации кода. В частности, использованы данные экспериментов, выполненных в Национальных лабораториях США: Окриджской, Аргоннской и в Сандии, в Национальном ядерном центре Республики Казахстан и на стенде Нижегородского государственного технического университета в России. Приведены фрагменты матрицы верификации интегрального кода ЕВКЛДИД/V2. С учетом результатов расчетов и экспериментов обоснованы погрешности определения с помощью кода ЕВКЛИД/V2 наиболее важных для анализа последствий аварий параметров. Выявлены диапазоны параметров, в которых проведена верификация кода. По результатам моделирования отдельных экспериментов выполнен также анализ неопределенности и чувствительности результатов расчетов. Определены факторы, оказывающие основное влияние на результаты расчетов. Показано, что с учетом неопределенности входных данных результаты расчетов согласуются с результатами экспериментов. Доп.точки доступа: Бутов, А. А.; Жданов, В. С.; Климонов, И. А.; Кудашов, И. Г.; Кутлиметов, А. Э.; Лобанов, П. Д.; Мосунова, Н. А.; Сорокин, А. А.; Стрижов, В. Ф.; Усов, Э. В.; Чухно, В. И. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Модель выхода продуктов деления из бассейна расплава во время тяжелой аварии в реакторе с жидкометаллическим охлаждением [Текст] / Э. В. Усов, В. И. Чухно, И. А. Климонов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2021. - № 2. - С. 79-85 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Атомные электрические станции Кл.слова (ненормированные): АЭС -- аварии -- бассейн расплава -- продукты деления -- радиоактивные нуклиды -- реакторы с жидкометаллическим охлаждением Аннотация: Представлены подходы, которые могут быть использованы для расчета количества вышедших продуктов деления из расплава топлива при аварии на атомной электростанции. Доп.точки доступа: Усов, Э. В.; Чухно, В. И.; Климонов, И. А.; Озрин, В. Д.; Мосунова, Н. А.; Стрижов, В. Ф. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |