Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5
Представлен анализ протекания процессов в бассейне выдержки (БВ) отработанного ядерного топлива при моделировании БВ с использованием компьютерного кода MELCOR 1.8.5 и опций для реакторов BWR и PWR. Переходные процессы рассмотрены для исходного события «Потеря теплоотвода от бассейна выдержки»,...
Gespeichert in:
| Datum: | 2014 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russian |
| Veröffentlicht: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2014
|
| Schriftenreihe: | Ядерна та радіаційна безпека |
| Online Zugang: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97513 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 / А.Л. Коцуба, Ю.Ю. Воробьев // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 2. — С. 3-9. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. |