Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС «Фукусіма-Даїчі» з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6

The paper presents specific approaches to modeling the spent fuel pool (SFP) of Fukushima Daiichi NPP and results of thermohydraulic calculations of severe accidents in SFP using MELCOR 1.8.6 computer code. The dynamics of main processes accompanying severe accident progression in SFP of such a type...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:
Bibliographische Detailangaben
Datum:2016
Hauptverfasser: Kotsuba, O., Vorobyov, Yu., Zhabin, O., Gumenyk, D.
Format: Artikel
Sprache:Ukrainian
Veröffentlicht: State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2016
Online Zugang:https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/41
Tags: Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:Nuclear and Radiation Safety

Institution

Nuclear and Radiation Safety
id oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-41
record_format ojs
spelling oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-412019-02-11T19:05:43Z Analysis of Severe Accidents in Spent Fuel Pool of Fukushima Daiichi NPP Using MELCOR 1.8.6 Computer Code Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС «Фукусіма-Даїчі» з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6 Kotsuba, O. Vorobyov, Yu. Zhabin, O. Gumenyk, D. The paper presents specific approaches to modeling the spent fuel pool (SFP) of Fukushima Daiichi NPP and results of thermohydraulic calculations of severe accidents in SFP using MELCOR 1.8.6 computer code. The dynamics of main processes accompanying severe accident progression in SFP of such a type was defined based on computer analysis. Obtained results may be used to improve available SFP computer models to receive more reliable data on the progression of emergency processes in NPP SFPs. Представлено підходи до моделювання басейну витримки (БВ) для енергоблоків типу АЕС «Фукусіма-Даїчі» та результати теплогідравлічних розрахунків сценаріїв важких аварій у БВ, отримані з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6. За результатами розрахункових аналізів визначено динаміку основних процесів, що супроводжують розвиток важкої аварії (ВА) в БВ даного типу. Отримані результати кількісного аналізу можуть бути використані з метою вдосконалення існуючих розрахункових моделей БВ для отримання більш достовірних розрахункових даних щодо розвитку аварійних процесів у БВ енергоблоків АЕС. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2016-11-14 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/41 10.32918/nrs.2016.4(72).02 Nuclear and Radiation Safety; No 4(72) (2016): Nuclear and Radiation Safety; 13-20 Ядерна та радіаційна безпека; № 4(72) (2016): Ядерна та радіаційна безпека; 13-20 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/41/41
institution Nuclear and Radiation Safety
baseUrl_str
datestamp_date 2019-02-11T19:05:43Z
collection OJS
language Ukrainian
format Article
author Kotsuba, O.
Vorobyov, Yu.
Zhabin, O.
Gumenyk, D.
spellingShingle Kotsuba, O.
Vorobyov, Yu.
Zhabin, O.
Gumenyk, D.
Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС «Фукусіма-Даїчі» з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6
author_facet Kotsuba, O.
Vorobyov, Yu.
Zhabin, O.
Gumenyk, D.
author_sort Kotsuba, O.
title Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС «Фукусіма-Даїчі» з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6
title_short Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС «Фукусіма-Даїчі» з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6
title_full Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС «Фукусіма-Даїчі» з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6
title_fullStr Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС «Фукусіма-Даїчі» з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6
title_full_unstemmed Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС «Фукусіма-Даїчі» з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6
title_sort аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива аес «фукусіма-даїчі» з використанням розрахункового коду melcor 1.8.6
title_alt Analysis of Severe Accidents in Spent Fuel Pool of Fukushima Daiichi NPP Using MELCOR 1.8.6 Computer Code
description The paper presents specific approaches to modeling the spent fuel pool (SFP) of Fukushima Daiichi NPP and results of thermohydraulic calculations of severe accidents in SFP using MELCOR 1.8.6 computer code. The dynamics of main processes accompanying severe accident progression in SFP of such a type was defined based on computer analysis. Obtained results may be used to improve available SFP computer models to receive more reliable data on the progression of emergency processes in NPP SFPs.
publisher State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
publishDate 2016
url https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/41
work_keys_str_mv AT kotsubao analysisofsevereaccidentsinspentfuelpooloffukushimadaiichinppusingmelcor186computercode
AT vorobyovyu analysisofsevereaccidentsinspentfuelpooloffukushimadaiichinppusingmelcor186computercode
AT zhabino analysisofsevereaccidentsinspentfuelpooloffukushimadaiichinppusingmelcor186computercode
AT gumenykd analysisofsevereaccidentsinspentfuelpooloffukushimadaiichinppusingmelcor186computercode
AT kotsubao analízvažkihavaríjvbasejnívitrimkivídpracʹovanogoâdernogopalivaaesfukusímadaíčízvikoristannâmrozrahunkovogokodumelcor186
AT vorobyovyu analízvažkihavaríjvbasejnívitrimkivídpracʹovanogoâdernogopalivaaesfukusímadaíčízvikoristannâmrozrahunkovogokodumelcor186
AT zhabino analízvažkihavaríjvbasejnívitrimkivídpracʹovanogoâdernogopalivaaesfukusímadaíčízvikoristannâmrozrahunkovogokodumelcor186
AT gumenykd analízvažkihavaríjvbasejnívitrimkivídpracʹovanogoâdernogopalivaaesfukusímadaíčízvikoristannâmrozrahunkovogokodumelcor186
first_indexed 2025-07-17T12:05:17Z
last_indexed 2025-07-17T12:05:17Z
_version_ 1837895692275679232