Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР?1000/В-320 для расчетного кода TRACE

Скорочена інформація про документ
dc.contributor.authorЯновский, С.Э.
dc.contributor.authorЖабин, О.И.
dc.contributor.authorВоробьев, Ю.Ю.
dc.contributor.authorВышемирский, М.П.
dc.date.accessioned2018-01-31T18:42:20Z
dc.date.available2018-01-31T18:42:20Z
dc.date.issued2016
dc.description.abstractОписаны основные особенности разработки и подходы к валидации расчетной теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000/В320. По результатам валидации подтверждена применимость разработанной модели для проведения детерминистического анализа безопасности.uk_UA
dc.description.abstractОписано основні особливості розробки і підходи для валідації моделі реактора ВВЕР-1000 /В-320. За результатами валідації підтверджено застосовність розробленої моделі для виконання детерміністичного аналізу безпеки.uk_UA
dc.description.sponsorshipThe basic features of the development process, results of validation and their analysis are presented in the paper. VVER 1000/V-320 thermohydraulic model for TRACE computer code was developed. Validation calculation with this model was performed to confirm that this model is capable of simulating VVER 1000/V-320 nuclear power plant response during transients and accidents. At the initial step of TRACE thermohydraulic model validation for VVER 1000/V-320, the initial and boundary conditions corresponding to the transient being evaluated were incorporated into the model and preliminary calculation was performed. The calculation results were compared with plant instrumentation data. The following representative transients for which detailed plant instrumentation records are available were selected for validation calculation is “Rivne NPP (RNPP) Unit 3 pressurizer pilot operated relief valve (PORV) stuck in open position during scheduled tests”. An experience that has been obtained, expanded opportunities of the SSTC NRS to use modern codes in the scientific and technical support of NRCuk_UA
dc.identifier.citationВалидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР?1000/В-320 для расчетного кода TRACE / С.Э. Яновский, О.И. Жабин, Ю.Ю. Воробьев, М.П. Вышемирский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2017. — № 1. — С. 39-42. — Бібліогр.: 4 назв. — рос.uk_UA
dc.identifier.issn2073-6231
dc.identifier.udc621.039.586
dc.identifier.urihttps://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/129882
dc.language.isoruuk_UA
dc.publisherДержавне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН Україниuk_UA
dc.relation.ispartofЯдерна та радіаційна безпека
dc.statuspublished earlieruk_UA
dc.titleВалидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР?1000/В-320 для расчетного кода TRACEuk_UA
dc.title.alternativeВалідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-1000/В-320 для розрахункового кода TRACEuk_UA
dc.title.alternativeDevelopment and Validation of VVER-1000 Thermohydraulic Computer Model for TRACE Computer Codeuk_UA
dc.typeArticleuk_UA

Файли

Оригінальний контейнер

Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз
Назва:
07-Yanovskii.pdf
Розмір:
1.04 MB
Формат:
Adobe Portable Document Format
Завантажити

Контейнер ліцензії

Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз
Назва:
license.txt
Розмір:
817 B
Формат:
Item-specific license agreed upon to submission
Опис:
Завантажити

Колекція

Ядерна та радіаційна безпека, 2017, № 1