Наукова електронна бібліотека
періодичних видань НАН України

Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2

Репозиторій DSpace/Manakin

Показати простий запис статті

dc.contributor.author Воробьев, Ю.Ю.
dc.contributor.author Терещенко, И.А.
dc.date.accessioned 2016-03-26T13:52:24Z
dc.date.available 2016-03-26T13:52:24Z
dc.date.issued 2013
dc.identifier.citation Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 / Ю.Ю. Воробьев, И.А. Терещенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 14-21. — Бібліогр.: 14 назв. — рос. uk_UA
dc.identifier.issn 2073-6231
dc.identifier.uri http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97258
dc.description.abstract Проведено разбиение холодных и горячих ниток модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 на два уровня по высоте для моделирования стратифицированных течений в главном циркуляционном трубопроводе при подаче воды от системы охлаждения активной зоны. Выполнено тестирование модели с использованием экспериментальных данных по перемешиванию и стратификации в холодной нитке. Сравнение результатов расчета течи с незакрытием предохранительного клапана компенсатора давления с экспериментальными данными показало улучшение картины описания переходного процесса. Модель может применяться для оценки явлений при ожидаемой термической стратификации теплоносителя в холодных нитках. Ключевые слова: стратификация потоков, расчетная модель, перемешивание, термошок, термоудар, компьютерная модель, расчетный код, валидация. uk_UA
dc.description.abstract Проведено розбиття холодних та гарячих ниток моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютеронго коду RELAP5/MOD3.2 на два рівні за висотою для моделювання стратифікованих течій в головному циркуляційному трубопроводі в разі подачі води від системи охолодження активної зони. Виконано тестування моделі з використанням експериментальних даних щодо перемішування та стратифікації в холодній нитці. Порівняння результатів розрахунку течі з незачиненням запобіжного клапана компенсатора тиску з експериментальними даними показало покращення картини опису перехідного процесу. Модель може застосовуватися для оцінки явищ при очікуваній термічній стратифікації теплоносія в холодних нитках. Ключові слова: стратифікація потоків, розрахункова модель, перемішування, термошок, термоудар, комп’ютерна модель, розрахунковий код, валідація. uk_UA
dc.description.abstract The cold and hot legs are split in the WWER-1000 model for RELAP/MOD3.2 code into two vertical levels to model the stratified flows in the main coolant piping (MCP) in case of water injection by core cooling systems. The model is tested using the cold leg stratification and mixing experimental data. The comparison of the results for a leak through the open pressurizer safety valve with experimental data showed improvement of transient behavior. The model can be used for the evaluation of anticipated thermal stratification phenomena in cold legs. Keywords: flow stratification, calculation model, mixing, thermal shock, computer model, computer code, validation uk_UA
dc.language.iso ru uk_UA
dc.publisher Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України uk_UA
dc.relation.ispartof Ядерна та радіаційна безпека
dc.title Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 uk_UA
dc.title.alternative Моделювання температурного розшарування в головному циркуляційному трубопроводі за природної циркуляції теплоносія першого контуру для оцінки термошоку корпусу реактора за допомогою коду RELAP5/MOD3.2 uk_UA
dc.title.alternative Modeling of Thermal Stratification in Main Coolant Piping under Natural Circulation for Assessment of Reactor Pressure Vessel Thermal Shock Conditions Using RELAP5/MOD3.2 Code uk_UA
dc.type Article uk_UA
dc.status published earlier uk_UA
dc.identifier.udc 621.039.53: 004.94


Файли у цій статті

Ця стаття з'являється у наступних колекціях

Показати простий запис статті

Пошук


Розширений пошук

Перегляд

Мій обліковий запис