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

dc.contributor.author	Яновский, С.Э.
dc.contributor.author	Жабин, О.И.
dc.contributor.author	Воробьев, Ю.Ю.
dc.contributor.author	Вышемирский, М.П.
dc.date.accessioned	2018-01-31T18:42:20Z
dc.date.available	2018-01-31T18:42:20Z
dc.date.issued	2016
dc.identifier.citation	Валидация 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.issn	2073-6231
dc.identifier.uri	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/129882
dc.description.abstract	Описаны 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.abstract	Описано 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.sponsorship	The 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 NRC	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	Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР?1000/В-320 для расчетного кода TRACE	uk_UA
dc.title.alternative	Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-1000/В-320 для розрахункового кода TRACE	uk_UA
dc.title.alternative	Development and Validation of VVER-1000 Thermohydraulic Computer Model for TRACE Computer Code	uk_UA
dc.type	Article	uk_UA
dc.status	published earlier	uk_UA
dc.identifier.udc	621.039.586