Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора

dc.contributor.author	Воробьев, Ю.Ю.
dc.contributor.author	Кочарьянц, О.Р.
dc.date.accessioned	2016-03-28T11:01:42Z
dc.date.available	2016-03-28T11:01:42Z
dc.date.issued	2011
dc.identifier.citation	Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора / Ю.Ю. Воробьев, О.Р. Кочарьянц // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 29-37. — Бібліогр.: 11 назв. — рос.	uk_UA
dc.identifier.issn	2073-6231
dc.identifier.uri	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97433
dc.description.abstract	Проведена валидация модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 с подробным моделированием опускного участка при помощи азимутального разделения на 20 вертикальных каналов с соединением поперечными связями. В качестве экспериментальных данных для сравнения использованы измеренные параметры нарушения с незакрытием предохранительного клапана (ПК) компенсатора давления (КД) на энергоблоке № 3 Ровенской АЭС. Модель применяется для оценки формирования условий термошока корпуса реактора.	uk_UA
dc.description.abstract	Проведено валідацію моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2 з детальним моделюванням опускної ділянки за допомогою азимутного розділення на 20 вертикальних каналів із з’єднанням поперечними зв’язками. За експериментальні дані для порівняння використано виміряні параметри порушення з незакриттям запобіжного клапана (ЗК) компенсатора тиску (КТ) на енергоблоці № 3 Рівненської АЕС. Модель використовується для оцінки формування умов термошоку корпусу реактора.	uk_UA
dc.description.abstract	The WWER-1000 reactor model for RELAP5/mod3.2 computer code is validated. The model includes detailed modeling of the downcomer by dividing it azimuthally into 20 vertical channels with crossflow junctions. The measured parameters for the failure of the Rivne-3 pressurizer safety valve to close are used as experimental data. The model is applied to evaluate reactor vessel thermal shock conditions.	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 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора	uk_UA
dc.title.alternative	Валідація теплогидравлічної моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2 щодо оцінки умов термошоку корпусу реактора	uk_UA
dc.title.alternative	Validation of WWER-1000 Thermal-Hydraulic Model for RELAP5/mod3.2 Computer Code for Evaluation of Reactor Vessel Thermal Shock Conditions	uk_UA
dc.type	Article	uk_UA
dc.status	published earlier	uk_UA
dc.identifier.udc	621.039.53