Open AccessОсобливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5
Author(s) -
О. Kotsuba,
Yu. Vorobyov
Publication year - 2014
Publication title -
âderna ta radìacìjna bezpeka
Language(s) - Ukrainian
Resource type - Journals
SCImago Journal Rank - 0.221
H-Index - 5
ISSN - 2073-6231
DOI - 10.32918/nrs.2014.2(62).01
Subject(s) - nuclear engineering , environmental science , engineering
Наведено аналіз протікання процесів у басейні витримки (БВ) відпрацьованого ядерного палива в процесі моделювання БВ з використанням комп’ютерного коду MELCOR 1.8.5 та опцій для реакторів BWR і PWR. Перехідні процеси розглянуто для вихідної події «Втрата тепловідведення від басейну витримки», визначено основні відмінності за часовими рамками і процесами, що відбуваються у БВ.