Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5

dc.contributor.author	Коцуба, А.Л.
dc.contributor.author	Воробьев, Ю.Ю.
dc.date.accessioned	2016-03-28T19:08:40Z
dc.date.available	2016-03-28T19:08:40Z
dc.date.issued	2014
dc.identifier.citation	Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 / А.Л. Коцуба, Ю.Ю. Воробьев // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 2. — С. 3-9. — Бібліогр.: 7 назв. — рос.	uk_UA
dc.identifier.issn	2073-6231
dc.identifier.uri	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97513
dc.description.abstract	Представлен анализ протекания процессов в бассейне выдержки (БВ) отработанного ядерного топлива при моделировании БВ с использованием компьютерного кода MELCOR 1.8.5 и опций для реакторов BWR и PWR. Переходные процессы рассмотрены для исходного события «Потеря теплоотвода от бассейна выдержки», определены основные отличия по временным рамкам и процессам в БВ.	uk_UA
dc.description.abstract	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.	uk_UA
dc.description.abstract	Processes that take place in spent nuclear fuel pools are analyzed using the MELCOR 1.8.5 computer code with options for modeling PWR and BWR reactor types. Transients are considered for the initiating events “loss of heat removal from the spent fuel pool (SFP)” and basic differences in timeframes and processes occurring in SFP are determined.	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	Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5	uk_UA
dc.title.alternative	Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5	uk_UA
dc.title.alternative	Peculiarities of Spent Fuel Pool Modeling Using MELCOR 1.8.5 Computer Code	uk_UA
dc.type	Article	uk_UA
dc.status	published earlier	uk_UA
dc.identifier.udc	621.039.586