Моделювання перехідних процесів для досліницького реактора ИР-100
ARTICLE PDF

Ключові слова

валідація, ИР-100, розрахункова модель, реактивнісна аварія, теча, комп’ютерна модель, розрахунковий код, валідація

Як цитувати

Vorobyov, Y., & Yanovskiy, S. (2014). Моделювання перехідних процесів для досліницького реактора ИР-100. Ядерна та радіаційна безпека, (3(63), 29-32. https://doi.org/10.32918/nrs.2014.3(63).06

Анотація

Розроблено модель реактора ИР-100 для комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.3 із точковою кінетикою. Виконано валідацію моделі для стаціонарного стану (робота на потужності). Проведено розрахунки теч та реактивнісної аварії з викидом стрижня системи аварійного захисту. Результат розрахунку течі з неповним осушенням активної зони показав можливість розплавлення твелів. Модель може застосовуватися для аналізу безпеки дослідницького реактора ИР-100.

https://doi.org/10.32918/nrs.2014.3(63).06
ARTICLE PDF

Посилання

Research reactor IR-100 safety analysis: Report / SNIYaEiP. — Sevastopol, 2013.

RELAP5/MOD3.3 CODE MANUAL VOLUME II: APPENDIX A. INPUT REQUIREMENTS, Nuclear Safety Analysis Division, January 2002 Information Systems Laboratories, Inc. Rockville, Maryland Idaho Falls, Idaho Prepared for the Division of Systems Research Office of Nuclear Regulatory Research US Nuclear Regulatory Commission Washington, DC 20555.

Nuclear and radiation safety state expert report: SNUNEI research reactor IR-100 safety reassessment report / SSTC NRS. — Kiev, 2013.

Vorobyov Y. Y. Validation of the thermal-hydraulic model VVER‑1000 in computer code RELAP5/MOD3.2 assessment thermal shock conditions of the reactor vessel / Y. Y Vorobyov, O. R. Kocharyants / Nuclear and Radiation Safety. — 2011. — № 3 (51). — C. 29—37.

Research reactor IR-100 safety analysis reassessment report of SNIYaEiP / SNIYaEiP. —Sevastopol, 2013.