Моделювання Чорнобильської аварії
ARTICLE PDF

Ключові слова

ядерний реактор, густина потоку нейтронів, реактивність, нейтронна потужність, стрижні управління й захисту, паровий коефіцієнт реактивності, графітова кладка, отруєння за ксеноном, перехідний процес, оперативний запас реактивності, ефективність СУЗ, додатний вибіг реактивності,ефективна частка запізнілих нейтронів, урахування парового коефіцієнта реактивності

Як цитувати

Khalimonchuk, V., & Kuchyn, O. (2011). Моделювання Чорнобильської аварії. Ядерна та радіаційна безпека, (3(51), 20-28. Retrieved із https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/549

Анотація

Проаналізовано фізичні та конструкційні недоліки реактора РБМК-1000, які призвели до аварії на енергоблоці № 4 Чорнобильської АЕС: додатний паровий коефіцієнт реактивності та дефект конструкції стержнів СУЗ. Розглядається внесок кожного з недоліків у розвиток аварії. Показано, що вирішальну роль «спускового» механізму відіграв конструктивний дефект стержнів.

ARTICLE PDF

Посилання

1. Абагян, А. А. Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ / А. А. Абагян, В. Г. Асмолов // Атомная энергия. — 1986. — Т. 61, вып. 5. — С. 301–320.

2. Randall, D., John, D. Nucleoniks. — 1958. —16, № 3. — P.82.

3. Халимончук, В. А. ТРЕП — быстродействующая программа для исследования нестационарных режимов РБМК в трехмерной геометрии / В. А. Халимончук, А. В. Краюшкин. — Препринт КИЯИ-90–18. — К., 1990.

4. Халимончук, В. А. Динамика ядерного реактора с распределенными параметрами в исследованиях переходных и аварийных режимов эксплуатации ВВЭР и РБМК. — К.: Основа, 2008. — 228 с. — (Серия «Безопасность атомных станций).