ИКРБС
№ АААА-Б17-217060720004-7Математическое моделирование радиационных последствий эксплуатации ЯЭУ, включая запроектные аварии с плавлением активной зоны. Анализ экспериментальных исследований. Дегазация натриевого теплоносителя. Создание новых поколений вычислительных алгоритмов, моделей и программных средств для инновационных ядерных и термоядерных энерготехнологий и ядерного топливного цикла
31.12.2015
Проведены поиск и обзор научной литературы, разработка модели поведения нерастворимых газов в теплоносителе РУ и выхода их в газовую полость реактора. Проведен обзор экспериментальных исследований, на основе которого можно разработать базовую матрицу верификации для тяжелоаварийных расчетных кодов в части поведения ПД. На основе разработанной модели поведения нерастворимых газов в теплоносителе РУ и выхода их в газовую полость реактора создано программное средство.
ГРНТИ
29.15.53 Физика ядерных реакторов
Ключевые слова
МАТРИЦА ВЕРИФИКАЦИИ
ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ
ТЯЖЕЛАЯ ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ
ПЕРЕНОС
ОСАЖДЕНИЕ
КОАГУЛЯЦИЯ
ГАЗОВЫЕ ПУЗЫРИ
ДЕГАЗАЦИЯ
Детали
НИОКТР
№ 01201459105
Заказчик
Федеральное агентство научных организаций
Исполнитель
Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук
Похожие документы
Создание новых поколений вычислительных алгоритмов, моделей и программных средств для инновационных ядерных и термоядерных энерготехнологий и ядерного топливного цикла (Анализ экспериментальных исследований. Дегазация натриевого теплоносителя)
0.936
ИКРБС
МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯЭУ, ВКЛЮЧАЯ ЗАПРОЕКТНЫЕ АВАРИИ С ПЛАВЛЕНИЕМ АКТИВНОЙ ЗОНЫ. (ЭТАП № 2)
0.931
НИОКТР
Математическое моделирование гидродинамических процессов при внекорпусном паровом взрыве
0.920
Диссертация
Модели и методы анализа аварийных процессов с фазовыми переходами и перемещением материалов внутри корпуса быстрого реактора
0.912
Диссертация
Разработка расчетных моделей и комплекса программных средств для анализа радиационных последствий при запроектных авариях на АЭС с ВВЭР
0.905
Диссертация
Разработка методики расчетов высокотемпературной термодинамики расплава систем, содержащих компоненты активных зон и продуктов деления основных типов реакторов: на тепловых нейтронах и на быстрых нейтронах. Расчет фазовых диаграмм; классификация состояний системы (варианты расслоения жидкой фазы, контакт с твердой фазой). Разработка алгоритма численного метода. Апробация методики на составе расплава активной зоны при аварии реактора ВВЭР с урановым топливом
0.905
НИОКТР
Моделирование процессов конвективного перемешивания и пристеночного массообмена в задачах анализа водородной безопасности АЭС при тяжелой аварии
0.902
Диссертация
Расчётное моделирование процессов тепломассопереноса в жидксолевом ядерном реакторе-сжигателе с активной зоной полостного типа
0.900
Диссертация
Разработка математической модели выхода радионуклидов из топлива при авариях на РБМК
0.897
Диссертация
ПРОВЕДЕНИЕ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ В ОБОСНОВАНИЕ РАЗРАБОТКИ СИСТЕМЫ АВАРИЙНОГО ОТВОДА ТЕПЛА (САОТ) РЕАКТОРА НА БН НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ
0.895
ИКРБС