Published 2011
| Version v1
Book
Development of SVEChA code package for simulating in-vessel phase of beyond-design-basis accident of water-moderated water-cooled reactor
Creators
Description
In the paper there are the description and verification results of SVEChA code package for using as a part of improved estimation codes for safety analysis of water-water reactor installations. In this code package the processes of physico-chemical interactions in reactor core are described - fuel cans oxidation, melting, flowing down of molten materials. For verification of computational code the results of experiments on certain phenomena and data of integral experiments are used. The area of practical application of SVEChA package models includes the safety analysis of such reactor installations as WWER-1000, WWER-440, RBMK-1000, PWR, BWR, reactors of small energy
Abstract (Russian)
Дано описание и результаты верификации пакета программ СВЕЧА, предназначенного для использования в составе кодов улучшенной оценки для анализа безопасности реакторных установок водо-водяного типа. В этом пакете программ описываются процессы физико-химических взаимодействий в активной зоне реактора - окисление оболочек твэлов, плавление, стекание расплавленных материалов. Для верификации расчетного кода использовались результаты экспериментов по отдельным явлениям и данные интегральных экспериментов. Область практических приложений моделей пакета СВЕЧА включает анализ безопасности таких реакторных установок, как ВВЭР-1000, ВВЭР-440, РБМК-1000, PWR, BWR, реакторы малой энергетикиAdditional details
Additional titles
- Original title (Russian)
- Разработка пакета программ SVEChA для моделирования внутрикорпусной фазы запроектной аварии реакторов водо-водяного типа
Publishing Information
- Publisher
- Izd-vo Nauka
- Imprint Place
- Moscow (Russian Federation)
- ISBN
- 978-5-02-037971-8
- Imprint Title
- Proceedings of IBRAE RAS. Issue 12: Integral codes development and application for NPP safety analysis
- Imprint Pagination
- 304 p.
- Journal Page Range
- p. 8-32
INIS
- Country of Publication
- Russian Federation
- Country of Input or Organization
- Russian Federation
- INIS RN
- 44047763
- Subject category
- S22: GENERAL STUDIES OF NUCLEAR REACTORS;
- Descriptors DEI
- BWR TYPE REACTORS; COMPUTERIZED SIMULATION; FUEL CANS; FUEL ELEMENTS; FUEL-CLADDING INTERACTIONS; LWGR TYPE REACTORS; MATHEMATICAL MODELS; MECHANICAL PROPERTIES; MELTING; OXIDATION; PWR TYPE REACTORS; REACTOR ACCIDENT SIMULATION; REACTOR SAFETY; S CODES; THERMAL HYDRAULICS; VALIDATION; VERIFICATION
- Descriptors DEC
- CHEMICAL REACTIONS; COMPUTER CODES; ENRICHED URANIUM REACTORS; FLUID MECHANICS; GRAPHITE MODERATED REACTORS; HYDRAULICS; MECHANICS; PHASE TRANSFORMATIONS; POWER REACTORS; REACTOR COMPONENTS; REACTORS; SAFETY; SIMULATION; TESTING; THERMAL REACTORS; WATER COOLED REACTORS; WATER MODERATED REACTORS
Optional Information
- Notes
- 34 refs., 15 figs., 2 tabs. Imprint:Trudy IBRAEh RAN. Vypusk 12. Razrabotka i primenenie integral'nykh kodov dlya analiza bezopasnosti AEhS