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AbstractAbstract
[en] This paper describes the status of two research programs at the Battelle, Columbus Laboratories, in which improved methods of analyzing the behavior of hypothetical fuel melting accidents in LWR being developed. In one program the MARCH/CORRAL code package has been written to perform an integrated analysis of thermal-hydraulic response and radionuclide transport within containment in meltdown accidents. In the other program, the TRAP code is under development for the analysis of radionuclide transport and deposition in the reactor primary system. (orig./HP)
[de]
Dieser Beitrag beschreibt den Status zweier Forschungsprogramme, die in den Batelle Laboratories in Columbus durchgefuehrt und in deren Rahmen verbesserte Verfahren zur Untersuchung des Ablaufs hypothetischer Stoerfaelle mit Brennstoffschmelzen in LWR entwickelt werden. Im Rahmen des einen Programms wurde das Rechenprogrammsystem MARCH/CORRAL geschrieben, um eine zusammenfassende Analyse des thermohydraulischen Verhaltens und des Spaltprodukttransports im Containment bei Kernschmelzunfaellen durchzufuehren. Im Rahmen des anderen Forschungsprogramms wird das Rechenprogramm TRAP entwickelt, mit dem eine Analyse des Transports und der Ablagerung von Radionukliden im Primaersystem des Reaktors moeglich wird. (orig./HP)Primary Subject
Secondary Subject
Source
1978; 26 p; 6. annual colloquium of the Projekt Nukleare Sicherheit of the Kernforschungszentrum Karlsruhe G.m.b.H; Karlsruhe, Germany, F.R; 28 - 29 Nov 1978
Record Type
Miscellaneous
Literature Type
Conference
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