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AbstractAbstract
[en] Calculations using the SASMOD program system on the basis of the SAS1A program system cover a representative spectrum of hypothetic accidents. The evaluation of these calculations gives a general picture of the accidents as well as special results of new models to describe after-heat as well as fuel can and fuel movements and their effects on the course of the accident. Direct comparisons of these SASMOD calculations are at the moment only possible with SAS1A calculations as there are as yet no quantitative results of other excursion codes. In addition, no excursion codes have been published so far where similar models describing after-heat and fuel can movements are applied. (orig./HP)
[de]
Die durchgefuehrten Rechnungen mit dem Programmsystem SASMOD auf der Basis des Programmsystems SAS1A decken ein repraesentatives Spektrum von hypothetischen Stoerfaellen ab. Die Auswertung dieser Rechnungen enthaelt sowohl die Gesamtdarstellungen der einzelnen Stoerfaelle als auch spezielle Ergebnisse der neuen Modelle zur Beschreibung der Nachzerfallswaerme sowie der Huellrohr- und Brennstoffbewegungen und deren Einfluss auf den Stoerfallablauf. Direkte Vergleiche dieser Rechnungen von SASMOD sind zur Zeit nur mit SAS1A-Rechnungen moeglich, da bisher noch keine quantitativen Rechenergebnisse von anderen Exkursionscodes ueber das hier verwendete Reaktormodell veroeffentlicht wurden. Es wurden bisher auch noch keine Exkursions-Codes veroeffentlicht, in denen vergleichbare Modelle zur Beschreibung der Nachzerfallswaerme und der Huellrohrbewegungen zur Anwendung kommen. (orig./HP)Original Title
Analysen von hypothetischen Stoerfaellen bei einem natriumgekuehlten Reaktor
Primary Subject
Source
19 Feb 1979; 224 p; Diss. (D.Eng.).
Record Type
Report
Literature Type
Thesis/Dissertation
Report Number
Country of publication
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