Валидация кода HYDRA-IBRAE/H2O на интегральных экспериментах на стендах ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР [] / И. Н. Дробышевская, Н. А. Мосунова, С. С. Пылев, С. В. Цаун // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2019. - № 5. - С. 131-147 : ил. - Библиогр.: с. 146-147 (10 назв.). - Заглавие, аннотация, ключевые слова на русском и английском языках. - Научная библиотека Пензенского государственного университета. - code, iren. - year, 2019. - no, 5. - ss, 131. - ad, 1. - d, 2019, , 0, y. - RUMARS-iren19_no5_ss131_ad1 . - ISSN 0002-3310
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): HYDRA-IBRAE/H2O -- ВВЭР -- ИСБ-ВВЭР -- ПСБ-ВВЭР -- большая течь -- валидация кодов -- интегральные стенды -- малая течь -- нодализационные схемы -- реакторные установки -- теплогидравлические коды -- теплогидравлические процессы -- теплогидравлические стенды Аннотация: В работе представлены результаты валидационных расчетов интегральных экспериментов на стендах ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР, выполненных по системному теплогидравлическому коду YDRA-IBRAE/H2O. Код HYDRA-IBRAE/H2O является современным программным средством для численного моделирования теплогидравлических процессов в реакторных установках технологии ВВЭР. Доп.точки доступа: Дробышевская, И. Н.; Мосунова, Н. А.; Пылев, С. С.; Цаун, С. В. Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден) |
Валидация кода БЕРКУТ на результатах послереакторных исследований твэлов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом, облученных в БН-600 [] / А. В. Болдырев, А. В. Задорожный, В. Д. Озрин [и др.] // Атомная энергия. - 2019. - Т. 127, № 12. - С. 322-327. - Библиогр.: с. 327 (5 назв.). - Научно-техническая библиотека Саратовского государственного технического университета имени Гагарина Ю.А. - code, aene. - year, 2019. - to, 127. - no, 12. - ss, 322. - ad, 1. - d, 2019, , 0, y. - RUMARS-aene19_to127_no12_ss322_ad1 . - ISSN 0004-7163
Рубрики: Энергетика Атомная энергетика Кл.слова (ненормированные): БЕРКУТ -- БН-600 -- валидация кодов -- коды -- нитридное топливо -- послереакторные исследования -- реакторы -- твэлы -- топлива -- уран-плутониевое топливо -- энергетические реакторы Аннотация: В работе приводятся результаты валидации усовершенствованной версии кода БЕРКУТ на основе послереакторных исследований твэлов. This paper presents the results of validation of the advanced version of the code based on data of post-irradiation examination of the fuel rods of БН-600 (КЭТВС-1, -6) and БРЕСТ-ОД-300 (ЭТВС-5) reactors with mixed uranium-plutonium nitride fuel irradiated in the БН-600 reactor. Доп.точки доступа: Болдырев, А. В.; Задорожный, А. В.; Озрин, В. Д.; Тарасов, В. И.; Долинский, И. О.; Чернов, С. Ю. Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден) |