Розглянуто актуальні проблеми забезпечення надійності результатів математичного комп'ютерного моделювання режимів експлуатації водоохолоджуваних ядерних реакторів. Виконано аналіз адекватності програмних комп'ютерних комплексів, що призначені для розрахунку основних параметрів безпеки реакторів типу ВВЕР. Головну увагу приділено методології визначення теплофізичних параметрів безпеки активних зон реакторних установок на підставі використання сучасних теплогідравлічних кодів. Цей розрахунок засновано на визначенні локальних теплогідравлічних параметрів потоку теплоносія у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Наведено результати порівняння виконаних експериментів із визначення основних теплогідравлічних параметрів потоку у характерних субканалах стрижневих збірок тепловиділяючих елементів із даними розрахунку цих параметрів на базі вищевказаних комп'ютерних комплексів. Увагу приділено аналізу експериментальних і розрахункових даних щодо визначення умов виникнення кризи тепловіддачі у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Розглянуто основні напрямки вдосконалення сучасних теплогідравлічних кодів із метою підвищення надійності визначення теплофізичних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів.

  Повний текст PDF - 491.924 Kb    Зміст випуску     Цитування публікації

  Якщо, ви не знайшли інформацію про автора(ів) публікації, маєте бажання виправити або відобразити більш докладну інформацію про науковців України запрошуємо заповнити "Анкету науковця"