Qualification of coupled 3D neutron kinetic/thermal hydraulic code systems by the calculation of a VVER-440 benchmark. Re-connection of an isolated loop

Kód výsledku v IS VaVaI

<a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F46356088%3A_____%2F16%3AN0000032" target="_blank" >RIV/46356088:_____/16:N0000032 - isvavai.cz</a>

Výsledek na webu

—

DOI - Digital Object Identifier

—

Jazyk výsledku

angličtina

Název v původním jazyce

Qualification of coupled 3D neutron kinetic/thermal hydraulic code systems by the calculation of a VVER-440 benchmark. Re-connection of an isolated loop

Popis výsledku v původním jazyce

The 7th AER dynamic benchmark is a continuation of the efforts to validate the codes systematically for the estimation of the transient behavior of VVER type nuclear power plants. The main part of the benchmark is the simulation of the re-connection of an isolated circulation loop with low temperature in a VVER-440 plant. This benchmark was calculated by the National Research Centre ''Kurchatov Institute'' (with the code ATHLET/BIPR-VVER), UJV Rez (with the code RELAP5-3D copyright) and HZDR (with the code DYN3D/ATHLET). The paper gives an overview of the behavior of the main thermal hydraulic and neutron kinetic parameters in the provided solutions.

Název v anglickém jazyce

Qualification of coupled 3D neutron kinetic/thermal hydraulic code systems by the calculation of a VVER-440 benchmark. Re-connection of an isolated loop

Popis výsledku anglicky

The 7th AER dynamic benchmark is a continuation of the efforts to validate the codes systematically for the estimation of the transient behavior of VVER type nuclear power plants. The main part of the benchmark is the simulation of the re-connection of an isolated circulation loop with low temperature in a VVER-440 plant. This benchmark was calculated by the National Research Centre ''Kurchatov Institute'' (with the code ATHLET/BIPR-VVER), UJV Rez (with the code RELAP5-3D copyright) and HZDR (with the code DYN3D/ATHLET). The paper gives an overview of the behavior of the main thermal hydraulic and neutron kinetic parameters in the provided solutions.

Druh

J_x - Nezařazeno - Článek v odborném periodiku (Jimp, Jsc a Jost)

CEP obor

JF - Jaderná energetika

OECD FORD obor

—

Projekt

—

Návaznosti

N - Vyzkumna aktivita podporovana z neverejnych zdroju

Rok uplatnění

2016

Kód důvěrnosti údajů

S - Úplné a pravdivé údaje o projektu nepodléhají ochraně podle zvláštních právních předpisů

Název periodika

Kerntechnik

ISSN

0932-3902

e-ISSN

—

Svazek periodika

81

Číslo periodika v rámci svazku

4

Stát vydavatele periodika

DE - Spolková republika Německo

Počet stran výsledku

11

Strana od-do

407-417

Kód UT WoS článku

—

EID výsledku v databázi Scopus

—