Publication:
Analysis of the Kalinin-3 coolant transient benchmark by SKETCH-N/SKAZKA code system

Дата
2020
Авторы
Ojinnaka, C. A. S.
Zimin, V. G.
Strashnykh, V. P.
Nikonov, S. P.
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Издатель
Научные группы
Организационные подразделения
OrgUnit Logo
Организационная единица
Институт ядерной физики и технологий
Цель ИЯФиТ и стратегия развития - создание и развитие научно-образовательного центра мирового уровня в области ядерной физики и технологий, радиационного материаловедения, физики элементарных частиц, астрофизики и космофизики.
OrgUnit Logo
Организационная единица
Институт физико-техничеcких интеллектуальных систем
Институт физико-технических интеллектуальных систем впервые в стране обеспечивает комплексную подготовку специалистов по созданию киберфизических устройств и систем самого различного назначения – основного вида технических устройств середины 21 века. ИФТИС реализует «дуальную» модель образования, в рамках которой направляет студентов на стажировку и выпускников для трудоустройства на передовые предприятия, занятые созданием инновационных киберфизических продуктов, в первую очередь, на предприятия ГК «Росатом». Основным индустриальным партнером ИФТИС является ведущее предприятие ГК «Росатом» — ФГУП «ВНИИА им. Н.Л. Духова».
Выпуск журнала
Аннотация
© 2020 Elsevier LtdThe switching off of the one of four main circulation pumps results in the Kalinin-3 Coolant Transient Benchmark. The benchmark contains four exercises, but this article shows the results of the exercise two of the VVER-1000 reactor core calculation. Reactor core analysis code SKETCH-N/SKAZKA is used to simulate the steady-state and transient conditions of the VVER reactor. The reactor core boundary conditions for the problem are provided by ATHLET/BIPR-VVER code. In the initial steady-state condition and at the end of the transient the power distribution is compared with the nuclear power plant (NPP) data. The average error in 3-D power distribution is 3.6%. The average difference in fuel assembly (FA) power is less than 2%. In the transient calculation, we compared with the experimental data the reactor power and axial offset. There is close agreement between the numerical results and NPP data.
Описание
Ключевые слова
Цитирование
Analysis of the Kalinin-3 coolant transient benchmark by SKETCH-N/SKAZKA code system / Ojinnaka, C.A.S. [et al.] // Annals of Nuclear Energy. - 2020. - 147. - 10.1016/j.anucene.2020.107716
URI
https://www.doi.org/10.1016/j.anucene.2020.107716
 https://www.scopus.com/record/display.uri?eid=2-s2.0-85088955118&origin=resultslist
 http://gateway.webofknowledge.com/gateway/Gateway.cgi?GWVersion=2&SrcAuth=Alerting&SrcApp=Alerting&DestApp=WOS_CPL&DestLinkType=FullRecord&UT=WOS:000561485300033
 https://openrepository.mephi.ru/handle/123456789/22146
Коллекции
Публикации