|
|
|
题名
|
作者
|
年代
|
出处
|
被引量
|
| 1 | Analysis of potential water hammer at the Ignalina NPP using thermal-hydrau- lic and structural analysis codes显示文摘 | USPURAS E KALIATKA A DUNDULIS G | 2001 | Nuclear Engineering and Design2001，，203： | 1 |
| 2 | State-of-the-art computer code RELAP5 validation with RBMK-related separate phenomena data显示文摘 | URBONAS R USPURAS E KALIATKA A | | 0，，： | 1 |
| 3 | Uncertainty and sensitivity analysis of parameters affecting water hammer pressure wave behaviour显示文摘 | KALIATKA A USPURAS E VAISNORAS M | 2006 | Kemtechnik2006，71，56： | 1 |
| 4 | Analysis of potential water hammer at the Ignalina NPP using thermal-hydraulic and structural analysis codes显示文摘 | USPURAS E KALIATKA A DUNDULIS G | 2001 | Nuclear Engineering and Design2001，，203： | 1 |
| 5 | Benchmarking analysis of water hammer effects using RELAP5 code and development of RBMK-1500 reactor main circula- tion circuit model 显示文摘 | Kaliatka A Uspuras E Vaisnoras M | 2007 | Annals of Nuclear Energy2007，，34： | 1 |
| 6 | State-of-the-art computer code RELAP5 validation with REMK-related separate phenomena data显示文摘 | URBONAS R USPURAS E KALIATKA A | 2003 | Nuclear Engineering and Design2003，225，： | 1 |
| 7 | State-of-the-art computer code RELAP5 validation with REMK-related separate phenomena data显示文摘 | URBONAS R USPURAS E KALIATKA A | | 0，，： | 1 |
| 8 | Benchmarking Analysis of Water Hammer Effects Using RELAP5 Code and Development of RBMK-1500 Reactor Main Circulation Circuit Model显示文摘 | Kaliatka A Uspuras E Vaisnoras M | 2007 | Annals of Nuclear Energy2007，34，12： | 1 |
| 9 | State - of - the - art computer code RELAP5 validation with RBMK related separate phenomena data 显示文摘 | Urbonas R Uspuras E Kaliatka A | 2003 | Nuclear engineering and design2003，225，1： | 1 |
| 10 | Benchmarking analysis of water hammer effects using RELAP5 code and development of RBMK-1500 reactor main circulation circuit model显示文摘 | A. Kaliatka E. Uspuras M. Vaisnoras | 2006 | Annals of Nuclear Energy2006，，1： | 1 |
| 11 | 堆芯长期丧失冷却下RBMK-1500事故处置措施研究显示文摘1前言
Ignalina NPP(核电站)的RBMK-1500反应堆是一座沸水堆。正常运行期间,主循环泵为燃料通道提供冷却剂。在燃料通道(FC)中,水开始沸腾并部分蒸发,然后蒸汽/水的混合物进入位于反应堆顶部的鼓状分离器(DS)。在分离器内,水被分离出来,蒸汽进入汽轮机。主给水泵从除气器中为主循环回路提供给水(Almenas等,1998年)。 | E. Uspuras A. Kaiiatka V. Vileiniskis 李大鹏(译) | 2006 | 国外核动力2006，27，4： | 0 |
| 12 | RELAP5—3D程序对RBMK-1500反应堆的模型验证显示文摘鉴于堆芯中子响应对RBMK.1500反应堆的重要作用,通过对伊格那林核电站(Ignalina nuclear power plant,INPP)中RBMK-1500反应堆特定瞬态的模拟,验证了RELAP5-3D程序对RBMK.1500的有效性。本文开发了一个适用于RBMK-1500的RELAP5-3D最佳估算模型,其计算结果与INPP的测量数据基本匹配。此外,基于RELAP5-3D最佳估算模型对单独主循环回路预测的热工水力参数和物理过程与RBMK-1500主回路发生的实际过程吻合良好,且计算得出的反应性和堆芯瞬态总功率与电厂的测量值也非常一致,这表明了该程序准确地模拟了堆芯中子响应过程。通过对RELAP5-3D模型的验证表明,该程序可以成功地运用于未来的RBMK-1500安全性计算。 | E. Uspuras A. Kaliatka E. Bubelis 洪钢(译) 陈军(校) | 2007 | 国外核动力2007，28，2： | 0 |
您所在的机构暂未开通此部分的功能，请联系管理员