Дана стаття містить аналіз методики і комп’ютерного коду КЛАСТ, що використовується при розрахунках динамічних характеристик органів регулювання при обґрунтуванні безпеки водно-водяних енергетичних реакторних установок. Код дозволяє врахувати перепади тиску як функцію часу, що виникли в проектних умовах в активній зоні реактора та на валу приводу, а також зміну щільності теплоносія в активній зоні. Програма може бути використана для розрахунку динамічних характеристик органів регулювання системи управління і захисту реакторів типу ВВЕР-1000 в проектному аварійному режимі з розривом чохла приводу і для розрахунку динамічних характеристик органів регулювання системи управління і захисту в процесі падіння і демпфірування при спрацюванні автоматичного захисту в проектних аварійних режимах з розривом трубопроводів. В результаті розрахунку визначаються залежності динамічних характеристик органів регулювання системи управління і захисту від часу.
- Kalitkin, N.N. (1978) Numerical methods, Moscow, Nauka. (in Russian)
- Rivkin, S.L., Alexandrov, A.A. (1980) Thermal-and-physical properties of water and steam, Moscow, "Energia". (in Russian)
- Preliminary safety analysis reports. Topical report. Description of experimental verification of methods and computer codes used in thermal-hydraulic safety analyses, 412-Pr-442, OKB "Gidropress", 2002.
- Preliminary safety analysis reports. Topical report. Description of computer codes and methods used in thermal-hydraulic safety analyses, 412-Pr-441, OKB "Gidropress", 2002.
- A. Del Nevo, M. Adorni, F. D'Auria, O. Melikhov, I. Elkin, V. Schekoldin, M. Zakutaev, S. Zaitsev, M. Benčík, "Validation of Advanced Computer Codes for VVER Technology: LB-LOCA Transient in PSB-VVER Facility", Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2012, Article ID 480948, 2012, p. 15. https://doi.org/10.1155/2012/480948
- Semerak, M.M., Lys, S.S. (2021) Research the behaviour and properties of WWER type fuel claddings from Zr1%Nb alloy in loss of the coolant accident. Problems of atomic science and technology, Kharkiv, No. 2(132), 80–86. https://doi.org/10.46813/2021-132-080
- José Luis Montes, Juan José Ortiz, Ignacio Requena, Raúl Perusquía (2004) Searching for full power control rod patterns in a boiling water reactor using genetic algorithms. Annals of Nuclear Energy, Volume 31, Issue 16, 1939-1954. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2004.06.010
- Stepan Lys, Alexander Kanyuka (2021) Analysis of fuel rod performance per cycle: Temperature field, FGP release, swelling. Thermal Science and Engineering Progress, Volume 25, 100961. https://doi.org/10.1016/j.tsep.2021.100961
- Bragin, I.Y., Belozerov, V.I. (2019) A study into the modes of the VVER-1000 RCP starting in an earlier inoperative loop. Nuclear Energy and Technology 5(4): 305–311. https://doi.org/10.3897/nucet.5.48393
- Lys, S.S., Semerak, M.M., Kanyuka, A.I. (2021) Analysis of reliability of automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio. Problems of atomic science and technology, Kharkiv, No.5(135), 88–97. https://doi.org/10.46813/2021-135-088