U radu je objašnjen način pripreme ulaznih podataka za program RELAP5 zbog promjene smjera protoka rashladnog sredstva u regiji unutrašnja posuda-plašt jezgre. Korišteni su podaci za 27. ciklus izgaranja Nuklearne elektrane Krško, te su proračuni provedeni za akcident loma glavnog parovoda i za akcident izvlačenja kontrolne banke dok je reaktor na snazi za brzine izvlačenje 2.4 pcm/s i 80 pcm/s. Modifikacijom je smanjena razlika tlaka na plaštu jezgre i mogućnost oštećenja goriva zbog vibracija. Grafički su prikazani osnovni rezultati proračuna za oba akcidenta za stanje prije i poslije modifikacije. Pokazano je da su svi osnovni parametri (tlak, temperatura) ostali nepromijenjeni, te da je došlo do minimalnih promjena u iznosima obilaznih ...
U radu je dan prikaz osnovnih karakteristika programa PARCS i načina formiranja ulaznih podataka. Po...
U radu je objašnjen način pripreme ulaznih podataka za vezani proračun u programu TRACE. Proračun je...
Core bypass flow has been one of key issues in the very high temperature reactor (VHTR) design for s...
U radu je objašnjen način pripreme ulaznih podataka za program RELAP5 zbog promjene smjera protoka r...
U radu je prikazan odziv primarnog kruga PWR elektrane (NE Krško) na akcident loma DVI (Direct Vesse...
Ovaj završni rad opisao je ponašanje primarne strane nuklearne elektrane tijekom ispada sa mreže ili...
Simulacija MELCOR-om nam daje rezultate koji nam daju uvid kako napreduje teška nesreća u slučaju od...
Paket računalskih programa FUMACS/FEEC2001 upotrijebljen je za projektiranje i analizu shema zamjene...
Iz sigurnosnih razloga potrebno je simulirati rad NE, na razini gorivnih šipki, tijekom ciklusa koji...
Program MELCOR primarno služi za analizu nesreća u nuklearnim elektranama. Na temelju izrađenog mode...
Pregled osnovnih pojmova iz nuklearnog gorivog ciklusa i gospodarenja gorivom tlakovodnog reaktora P...
U radu se modelira nuklearna elektrana Krško u programu MELCOR, opisuju se podaci i vrši se proračun...
UpFlow Conversion (UFC) was implemented in NPP Krško during the last outage in order to reduce the p...
V diplomskem delu so opisane ključne komponente sekundarnega in terciarnega kroga Nuklearne elektrar...
The main objective of nuclear reactor safety is to maintain the nuclear fuel in a thermally safe con...
U radu je dan prikaz osnovnih karakteristika programa PARCS i načina formiranja ulaznih podataka. Po...
U radu je objašnjen način pripreme ulaznih podataka za vezani proračun u programu TRACE. Proračun je...
Core bypass flow has been one of key issues in the very high temperature reactor (VHTR) design for s...
U radu je objašnjen način pripreme ulaznih podataka za program RELAP5 zbog promjene smjera protoka r...
U radu je prikazan odziv primarnog kruga PWR elektrane (NE Krško) na akcident loma DVI (Direct Vesse...
Ovaj završni rad opisao je ponašanje primarne strane nuklearne elektrane tijekom ispada sa mreže ili...
Simulacija MELCOR-om nam daje rezultate koji nam daju uvid kako napreduje teška nesreća u slučaju od...
Paket računalskih programa FUMACS/FEEC2001 upotrijebljen je za projektiranje i analizu shema zamjene...
Iz sigurnosnih razloga potrebno je simulirati rad NE, na razini gorivnih šipki, tijekom ciklusa koji...
Program MELCOR primarno služi za analizu nesreća u nuklearnim elektranama. Na temelju izrađenog mode...
Pregled osnovnih pojmova iz nuklearnog gorivog ciklusa i gospodarenja gorivom tlakovodnog reaktora P...
U radu se modelira nuklearna elektrana Krško u programu MELCOR, opisuju se podaci i vrši se proračun...
UpFlow Conversion (UFC) was implemented in NPP Krško during the last outage in order to reduce the p...
V diplomskem delu so opisane ključne komponente sekundarnega in terciarnega kroga Nuklearne elektrar...
The main objective of nuclear reactor safety is to maintain the nuclear fuel in a thermally safe con...
U radu je dan prikaz osnovnih karakteristika programa PARCS i načina formiranja ulaznih podataka. Po...
U radu je objašnjen način pripreme ulaznih podataka za vezani proračun u programu TRACE. Proračun je...
Core bypass flow has been one of key issues in the very high temperature reactor (VHTR) design for s...