Bazen za istrošeno gorivo je prostor predviđen za mokro skladištenje nuklearnog goriva koje je provelo neko vrijeme u nuklearnom reaktoru i doseglo određeni stupanj odgora. SFPFA jednostavan je program, pisan u jeziku fortran90, koji ima mogućnost proračuna ostatne topline, vremena boravka u bazenu i akumuliranog odgora istrošenog goriva. Programu su dodane funkcije točnijeg proračuna ostatne topline, proračuna za proizvoljni vremenski trenutak ili niz vremenskih točaka, te mogućnost grupiranja gorivnih elemenata po kriteriju slične snage. Dobiveni podaci spremaju se u tekstualnu datoteku i pogodni su za daljnje proračune prema potrebi. Također, program ima mogućnost proračuna dvaju podataka, vremena do ključanja i vremena do otkrivanja gor...
Tato práce se zabývá návrhem metodiky tepelného výpočtu kontejneru Castor pro ukládání vyhořelého ja...
U radu je opisan koncept odlaganja istrošenog nuklearnog goriva i visoko radioaktivnog otpada u dubo...
Pregled osnovnih pojmova iz nuklearnog gorivog ciklusa i gospodarenja gorivom tlakovodnog reaktora P...
Bazen za istrošeno gorivo je prostor predviđen za mokro skladištenje nuklearnog goriva koje je prove...
Nakon završetka ciklusa rada elektrane iz reaktora se vade istrošeni gorivni elementi i pohranjuju u...
Cilj ovog rada je razmotriti ponašanje bazena za istrošeno gorivo NE Krško u slučaju akcidenta. Posl...
The automatic procedure was developed for fuel assembly decay heat calculation based on PARCS 3D bur...
Ovaj rad opisuje osnovne fenomene unutar bazena za istrošeno gorivo (SFP) elektrane PWR tipa, te pri...
Poslije terorističkih napada u SAD i poslije nesreće u NE Fukushima počele su se razmatrati mogućnos...
U radu je dan uvod u problem skladištenja istrošenog nuklearnog goriva te su opisane karakteristike ...
Bazen za istrošeno gorivo nuklearne elektrane je robusna struktura, projektirana da izdrži velika se...
In this paper, we validate the decay heat calculation capability via a two-step method to analyze sp...
Diplomová práce se zabývá teplotními analýzami jak mokrých, tak suchých skladů pro vyhořelé jaderné ...
Prikazane su i opisane značajke i mogućnosti primjene COBRA-SFS programa za modeliranje spremnika za...
V této práci je popsán palivový cyklus jaderného paliva. Popsány jsou všechny fáze cyklu. Zvláštní p...
Tato práce se zabývá návrhem metodiky tepelného výpočtu kontejneru Castor pro ukládání vyhořelého ja...
U radu je opisan koncept odlaganja istrošenog nuklearnog goriva i visoko radioaktivnog otpada u dubo...
Pregled osnovnih pojmova iz nuklearnog gorivog ciklusa i gospodarenja gorivom tlakovodnog reaktora P...
Bazen za istrošeno gorivo je prostor predviđen za mokro skladištenje nuklearnog goriva koje je prove...
Nakon završetka ciklusa rada elektrane iz reaktora se vade istrošeni gorivni elementi i pohranjuju u...
Cilj ovog rada je razmotriti ponašanje bazena za istrošeno gorivo NE Krško u slučaju akcidenta. Posl...
The automatic procedure was developed for fuel assembly decay heat calculation based on PARCS 3D bur...
Ovaj rad opisuje osnovne fenomene unutar bazena za istrošeno gorivo (SFP) elektrane PWR tipa, te pri...
Poslije terorističkih napada u SAD i poslije nesreće u NE Fukushima počele su se razmatrati mogućnos...
U radu je dan uvod u problem skladištenja istrošenog nuklearnog goriva te su opisane karakteristike ...
Bazen za istrošeno gorivo nuklearne elektrane je robusna struktura, projektirana da izdrži velika se...
In this paper, we validate the decay heat calculation capability via a two-step method to analyze sp...
Diplomová práce se zabývá teplotními analýzami jak mokrých, tak suchých skladů pro vyhořelé jaderné ...
Prikazane su i opisane značajke i mogućnosti primjene COBRA-SFS programa za modeliranje spremnika za...
V této práci je popsán palivový cyklus jaderného paliva. Popsány jsou všechny fáze cyklu. Zvláštní p...
Tato práce se zabývá návrhem metodiky tepelného výpočtu kontejneru Castor pro ukládání vyhořelého ja...
U radu je opisan koncept odlaganja istrošenog nuklearnog goriva i visoko radioaktivnog otpada u dubo...
Pregled osnovnih pojmova iz nuklearnog gorivog ciklusa i gospodarenja gorivom tlakovodnog reaktora P...