Экспертные заключения: 0
Консультации: 0

Код для обоснования радиационной безопасности реакторной установки на быстрых нейтронах и объектов топливного цикла. Версия 1.0 (COMPLEX/V1.0)

Программа предназначена для обоснования радиационной безопасности реактора при его работе на мощности и определения радиационной обстановки в помещениях АЭС, а также в технологических контурах, содержащих радиоактивные материалы и вещества, в хранилищах ОЯТ и РАО, на складах топлива, для анализа мер защиты персонала АЭС от излучения при работе реактора на мощности и при проведении ремонтных работ, для обоснования радиационной безопасности при транспортировке радиоактивных материалов, для определения радиационных характеристик свежего топлива и ОЯТ в процессе его обращения в ЗЯТЦ, а также для анализа радиационной безопасности при выводе объектов из эксплуатации.

Ссылка

На страницу проекта

Похожие проекты

Динамический интегральный универсальный расчётный код для анализа и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Учебная версия 1.0 (ЕВКЛИД/E1.0)
0 комментариев
Динамический интегральный универсальный расчетный код для анализа и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями. Версия 1.3 (ЕВКЛИД/V1.3)
0 комментариев
Динамический интегральный универсальный расчётный код для анализа и обоснования безопасности АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями. Версия 2.11 (ЕВКЛИД/V2.11)
0 комментариев
Программа, предназначенная для моделирования процессов переноса нейтронов, фотонов и электронов аналоговыми и весовыми методами Монте-Карло на основе оценённых ядерных данных в системах с трёхмерной геометрией. Учебная версия 1.0 (MCU-FR/E1.0)
0 комментариев
Усовершенствованная версия твэльного кода БЕРКУТ, моделирующего поведение в быстрых реакторах твэла с нитридным и оксидным топливом. Учебная версия 1.0 (БЕРКУТ-У/E1.0)
0 комментариев