ПРИМЕНЕНИЕ CFD-КОДА CONV-3D В РЕАКТОРНЫХ ПРИЛОЖЕНИЯХ
Аннотация
Полный текст:
PDFЛитература
Осипов С.Л., Рогожкин С.А., Шепелев С.Ф. и др. Опыт применения и проблемы верификации CFD-кодов в проектах реакторов БН. Тезисы докл. научнотехнического семинара «Проблемы верификации и применения CFD-кодов в атомной энергетике». Н. Новгород, 2012, с. 62.
Chudanov V.V., Churbanov A.G., Vabishchevich P.N., Strizhov V.F. A numerical study on natural convection of a heat-generating fluid in rectangular enclosures. - Intern. J. Heat Mass Transfer, 1994, № 37(18), p. 2969-2984.
Чуданов В.В., Аксенова А.Е., Первичко В. А. Методы прямого численного моделирования турбулентности с использованием DNS и LES подходов в задачах тепло-гидравлики ТВС. - Изв. РАН, Энергетика, 2007, № 6, c. 47-57.
Чуданов В.В., Горейнов С.А., Аксенова А.Е. и др. Новый метод решения CFD-задач на кластерных ЭВМ петафлопсной производительности. - Программные системы: теория и приложения, 2014, № 1(19), c. 3-14.
Mahaffy J. Synthesis of results for the T-junction benchmark. - In: Proc. CFD4NRS-3 Conf. on Computational Fluid Dynamics (CFD) for Nuclear Reactor Safety Applications. USA, September, 2010, p. 1-32.
Betts P., Bokhari I. Experiments on turbulent natural convection in an enclosed tall cavity. - Intern. J. Heat Fluid Flow, 2000, v. 21, p. 675-683.
Smith B., Song C.-H., Chang S.-K. e.a. Report of the OECD/NEA KAERI Rod Bundle CFD Benchmark Exercise № NEA/CSNI/R(2013)5, 2013. 124 p.
Методы вычислительной гидродинамики для анализа безопасности объектов ТЭК. Под общей ред. Л. А. Большова. Труды ИБРАЭ РАН. Вып. 3. М.: Наука, 2008. 210 с.
Чуданов В.В., Вабищевич П.Н., Самарский А.А. и др. Нелинейные регуляризованные разностные схемы для многомерного уравнения переноса. - Журн. вычислительной мат. и мат. физики, 2001, т. 40, № 6, c. 900-907.
Чуданов В.В., Аксенова А.Е., Первичко В. А., Макаревич А.А. Математическое моделирование динамики жидкости в элементах ядерных энергетических установок с использованием суперЭВМ. - Атомная энергия, 2014, т. 117, вып. 6, с. 307-311.
Benchmark Analyses of Sodium Natural Convection in the Upper Plenum of the Monju Reactor Vessel. Final Report of a Coordinated Research Project 2008-2012, IAEA-TECDOC-1754.
Ссылки
- На текущий момент ссылки отсутствуют.
