Н. Г. Чернецов, Ю. В. Чернобровкин, В. В. Ходаковский, К. А. Тимофеев, С. В. Орехов
Цена: 50 руб.
В составе отечественной среды моделирования сложных логико-динамических систем SimInTech разрабатывается теплогидравлический код, предназначенный для расчёта динамики поведения основных параметров сжимаемого и несжимаемого теплоносителя в теплогидравлических контурах произвольной топологии. В статье описаны основные подходы к решению уравнений сохранения, реализованные в коде. Приведён пример использования теплогидравлического кода для моделирования перспективной реакторной установки со свинцовым теплоносителем БР-1200.
Ключевые слова: теплогидравлический код, уравнения сохранения, формула дифференцирования назад, сжимаемость, численное моделирование.
REFERENCES
1. The U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) about computer codes.
Retrieved November 1, 2015, from http://www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/research/
safetycodes.html
2. RELAP5-3D Code Manual, Vol. I: Code Structure, System Models, and Solution
Methods. INEEL EXT-98-00834, Rev. 2.4, 2005. Retrieved November 1, 2015, from
http://www4vip.inl.gov/relap5/r5manuals/ver_2_4/vol1_v2_4.pdf
3. Belzepkin, V.V., Kukhtevich, V.O., Obraztsov, E.P., Migrov, Yu.A., Shaleninov, A.A., & Deulin, A.A. (2013, May). Hardware-Software Complex “Virtual NPP
Unit with VVER” (HSC “VPU”) for Testing Design Solutions of NPP-2006. The 8th
International Scientific and Research Conference “Provision of Safety for NPP with
VVER”, OKB “Gidropress”, Podolsk, Russia.
4. Parshikov, I.A., Petukhov, V.N., Timofeev, K.A., & Shchekaturov, A.M. Simulation of Nuclear Power Plant with Heavy Liquid Metal-Cooled Reactor in SimInTech
Software. Humanities and science university journal, 2013, 5, 144–156.
5. Bolnov, V.A., Zotov, I.S., Malkin, S.A., & Ushatikov, A.S. Experience of Creation
of Modeling Complex for NPP with RP BN-1200 [Опыт создания моделирующего
комплекса для АЭС с РУ БН-1200]. Atomic Project, 2014, 2014, 19, 62–63.
6. Yudov, Yu.V. Development of Double-Fluid Model of Circuit Thermohydraulics
of Water-Cooled Reactor Units [Разработка двухжидкостной модели контурной
теплогидравлики реакторных установок с водяным теплоносителем] (PhD Thesis,
Sosnovy Bor, Russia). 2001.
7. Russian Federation, Patent for invention № 2545098 "Lead-Cooled Fast Neutron
Reactor Plant", priority of invention 31 January 2014.
