Проблемы совершенствования компьютерных теплогидравлических кодов

• Опубліковано в: : Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
• Дата: 2015
• Автори: Шараевский, И.Г., Фиалко, Н.М., Носовский, А.В., Зимин, Л.Б., Шараевский, Г.И.
• Формат: Стаття
• Мова: Russian
• Опубліковано: Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2015
• Теми: Проблеми безпеки атомних електростанцій
• Онлайн доступ: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112847
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Цитувати: Проблемы совершенствования компьютерных теплогидравлических кодов / И.Г. Шараевский, Н.М. Фиалко, А.В. Носовский, Л.Б. Зимин, Г.И. Шараевский // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2015. — Вип. 25. — С. 30-38. — Бібліогр.: 25 назв. — рос.

Выполнен анализ современного состояния исследований и разработок в области создания теплогидравлических расчетных кодов. Проанализирован опыт создания отечественных и зарубежных версий наиболее совершенных версий кодов улучшенной оценки. Значительное внимание уделено проблемам расчетного определения критических тепловых потоков в каналах ядерных реакторов. Рассмотрены проблемные вопросы обеспечения теплогидравлической надежности парогенерирующих каналов в условиях термоакустических колебаний. Виконано аналіз сучасного стану досліджень і розробок у галузі створення теплогідравлічних розрахункових кодів. Проаналізовано досвід створення вітчизняних та зарубіжних версій найбільш досконалих версій кодів покращеної оцінки. Значну увагу приділено проблемам розрахункового визначення критичних теплових потоків у каналах ядерних реакторів. Розглянуто проблемні питання забезпечення теплогідравлічної надійності парогенеруючих каналів в умовах термоакустичних коливань. The analysis of the current state of research and development in the field of thermal-hydraulic computer codes. The experience of the creation of domestic and foreign versions of the most advanced versions of code improved estimate. Considerable attention is paid to the problems of calculation of the critical heat fluxes in the channels of nuclear reactors. Considered problematic issues to ensure the reliability of thermal-hydraulic steam-generating channels in a thermoacoustic oscillation.