СОВРЕМЕННЫЕ ПОДХОДЫ К РАЗРАБОТКЕ МЕТОДОВ ЧИСЛЕННОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ ПРОЦЕССОВ МАССО- И ТЕПЛООБМЕНА В ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРКАХ ТВЭЛОВ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ ПРАКТИЧЕСКОЙ РЕАЛИЗАЦИИ

Авторы

Сорокин А.П.¹, Сорокин Г.А.², Кузина Ю.А.¹, Денисова Н.А.¹

Организация

¹ Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
² Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Московский физико-технический институт (национальный исследовательский университет)», Москва, Россия

Сорокин А.П.¹ – главный научный сотрудник, доктор технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: +7 (484) 399-70-00 (доб. 84-47); e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Кузина Ю.А.¹ – начальник отделения ядерной энергетики, кандидат технических наук.
Денисова Н.А.¹ – ведущий инженер.
Сорокин Г.А.² – кандидат технических наук.

Аннотация

Результаты большого объема исследований закономерностей теплогидравлических процессов в быстрых реакторах аккумулированы в расчетных программах, являющихся основным инструментом проектирования реакторных установок и обосновании их безопасности. Изложены теоретические основы основных методов математического моделирования процессов массо- и теплообмена при течении многофазных сжимаемых теплоносителей в сборках твэлов быстрых реакторов: модели жидкостной динамики, пористого тела и поканального метода расчета. Основным содержанием современных методов теплогидравлического анализа для реакторных приложений являются дифференциальные уравнения движения и энергии сплошной среды в рамках модели жидкостной динамики, макропереноса массы, импульса и энергии, модели пористого тела и поканальной модели расчета с соответствующими замыкающими соотношениями и краевыми условиями. Наиболее полный учет влияния различных факторов на температурные поля в ТВС (деформация, неравномерное энерговыделение, стохастические отклонения параметров и т. д.) и механизмов межканального обмена с обеспечением высокой точности расчета осуществляется в поканальном методе расчета. На основе установленной аналогии между уравнениями макропереноса в рамках поканальной модели расчета, модели пористого тела и уравнений сплошной среды проанализирован класс уравнений макропереноса, сформулированы начальные и граничные условия, указаны численные методы решения системы уравнений макропереноса в рамках поканальной модели и модели пористого тела. Анализируются многочисленные программы, созданные для численного моделирования характеристик ТВС для различных реакторных условий. Обсуждается развитие перспективного направления расчетных исследований методами жидкостной динамики, разработка и использования
CFD-программ для численного моделирования теплогидравлики, а также сопряжение системных теплогидравлических и трехмерных нейтронно-физических программ и CFD-программ моделирования теплогидравлики первого контура реакторных установок для анализа безопасности реакторных установок.

Ключевые слова
быстрые реакторы, жидкие металлы, активная зона, теплогидравлика, безопасность, численное моделирование, методы расчета, уравнения жидкостной динамики, поканальный метод, модель пористого тела, расчетные программы, системные программы

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

Сорокин А.П., Богословская Г.П. Методы теплогидравлического расчета тепловыделяющих сборок быстрых реакторов. Теплоэнергетика, 1997, № 3, с. 21–26.
Sorokin A.P., Efanov A.D., Yuryev Yu.S., Zhukov A.V., Ushakov P.A., Bogoslovskaya G.P. Methods and codes for modeling thermohydraulics of fast reactor cores subassemblies under nominal and non-nominal operation conditions. LMFR core thermohydraulics status and prospects. IAEA-TECDOC-1157. Vienna: IAEA, 2000. Pp. 9–22.
Сорокин Г.А. Моделирование теплообмена жидкометаллического теплоносителя в режиме аварийного расхолаживания в реакторах на быстрых нейтронах. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Обнинск: ИАТЭ, 2007. 168 с.
Мантлик Ф., Шмид. И., Мильбауэр П., Жуков А.В., Ушаков П.А., Сорокин А.П., Юрьев Ю.С., Богословская Г.П., Колмаков А.П., Титов П.А., Тихомиров Б.Б. Методы и программы теплогидравлического расчета сборок твэлов быстрых реакторов. Прага: Центр Ядерных Исследований, 1987. 268 c.
Жуков А.В., Сорокин А.П., Корниенко Ю.Н., Титов П.А., Ушаков П.А. Методы и результаты теплогидравлических исследований нестационарных процессов в ТВС быстрых реакторов. Обзор ФЭИ-0227. М.: ЦНИИатоминформ. 1988. 40 с.
Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках (основы расчета). М.: Атомиздат, 1975. 408 с.
Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов (теоретические основы и физика процесса). Физика и техника ядерных реакторов,вып. 38. М.: Энергоатомиздат, 1989. 184 с.
Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов (расчетные программы и практическое приложение). Физика и техника ядерных реакторов, вып. 43. М.: Энергоатомиздат, 1991. 224 с.
Субботин В.И., Кащеев В.М., Номофилов Е.В., Юрьев Ю.С. Решение задач реакторной физики на ЭВМ. М.: Атомиздат, 1979. 143 с.
Sha W.T. An Overview on Rod Bundle Thermal-Hydraulic Analysis. Nuclear Engineering and Design, 1980, vol. 62, no. 1–3, pp. 1–25.
Делайе Дж., Гио М., Ритмюллер М. Теплообмен и гидродинамика двухфазных потоков в атомной и тепловой энергетике. Пер. с англ. под ред. П.Л. Кириллова. М.: Энергоатомиздат, 1984, 424 c.
Moorthia A., Sharmab A.K., Velusamy K. A Review of Sub-channel Thermal Hydraulic Codes for Nuclear Reactor Core and Future Directions. Nuclear Engineering and Design, 2018, vol. 332, no. 3, pp. 329–344.
Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Алексеев В.В., Дельнов В.Н. Фундаментальные и прикладные исследования теплофизики реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Достигнутые результаты и проблемы дальнейших исследований. Лекция «Доллежалевские чтения». Москва, АО «НИКИЭТ», 15 февраля 2024. 41 с.
Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Алексеев В.В., Асхадуллин Р.Ш., Дельнов В.Н., Денисова Н.А. 70 лет исследованиям тепломассопереноса, физической химии и технологии теплоносителей в энергетических системах в ГНЦ РФ – ФЭИ. Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 3, c. 5–76.
Sparrow E.M., Loeffler A. Longidudinal laminar flow between cylinders arranged in regular array. AIChE J, 1959, vol. 5, no. 3, pp. 325–330.
Ибрагимов М.Х., Субботин В.И., Бобков В.П., Сабелев Г.И., Таранов Г.С. Структура турбулентных потоков в каналах. М.: Атомиздат, 1978. 296 с.
Yeung M.R., Wolf L. Multi-Cell Flow Heat Transfer Analysis for Finity LMFBR Bundles. Nuclear Engineering and Design, 1980, vol. 62, no. 1–3, pp. 101–121.
Buleev N.I. Theoretical model of turbulent exchange in a turbulent flow of liquid. Proc. of Third International Conference on Peaceful Uses of Atomic Energy. New York, 1965, vol. 8, pp. 305–315.
Булеев Н.И. Дальнейшее развитие пространственной модели турбулентного обмена в потоках несжимаемой жидкости. В кн.: Пристенное турбулентное течение. 4.1. Новосибирск: ИТФ СО АН СССР, 1975. C. 51–79.
Сидельников В.Н., Жуков А.В. Расчет температурных полей на начальном участке решеток твэл и анализ влияния переменного энерговыделения (плоское течение теплоносителя). Препринт ФЭИ-414. Обнинск, 1973.
Жуков А.В., Кириллова Г.П. Расчет температурных полей на начальном участке твэлов, обтекаемых турбулентным потокам жидкометаллического теплоносителя. Препринт ФЭИ -715. Обнинск: ФЭИ, 1976.
Kriventsev V., Ninokata H. Calculation of Detailed Velocity and Temperature Distribution in a Rod Bundle of Nuclear Reactor. Proc. of the Ninth International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. NURETH-9. San Francisko, USA, 3–8 October 1999.
Osipov S.I., Rogozhkin S.F., Shepelev S.F., Aksenov A.A., Sazonova V.V., Shmelev V.V. Verification Calculation as per CFD FLOWVISION Code for Sodium-cooled Reactor Plants. Proc. of the International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles , FR 13. Paris, March 4–7, 2013, Track 7, no. 373, 11 p.
Roelof F., Gopala V.R., Van Tichelen K., Cheng X., Merzari E., Pointer W.D. Status and Future Challenges of CDF for Liquid Metal Cooled Reactors. Proc. of the International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles , FR 13. Paris, March 4–7, 2013, Track 7, no. 187, 11 p.
Chudanov V.V. Development and Validation of CONV-3D Code for Calculation of Thermal and Hydrodynamics of Fast Reactor at the Supercomputer. Proc. of the International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, FR 13. Paris, March 4–7, 2013, Track 7, no. 368, 12 p.
Farges B., Sageaux T., Goreaud N. STAR-SD/CATHARE Coupling Methodology for Thermal-hydraulic Calculation on Primary Loop and Hea Exchangers in Sodium Cooled Fast Reactor. Proc. of the International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles , FR 13. Paris, March 4–7, 2013, Track 7, no. 363, 11 p.
Мильбауэр П. Применение метода конечных элементов для расчета турбулентного течения в прямых некруглых каналах. Гидродинамика и теплопередача в активных зонах и парогенераторах быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Прага: ЧСКАЭ, 1984. Т. 1, с. 104–115.
Жуков А.В., Сорокин А.П., Ушаков П.А., Юрьев Ю.С., Богословская Г.П., Тревгода В.М., Титов П.А., Мантлик Ф., Шмид И., Мильбауэр П. Теплофизическое обоснование температурных режимов ТВС быстрых реакторов с учетом факторов перегрева. Методики и программы теплогидравлического расчета сборок твэлов быстрых реакторов. Препринт ФЭИ-1817. Обнинск: ФЭИ, 1986. 52 c.
Kaiser H.G., Zeggel W. Turbulent Flows in Complex Rod Bundle Geometries Numerically Predicted by the Use of Fem and Basic Turbulent Model. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 99, no. 3, pp. 351–363.
Номофилов E.B., Тревгода B.M. Методика расчета полей скорости и температуры в нестандартных каналах. Гидродинамика и теплопередача в активных зонах и парогенераторах быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Прага: ЧСКАЭ, 1984. Т. 1, с. 174–182.
Шолохов А.А., Засорин И.П., Минашин Е.Е. и др. Определение температуры в твэлах ядерного реактора. М.: Атомиздат, 1978.
Rowe D.S. A Thermal-Hydraulic Subchannel Analysis for Rod Bundle Nuclear Fuel Elements. Heat Transfer, 1970, vol. 3, FC 7.13, pp. 1–12.
Жуков А.В., Корниенко Ю.Н., Сорокин А.П., Ушаков П.А., Титов П.А. Методы и программы поканального теплогидравлического расчета сборок твэлов с учетом межканального взаимодействия теплоносителя. Аналитический обзор ОБ-107. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1980. 81 с.
Селиванов В.М., Корниенко Ю.Н., Сорокин А.П. Методы и программы поканального теплогидравлического анализа сборок твэл, охлаждаемых кипящим теплоносителем. Обзор ОБ-110. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1980. 45 с.
Сорокин А.П., Жуков A.B., Корниенко Ю.Н., Ушаков П.А. Уравнения макропереноса в ТВС реакторов (многофазные потоки). Препринт ФЭИ-1800. Обнинск: ФЭИ, 1986. 30 с.
Weisman J. Methods for Detailed Thermal and Hydraulic Analysis of Water-Cooled Reactors. Nuclear Science and Engineering, 1975, vol. 57, no. 4, pp. 255–276.
Khan E.V., Rosenow W.A., Sonin A.A., Todreas N.E. A Porous Body Model for Prediction Temperature Distribution in Wire Wrapped Fuel Rod Assemblies. Nuclear Engineering and Design, 1975, vol. 35, no. 1, pp. 1–12.
Жуков А.В., Сорокин А.П., Кириллов П.Л., Ушаков П.А., Кирюшин А.И., Кузавков Н.Г. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчету активных зон быстрых реакторов. РТМ 1604.008-88. Обнинск: ФЭИ, 1988. 436 с.
Гордеев С.С., Сорокин А.П., Тихомиров Б.Б., Труфанов А.А., Денисова Н.А. Методика теплогидравлического расчета температурных режимов ТВС с учетом межканального перемешивания теплоносителя и случайного отклонения параметров в процессе кампании. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 4, с. 116–130.
Гордеев С.С., Сорокин А.П. Теплогидравлический расчет активной зоны реакторов на быстрых нейтронах с учетом влияния различных факторов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 4, с. 215–237.
Богословская Г.П., Жуков А.В., Сорокин А.П., Тихомиров Б.Б., Титов П.А., Ушаков П.А. Программа ТЕМП-М теплогидравлического расчета кассет твэлов быстрых реакторов. Препринт ФЭИ-1401. Обнинск: ФЭИ, 1983, 20 с.
Казачковский О.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В., Ушаков П.А., Богословская Г.П., Кривенцев В.И., Титов П.А. Метод сосредоточенных параметров в задаче о температурном поле в формоизмененных ТВС быстрых реакторов с неадиабатическими граничными условиями. Препринт ФЭИ-1672. Обнинск: ФЭИ, 1985. 24 с.
Богословская Г.П., Жуков А.В., Поплавский В.М., Сорокин А.П., Тихомиров Б.Б., Ушаков П.А. Метод расчета температурного поля в кассете твэлов быстрого реактора при случайном распределении параметров по методу Монте-Карло. Препринт ФЭИ-1340. Обнинск: ФЭИ, 1982. 14 с.
Богословская Г.П., Жуков А.В., Поплавский В.М. и др. Расчет статистических характеристик температурного поля в кассетах твэлов реактора типа БН-600 с использованием метода Монте-Карло. Препринт ФЭИ-1376. Обнинск: ФЭИ, 1982.
Тихомиров Б.Б., Савицкая Л.В., Поплавский В.М., Сорокин А.П. Модели статистического учета радиационного формоизменения конструкционных материалов в расчете температурного режима ТВС быстрых реакторов. Сборник докладов на франко-советском семинаре «Вопросы теплогидравлики активной зоны быстрых реакторов». Кадараш, Франция, 1986.
Жуков А.В., Сорокин А.П., Ушаков П.А., Богословская Г.П., Кривенцев В.И., Титов П.А. Метод статистического расчета активной зоны быстрого реактора с учетом формоизменения ТВС в процессе кампании. Препринт ФЭИ-1845. Обнинск: ФЭИ, 1987. 16 с.
Казачковский О.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В., Ушаков П.А., Кривенцев В.И., Титов П.А. Стохастические неравномерности температурных полей в формоизмененных ТВС быстрых реакторов. Препринт ФЭИ-1678. Обнинск: ФЭИ, 1985. 24 с.
Жуков А.В., Сорокин А.П., Ушаков П.А., Матюхин Н.М., Тихомиров Б.Б., Титов П.А., Михин В.И., Мантлик Ф., Шульц В. Теплофизическое обоснование температурных режимов ТВС быстрых реакторов с учетом факторов перегрева (температурные поля, факторы перегрева). Препринт ФЭИ-1778. Обнинск: ФЭИ, 1986. 44 с.
Sorokin G.A., Zhukov A.V., Bogoslovskaya G.P., Sorokin A.P. Method of statistical calculation of fast reactor core with account of influence of fuel assembly form change in process of campaign and other factors. LMFR core thermohydraulics status and prospects. IAEA-TECDOC-1157. Vienna: IAEA, 2000, pp. 235–249.
Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Беренский Л.Л., Денисова Н.А., Тихомиров Б.Б. Моделирование формирования температурного поля активной зоны реакторов на быстрых нейтронах с учетом стохастического отклонения параметров с использованием метода Монте-Карло. Вопросы атомной науки и техники. серия: ядерно-реакторные константы, 2022, вып. 1, с. 125–143. Доступно на: https://vant.ippe.ru/year2022/1/thermal-physics-hydrodynamics/2122-12.html (дата обращения 19.08.2025).
Кравченко И.Н., Багдасаров Ю.Е., Лихачев Ю.И. Расчет на прочность твэлов и шестигранного чехла ТВС с учетом совместного деформирования пучка твэлов и чехла в процессе облучения в активной зоне быстрого реактора. Препринт ФЭИ-1840. Обнинск: ФЭИ, 1987. 23 с.
Перегудов А.А. Программный комплекс для расчета нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов и оценки их погрешностей. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. Обнинск, ФЭИ, 2015. 21 с.
Мишин В.А. Вычислительный комплекс для расчетного сопровождения измерений, выполненных на энергетических быстрых реакторах. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук, Обнинск, ФЭИ, 2025. 21 с.
Сорокин А.П., Труфанов А.А., Богословская Г.П., Денисова Н.А. Исследования влияния радиационного формоизменения ТВС на температурный режим и напряженно-деформированное состояние оболочки твэлов. Научно-технический сборник «Итоги научно-технической деятельности отделения безопасности ЯЭУ за 2015 год». Под общей редакцией А.А. Труфанова, А.П. Сорокина. Обнинск: ОНТИ ГНЦ РФ – ФЭИ, 2016. С. 66–78.
Богословская Г.П., Денисова Н.А., Сорокин А.П., Труфанов А.А. Исследования влияния радиационного формоизменения ТВС на температурный режим и напряженно-деформированное состояние оболочки твэлов. Атомная энергия, 2016, т. 120, вып. 6, с. 341–346.
Сорокин Г.А., Ниноката Х., Эндо Х., Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф., Богословская Г.П., Иванов В.В., Волков А.Д., Зуева И.Р. Экспериментальное и расчетное моделирование теплообмена при кипении жидкого металла в системе параллельных тепловыделяющих сборок в режиме естественной конвекции. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2005, № 4, с. 92–106.
Sorokin G.A., Sorokin A.P. Experimental and numerical investigations of liquid metal boiling in fuel subassemblies under natural circulation conditions. Proc. of the First COE-INES International Symposium, INES-1. The Progress in Nuclear Energy Journal. Tokyo, Japan, October 31 – November 4, 2004. 2005, vol. 47, no. 1–4, pp. 656–663.
Sorokin G.A., Ninokata H., Sorokin A.P. et al. Numerical Study of Liquid Metal Boiling in the System of Parallel Bundles under Natural Circulation. Journal of Nuclear Science Technology, 2006, vol. 43, no. 6, pp. 623–634.
Сорокин А.П., Денисова Н.А., Кузина Ю.А., Сорокин Г.А. Исследование кипения щелочного теплоносителя в ТВС быстрых реакторов в аварийных режимах с естественной конвекцией. Атомная энергия, 2024, т. 136, вып. 5–6, с. 212–221.
Юрьев Ю.С., Владимирова Л.И., Морозова С.И. Функции, замыкающие систему уравнений гидродинамики и теплообмена в межтрубном пространстве реакторов и теплообменников как в пористом теле. Препринт ФЭИ-1621. Обнинск: ФЭИ, 1984. 20 с.
Баясхаланов М.В. Моделирование теплогидравлических процессов в активных зонах быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем в приближении анизотропного пористого тела. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. Москва: НИЯУ МИФИ, 2025. 23 с.
Баясхаланов М.В., Меринов И.Г., Харитонов В.С., Корсун А.С. Моделирование трехмерных теплогидравлических процессов в активных зонах реакторов с жидкометаллическим теплоносителем в приближении анизотропного пористого тела. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2024, вып. 2, с. 243–258.
Швецов Ю.Е., Кузнецов И.А., Волков А.В. GRIF-SM – Компьютерный код для анализа тяжелой аварии в реакторе с натриевым охлаждением. Международный семинар «Безопасность быстрых реакторов с натриевым охлаждением». Обнинск, Россия, 3–7 октября, 1994, т. 2.
Кащеев М.В. Моделирование тяжелых аварий в обоснование безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук. Москва: ФГБОУ ВО «НИУ МЭИ», 2018. 40 с.
Баясхаланов М.В., Меринов И.Г., Харитонов В.С., Корсун А.С. Применение приближения анизотропного пористого тела для исследования процессов тепломассопереноса в пучках стержней с различными способами дистанционирования, охлаждаемых жидкометаллическим теплоносителем. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2023, вып. 2, с. 173–187.
Лыков А.В. Тепломассообмен (справочник). М.: Энергия, 1971. 560 с.
Лойцянский JI.Г. Механика жидкости и газа. М.: Наука, 1973. 295 c.
Нигматулин Р.Н. Основы механики гетерогенных сред. М.: Наука, 1978. 336 c.
Ishii M. Thermo-Fluid Dynamic Theory of Two-Phase Flow. Argonne National Laboratory, USA, 1975. 249 p.
Chawla T.C., Ishii M. Two-Fluid Model of Two-Phase Flow in a Pin Bundle of a Nuclear Reactor. International Journal of Heat and Mass Transfer, 1980, vol. 23, no. 7, pp. 991–1001.
Lahey Jr. R.T., Drew D.A. The Three-Dimentional Time and Volume Averaged Conservation Equation of Two-Phase Flow. Advanced Nuclear Science and Technology. New York: Plenum Press, and London, 1988. Vol. 20, pp. 1–69.
Ninokata H. Advances in Subchannel Analysis for Boiling Two-Phase Flows in Rod Bundles. Proc. of the International Seminar on Subchannel Analysis. Subchannel Analysis in Fast Reactors, ISSCA’92. Tokyo, October 30, 1992, pp. 15–68.
Сорокин Г.А., Жуков А.В., Авдеев Е.Ф., Сорокин А.П. Моделирование теплогидравлических процессов в тепловыделяющих сборках быстрых реакторов с учетом влияния кипения, деформации и других факторов. Препринт ФЭИ -2749. Обнинск: ФЭИ, 1998. 37 c.
Kornienko Yu.N., Kuzevanov V.S., Sorokin A.P. The Technique of Calculation of Non-equilibrium Two-Phase Flows in Pin Bundles Using Two Dimensional Application in Subchannel Approximation. Proc. of the Winter Annular Meeting of ASME. Advanced in Gas Liquid Flows. Dallas, Texas, Nov. 25–30, 1990, FED-Vol, 99, HID-Vol, 155. New York: ASME, 1990. Pp. 321–330.
Kelli J.E., Kazimi M.S. Development of the Two-Fluid Multidimensional Code THERMIT for LWR Analysis. AIChE Simp. Ser., 1980, vol. 76, no. 199, p. 149.
Ishii M., Mishina K. Two-Fluid Model and Hydrodynamic Constitutive Relations. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 2–3, pp. 107–126.
Корниенко Ю.Н. Разработка и исследование квазидвумерных методов расчета неравновесных двухфазных потоков для стационарных и переходных режимов ЯЭУ. Дис. канд. тех. наук. Обнинск, ФЭИ, 1988.
Сорокин Г.А., Жуков А.В., Авдеев Е.Ф., Сорокин А.П. Система замыкающих соотношений в рамках модели поканального теплогидравлического анализа активной зоны ядерных реакторов. Препринт ФЭИ -2829. Обнинск: ФЭИ, 2000. 36 c.
Sha W.T., Scmitt R., Huebotter P.R. Boundary-Value Thermal Hydraulic Analysis of a Reactor Fuel Bundle. Nuclear Engineering, 1976, no. 2, pp. 140–160.
Schor A.L., Kazimi M.S., Todreas N.E. Advanced in Two-Phase Flow Modeling for LMFBR Applications. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 1–3, pp. 127–155.
Горчаков М.К., Колмаков А.П., Юрьев Ю.С. Методика приближенного моделирования активной зоны реактора. Препринт ФЭИ -597. Обнинск: ФЭИ, 1975. 19 c.
Esposito V.J., Spencer A.C. Can Macro-Micro Type Flow Computation Schemes be Reactor Engineering Tools? Proc. of the American Science Meeting on Reactor Safety. Salt Lake City, Utah, 1973, pp. 501–515.
Khan E.V. Analytical Investigation and Design of a Model Hydrodynamically Simulating a Prototype PWR Core. Nuclear Technology, 1972, vol. 16, no. 3, pp. 479–496.
Menant В., Basque G., Grand D. Theoretical Analysis and Experimental Evidence of Three Types of Thermohydraulic Incoherency in Undisturbed Cluster Geometry. IWGFR. Vienna: IAEA, 1979, pp. 134–151.
Худаско В.В., Дорошенко В.А., Сорокин А.П. Трехмерный расчет теплообмена в парогенераторе. Атомная энергия, 1986, т. 61, вып. 6, с. 406–408.
Роу Д.С. Математическая модель для исследования переходных процессов в подканалах сборки тепловыделяющих элементов ядерного реактора. Теплопередача, 1973, т. 95, вып. 8, с. 67–73.
Wheeler C.L, Mac G.C., Koresar D.C. COBRA-IIA: A Program for Thermal-Hydraulic Analysis in Very Large Bundle of Fuel Pins. BNWL-1422. Richland: Battelle-Pacific North-West Laboratories, 1970.
Miao C.C., Baumann W.L., Domanus H.M. et al. Two-Phase Thermal-Hydraulic Simulations with COMMIX-2. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 2, pp. 205–214.
Ninokata H., Okano T. SABENA: An Advanced Subchannel Code for Sodium Boiling Analysis. Proc. 3rd Topical Meeting on Reactor Thermal-Hydraulics. Newport, Rhode Iland, 1985.
Ninokata H. Analysis of Low-heat-flux Sodium Boiling test in a 37-Pin Bundle by the Two-Fluid Model Computer Code SABENA. Nuclear Engineering and Design, 1986, vol. 97, issue 2, pp. 233–246. DOI: https://doi.org/10.1016/0029-5493(86)90111-1.
Мингалеева Г.С., Миронов Ю.В. Теплогидравлический расчет многостержневых тепловыделяющих сборок, охлаждаемых однофазным теплоносителем. Атомная энергия, 1980, т. 48, вып. 5, с. 303–308.
Okamoto Y., Hishida M., Akino N. Hydraulic Performance in Rod Bundles of Fast Reactor Fuel Pressure Drop Vibration and Mixing Coefficient. Progress in Sodium-Cooled Fast Reactor Engineering. Monako. IAEA/SM-130/5. 1970.
Baumann W., Hoffman H. Coolant Cross Mixing of Sodium Flowing in Line through. Spacer Arrangements. International Heat Transfer Seminar. Trogir, Yugoslavia, 1971.
Жуков А.В., Мужанов А.В., Сорокин А.П., Титов П.А., Ушаков П.А. Межканальное взаимодействие теплоносителя в решетках цилиндрических стержней. Препринт ФЭИ -413. Обнинск, ФЭИ, 1973. 57 с.
Zernick W., Currin H.B., Elyath E., Previti G. THINC – A Thermal Hydraulic Interaction Code for Semi-Open or Closed Channel. WCAP 3704, 1962.
Novendstern E.H. Mixing Model for Wire-Wrap Fuel Assemblies. Transactions of the American Nuclear Society, 1972, vol. 15, no. 2, p. 866.
Ginsberg T. Forced-Flow Interchannel Mixing Model for Fuel Rod Assemblies Utilizing a Helical Wire-Wrap Spacer System. Nuclear Engineering and Design, 1972, vol. 22, no. 1, pp. 28–42.
Maggee P.M. Modelling of Flow Sweeping Effects in Wire-Wrapped Rod Bundles. Transactions of the American Nuclear Society, 1972, vol. 15, no. 1, pp. 406.
Rowe D.S. Thermal-Hydraulic Analysis for Rod Bundle Nuclear Fuel Elements. Proc. of the Heat Transfer Conference. Paris-Versailles, 1970, vol. 3, FC 7.13, pp. 1–12.
Bowring R.W. НАМВО. A Computer Programme for the Hydraulic and Burnout Characteristics of the Rod Clusters (Part 1) General Description. AEEW-R524. London. 1967.
Bowring R.W. НАМВО. A Computer Programme for the Hydraulic and Burnout Characteristics of the Rod Clusters (Part 2) The Equations. AEEW-R582. London. 1968.
Plas E. Programme FLICA-III Pour l'Etude Thermohydraulic de Reactors et de Houcles d'Essens. Report on the France-Soviet Seminar. Moscow. 1974.
Миронов Ю.В., Шпанский С.В. Распределение параметров двухфазного потока по сечению канала с пучком твэлов. Атомная энергия, 1975, т. 39, № 6, с. 403–408.
Chiu C., Todreas N.E. Prediction of the Temperature Field in a Breeder Reactor Including Inter Assembly Heat Transfer. Nuclear Engineering and Design, 1975, vol. 35, no. 3, pp. 423–440.
Chelemer H., Wiesman J., Tong N.S. Subchannel Thermal Analysis of the Rod Bundle Cores. Nuclear Engineering and Design, 1972, vol. 21, no. 1, pp. 35–46.
Миронов Ю.В., Сакович Е.В., Шпанский С.В. Анализ гидравлики и кризиса теплообмена в пучках гладких стержней с учетом неравномерности распределение теплогидравлических параметров по сечению канала. В кн.: Семинар ТФ-74 «Исследование критических тепловых потоков в пучках стержней». Мocква, 1974, с. 189–200.
Chiu C., Todreas N.E., Rosenow W.M. Turbulent Flow Split Model and Supporting Experiments for Wire-Wrapped Core Assemblies. Nuclear Technology, 1980, vol. 50, no. 3, pp. 40–52.
Hirao S., Nakao N. DIANA – A Fast and High Capacity Computer Code for Interchannel Coolant Mixing in Rod Arrays. Nuclear Engineering and Design, 1974, vol. 30, no. 3, pp. 214–222.
Wantland J.L. ORRIBLE: A Compute Program Flow and Temperature Distribution in an 19-Rod LMFBR Fuel Assembly. Nuclear Technology, 1974, vol. 24, no. 2, pp. 168–175. DOI: doi.org/10.13182/NT74-A31473.
Khan E.V., Hinds A., Cheatham R.L. The CORTRAN Code for While Core LMFBR Transient Thermal Hydraulic Analysis. Transactions of the American Nuclear Society, 1979, vol. 31, no. 1, pp. 537–539.
Perneczky L., Szabados L., Kovacs L.M. HOTRAN-2: A Code for Coolant Flow Transient Calculations of Water-Coolant Reactor Cores. KFKI-1977-16. Budapest. 1977.
Masterson R.W., Wolf L. An Efficient Multidimensional Numerical Method for the Thermal Hydraulic Analysis of Nuclear Reactor Core. Nuclear Engineering and Design, 1977, vol. 64, no. 3.
Rowe S.D. COBRA IIIC; A Digital Computer Program for Steady State and Transient Thermal Analysis of Rod Bundle Nuclear Fuel Elements. BNWL-1695. Richland, Washington, 1973.
Van der Ros. A Two-Phase Flow Exchange between Interacting Hydraulic Channels. WW015-R, 1970.
Kovacs L.M., Szabados L. TURMIX – Computer Program to Determine Single-Phase Interchannet Mixing in Reactor Fuel Bundles. KFKI-73-16, 1973.
Sha W.T., Schmitt R.C., Huebotter P.R. Boundary-Value Thermal-Hydraulic Solution in a Reactor Fuel Bundle. 75-HT-48. New York: ASME United Engineering Centre, 1976.
Chen B.C-J., Chien T.H., Sha W.T. BODYFIT-2PC: Steady State Transient Three-Dimensional, Two-Phase Thermal Hydraulic Computer Code for Rectangular Rod Bundle. Transactions of the American Nuclear Society, 1981, vol. 35, no. 2.
Marr W. COBRA-3M: A Modified Version of COBRA Analyzing Thermal-Hydraulics in Small Pin Bundles. Nuclear Engineering and Design, 1979, vol. 53, pp. 223–235.
Уоллис Г. Одномерные двухфазные течения. М.: Мир, 1972.
Macdougall J.D., Lillington J.N. The SABRE Code for Fuel Rod Bundle Cluster Thermohydraulics. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 2–3, pp. 171–190.
Arai M., Hirata H. Numerical Calculation for Two Phase Flow Analysis in Pin Bundles. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 2–3, pp. 157–169. DOI: https://doi.org/10.1016/0029-5493(84)90209-7.
Wheeler C.L. COBRA-IV-I: An Interim Version of COBRA for Thermal-Hydraulic Analysis of Rod Bundle Fuel Elements and Cores. BNWL-1962. Richland: Battelle-Pacific North-West Laboratories, 1976.
Bottony H., Willerding G. Advanced Solution Algorizms for Transition Multidimensional Thermohydraulic Flow Problems in Complex Geometries with the Programme COMMIX-2/KfK. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 100, no. 3, pp. 351–365. DOI: https://doi.org/10.1016/0029-5493(87)90085-9.
Dorr B., Homann Cy., Struwe D. State of Development at the Computer Programme BACCHUS-3D/TP for the Discriiption of Transient Two Phase LMFBR Fuel Pin Bundles. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 100, no. 3.
Mijaguchi K., Takahashi J. Thermal-Hydraulic Experiments with Simulated LMFBR Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29. Vienna: IAEA, 1979. Pp. 58–75.
Кумаев В.Я., Леончук М.П., Дворцова Л.И. Методика численного расчета трехмерных течений теплоносителя в пучках стержней. Препринт ФЭИ -1733. Обнинск: ФЭИ, 1985.
Ninokata H., Aritomi M., Anegawa T., Hara T., Kamo H., Kusuno S., Mishima K., Morooka S., Yamamoto Y., Nishida K., Sadatomi M., Sou A., Yabushita Y. Development of the NASCA Code for Predicting Transient BT Phenomena in BWR Rod Bundles. Proc. of the Workshop on Advanced Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes: Current and Future Applications. Barcelona, April 10–13, 2000. NEA-CSNI-R--2001-2. Pp. 576–588.
Kim W.S., Kim Y.G., Young-Jin Kim Y.J. Subchannel Analysis Code MATRA-LMR for Wire Wrapped LMR Subassembly. Annual of Nuclear Energy, 2002, vol. 29, pp. 303–321.
Chvetsov Yu., Volkov A. 3-D Thermal Hydraulic Analysis of Transient Heat Removal from Fast Reactor Core Using Immersion Coolers. LMFR Core Thermohydraulics: Status and Prospects. IAEA-TECDOC-1057. Vienna: IAEA, June 2000. Pp. 85–98.
Ашурко Ю.М., Волков А.В. Влияние нейтронно-физической модели на расчет тяжелой аварии с кипением натрия в быстром реакторе. Атомная энергия, 2017, т. 122, вып. 4, с. 183–189.
Davies S. Coupling Subchannel Analysis Tools with Advanced Multiscale Core Simulation. Thesis diss. dr. phil., 2024.
Веселов А.М., Зимин В.Г., Корсун А.С., Меринов И.Г., Романин С.Д., Харитонов В.С., Щукин Н.В. Анализ нестационарных переходных процессов в активной зоне реактора с жидкометаллическим теплоносителем с применением кода SKETCH-THEHYCO. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2006, вып. 4, с. 24–32.
Harlow F.H., Melch J.E. Numerical Calculation Time-Dependent Viscous Incompressible Flow of Fluid with Free Surface. Physics of Fluids, 1965, vol. 8, pp. 2182–2189. DOI: https://doi.org/10.1063/1.1761178.
Steward C.W., Rowe D.S. Advanced Continuous Fluid Eulerian Computation Scheme for Flows with Large Density Gradient. Transactions of the American Nuclear Society, 1976, vol. 24.
Патанкар С.В. Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. М.: Энергоатомиздат, 1984.
Bessho Y., Uchikawa S. Boiling Transient Prediction for BWR Fuel Bundles by Subchannel Analysis Program MENUETT. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 99, no. 1, pp. 239–236.
Basehore K.L., Todreas N.E. SUPERENERGУ-2: A Multi Assembly, Steady-State Computer Code for LMFBR Core Thermal-Hydraulic Analysis. PNL-3379, C00-2245-57TR. Richland: Pacific Northwest Laboratory, 1980. 208 p.
Markley R.A., Engel F.C. LMFBR Blanket Assembly Heat Transfer and Hydraulic Test Data Evaluation. Thermodynamic of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. Summery Report. Vienna: IAEA. 1979. Pp. 229–253.
Ninokata H., Merzari E. Computational fluid dynamics and simulation based design approach for tight lattice nuclear fuel pin subassemblies. Proc. of NURETH-12. Pennsylvania, USA, 2007, Log no: KN#6.
Baglietto E., Ninokata H. CFD Modeling of Secondary Flows in Fuel Rod Bundles. Proc. of NUTHOS-6. Nara, Japan, 2004.
Chang D., Tavoularis S. Simulations of turbulence, heat transfer and mixing across narrow gaps between rod-bundle subchannels. Nuclear Engineering and Design, 2008, vol. 238, no. 1, pp. 109–123.
Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Денисова Н.А. Гидродинамика турбулентных потоков в ТВС быстрых реакторов (поле скорости и микроструктура турбулентности). Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерно-реакторные константы, 2021, № 2, с. 139–166.
Kim M., Lim J., Kim S., Jee S., Park D. Assessment of the wall-adapting local eddy-viscosity model in transitional boundary layer. Computer Methods in Applied Mechanics and Engineering, 2020, vol. 371, p. 113287. DOI: https://doi.org/10.1016/j.cma.2020.113287.
Biemüller M., Meyer L., Rehme K. Large eddy simulation and measurement of the structure of turbulence in two rectangular channels connected by a gap. Proc. 3rd Internat. Symp., Eng. Turbulence Modelling and Experiments. Elsevier, Amsterdam, 1996, pp. 249–258.
Baglietto E., Ninokata H. A turbulence model study for simulating flow inside tight lattice rod bundles. Nuclear Engineering and Design, 2005, vol. 235, pp. 773–784. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.10.007.
Merzari E., Ninokata H., Baglietto E. Corrigendum to Numerical simulation of flows in tight-lattice fuel bundles. Nuclear Engineering and Design, 2008, vol. 238, pp. 1703–1719. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2008.01.001.
Chandra L., Roelofs F., Houkema M., Jonker B. A stepwise development and validation of a RANS based CFD modelling approach for the hydraulic and thermal hydraulic analyses of liquid metal flow in a fuel assembly. Nuclear Engineering and Design, 2009, vol. 239, pp. 1988–2003.
Krepper E., Končar B., Egorov Y. CFD modelling of subcooled boiling-Concept, validation and application to fuel assembly design. Nuclear Engineering and Design, 2007, vol. 237, pp. 716–731.
Cheng X., Tak N.I. CFD analysis of thermal-hydraulic behavior of heavy liquid metals in sub-channels. Nuclear Engineering and Design, 2006, vol. 236, pp. 1874–1885.
Gajapathy R., Velusamy K., Selvaraj P., Chellapandi P., Chetal S. A comparative CFD investigation of helical wire-wrapped 7, 19, 37 fuel pin bundles and its ex tendibility to 217 pin bundle. Nuclear Engineering and Design, 2009, vol. 239, pp. 2279–2292.
Roelofs F., Gopala V.R., Chandra L., Viellieber M., Class A. Simulating fuel assemblies with low resolution CFD approaches. Nuclear Engineering and Design, 2012, vol. 250, pp. 548–559. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2012.05.029.
Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П. Анализ бенчмарк-эксперимента по гидравлике и теплообмену в сборке имитаторов твэлов с жидкометаллическим охлаждением. Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 5, с. 336–348.
Efanov A.D., Sorokin A.P., Matjuhin N.M., Chernonog V.L. The experimental base of SSC RF-IPPE for research of liquid metals heat and mass transfer. Hydrodynamics and heat transfer in reactor components cooled by liquid metal coolants in single/two phase. 11 Meeting of the International Association for Hydraulic Research (IAHR) Working Group. Working material. TWG-FR/125. Vienna: IAEA, 2005. Pp. 8–25.
Zhukov A.V., Kuzina J.A., Sorokin A.P. Bogoslovskaia G.P., Filin A.I., Leonov V.N., Smirnov V.P., Sila-Novitskii A.G. Specification of the benchmark problem “Hydraulics and heat transfer in the model pin bundles with liquid metal coolant”. Hydrodynamics and heat transfer in reactor components cooled by liquid metal coolants in single/two phase. 11 Meeting of the International Association for Hydraulic Research (IAHR) Working Group. Working material. TWG-FR/125. Vienna: IAEA, 2005. Pp. 138–172.
Кузина Ю.А. Теплогидравлическое моделирование в обоснование активных зон реакторов типа БРЕСТ. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ, 2003.
Afremov D.A., Smirnov V.P., Yashnikov D.A. Calculations using BRS-TVS.R code as a part of the standard problem “Hydraulics and heat exchange in model rod assemblies with liquid-metal cooling” including uncertainty analysis. Hydrodynamics and heat transfer in reactor components cooled by liquid metal coolants in single/two phase. 11 Meeting of the International Association for Hydraulic Research (IAHR) Working Group. Working material. TWG-FR/125, Vienna: IAEA, 2005. Pp. 173–196.
Ohshima H., Imai Y. Thermal Hydraulic Analysis of Model Pin Bundle with Liquid Metal Coolant - Simulation Results of Standard Problem. Hydrodynamics and heat transfer in reactor components cooled by liquid metal coolants in single/two phase. 11 Meeting of the International Association for Hydraulic Research (IAHR) Working Group. Working material. TWG-FR/125, Vienna: IAEA, 2005. Pp. 197–211.
Peña A., Esteban G.A. Benchmark Problem: Hydraulics and Heat Transfer in the Model Pin Bundles with Liquid Metal Coolant. UPV-EHU Calculations. Hydrodynamics and heat transfer in reactor components cooled by liquid metal coolants in single/two phase. 11 Meeting of the International Association for Hydraulic Research (IAHR) Working Group. Working material. TWG-FR/125, Vienna: IAEA, 2005. Pp. 247–160.
Carlsson J., Wider H. Results of Calculations of the Standard Problem “Hydrodynamics and Heat Transfer in a Subassembly Model Cooled by Liquid Metal Coolant”. Hydrodynamics and heat transfer in reactor components cooled by liquid metal coolants in single/two phase. 11 Meeting of the International Association for Hydraulic Research (IAHR) Working Group. Working material. TWG-FR/125, Vienna: IAEA, 2005. Pp. 212–226.
Son H.M., Suh K.Y. Result of Calculations of the Standard Problem Hydraulics and Heat Transfer in a Subassembly Model Cooled by Liquid Metal Coolant. Hydrodynamics and heat transfer in reactor components cooled by liquid metal coolants in single/two phase. 11 Meeting of the International Association for Hydraulic Research (IAHR) Working Group. Working material. TWG-FR/125, Vienna: IAEA, 2005. Pp. 227–246.
Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Денисова Н.А. Гидродинамика турбулентных потоков в ТВС быстрых реакторов (поле скорости и микроструктура турбулентности). Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2021, № 2, с. 139–166.
Kim M., Lim J., Kim S., Jee S., Park D. Assessment of the wall-adapting local eddy-viscosity model in transitional boundary layer. Computer Methods in Applied Mechanics and Engineering, 2020, vol. 371, p. 113287. DOI: https://doi.org/10.1016/j.cma.2020.113287.
Launder B., Spalding D. Lectures in mathematical models of turbulence. London: Academic Press, 1972. 175 p.
Menter F. Zonal Two Equation k-w Turbulence Models For Aerodynamic Flows. Proc. of 23rd Fluid Dynamics, Plasmadynamics, and Lasers Conference: Fluid Dynamics and Co-located Conferences. Orlando, FL, USA, 1993. DOI: https://doi.org/10.2514/6.1993-2906.
Захаров М.Ю., Тихомиров Г.В. Обзор подходов к CFD-моделированию ТВС быстрых реакторов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерно-реакторные константы, 2025, № 2, с. 121–151.
Козелков А.С., Курулин В.В., Тятюшкина Е.С., Пучкова О.Л. Моделирование турбулентных течений вязкой несжимаемой жидкости на неструктурированных сетках с использованием модели отсоединенных вихрей. Математическое моделирование, 2014, т. 26, № 8, с. 81–96.
Chen S., Xia Z., Pei S. et al. Reynolds-stress-constrained large-eddy simulation of wall-bounded turbulent flows. Journal of Fluid Mechanics, 2012, vol. 703, pp. 1–28. DOI: https://doi.org/10.1017/jfm.2012.150.
He Y., Li Q., Wang Y., Tang G. Lattice Boltzmann method and its applications in engineering thermophysics. Chinese Science Bulletin, 2009, vol. 54, no. 22, pp. 4117–4134. DOI: https://doi.org/10.1007/s11434-009-0681-6.
Girimaji S.S. Partially-Averaged Navier-Stokes Model for Turbulence: A Reynolds-Averaged Navier-Stokes to Direct Numerical Simulation Bridging Method. Journal of Applied Mechanics, 2005, vol. 73, no. 3, pp. 413–421. DOI: https://doi.org/10.1115/1.2151207.
Menter F.R., Egorov Y. The Scale-Adaptive Simulation Method for Unsteady Turbulent Flow Predictions. Part 1: Theory and Model Description. Flow. Turbulence and Combustion, 2010, vol. 85, no. 1, pp. 113–138. DOI: https://doi.org/10.1007/s10494-010-9264-5.
Адамьян Д.Ю., Стрелец М.Х., Травин А.К. Эффективный метод генерации синтетической турбулентности на входных границах LES области в рамках комбинированных RANS-LES-подходов к расчету турбулентных течений. Математическое моделирование, 2011, т. 23, № 7, с. 3–19.
Аксёнов А.А. FlowVision: Индустриальная вычислительная гидродинамика. Компьютерные исследования и моделирование, 2017, т. 9, № 1, с. 5–20.
Аксенов А.А., Гудзовский А.В., Дядькин А.А., Тишин А.П. Смешение газов при вдуве низконапорной струи в поперечный поток. Известия Российской академии наук. Серия: Механика жидкости и газа, 1996, № 3, c. 67–74.
Аксенов А.А. Моделирование сильного взаимодействия жидкости и конструкции программным комплексом FlowVision-Abaqus. Труды конференции ПАВТ-2008. Санкт-Петербург, Россия, 28 января – 1 февраля, 2008.
Осипов С.Л., Рогожкин С.А., Шепелев С.Ф., Сазонова М Л., Шмелев В.В. Опыт применения и проблемы верификации CFD-кодов в проектах реакторов БН. Сборник докладов научно-технического семинара «Проблемы верификации и применения CFD-кодов в атомной энергетике». Н. Новгород, ОАО «ОКБМ Африкантов», 2012, с. 373–382.
Baglietto E., Ninokata H., Misawa T. CFD and DNS methodologies development for fuel bundle simulations. Nuclear Engineering and Design, 2006, vol. 236, no. 14, pp. 1503–1510. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2006.03.045.
Асмолов В.Г., Блинков В.Н., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Емельянов Д.А., Киселев А.Е., Долганов К.С. Современное состояние и тенденции развития системных теплогидравлических кодов за рубежом. Теплофизика высоких температур, 2014, т. 52, № 1, с. 105–117.
RELAP5-3D. Code Manual Volume I: Code Structure, System Models and Solution Methods. INEELEXT 9800834. Idaho National Laboratory, 2005. 600 p.
TRAC M/Fortran 90 (Version 3.0): Theory Manual. Los Alamos National Laboratory. 2000. LAUR00 910. 923 p.
Bestion D., Geffraye G. The CATHARE Code. CEA Grenoble Report. SMTH/LDMS/EM/2002. Grenoble: France, 2002. P. 63.
Lerchl G., Austregesilo H. ATHLET Mod 1.2 Cycle D. User’s Manual. 2001. GRSP1. V. 1. 350 p.
Jeong J.J., Ha K.S., Chung B.D., Lee W.J. A Multidimensional Thermal Hydraulic System Analysis Code, MARS 1.3.1. J. Korean Nuclear Society, 1999, vol. 31, no. 3, p. 344.
Василенко В.А., Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Юдов Ю.В., Данилов И.Г., Коротаев В.Г., Кутьин В.В., Бондарчик Б.Р., Бенедиктов Д.В. Опыт создания и основные характеристики теплогидравлического расчетного кода нового поколения КОРСАР. Теплоэнергетика, 2002, № 11, c. 11.
Аsmolov V.G., Blinkov V.N., Еfanov А.D., Меlikhov О.I., Sorokin А.P., Strizhov V.F. Problems of Heat and Mass Transfer and Safety in New Generation NPP Designs. Proc. Baltic Heat Transfer Conf. St. Petersburg, Russia, Sept. 19–21, 2007, vol. 1, p. 393.
Zhang K. The multiscale thermal‐hydraulic simulation for nuclear reactors: A classification of the coupling approaches and a review of the coupled codes. International Journal of Energy Research, 2020, vol. 44, no. 5, pp. 3295–3315. DOI: https://doi.org/10.1002/er.5111.
Мигров Ю.А., Коротаев В.Г., Румянцев С.Н., Деулин А.А., Тарасова Н.В., Быков М.А., Мохов В.В., Кудрявцев О.В. Проблемы тепломассопереноса и безопасности в проектах АЭС нового поколения. 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск: ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2013.
Huber K., Zhou C., Sonntag M., Cheng X., Otic I. Coupled ATHLETOPENFOAM Calculations for PHENIX Natural Convection Test. Proc. of NURETH-15. Pisa, Italy, May 12–17, 2013, p. 11.
Baviere R., Tauveron N., Perdu F., Carre E. System CFD Coupled Simulation of the PHENIX Reactor Natural Circulation Test. Proc. NURETH-15. Pisa, Italy, May 12–17, 2013, p. 15.
Macek J., Vyskocil L. Simulation of CDA Opening Test at VVER1000 NPP by Coupled System of ATHLET, DYN3D and FLUENT Codes. Proc. of NURETH-15. Pisa, Italy, May 12–17, 2013, p. 13.
Mosunova N.A., Alipchenkov V.M., Pribaturin N.A., Strizhov V.F., Usov E.V., Lobanov P.D, Afremov D.A., Semchenkov A.A., Larin I.A. Lead coolant modeling in system thermal-hydraulic code HYDRA-IBRAE/LM and some validation results. Nuclear Engineering and Design, 2020, vol. 359, p. 110463. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110463.

УДК 536.24: 621.039.524.4: 621.039.58

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 3, c. 135–180

БРОНД-3.1

Архив

2025, Выпуск 3