核反应堆及类似系统在正常工况与瞬态过程中热工水力模拟方法的发展
流体动力学
2022-12-29 v1
摘要
本报告旨在展示为满足内盖夫本-古里安大学（BGU）机械工程系理学硕士学位要求所完成的毕业设计项目。该项目包含对具有高温差和复杂几何形状的自然对流可压缩流动的理论研究。研究动机源于索雷克核研究中心建立的、对反应堆堆芯中稳态与瞬态多相流态长期研究与模拟。本项目的主要目标是开发一种综合数值方法，能够利用计算流体动力学（CFD）的标准技术——基于压力的求解算法和浸没边界法，对具有高温差和复杂几何形状的自然对流可压缩流动进行理论建模。本报告包含：- 对自然对流流动与浸没边界法模拟方法的全面文献综述。- 所进行研究目标的详细提纲。- 包含控制方程、定义、本构定律和量纲分析的全面物理模型。- 通过与文献中可用的无复杂几何不可压缩流和非 Boussinesq 可压缩流独立数值数据进行有利比较的验证研究。- 本研究所得结果与先前针对低温差复杂几何构型研究结果的比较。- 高温差复杂几何构型的解答与分析。- 总结、结论及对未来可能工作的建议。
引用
@article{arxiv.2212.13491,
title = {Development of methods for thermo-hydraulic simulation of nuclear reactors and similar systems in normal working conditions and in transient processes},
author = {Dmitry Zviaga},
journal= {arXiv preprint arXiv:2212.13491},
year = {2022}
}