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Multi-Scale Thermal-hydraulic Developments for the Detailed Analysis of the Flow Conditions within the Reactor Pressure Vessel of Pressurized Water Reactors

Zhang, Kanglong

Abstract:
Die mehrskalige thermohydraulische Analyse und die Entwicklung von mehrskaligen thermohydraulisch gekoppelten Programmen haben sich in den letzten Jahren zu einem vielversprechenden Gebiet im Bereich der Reaktortechnik entwickelt. Sie zielen darauf ab, die Fähigkeiten der thermohydraulischen Simulationswerkzeuge zu verbessern und die thermohydraulischen Phänomene in den Kernkraftsystemen umfassender zu beschreiben.
Die mehrskalige thermohydraulische Simulation eines Druckwasserreaktors (PWR) bildet den Schwerpunkt dieser Arbeit. Eine generische Klassifizierung der verschiedenen Multi-Skalen-Kopplungsansätze wird vorgeschlagen und die gekoppelten Programme und Methoden werden verglichen. ... mehr

Abstract (englisch):
The multi-scale thermal-hydraulic analysis and the development of multi-scale thermal-hydraulic coupled codes have been becoming a promising area in the nuclear communities in recent years. They aim to enhance the capabilities of the thermal-hydraulic simulation tools and to better describe the thermal-hydraulic phenomena in the nuclear power systems.
The multi-scale thermal-hydraulic simulation of the Pressurized Water Reactor (PWR) is the emphasis of this thesis. A generic classification of the diverse multi-scale coupling approaches is put forward and the coupled codes and methods are compared. ... mehr

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Volltext §
DOI: 10.5445/IR/1000105872
Veröffentlicht am 19.02.2020
Cover der Publikation
Zugehörige Institution(en) am KIT Fakultät für Maschinenbau (MACH)
Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR)
Publikationstyp Hochschulschrift
Publikationsdatum 06.04.2020
Sprache Englisch
Identifikator KITopen-ID: 1000105872
HGF-Programm 32.02.01 (POF III, LK 01)
Sicherheitsanalysen: Anlagendynamik
Verlag Karlsruhe
Umfang V, 132 S.
Abschlussart Dissertation
Fakultät Fakultät für Maschinenbau (MACH)
Institut Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR)
Prüfungsdatum 17.01.2020
Referent/Betreuer Prof. R. Stieglitz (KIT) ; Prof. C. Queral (Univ. Politécnica Madrid)
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